(57)【要約】  【課題】  現行ABWRを大幅に変更することなくリニューアルして発電効率を上げたい。  【解決手段】  許認可済ABWRの若干の改修で高圧過熱蒸気(24)を発生させ、新たに敷設した熱電半導体(100) で発電した後、熱電半導体(100)での発電過程で高圧過熱蒸気(24)が冷やされて生じた高圧飽和蒸気(23)で蒸気タービン(41)を介しても発電することにより、複合発電させて発電効率を上げる。  【選択図】図２
2009115571.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
圧力容器(10)内圧力を従来ABWRでの圧力に維持し、インターナルポンプ(7)及び回転翼(6)及び気水分離器(12)及びドライヤ(13)を削除し、炉心流量を蒸気流量と同じにして炉心上部冷却材を高圧過熱蒸気(24)にし、高圧給水配管(32)から枝分かれせる多数本の熱電半導体内蔵給水配管(132)をドライヤ(13)があった上辺を通過して間隙領域(14)まで延長し、熱電半導体内蔵給水配管(132)に融点が286℃以上の熱電半導体(100)を内蔵させ、熱電半導体(100)により発電した後、高圧過熱蒸気(24)が当該熱電半導体内蔵給水配管(132)により冷却された高圧飽和蒸気(23)により従来ABWR蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電にしたことを特徴とするリニューアルABWR。
【請求項２】
MOXを内包させた核燃料集合体(2)を低圧耐熱容器(201)に内蔵し鉛を冷却材とせる鉛型原子炉(299)を高温熱源として、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛で蒸気を発生させる蒸気発生器(399)と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した融点が286℃以上の高温熱電半導体(101)で発電した後、蒸気発生器(399)で発生させた高圧高温の蒸気による蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電装置。
【請求項３】
MOXを内包させた核燃料集合体(2)を低圧耐熱容器(201)に内蔵し鉛を冷却材とせる鉛型原子炉(299) を高温熱源として、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛でガス温度を高めるガス昇温器(499) と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した融点が286℃以上の高温熱電半導体(101)で発電した後、ガス昇温器(499)で昇温させたガスによりガスタービン(259)を介しても発電する複合発電装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、軽水を冷却材とする改良型沸騰水型原子炉(ABWR)の炉内構造物並びに熱電半導体に関する。
【背景技術】
【０００２】
図1は、従来のABWRを高温熱源として蒸気タービン(41)を介して発電する概略図である。非特許文献1を主体にして、非特許文献2、非特許文献3、非特許文献4で補足した。核燃料を内包する圧力容器(10)内には、円筒形のシュラウド(11)、炉の横方向を支持する炉心板(9)、核燃料を内包する多数本の核燃料棒を束ねた核燃料集合体(2)、原子炉出力を調節するための中性子吸収材を十字型に成型してなる制御棒(3)、気水分離器(12)及びドライヤ(13)といった炉内構造物が内蔵されている。圧力容器(10)の外側下部には、制御棒(3)先端に固着せる制御棒延長棒(4)を介して制御棒(3)を上下に操作するための制御棒駆動機(5)及び核燃料で発生する熱を除去するために水を循環させるための回転翼(6)を駆動させるためのインターナルポンプ(7)が敷設されている。
