(57)【要約】【課題】全電源喪失時に非常用電力を安定して供給できること。【解決手段】蓄熱媒体２８を充填した反応容器１６、及びこの反応容器に連通配管１８を介して接続される貯蔵器１７を備え、蓄熱媒体の化学反応を利用して蓄熱し放熱する化学蓄熱設備１１と、貯蔵器と原子炉一次系との間で熱交換を行って貯蔵器を加熱する第１熱交換ループ１３と、高温部１２Ａと低温部１２Ｂとの温度差により発電する熱電変換装置１２と、反応容器と熱電変換装置の高温部との間で熱交換を行って高温部を加熱する第２熱交換ループ１４と、熱電変換装置の低温部と最終ヒートシンク２５との間で熱交換を行って低温部を冷却する最終放熱冷却ループ１５とを有し、電源喪失時に第１熱交換ループ１３に配置された弁が受動で開動作して、貯蔵器が原子炉一次冷却材により加熱されることで、化学蓄熱設備１１に蓄熱された熱が放熱され、この熱により熱電変換装置１２が発電を行うものである。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
蓄熱媒体を充填した反応容器、及びこの反応容器に連通配管を介して接続されて水を貯蔵する貯蔵器を備え、前記蓄熱媒体の化学反応を利用して蓄熱し放熱する化学蓄熱設備と、
前記貯蔵器と原子炉一次系との間で熱交換を行って、前記貯蔵器を加熱する第１熱交換系と、
高温部と低温部との温度差により発電する熱電変換装置と、
前記反応容器と前記熱電変換装置の前記高温部との間で熱交換を行って、前記高温部を加熱する第２熱交換系と、
前記熱電変換装置の前記低温部と最終ヒートシンクとの間で熱交換を行って、前記低温部を冷却する最終放熱冷却系とを有し、
電源喪失時に前記第１熱交換系に配設された弁が受動で開動作して、前記貯蔵器が前記原子炉一次系により加熱されることで、前記化学蓄熱設備に蓄熱された熱が放熱され、この熱により前記熱電変換装置が発電を行うよう構成されたことを特徴とする非常用電力供給システム。
【請求項２】
前記化学蓄熱設備の反応容器と原子炉一次系との間で熱交換を行って、前記反応容器を加熱する第３熱交換系と、
前記化学蓄熱設備の貯蔵器と最終放熱冷却系との間で熱交換を行って、前記貯蔵器を冷却する第４熱交換系とを更に有し、
第１熱交換系、第２熱交換系、前記第３熱交換系及び前記第４熱交換系のそれぞれに対をなす弁が配設され、
電源喪失時に、前記第１及び第２熱交換系のそれぞれの前記弁が受動で開動作すると共に、前記第３及び第４熱交換系のそれぞれの前記弁が受動で閉動作して、前記貯蔵器が前記原子炉一次系により前記第１熱交換系を介して加熱されることで、前記化学蓄熱設備に蓄熱された熱が放熱され、この熱が前記第２熱交換系を介して熱電変換装置の高温部を加熱することで、前記熱電変換装置が発電を行うよう構成されたことを特徴とする請求項１に記載の非常用電力供給システム。
【請求項３】
前記第１熱交換系、前記第２熱交換系、前記第３熱交換系及び前記第４熱交換系のそれぞれの弁は、原子炉圧力とばね圧とのバランスにより無給電で開閉動作する機能を備え、
前記原子炉圧力の上昇時に、前記第３及び第４熱交換系のそれぞれの前記弁が開動作すると共に、前記第１及び第２熱交換系のそれぞれの前記弁が閉動作して、化学蓄熱設備が蓄熱する蓄熱モードに移行し、
前記原子炉圧力の低下時に、前記第１及び第２熱交換系のそれぞれの前記弁が開動作すると共に、前記第３及び第４熱交換系のそれぞれの前記弁が閉動作して、前記化学蓄熱設備が放熱して熱電変換装置が発電する放熱発電モードに移行するよう構成されたことを特徴とする請求項２に記載の非常用電力供給システム。
【請求項４】
前記化学蓄熱設備の連通配管に圧縮機が配設され、この圧縮機により反応容器を加圧して、この反応容器内での放熱過程における化学反応の温度を上昇させるよう構成された請求項２または３に記載の非常用電力供給システム。
【請求項５】
前記第１熱交換系、前記第２熱交換系、前記第３熱交換系及び前記第４熱交換系の対をなすそれぞれの弁は、一方が開閉弁であり、他方が逆止弁であることを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の非常用電力供給システム。
【請求項６】
前記第１熱交換系、前記第２熱交換系、前記第３熱交換系及び前記第４熱交換系は、ループ型または単一流路のヒートパイプを備えて構成されたことを特徴とする請求項１乃至５のいずれか１項に記載の非常用電力供給システム。
【請求項７】
前記原子炉一次系の原子炉圧力容器に対して複数系統設けられ、電源喪失時に少なくとも１つの系統の化学蓄熱設備が放熱し熱電変換機が発電を行うよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至６のいずれか１項に記載の非常用電力供給システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントに適用されて全電源喪失時に非常用電力を供給する非常用電力供給システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
