76
JAEA-Technology JAEA-Technology 2011-013 Small-sized HTGR Research & Development Division Nuclear Hydrogen and Heat Application Research Center 原子力水素・熱利用研究センター 小型高温ガス炉研究開発ユニット June 2011 Japan Atomic Energy Agency 日本原子力研究開発機構 大橋 弘史 佐藤 博之 田澤 勇次郎 Xing L. Yan 橘 幸男 Hirofumi OHASHI, Hiroyuki SATO, Yujiro TAZAWA, Xing L. Yan and Yukio TACHIBANA 小型高温ガス炉システムの概念設計(Ⅰ) -基本仕様及び系統概念設計- Conceptual Design of Small-sized HTGR System (I) -Major Specifications and System Designs-

JAEA- 小型高温ガス炉システムの概念設計(Ⅰ)jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA... · Hirofumi OHASHI, Hiroyuki SATO, Yujiro TAZAWA⋇, Xing L. Yan

  • Upload
    others

  • View
    1

  • Download
    0

Embed Size (px)

Citation preview

  • JAEA

    -TechnologyJAEA-Technology

    2011-013

    Small-sized HTGR Research & Development DivisionNuclear Hydrogen and Heat Application Research Center

    原子力水素・熱利用研究センター小型高温ガス炉研究開発ユニット

    June 2011

    Japan Atomic Energy Agency 日本原子力研究開発機構

    大橋 弘史 佐藤 博之 田澤 勇次郎 Xing L. Yan 橘 幸男Hirofumi OHASHI, Hiroyuki SATO, Yujiro TAZAWA, Xing L. Yan and Yukio TACHIBANA

    小型高温ガス炉システムの概念設計(Ⅰ)-基本仕様及び系統概念設計-

    Conceptual Design of Small-sized HTGR System (I)

    -Major Specifications and System Designs-

  • i

    JAEA-Technology 2011-013

    小型高温ガス炉システムの概念設計(I)

    -基本仕様及び系統概念設計-

    日本原子力研究開発機構 原子力水素・熱利用研究センター 小型高温ガス炉研究開発ユニット

    大橋 弘史、佐藤 博之、田澤 勇次郎⋇、Xing L. Yan、橘 幸男

    (2011 年 3 月 30 日 受理)

    原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への 2030 年代の世界展開を目指し、蒸

    気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とし

    た小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉

    として、原子炉熱出力 50MWt の発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計

    を開始した。

    設計の基本思想は、HTTR をベースに、極力、研究開発要素を排除した設計としながらも、HTTR

    の試験・運転で得られた知見及び GTHTR300 設計の成果を活用することで、商用化に向けた性能

    向上、コスト低減を図りながら高い先進性をもつ原子炉とすることである。これを基に、基本仕

    様を定めるとともに、高出力密度化、燃料の濃縮度数の低減、高燃焼度化、原子炉圧力容器と蒸

    気発生器のサイド・バイ・サイド配置等の新たな技術実証の目標を定めた。さらに、蒸気タービ

    ン発電、蒸気タービン発電と地域熱供給のコジェネレーション、及び蒸気タービン発電と高温蒸

    気供給のコジェネレーションシステムを対象として、それぞれの系統構成を定めた。また、開発

    途上国を中心に市場規模の調査対象国を選定し、各国のエネルギー消費量について調査し、それ

    らのエネルギー消費量に基づき、調査ケースごとに小型高温ガス炉システムの導入基数を試算し

    た。 大洗研究開発センター(駐在):〒311-1393 茨城県東茨城郡大洗町成田町 4002

    ⋇ 技術開発協力員

  • ii

    JAEA-Technology 2011-013

    Conceptual Design of Small-sized HTGR System (I) -Major Specifications and System Designs-

    Hirofumi OHASHI, Hiroyuki SATO, Yujiro TAZAWA⋇, Xing L. Yan and Yukio TACHIBANA

    Small-sized HTGR Research & Development Division

    Nuclear Hydrogen and Heat Application Research Center

    Japan Atomic Energy Agency

    Oarai-machi, Higashiibaraki-gun, Ibaraki-ken

    (Received March 30, 2011)

    Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started a conceptual design of a 50MWt small-sized high

    temperature gas cooled reactor (HTGR) for steam supply and electricity generation (HTR50S), which is a

    first-of-kind of the commercial plant or a demonstration plant of a small-sized HTGR system for steam

    supply to the industries and district heating and electricity generation by a steam turbine, to deploy in

    developing countries in the 2030s.

    The design philosophy is that the HTR50S is a high advanced reactor, which is reducing the R&D risk

    based on the HTTR design, upgrading the performance and reducing the cost for commercialization by

    utilizing the knowledge obtained by the HTTR operation and the GTHTR300 design. The major

    specifications of the HTR50S were determined and targets of the technology demonstration using the

    HTR50S (e.g., the increasing the power density, reduction of the number of uranium enrichment in the fuel,

    increasing the burn up, side-by-side arrangement between the reactor pressure vessel and the steam

    generator) were identified. In addition, the system design of HTR50s, which offers the capability of

    electricity generation, cogeneration of electricity and steam for a district heating and industries, was

    performed. Furthermore, a market size of small-sized HTGR systems was investigated.

    Keywords: Small-sized Reactor, HTGR, Steam Supply, District Heating, Electricity Generation, HTR50S

    ⋇ Collaborating Researcher

  • JAEA-Technology 2011-013

    iii

    目 次

    1. はじめに ..................................................................................................................................1 2. 高温ガス炉システムの設計例..................................................................................................4

    2.1 現在までに建設された高温ガス炉 .................................................................................4 2.2 高温ガス炉システムの設計例 ........................................................................................5

    3. 小型高温ガス炉システムの基本仕様 .....................................................................................19 3.1 基本的な設計思想 ........................................................................................................19 3.2 基本仕様の検討............................................................................................................19 3.3 技術実証の目標............................................................................................................20

    4. 小型高温ガス炉システムの系統概念設計 ..............................................................................26 4.1 蒸気タービン発電 ........................................................................................................26 4.2 低温蒸気供給(地域熱供給) ......................................................................................26 4.3 高温蒸気供給(プロセス熱利用) ...............................................................................27

    5. 需要の検討 ............................................................................................................................42 5.1 目的と手順...................................................................................................................42 5.2 調査対象国の選定 ........................................................................................................42 5.3 各国のエネルギー需要調査..........................................................................................44 5.4 導入基数の試算............................................................................................................45 5.5 今後の課題...................................................................................................................48

    6. おわりに ................................................................................................................................64 謝辞.. ............................................................................................................................................64 参考文献 .......................................................................................................................................65

  • JAEA-Technology 2011-013

    iv

    Contents 1. Introduction……………………………………………………………………………….. 1 2. History of High Temperature Gas-Cooled Reactor Development……………………….... 4

    2.1 Constructed high temperature gas-cooled reactors………………………………….. 4 2.2 Designed high temperature gas-cooled reactors…………………………………….. 5

    3. Major Specification of Small-sized HTGR Systems……………………………………. 19 3.1 Design philosophy………………………………………………………………..… 19 3.2 Major specification…………………………………………………………………. 19 3.3 Target of technology demonstration…………………………………………….….. 20

    4. System Design of Small-sized HTGR Systems…………………………………………. 26 4.1 Electricity generation by steam turbine…………………………………………….. 26 4.2 Low temperature steam supply to district heating………………………………….. 26 4.3 High temperature steam supply to industries…………………………….………… 27

    5. Demand of Small-sized HTGR Systems …………………………………………….… 42 5.1 Purpose and methodology…………………………………………………..……… 42 5.2 Selection of surveyed countries…………………………………………………….. 42 5.3 Energy demands…………………………………………………………………….. 44 5.4 Reactor demands……………………………………………………………….…… 45 5.5 Future subject…………………………………………………………………….…. 48

    6. Conclusion……………………………………………………………………………….. 64 Acknowledgement…………………………………………………………………………… 64 References…………………………………………………………………………………… 65

