JP2003043176A - 冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】構成を簡素化すると共に、原子炉容器から格納
容器への１次冷却水の漏洩の停止を可能とした冷却系統
一体型原子炉の崩壊熱除去装置を提供する。 【解決手段】本発明は、原子炉の炉心３、炉心３を冷却
する１次冷却材２、および１次冷却材２を冷却する冷却
系統を原子炉容器１に内蔵した冷却系統一体型原子炉に
おける崩壊熱を除去する崩壊熱除去装置であって、蒸気
発生器４と冷却器１８とを備えている。蒸気発生器４は
原子炉容器１内に配置され、崩壊熱によって加熱された
１次冷却材２と、１次冷却材２を冷却し自身は蒸発する
２次冷却材との間の熱交換を行う。冷却器１８は蒸気発
生器４よりも上方側に配置され、蒸気発生器４によって
蒸発された２次冷却材を冷却して液体に戻す。液体に戻
された２次冷却材は、自重落下によって蒸気発生器４に
戻り、再び１次冷却材２との熱交換に用いられる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、炉心を冷却する冷
却系統を原子炉容器内に一体化して内蔵し、冷却系統内
で冷却材を主に自然循環させることによって炉心から熱
出力を取り出す冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置
に係り、更に詳しくは、冷却材が喪失した場合には、簡
単な構成で、崩壊熱を効率的に除去することが可能な崩
壊熱除去機能を備えた冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除
去装置に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】従来の冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除
去装置では、図８に示すように、原子炉容器１内に、１
次冷却水２によって液浸された状態で炉心３と蒸気発生
器４とが設けられている。蒸気発生器４は、図示しない
複数の伝熱管から構成されている。そして、炉心３で発
生した核分裂によるエネルギーによって加熱された１次
冷却水２を熱源として、伝熱管の内外を介した熱交換が
行われ、ポンプ６から供給される２次冷却水が、蒸気発
生器４において蒸気に転換されている。

【０００３】このようにして蒸気発生器４で生成された
蒸気が、主蒸気配管７によってタービン５に導かれ、タ
ービン５の回転に供されることによって発電がなされて
いる。あるいは、この蒸気を直接熱源として利用するこ
とも可能である。

【０００４】このような冷却系統一体型原子炉の崩壊熱
除去装置では、１次冷却材喪失事故（Loss of Coolant
Accident。以下「ＬＯＣＡ」と称する。）時の対策とし
て、安全注入タンク８と安全注入ポンプ９とからなる安
全注入手段と、格納容器冷却器１５による格納容器冷却
手段との２本立ての対策が講じられている。

【０００５】そもそも冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除
去装置は、１次冷却水２を外部に取り出さないことか
ら、１次冷却水２を原子炉容器１の外部で循環させるた
めの大口径配管は存在しておらず、大破断ＬＯＣＡは発
生しないが、安全注入ポンプ９からの配管があるため、
中破断ＬＯＣＡは発生する可能性がある。

【０００６】中破断ＬＯＣＡが発生すると、安全注入タ
ンク８に貯えられた水を、安全注入ポンプ９によって原
子炉容器１の内部に注入する。崩壊熱は原子炉容器１か
ら大気へ直接冷却できないため、原子炉容器１の内部圧
力が、格納容器１２の内部圧力よりも高い状態が続き、
原子炉容器１内で発生した蒸気は格納容器１２への流出
が継続する。このため、炉心３に装荷された燃料が露出
する可能性がある。ＬＯＣＡ時には、１次冷却水２が原
子炉容器１から格納容器１２へと流出することによって
格納容器１２の内部温度が上昇するが、格納容器１２内
の空気は、格納容器冷却器１５によって冷却されてい
る。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな従来の冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置で
は、以下のような問題がある。

【０００８】すなわち、ＬＯＣＡの破断口径が大きいこ
となどによって、原子炉容器１から格納容器１２側への
１次冷却水２の流出量が、安全注入ポンプ９による水の
注入量よりも多い場合には、原子炉容器１内の１次冷却
水２の水位が低下し、炉心３に装荷された燃料が露出
し、燃料が破損する可能性があるという問題がある。