軽水炉プラントは、外部電源の喪失時に原子炉を安全に停止するために必要な電源を供給すると共に、工学的安全施設を作動させるための電源を供給する非常用ディーゼル発電設備を有する。本設備は多重性と独立性を備え、単一故障を考えても電源の完全喪失とならないよう設計されている（非特許文献１）。
【０００３】
ところで、化学蓄熱は、熱を化学エネルギとして蓄える方法であり、化学反応に伴う熱の出入りを利用し、化学エネルギを蓄えることによって蓄熱を行うものである（非特許文献２）。この化学蓄熱は、温水蓄熱などに比べ高密度での蓄熱が可能であって高効率が期待できると共に、長期間の蓄熱が可能である。
【０００４】
また、一般に沸騰水型原子炉の一次系温度は３００℃程度である。この温度レベルの熱を蓄熱・放熱可能な反応系として、例えば、図７に示すような酸化マグネシウム−水酸化マグネシウム反応系を用いた化学蓄熱設備１が知られている（特許文献１）。
【０００５】
この化学蓄熱設備１では、放熱状態からの蓄熱過程（図７（Ａ））において、反応容器３を加熱することにより蓄熱媒体２の水酸化マグネシウムの脱水を行い、発生した水蒸気を、連通配管５を通して貯蔵器４へと移動させる。このとき蓄熱媒体２は酸化マグネシウムに変化し、反応系は化学的に蓄熱された状態になる。蓄熱状態からの放熱過程（図７（Ｂ））においては、貯蔵器４を駆動熱によって加熱することにより、発生した水蒸気を、連通配管６を通して反応容器３へと移動させる。すると、蓄熱媒体２は水蒸気と反応して水酸化マグネシウムに変化し、加水反応熱を放熱（発熱）する。
【０００６】
蓄熱過程では、反応容器３の温度を蓄熱媒体２に応じた化学反応平衡温度以上とすることが求められ、放熱過程では、反応容器３の温度を化学反応平衡温度以下とすることが求められる。但し、反応系（反応容器３及び貯蔵器４）の圧力レベルを上昇させることにより、化学反応平衡温度を上昇させることが可能である。
【０００７】
また、一次系ループと二次系ループが分離された間接サイクル式原子力発電所について、従来の蒸気発生器に代えて熱電変換装置を設置し、原子炉一次系を高温源、二次系を低温源とし、熱電変換装置の熱電素子モジュールにより温度差発電を行う技術が開示されている（特許文献２）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平６−２１３５２９号公報
【特許文献２】特開２００１−２４２２８７号公報
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】（財）原子力安全研究協会編、軽水炉発電所のあらまし、平成４年１０月
【非特許文献２】電力中央研究所・研究報告Ｗ８７００５、１９８７年９月
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
前述の非常用ディーゼル発電設備は巨大津波による冠水等によって全系統が同時に不作動となる恐れがある。よって、非常用ディーゼル発電設備の不作動を仮定した上で、全く異なる原理を用いながら、全電源喪失時に受動的に作動して非常用ディーゼル発電設備をバックアップする非常用電力供給システムの確立が望まれる。
【００１１】
本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、全電源喪失時に非常用電力を安定して供給できる非常用電力供給システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
本発明は、蓄熱媒体を充填した反応容器、及びこの反応容器に連通配管を介して接続されて水を貯蔵する貯蔵器を備え、前記蓄熱媒体の化学反応を利用して蓄熱し放熱する化学蓄熱設備と、前記貯蔵器と原子炉一次系との間で熱交換を行って、前記貯蔵器を加熱する第１熱交換系と、高温部と低温部との温度差により発電する熱電変換装置と、前記反応容器と前記熱電変換装置の前記高温部との間で熱交換を行って、前記高温部を加熱する第２熱交換系と、前記熱電変換装置の前記低温部と最終ヒートシンクとの間で熱交換を行って、前記低温部を冷却する最終放熱冷却系とを有し、電源喪失時に前記第１熱交換系に配設された弁が受動で開動作して、前記貯蔵器が前記原子炉一次系により加熱されることで、前記化学蓄熱設備に蓄熱された熱が放熱され、この熱により前記熱電変換装置が発電を行うよう構成されたことを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、電源喪失時に化学蓄熱設備が受動的に作動して発熱し、この熱を用いて熱電変換装置が発電を行うので、全電源喪失時に非常用電力を安定して供給することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明に係る非常用電力供給システムの第１実施形態を示す系統図。