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 1 -

    1. はじめに

    原子力は、供給安定性と経済性に優れ、発電過程において二酸化炭素を排出しないゼロ・エミ

    ッション電源である。このため、我が国のエネルギー政策の基本であるエネルギーの安定供給の

    確保(energy security)、環境への適合(environment)及びこれらを十分考慮した上での市場機能を

    活用した経済効率性(economic efficiency)の3Eを同時に満たす電源として、今後もその役割が期

    待されている1)。また、世界的にも、開発途上国でのエネルギー需要の急速な拡大が見込まれる

    中、原子力発電の推進に関心を示す国が増加している。

    原子力発電は、スケールメリットによる発電価格低減の追求により、1950年代の商用展開以降、

    60MWe から 1600MWe 以上へと大型化が図られてきた。その一方で、以下のような観点から中小

    型炉開発に対する気運が世界的に高まっている 2)。

    国際的なエネルギー需要の増加予想の背景には、開発途上国における人口増加及び経済発

    展があるが、開発途上国は一般的にインフラが未整備で、電力網の規模が小さい。このた

    め、小容量の中小型炉注)は、これらの開発途上国のエネルギー事情に合致すると考えられ

    る。

    多くの開発途上国は、投資能力に限界がある。このため、開発途上国への原子力発電の導

    入にあたっては、中小型炉が唯一の選択肢になると考えられる。

    先進国においては、電力自由化によって中小型炉が提供可能な発電及び熱利用の柔軟性が

    要求される。特に、中小型炉のモジュール化による設計は、徐々に増加する設備容量増大

    に対応することが可能であり、投資の分散、及び財政的リスクを低減できる。

    海水淡水化のような短期的な利用に加え、水素製造、石炭ガス化、及びプロセス熱利用の

    ような長期的な非発電分野への利用が期待できる。

    新規技術を一挙に大規模展開することは困難と考えられる。最終目標である広範囲な展開

    に向けて、小型の原型炉からの習熟が必要と考えられる。

    これまでに、50 以上の中小型炉に関する概念及び設計が提案されてきた 3~6)。これらの提案は、

    全ての炉型(水冷却炉、液体金属冷却炉、ガス冷却炉、溶融塩冷却炉)及びこれの組み合わせで

    あり、その約半数が水冷却炉に関する設計である。高温ガス炉については、第 2 章で詳細に示す

    こととし、高温ガス炉以外の代表的な中小型炉の設計例を Table 1 に示す。水冷却炉としては、ア

    メリカの IRIS、mPower 及び NuScale、韓国の SMART、ロシアの KLT-40S 及び ABV、アルゼンチ

    ンの CAREM 等が提案されている。また、液体金属冷却炉として、東芝から 4S(ナトリウム冷却)、

    ロシアから SVBR-100(鉛ビスマス冷却)等が提案されている。

    中小型炉の一つである高温ガス炉は、燃料にセラミックスを被覆材とした高耐熱性の被覆粒子

    燃料、炉内構造物に黒鉛、冷却材にヘリウムガスを用いることにより、1,000℃近い高温の核熱を

    炉外に取り出することが可能な原子炉である。これにより、高効率水素製造、高効率ガスタービ

    ン発電、高温熱利用、ガスタービン発電の廃熱を利用した地域暖房、海水淡水化等の多目的利用

    が可能な特長を有している。

    注)IAEA による定義;小型炉:~300 MWe、中型炉:300 ~700 MWe

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 2 -

    また、燃料は、核分裂生成物の放散の開始までに非常な高温(約 1600℃)に耐えることができ、

    さらに、炉の熱容量が大きく、かつ出力密度が低いため、炉心の過熱事故に対する温度上昇がゆ

    るやかであり、受動的原子炉停止及び受動的崩壊熱除去が可能である。

    この安全性の特長により、工学的安全設備の簡素化を図ることができる原子炉である。

    高温ガス炉は、1960 年代以降、イギリス、ドイツ、アメリカ、日本、及び中国で合計7基の建

    設、運転が行われてきた。近年は、第四世代原子炉の1炉型である超高温ガス炉として注目を浴

    び、世界各国で研究開発が進められている。

    日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」と呼ぶ。)は、我が国初となる高温ガス炉、HTTR7)

    (High Temperature Engineering Test Reactor:高温工学試験研究炉)を有しており、旧原研時代の

    2004 年に世界ではじめて 950°C の高温の冷却材(ヘリウムガス)を原子炉圧力容器の外に取り出

    すことに成功し 8)、その後は各種の運転を通して、商用炉に向けた貴重なデータの蓄積を行って

    いる。さらに、2030 年代以降に商用展開する高温ガス炉システムとして、ガスタービン発電を行

    う高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)9)、及び水素製造とガスタービン発電を行

    う電力水素併産型高温ガス炉システム(GTHTR300C)10)の設計を行ってきた。

    原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への 2030 年代の世界展開を目指し、

    HTTR 及び GTHTR300 設計をベースとして、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸

    気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの概念設計を開始した。

    本研究では、商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉

    熱出力 50MWt の発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を行った。

    本報は、発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム(HTR50S)の基本仕様、及び系統概念設計を

    まとめたものである。先ず、第 2 章において、これまでに各国で建設及び設計された高温ガス炉

    の基本仕様、系統構成等についてまとめる。第 3 章では発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム

    (HTR50S)の基本仕様の検討結果、第 4 章では系統設計の結果を示す。第 5 章では、小型高温ガ

    ス炉システムの開発途上国への展開を視野に入れ、発電、及び蒸気の需要調査に基づく、小型高

    温ガス炉システムの需要に関する検討結果を示す。

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 3 -

    Tabl

    e 1

    Sum

    mar

    y of

    smal

    l and

    med

    ium

    size

    d re

    acto

    r des

    ign

    Con

    cept

    nam

    e Ty

    pe

    Prin

    cipa

    l des

    igne

    r, co

    untry

    R

    eact

    or C

    apac

    ity

    App

    licat

    ion

    IRIS

    PW

    R

    Wes

    tingh

    ouse

    -led,

    Inte

    rnat

    iona

    l 10

    00 M

    Wt

    -Ele

    ctric

    ity (3

    35 M

    We)

    mPo

    wer

    PW

    R

    Bab

    cock

    & W

    ilcox

    (B&

    W),

    USA

    -Ele

    ctric

    ity (1

    25 M

    We)

    NuS

    cale

    PW

    R

    NuS

    cale

    Pow

    er, U

    SA

    -E

    lect

    ricity

    (45

    MW

    e)

    SMA

    RT

    PWR

    K

    AER

    I, So

    uth

    Kor

    ea

    330

    MW

    t -E

    lect

    ricity

    (90

    MW

    e) p

    lus D

    esal

    inat

    ion

    (40,

    000t

    /day

    )

    CA

    REM

    -25

    PWR

    C

    NEA

    & IN

    VAP,

    Arg

    entin

    a 10

    0 M

    Wt

    -Ele

    ctric

    ity (2

    7 M

    We)

    -Des

    alin

    atio

    n (h

    eat o

    r ele

    ctric

    ity)

    KLT

    -40S

    PW

    R

    OK

    BM

    , Rus

    sia

    150

    MW

    t

    -Ele

    ctric

    ity (3

    8.5M

    We)

    ; or

    -Ele

    ctric

    ity (3

    5 M

    We)

    plu

    s des

    alin

    atio

    n; o

    r

    -Ele

    ctric

    ity (3

    5 M

    We)

    plu

    s dis

    trict

    hea

    ting

    (up

    to 3

    5 M

    W)

    AB

    V

    PWR

    O

    KB

    M, R

    ussi

    a 45

    MW

    t (A

    BV-

    6M)

    18 M

    Wt (

    AB

    V-3)

    -E

    lect

    ricity

    (4 –

    18M

    We)

    VB

    ER-3

    00

    PWR

    O

    KB

    M, R

    ussi

    a 85

    0 M

    Wt

    -Ele

    ctric

    ity (2

    95 M

    We)

    ; or

    -Ele

    ctric

    ity (2

    00 M

    We)

    plu

    s pot

    able

    wat

    er; o

    r

    - Ele

    ctric

    ity (2

    00 M

    We)

    plu

    s dis

    trict

    hea

    ting;

    or

    -Por

    tabl

    e w

    ater

    4S

    LMR

    To

    shib

    a &

    CR

    IEPI

    , Jap

    an

    30 M

    Wt

    135

    MW

    t

    -Ele

    ctric

    ity (1

    0 M

    We

    for 3

    0 M

    Wt v

    ersi

    on)

    -Ele

    ctric

    ity (5

    0MW

    e fo

    r 135

    MW

    t ver

    sion

    )

    Hyp

    erio

    n LM

    R

    USA

    70

    MW

    t -E

    lect

    ricity

    (25

    MW

    e)

    PRIS

    M

    LMR

    G

    E-H

    itach

    i (G

    EH),

    USA

    84

    0 M

    Wt

    -Ele

    ctric

    ity (3

    11 M

    We)

    SVB

    R 1

    00

    LMR

    R

    osat

    om/E

    n+, R

    ussi

    a

    -Ele

    ctric

    ity (1

    00 M

    We)