【０００９】あるいは、ＬＯＣＡの破断口径が小さく
て、原子炉容器１から格納容器１２側への１次冷却水２
の流出量が極く僅かである場合であっても、安全注入ポ
ンプ９が故障したり、あるいは、安全注入ポンプ９によ
って吐出された水を原子炉容器１に導く配管が破断した
りすると、同様に原子炉容器１内の１次冷却水２の水位
が低下し、炉心３に装荷された燃料が露出し、燃料が破
損し、放射能が放出される可能性がある。このため、安
全注入タンク８と安全注入ポンプ９とからなる安全注入
手段は、複数設けられている。当然、これはコスト増の
要因となっている。

【００１０】一方、ＬＯＣＡ時に原子炉容器１から格納
容器１２側へと流出した１次冷却水２は放射能で汚染さ
れているために、格納容器１２の内部雰囲気もまた放射
能で汚染されてしまう。このように１次冷却水２で汚染
された格納容器１２の内部雰囲気は、導入管１４によっ
て格納容器冷却器１５に導入される。格納容器冷却器１
５は、この導入管１４が貫通された水タンク構造をなし
ており、導入管１４が伝熱管として作用することによっ
て、導入管１４内を流れる格納容器１２の内部雰囲気
が、導入管１４の周囲のタンク水１６によって冷却され
て格納容器１２に戻される。なお、格納容器冷却器１５
では、水タンク構造の代わりに空冷構造を用いる場合も
ある。

【００１１】これによって格納容器１２の内部雰囲気が
冷却されるわけであるが、万が一、この導入管１４にリ
ークが生じると、水タンク構造の場合には格納容器冷却
器１５のタンク水１６へ、空冷構造の場合には格納容器
１２の外部雰囲気へと汚染範囲が拡大してしまうという
問題がある。

【００１２】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、その第１の目的は、ＬＯＣＡ時には、原子
炉容器内に設置された蒸気発生器を用いて原子炉容器内
を冷却し、原子炉容器内と格納容器内との圧力をバラン
スさせることによって１次冷却水の漏洩を停止させ、も
って、非常用冷却水を注入する特別な安全注入手段を不
要とした簡素な構成で、かつ、安全性に優れた冷却系統
一体型原子炉の崩壊熱除去装置を提供することにある。

【００１３】また、その第２の目的は、ＬＯＣＡ時に原
子炉容器を冷却する蒸気発生器に、万が一、リークが生
じた場合であっても、汚染を格納容器の外部に拡大させ
ることのない、安全性に優れた冷却系統一体型原子炉の
崩壊熱除去装置を提供することにある。

【００１４】

【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。

【００１５】すなわち、請求項１は、上記第１の目的を
達成するための発明であって、原子炉の炉心、炉心を冷
却する１次冷却材、および１次冷却材を冷却する冷却系
統を原子炉容器内に一体化して内蔵した冷却系統一体型
原子炉における崩壊熱を除去する崩壊熱除去装置であっ
て、熱交換器と冷却器とを備えている。

【００１６】この熱交換器は、原子炉容器内に配置さ
れ、例えば伝熱管を備えており、崩壊熱によって加熱さ
れた１次冷却材と、この１次冷却材を冷却して自身は加
熱される２次冷却材との間の熱交換を、伝熱管を介して
行う。また、この冷却器は、熱交換器において加熱され
た２次冷却材を冷却するとともに、この冷却した２次冷
却材を熱交換器に戻す。熱交換器に戻された２次冷却材
は、再び１次冷却材との熱交換に用いられる。

【００１７】請求項２は、上記第１の目的を達成するた
めの発明であって、原子炉の炉心、炉心を冷却する１次
冷却材、および１次冷却材を冷却する冷却系統を原子炉
容器内に一体化して内蔵した冷却系統一体型原子炉にお
ける崩壊熱を除去する崩壊熱除去装置であって、蒸気発
生器と、冷却器とを備えている。

【００１８】この蒸気発生器は、原子炉容器内に配置さ
れ、第１の伝熱管を備えており、崩壊熱によって加熱さ
れた１次冷却材と、この１次冷却材を冷却して自身は蒸
発する２次冷却材との間の熱交換を、第１の伝熱管を介
して行う。また、この冷却器は、蒸気発生器よりも上方
側に配置され、蒸気発生器によって蒸発され、上昇して
きた２次冷却材を冷却して液体に戻す。液体に戻された
２次冷却材は、自重で落下することによって蒸気発生器
に戻り、再び１次冷却材との熱交換に用いられる。