【図２】本発明に係る非常用電力供給システムの第２実施形態が放熱発電モードを実施している状況を示す系統図。
【図３】図２の非常用電力供給システムが蓄熱モードを実施している状況を示す系統図。
【図４】本発明に係る非常用電力供給システムの第３実施形態を示す系統図。
【図５】本発明に係る非常用電力供給システムの第４実施形態を示す系統図。
【図６】本発明に係る非常用電力供給システムの第５実施形態を示す系統図。
【図７】化学蓄熱設備を示し、（Ａ）が放熱状態から蓄熱過程へ移行する状況を説明する模式図、（Ｂ）が蓄熱状態から放熱過程へ移行する状況を説明する模式図。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明を実施するための実施形態を図面に基づき説明する。
【００１６】
［Ａ］第１実施形態（図１）
図１は、本発明に係る非常用電力供給システムの第１実施形態を示す系統図である。この非常用電力供給システム１０は原子力プラント、例えば沸騰水型原子炉に適用されて全電源喪失時に非常用電力を供給するものであり、化学蓄熱設備１１、第１熱交換系としての第１熱交換ループ１３、熱電変換装置１２、第２熱交換系としての第２熱交換ループ１４、及び最終放熱冷却系としての最終放熱冷却ループ１５を有して構成される。
【００１７】
化学蓄熱設備１１は、酸化マグネシウム−水酸化マグネシウムの化学反応系を利用して蓄熱し放熱するものであり、反応容器１６、貯蔵器１７、及び反応容器１６と貯蔵器１７とを接続する連通配管１８を備えて構成される。連通配管１８に蓄熱開放弁１９が配置され、この蓄熱開放弁１９の開弁時に連通配管１８を介して反応容器１６と貯蔵器１７とが連通される。反応容器１６には、蓄熱媒体２８としての酸化マグネシウム等が充填されている。また、貯蔵器１７には水が貯蔵されている。
【００１８】
貯蔵器１７は、化学蓄熱設備１１の放熱過程において駆動熱により加熱されるため、昇温時の高温及び高圧に耐え得る断熱素材にて構成される。この貯蔵器１７内は予め加圧されている。また、反応容器１６も、化学蓄熱設備１１の放熱過程において放熱（発熱）するため、昇温時の高温及び高圧に耐え得る素材にて構成される。
【００１９】
前記第１熱交換ループ１３は、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７と、原子炉一次系の構成要素である原子炉圧力容器２０との間で熱交換を行って、貯蔵器１７を加熱するものである。つまり、第１熱交換ループ１３は、伝熱部２１が貯蔵器１７に内包され、両端部が原子炉圧力容器２０に接続されると共に、開閉弁２２Ａ及び２２Ｂを備える。開閉弁２２Ａ及び２２Ｂの開動作時に原子炉圧力容器２０内の原子炉一次冷却材が第１熱交換ループ１３を流れ、伝熱部２１で貯蔵器１７内の水と熱交換して、この貯蔵器１７内の水を加熱する。前記開閉弁２２Ａ及び２２Ｂは、化学蓄熱設備１１の前記蓄熱開放弁１９と共に、受動で開動作するよう構成されている。
【００２０】
熱電変換装置１２は高温部１２Ａ及び低温部１２Ｂを備え、これらの高温部１２Ａと低温部１２Ｂとの温度差により発電する。この熱電変換装置１２の発電により非常用電力が供給可能になる。
【００２１】
第２熱交換ループ１４は、化学蓄熱設備１１の反応容器１６と熱電変換装置１２の高温部１２Ａとの間で熱交換を行って、高温部１２Ａを加熱する。つまり、第２熱交換ループ１４は、一方の伝熱部２３が反応容器１６に内包され、他方の伝熱部２４が熱電変換装置１２の高温部１２Ａに接触し、反応容器１６内での蓄熱媒体２８の加水反応により発熱した熱を、熱電変換装置１２の高温部１２Ａへ伝達する。
【００２２】
最終放熱冷却ループ１５は、熱電変換装置１２の低温部１２Ｂと最終ヒートシンク２５との間で熱交換を行って、低温部１２Ｂを冷却する。つまり、最終放熱冷却ループ１５は、一方の伝熱部２６が最終ヒートシンク２５に内包され、他方の伝熱部２７が熱電変換装置１２の低温部１２Ｂに接触して、最終ヒートシンク２５により低温部１２Ｂを冷却する。この最終ヒートシンク２５は、冷却用海水、冷却用空気、または海水を除く冷却用水を用いた冷却機構を１または複数備えて構成される。この第１実施形態では、最終ヒートシンク２５は、冷却用空気を用いた１台の空冷塔である。
【００２３】
本実施形態の非常用電力供給システム１０では、前述のごとく、電源喪失時に蓄熱開放弁１９、開放弁２２Ａ及び２２Ｂが受動（自動）で開動作する。すると、図７（Ｂ）にも示すように、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７が原子炉圧力容器２０内の原子炉一次冷却材により第１熱交換ループ１３を用いて加熱されることで、水蒸気が貯蔵器１７から連通配管１８を通って反応容器１６内へ流入し、化学蓄熱設備１１に蓄熱された熱が放熱、即ち反応容器１６内で蓄熱媒体２８（酸化マグネシウム）が水蒸気と反応して水酸化マグネシウムに変化し、加水反応熱を放熱（発熱）する。