    LMR

    : Liq

    uid

    met

    al-c

    oole

    d fa

    st n

    eutr

    on r

    eact

    or

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 4 -

    2. 高温ガス炉システムの設計例

    高温ガス炉の開発には約 50 年の歴史があり、これまでに世界各国で実験炉及び原型炉が建設さ

    れ、高温ガス炉の基本性能確認を目的とした運転が実施されてきた。また、高温ガス炉の特長を

    活かしたシステムの設計が多数報告されている。本章では、現在までに建設された高温ガス炉の

    概要について述べるとともに、これまでに実施された主な高温ガス炉システムの基本仕様、系統

    構成等の設計例について述べる。

    2.1 現在までに建設された高温ガス炉

    これまでに世界で合計 7 基の高温ガス炉が建設された。そのうち、3 基の実験炉と 2 基の原型

    炉が高温ガス炉の開発初期(1960~80 年代)に欧米で建設されている。また、日本、及び中国で

    は研究開発や技術の実証を目的とした試験研究炉及び実験炉が建設された。これらの原子炉の基

    本仕様 11)を Table 2 に示す。

    OECD プロジェクトのもとで実験炉としてイギリスに建設された Dragon 炉は 1964 年に高温ガ

    ス炉として世界で初めての臨界を達成し、1975 年までの間運転が実施された 11)。本炉では、燃料

    及び黒鉛の照射試験が実施されるとともに、機器運転データなどが蓄積された。

    ドイツでは、発電用実験炉としてユーリッヒ研究所に AVR が建設された 12)。Fig. 1 に本炉の断

    面図を示す。本炉では黒鉛製の円筒に、球状燃料を装荷したペブルベッド型炉心が採用された。

    圧力容器には鋼製の二重の容器が用いられ、すべての 1 次系機器は内側の圧力容器内に格納され

    ている。炉心で加熱された 1 次冷却材であるヘリウムは炉心上部に設置された蒸気発生器へ熱を

    供給後、炉心下部に設置された二基の循環機に導入され、昇圧されたヘリウムが炉心へ供給され

    る。本炉ではペブルベッド型の特長をいかし、燃料交換用のダクトを設置することで、炉上部か

    らの燃料供給及び炉下部からの燃料取り出しを行うことを可能としていた。20 年間の運転期間を

    通して、発電の実証を行うとともに、1974 年には炉心出口において 950oC を達成した。また、高

    温ガス炉の固有の安全特性を実証するとともに、冷却材中の不純物、黒鉛ダスト等の運転経験に

    関する貴重なデータを蓄積し、1988 年に運転を完了した。

    AVR での成功を受け、ドイツでは発電用原型炉として原子炉出力 750MW の THTR が建設され

    た 11)。THTR では安全性の観点からプレストレストコンクリート製の圧力容器を採用し、1 次系

    全体を本容器内に格納する設計としている。炉心形式にはペブルベッド型が採用され、燃料交換

    用ダクトを介して運転中の燃料交換を可能としている。2 次系は蒸気発生器、高圧、中圧及び低

    圧タービン等、一般的な火力発電と同じ機器構成となっている。本炉は 3 年間の運転の後、財政

    的な問題により運転が終了した。

    アメリカでは、エネルギー省の支援のもと、ゼネラルアトミックス社の設計により高温ガス炉

    としてはアメリカでは初めてとなる電気出力 40MWe の実験炉 Peach Bottom 炉 1 号機が建設され

    た 13, 14)。本炉には燃料棒及び冷却材流路を有する黒鉛製の六角柱ブロックを単位に構成されたブ

    ロック型炉心が採用された。炉心で約 700oC まで加熱されたヘリウムは原子炉外部に設置された

    蒸気発生器に熱を供給し、蒸気タービンを用いた発電が実施された。1967 年から 1974 年までの

    間運転が実施され、設計及び安全解析手法の検証用データが取得された後、解体された。

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 5 -

    Peach bottom 炉の後、アメリカではゼネラルアトミックス社の設計によりブロック型の原型炉

    Fort St. Vrain 炉(FSV)が建設された 15)。Fig. 2 に原子炉断面を、Fig. 3 に系統構成を示す。本炉

    は 2 ループにより構成され、ひとつの炉心に対して 6 基の蒸気発生器及び 2 基の循環機を有し、

    これら 1 次系機器はプレストレストコンクリート製の圧力容器(PCRV:Prestressed Concrete Reactor

    Vessel)の内側に格納された。炉心で 777oC まで加熱されたヘリウムは炉心下部に設置された蒸気

    発生器へ導入され、2 次側に熱を供給した後、炉心下部に設置された循環機を用いて炉心と圧力

    容器の間の流路を通り、冷却材温度 404oC にて炉心へと導かれる流路構成としている。蒸気発生

    器にて発生した約 540oC、17MPa の過熱蒸気は高圧タービンへ導入される。高圧タービンから排

    出された蒸気は循環機の動力に利用された後、蒸気発生器で再加熱された後、中圧タービン及び

    低圧タービンへ導入される。プラント全体での正味発電効率及び電気出力はそれぞれ 39.4%及び

    約 330MWe を達成したものの、水侵入事故等の影響により稼働率が向上しなかったため 1989 年

    に運転を終了した。

    中国では、発電用実験炉として原子炉出力 10MW の HTR-10が建設され 16)、2000年に初臨界を、

    2003 年に原子炉出口温度 700oC、定格出力運転を達成し、現在も稼働中である。Fig. 4 に 1 次系の

    断面をを示す。本炉はペブルベッド方式の炉心を採用し、蒸気発生器の配置は原子炉に対して横

    並びとするサイド・バイ・サイド配置としている。原子炉圧力容器と蒸気発生器を接続する二重

    管はそれぞれの容器下部にてフランジ取り合いにより接続されている。炉心で加熱されたヘリウ

    ムは蒸気発生器を介して 2 次側に熱を供給する。その後、冷却材は蒸気発生器上部に設置された

    縦型遠心式の循環機を用いて蒸気発生器容器内側流路に導入され、二重配管の外管を通り炉心へ

    戻される。本炉は発電の実証を目的とした実験炉であるため、蒸気タービン入口での蒸気条件は

    約 435oC、3.43MPa17)であり、一般的な火力発電所の値と比べ低温・低圧力の設計としている。

    我が国では、1991 年に我が国で初めての高温ガス炉である高温工学試験研究炉(High

    Temperature Engineering Test Reactor;HTTR)の建設を開始した。本炉はブロック型の炉心を採用

    し、1998 年に初臨界、2001 年に原子炉出口ヘリウムガス温度 850oC での全出力運転(30MW)を

    達成した。また、2004 年には、原子炉出口ヘリウムガス温度 950oC での全出力運転 8)、2010 年に

    は定格熱出力状態での 50 日間の高温連続運転に成功した 18)。本炉は試験研究炉であり、現在は原

    子炉で発生した熱は1次系に設置された中間熱交換器及び加圧水冷却器を介して 2 次系に伝えら

    れ、最終的には空気冷却器を介して大気に放出しているものの、将来的には 2 次ヘリウム系に接

    続する水素製造設備へ核熱を供給し、世界で初めてとなる原子炉を熱源とした水素製造を行う計

    画である 19)。系統構成、機器仕様等の詳細については参考文献 7 を参照されたい。

    2.2 高温ガス炉システムの設計例

    高温ガス炉は高温熱供給が可能であり、小型でも高い経済性を有することから世界各国で発電

    のみならず、多様な熱利用を目的とした設計研究が実施されている。以下に主な高温ガス炉シス

    テムの設計例について報告する。また、主要諸元を Table 3 に示す。

    ドイツでは産業用の熱及び電気の供給やメタノール等のプロセス蒸気供給を行うコジェネレー

    ションプラントとして HTR-Module の設計が実施された。本炉ではペブルベッド型炉心を採用し

    た原子炉に蒸気発生器や水蒸気改質器、中間熱交換器を接続した概念が提案されている 20, 21)。Fig.