核燃料集合体(2)の熱で発生した高圧飽和蒸気(23)の蒸気は数本の高圧蒸気配管(31)を通って矢印の方向にある蒸気タービン(41)に出て行く。蒸気タービン(41)は発電機(42)を回転させ電力を発生させる。蒸気タービン(41)で仕事を終えた湿った低温の蒸気は復水器(43)で冷やされて液体の水になり給水昇圧ポンプ(30)で昇圧されて数本の高圧給水配管(32)を通って矢印の方向にある圧力容器(10)の中に戻って給水流量となる。液体の水である給水流量は、シュラウド(11)と圧力容器(10)の間隙領域(14)にある高温水と混合し高圧未飽和水(21)となり、高圧未飽和水(21)は回転翼(6)により高速にされ炉心板(9) の下部から炉心流量となって核燃料集合体(2)内に流入する。炉心流量は給水流量の5倍程度になる。高圧未飽和水(21)は核燃料集合体(2)から受熱して高圧二相流(22)となる。高圧二相流(22) は気水分離器(12)により液体の水と湿分の高い蒸気とに分離され、湿分の高い蒸気はドライヤ(13)により湿分が除かれ70気圧程度の高圧飽和蒸気(23)の蒸気流量になる。蒸気流量は給水流量とほぼ同じである。炉心流量の約4/5は間隙領域(14)にある高温水として戻ってくる。ドライヤ(13)を出た高圧飽和蒸気(23)は蒸気流量として蒸気タービン(41)に出て行く。
ABWRは、圧力容器(10)の中の核燃料で発生する熱により高温高圧の高圧飽和蒸気(23)を高温熱源とし復水器(43)の低温低圧の水を低温熱源とするランキンサイクルで蒸気タービン(41)を回転させることにより発電機(42)を回転させ発電する。
近年、ABWR炉心設計では低減速スペクトル炉心（非特許文献5）の見通しが出てきた。炉心流量は蒸気流量の2倍程度に下げる。核燃料棒の熱除熱は自然循環で可能である。核燃料集合体(2)に核燃料棒を稠密に装荷し本数を増加させている。全核燃料棒の全伝熱面積を従来ABWRと同程度にするため核燃料棒高さを低くしている。炉心流量が下がったため流動抵抗が下がり、自然循環が可能になると考えられる。更には、炉心流量は蒸気流量と同程度でも問題が生じないと考えられる。ABWRの冷却材は純水であるから不純物が少なく、核燃料集合体(2)の上部が蒸気だけになっても水垢の問題は軽微であると考えられる。
【非特許文献１】：原子力工業、1992年、通産省三代著「改良標準化と高度化の動き」。
【非特許文献２】：オーム社、1989年、「原子力ハンドブック」。
【非特許文献３】：東京電力、1993年、「改良型BWRの概要」。
【非特許文献４】：同文書院、1988年、秋山「軽水炉」。
【非特許文献５】：日本原子力研究所、2002年、中野他編「第5回低減速スペクトル炉に関する研究報告書」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
大方の原子炉と同様に、ABWRの熱効率は33%程度である。ABWRで発生する蒸気は70気圧で286℃程度の高圧飽和蒸気(23)であるためこれ以上の熱効率上昇は困難である。
ABWRの建設コストを下げつつ熱効率を上げて発電コストを下げたい。
化石燃料を燃焼させる火力発電ではランキンサイクルまたはブレイトンサイクルに他のサイクルを付加した複合発電により効率を上げるのが一般的である。ランキンサイクルまたはブレイトンサイクルのみでは非常に高温高圧にしないと効率が上がらない。
核燃料の燃焼による高温高圧のランキンサイクルまたはブレイトンサイクルで発電をするには材料の制約から多くの問題が生じる。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
圧力容器(10)内の圧力を従来ABWR同様の70気圧程度に維持する。
炉心流量は蒸気流量と同じにして炉心上部冷却材を高圧過熱蒸気(24)にする。
炉心流量を下げると流動抵抗が減るため、循環力を高めるためのインターナルポンプモータ(7)及び回転翼(6)が不要になり削除する。
炉心上部冷却材が高圧過熱蒸気(24)になったため、気水分離器(12)及びドライヤ(13)が不要になり削除する。
