JP3149111U - 原子力発電プラント - Google Patents
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Abstract
【課題】容易に出力調整を行うことのできる原子力発電プラントを提供する。【解決手段】蒸気発生器113で発生した蒸気をタービン102に供給する管118に制御弁105を設け、発電時に蒸気発生器113で発生した蒸気をタービン102に供給した後に復水器104で復水させ、非発電時に蒸気発生器113で発生した蒸気をタービン102を経由せずに復水器106で復水させるように制御弁105を動作させる。【選択図】図1
Description
本考案は、原子力発電プラントに関し、特に、容易に出力調整を行うことのできる原子力発電プラントに関する。
電力の需要は、季節の変化に応じて変化するとともに、ある一日のうちでも、時々刻々と変化するものである。一日の電力需要の変化は、例えば、図3(a)に示すような14時頃をピークとしたものとなる。
一方、電力は、貯蔵が困難な特性を有するため、基本的には、需要に応じて発電する電力を変化させることとなる。このため、一般的な電力系統では、原子力と火力、水力を用いて発電を行い、図3(b)に示すように発電電力量の調整が容易な小規模な火力や水力による発電で、その発電電力量を調整している。
ところで、電力の発電方式には、原子力、火力、水力によるものに加え、風力や地熱、太陽光を利用したもの等もあるが、一定規模以上の電力を安定して発電できる原子力、火力、水力による発電方式のうちでは、原子力発電が最も低価格で発電を行うことができる。
ここで、原子力により発電を行う原子力発電プラントについて説明する。図4は、加圧水型(PWR)原子力発電プラントの概略構成を示した図であり、図5は、沸騰水型(BWR)原子力発電プラントの概略構成を示した図である。
まず、加圧水型原子力発電プラントについて説明する。加圧水型原子力発電プラントは、原子炉で加熱された水を利用し、これとは別の水を加熱して蒸気を発生させ、発生させた蒸気によりタービンを回転させて発電を行うものである。
このため、加圧水型原子力発電プラントでは、原子炉格納容器101に、燃料110と制御棒111を格納する原子炉圧力容器112と蒸気発生器113を格納し、両者を管114と管115を介して接続している。また、管114には、内部を流れる水に圧力を加える加圧器116が接続され、管115には、内部の水を原子炉圧力容器112と蒸気発生器113の間で循環させるためのポンプ117が配されている。
蒸気発生器113では、原子炉圧力容器112と蒸気発生器113の間で循環する水により、別の水を加熱して蒸気を発生させ、発生させた蒸気を管118を介して、タービン102に供給する。
タービン102に供給された蒸気は、復水器104で冷却されて水に戻されるが、この際に生じる圧力差により、タービン102を回転させる。タービン102が回転すると、当該タービン102と軸が結合された発電機103が回転し、この回転により発電機103は、電力を生成する。
復水器104は、蒸気の冷却に利用する海水等の冷却水を取水する管140とポンプ141、冷却水を放水する管142、蒸気を冷却して得た水を蒸気発生器113に戻す管143とポンプ144を有している。
続いて、沸騰水型原子力発電プラントについて説明する。沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉で加熱された水を直接沸騰させ、これにより発生した蒸気によりタービンを回転させて発電を行うものである。
このため、沸騰水型原子力発電プラントでは、原子炉格納容器201に、燃料210と制御棒211を格納する原子炉圧力容器212を格納している。原子炉圧力容器212には、内部の水を循環させるための管213とポンプ214が配されている。また、原子炉格納容器201には、内部の圧力を抑制するための圧力抑制プール215が設けられ、その内部には水が入れられている。
原子炉圧力容器212で加熱された水は、蒸気として管216を介してタービン202に供給される。
タービン202に供給された蒸気は、復水器204で冷却されて水に戻されるが、この際に生じる圧力差により、タービン202を回転させる。タービン202が回転すると、当該タービン202と軸が結合された発電機203が回転し、この回転により発電機203は、電力を生成する。
復水器204は、蒸気の冷却に利用する海水等の冷却水を取水する管240とポンプ241、冷却水を放水する管242、蒸気を冷却して得た水を原子炉圧力容器212に戻す管243とポンプ244を有している。
前述したように、原子力による発電は価格的には有利であるものの、その出力(発電電力)を容易に調整することができない。このため、原子力による発電は、図3(b)に示す電力aのみを発電しているのが現状である。つまり、原子力による発電は、その出力が需要予測の下限以下となるように運転する必要がある。
そこで、本考案は、火力や水力等による発電電力に対して、原子力による発電電力の比率を高めることのできる原子力発電プラントを提供することを目的とする。
前述した目的を達成するため、請求項1の考案は、原子炉で発生させた熱を利用して生成した蒸気によってタービンを回転させ、該タービンと接続された発電機で発電を行う原子力発電プラントにおいて、発電時に前記蒸気を前記タービンに供給した後に復水させ、非発電時に前記蒸気を前記タービンを経由せずに復水させる蒸気流路制御手段を具備することを特徴とする。
また、請求項2の考案は、請求項1の考案において、前記蒸気流路制御手段は、前記蒸気を前記タービンに誘導する第1の蒸気管と、前記第1の蒸気管の途中から前記蒸気を復水器に誘導する第2の蒸気管と、前記第1の蒸気管と前記第2の蒸気管との接点に配設され、前記蒸気を前記第1の蒸気管と前記第2の蒸気管とのいずれかに誘導する制御弁とを具備することを特徴とする。