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 6 -

    5 に産業用熱及び電気供給を目的とした蒸気供給システムの1次系機器の断面を示す。蒸気供給

    システムでは、蒸気発生器上部に縦型軸流式のヘリウム循環機を設置している。これに対し、メ

    タノール製造システムでは、循環機は水蒸気改質器及び蒸気発生器を格納する容器下部に設置さ

    れている。本炉では従来の大型化の方針を転換し、高温ガス炉の固有の安全性を活かしつつ、出

    力密度を低減した炉心の採用により受動的安全設備のみで事故時の崩壊熱除去を可能としている。

    原子炉圧力容器と蒸気発生器の配置はサイド・バイ・サイド配置を採用し、これら容器をクロス

    ベッセル(二重配管)で接続することで配管破断事故を設計事象から除外している。産業用熱及

    び電気供給を目的とした蒸気供給システムの系統構成を Fig. 6 (a)に示す。また、プロセス蒸気供

    給を行うシステムの設計例として石炭ガス化によるメタノール製造システムの系統構成を Fig. 6

    (b) に示す。蒸気供給システムでは 200oC で蒸気発生器に流入した水が炉心で加熱された 700oC

    の高温ヘリウムにより 530oC、19MPa の過熱蒸気となり熱利用プラント及び発電設備へ供給され

    る。一方、メタノール製造システムでは炉心から取り出された 950oC の高温ヘリウムは、先ず水

    蒸気改質器と熱交換され、687oC まで低下したヘリウムはカスケード的に接続された蒸気発生器

    に熱を供給した後 300oC で原子炉に戻る。水蒸気改質器ではメタンの水蒸気改質反応により主に

    一酸化炭素、二酸化炭素及び水素から成る合成ガスが生成される。この合成ガスは反応器におい

    て、ガス化炉にて石炭にガス化剤を添加することにより生産される生成ガスと混合され、メタノ

    ールとなる。ガス化炉では原料となる石炭が投入され、余剰水素と反応しメタンに変換される。

    蒸気発生器で発生した蒸気はタービンに導入された後、セパレータから取り出されるメタンと混

    合され、水蒸気改質器へ導入する構成である。

    フランスではアレバ社がブロック型炉心、コンバインドサイクルを採用した ANTARES の設計

    を行った 22)。炉心で加熱されたヘリウムは中間熱交換器を介して 20%He-80%N の混合気体である

    2 次冷却材に熱を供給する。1000oC 近傍まで加熱された2次冷却材である混合気体はガスタービ

    ンを駆動させた後、蒸気発生器に熱を供給し、発生した蒸気を蒸気タービンへ導入する。 水素製

    造設備へは 50MW程度の熱供給を想定しており、発電設備と並列に設置された熱交換器を介する。

    南アフリカでは、ペブルベッド型炉心により高効率発電や多目的熱利用を行う原型炉 PBMR の

    設計が実施された 23)。高効率発電を目的としたシステム(PBMR DPP)では、直接ブレイトンサ

    イクルが採用され、41%と高い発電効率を得る設計である。Fig. 7 に系統構成を示す 24)。原子炉に

    より 900oC まで加熱されたヘリウムは高圧タービン及び低圧タービンに流入する。それぞれのタ

    ービンは高圧及び低圧圧縮機と同一の回転軸に接続されており、タービンでの膨張仕事が圧縮機

    動力に変換される。低圧タービンから排出されたヘリウムは発電タービンに導入された後、再生

    熱交換器にて原子炉へ戻る高圧低温のヘリウムに熱を供給する。その後、前置冷却器、圧縮機及

    び再生熱交換器を経て原子炉に戻る系統構成となっている。また、水蒸気改質法やハイブリッド

    熱化学法による水素製造 25)、オイルサンド改質を目的とした蒸気供給 26)等の多目的熱利用を目的

    とした系統構成についても検討が実施された。

    アメリカでは 1979 年のスリーマイル島での事故を受け、高温ガス炉の固有の安全性を活かした

    小型モジュール高温ガス炉 MHTGR の設計が行われた 27)。本炉の 1 次系機器の流路構成及び 2 次

    系を含めた系統構成を Fig. 8 に示す。本炉ではブロック型炉心、蒸気サイクルによる発電設備を

    採用している。炉心で加熱された 686oC、6.4MPa の高温高圧ヘリウムはクロスベッセル内管を通

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 7 -

    り蒸気発生器に供給される。ヘリウムはヘリカルコイル型の伝熱管を介して 2 次側に熱を供給し

    約 540oC、17MPa の過熱蒸気を発生させ発電を行う。ヘリウムは蒸気発生器下部で流れ方向を反

    転させ、蒸気発生器胴内部を上昇し磁気軸受を有する循環機に導入される。原子炉圧力容器と蒸

    気発生器の配置は HTR-Module と同様にサイド・バイ・サイド配置を採用している。クロスベッ

    セルは蒸気発生器容器の上部に接続され、蒸気発生器伝熱管破損時等において 2 次側の水の炉心

    への流入防止を図っている。また、炉心は燃料体を環状に配置することにより受動的冷却系のみ

    によって事故時の燃料温度上昇を制限値以下に維持できる設計としている。

    1990 年代にはゼネラルアトミックス社により MHTGR の原子炉構造を基本とした GT-MHR が

    設計された 28)。本炉は環状炉心の形状等を工夫することで 600MW という出力を達成するととも

    に、直接ブレイトンサイクル方式の採用によりシステム構成を簡素化し、かつ、48%と高い発電

    効率を実現している。炉心で 850oC まで加熱されたヘリウムは動力変換容器内に設置されたガス

    タービンを駆動させ、再生熱交換器にて原子炉戻りヘリウムを加熱後、前置冷却器へ流入する。

    その後、低圧圧縮機、中間冷却器及び高圧圧縮機にて冷却及び圧縮され、7MPa の高圧ヘリウムは

    再生熱交換器により加熱された原子炉へと導入する構成としている。

    中国では HTR-10 の設計、建設及び運転の経験を活かして発電用原型炉 HTR-PM の設計を実施

    している 29)。本炉はペブルベッド型炉心、蒸気サイクルを採用した発電用原型炉であり、1モジ

    ュール当り2基の原子炉を有する。原子炉圧力容器と蒸気発生器はサイド・バイ・サイド配置で

    あるが、HTR-10 とは異なり二重配管の接続位置は蒸気発生器上部としている。循環機は HTR-10

    と同様に蒸気発生器上部の容器内部に設置している。発電設備には火力発電において十分な実績

    を有する蒸気タービン技術を用いる。炉心で加熱された 750oC の高温高圧ヘリウムにより蒸気発

    生器を介して 2 次側に熱を供給し、543oC、14MPa の過熱蒸気を発生させ、高圧タービンに流入さ

    せる 30)。高圧タービンから排出された蒸気は再加熱された後、中圧及び低圧タービンへ導入され

    る。中圧タービン及び低圧タービンの蒸気の一部は抽気され給水ラインの加熱に利用する構成と

    している。

    我が国では、ブロック型炉心である HTTR の設計・建設で蓄積した原子炉関連技術をベースに、

    一部に日本独自の設計を取り入れた高温ガス炉発電システム GTHTR3009)及び水素・電力コジェネ

    レーション高温ガス炉システム GTHTR300C10)の設計研究が実施された。GTHTR300 及び

    GTHTR300C の基本仕様を Table 4 に示す。GTHTR300 では高温ガス炉の特長を活かし、高温熱供

    給、安全設備の簡素化、モジュラー化等、排熱の効率的な利用等を行うことで発電単価 4 円/kWh

    程度と小型でも高い経済性を実現している 31)。水素と電力の併産及び水素生産を目的とした

    GTHTR300C は GTHTR300 をベースにタービン上流に中間熱交換器を設置し、水素製造設備に熱

    供給を行う構成としている。原子炉から取り出された 950oC、5MPa の高温ヘリウムは二重管内管

    を通り中間熱交換器に導入され、2 次ヘリウム系に熱を供給する。その後、ヘリウムはガスター

    ビンにより断熱膨張され、動力変換容器と熱交換器容器を接続する二重管内管を通り、再生熱交

    換器へ導入され、前置冷却器にて冷却された後、圧縮機により断熱圧縮される。圧縮機から取り

    出されるヘリウムの一部は原子炉圧力容器内側にある流路に導入され、原子炉圧力容器の冷却に

    使用される。その他の大部分のヘリウムは炉心下部を通った後、原子炉圧力容器と熱交換器容器

    を接続する二重管外管を通り、再生熱交換器にて熱回収後、二重管内管を通り原子炉へ導入する

    構成としている。

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 8 -

    Tabl

    e 2

    Maj

    or sp

    ecifi

    catio

    ns o

    f con

    stru

    cted

    HTG

    R sy

    stem

    s

    Item

    s D

    rago

    n AV

    R

    THTR

    Pe

    ach

    Bot

    tom

    1FS

    V

    HTT

    R

    HTR

    -10

    Rea

    ctor

    pow

    er

    (MW

    t) 21

    .5

    46

    750

    115

    842

    30

    10

    Elec

    tric

    gene

    ratio

    n

    (MW

    e)

    - 15

    30

    0 40

    16

    5 -

    2.5

    Rea

    ctor

    tem

    p.

    (In/

    out)

    (oC

    ) 35

    0/75

    0 27

    0/U

    p to

    950

    25

    0/75

    0 34

    4/75

    0 40

    4/77

    7 39

    5/U

    p to

    950

    70

    0

    Rea

    ctor

    cor

    e de

    sign

    Pris

    mat

    ic

    Pebb

    le B

    ed

    Pebb

    le B

    ed

    Pris

    mat

    ic

    Pris

    mat

    ic

    Pris

    mat

    ic

    Pebb

    le B

    ed

    Fuel

    TR

    ISO

    (U,T

    h,Pu

    )O2

    BIS

    O (U

    -ThO

    ) 2TR

    ISO

    (U-T

    h)O

    2B

    ISO

    (U-T

    h)C

    2 TR

    ISO

    (U-T

    h)O

    2TR

    ISO

    UO

    2 TR

    ISO

    UO

    2

    Pow

    er d

    ensi

    ty

    (MW

    /m3 )

    14

    2.

    6 6

    8.3

    6.3

    2.5

    2

    Enric

    hmen

    t (w

    t%)

    3.5

    93

    93

    93

    93

    Avg.

    6 17

    RPV

    mat

    eria

    l C

    arbo

    n st

    eel

    Stee

    l and

    conc

    rete

    bui

    ldin

    gPC

    RV

    Car

    bon

    stee

    l PC

    RV

    2-1/

    4 C

    r-1M

    o

    Stee

    l SA

    516-

    70 S

    teel

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 9 -

    Ta

    ble

    3 M

    ajor

    spec

    ifica

    tions

    of d

    esig

    ned

    HTG

    R sy

    stem

    Item

    H

    TR-M

    odul

    e M

    HTG

    R

    GT-

    MH

    R

    AN

    TAR

    ES

    PBM

    R

    HTR

    -PM

    Rea

    ctor

    pow

    er

    (MW

    t) 20

    0 35

    0 60

    0 60

    0 40

    0 (D

    PP)

    250

    Elec

    tric

    gene

    ratio

    n

    (MW

    e)

    80

    165

    286

    300

    165

    (DPP

    ) 21

    0

    Rea

    ctor

    tem

    p.

    (In/

    Out

    ) (o C

    )

    200/

    700,

    300/

    950

    259/

    686

    490/

    850

    400/

    Up

    to 1

    000

    536/

    900

    (DPP

    ) 25

    0/75

    0

    Rea

    ctor

    cor

    e de

    sign

    Pebb

    le B

    ed

    Pris

    mat

    ic

    Pris

    mat

    ic

    Pris

    mat

    ic

    Pebb

    le B

    ed

    Pebb

    le B

    ed

    Fuel

    B

    ISO

    UO

    2 TR

    ISO

    UC

    O

    TRIS

    O U

    CO

    TR

    ISO

    UC

    O, U

    O2

    TRIS

    O U

    O2

    TRIS

    O U

    O2

    RPV

    mat

    eria

    l 20

    MnM

    oNi5

    5

    stee

    l SA

    508/

    533

    stee

    l 9C

    r-1M

    o st

    eel

    9Cr-1

    Mo,

    SA

    508

    stee

    l SA

    508

    stee

    l SA

    533

    stee

    l

    Pow

    er c

    onve

    rsio

    n R

    anki

    ne

    Ran

    kine

    D

    irect

    Bra

    yton

    C

    ombi

    ned

    Dire

    ct B

    rayt

    on

    (DPP

    ) R

    anki

    ne

    Proc

    ess h

    eat

    appl

    icat

    ion

    Met

    hano

    l

    prod

    uctio

    n -

    - H

    ydro

    gen

    prod

    uctio

    n

    Hyd

    roge

    n

    prod

    uctio

    n,

    Proc

    ess s

    team

    ,

    Des

    alin

    atio

    n

    -

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 10 -

    Table 4 Major specifications of GTHTR300 series 9,10)

    Items GTHTR300 GTHTR300C for H2 &

    power cogeneration

    GTHTR300C

    for H2 production

    Reactor power (MWt) 600/module 600/module 600/module

    Porcess heat rate

    (MWt) - 170/module 371/module

    Electric generation

    (MWe) 274/300 202 87

    Reactor temp.