【００１９】請求項３は、上記第２の目的を達成するた
めの発明であって、請求項２の発明の冷却系統一体型原
子炉の崩壊熱除去装置において、冷却器は、仕切板によ
ってその内部が第１の領域と第２の領域とに仕切られて
いる。ただし、冷却器底部側において第１の領域と第２
の領域とは連通しており、蒸気発生器によって蒸発され
た２次冷却材がその内部に流れる第２の伝熱管が、第１
の領域内を通過するように配置された有底筒状タンクを
適用している。

【００２０】請求項４は、上記第２の目的を達成するた
めの発明であって、請求項３の発明の冷却系統一体型原
子炉の崩壊熱除去装置において、冷却器は、その内部に
冷却水を貯えている場合には、この冷却水によって、第
２の伝熱管の内部を流れる２次冷却水が冷却されるよう
にする。また、冷却器は、その内部に冷却水を貯えてい
ない場合には、第２の領域側から底部側を介して第１の
領域側へと流入する気流によって、第２の伝熱管の内部
を流れる２次冷却水を冷却する。この気流は、第１の領
域内に配置された第２の伝熱管の内部を流れる蒸発され
た２次冷却水を熱源として煙突効果によって発生するも
のである。

【００２１】請求項５は、上記第２の目的を達成するた
めの発明であって、請求項３または請求項４の発明の冷
却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置において、第１の
伝熱管と、第２の伝熱管とが接続されてなることを特徴
とする。これによって、蒸気発生器によって生成される
蒸気と、原子炉容器の中の雰囲気とは完全に隔離され
る。

【００２２】請求項６は、上記第１の目的を達成するた
めの発明であって、請求項１乃至５のうちいずれか１項
の発明の冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置におい
て、平面部と、平面部の一部に設けられたサンプ部とか
らなるドリップトレイを、平面部の高さが、炉心の上端
高さよりも少なくとも低くならないように、かつサンプ
部が、原子炉容器に内蔵された１次冷却材が全量漏洩し
た場合には、漏洩した１次冷却材が窪み部から少なくと
も溢れ出るように原子炉容器の下部側周囲を取り囲むよ
うに配置する。これによって、仮に原子炉容器から１次
冷却材が全量漏洩した場合であっても、炉心の漏出が阻
止される。

【００２３】

【発明の実施の形態】以下に、本発明の各実施の形態に
ついて図面を参照しながら説明する。

【００２４】なお、以下の各実施の形態の説明に用いる
図中の符号は、図８と同一部分については同一符号を付
してその説明を省略し、ここでは異なる部分についての
み述べる。

【００２５】（第１の実施の形態）本発明の第１の実施
の形態を図１から図４を用いて説明する。

【００２６】図１は、第１の実施の形態に係る冷却系統
一体型原子炉の崩壊熱除去装置の構成例を示す立断面図
である。

【００２７】すなわち、本実施の形態に係る冷却系統一
体型原子炉の崩壊熱除去装置は、図８に示す従来技術の
冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置から安全注入タ
ンク８、安全注入ポンプ９および格納容器冷却器１５か
らなる安全注入手段を省略し、更に主蒸気配管７から分
岐して、蒸気を蒸気発生器冷却器１８へ導く導入管１９
を備えている。

【００２８】蒸気発生器冷却器１８は、蒸気発生器４よ
りも高い位置に配置しており、図２に示す通り、導入管
１９が貫通した有底筒状のタンク２０から構成してお
り、通常はこのタンク２０内にタンク水２１を貯えてい
る。また、タンク２０は、仕切板２２によってその内部
が、伝熱管１９ａが貫通している第１領域と、そうでな
い第２領域とを区分けしている。なお、第１領域と第２
領域とは、タンク底部側において連通している。

【００２９】また、主蒸気配管７にはバルブ２３ａ，２
３ｂを、また導入管１９にはバルブ２４ａ，２４ｂをそ
れぞれ設けており、これらバルブを開閉することによっ
て通常時の運転状態からＬＯＣＡ時の運転状態に切り替
える。

【００３０】次に、以上のように構成した本実施の形態
に係る冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置の動作に
ついて説明する。

