火力・原子力発電機器の動向

火力･原子力発

特集

火力･原子力発電機器の動向･‥‥……‥‥‥……‥‥‥‥‥･･…‥･……55

超臨界圧貫流ボイラプラント…=‥‥‥‥‥‥･‥…‥‥‥･‥………‥…‥61

蒸気タービン長実の振動と効率‥…‥…‥…･t…‥…‥‥･……‥‥‥･‥69

原子力タービン設計上の問題点‥……‥…‥‥‥･…‥‥‥･‥‥…‥……76

火力発電所め自動起動装置‥･‥‥‥………･‥‥‥‥‥……･‥‥‥……･…83

大形沸騰水原子力発電所制御系の特性解析=……･‥‥‥‥‥‥‥‥‥…88

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火力･原子力発電機器の動向

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要

旨

わが国で原了†力平和利用の開発に着手したのは約10年前で,この間に研究炒子の開発が行なわれ,動力用実験 炉も運転にはいり,原電1号炉も本年6月には運転にはいる情勢にあF),ひきつづき原電2号炉,東京電力株 式会社大熊発電所,関西電力株式会社美浜発電所などの建設が計画されており,その発電量は急速な増加を見 せようとしている｡ 一方火力発電設備としては単機容量の増大に見るべきものがあり,アメリカにおいては900MWの火力充 電所が試運転にはいっており,また超臨界匠火力発電所の採用が普遍化しつつある｡蒸気温度は過熱器出l】 で1.000nF,圧力は3,600∼3,800psig程度が採用されており,わが国でも各所に建設されようとしている｡ 以下,-これら機器の一般的動向を述べるとともに口立製作所における態勢と経験を述べおおかたの参考の資 としたい｡,

1.緒

言 原子力発電が火ノJ発電に11ら敵できるようになる時代が,今から10 年前に予想されたよりその実現が遅れていたのは,一方に化石燃料 の世界的な値下がりと,他方には火力発電技術の臼ざましい発展が 原因であった｡ 火力発電技術の向上は単機容量の増大と,使用蒸気圧力の上j利こ よって燃料消費率を年ごとに低下させ,10年自如こ運転されていた最 大容量機ほ250MW程度であったが,今年は,900MW機が運転に はいる｡また使用蒸気圧力は遂に臨界旺力を越えて,3,500psigま たは,それ以_1二になり,1964年ころから超臨界托時代にほいった感 がある｡ 一方,原子力発電は,新しい分野であるにふさわしく,年ごとに 技術革新が現われ,発電効率の向上と発電設備の価格の低卜が効ノJ を発して,原子力発電によるkWb電力単価ほ火力発電のそれに比 較してほぼ同じである計画がここ一,二年次々に発表されている｡ わが国における超臨界圧火力プラントは,東京電力株式会社姉ヶ 崎600MW,関西電力株式会社姫路450MWがいずれも耶和42年 に運転にはいると報ぜられている｡ 原子力発電の原電1号炉は本年6月運転にはいるが,これはガス 冷却形で,この発電所の発牛電気もは通常の火力発電によるkWhコ ストよりかなり割高なものになる予想が発表されているが,原電2 号炉である敦賀発電所,東京電力株式会社の大熊原子力発電所,関 西電力株式会社の美浜原子力発電所の計画ほ今年から着工され,昭 和舶年と45年に運転開始が予告されているが,これらの軽水形原 子発電所からの発電単価ほ現在の火力発電所の発電単価とはぼ同じ にまで進歩を遂げたものである｡

2.原子力発電

わが国における原子力発電の必要度は,アメリカや欧州諸国より も強い｡その理由は,わが国の発電計画の長期見通しからいって, 化石燃料を使う火力発電所の建設は,輸入しなければならない油の 量から見て,ある限度がくることは必苓であり,将来遅くても昭和 60年ころからは原子力発電所の建設計画を火力発電所よりも多く して,エネルギー源を核燃料に求めなければならなくなる｡表1ほ 日本原子力産業会議の開発計画委員会で発表した,昭和75年までの 長期見通しである｡ 蓑に見られるように,水力の開発計画ほ一般水力より揚水水力に 日立製作所電機事業部 女1 _{わが国における発電開発計画} (原子力産業会議発表)