高圧給水配管(32)から枝分かれせる多数本の熱電半導体内蔵給水配管(132)をドライヤ(13)があった上辺を通過して間隙領域(14)まで延長させ、熱電半導体内蔵給水配管(132)に内蔵させたる融点が286℃以上の熱電半導体(100)により発電した後、高圧過熱蒸気(24)が当該熱電半導体内蔵給水配管(132)により冷却された高圧飽和蒸気(23)により従来ABWR蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電にABWRをリニューアルする。
MOX（プルトニウムとウランの混合酸化物）を内包させた核燃料集合体(2)を低圧耐熱容器(201)に内蔵し鉛を冷却材とせる鉛型原子炉(299)を高温熱源とし、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛で蒸気を発生させる蒸気発生器(399)と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した融点が286℃以上の高温熱電半導体(101)で発電した後、蒸気発生器(399)で発生させた高圧高温の蒸気により蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電装置。
鉛型原子炉(299) を高温熱源として、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛でガス温度を高めるガス昇温器(499) と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した融点が286℃以上の高温熱電半導体(101)で発電した後、ガス昇温器(499)で昇温させたガスによりガスタービン(259)を介しても発電する複合発電装置。
化石燃料の燃焼または核燃料の燃焼を高温熱源として、融点が286℃以上の熱電半導体で発電した後、蒸気タービン(41)またはガスタービン(259)を介しても発電する複合発電装置。
【発明の効果】
【０００５】
従来のABWRの高圧飽和蒸気(23) による蒸気タービン(41)を介しての発電の前に、高圧過熱蒸気(24)と熱電半導体内蔵給水配管(132)中を流れる高圧低温の水との温度差を利用した熱電半導体(100)の発電により複合発電が実施でき発電コストが低減できた。
しかも、圧力容器(10)内の圧力を従来ABWR同様の70気圧程度に維持したため、炉内構造物を内蔵する圧力容器(10)の大幅な改良開発設計変更がなく、建設コストは勿論開発費用や許認可費用が大幅に増えることがない。
インターナルポンプモータ(7)及び回転翼(6)及び気水分離器(12)及びドライヤ(13)が削除できたため建設コストや定期検査費用の低減になり、結果として発電コストが低減できた。
蒸気圧が低い鉛を原子炉の冷却材として圧力容器(10)の代わりに耐熱容器(201)で核燃料を内蔵した鉛型原子炉(299)を高温熱源とし、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛で蒸気を発生させる蒸気発生器(399)と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した高温熱電半導体(101)で発電した後、蒸気発生器(399)で発生させた高圧高温の蒸気により蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電が実施でき発電コストが低減できた。
耐熱容器(201)内の圧力が低いから、鉛型原子炉(299)に敷設せる各種配管が破断したとしても冷却材たる溶融鉛が急激には減少しないため、核燃料棒からの除熱に支障をきたす度合いが小さく安全性が高い。
鉛型原子炉(299) を高温熱源とし、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛でガス温度を高めるガス昇温器(499) と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した高温熱電半導体(101)で発電した後、ガス昇温器(499)で昇温させたガスによりガスタービン(259)を介しても発電する複合発電が実施でき発電コストが低減できた。。