【００３１】本実施の形態に係る冷却系統一体型原子炉
の崩壊熱除去装置が適用される冷却系統一体型原子炉
は、通常運転時にはバルブ２４ａ，２４ｂを閉じ、バル
ブ２３ａ，２３ｂを開状態にして運転する。そして、核
分裂エネルギーによって加熱された炉心３が１次冷却水
２によって冷却され、１次冷却水２自身は加熱され高温
水となる。このようにして高温水となった１次冷却水２
は、蒸気発生器４において熱源として用いられ、蒸気が
生成される。この蒸気は主蒸気配管７を介してタービン
５に導かれ、タービン５の回転に供されることによって
発電がなされる。

【００３２】一方、ＬＯＣＡが生じた場合、本実施の形
態に係る冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置が起動
し、バルブ２３ａ，２３ｂを閉じ、バルブ２４ａ，２４
ｂを開状態にする。

【００３３】ＬＯＣＡによって原子炉容器１内の１次冷
却水２の温度は上昇するが、１次冷却水２の熱は蒸気発
生器４において蒸気の発生に利用されることにより冷却
される。蒸気発生器４は、原子炉の通常運転時における
１次冷却水２の除熱にも用いられるものであるので、崩
壊熱による発熱がほとんどであり、核分裂が僅かしか発
生していないＬＯＣＡ時の熱は十分に除熱される。な
お、ＬＯＣＡ時に原子炉容器１を冷却するための特別の
蒸気発生器（図示せず）を備え、この蒸気発生器を用い
てＬＯＣＡ時における原子炉容器１の冷却を行うように
しても良い。ＬＯＣＡによって１次冷却水２の液位が蒸
気発生器４の高さ以下に低下した場合であっても、１次
冷却水２の蒸気が、蒸気発生器４において蒸気の発生に
利用されることにより冷却され、復水される。

【００３４】このようにして蒸気発生器４で生成された
蒸気は、導入管１９に沿って蒸気発生器冷却器１８まで
上昇することによってタンク２０に導入される。タンク
２０にはタンク水２１が貯えられており、導入管１９に
接続する伝熱管１９ａの内側を流れる蒸気が、伝熱管１
９ａの周囲のタンク水２１によって冷却されて水に戻さ
れる。そしてこの水が自重によって伝熱管１９ａ内を落
下することによって蒸気発生器４に再び供給され、原子
炉容器１の内部を冷却するために用いられる。

【００３５】一方、蒸気発生器冷却器１８のタンク水２
１は、伝熱管１９ａの内部を流れる蒸気から熱を受け、
最終的には全て沸騰により蒸発してしまう場合もある。
しかしながら、仮に、タンク水２１が全て沸騰により蒸
発した場合であっても、蒸気発生器冷却器１８では、図
３に示すように、仕切板２２によって煙突効果がもたら
され、この煙突効果による大気の流れによって空冷機能
が維持される。したがって、蒸気発生器冷却器１８に
は、ＬＯＣＡ発生直後の崩壊熱を除去するのに必要な量
のタンク水２１を貯蔵可能なタンク２０を用いればよ
い。これによって、タンク２０のサイズの縮小化が図ら
れ、かつ、ＬＯＣＡ発生直後の大量の崩壊熱がタンク水
２１によって効率良く除熱されるとともに、ＬＯＣＡ発
生からある程度時間が経過し、低くなった崩壊熱に対し
ては、大気の循環によって合理的に除熱される。

【００３６】上述したように、蒸気発生器４で原子炉容
器１の内部を冷却するとともに蒸気を発生し、蒸気発生
器冷却器１８でこの蒸気を冷却して復水し、更に復水し
た水を自重によって再び蒸気発生器４に蒸気発生用の水
として戻す冷却プロセスを繰り返すことによって、原子
炉容器１の内部が冷却される。

【００３７】ＬＯＣＡが生じると、圧力の高い原子炉容
器１から、圧力の低い格納容器１２側へと１次冷却水２
が漏洩する。図４（ａ）に示すように、１次冷却水２の
漏洩に伴って原子炉容器１の圧力は低下する一方、格納
容器１２の圧力は上昇する。そして、両圧力がバランス
するまで１次冷却水２は原子炉容器１から格納容器１２
へと漏洩し続けることになる。本実施の形態に係る冷却
系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置のように、原子炉容
器１の内部を冷却すると、原子炉容器１内の圧力が低下
し、原子炉容器１と格納容器１２との圧力がバランスす
ることが可能となる。

