本発明は、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、本発明は、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の発明は、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の発明は、請求項１の発明において、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の発明は、請求項２の発明において、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。

本発明によれば、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、本発明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、本発明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、本発明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、本発明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、本発明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。

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。

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。

電力需要の変化例を示した図である。

従来の加圧水型（ＰＷＲ）原子力発電プラントの概略構成を示した図である。

従来の沸騰水型（ＢＷＲ）原子力発電プラントの概略構成を示した図である。

符号の説明

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