【００２４】
このとき、貯蔵器１７内は予め加圧されているので、反応容器１６内も加圧され、蓄熱媒体２８の上述の化学反応の結果得られる温度は、原子炉圧力容器２０内の原子炉一次冷却材の温度よりも高温になる。
【００２５】
化学蓄熱設備１１の反応容器１６から放熱された熱が第２熱交換ループ１４を介して熱電変換装置１２の高温部１２Ａを加熱し、最終放熱冷却ループ１５の最終ヒートシンク２５が熱電変換装置１２の低温部１２Ｂを冷却することで、熱電変換装置１２が高温部１２Ａと低温部１２Ｂとの温度差により発電を行って、非常用電力が得られる。尚、本実施形態の非常用電力供給システム１０では、化学蓄熱設備１１は、予め化学的に蓄熱された状態である必要があり、また、受動的な蓄熱はできず、放熱は１回に限られる。
【００２６】
また、本実施形態の非常用電力供給システム１０では、第１熱交換ループ１３の破断による原子炉一次冷却材喪失の可能性に鑑み、この原子炉一次冷却材の原子炉格納容器２９外への漏出を防止するため、化学蓄熱設備１１の反応容器１６、貯蔵器１７及び連通配管１８並びに第１熱交換ループ１３が原子炉格納容器２９の内部に配置される。特に、耐震性を確保する観点から、反応容器１６及び貯蔵器１７が原子炉格納容器２９の下部に設置されることが好ましい。
【００２７】
以上のように構成されたことから、本実施形態によれば、次の効果（１）及び（２）を奏する。
（１）電源喪失時に蓄熱開放弁１９、開放弁２２Ａ及び２２Ｂが受動で開動作して、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７が第１熱交換ループ１３を介して原子炉一次冷却材により加熱され、化学蓄熱設備１１に蓄熱されていた熱が反応容器１６から放熱され、この熱を用いて熱電変換装置１２が発電を行うので、全電源喪失時に、安全性確保の点から重要度の高い機器（例えば計装制御系機器）へ非常用電力を安定して供給できる。
【００２８】
（２）特に、化学蓄熱設備１１の反応容器１６に充填される蓄熱媒体２８の種類や反応容器１６及び貯蔵器１７内の圧力、熱電変換装置１２を適切に選択することにより、非常時の原子炉一次冷却材よりも高い温度の熱を反応容器１６から放熱できるので、熱電変換装置１２により高効率な熱電変換を実現できる。
【００２９】
尚、第１熱交換ループ１３に配設された開閉弁２２Ａと２２Ｂは、いずれか一方が開閉弁、他方が逆止弁であってもよい。また、第１熱交換ループ１３及び第２熱交換ループ１４は、後述の第２実施形態と同様なループ型のヒートパイプにて構成されてもよい。更に、物量削減及び経済性向上の観点から、サプレッションチャンバの一部が化学蓄熱設備１１の反応容器１６と貯蔵器１７の機能を兼用してもよい。この場合には、サプレッションチャンバは、他から完全に分離された２区画を有し、これらの２区画の一方が反応容器１６として、他方が貯蔵器１７として機能してもよい。
【００３０】
［Ｂ］第２実施形態（図２、図３）
図２は、本発明に係る非常用電力供給システムの第２実施形態が放熱発電モードを実施している状況を示す系統図であり、図３は、図２の非常用電力供給システムが蓄熱モードを実施している状況を示す系統図である。この第２実施形態において、前記第１実施形態と同様な部分については、同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００３１】
本実施形態の非常用電力供給システム３０が前記第１実施形態と異なる主な点は、第３熱交換系としての第３熱交換ループ３１、第４熱交換系としての第４熱交換ループ３２を追加して備え、更に、原子炉一次系が原子炉圧力容器２０と、この原子炉圧力容器２０内の原子炉一次冷却材を循環する原子炉一次冷却材ループ３３とを有してなり、第１熱交換ループ１３が、原子炉一次冷却材ループ３３と化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７との間で熱交換を行って貯蔵器１７を加熱する点である。ここで、符号３４は、第１熱交換ループ１３における原子炉一次冷却材ループ３３側の伝熱部である。
【００３２】
前記第３熱交換ループ３１は、化学蓄熱設備１１の反応容器１６と原子炉一次冷却材ループ３３との間で熱交換を行って、反応容器１６を加熱する。つまり、第３熱交換ループ３１は、一方の伝熱部３５が原子炉一次冷却材ループ３３を流れる原子炉一次冷却材により加熱され、他方の伝熱部３６が反応容器１６に内包され、原子炉一次冷却材の熱により反応容器１６を加熱する。
【００３３】
また、前記第４熱交換ループ３２は、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７と最終放熱冷却ループ１５との間で熱交換を行って、貯蔵器１７を冷却する。つまり、第４熱交換ループ３２は、一方の伝熱部３７が最終放熱冷却ループ１５により冷却され、他方の伝熱部３８が貯蔵器１７に内包されて、最終放熱冷却ループ１５により貯蔵器１７内の水を冷却する。