【００３８】図４（ｂ）に示すように、原子炉容器１内
の１次冷却水２の水位は、その漏洩と共に低下するが、
上述したように、蒸気発生器４は通常運転時の除熱にも
用いられている除熱効果の高いものであるために、原子
炉容器１と格納容器１２との圧力が等しくなるまでの時
間が短縮される。これによって原子炉容器１内の１次冷
却水２の水位は、炉心３の上端部より上に維持されるの
で、燃料の露出が阻止される。

【００３９】また、本実施の形態に係る冷却系統一体型
原子炉の崩壊熱除去装置では、蒸気発生器４の伝熱管、
主蒸気配管７、導入管１９からなるＬＯＣＡ時冷却ルー
プは、閉ループ構成をなしている。したがって、万が
一、蒸気発生器４に漏洩が生じた場合であっても、１次
冷却水２および格納容器１２の雰囲気が直接大気に漏洩
することはなく、蒸気発生器４から漏れた放射能の外部
漏洩が阻止されつつ、原子炉容器１の内部の冷却が継続
される。

【００４０】上述したように、本実施の形態に係る冷却
系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置においては、上記の
ような作用により、ＬＯＣＡが発生しても、蒸気発生器
４によって原子炉容器１を直接冷却することができるの
で、原子炉容器１と格納容器１２との圧力をバランスさ
せることが可能となる。これによって、原子炉容器１か
ら格納容器１２へと漏洩する１次冷却水２の漏洩量を低
減することができ、ＬＯＣＡ時における燃料の露出を阻
止することが可能となる。

【００４１】また、本実施の形態に係る冷却系統一体型
原子炉の崩壊熱除去装置においては、蒸気発生器４によ
って生成された蒸気を、蒸気発生器冷却器１８によって
合理的に冷却することができる。すなわち、ＬＯＣＡ発
生後短期間についてのみタンク水２１で蒸気を冷却し、
ＬＯＣＡが発生して長期間経過後については空冷によっ
て蒸気を冷却することができる。したがって、タンク２
０を必要以上に大型化する必要もなく、経済的に優れて
いる。またＬＯＣＡ発生後のタンク水２１の補給も不要
となる。

【００４２】更に、蒸気発生器４から蒸気発生器冷却器
１８までの蒸気の移送、および蒸気発生器冷却器１８で
復水された水の蒸気発生器４への移送は、特別な動的機
器を必要とせずに、自然循環および自重落下によって行
うことができる。したがって、コスト的にも優れ、かつ
メンテナンスの必要もない。

【００４３】更にまた、蒸気発生器４の伝熱管、主蒸気
配管７、導入管１９からなるＬＯＣＡ時冷却ループは、
高温、高圧で設計された閉ループ構成をなしているの
で、万が一、蒸気発生器４に漏洩が生じた場合であって
も、１次冷却水２および格納容器１２の雰囲気が直接大
気に漏洩することはなく、蒸気発生器４から漏れた放射
能の外部漏洩を阻止しつつ、原子炉容器１の内部の冷却
を継続することができる。

【００４４】（第２の実施の形態）本発明の第２の実施
の形態を図５から図７を用いて説明する。

【００４５】図５は、第２の実施の形態に係る冷却系統
一体型原子炉の崩壊熱除去装置の構成例を示す立断面図
である。

【００４６】すなわち、本実施の形態に係る冷却系統一
体型原子炉の崩壊熱除去装置は、図１に示す第１の実施
の形態に係る冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置
に、ドリップトレイ２６を付加した構成であるので、図
１と同一部分には同一符号を付してその説明を省略し、
ここでは異なる部分についてのみ述べる。

【００４７】ドリップトレイ２６は、その斜視図を図６
に示すように、縁部２７と、サンプ部２８とから構成し
ている。そして、このようなドリップトレイ２６を、図
５に示すように、縁部２７のレベルが、炉心３の上端レ
ベルよりも少なくとも高くなるように、格納容器１２の
内部全面に亘って配置するとともに、縁部２７の端面を
格納容器１２の壁面に溶接等により固定し、更にライニ
ング等を施すことによって溶接部３０から格納容器１２
の下部側に液体が漏れ落ちないようにシールする。な
お、サンプ部２８は、原子炉容器１の下部側周囲を取り
囲むような形状に構成しており、原子炉容器１の周囲
と、サンプ部２８との間隙が、可能な限り小さくなるよ
うにドリップトレイ２６を配置している。

