(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の冷却材として、液体状のナトリウムを主要冷却材とするループ構造型原子力発電所の２次冷却系熱交換器と蒸気発生器とをつなぎ、これらの内部をナトリウム液が循環する容器および配管系において、ナトリウム液の温度差により発生するナトリウム化合物の解離電圧および熱起電力の弊害を除くために、２次冷却系が作る熱電対の熱接点側、すなわち熱交換器への高温ナトリウム吐出管の取付部から蒸気発生器容器入口までの間の配管と、冷接点側、すなわち冷却されたナトリウムの出口となる蒸気発生器への還流管の取付部から熱交換器入口部までの間の配管との両者の少なくとも各１か所に、電気的にアースを設ける事により、放電処理を行うか、あるいは前記熱起電力等を中和するために、上記２次冷却配管系の各アース部に逆位相電圧を付加し、アースに流れる電流が許容値以下になるように制御する事により、２次冷却配管系での発電運転中の放電現象を抑止し、冷却材に起因する放電腐食を防止する事を特徴とする原子力発電システム。
【請求項２】
原子力発電構造の構造方式に関係なく、冷却系の少なくとも一部に、熱媒体として溶融金属を用い、その溶融金属浴の基本化学成分が、Ｂｉ、Ｐｂ、Ｓｎ、Ｃｄの２種以上を含む共晶成分系であり、他にＩｎ、Ｇａ、Ａｌ、Ｍｇ、Ｚｎ、Ｓｂ、Ｓｅ、Ｔｅ、Ｇｅ、Ｔｌ、Ａｇ、Ｃｕの少なくとも一種を含む易溶性合金であって、冷却系容器内面は鋼鉄製又はＮｉ基合金    製の裸使用とするか、あるいは、その容器内面に酸化物、窒化物等の耐食耐熱性  セラミックス皮膜を形成させるか、又は易溶性合金に浸食されにくい高融点金属材料皮膜を形成させるかして、更に何れの場合にも，供用時には熱交換用冷却容器類を負極とし、溶融金属浴を正極とする陰極防食的通電防食を行うことにより、容器類と内部構造体の易溶性金属浴による腐食を防止する事を特徴とする原子力発電システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】  本発明は原子力発電用原子炉の付帯構造にかかわり、特に冷却材として液体ナトリウムを用いる高速増殖炉型原子力発電所の構造改善を提案するものである。
【背景技術】
【０００２】  高速増殖炉が実用化に至らないのは、冷却材であるナトリウム漏れが原因とされている。
高速増殖炉型原子力発電の構造については、下記の特許文献に詳しいが、図３に示す模式図では、Ａは原子炉、Ｂは熱交換器、Ｃは１次冷却系ナトリウム液循環ポンプ、Ｄは高温ナトリウム液吐出管、Ｅは蒸気発生器、Ｆ，Ｈはナトリウム液還流管、Ｇはポンプ、Ｉは蒸気配管、Ｊは格納容器である。【０００３】  日本の「もんじゅ」のナトリウム漏れは、２次冷却系の図３のＸ部で起こった。
これには構造体の破壊力学的要因のほかに、ナトリウムの配管材腐食についても検討され、ナトリウム中の酸素濃度を２０ｐｐｍ以下にすると、配管材の腐食が減少すると報告されている。【０００４】  その他ナトリウムが活性元素であるため、比較的非活性で、腐食発生の少ない鉛―ビスマス系の提案もある。
【先行技術文献】
【０００５】
【特許文献】
【特許文献】  特願２００２−２５７９６７号公報
【非特許文献】
【非特許文献】▲１▼動力炉・核燃料開発事業団発行  高速増殖炉（ＦＢＲ）の技術的見通し―ナトリウム技術―（資料  第６−３号）  ▲２▼此村守ほか７名著  ２００１年９月  独立行政法人日本原子力研究開発機構発行  サイクル機構技報  Ｎｏ．１２別冊  第１９〜５４ページ「各種冷却材を有する高速増殖炉に関するプラント設計評価（１）（２）」
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】  ナトリウム冷却系については、広く研究されてきたが未だ漏洩事故を確実に解消できるとは言い難い。本発明はナトリウム液漏れをなくすため、さらに原子力発電システムの安全性を高めるための技術を提供する事を目的としている。