化石燃料を燃焼させる火力発電でも、蒸気タービン(41)またはガスタービン(259)を介しての発電の前に、高温熱電半導体(101)でも発電することによって複合発電が実施でき発電コストが低減できることは自明である。
複合発電により熱効率が向上したため、外部環境に放出される熱が減少し地球温暖化を軽減できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
発電コストの安いリニューアルABWRが提供できた。
【実施例１】
【０００７】
図2は本発明の、熱電半導体(100)で発電した後、蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電にリニューアルしたABWRの概略図である。図中の各種矢印は流体の流れる方向を示す。
圧力容器(10)内の圧力を従来ABWR同様の70気圧程度に維持することにより、圧力容器(10)材質や肉厚や形状は元のABWRの圧力容器(10)をそのまま使える。その結果、開発費用や設計費用や申請費用といった新たな追加費用の発生が防げる。
炉心流量を蒸気流量と同じまで下げることにより流動抵抗を減少させ、自然循環力のみでも核燃料棒の除熱が可能であるようにした。したがって、循環力を高めるためのインターナルポンプモータ(7)及び回転翼(6)が不要になり削除した。
炉心上部冷却材が高圧過熱蒸気(24)になったため、気水分離器(12)及びドライヤ(13)が不要になり削除した。
高圧給水配管(32)を通って圧力容器(10)の中に戻ってきた給水流量の液体の水は、高圧給水配管(32)から枝分かれした多数本の熱電半導体内蔵給水配管(132)に入りドライヤ(13)があった上辺を通過する間に炉心上部の高圧過熱蒸気(24)で加熱されシュラウド(11)と圧力容器(10)の間隙領域(14)に放出される。間隙領域(14)に放出された水は間隙領域(14)の高温水と混合して高圧未飽和水(21)となる。高圧未飽和水(21)は炉心板(9) の下部から炉心流量となって核燃料集合体(2)内に流入する。高圧未飽和水(21)は核燃料集合体(2)から受熱して高圧二相流(22)となる。高圧二相流(22) は更に核燃料集合体(2)から受熱して従来と同じ286℃程度の高圧飽和蒸気(23)になる。高圧飽和蒸気(23) は更に核燃料集合体(2)から受熱して高圧過熱蒸気(24)になる。蒸気温度は286℃よりも高くなる。流入した高圧未飽和水(21)の炉心流量は高圧過熱蒸気(24)流となり、次に多数本の熱電半導体内蔵給水配管(132)の間隙を通過する間に冷却され高圧飽和蒸気(23)流となり従来程度の蒸気流量として蒸気タービン(41)に出て行く。高圧未飽和水(21)の密度と核燃料集合体(2)内の高圧二相流(22)の密度との差により冷却材は循環力を得る。
核燃料集合体(2)に核燃料棒を稠密に装荷し本数を増加させ核燃料棒高さを低くしている低減速スペクトル炉心とすることにより、全核燃料棒の全伝熱面積は従来ABWRと同程度である。炉心流量は蒸気流量と同程度に下げたから流動抵抗が下がった。回転翼(6)及び気水分離器(12)及びドライヤ(13)の削除は流動抵抗の削除になるため冷却材の循環力が増すことになる。その結果、自然循環でも核燃料棒からの除熱が可能になると考えられる。なお、核燃料集合体(2)上部の冷却材温度は従来の286℃よりも上昇するが問題がない。すなわち、炉心上端に近い当該上部の中性子束は上部に漏洩するためかなり小さく、中性子束と核燃料との反応によって発生する出力は核燃料集合体(2)上部では小さいから核燃料棒の温度が過度に上昇することはない。
高圧低温液体の給水が流れる熱電半導体内蔵給水配管(132)には、融点が286℃以上の熱電半導体(100)を内蔵させる。高圧過熱蒸気(24)を高温熱源とし給水を低温熱源として熱電半導体(100)のカルノーサイクルで発電する。高圧過熱蒸気(24)は熱電半導体内蔵給水配管(132)により冷却されて高圧飽和蒸気(23)になり、当該高圧飽和蒸気(23)を従来通りに蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電にABWRをリニューアルする。