【００３４】
本実施形態の非常用電力供給システム３０では、第１熱交換ループ１３、第２熱交換ループ１４、第３熱交換ループ３１及び第４熱交換ループ３２はループ型のヒートパイプにて構成されている。このうち、第１熱交換ループ１３の伝熱部２１（凝縮器）と第４熱交換ループ３２の伝熱部３８（蒸発部）とが分離して構成されている。同様に、第３熱交換ループ３１の伝熱部３６（凝縮部）と第２熱交換ループ１４の伝熱部３６（蒸発部）とが分離して構成されている。これらのループ型のヒートパイプは、凝縮部が蒸発部よりも上に位置するサーモサイフォン式ヒートパイプであり、無動力で作動媒体（例えば水）の循環が可能である。
【００３５】
第１熱交換ループ１３、第２熱交換ループ１４、第３熱交換ループ３１及び第４熱交換ループ３２がヒートパイプにて構成されたので、原子炉一次冷却材ループ３３と、化学蓄熱設備１１の反応容器１６及び貯蔵器１７と、熱電変換装置１２と、最終放熱冷却ループ１５との間では、ヒートパイプである第１熱交換ループ１３、第２熱交換ループ１４、第３熱交換ループ３１及び第４熱交換ループ３２を用いて熱交換が行われる。これらのヒートパイプは、その蒸発部と凝縮部の破損が同時に発生しない限り、原子炉一次冷却材ループ３３、化学蓄熱設備１１の反応容器１６、貯蔵器１７、熱電変換装置１２、最終放熱冷却ループ１５間で漏洩が発生しない構成になっている。
【００３６】
このため、本実施形態の非常用電力供給システム３０では、原子炉圧力容器２０、原子炉一次冷却材ループ３３及びこの原子炉一次冷却材ループ３３に付属する弁（開閉弁３９Ａ及び逆止弁３９Ｂ）を除く構成要素、即ち化学蓄熱設備１１の反応容器１６及び貯蔵器１７、熱電変換装置１２、並びに最終放熱冷却ループ１５等が原子炉格納容器２９の外部に設置される。従って、第１熱交換ループ１３及び第３熱交換ループ３１が原子炉格納容器２９を貫通して設けられている。
【００３７】
更に、ループ型のヒートパイプから構成される第１熱交換ループ１３、第２熱交換ループ１４、第３熱交換ループ３１及び第４熱交換ループ３２には、それぞれ対をなす弁が配設される。即ち、第１熱交換ループ１３には、第１実施形態の開閉弁２２Ａ及び２２Ｂに代えて開閉弁４１Ａ及び逆止弁４１Ｂが配設され、第２熱交換ループ１４には開閉弁４２Ａ及び逆止弁４２Ｂが配設され、第３熱交換ループ３１には開閉弁４３Ａ及び逆止弁４３Ｂが配設され、第４熱交換ループ３２には開閉弁４４Ａ及び逆止弁４４Ｂが配設されている。
【００３８】
これらの開閉弁４１Ａ、４２Ａ、４３Ａ及び４４Ａと、原子炉一次冷却材ループ３３の開閉弁３９Ａと、化学蓄熱設備１１の蓄熱開放弁１９とは、通常運転時には任意に開閉可能であるが、停電時（電源喪失時）には、開閉弁４１Ａ、４２Ａ及び蓄熱開放弁１９が受動（自動）で開動作し、開閉弁４３Ａ及び４４Ａが受動（自動）で閉動作するよう構成されている（図２参照）。
【００３９】
このうちの開閉弁４１Ａ、４２Ａ、４３Ａ及び４４Ａは、原子炉圧力容器２０の上部または図示しない主蒸気管（本実施形態では原子炉圧力容器２０の上部）から延びる分岐管４０に接続され、原子炉圧力とばね圧とのバランスにより無給電で開閉動作する機能を更に備える。即ち、分岐管４０から導入された原子炉圧力がばね圧よりも大きくなったときに、開閉弁４１Ａ及び４２Ａが無給電で閉動作し、開閉弁４３Ａ及び４４Ａが無給電で開動作する機能を備える（図３参照）。
【００４０】
従って、本実施形態の非常用電力供給システム３０では、電源が喪失して、開閉弁４１Ａ、４２Ａ、４３Ａ、４４Ａ、３９Ａ及び蓄熱開放弁１９への電力供給が遮断されたとき、開閉弁４１Ａ、４２Ａ及び蓄熱開放弁１９が受動で開動作し、開閉弁４３Ａ及び４４Ａが受動で閉動作して、非常用電力供給システム３０は放熱発電モードに移行する（図２、図７（Ｂ）参照）。
【００４１】
このとき、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７が第１熱交換ループ１３を用いて原子炉一次冷却材ループ３３内の原子炉一次冷却材により加熱されることで、水蒸気が貯蔵器１７から連通配管１８を通って反応容器１６内に流入し、化学蓄熱設備１１に蓄熱された熱が放熱、即ち反応容器１６内で蓄熱媒体２８（酸化マグネシウム）が水蒸気と反応して水酸化マグネシウムに変化し、加水反応熱を放熱（発熱）する。この反応容器１６から放熱された熱が第２熱交換ループ１４を介して熱電変換装置１２の高温部１２Ａを加熱し、最終放熱冷却ループ１５の最終ヒートシンク２５が熱電変換装置１２の低温部１２Ｂを冷却することで、熱電変換装置１２が高温部１２Ａと低温部１２Ｂとの温度差により発電を行って、非常用電力が得られる。
【００４２】