    (In/Out) (oC)

    587/850,

    663/950 594/950 594/950

    Reactor core design Prismatic Prismatic Prismatic

    Fuel TRISO UO2 TRISO UO2 TRISO UO2

    Power density

    (MW/m3) 5.4 5.4 5.4

    Average fuel burnup

    (GWd/ton) 120 120 120

    Enrichment (wt%) < 19.9 < 19.9 < 19.9

    Refueling interval

    (months) 24/18 18 18

    RPV material SA533 steel SA533 steel SA533 steel

    Power conversion Direct Brayton Direct Brayton Direct Brayton

    Process heat

    application

    Desalination, District

    heating

    Hydrogen production,

    Process steam,

    Desalination,

    District heating

    Hydrogen production,

    Process steam,

    Desalination,

    District heating

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 11 -

    Fig. 1 Vertical cross section of AVR 12).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 12 -

    Fig. 2 Schematic of FSV primary cooling system 15).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 13 -

    Fig. 3 Simplified schematic of the FSV secondary coolant system 15).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 14 -

    Fig. 4 Schematic of the configuration of primary system of HTR-10 16).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 15 -

    Fig. 5 Cross cut view of HTR-Module 20).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 16 -

    (a) HTR-Module with steam generator

    (b) HTR-Module with steam reformer and steam generator

    Fig. 6 Flow schematic of HTR-Module 21).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 17 -

    Fig. 7 Flow schematic of PBMR DPP 24).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 18 -

    Fig. 8 MHTGR simplified flow diagram 27).

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 19 -

    3. 小型高温ガス炉システムの基本仕様

    3.1 基本的な設計思想

    本研究は、前述のように、開発途上国における電力需要の増大に応えるとともに、化学・石油

    工業等の非電力分野における原子力エネルギー利用を拡大し、地球温暖化ガスの排出量低減に大

    きく貢献できる小型高温ガス炉システムの概念を提示することを目的としている。このため、小

    型高温ガス炉システムの用途として、発電に加えて、化学・石油工業等への高温蒸気供給、地域

    暖房用の熱供給等を想定した設計を行うこととする。

    また、小型高温ガス炉システムの 2030 年代の世界展開を目指すために、極力、研究開発要素を

    排除した設計とするが、HTTR をベースに、HTTR の試験・運転で得られた知見及び GTHTR300

    設計 9)の成果を活用することで、商用化に向けた性能向上、コスト低減を図りながらも、高い先

    進性をもつ原子炉とする。つまり、最終目標である超高温ガス炉 GTHTR300C 10)(水素・電力供

    給小型高温ガス商用炉)の実現に向けた水素製造技術、ヘリウムガスタービン技術、C/C 複合材

    製制御棒被覆材等の開発は、引き続き進めるが、本研究では、HTTR 及び GTHTR300 設計をベー

    スとして早期の実現を目指し、蒸気タービンによる発電、及び高温/低温の蒸気供給を目的とし

    た小型高温ガス炉システムの設計を行うこととする。

    3.2 基本仕様の検討

    小型高温ガス炉システムの原子炉熱出力は、エンドユーザーの要求に対応できるように 50~200MWt

    とし、本研究では、このうち商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉

    として熱出力 50MWt の発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム(HTR50S)を対象とした。本シ

    ステムの基本仕様を Table 5 に示す。また、基本仕様を決定した根拠を以下に示す。なお、原子炉

    を複数基設置することで、高出力化することは可能である。

    原子炉出口温度については、主蒸気温度 538℃の蒸気発生器が大型化しないこと、及び蒸気発

    生器伝熱管等の材料に既存の耐熱合金であるアロイ 800H を使用できること(使用制限温度:760℃

    (1400°F))を考慮し、750℃とした。

    原子炉入口温度については、原子炉圧力容器材料として、軽水炉用低合金鋼である SA533B(JIS

    SQV2A)及び SA508(JIS SFVQ2A)を使用できること(通常時の使用制限温度:371℃(700°F)、

    事故時の制限温度:538℃(1000°F))を考慮し、325℃とした(HTTR と同様に約 45℃のマージン

    を取っている)。また、原子炉入口温度を上げ、炉心の出入口温度差を小さくした方が、炉心の冷

    却材流量が増加するため、熱設計上有利であることも考慮した。なお、上記の軽水炉用低合金鋼

    は、HTTR で使用した 2 1/4Cr-Mo 鋼と比較して、371℃以下の温度領域での強度が、はるかに優れ

    ている(許容応力が約 1.5 倍)ため、原子炉圧力容器材料として選定した。

    1次冷却材圧力については、HTTR の知見を活かすために、HTTR と同じ 4 MPa とした。また、

    開発途上国への原子炉圧力容器の輸送を想定し、厚肉化を抑えることも考慮した。

    炉心有効高さについては、後述のように、燃料交換時に燃料体のシャッフリングを行うために、

    燃料体の段数を偶数の 6 段としたことから、3.48 m(0.58 m×6 段)となる。なお、燃料体の寸法

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 20 -

    については、HTTR の知見を活かすために、HTTR と同じとした。HTTR 燃料の構造を Fig. 9 に示

    炉心等価直径については、後述のように、燃料体のカラム数が HTTR と同じ 30 カラムであるこ

    とから、HTTR と同じく 2.3 m となる。

    出力密度については、上述の原子炉熱出力と炉心寸法(炉心有効高さ及び炉心等価直径)から、

    3.5 MW/m3 となる。

    初期ウラン燃料の濃縮度については、保障措置上の制限である 20wt%以下で、可能な限り低減

    する。また、燃料製造コストを削減する観点から、濃縮度を 1~2 種とした。

    原子炉圧力容器と蒸気発生器の配置については、GTHTR300 設計の成果を活かし、高温配管の

    配管長を、極力、短くするために、サイド・バイ・サイド配置とした。

    蒸気温度/圧力については、アメリカで原型炉として建設された FSV の蒸気条件(538℃/16.6

    MPa)、及び既存の小型蒸気タービンのメーカー実績を考慮し、538℃/12.5 MPa とした。

    3.3 技術実証の目標

    前述のように、小型高温ガス炉システムの設計においては、HTTR をベースに、HTTR の試験・

    運転で得られた知見及び GTHTR300 設計の成果を活用することで、商用化に向けた性能向上、コ

    スト低減を図りながらも高い先進性をもつ原子炉とすることとしている。発電・蒸気供給小型高

    温ガス炉システム(HTR50S)と HTTR の炉心仕様の比較を Table 6 に示す。Table 6 に示すように、

    初期には、HTTR と同様の被覆燃料粒子を用いるが、段階的に、高燃焼度用燃料に移行していく

    計画である。Table 7 に、HTTR 燃料の被覆燃料粒子の仕様と、高燃焼度用燃料の被覆燃料粒子の

    仕様の一例を示す。なお、Table 6 の炉心仕様のうち平均燃焼度、燃焼期間等は暫定値であり、平

    成 23 年度に実施する炉心核熱流動設計の結果を反映して見直すこととする。HTR50S において、

    新たに技術実証する目標のうち、主要なものを以下に示す。

    ・ 出力密度を上げることで、炉心サイズを大きく変更することなく、2 倍近い出力を達成する

    (30MWt→50MWt)。

    ・ 燃料の濃縮度数の低減を図る(12 種類→1~2 種類)とともに、燃焼度を高め、また、燃料

    体のシャッフリングを行うことで残存濃縮度を低減する。

    ここで、シャッフリングは、GTHTR300 設計 9)において提案されているもので、2 年(定期点検)

    ごとに 1 カラム 6 段の燃料体のうちの 3 段を 1 段ごとに取り出し、新たに 3 段の燃料体を装荷す

    るものであり、燃焼の進んだ燃料体に隣接して新燃料体を配置することで、燃焼度を上げる効果

    がある。

    炉心以外では、以下の技術実証目標が挙げられる。

    ・ 原子炉圧力容器と蒸気発生器をサイド・バイ・サイド配置とする。

    なお、これらの技術実証目標に加えて、原子炉格納施設について、鋼製耐圧格納容器から気密性

    格納設備(コンファインメント)への変更を、現在、検討中である。

    これらの技術実証項目に関連して、HTR50S の建設に向けて必要な実証試験として、以下が挙

    げられる。

    ・ 高燃焼度燃料の照射試験による健全性実証

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 21 -

    ・ サイド・バイ・サイド配置に伴う炉床部でのヘリウム混合についての実証試験、炉床部の組

    立性実証試験等

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 22 -

    Table 5 Major specification of small-sized HTGR for steam and electricity cogeneration (HTR50S)

    原子炉熱出力 50 MWt

    冷却材 ヘリウムガス

    原子炉入口/出口温度 325 °C/750 °C

    1次冷却材圧力 4 MPa

    炉心構造材 黒鉛

    炉心有効高さ 3.48 m

    炉心等価直径 2.3 m

    出力密度 3.5 MW/m3

    燃料 二酸化ウラン・被覆粒子/黒鉛分散型

    ウラン濃縮度 20 wt%未満

    燃料体形式 ブロック型

    原子炉圧力容器 鋼製(軽水炉用低合金鋼)

    主冷却回路数 1ループ(蒸気発生器)