【００４８】次に、以上のように構成した本実施の形態
に係る冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置の作用に
ついて説明する。

【００４９】本実施の形態に係る冷却系統一体型原子炉
の崩壊熱除去装置を適用した冷却系統一体型原子炉にお
いて、ＬＯＣＡが生じると、原子炉容器１から格納容器
１２側へと、１次冷却水２が漏洩し、この漏洩液は自重
によって下部側へと移行して行き、図７（ａ）に示すよ
うに、ドリップトレイ２６のサンプ部２８に集液され
る。この漏洩量が僅かであれば炉心３が露出することは
ない。

【００５０】ドリップトレイ２６の縁部２７は、炉心３
の上端レベルよりも少なくとも高い位置に配置され、か
つ、サンプ部２８と原子炉容器１との間隙は小さくなる
ように配置されている。したがって、更に１次冷却水２
の漏洩が続くと、図７（ｂ）に示すように、漏洩液がサ
ンプ部２８から溢れ出し、縁部２７の上に漏洩液が溜ま
り、格納容器１２に漏洩した１次冷却水２による液位
は、原子炉容器１に配置されている炉心３の上端部より
も上位となる。

【００５１】万が一、原子炉容器１から格納容器１２へ
の１次冷却水２の漏洩が停止しない場合には、格納容器
１２における漏洩液の液位が更に上がる一方、原子炉容
器１における１次冷却水２の液位が下がり、最終的に
は、図７（ｃ）に示すように、両液位が等しくなるまで
漏洩が継続する。

【００５２】上述したように、本実施の形態に係る冷却
系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置においては、上記の
ような作用により、原子炉容器１内の１次冷却水２の液
位を常に炉心３の上端部より上位に保つことができるの
で、仮に、原子炉容器１から格納容器１２への１次冷却
水２の漏洩を停止することができない場合であっても、
炉心３の露出を阻止することが可能となる。

【００５３】以上、本発明の好適な実施の形態につい
て、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかか
る構成に限定されない。特許請求の範囲の発明された技
術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更
例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及
び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと
了解される。

【００５４】

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
ＬＯＣＡ時には、原子炉容器内に設置された蒸気発生器
を用いて原子炉容器内を直接冷却し、原子炉容器内と格
納容器内との圧力をバランスさせることによって１次冷
却材の漏洩を早期に停止させることができる。

【００５５】以上により、非常用冷却水を注入する特別
な安全注入手段を不要とした簡素な構成で、かつ、安全
性に優れた冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置を実
現することができる。

【００５６】また、本発明によれば、ＬＯＣＡ時に原子
炉容器を冷却する蒸気発生器に、万が一、リークが生じ
た場合であっても、汚染を格納容器の外部に拡大させる
ことのない、安全性に優れた冷却系統一体型原子炉の崩
壊熱除去装置を実現することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】第１の実施の形態に係る冷却系統一体型原子炉
の崩壊熱除去装置の構成例を示す立断面図

【図２】蒸気発生器冷却器の構成例を示す立断面図（水
冷時）

【図３】蒸気発生器冷却器の構成例を示す立断面図（空
冷時）

【図４】ＬＯＣＡ経過時間に対する圧力および水位の関
係を示す相関図

【図５】第２の実施の形態に係る冷却系統一体型原子炉
の崩壊熱除去装置の構成例を示す立断面図

【図６】ドリップトレイの構成例を示す斜視図

【図７】１次冷却水が漏洩した場合における原子炉容器
と格納容器との水位を示す概念図

【図８】従来技術による冷却系統一体型原子炉の崩壊熱
除去装置の構成例を示す立断面図

【符号の説明】

１…原子炉容器 ２…１次冷却水 ３…炉心 ４…蒸気発生器 ５…タービン ６…ポンプ ７…主蒸気配管 ８…安全注入タンク ９…安全注入ポンプ １２…格納容器 １４，１９…導入管 １５…格納容器冷却器 １６，２１…タンク水 １８…蒸気発生器冷却器 １９ａ…伝熱管 ２０…タンク ２２…仕切板 ２３，２４…バルブ ２６…ドリップトレイ ２７…縁部 ２８…サンプ部 ３０…溶接部