また、請求項3の考案は、請求項2の考案において、前記タービンに供給された蒸気を復水する第1の復水器と異なる第2の復水器をさらに具備し、前記第2の蒸気管は、前記第2の復水器に、前記蒸気を誘導することを特徴とする。
本考案によれば、原子力発電プラントの出力調整を容易に行うことが可能となり、火力や水力等による発電電力に対して、原子力による発電電力の比率を高めることが可能となる。
以下、本考案に係る原子力発電プラントの一実施の形態について、添付図面を参照して詳細に説明する。
図1は、実施例1における加圧水型(PWR)原子力発電プラントの概略構成を示した図である。
同図に示すように、本考案を適用した加圧水型原子力発電プラントは、原子炉格納容器101に、燃料110と制御棒111を格納する原子炉圧力容器112と蒸気発生器113を格納し、両者を管114と管115を介して接続している。また、管114には、内部を流れる水に圧力を加える加圧器116が接続され、管115には、内部の水を原子炉圧力容器112と蒸気発生器113の間で循環させるためのポンプ117が配されている。
蒸気発生器113では、原子炉圧力容器112と蒸気発生器113の間で循環する水により、別の水を加熱して蒸気を発生させ、発生させた蒸気を管118を介して、タービン102に供給する。
タービン102に供給された蒸気は、復水器104で冷却されて水に戻されるが、この際に生じる圧力差により、タービン102を回転させる。タービン102が回転すると、当該タービン102と軸が結合された発電機103が回転し、この回転により発電機103は、電力を生成する。
復水器104は、蒸気の冷却に利用する海水等の冷却水を取水する管140とポンプ141、冷却水を放水する管142、蒸気を冷却して得た水を蒸気発生器113に戻す管143とポンプ144を有している。
また、蒸気発生器113で発生させた蒸気をタービン102に供給する管118には、制御弁105を設けており、この制御弁105から管150を介して復水器106が接続されている。復水器106は、蒸気の冷却に利用する海水等の冷却水を取水する管160とポンプ161、冷却水を放水する管162、蒸気を冷却して得た水を蒸気発生器113に戻す管163とポンプ164を有しており、管163は、制御弁107を介して管143に接続されている。
なお、復水器106は、蒸気発生器113が発生可能な蒸気量に応じた充分な容量を有している。
この図1に示した加圧水型原子力発電プラントでは、発電時には、従来と同様に蒸気発生器113で発生させた蒸気でタービン102を回転させて発電機103を回転させるが、発電を停止する際には、制御弁105と制御弁107を動作させ、蒸気発生器113で発生させた蒸気を、タービン102を介さずに復水器106で水に戻して、蒸気発生器113に戻すように動作する。
このように制御弁105と制御弁107を動作させることで、本考案を適用した加圧水型原子力発電プラントは、原子炉を停止させることなく、発電を停止することが可能となる。
図2は、実施例1における沸騰水型(BWR)原子力発電プラントの概略構成を示した図である。
同図に示すように、本考案を適用した沸騰水型原子力発電プランでは、原子炉格納容器201に、燃料210と制御棒211を格納する原子炉圧力容器212を格納している。原子炉圧力容器212には、内部の水を循環させるための管213とポンプ214が配されている。また、原子炉格納容器201には、内部の圧力を抑制するための圧力抑制プール215が設けられ、その内部には水が入れられている。
原子炉圧力容器212で加熱された水は、蒸気として管216を介してタービン202に供給される。
タービン202に供給された蒸気は、復水器204で冷却されて水に戻されるが、この際に生じる圧力差により、タービン202を回転させる。タービン202が回転すると、当該タービン202と軸が結合された発電機203が回転し、この回転により発電機203は、電力を生成する。
復水器204は、蒸気の冷却に利用する海水等の冷却水を取水する管240とポンプ241、冷却水を放水する管242、蒸気を冷却して得た水を原子炉圧力容器212に戻す管243とポンプ244を有している。
また、原子炉圧力容器212で発生させた蒸気をタービン202に供給する管216には、制御弁205を設けており、この制御弁205から管250を介して復水器206が接続されている。復水器206は、蒸気の冷却に利用する海水等の冷却水を取水する管260とポンプ261、冷却水を放水する管262、蒸気を冷却して得た水を原子炉圧力容器212に戻す管263とポンプ264を有しており、管263は、制御弁207を介して管243に接続されている。
なお、復水器206は、原子炉圧力容器212で発生可能な蒸気量に応じた充分な容量を有している。
この図2に示した沸騰水型原子力発電プラントでは、発電時には、従来と同様に原子炉圧力容器212で発生させた蒸気でタービン202を回転させて発電機203を回転させるが、発電を停止する際には、制御弁205と制御弁207を動作させ、原子炉圧力容器212で発生させた蒸気を、タービン202を介さずに復水器206で水に戻して、原子炉圧力容器212に戻すように動作する。
このように制御弁205と制御弁207を動作させることで、本考案を適用した加圧水型原子力発電プラントは、原子炉を停止させることなく、発電を停止することが可能となる。
101 原子炉格納容器
102 タービン
103 発電機
104 復水器
105 制御弁
106 復水器
107 制御弁
110 燃料
111 制御棒
112 原子炉圧力容器
113 蒸気発生器
114 管