また、通常運転時には、開閉弁４３Ａ、４４Ａ、３９Ａ及び蓄熱開放弁１９を給電により開操作させ、開閉弁４１Ａ及び４２Ａを給電により閉操作させることで、非常用電力供給システム３０は蓄熱モードに移行する（図３、図７（Ａ）参照）。
【００４３】
このとき、化学蓄熱設備１１の反応容器１６が第３熱交換ループ３１を用いて原子炉一次冷却材ループ３３内の原子炉一次冷却材により加熱されることで、反応容器１６内の蓄熱媒体２８（水酸化マグネシウム）が脱水反応を行って酸化マグネシウムに変化し、発生した水蒸気が連通配管１８を経て貯蔵器１７へ移動し、第４熱交換ループ３２により凝縮されて貯蔵器１７に貯蔵される。蓄熱媒体２８が酸化マグネシウムに変化することで、化学蓄熱設備１１は化学的に蓄熱された状態になる。
【００４４】
例えば、蓄熱媒体２８の状態から蓄熱が完了したと判断されたときに、開閉弁４１Ａ、４２Ａ、４３Ａ、４４Ａ、３９Ａ及び蓄熱開放弁１９が給電により開操作されて、化学蓄熱設備１１及び非常用電力供給システム３０は待機モードに移行する。
【００４５】
更に、電源喪失時で、例えば原子炉隔離時冷却系（不図示）による原子炉圧力容器２０内の冷却が失敗し、原子炉圧力容器２０内の原子炉圧力が上昇したときに、この原子炉圧力が分岐管４０を経て開閉弁４１Ａ、４２Ａ、４３Ａ及び４４Ａに導入され、この原子炉圧力によって開閉弁４３Ａ及び４４Ａが無給電で開動作し、開閉弁４１Ａ及び４２Ａが無給電で閉動作する。これにより、化学蓄熱設備１１及び非常用電力供給システム３０は蓄熱モード（図３、図７（Ａ））に移行する。
【００４６】
上述の電源喪失時に、例えば主蒸気逃がし安全弁（不図示）の作動により、原子炉圧力容器２０及び原子炉一次冷却材ループ３３内が減圧されたときには、開閉弁４１Ａ及び４２Ａが受動で開動作し、開閉弁４３Ａ及び４４Ａが受動で閉動作して、化学蓄熱設備１１及び非常用電力供給システム３０は受動で放熱発電モード（図２、図７（Ｂ））に移行する。
【００４７】
以上のように構成されたことから、本第２実施形態によれば、前記第１実施形態の効果（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（３）〜（５）を奏する。
【００４８】
（３）電源喪失時に、開閉弁４１Ａ、４２Ａ、３９Ａ及び蓄熱開放弁１９が受動で開動作し、開閉弁４３Ａ及び４４Ａが受動で閉動作して、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７が、第１熱交換ループ１３を介して原子炉一次冷却材ループ３３の原子炉一次冷却材により加熱され、化学蓄熱設備１１に蓄熱されていた熱が反応容器１６から放熱され、この熱を用いて熱電変換装置１２が発電を行う放熱発電モードに移行する。このため、全電源喪失時に、安全性確保の点から重要度の高い機器（例えば計装制御系機器）へ非常用電力を安定して供給することができる。
【００４９】
（４）通常運転時に開閉弁４３Ａ、４４Ａ、３９Ａ及び蓄熱開放弁１９を開操作し、開閉弁４１Ａ及び４２Ａを閉操作することにより、また、電源喪失時で原子炉圧力が上昇したときに、開閉弁４３Ａ及び４４Ａが受動で開動作し、開閉弁４１Ａ及び４２Ａが受動で閉動作することにより、それぞれ、化学蓄熱設備１１の反応容器１６が、第３熱交換ループ３１を用いて原子炉一次冷却材ループ３３内の原子炉一次冷却材により加熱される。この加熱により、反応容器１６内の蓄熱媒体２８が脱水反応して、化学蓄熱設備１１及び非常用電力供給システム３０が蓄熱モードに移行する。従って、本実施形態の非常用電力供給システム３０では、放熱発電モードと蓄熱モードとを交互に繰り返して実行させて、非常用電力を長期間に亘り供給することができる。
【００５０】
（５）化学蓄熱設備１１が原子炉格納容器２９の外部に設置されたので、非常時に原子炉格納容器２９の内部で発生した熱を原子炉格納容器２９の外部の反応容器１６（蓄熱モード時）または貯蔵器１７（放熱発電モード時）へと導くことができる。この結果、非常用電力供給システム３０は、放射性物質の漏洩のリスクを抑制しつつ、原子炉圧力容器２０ひいては原子炉格納容器２９の全体の除熱にも寄与できる。
【００５１】
［Ｃ］第３実施形態（図４）
図４は、本発明に係る非常用電力供給システムの第３実施形態を示す系統図である。この第３実施形態において、前記第１及び第２実施形態と同様な部分については、同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００５２】
本実施形態の非常用電力供給システム５０が、前記第２実施形態の非常用電力供給システム３０と異なる点は、化学蓄熱設備１１の連通配管１８に圧縮機５１が配設されて、化学蓄熱設備１１の反応容器１６を加圧可能に構成した点である。
【００５３】
化学蓄熱設備１１の連通配管１８に配設された圧縮機５１の動力源は、例えば原子炉隔離時冷却系のタービン動力、または同様に崩壊熱により発生する原子炉蒸気を利用したタービン動力が用いられる。