【課題を解決するための手段】
【０００７】  本発明者らは、高速増殖炉２次冷却系ナトリウム液漏れ事故では、酸素との反応および生成する酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）と他の酸化物との下記に示す高温解離反応、および高温ナトリウム液配管と冷却後の低温ナトリウム液配管部での熱電対の形成に基ずく熱起電力に注目した。そして漏洩部での放電現象が大きな原因になっていると結論ずけた。ここでナトリウム液は電導体であり、熱交換器出口と蒸気発生器入口間の配管および蒸気発生器出口から熱交換器に戻る配管系は熱電対を形成している。そのために図３のＸ部には短絡電流が集中するとみる。したがってこの近傍では放電腐食の発生が推論できる。その解決法としては、高温側配管の高電位と低温配管側の低電位を電気的に中和させることが望ましい。なお熱電対の熱接点部は熱交換器内配管の出口、すなわち吐出管取付部から蒸気発生器への入り口部までの配管とみられ、高温ナトリウムが流れる範囲で、この間は温度低下が起こらないように保温すべき個所であるからである。又冷接点側は蒸気発生器からの配管の出口、すなわち還流管の取り付け部から熱交換器への入り口部までと見るのが妥当である。この間ではナトリウムの温度も低く、電位も安定して低い。したがって、アースあるいは逆位相電圧を付加する個所は高電位側、低電位側とも各々上記の間にある。
【０００８】  図１は本発明が適用される機構を模式的に示したもので、１は２次冷却用熱交換器、２は１次冷却系Ｎａを循環させるポンプ、３は２次冷却系のＮａを循環させる配管、４は蒸気発生器と復水器、５は循環用電磁ポンプ、６は高温吐出管側の２か所のアース配線、７はＮａ還流管側のアース電流計とアース配線、８は逆位相電圧を付加する直流電源と制御機器、９は必要により取り付ける絶縁用セラミックス碍子管、１０は格納容器である。
【０００９】ここで課題の解決法として、第一に熱接点側高電位点になる熱交換器出口部近傍をアースする。図１の６部である。図は蒸気発生器側にもつけた場合である。蒸気発生器入口部近傍もアースすればより効果的と見られるためである。６と７間の破線で示した配線もアース効果を上げるために用いてもよい。７は低温側配管の冷接点近傍をアースするもので、これにより、両者の電位差は解消できる。
【００１０】  しかしアース電流の程度、アース抵抗のために、これだけでは十分でない場合もありうる。又アース電流を流し続けることによる熱交換器内配管、内部構造その他機器への影響が懸念される。そのため高温側配管と低温側配管との間に逆位相電圧を付加して、中和する方法がある。図１で８の電源を使用する方法である。すなわち図１のスイッチを接続側に切り替えた場合である。電池記号で示した直流電源の正極を低温側配管に接続する。負極は可変抵抗器で示した制御機器、監視電流計を通ってアースされる。これにより高温側の配管から流れてくる電流は中和される。そして制御機器を通り低温配管へ流れる電流を許容範囲内に少なくなるように制御管理すれば、電位差による悪影響を除去できる。この方法の長所は、配管系に流れる電流を少なくできる点にある。したがってこれらを選択使用するのがよいと考える。運転温度が低く２次配管系の温度が低い場合には、アースだけで十分であるが、高温運転時には、上記熱起電力、解離電圧も高くなるためである。又付加する電流波形は脈流でもよい。
なおこの現象は１次冷却系でも起こり得ることであるから本発明適用の必要がないとは言えないが、１次冷却系では還流ナトリウムの温度が高いので、電位差は小さいと考える。ただ運転温度制御管理には十分な注意が必要である。