115 管
116 加圧器
117 ポンプ
118 管
140 管
141 ポンプ
142 管
143 管
144 ポンプ
150 管
160 管
161 ポンプ
162 管
163 管
164 ポンプ
201 原子炉格納容器
202 タービン
203 発電機
204 復水器
205 制御弁
206 復水器
207 制御弁
210 燃料
211 制御棒
212 原子炉圧力容器
213 管
214 ポンプ
215 圧力抑制プール
216 管
240 管
241 ポンプ
242 管
243 管
244 ポンプ
250 管
260 管
261 ポンプ
262 管
263 管
264 ポンプ
102 タービン
103 発電機
104 復水器
105 制御弁
106 復水器
107 制御弁
110 燃料
111 制御棒
112 原子炉圧力容器
113 蒸気発生器
114 管
115 管
116 加圧器
117 ポンプ
118 管
140 管
141 ポンプ
142 管
143 管
144 ポンプ
150 管
160 管
161 ポンプ
162 管
163 管
164 ポンプ
201 原子炉格納容器
202 タービン
203 発電機
204 復水器
205 制御弁
206 復水器
207 制御弁
210 燃料
211 制御棒
212 原子炉圧力容器
213 管
214 ポンプ
215 圧力抑制プール
216 管
240 管
241 ポンプ
242 管
243 管
244 ポンプ
250 管
260 管
261 ポンプ
262 管
263 管
264 ポンプ
Claims (3)
- 原子炉で発生させた熱を利用して生成した蒸気によってタービンを回転させ、該タービンと接続された発電機で発電を行う原子力発電プラントにおいて、
発電時に前記蒸気を前記タービンに供給した後に復水させ、非発電時に前記蒸気を前記タービンを経由せずに復水させる蒸気流路制御手段を具備することを特徴とする原子力発電プラント。 - 前記蒸気流路制御手段は、
前記蒸気を前記タービンに誘導する第1の蒸気管と、
前記第1の蒸気管の途中から前記蒸気を復水器に誘導する第2の蒸気管と、
前記第1の蒸気管と前記第2の蒸気管との接点に配設され、前記蒸気を前記第1の蒸気管と前記第2の蒸気管とのいずれかに誘導する制御弁と
を具備することを特徴とする請求項1記載の原子力発電プラント。 - 前記タービンに供給された蒸気を復水する第1の復水器と異なる第2の復水器をさらに具備し、
前記第2の蒸気管は、前記第2の復水器に、前記蒸気を誘導する
ことを特徴とする請求項2記載の原子力発電プラント。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2008009099U JP3149111U (ja) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | 原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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JP2008009099U JP3149111U (ja) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | 原子力発電プラント |
Related Parent Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2005303158A Continuation JP2007113950A (ja) | 2005-10-18 | 2005-10-18 | 原子力発電プラント |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
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JP3149111U true JP3149111U (ja) | 2009-03-12 |
Family
ID=54853712
Family Applications (1)
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Country Status (1)
Country | Link |
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JP (1) | JP3149111U (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013011502A (ja) * | 2011-06-29 | 2013-01-17 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント及びその燃料プール水冷却方法 |
-
2008
- 2008-12-25 JP JP2008009099U patent/JP3149111U/ja not_active Expired - Fee Related
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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JP2013011502A (ja) * | 2011-06-29 | 2013-01-17 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント及びその燃料プール水冷却方法 |
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