    原子炉圧力容器と蒸気発生器の配置 横出配管によるサイドバイサイド配置

    蒸気温度(蒸気発生器出口) 538 °C

    蒸気圧力(蒸気発生器出口) 12.5 MPa

    用途 発電及び蒸気供給

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 23 -

    Tabl

    e 6

    Com

    paris

    on o

    f cor

    e de

    sign

    spec

    ifica

    tions

    bet

    wee

    n sm

    all-s

    ized

    HTG

    R fo

    r ste

    am a

    nd e

    lect

    ricity

    cog

    ener

    atio

    n (H

    TR50

    S) a

    nd th

    e H

    TTR

    HTR

    50S

    H

    TTRと同じ被覆燃料粒子の場合

    高燃焼度用の被覆燃料粒子の

    場合

    H

    TTR

    原子

    炉熱出

    50 M

    Wt

    50 M

    Wt

    30 M

    Wt

    原子

    炉出口

    温度

    75

    0 °C

    75

    0 °C

    85

    0 °C

    /95

    0 °C

    原子

    炉入口

    温度

    32

    5 °C

    32

    5 °C

    39

    5 °C

    燃料

    体の数

    18

    0体(

    30カラム

    × 6段)

    18

    0体(

    30カラム

    × 6段)

    15

    0体

    (30

    カラ

    ム ×

    5段

    平均

    出力密

    3.5

    MW

    /m3

    3.5

    MW

    /m3

    2.5

    MW

    /m3

    濃縮

    10 w

    t%未満

    20

    wt%

    未満

    3

    ~ 1

    0 w

    t%

    濃縮

    度数

    1~

    2程度

    1~

    2程度

    12

    平均

    燃焼度

    30

    GW

    d/t(

    暫定値)

    12

    0 G

    Wd/

    t(暫定値)

    22

    GW

    d/t

    燃料

    体形式

    H

    TTR型ピンインブロック

    H

    TTR型ピンインブロック

    H

    TTR型

    ピンイ

    ンブ

    ロッ

    シャ

    ッフリ

    ング

    し(1バッチ)

    あり(

    2バッチ)

    し(

    1バ

    ッチ

    燃焼

    期間

    2年

    4年

    66

    0日

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 24 -

    Table 7 Coated fuel particle specification for the HTTR fuel and high burn-up fuel

    HTTR 燃料 高燃焼度用燃料(一例)

    燃料核直径 600 μm 500 μm

    第1層(低密度熱分解炭素)厚さ 60 μm 95 μm

    第2層(高密度熱分解炭素)厚さ 30 μm 40 μm

    第3層(炭化ケイ素)厚さ 25 μm 35 μm

    第4層(高密度熱分解炭素)厚さ 45 μm 40 μm

    被覆燃料粒子直径 920 μm 920 μm

    事故時燃料温度制限値(暫定値) 1600 °C 1600 °C

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 25 -

    Fig.

    9 C

    onfig

    urat

    ion

    of th

    e H

    TTR

    fuel

    .

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 26 -

    4. 小型高温ガス炉システムの系統概念設計

    4.1 蒸気タービン発電

    4.1.1 原子力での実績

    蒸気タービン発電は、軽水炉等の商用原子力発電において一般的に用いられている発電サイク

    ルである。また、これまでに建設された 7 基の高温ガス炉についても、Dragon 炉、及び我が国の

    HTTR 以外は、Table 8 に示すように、蒸気タービン発電を行っている。高温ガス炉における蒸気

    タービンでは、軽水炉の蒸気タービンと比較して蒸気タービン入口の蒸気温度が高温になるが、

    火力発電のそれと比較して大きな相違はない。

    4.1.2 系統設計

    蒸気タービン発電システムの系統図を Fig. 10 に、主要諸元を Table 9 に示す。HTR50S からの

    核熱 50MWt を用いて、蒸気発生器で 538℃、12.5 MPa の過熱蒸気を製造する。この過熱蒸気を用

    いて発電を行う蒸気タービンシステムとして、3 段抽気の再生サイクルを採用した。THTR 及び

    FSV 炉では、再熱サイクルを用いていた。再熱サイクルによって、多少の発電効率向上が期待で

    きるが、蒸気発生器の大型化、構造の複雑化、格納施設貫通部の増加等を伴う。我が国の産業界

    は高温ガス炉による発電の経験がないため、リスク低減の観点から、シンプルな設備が望ましい

    との判断により、再熱サイクルは採用しないこととした。蒸気タービン入口条件は 533℃、12.0 MPa

    とした。また、3 段の抽気による再生加熱によって、蒸気発生器給水温度を 200℃まで加熱する。

    このシステムでの発電量は 17.2MWe であり、発電効率は 34%となった。

    4.2 低温蒸気供給(地域熱供給)

    4.2.1 原子力での実績

    高温ガス炉が地域熱供給に利用された実績はない。一方、軽水炉等の他炉型の原子力による地

    域熱供給については、Table 10 に示すように、ブルガリア、ハンガリー、ルーマニア、ロシア、

    スロバキア、スイス、ウクライナ、中国において実績があり、技術的に実証されている 32, 33)。地

    域熱供給に用いる原子炉システムとしては、発電と熱供給のコジェネレーション、及び熱供給専

    用炉の選択があるが、一般的に発電とのコジェネレーションが広く用いられており、熱供給専用

    炉の例は少ない。コジェネレーションシステムは、発電との組み合わせにより、年間を通じて熱

    需要に応じた柔軟な運転が可能となるためである。

    地域熱供給の1例として、スイスのベツナウ発電所の地域熱供給システムを示す 34)。ベツナウ

    発電所 1、2 号機(365MWe/ユニット、2 ループ PWR)は、スイス最大のアアレ川の島に設置され

    ており、1 号機は 1969 年 12 月に、2 号機は 1972 年 3 月にそれぞれ営業運転を開始した。現在、

    一般住宅、共同住宅、工場、農場など、約 2,400 ユーザー(約 2 万人)が本熱供給システムを利

    用しており、契約熱量は 77 MWt 弱である。Fig. 11 のシステムを示すように、蒸気発生器で加熱

    された蒸気(2 次系)はタービンに供給され発電に利用されるとともに、一部がタービンから抽

    気され、熱供給ネットワークの循環水(3 次系)の加熱源となる。地域熱供給ネットワークから

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 27 -

    戻ってきた約 50℃の循環水は、低圧タービンから抽気された蒸気(蒸気温度 92℃)により、低温

    熱交換器で 85℃に加熱される。次いで、高圧タービンから抽気された蒸気(蒸気温度 130℃)に

    より、高温熱交換器で 125℃、16 bar に加熱され、高温加圧水として、発電所内に設置されたポン

    プステーションに供給される。ポンプステーションからは、全長約 30km から成る 2 本の主供給

    管を用いて各ユーザーに熱を供給している。地域熱供給ネットワークへの供給温度は、冬場が

    125℃で、夏場は低温側熱交換器のみを使用して 85℃にまで下げられている。また、蒸気発生器

    と熱交換器内の同時漏えいを想定しても地域熱供給ネットワーク中に放射性物質が混入しないよ

    うに、熱供給ネットワークの圧力(16 bar)は、高圧タービンの出口の抽気圧力(2.8 bar)よりも

    高く維持されている。一般家屋のユーザーは通常、建屋暖房と給湯用の熱交換器を用いて、熱供

    給ネットワークに接続しており、一般家屋で使用する温水は 5 次系となる。なお、各ユーザーへ

    のローカルネットワークは、全長約 100 km に達し、熱損失は 15%、主供給管の温度降下は 5 km

    当たり 1℃と報告されている。

    4.2.2 系統設計

    地域熱供給を行う小型高温ガス炉システムは、蒸気タービン発電と組み合わせたコジェネレー

    ションシステムとした。系統概念図を Fig. 12、主要諸元を Table 9 に示す。系統構成は、発電シ

    ステム単独とほぼ同様であるが、低圧部(3 段目)からの抽気蒸気を用い、熱利用系熱交換器に

    おいて地域熱供給用循環水と熱交換する点が異なる。熱利用系熱交換器の高温流体であるタービ

    ン抽気蒸気の条件は、熱交換器入口 161℃、及び出口 95℃とし、一般的な条件の地域熱供給シス

    テムに対応可能な温度とした。

    熱利用系への供給熱量である熱供給用循環水との交換熱量は、原子炉出力の 50%に相当する

    25MWt(最大)とした。これは、8,000 人程度の利用者へ暖房、及び温水を供給できる熱量に相当

    する。暖房が不要な夏期においては、抽気蒸気流量を減少させることによって熱利用系への供給

    熱量を減少させるとともに、蒸気タービンでの発電量を増加させる柔軟な運転が可能である。地

    域熱供給を行う通常時の発電量は 13.5MWe であり、発電効率は 27%(熱利用率は 34%)である。

    なお、ベツナウ発電所の地域熱供給システムのように、加圧水型軽水炉を用いた場合は、1 次

    系よりも 2 次系の圧力が低いため、放射性物質の混入を防止する目的で中間ループである 3 次系

    (循環水)の圧力を 2 次系よりも高く設定している。しかし、高温ガス炉の蒸気タービンシステ

    ムでは、1 次系(He)よりも2次系(主蒸気)の圧力が高いため、高圧の中間ループを設置する

    必要がない。

    4.3 高温蒸気供給(プロセス熱利用)