【００１１】  以上が請求項１であるが、Ｎａ２Ｏ生成による解離電圧の発生の点でも好結果をもたらすと考えられる。すなわちナトリウム中の酸素濃度が高く２０ｐｐｍを越えてくると、次の反応が起こりやすくなると考えられるからである。ここで配管材料はＳＵＳ３０４ステンレス鋼で、鋼管内面にはＣｒ２Ｏ３で代表される酸化皮膜がある。したがって、
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の解離反応が起こりうると考えねばならない。すなわち高温側ではナトリウムは正の電荷を持ちうるし、高温であるほど大きいのである。
【００１２】  これは当然熱起電力に加算される。そのため電気的に格納容器出口で短絡状態にある現状の構造では、放電現象が起こりえよう。（図１の９部分）
【００１３】  又図１の９のように、碍子類を介して短絡電流を制御する等の配慮も有効であろう。
【００１４】  更には、熱交換器の構造上の改良も有効である。
図２の例では、原子炉炉心より循環する１次冷却系ナトリウム液を隔離するために、下部容器１１に導き、次にその上の中間容器にある１次冷却系液以外の溶融材料浴１４に熱交換させ、次いでこの材料浴から上部容器の水に熱交換して、水蒸気を発生させるものであって、ナトリウム系の１次冷却液と循環水系統が隔離されるような中間熱交換蒸気発生器を構成した原子力発電システムである。
【００１５】  図２の実施例では、１次冷却材がナトリウムで、１１は原子炉から来る１次冷却系ナトリウム液浴、１２は原子炉炉心より来る１次冷却用配管、１３はナトリウム液を循環させるポンプおよび配管であって、浴室中心部に放出されるナトリウム液は、矢印のように、上部の２次冷却用溶融金属浴又は溶融塩浴等の渦巻き状フィン１４部にそって回転し、周側の出口より１３のポンプに至る。この間に１４部の溶融金属浴又は溶融塩浴等に熱交換が行われる。そして蒸気発生器１５の水蒸気タンク側では中心部に噴出された水が上部の渦巻き状フィン部を回って外周部に至り、この間に水蒸気化され、容器１５内に高圧水蒸気を充満させる。
【００１６】  １６はタービン向け配管であり、１７は蒸気タービンと復水器および還水用ポンプである。１８は復水用配管であり、１９は溶融材料浴の脱気、圧力調整用弁である。また２０は後述の電気防食用付加電極、２１は溶融金属または溶融塩浴の循環用ポンプであって、この方式により、１次ナトリウム液から水蒸気に一気に熱交換を行わせることができる。
【００１７】  かつナトリウム液浴室と水蒸気室は隣接せず、ナトリウム液の漏洩によるナトリウム燃焼反応と水による水素ガス発生も、浴１１の外部に設ける珪酸ソーダ系封孔バリアーである珪酸ソーダ充填用二重殻容器２２および３層配管１２、１３と相まって防止できる。
【００１８】  又フィン部を外殻容器に固定すれば、耐震性も良好で、プール型のように１次冷却系との間の隔壁も必要ない、又半地下式にできるので安全である。
【００１９】  又高温運転時万一１次ナトリウム漏れが起こっても直ちに復流水を止め、蒸気発生室１５をＮ２等の不活性ガス冷却換気に切り替える事も出来る。
【００２０】  すなわち構造的には、２次冷却系においてナトリウム液冷却材を使用しない事と、２次冷却容器室をコンパクトにする事により，先の放電腐食を防止するものである。
【００２１】  請求項２は溶融金属浴の成分構成、電気的処理等にかんする。図２の重畳型熱交換器構造その他の中間熱交換器構造において、１次冷却系より熱を収受する材料浴が、アルカリ金属以外の溶融金属の場合に、材料浴基本成分を、Ｂｉ、Ｐｂ、Ｓｎ、Ｃｄの２種以上を含む共晶成分系とし、その他にＩｎ、Ｇａ、Ａｌ、Ｍｇ、Ｚｎ、Ｓｂ、Ｓｅ、Ｔｅ、Ｇｅ、Ｔｌ、Ａｇ、Ｃｕの少なくとも１種を含む易溶性合金とするものである。