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736 _{昭和41年6月 日 比 評}

_論

_{第48巻 第6号} 122,000MWと8倍,3倍となっている｡ 図1はこの表に基づいて,各年度における保有発電設備を示した ものである｡1985年(昭和60年)年度末における設置先電設備の予 想は,火力83,060MWで52%■,原子力42,760MWで27%となっ ている｡比較のためアメリカにおける予想を図2に示す｡図2はア メリカF.P.Cによるものである｡1980年におけるアメリカの設置 容量の予想は,火力353,000MWで67.3%,原子力69.600MWで 13.3%'となっている｡ わが国が原子力平和利用の開発に着手したのは約10年前で,この 間に原子力研究所を主体にした研究炉の開発が行なわれ,動力用実 験炉としては,12.5MWのBWR形炉が昭和38年秋運転にはいっ ている｡ 商用大形炉は原電1号炉として東海村に設置されたイギリスコー ルダーホール形天然ウランガス冷却炉166MWで,本年6月には営 業運転にはいる｡これに引続いて原電2号炉325MWが敦賀にBWR 形で採用され,日朋ロ44年に運転にほいる予定で建設に着手された｡ これに引続いて東京電力株式会社が福島県大熊発電所に400MW を,関西電力株式会社が福井県美浜発電所に325MWを計画し,い ハU O 5 nV O O 40 30 20 (串l上こご〓書芸○?一)哨祇≠押紙 100 ニ/ 1.150九11l･' 仙5%)

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_166l166 l 即柑壬 .汁.Lf与り (h川r) 166 166 491 1,416 U〓 と 炉 ′r 原 の 国 力 わ 2 ⊥衣 (止)★ 灯J'･ノJ上1二∴三り('り(J勺軌) □ ′ノくり圭一′二+川/り(外敢1 図3 _{わが国の昭和40∼51年原子力発電計画} 立 _{製 作} 所 の 役 割 名 称 所 _￣古 老 l 形 _式

熱出力(kWJl

日立製作所の役割 JRR-1 JRR-2 JRR-3(国産-･ぢ-かJ JRR-4 立 教 桝 二死 少i 武 蔵 l二 人 _{研 ′兜炉} 近 大 研 究 炉 TAIC伝IF 究 か(HTR) 東 芝 研 究 炉 京 大 研 究 炉 JMTR JPDR 原 電 原 電 炉 炉 号 号 + 二 日 _{本 原 子 力 研 プ已 所} R 木 原 子 力 研 究 所 日 本 原 子 ノJ研 究 所 日 本 原 f 力 研 究 所 立 数 人 _`芋 近 幾 人 学 東広原子ノJ虚業研究所 東 芝 京 都 人 学 日 本 原 子 ノJ研 兜 所 日 本 原 子 力 研 究 所 本 原 子 力 発 電 木 原 子 ノJ発 電 濃 縮 ウ ラ ン (ウオーータボイラJ 濃 縮 ウ ラ ン 車:水 (CP-5形) 人 然l〉 ラ / 垂 水 終 縮 ウ _{ラ､ン 軽 水} (スウイ ミング･プール) 濃縮ウラン水素化ジルコニウム (TRIGA-Ⅱ) 濃縮l〉ラン水素化ジ′しコニウム (TRIGA-Ⅱ) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 水 (UTR形) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 水 (タンク式ノー/し形) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 水 (スウイ ミング･プー′し形) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 _水 (タンク形) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 水 (タンク形) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 水 (BWR) 天 然 ウ ラ ン 男 鉛 (コールダー改良形) 濃 縮 ウ ラ ン 軽 水 (BWR) 50 10,000 10,000 1,000 し最大 3,000) 100 100 0.1W lOO lOO l,000 50,000 46,700 (電12,500) 585,000 (電166,000) 967,100 (電 325,000) 鋸 付 原子炉本体,燃料交換機 原 子 炉 設 備 一 式 原子炉施設全般に関する技術援助 炉心タンク,水冷却系などの製作 原 _一子 炉 設 備 _-･式 炉心タンク,何内部構造物,制御棒 名 称 実 験 用 照 射 設 備 炉心構造物,計測制御装置(制御棒および駆動機構, プーコセス計装) 原子炉圧力容器,タービン補機 廃 棄 物 処 理 系 機 器 原子炉圧力容器,原子炉系補機,配管配線工事, 廃棄物処理系機器