    4.3.1 原子力での実績

    高温ガス炉がプロセス熱供給に利用された実績はない。一方、軽水炉等の他炉型の原子力によ

    るプロセス熱供給については、Table 11 に示すように、カナダ、ドイツ、スイス、インドにおい

    て、実績がある 33)。カナダでは、Bruce Nuclear Power Development(BNPD)から重水製造プラン

    ト及び隣接する Bruce Energy Centre(BEC)の工業団地へ蒸気を供給している。BNPD は、8 基の

    CANDU 炉、世界最大の重水製造プラント、及び Bruce Bulk Steam System(BBSS)から構成され

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 28 -

    ている。BBSS は、4 ユニットの Bruce A 発電所(848MWt/ユニット)からの高圧蒸気との熱交換

    により中圧蒸気を製造し、これを重水製造プラントへ供給するものである。1998 年に操業を停止

    したが、現在、2 ユニットが再起動している。BEC の工業団地には、現在、食品産業、工業アル

    コール製造等の 6 つの民間産業が設置されている。ドイツでは、Stade 発電所(1892MWt、640MWe)

    によって、1983 年から 2003 年の操業停止まで、1.5km 離れた塩精製工場への蒸気(約 190℃、

    1.05MPa)を供給していた。ノルウェーでは、Halden 炉が近隣の工場に蒸気を供給した実績があ

    る。スイスでは、Goesgen 発電所から 2km 離れたダンボール工場の乾燥用熱源として、高圧ター

    ビン入口からの抽気により熱交換器、過熱器を介して生成した蒸気(220℃、12bar)を供給して

    いる。インドでは、RAPS-II 発電所から近接する重水製造プラントへ約 250℃の熱を供給している。

    4.3.2 系統設計

    高温ガス炉によるプロセス熱供給の特長は、原子炉出口温度が高いため、軽水炉等と比較して

    高温の熱を供給できることである。熱供給が必要な産業として、石油・石炭製品製造業、化学工

    業、窯業・土石製品製造業、鉄鋼業を取り上げ、その主要製品の代表的製造プロセスについて調

    査した結果 35)から、HTR50S の原子炉出口温度である 750℃以下の熱を利用できるプロセスを抽

    出し、Table 12 に示す。窯業・土石製品製造業、鉄鋼業は 750℃以上の高温を必要としており、石

    油・石炭製品製造業、化学工業への適用が候補となる。

    HTR50S で最も高温の蒸気を取り出すことができる系統構成として、蒸気発生器出口の主蒸気

    を分岐することにより高温蒸気を取り出すこととした(Case1)。系統概念図を Fig. 13、主要諸元

    を Table 9 に示す。主蒸気から分岐した 533℃の蒸気を用い、熱利用系熱交換器で熱利用系へ供給

    する高温蒸気を製造する。430℃以下の熱を利用する石油精製(脱硫)等への適用が考えられる。

    熱利用系熱交換器出口温度は 200℃とし、ポンプで昇圧することにより、蒸気発生器入口におい

    て、蒸気タービンシステムからの給水と合流することとした。熱利用系への供給熱量は、利用系

    の条件に応じて検討する必要があるが、ここでは熱利用系への供給熱量を 25MWt として蒸気流量

    を定めた。しかし、熱利用系熱交換器出口、及び蒸気タービンからの給水温度を同温度(200℃)

    としたため、熱利用系への供給熱量に依らず、温度条件は変化しない。発電量は 8.6 MWe、発電

    効率は 17%(熱利用率は 67%)となった。

    また、重質油の回収(SAGD 法)等の 300℃程度以下の熱を利用するプロセスへ高温蒸気を供

    給する系統構成についても検討を行った(Case2)。系統概念図を Fig. 14、主要諸元を Table 9 に示

    す。蒸気タービンから 400℃の蒸気を抽気し、熱利用系熱交換器へ導くこととした。また、Case1

    と同様に、熱利用系熱交換器出口温度は 200℃とし、蒸気発生器入口において、蒸気タービンシ

    ステムからの給水と合流することとした。発電量は 10.5 MWe、発電効率は 21%(熱利用率は 71%)

    となった。

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 29 -

    Tabl

    e 8

    Sum

    mar

    y of

    stea

    m tu

    rbin

    e sy

    stem

    s cou

    pled

    with

    HTG

    R

    Item

    s AV

    R

    THTR

    Pe

    ach

    Bot

    tom

    1

    FSV

    H

    TR-1

    0

    Rea

    ctor

    pow

    er (M

    Wt)

    46

    750

    115

    842

    10

    Elec

    tric

    gene

    ratio

    n (M

    We)

    15

    30

    0 40

    33

    2 2.

    5

    Turb

    ine

    inle

    t ste

    am c

    ondi

    tions

    (°C

    / M

    Pa)

    504

    / 7.2

    55

    0 / 1

    8 53

    8 / 1

    0 53

    8 / 1

    6.6

    453

    / 3.4

    3

    Reh

    eat s

    team

    con

    ditio

    ns (°

    C /

    MPa

    ) -

    535

    / 5

    - 53

    8 / 3

    .9

    -

    Turb

    ine

    cond

    ense

    r pre

    ssur

    e (k

    Pa)

    - 3.

    1 -

    8.5

    -

    SG fe

    ed w

    ater

    con

    ditio

    ns (°

    C /

    MPa

    ) -

    180

    /

    - 20

    6 / 2

    1.2

    104

    / 6.1

    Net

    effi

    cien

    cy (%

    ) 30

    40

    35

    39

    .4

    25

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 30 -

    Tabl

    e 9

    Sum

    mar

    y of

    syst

    em d

    esig

    n in

    the

    HTR

    50S

    発電

    発電+地域熱供給

    発電+高温蒸気供給

    (cas

    e 1)

    発電+高温蒸気供給

    (cas

    e 2)

    原子炉熱

    出力

    50

    MW

    t 50

    MW

    t 50

    MW

    t 50

    MW

    t

    蒸気発生

    器交換熱量

    50

    MW

    t 50

    MW

    t 50

    MW

    t 50

    MW

    t

    熱利用系

    供給熱量

    -

    25 M

    Wt

    25 M

    Wt

    25 M

    Wt

    発電設備

    供給熱量

    50

    MW

    t 25

    MW

    t 25

    MW

    t 25

    MW

    t

    発電量

    17

    .2 M

    We

    13.5

    MW

    e 8.

    6 M

    We

    10.5

    MW

    e

    発電効率

    34

    %

    27%

    17

    %

    21%

    1次系(ヘリウム)

    原子炉入口/出口温度

    原子炉入口/出口圧力

    流量

    32

    5°C/

    750°

    C

    4.14

    /4.

    10 M

    Pa

    80.7

    t/h

    2次系(主蒸気)

    蒸気

    発生器出口温度/圧力

    蒸気タービン入口温度/圧力

    復水温度/圧力

    蒸気発生器給水温度/圧力

    流量

    538°

    C/

    12.5

    MPa

    53

    3°C/

    12.0

    MPa

    58°C

    /18

    kPa

    20

    0°C/

    13.4

    MPa

    69

    .6 t/

    h

    41°C

    /7.

    7 kP

    a ←

    44°C

    /9

    kPa

    44°C

    /9

    kPa

    2次系(熱利用系熱交換用蒸気)

    熱交

    換器入口温度/圧力

    熱交換器出口温度

    流量

    - - -

    161°

    C/

    0.4

    MPa

    95°C

    37

    .8 t/

    h

    533°

    C/

    12 M

    Pa

    200°

    C

    34.8

    t/h

    400°

    C/

    4.5

    MPa

    200°

    C

    38.2

    t/h

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 31 -

    Tabl

    e 10

    Ope

    ratin

    g nu

    clea

    r hea

    ting

    plan

    ts 32

    , 33)

    Cou

    ntry

    Pl

    ant t

    ype

    or n

    ame

    Loca

    tion

    App

    licat

    ion

    Phas

    e St

    art o

    f ope

    ratio

    nre

    acto

    rs /

    heat

    N

    et P

    ower

    (M

    We)

    Hea

    t out

    put

    capa

    city

    (M

    Wt)

    Tem

    p (o

    C)

    at

    inte

    rfac

    e (f

    eed/

    retu

    rn)

    Bul

    garia

    K

    ozlo

    duy

    Koz

    lodu

    y El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1974

    -82

    1990

    19

    88-9

    3

    4 ×

    408

    2 ×

    953

    20

    150

    / 70

    Hun

    gary

    PA

    KS

    1-4

    Paks

    El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1983

    -87

    3 ×

    433

    1 ×

    430

    30

    130

    / 70

    Rom

    ania

    PH

    WR

    C

    AN

    DU

    -6

    Cer

    navo

    da U

    nit 1

    Elec

    trici

    ty /

    Dis

    trict

    hea

    ting

    Com

    mer

    cial

    19

    96

    1 ×

    660

    40 G

    cal/h

    15

    0 / 7

    0

    Rus

    sia

    O

    bnin

    sk

    Dis

    trict

    hea

    ting

    Com

    mer

    cial

    19

    54-

    - 10

    13

    0 / 7

    0

    Rus

    sia

    WW

    ER-1

    000

    Nov

    ovor

    onez

    h El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1972

    -73

    1981

    2

    × 38

    5 1

    × 95

    0 23

    0 13

    0 / 7

    0

    Rus

    sia

    WW

    ER-1

    000

    Bal

    akov

    o El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1986

    -93

    4 ×

    950

    230

    130

    / 70

    Rus

    sia

    WW

    ER-1

    000

    Kal

    inin

    El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1985

    -87

    2 ×

    950

    230

    130

    / 70

    Rus

    sia

    WW

    ER-4

    40

    Kol

    a El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1973

    -84

    4 ×

    411

    55

    Rus

    sia

    EGP-

    6 B

    ilibi

    no

    Elec

    trici

    ty /

    Dis

    trict

    hea

    ting

    Com

    mer

    cial

    19

    74-7

    7 4

    × 11

    13

    3 15

    0 / 7

    0

    Rus

    sia

    BN

    -600

    B

    eloj

    arsk

    El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1981

    2

    × 56

    0 22

    0 13

    0 / 7

    0

    Rus

    sia

    RB

    MK

    -100

    0 Pe

    ters

    burg

    El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1974

    -81

    4 ×

    925

    ~ 17

    0 13

    0 / 7

    0

    Rus

    sia

    RB

    MK

    -100

    0 K

    ursk

    El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1977

    -86

    4 ×

    925

    ~ 17

    0 13

    0 /7

    0

    Slov

    akia

    B

    ohun

    ice-

    3, 4

    B

    ohun

    ice/

    Trna

    va

    Elec

    trici

    ty /

    Dis

    trict

    hea

    ting

    Com

    mer

    cial

    19

    85 /

    1987

    2

    × 40

    8 24

    0 15

    0 / 7

    0

    Switz

    erla

    ndB

    ezna

    u1, 2

    B

    ezna

    u El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1969

    -71

    / 198

    3-84

    1 ×

    365

    1 ×

    357

    80

    128

    / 50

    (wat

    er)