【００５４】
化学蓄熱設備１１の反応容器１６が放熱（発熱）して熱電変換装置１２が発電する非常用電力供給システム５０の放熱発電モードにおいて、圧縮機５１により反応容器１６が加圧されることで、この反応容器１６内でなされる蓄熱媒体２８の化学反応（加水反応）の化学反応平衡温度を上昇させることが可能になる。このため、蓄熱媒体２８の放熱過程における化学反応をより高温の条件下で進めることが可能になり、反応容器１６から得られる温度を、反応容器１６が圧縮機５１により加圧されていない状態と比べて高温化できる。これにより、熱電変換装置１２による熱電変換効率が向上する。
【００５５】
以上のように構成されたことから、本第３実施形態によれば、前記第１及び第２実施形態の効果（２）及び（３）〜（５）と同様な効果を奏するほか、次の効果（６）を奏する。
【００５６】
（６）化学蓄熱設備１１の連通配管１８に配設された圧縮機５１が反応容器１６を加圧することで、この反応容器１６内での蓄熱媒体２８の放熱過程における化学反応（加水反応）の温度を上昇させることができる。このため、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７を加熱する原子炉一次冷却材ループ３３の原子炉一次冷却材の温度が低下した場合にも、熱電変換装置１２の高温部１２Ａの温度を高温に維持でき、熱電変換装置１２による発電効率を良好に確保できる。
【００５７】
［Ｄ］第４実施形態（図５）
図５は、本発明に係る非常用電力供給システムの第４実施形態を示す系統図である。この第４実施形態において、前記第１及び第２実施形態と同様な部分については、同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００５８】
本実施形態の非常用電力供給システム６０が、前記第２実施形態と異なる点は、非常用電力供給システム６０が複数系統設けられ、各系統の非常用電力供給システム６０における第１熱交換系６１、第２熱交換系６２、第３熱交換系６３及び第４熱交換系６４が単一流路のヒートパイプにて構成された点である。
【００５９】
つまり、非常用電力供給システム６０は、原子炉一次系の原子炉圧力容器２０に対して複数系統（例えば２系統）設けられている。従って、電源喪失時に少なくとも一つの系統の非常用電力供給システム６０における化学蓄熱設備１１が放熱を行い、熱電変換装置１２が発電を行うように構成することが可能になる。例えば、非常用電力供給システム６０が２系統である場合には、１系統の非常用電力供給システム６０で放熱発電モードを行い、残りの１系統の非常用電力供給システム６０で、前記１系統からの給電により蓄熱モードを行い、これらの放熱発電モードと蓄熱モードとを交互に繰り返し実行することが可能になる。
【００６０】
また、各系統の非常用電力供給システム６０では、第１熱交換系６１、第２熱交換系６２、第３熱交換系６３、第４熱交換系６４が単一流路のヒートパイプにて構成されたので、各熱交換系６１、６２、６３、６４には、それぞれ１つの開閉弁６５、６６、６７、６８が設けられ、他の開閉弁や逆止弁は不要になる。
【００６１】
以上のように構成されたことから、本第４実施形態においても、前記第１及び第２実施形態の効果（２）及び（３）〜（５）と同様な効果を奏するほか、次の効果（７）及び（８）を奏する。
【００６２】
（７）原子炉圧力容器２０に対して非常用電力供給システム６０が複数系統設けられ、電源喪失時に、少なくとも１系統の非常用電力供給システム６０を放熱発電モードとし、残りの系統の非常用電力供給システム６０を蓄熱モードとすることで、非常用電力の供給を連続して行うことが可能になる。
【００６３】
（８）各系統の非常用電力供給システム６０における第１熱交換系６１、第２熱交換系６２、第３熱交換系６３、第４熱交換系６４が単一流路のヒートパイプにて構成されたので、これらの熱交換系６１〜６４のそれぞれにおいて開閉弁６５、６６、６７、６８を一つ設置すれば足り、他の開閉弁や逆止弁を不要にできる。このように、第１熱交換系６１〜第４熱交換系６４において弁数を削減できるので、各非常用電力供給システム６０の信頼性を向上させることができる。
【００６４】
［Ｅ］第５実施形態（図６）
図６は、本発明に係る非常用電力供給システムの第５実施形態を示す系統図である。この第５実施形態において、前記第１実施形態と同様な部分については、同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００６５】
本実施形態の非常用電力供給システム７０が前記第１実施形態と異なる点は、化学蓄熱設備１１の反応容器１６に放熱過程の化学反応を行わせるために、この反応容器１６に、原子炉一次系の原子炉圧力容器２０内の原子炉蒸気が原子炉蒸気導入配管７１を介して導入可能に構成された点である。
【００６６】