火 力･原 子 力

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.甘l 媚 図5 _{カナダ重水杉原子力発電巧} 蓑3 常子カ発電所の蒸気圧力温変 ≡∃ _名 本一ス J Tり… ロー′一7 一 カ 連 発 電 丁子 JAPC-2 DUNGENESS-B GE.MSSR-300 BELOYARSK

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温 圧 ･∴℃､ノ 285 5 ハU ハU 6 1 (U 5 5 5 してなんらかの形でその建設に参与している｡ 表2はわが国の原子炉と口土製作所の果たした役割を示してい る｡このうち,原子力研究所のJRR-3は昭和37年に臨界にはいっ たわが国の国産第1号で,日立製作所は原子炉本体の設計と製作を 受持った｡同じく原子力研究所のJRR-4は,昭和40年に臨界には いったが,これは炉いっさいを日立製作所が設計製作して納入した ものである｡ わが国で最初に働き出した国産民間炉はTAIC研究所のHTR炉 で,日立製作所が完成したものであって,昭和36年に臨界に達し ている｡この炉の設計と性能のユニークさはアメリカにおける世界 研究炉大会において高く評価されたものである｡ 737 ニのほか,関西にこおける実験炉として研究に威力を発 揮している京大研究炉はアメリカのインターニュクレア 社の基本設計によって口立製作所が設計製作と建設を行 なったものであり,また現在建設が進行中のわが国の代 表的材料実験炉である日本原子力研究所のJMTR炉心 の設計と計測制御装置の大部分を担当して取りまとめて いる｡ ニれらの実験炉の設計と建設の経験を積むことによっ て,動力炉の設計と建設への基礎固めを行なってきたも のであり,上の事実は現在わが国の持つ原子炉主任技術 者(国家試験)146名のうち民間会社としては最多数の 30名を持っていることに示されている｡ わが国における動力炉は昭和34年に日本原子力研究 所のJPDRが濃縮ウラン軽水形を採用して建設に若手し て昭和38年10月にわが国始めての原子力発電による火r がともったのであったが.この実験用原子炉はアメリカ のGE社が主契約老となり,日立製作所は東京芝浦電気 株式会社とともに国内における脇力老として,その機器 つ製作と建設作業の取りまとめを行なったものである｡ 現在進行中の原電2号炉の敦賀発電所もBWR形が採 弔されて,GEが主契約老となったカ＼これの建設に対 L･ても,日立製作所はJPDRとほぼ同様の形で協力者と してこの発電所の建設に従事している｡図3に示した昭 和40∼51年の原子力発電所建設計画においてほ,一日も 早くわれわれ日本のメーカーが主契約老となって発電所 の建設を行なうことが必要であり,このためiこは上に述 べた発電所建設の経験が大いに役たつものである｡ 図4は原電敦賀325MWBWR形原子力発電所である｡ 宮子力発電所の技術的問題の最も大きい課題の一つに 環子炉から発生する蒸気圧力と温度がある｡ 京子炉から発生して蒸気タービンにほいる蒸気状態 カミ.現在火力発電所プラントで採用されているように 200∼300MW級のものに対しては亜臨界圧温の165kg/ Cm3,540℃であり,400∼500MW級は超臨界圧温の240 kg/cm2,565℃であるならば,蒸気タービンは火力発電 所のものと同じ設計のものが使用できる｡ しかしながら,現在の原子力発電所ではいまだこのよ うな高圧高温蒸気を使用しているところはなく,したが て･て原子力発電所の蒸気タービンほ大形になり,タービンの蒸気の 流れの中間に特殊な水分の分離装置を設けざるを得ない｡200MW 以上のタービンの低圧機ほ1,500rpm,あるいは1,800rpm楼が挟 間され,発電枚もそjtに従って4極槻を使用せざるを得ない｡ 現在各国とも,原子炉から発生する蒸気の圧力温度を上昇させる ための研究開発を行なっているので,軽水形炉にごねいては核加熱の 実用機への採用はここ数年中に実現されると見られている｡表3は 比較のために現在計画を発表したわが国の原電2号炉と比較して イギリス,アメリカ,ソ連が最近発表している過熱蒸気を採用した 原子力発電所の蒸気圧力と温度を示している｡ 原子力発電所用タービンの設計は現在では火力発電所用タービン の設計とかなり変わったものiこなっている｡これは従来の火力発電 所タービンの技術を基礎にして低圧伏温蒸気に特別な考潜を払った 設計でなければならない｡ 日立製作所ほ本年始めにパキスタン国向原子力発電所のタービン 発電榛の受注をして,現在設計製作中である｡このタービン発電 機はカナダが重水炉を炉形iこ採用した138,600kW原子力発電所に 設置さ九るものであって,パキスタンのカラチ市郊外に建設され,