    Ukr

    aine

    R

    ovno

    1, 2

    R

    ovno

    El

    ectri

    city

    / D

    istri

    ct h

    eatin

    g C

    omm

    erci

    al

    1981

    -82

    / 198

    2 2

    × 37

    0 58

    13

    0 / 7

    0

    Ukr

    aine

    R

    ovno

    3

    Rov

    no

    Elec

    trici

    ty /

    Dis

    trict

    hea

    ting

    Com

    mer

    cial

    19

    87 /

    1987

    95

    0 23

    3 13

    0 / 7

    0

    Ukr

    aine

    So

    uth

    Ukr

    aine

    1-3

    -

    Elec

    trici

    ty /

    Dis

    trict

    hea

    ting

    Com

    mer

    cial

    19

    83-8

    9 / 1

    976

    3 ×

    950

    2 ×

    151

    1 ×

    232

    150

    / 70

    Chi

    na

    NH

    R-5

    B

    eijin

    g D

    istri

    ct h

    eatin

    g Ex

    perim

    enta

    l 19

    89

    1989

    -

    5 90

    / 60

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 32 -

    Tabl

    e 11

    Ope

    ratin

    g nu

    clea

    r pro

    cess

    hea

    t pro

    duct

    ion

    plan

    ts 33

    )

    Cou

    ntry

    Pl

    ant t

    ype

    or

    nam

    e Lo

    catio

    n A

    pplic

    atio

    n St

    art o

    f ope

    ratio

    n

    reac

    tors

    / he

    at

    Phas

    e N

    et P

    ower

    (MW

    e)

    Hea

    t out

    put c

    apac

    ity

    (MW

    t)

    Tem

    p (o

    C) a

    t

    inte

    rfac

    e

    (fee

    d/re

    turn

    )

    Can

    ada

    Bru

    ce-A

    B

    ruce

    Proc

    ess h

    eat

    (D2O

    pro

    duct

    ion

    and

    six

    indu

    stria

    l hea

    t cos

    tom

    er)

    1977

    -87

    / 198

    1 C

    omm

    erci

    al

    4 ×

    848

    5350

    Ger

    man

    y St

    ade

    Stad

    e El

    ectri

    city

    / pr

    oces

    s hea

    t

    (Sal

    t ref

    iner

    y)

    1983

    C

    omm

    erci

    al

    640

    30

    190

    / 100

    Switz

    erla

    nd

    Goe

    sgen

    G

    oesg

    en

    Elec

    trici

    ty /

    proc

    ess h

    eat

    (Car

    dboa

    rd fa

    ctor

    y)

    1979

    / 19

    79

    Com

    mer

    cial

    97

    0 25

    22

    0 / 1

    00

    Indi

    a R

    APS

    -II

    Kot

    a El

    ectri

    city

    / pr

    oces

    s hea

    t

    (D2O

    ) 19

    75 /

    1980

    C

    omm

    erci

    al

    160

    85

    250

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 33 -

    Tabl

    e 12

    Pro

    cess

    hea

    t req

    uire

    men

    ts in

    indu

    stria

    l pro

    cess

    (1/6

    ) 業

    製品

    プロセス

    名等

    応式

    温度条件

    力条件

    料等

    石油精製

    (脱硫)

    水素化精

    製法

    R

    S +

    1.5H

    2 → H

    R +

    H2S

    ・触

    媒は

    硫化

    コバ

    ルト

    に硫

    化モ

    リブ

    デン

    を組

    み合

    わせ

    Co

    - Mo系

    触媒

    がよ

    く用

    いら

    れる

    ・軽

    質の

    油ほ

    ど反

    応温

    度、

    反応

    圧、

    水素

    消費

    量が

    小さ

    なる

    常圧

    ・減

    圧残油:

    400 ~

    430

    減圧

    経由

    :40

    0 ~

    430

    灯・

    軽油

    :30

    0 ~

    400

    ナフ

    サ:

    260

    ~ 3

    50℃

    常圧・減

    圧軽油:

    15 ~

    20

    MPa

    減圧経由

    :8 ~

    12

    MPa

    灯・軽油

    :0.

    7 ~

    7 M

    Pa

    ナフサ:

    0.7 ~

    7 M

    Pa

    ナフサ、灯・軽油

    残油等

    重質油の

    SAG

    D法

    ・地

    中の

    オイ

    ルサ

    ンド

    層に

    高温

    高圧

    の水

    蒸気

    を圧

    入し

    て、

    オイ

    ルサ

    ンド

    層内

    のビ

    チュ

    メン

    の流

    動性

    を高

    め、

    地中

    のビ

    チュ

    メン

    を温

    水と

    とも

    に回

    収す

    る。

    310℃

    10

    MPa

    イルサ

    ンド

    石炭の乾

    低湿乾留

    空気

    を遮

    断し

    て石

    炭を

    加熱

    分解

    する

    ・低

    温タ

    ール

    、チ

    ャー

    (半

    成コ

    ーク

    ス)

    など

    の製

    造が

    目的

    であ

    る。

    450 ~

    650

    不明

    粘結炭

    又は弱

    粘結炭

    溶剤抽出

    ・多

    環芳

    香族

    系の

    溶剤

    を用

    いて

    石炭

    を溶

    解し

    、液

    体油

    炭素

    系の

    固体

    を生

    成す

    る。

    ・処

    理条

    件の

    違い

    によ

    り生

    成物

    が異

    なる

    400 ~

    450℃

    15

    ~ 2

    0 M

    Pa

    石炭

    石油・石

    製品製造

    石炭

    の液

    水素

    化分

    (水添液

    化)法

    ・溶

    剤抽

    出法

    の変

    形で

    ある

    ・溶

    剤抽

    出法

    によ

    り水

    素処

    理条

    件を

    過酷

    にし

    、C

    o - M

    o

    系等

    の触

    媒を

    用い

    て石

    炭を

    可能

    な限

    り液

    化す

    る。

    450℃

    程度

    15

    ~ 2

    8 M

    Pa

    亜炭、瀝

    青炭

    エチレン

    プロピレ

    ブテ

    水蒸気分

    ・ナ

    フサ

    は過

    熱水

    蒸気

    によ

    り気

    化さ

    れ、

    分解

    炉中

    で分

    され

    る。

    ・分

    解生

    成物

    は二

    次反

    応を

    防ぐ

    ため

    急冷

    され

    る。

    ・低

    温蒸

    留分

    離に

    より

    エチ

    レン

    を分

    離す

    る。

    ・低

    温蒸

    留分

    離に

    より

    プロ

    ピレ

    ンを

    分離

    する

    ・C

    4 留

    分か

    ら物

    理的

    分離

    法や

    科学

    的分

    離法

    によ

    りブ

    テン

    を分

    離す

    る。

    ~ 1

    050 ℃(分解

    工程)

    約 3

    00 ℃

    (急冷工

    程)

    不明

    フサ

    学工

    無水酢酸

    W

    acke

    r 法

    C

    H3C

    OO

    H →

    H2C

    = C

    = O

    + H

    2O

    H2C

    = C

    = O

    + C

    H3C

    OO

    H →

    (CH

    3CO

    ) 2O

    a) 酢

    酸の

    ケテ

    ンと

    H2O

    への

    吸熱

    的な

    熱分

    b) ケ

    テン

    への

    発熱

    的な

    酢酸

    付加

    によ

    る無

    水酢

    酸の

    製造

    a) 7

    00 ~

    750

    b) 4

    5 ~

    55

    1) 不

    2) 5

    ~ 2

    0 kP

    a

    酢酸

  • JAEA-Technology 2011-013

    - 34 -

    Tabl

    e 12

    Pro

    cess

    hea

    t req

    uire

    men

    ts in

    indu

    stria

    l pro

    cess

    (2/6

    ) 業

    製品

    プロセス

    名等

    応式

    温度条件

    力条件

    料等

    脱水素法

    C

    H3O

    H →

    HC

    HO

    + H

    2

    H2 +

    0.5

    O2 →

    H2O

    ・A

    g 又

    は C

    u 触

    媒の

    存在

    下で

    少量

    の空

    気と

    メタ

    ノー

    を反

    応さ

    せる

    ・脱

    水素

    は吸

    熱反

    応で

    ある

    が、

    水素

    の燃

    焼に

    より

    全体

    は発

    熱反

    応で

    ある

    600 ~

    720

    不明

    タノー

    ホルムア

    デヒ

    酸化

    CH

    3OH

    + 0

    .5O

    2 → H

    CH

    O +

    H2O

    ・M

    oO3・

    FeO

    3触

    媒の