ABWRの冷却水は純水であるから電気絶縁性が高いため熱電半導体(100)を熱電半導体内蔵給水配管(132)の中に内蔵することは問題にならない。熱電半導体(100)で発生した電気は高圧給水配管(32)を通って端子(103)から外部に取り出される。
気水分離器(12)及びドライヤ(13)が削除され熱電半導体内蔵給水配管(132)表面は高圧過熱蒸気(24)に曝されるため熱電半導体(100)への入熱は容易である。
ゼーベック効果により電気を発生させる熱電半導体の性能Zは、αをゼーベック係数、ρを電気抵抗率、κを熱伝導率とするとZ=(α2/ρ)/ κと表せる（非特許文献6）。熱電半導体(100)にはZの大きいことが望ましいが、本発明では熱電半導体(100)による発電の後ろで蒸気タービン(41)を介しても発電するため、κが大きい結果Zが小さくなってしまう熱電半導体も使用できる。熱電半導体(100)からの熱の漏洩がκに比例して大きくとも、その熱は回収され蒸気タービン(41) を介して電気に変換される。したがって、熱電半導体(100)は  (α2/ρ)が大きければよい。ホウ素（B）またはリン（P）を添加したシリコンとゲルマニウムの合金（SiGe）やマンガン（Mn）またはアルミニウム（Al）またはコバルト（Co）を添加した鉄珪化物（FeSi2）は、高温での(α2/ρ)が大きい熱電半導体である。更には、後ろの蒸気タービン(41)が熱電半導体(100)からの排熱を回収するため、αが大きい熱電半導体でありさえすればよい。ρが大きく熱電半導体の内部発熱が大きくともその熱は回収される。αが大きい熱電半導体には、n型で-700μV/Kの１酸化１銅（CuO）や、ｐ型で＋1000μV/Kの１酸化２銅（Cu2O）がある。
熱電半導体は可動部分無しで発電できるため、融点近くの高温での発電が可能である。
熱電半導体による発電は、高温熱源と低温熱源との間で働くカルノーサイクルによるものであるから、その大方の効率は高温温度と低温温度の温度比で決まる。したがって、炉心上部の冷却材を従来の高圧飽和蒸気(23)を高圧過熱蒸気(24)にして温度を上げた。
炉心流量を従来のABWRの蒸気流量と同じにして、熱出力を従来のABWRよりも大きくすれば高圧過熱蒸気(24)の温度は高圧飽和蒸気(23)の温度よりも高くなる。高圧過熱蒸気(24)を熱電半導体(100)で発電した後、熱電半導体内蔵給水配管(132)で冷やされた高圧飽和蒸気(23)の流量は従来のABWRの蒸気流量と同じであるため蒸気タービン(41) を介しての発電量は従来のABWRと同じことになる。複合発電量は従来のABWRの発電量よりも熱電半導体(100)で発電した分大きくなる。
熱出力を従来のABWRと同じにして炉心流量を従来のABWRの蒸気流量よりも下げても高圧過熱蒸気(24)を発生させられる。熱電半導体(100)で発電した後、熱電半導体内蔵給水配管(132)で冷やされた高圧過熱蒸気(24)は高圧飽和蒸気(23)となるが、本発明では炉心流量と給水流量と蒸気流量はほぼ等しいから高圧飽和蒸気(23)の流量は従来のABWRでの蒸気流量よりも下がっているため蒸気タービン(41) を介しての発電量は従来のABWRよりも下がることになる。しかし、熱電半導体(100)での発電量と蒸気タービン(41) を介しての発電量との和である複合発電量は従来のABWRの発電量を上回る。
従来のABWRでは数基の給水加器を使って給水加熱をしていたが、本発明では熱電半導体(100)で発電する過程の熱電半導体内蔵給水配管(132)を通過する間に加熱されるため給水加器不要もしくは減少させることができる。建設コスト低減になる。
インターナルポンプモータ(7)及び回転翼(6)及び気水分離器(12)及びドライヤ(13)が削除できたため建設コストや定期検査費用の低減になり、結果としてこの分からも発電コストが低減できた。
【非特許文献６】：日刊工業新聞社、1988年、上村他著「熱電半導体とその応用」。
【実施例２】
【０００８】
実施例1を応用して、圧力が低く比較的安全性が高いと考えられる原子炉による複合発電装置を以下に述べる。