つまり、本実施形態の非常用電力供給システム７０では、前記第１実施形態の貯蔵器１７及び第１熱交換ループ１３が設けられておらず、主蒸気隔離弁７３の閉止に伴う原子炉隔離時に崩壊熱により発生する原子炉蒸気及び圧力が、原子炉蒸気導入配管７１を経て化学蓄熱設備１１の反応容器１６に直接導入される。これにより、反応容器１６内で蓄熱媒体２８（酸化マグネシウム）が加水反応により水酸化マグネシウムに変化する間に発熱する。従って、蓄熱媒体２８は、反応容器１６内に導入される原子炉蒸気の温度及び圧力条件下でも水蒸気と反応し得る媒体が用いられる。
【００６７】
また、本実施形態の非常用電力供給システム７０では、前記第１実施形態の第２熱交換ループ１４が設けられず、熱電変換装置１２の高温部１２Ａは反応容器１６に直接接触して構成され、この反応容器１６からの放熱により高温部１２Ａが直接加熱される。熱電変換装置１２は、低温部１２Ｂが最終放熱冷却ループ１５により冷却されることで、高温部１２Ａと低温部１２Ｂとの間の温度差により発電する。
【００６８】
前記原子炉蒸気導入配管７１には原子炉蒸気抽気弁７２が配設される。この原子炉蒸気抽気弁７２は、ばねにより原子炉圧力が一定以上に達すると自動で開動作し、原子炉圧力容器２０内の原子炉蒸気を化学蓄熱設備１１の反応容器１６へ導く。この原子炉蒸気抽気弁７２の開閉設定圧力は、主蒸気逃がし安全弁７４の開閉設定圧力よりも低く設定され、反応容器１６内の圧力が一定以上になるまでの間、原子炉蒸気抽気弁７２が主蒸気逃がし安全弁７４に先行して開閉する。但し、この原子炉蒸気抽気弁７２は、通常運転時の交流電源または非常用ディーゼル電源（不図示）が通常に供給されている場合には開動作しないように構成されている。
【００６９】
以上のように構成されたことから、本実施形態によれば、次の効果（８）及び（９）を奏する。
（８）電源喪失時で主蒸気隔離弁７３の閉止による原子炉隔離時に、原子炉圧力容器２０内の原子炉蒸気が原子炉蒸気導入配管７１及び原子炉蒸気抽気弁７２を経て化学蓄熱設備１１の反応容器１６内に導入され、この反応容器１６内で蓄熱媒体２８が放熱のための加水反応を行い、熱電変換装置１２が発電を行うので、安全確保のために重要度の高い機器へ非常用電力を供給することができる。
【００７０】
（９）本実施形態の非常用電力供給システム７０は、原子炉蒸気抽気弁７２の開弁時にのみ、化学蓄熱設備１１により放熱がなされ熱電変換装置１２により発電がなされるので、非常用電力の供給は間欠的なものになるが、化学蓄熱設備１１の貯蔵器１７、第１熱交換ループ１３及び第２熱交換ループ１４を削除することで、単純で安価な構造を実現できる。
【００７１】
尚、第１実施形態の非常用電力供給システム１０に、原子炉蒸気抽気弁７２を備えた原子炉蒸気導入配管７１を設置し、第１熱交換ループ１３を介しての貯蔵器１７への駆動熱の供給と、原子炉蒸気導入配管７１からの反応容器１６への原子炉蒸気の導入とを択一に実施できるようにしてもよい。
【００７２】
以上、本発明を上記実施形態に基づいて説明したが、本発明はこれに限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲で構成要素を種々変形してもよく、また、異なる実施形態にわたる構成要素を適宜組み合わせてもよい。
【００７３】
例えば、上述の各実施形態では、蓄熱媒体２８が水酸化マグネシウム（⇔酸化マグネシウム＋水）の場合を述べたが、塩化カルシウム水和物（⇔塩化カルシウム＋水）であってもよく、また、第１及び第５実施形態のように再蓄熱を考慮しない場合には、水酸化カルシウム（←酸化カルシウム＋水）であってもよい。
【符号の説明】
【００７４】
１０  非常用電力供給システム、１１  化学蓄熱設備、１２  熱電変換装置、１２Ａ  高温部、１２Ｂ  低温部、１３  第１熱交換ループ（第１熱交換系）、１４  第２熱交換ループ（第２熱交換系）、１５  最終放熱冷却ループ（最終放熱冷却系）、１６  反応容器、１７  貯蔵器、１８  連通配管、１９  蓄熱開放弁、２０  原子炉圧力容器（原子炉一次系）、２２Ａ、２２Ｂ  開閉弁、２５  最終ヒートシンク、２８  蓄熱媒体、３０  非常用電力供給システム、３１  第３熱交換ループ（第３熱交換系）、３２  第４熱交換ループ（第４熱交換系）、３３  原子炉一次冷却材ループ（原子炉一次冷却系）、４０  分岐管、４１Ａ、４２Ａ、４３Ａ、４４Ａ  開閉弁、４１Ｂ、４２Ｂ、４３Ｂ、４４Ｂ  逆止弁、５０  非常用電力供給システム、５１  圧縮機、６０  非常用電力供給システム、６１  第１熱交換系、６２  第２熱交換系、６３  第３熱交換系、６４  第４熱交換系、７０  非常用電力供給システム、７１  原子炉蒸気導入配管、７２  原子炉蒸気抽気弁。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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