フロントページの続き (51)Int.Cl.⁷ 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｇ２１Ｃ 15/18 Ｇ２１Ｃ 9/00 Ｚ (72)発明者 碓井 修二 東京都千代田区丸の内二丁目５番１号 三 菱重工業株式会社内 Ｆターム(参考） 2G002 AA10 BA01 CA08 DA03 EA10

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉の炉心、前記炉心を冷却する１次
   冷却材、および前記１次冷却材を冷却する冷却系統を原
   子炉容器内に一体化して内蔵した冷却系統一体型原子炉
   にお蹴る崩壊熱を除去する崩壊熱除去装置であって、 前記原子炉容器内に配置され、崩壊熱によって加熱され
   た前記１次冷却材と、この１次冷却材を冷却して自身は
   加熱される２次冷却材との間の熱交換を行う熱交換器
   と、 前記熱交換器において加熱された２次冷却材を冷却する
   とともに、この冷却した２次冷却材を前記熱交換器に戻
   す冷却器とを備えたことを特徴とする冷却系統一体型原
   子炉の崩壊熱除去装置。
2. 【請求項２】 原子炉の炉心、前記炉心を冷却する１次
   冷却材、および前記１次冷却材を冷却する冷却系統を原
   子炉容器内に一体化して内蔵した冷却系統一体型原子炉
   における崩壊熱を除去する崩壊熱除去装置であって、 前記原子炉容器内に配置され、崩壊熱によって加熱され
   た前記１次冷却材との熱交換を行う２次冷却材がその内
   部に流れる第１の伝熱管を備え、前記第１の伝熱管を介
   して前記１次冷却材と前記２次冷却材との熱交換を行
   い、前記１次冷却材を冷却するとともに、前記２次冷却
   材を蒸発させる蒸気発生器と、 前記蒸気発生器よりも上方側に配置され、前記蒸気発生
   器によって蒸発された２次冷却材を冷却して液体に戻
   し、この液体に戻された２次冷却材を自重落下によって
   前記蒸気発生器に戻すようにした冷却器とを備えたこと
   を特徴とする冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置。
3. 【請求項３】 請求項２に記載の冷却系統一体型原子炉
   の崩壊熱除去装置において、 前記冷却器は、 冷却器内部を、冷却器底部側において互いに連通させた
   状態で第１の領域と第２の領域とに仕切る仕切板と、 前記蒸気発生器によって蒸発された２次冷却材がその内
   部に流れ、前記第１の領域内を通過するように配置され
   た第２の伝熱管とを備えた有底筒状タンクであることを
   特徴とする冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置。
4. 【請求項４】 請求項３に記載の冷却系統一体型原子炉
   の崩壊熱除去装置において、 前記冷却器は、前記冷却器内部に冷却水を貯えている場
   合にはこの冷却水によって、貯えていない場合には、前
   記第１の領域内に配置された前記第２の伝熱管の内部を
   流れる２次冷却材を熱源として発生する、前記第２の領
   域側から前記冷却器底部側を介して前記第１の領域側へ
   と流入する気流によって、前記第２の伝熱管の内部を流
   れる２次冷却材を冷却するようにしたことを特徴とする
   冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置。
5. 【請求項５】 請求項３または請求項４に記載の冷却系
   統一体型原子炉の崩壊熱除去装置において、 前記第１の伝熱管と、前記第２の伝熱管とが接続されて
   なることを特徴とする冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除
   去装置。
6. 【請求項６】 請求項１乃至５のうちいずれか１項に記
   載の冷却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置において、 平面部と、前記平面部の一部に設けられたサンプ部とか
   らなるドリップトレイを、前記平面部の高さが、前記炉
   心の上端高さよりも少なくとも低くならないように、か
   つ前記サンプ部が、前記原子炉容器に内蔵された１次冷
   却材が全量漏洩した場合には、前記漏洩した１次冷却材
   が前記サンプ部から溢れ出るように前記原子炉容器の下
   部側周囲を取り囲むように配置したことを特徴とする冷
   却系統一体型原子炉の崩壊熱除去装置。