図3は本発明の、MOX（プルトニウムとウランの混合酸化物）を内包せる核燃料集合体(2)を低圧耐熱容器(201)に内蔵し鉛を冷却材とせる鉛型原子炉(299)を高温熱源とし、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛で蒸気を発生させる蒸気発生器(399)と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した融点が286℃以上の高温熱電半導体(101)で発電した後、蒸気発生器(399)で発生させた高圧高温の蒸気により蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電装置の概略図である。
中性子吸収作用が小さく中性子減速作用も小さい鉛を冷却材としたため高速中性子利用の原子炉にする。高速中性子に対して燃焼効率が高く崩壊熱も高いプルトニウム（Pu）と、ウラン（U）の混合酸化物であるMOXを核燃料とせる核燃料集合体(2)を装荷した。原子炉が停止してもPuの崩壊熱により鉛は固化することなく溶融液体状態が保てる。
鉛の蒸気圧は低いから、鉛型原子炉(299)は低圧耐熱容器(201)で核燃料集合体(2)を内蔵させることができる。
低圧耐熱容器(201)の内側に、ABWRにおけるシュラウド(11)に相当する円筒形の隔壁(202)を敷設した。低圧耐熱容器(201)と隔壁(202)の間は低圧低温溶融鉛(205)で満ちていて、低圧耐熱容器(201)に戻ってきた低温で低圧の溶融鉛が流れる低圧給鉛配管(231)によって冷やされている。隔壁(202)の内側に熱遮蔽板(203)を敷設し低圧高温溶融鉛(206)から
隔壁(202)を保護している。
低圧給鉛配管(231)からの低温で低圧の溶融鉛は炉心板(9)の下から核燃料集合体(2)に入り、核燃料集合体(2)から受熱して低圧高温溶融鉛(206)になり上部格子板(207)にぶつかって低圧高温鉛配管(232)から低圧耐熱容器(201)の外に出て行く。低圧高温鉛配管(232)を通った低圧高温溶融鉛(206)は、低圧高温溶融鉛２(246)を充填せる蒸気発生器(399)の低圧耐熱容器２(241)の中に至る。低圧高温溶融鉛２(246)は高圧細管(225)で冷やされて低圧低温溶融鉛２(245)となり、低圧低温溶融鉛２(245)は給鉛ポンプ(230)により吸い上げられ低圧給鉛配管(231)を通って鉛型原子炉(299)の低圧耐熱容器(201)の内側に戻る。隔壁2(242)は低圧高温溶融鉛２(246) と低圧低温溶融鉛２(245)とを隔て、温度が均一にならないようにする。
復水器(43)で冷やされて液体になった水は、高圧給水配管(32)を通って蒸気発生器(399)の低圧耐熱容器２(241)の中の高圧低温水管寄せ(223)に導かれ、高圧低温水管寄せ(223)から枝分かれする多数本の高圧細管(225)に入り低圧高温溶融鉛２(246)から受熱して高圧高温の蒸気となり高圧高温蒸気管寄せ(224)に入り、高圧蒸気配管(31)から蒸気タービン(41)に出て行く。蒸気タービン(41)で発電機(42)を回転させ発電する。蒸気タービン(41)で仕事を終えて湿った蒸気は復水器(43)で冷やされて液体の水になる。
制御棒(3)の操作は、制御棒(3)に固着する制御棒支持棒(4)の上下動による。制御棒支持棒(4)は上蓋(208)を貫通し上部制御棒駆動機(211)に結合されている。
上蓋(208)と上部格子板(207)の間は低圧のアルゴンガスまたは炭酸ガスからなる低圧ガス(204)で満たされている。
核燃料集合体(2)の交換は、上蓋(208)と上部格子板(207)を取り外して開放空間で行う。鉛は空気や水に対して活性が弱いから取り扱いが容易である。なお、低融点金属冷却材として鉛とビスマスの混合物が考えられるが、ビスマスは中性子を吸収してα線を放出するポロニウムになるため、開放空間での取り扱いが困難である。
低圧給鉛配管(231)の表面には高温熱電半導体(101)を敷設した。高温熱電半導体(101)は低圧高温鉛配管(232)表面からの輻射熱を高温熱源とし、低圧給鉛配管(231)表面を低温熱源として電気を発生する。