738 _{一昭和41年6月 立 評 論 第媚巻 第6号} 表4 _{アメリカ3人ボイラメーカーの超臨界圧ボイラ受注実損} 発 電 所 名 Pbilo#6 Eddyston‡1 Avon#8 Breed♯1 Phillip _Sporn#5 Eddystone‡2 Tanners Creek;【4 Hudson‡1 BullRun昔1 Chalk Poin†‡1 Chalk Point‡2 Sioux#1 Sioux‡2 La _{Spexia‡ニミ} Wagner♯3 La Spexia

ルIoss Landing #6&#7

Alamitos#5&#6 HAYNES#5&葬6 BACLIFF#1&‡2 CARDINALさ1&さ2 Keystoneさ1 Keystone♯2 Himeji‡2 Bailey#8 Anegasaki‡1 Redondo#7&#8 James比Campbel】 PotalTlaC Electric Allen King#2 CANAL VALLEY‡2 Fort Martin♯1 Baxter Wilson声1 Ritchie‡2 Mountain Creek#8 W.A.Parish#4 Mischoud‡3

Nine _{Mile Point#4} Harlee】弓ranch#こう Fortmartinき2 Sibley‡f3 W.H.Sammis♯6 FourCornners幕4&‡5 7'V A New England P.C. Dayton Power&L.C. BrunnerIsland‡3 Conemaugb‡1 Conemaugh#2 Marshall#3 ∼Iarsha11‡4 Genoa HL】dson WilloⅥr Clen±3 Bacli任#3

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1953 1954 1955 1956 1956 1956 1959 1960 1961 1961 1961 1962 1962 1962 1962 1962 1963 1963

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1965155U 5,000 5,000 3,775 3,625 4,500 3,800 3,800 4,350 3,650 3,575 3,575 3,625 3,625 3,675 3,600 3,675 3,600 こう,600 3,665 3,650 3,616 3,800 3,800 3,625 3,810 3,625 3,600 3,600 3,575 3,600 3,825 3,600 3,810 3,600 3,657 3,60() 3,6001

3,600!

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3,810: 3,675 3,660 3,650 3,800■ 3,805i 3･8301 3,800巳 3,800; 3,650: 3,6501

…:…冒呂!