【００２２】  又冷却機器の構造体は鋼鉄製又はＮｉ基合金製である場合に、溶融金属による構造体の腐食を防止するために、必要により、構造体内面を酸化物化成処理し、Ｃｒ，Ａｌ等の熱的に安定かつ緻密な酸化皮膜を形成させるか、又は炭化物、窒化物等の耐熱、耐食性皮膜を形成させるか、あるいはＭｏ、Ｗ、Ｎｂ、Ｔａ、Ｖ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｃｒ、Ｈｆ等の単体金属、またはこれら合金の高融点金属よりなる皮膜を、めっき法、表面拡散浸透法等の方法により形成させる。そしてさらに裸使用、防食皮膜形成の何れの場合にも、供用時には熱交換用冷却容器を負極とし、溶融金属浴を正極とする通電防食を行うことにより、易溶性溶融金属による冷却容器内の腐食を防止する事を特徴とするものである。
【００２３】  ここでいう通電防食とは、発明者の先願である特願２０１５−９８６００号の方法である。また本先願は上記各種防食皮膜の形成にも活用出来るものでもある。
【００２４】  図２の適用例では正極は２０の位置に取り付け、負極は容器外壁に取り付けているが、電流配分を考えて、複数個つけてもよい。
【産業上の利用可能性】
【００２５】  ナトリウム冷却系を持つ原子力発電構造における冷却系ナトリウムの漏洩を防ぐことが可能となり、実用化に貢献する。又安全な原子力発電システムの実用化ができる。
【図面の簡単な説明】
【００２６】
【図１】  本発明の電気防食適用例を示す機構図
【図２】  熱交換機構と蒸気発生機構を一体とした構造の熱交換蒸気発生器の一体化構造図。螺旋状矢印は液の流れを示す。
【図３】  ループ型高速増殖炉型原子力発電の構造を示す模式図
【符号の説明】
【００２７】１            ２次冷却用熱交換器
２            １次冷却系Ｎａを循環させるポンプ
３            ２次冷却系Ｎａを循環させる配管
４            蒸気発生器、復水器
５、Ｇ        循環用電磁ポンプ
６            高温吐出管のアース配線、２個所の場合
７            還流管のアース配線と電流計
８            逆位相電圧を付加する直流電源および制御機器
９            絶縁用セラミックス碍子管
１０、Ｊ      格納容器
１１          原子炉炉心からの１次冷却系ナトリウム液浴
１２          原子炉炉心からのナトリウム用配管、珪酸ソーダ充填２重管
１３          原子炉炉心へのナトリウム還流用ポンプ、珪酸ソーダ充填２重管
１４          溶融金属又は溶融塩浴又はその混合浴
１５、Ｅ      蒸気発生器
１６          水蒸気配管
１７          タービン、復水器および還流用ポンプ
１８          復水配管
１９          脱気、圧力調整弁
２０          中間熱交換器溶融材料浴の電気防食電極取り付け部、＋極は浴中取り付け              炭素系電極、−極は浴壁取り付け、電極は複数個設置可能
２１          ２次冷却浴循環用ポンプ
２２          珪酸ソーダ充填用２重殻容器
２３          耐熱耐荷型基礎
Ａ            原子炉
Ｂ            熱交換器
Ｃ            １次冷却系ナトリウム循環用ポンプ
Ｄ            ２次冷却系高温ナトリウム吐出管
Ｆ，Ｈ        低温ナトリウム還流管
Ｉ            蒸気配管
【図１】
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【図２】
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【図３】
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