本発明は、蒸気タービン(41)を介しての発電の前に高温熱電半導体(101)で発電する複合発電装置である。高温熱電半導体(101)の排熱は低圧給鉛配管(231)を流れる低圧低温の鉛を加熱することにより回収する。
後ろの蒸気タービン(41)が高温熱電半導体(101)の排熱を回収するため、高温熱電半導体(101) は(α2/ρ)または αが大きければよい。
原子炉停止時には、低圧給鉛配管(231)に敷設せる高温熱電半導体(101)に通電することによりヒータとして利用すれば低圧給鉛配管(231)の中の鉛は固化することなく溶融液体状態が保たれる。
低圧高温鉛配管(232)の低圧給鉛配管(231)と反対側の表面にも高温熱電半導体(101)を敷設すれば原子炉停止時に通電することによりヒータとして利用すれば低圧高温鉛配管(232) の中の鉛は固化することなく溶融液体状態が保たれる。通常運転時には、外部雰囲気を低温熱源として発電もする。 
高圧細管(225)破断の対策として、蒸気発生器(399)の上部に圧力緩和円筒(247)を設けた。
高圧細管(225)が破断したとき放出される高圧蒸気を蒸気逃し弁(248)から蒸気発生器(399)の外部雰囲気中に放出し、蒸気発生器(399)の健全性を保つ。溶融鉛の飛沫は蒸気逃し弁(248)の高さまで到達する割合は少ないから、鉛は外部雰囲気中には放出され難い。
冷却材としてナトリウムを使う高速増殖炉の冷却材温度は約550℃程度であるから、鉛型原子炉(299)でも550℃程度の冷却材温度は可能であると考えられる。したがって、融点が550℃以上の高温熱電半導体(101)にすれば熱効率は格段に向上する。なお、高速増殖炉では蒸気発生器により高温高圧の過熱蒸気を発生させている。
【実施例３】
【０００９】
実施例2における蒸気発生器(399)をガス昇温器(499)に置き換え、作動流体をガスにしてガスタービン(259)を介して発電する。
図4は本発明の、鉛型原子炉(299) を高温熱源とし、鉛型原子炉(299)からの高温溶融鉛でガス温度を高めるガス昇温器(499) と鉛型原子炉(299)を繋ぐ低圧給鉛配管(231)に敷設した融点が286℃以上の高温熱電半導体(101)で発電した後、ガス昇温器(499)で昇温させたガスによりガスタービン(259)を介しても発電する複合発電装置の概略図である。
冷却器(260)で冷やされた低圧低温のガスはガス圧縮機(258)で昇圧され高圧低温のガスになる。高圧低温のガスは高圧低温ガス給管(252)からガス昇温器(499)の低圧耐熱容器２(241)の中の高圧低温ガス管寄せ(253)に入り、高圧低温ガス管寄せ(253)から枝分かれする多数本の高圧細管(225)に入り低圧高温溶融鉛２(246)から受熱して高圧高温のガスとなり高圧高温ガス管寄せ(254)に入り、高圧高温ガス配管(251)からガスタービン(259)に出て行く。ガスタービン(259) で発電機(42)を回転させ発電する。ガスタービン(259) で仕事を終えて低圧低温になったガスは冷却器(260)で冷やされてもっと低圧低温になったガスになる。
低圧給鉛配管(231)の表面には高温熱電半導体(101)を敷設した。高温熱電半導体(101)は低圧高温鉛配管(232)からの輻射熱を高温熱源とし低圧給鉛配管(231)を低温熱源として電気を発生する。
本発明は、ガスタービン(259)を介しての発電の前に高温熱電半導体(101)で発電する複合発電装置である。高温熱電半導体(101)の排熱は低圧給鉛配管(231)を流れる低圧低温の鉛を加熱することにより回収する。
原子炉停止時には、低圧給鉛配管(231)に敷設せる高温熱電半導体(101)に通電することによりヒータとして利用すれば低圧給鉛配管(231)の中の鉛は固化することなく溶融液体状態が保たれる。
低圧高温鉛配管(232) の低圧給鉛配管(231)と反対側の表面にも高温熱電半導体(101)を敷設すれば原子炉停止時に通電することによりヒータとして利用すれば低圧高温鉛配管(232) の中の鉛は固化することなく溶融液体状態が保たれる。通常運転時には、外部雰囲気を低温熱源として発電もする。 