3,875i 1965㌻ _565i3,600 1.150/1,050/1,000 1,200/1,050/1,050 1,100/1,050 1,050/1,050/1,050 1.050/1,050/1,050 1,050/1,050/1,050 1,000/1,025/1,050 1,000/1,025/1,050 1.000/1,000 1,000/1,050/1,000 1,000/1,050/1,000 l,005/1,005 1.005/1,005 1,005/1,030/1,055 1,005/l,005/1,005 1,005/1,025/1,055 l,005/1,005 l,UO5/1,000 1,000/1,025/1,050 1,005/1,005 1,000/1,025/1,050 1,005/1,005 1,005′′1,005 1,005/1,030/1,055 1,005/1,005 1,010/1,055 1,005/1,000 1,005/1,005 1,000/1,050/1,000 1,005/1,005 1,007/1,00り1,000 1,005/1,005 1,010/1,010 1,000/1,000 1,005/1,005 1,005/1,005 1,005/1,005 1,005/1,005 1.005/1,005 1,000/l,000′′′1,000 1,000/1,025/1,050 1,010/1,010 1,005/1,005 l,005/1,005 1.008/1,003 1,003/1,003 1,005/′1,030/1,055 1,005/1,005 1,005ノ/1,005 1.005/1,005 1,005/1,005 1,007/1,000 1,007/1,000 1,010/1,010/1,010 1,000/1,030/1,055 1,000/1,000 1,000/1,005 ∃B&W C.E. C.E. B&W B&W C.E. B&W B&W C.E. B&W B&W B&W B&W B&W B&W C.E. B&W B&W B&W B&W B&W C.E. C.E. C.E. B&W B&W B&W B&W B&W B&W B&Ⅵ｢ B&W C.E. C.E. C.E. C.E. C.E. F.W. F.W. B&W B&W B&W B&W B&W B&W B&W B&W B&W C.E. C.E. C.E. C.E. C.E. C.E, F.W. F.W. F.W. 1970年に発電の予定である｡ 図5ほカナダ形重水炉原子力発電所の概観であり,日立製作所は この発電所のタービン発電機を納入することにな′,ている｡ 3.火

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火力発電所に超臨界圧蒸気が採用されて,その実榛の建設が着工 されたのはいまから13年前の1953年であって,アメリカのファ イロ発電所が商用放として始めてのものであった｡この棟器はいわ ば実験的な意味も含めて,思い切って高圧高温の蒸気が採用され, 容量ほ120MWでありながら,ボイラ過熱器出口の蒸気ほ5,000 psigl,150/1,050/1,0000Fのもので設計されている｡ このファイロの超臨界圧発電所の建設と試運転当初におけるまご つきと対策,さらに,ファイロに引続いて着工されたエディストン 325MWx2基(1954年56年),エイボン250WM(1955年)ブリー ド500MW,フィリップストン500WM(いずれも1956年)の超臨 界圧発電所における経験は火力発電界に超臨界圧プラントがいかに むずかしいものであるかを教え,事実,これから数年は超臨界圧発 電所の建設は現われていない｡ 上のいわば初期の超臨界圧火力発電所が実際の商用運転にほい り,超臨界圧蒸気発電所の持つ問題点に対する対策の見通しがつき, 事実火力発電所ほ超臨界圧蒸気を使用して経済的に有利であるとの 見通しがつきはじめるにいたって,火力発電所の建設計画はようや く超臨界圧時代にはいったと見ることができる｡ 表4ほアメリカの3大ボイラメーカーであるB&W,CE,および FWが受注した超臨界圧発電所の受注年代と発電棟容量,蒸気圧力, 過熱器再熱器出口の蒸気温度を示す｡ 表を見てわかるように,蒸気圧力は3,600∼3,800psigがほとんど 例外なく採用され,初期のころ採用された4,500∼5,000psigという 数字は見られない｡蒸気温度は過熱器出口で1,0000F級が絶対多く, 初期のころ試みに採用された1,100∼1,2000Fという数字は見当たら ない｡このことは,初期に採用された高圧高温より少し下がった所 で一応の落ち着きを見せたことすなわちこの圧力温度が現段階では 最も経済的有利であることを物語っている｡ 火力発電の単機ユニットは年ごとに大容量化してきていることは 表4を見てもわかるが,図るはアメリカにおける過去15年間の火力 発電単機ユニットの最大容量機のレコードと,各年に運転にはいっ たユニットの数の記録である｡ 10年前の1956年には運転最大枚は260MWであったが一昨年は 900MW _{TVABullRun火力発電所が試運転にはいり,今年末に} ほ900MW _{Keystone第1号機が運転にはいる予定である｡} 単棟ユニットが大きくなるにつれて,設置される台数は減少して きている｡この囲ほアメリカにおける4,000kW以上の機器につい ての結果であるが,設置された数としてほ,1953年,1954年がピー クで,1958年からは毎年少しずつ減ってきている｡このことほ世界 的な現象でありわが国でも単機ユニットほ年ごとに大きくなるが, 設置台数は減少する傾向にある｡ 超臨界圧ボイラにほOnceTbrough形が採用されるが,ボイラ 本体の設計は図7の例に見られるように,ボイラの給水を温め水を i弗騰させるために使用される熱量の比は小さくなり,過熱器と再熱 器に吸収される熱量が大きな部分を占めることになる｡このことほ ボイラの設計に大きな変化を来たす結果になる.｡ 図8は川二界最大のボイラである1,130MW3,650psigl,000/1,000 0FTVA納のものでアメリカB&W社が設計したものである｡本機 の稼動は1969年と予定されている｡ タービン発電機は大形化になって機器効率が上井することはもち ろんであるが,機器の重量と占める面積は著しく節減される｡図9 は900MWを1基で設置した場合と,200MWを4基半,125MW を7基設置した場合の枚器の重量比と機器の全長比を示したもので ある｡図に見られるように,重量は約1/2,全長は約40%になって いる｡このことは発電所建設コストの著しい改善を表わしている｡ 機器の形式は450∼750MW級まではタンデム･コムパウソド形 で設計できるが,それ以上になるとクロス･コムパウンド形になっ てくる｡図10は今年ほじめ営業運転にほいったTVAIiull-Run火 力発電所の900MWクロス･コムパウンド3,600/1,800rp皿タービ ン発電機の断面図である｡ 超臨界圧火力プラントが初期のころ遭遇した問題に起動時におけ る騒音の問題がある｡エディストソ発電所,エイボン発電所などに おける起動時の騒音のけij題はわが国の調査団によっても持ち帰ら

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1＼90rl.000いl■ 重 量 10阜L8S 12.2 7.9 6.ヱ 凶9 900MW _{ヤー一ビニ発電機比較} れ,このことが超臨界旺プラントに踏`礼切るたこゝノニ)の一一つの 障害となった｡ 超臨界圧プラントの起動時における騒音の原因は,起 動の際スーパーヒ一夕･バイパス弁iニュって発生するもの であるが,現在設計されるものはさらにレジ_1クチューブ をノミィパスに入れることによって解決している｡この系統 を示したのが図11である｡ わが国の超臨界圧火力プラントほ姉ヶ崎600MW,姫路 450MW,知多500MWが着工しているが,これらはいず れもタービン発電機が輸入機であり,ボイラも 前者二地点は輸入である｡今後計画される超臨 界圧プラントは国産をしトトとすることが望まれ ているr､ 日立製作所の超臨界汗プラニ′トに対するJ占礎 研究は,昭和35年に完成したテストプラント によって開始され,ボイラの伝熱流動特性,超 臨界圧プラントの起動特性と制御特性,超臨非 虻蒸気下における材料の耐用試験と給水内の銅 の柄解と堆積などの諸問題が研イ己題口として採 り卜げられた｡ 一方実枚i･こ対する経験は曲臨界Lトミ蒸気プラン トによって実績を納めてきている｡すなわち, 2,400psig珊臨界圧ボナラとしては五井265 八1Ⅵ丁_{と新潟火力250∼TWボイラが今年姶捌こ}