後ろのガスタービン(259)が高温熱電半導体(101)の排熱を回収するため、高温熱電半導体(101) は(α2/ρ)または αが大きければよい。
【産業上の利用可能性】
【００１０】
化石燃料の燃焼を高温熱源とする複合発電では、高温のガスタービン(259)を介しての発電の排熱を利用して蒸気タービン(41)を介しても発電する。高温のガスタービン(259)を構成する材料の問題で高温には限界が近づいている。
本発明では、高温のガスタービン(259)の前に熱電半導体による発電を付加して複合発電を達成している。従来、熱電半導体による発電はZの大きい熱電半導体にこだわっていたが、本発明では(α2/ρ)または αが大きい熱電半導体でもよいため熱電半導体の選択範囲が広くなり実現性が高い。
熱電半導体は可動部分が無く、その材質は耐熱性の高いものが多い。たとえば、炭化ホウ素（B4C）の融点は2000℃以上であるためカルノーサイクルで電気を発生する熱電半導体の熱効率は格段によくなる。
海水中に溶存している重水素とリチウムを燃料とする核融合発電は永遠のエネルギー発生装置といわれている。海水中から重水素とリチウムを抽出する過程で海水中に溶存しているウランを副産物として抽出すれば原子力発電も永遠のエネルギー発生装置であると考えられる。
原子力発電の好ましくない性質として放射能問題があるが、核融合発電でも大量に発生する中性子に対しては世間は寛容であるように見受けられるから、核融合発電が大量に受け入れられる時代になれば原子力発電も受け入れられると考えられる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】図1は、従来のABWRを高温熱源として蒸気タービン(41)を介して発電する概略図。
【図２】図2は本発明の、熱電半導体(100)で発電した後蒸気タービン(41)を介しても発電する複合発電にリニューアルしたABWRの概略図。
【図３】図3は本発明の、鉛型原子炉(299)を高温熱源として高温熱電半導体(101)で発電した後蒸気タービン(41) を介しても発電する複合発電装置の概略図。
【図４】図4は本発明の、鉛型原子炉(299) を高温熱源として高温熱電半導体(101) で発電した後ガスタービン(259) を介しても発電する複合発電装置の概略図。
【符号の説明】
【００１２】
2は核燃料集合体。
3は制御棒。
4は制御棒延長棒。
5は制御棒駆動機。
6は回転翼。
7はインターナルポンプモータ。
9は炉心板。
10は圧力容器。
11はシュラウド。
12は気水分離器。
13はドライヤ。
14は間隙領域。
21は高圧未飽和水。
22は高圧二相流。
23は高圧飽和蒸気。
24は高圧過熱蒸気。
30は給水昇圧ポンプ。
31は高圧蒸気配管。
32は高圧給水配管。
41は蒸気タービン。
42は発電機。
43は復水器。
100は熱電半導体。
101は高温熱電半導体。
103は端子。
132は熱電半導体内蔵給水配管。
201は低圧耐熱容器。
202は隔壁。
203は熱遮蔽板。
204は低圧ガス。
205は低圧低温溶融鉛。
206は低圧高温溶融鉛。
207は上部格子板。
208は上蓋。
209は結合部。
211は上部制御棒駆動機。
223は高圧低温水管寄せ。
224は高圧高温蒸気管寄せ。
225は高圧細管。
230は給鉛ポンプ。
231は低圧給鉛配管。
232は低圧高温鉛配管。
241は低圧耐熱容器２。
242は隔壁２。
245は低圧低温溶融鉛２。
246は低圧高温溶融鉛２。
247は圧力緩和円筒。
248は蒸気逃し弁。
251は高圧高温ガス配管。
252は高圧低温ガス給配管。
253は高圧低温ガス管寄せ。
254は高圧高温ガス管寄せ。
258はガス圧縮機。
259はガスタービン。
260は冷却器。
261はガス逃し弁。
299は鉛型原子炉。
399は蒸気発生器。
499はガス昇温器。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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