740 _{昭和41年6月 日 立 評 論} 第48巻 第6号 火炉 _二二 ′′ ?イ ｡≡(二 ズー′てと丁ク

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買ぇ1二子まノそこ詰 回11超臨界圧火ノJフ￣ラント起動システ⊥ 運転にはいり,引続いて武豊220WM其他が今年中には運転にはい る予定である｡臨界圧プラント自体に対しては,姉ヶ崎の600MW 3,500psig,1,000/1,050つFボイラの据付は,日立製作所の手によって 行なわれる｡ 上記の超臨界圧テストプラントの実績と超臨界圧プラントの設計 と製作の体制に関してほ本糸郎こ別の論文として記述されているので 重役を避けることにする｡ 超臨界圧火力プラント用タービン発電榛の問題瓜￡,枚器が大形 化するための問題と高圧高温蒸気が流入するための問題とに焦点か ある｡ 500,600MW級のクーピソの低圧最終段の翼長ほ33.5インチ根 が採用され,この長巽の開発が大きな課題である.｡日立製作所は5 年前から日立製作所独自の基礎にたってこの長翼の開発をすす軋 試作巽を長巽実験棟にかけて研究を行なって,流体力学の点からも 振動強度の点からも完全な翼を開発した｡この結果ほ本誌上別論文 (69頁∼75頁)で述べられるが,ニの結果がわが国の超臨界旺プラ ント用タービンの国産化に大きな役割をしているこ) タービンの初段巽にも大きな問題があり,高温高圧力に耐える材 料の開発と振動強度に対する研究と実験が必要であり,材質はMo WV鋼が採用されたが,巽の形状は亜臨界圧タービンに比べて由期 的に革新された設計が必要である｡日立研究所を中心として高温高 張力鋼の開発と光弾性を使っての実実の応力分析などの研究が行な われた｡この結果ほ多くの論文として発表され,現状で500∼600 MW級超臨界圧プラント用タービンの初段巽に対しても十分な体 制ができ上がっている｡ 発電磯の大容量化に対しては,回転子に中空コイルを採用して水 素ガスによる直接冷却が採用されてからすでに10年を経たが,中空 コンダクタの設計に年々改良が加えられ,冷却効率がよく,加工コ ストも少ないものになってきている｡一方固定子を液体冷却する方 式は数年前から実運転にはいり,この方式の採用によって発電機の 大容量化がもう一段進展されている｡日立製作所ほ試作の直接冷却 発電棟を作り,昭和38年から実験運転にはいり多くの設計資料を 待ている｡日立製作所が納入した回転子直接冷却,固定子液体冷却 方式による大容量機ほ堺港発電所1号の250MWが39年から運転 にほいっている′｡同様の形式のものほ引続いて堺港第5号250MW を製作中であり,来年度運転にはいる予定である｡

4.鯖

言 火力発電と原子力発電技術の向上の速度は,現在のところ原子力 発電がより多くの技術革新によって急速に進みつつあるように見う けられるが,これはその背景と,発生の歴史から見て当然のことで あるっ しかし一方,1964∼65年を契機として,このいずれもが新しい時 代にはいったと見らjlるのは,火力発電は,久しく業界が望んでい た超臨界圧蒸気時代にはいったと見ることができることと,原子力 発電ほこれまた世界中が望んでいた商用発電所としての時代にはい ったことである.ニ わが国においても,すでに3地点の超臨界圧蒸気炉発電所が着工 し,商用ベースによる原子力発電所も3個所今年中には着工される 見とおしであるこ これら発電界の新しい動向に対処して十分な技術的基盤を作り上 げるために,日立製作所は多くの研究と実験と試作を行ない亜臨界 匠蒸気プラントの経験を重ねると同時に,原子力においては,実験 炉の設計と建設,動力炉の建設協力を行なってきた｡本稿において は現在iこおける世界の火力と原子力の動向とわが国のそれを比較 しながら,日立製作所のこれに対する現状の一端を述べた次第で ある｡ (1) 参 茸 文 献 原産･開発計画委員会:電力需要と原子力発電長期見とお し(昭4ト1)

Ebasco:Business _and Economic _Charts(1966)

中央電力協議会:昭和40年度電力長期計画(昭40-12) AECL:DouglasPointNuclearPowerStatoin(Nor,1962)

C.Schabtach:900MW _{Turbine-Generator for BullRun}