JP2003156585A - 原子炉冷却装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】保守点検が容易なる原子炉冷却装置を提供する
こと。 【解決手段】本発明は、原子炉圧力容器の底部側が収ま
る空間である原子炉格納容器の下部に設けた下部ドライ
ウェルと、前記原子炉圧力容器の底部側に備えられ、か
つモータ側が前記下部ドライウェル内に突出するように
設けられる原子炉再循環ポンプと、前記下部ドライウェ
ルに配置され、かつ前記原子炉再循環ポンプで循環させ
る冷却水が流通される熱交換器とを有し、前記原子炉再
循環ポンプは４台または６台とし、かつほぼ等間隔に配
置したことを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉圧力容器の
冷却水を循環させる内蔵型の再循環ポンプ（インターナ
ルポンプ、以下、ＲＩＰと略す）を有する原子炉冷却装
置に関わる。

【０００２】

【従来の技術】従来の改良式沸騰水型原子炉（以下ＡＢ
ＷＲ）におけるＲＩＰシステムを図９、図１０および図
１１を用いて説明する。

【０００３】図９は従来のＲＩＰシステムの配置を示す
平面図、図１０は従来のＲＩＰシステムの配置を示す。
図示は１／４の範囲である。図９、１０は、原子炉格納
容器の下部ドライウェルにおけるＲＩＰシステムの配置
を示している。図１１は従来のＲＩＰ電源系のシステム
構成を示している。

【０００４】従来のＡＢＷＲでは、図９のように、１０
台のＲＩＰシステムが原子炉圧力容器の下部の周方向に
ほぼ等間隔に配置されている。上部格子板１７、上部シ
ュラウド１６には、ＲＩＰ１を引き抜いて保守点検を行
う際に干渉しないよう、外周部２箇所に円弧状の通し切
欠１９，２０を設けている。通し切欠１９、２０をＲＩ
Ｐ台数分の１０箇所設けないのは、炉心注水系ヘッダ配
管１８が約四分の一円弧の２つあり、それと干渉するた
め最小限の２箇所としている。

【０００５】ＲＩＰ保守時に、再循環ポンプ１の所定の
据付位置から原子炉圧力容器５と炉心シュラウド間のダ
ウンカマ領域を周方向に回転し、２箇所の切り欠き部１
９，２０から上方に引き抜く手順となっている。図２に
示すように、各ＲＩＰシステムは、もっとも近い距離に
あるＲＩＰ１一台と熱交換器４一台とが、接続管９およ
び１０で接続されることにより構成されている。ＲＩＰ
一台につき熱交換器一台としているのは、例えば熱交換
器一台につきＲＩＰ二台（ＲＩＰ（Ａ），（Ｂ））を接
続した場合、通常運転中ＲＩＰ（Ａ）が停止してもＲＩ
Ｐ（Ｂ）は運転を継続し、停止したＲＩＰ（Ａ）に冷却
水の一部がバイパスし、運転中ＲＩＰ（Ａ）の冷却が充
分に行われなくなる。これを回避するためには、ループ
内に逆止弁を設ける必要がある。しかし逆止弁を設ける
とループ内圧損が増加し、冷却水を減少させる要因とも
なる。したがって機器の健全性の保障、また単一故障の
影響を無くすことにおいて、従来はＲＩＰ一台につき熱
交換器一台としている。

【０００６】次に、図１１を用いて、従来のＲＩＰ電源
構成について説明する。従来のＡＢＷＲでは、圧力容器
５に内臓されるＲＩＰ１の回転速度を制御することによ
り、炉心流量を変更し原子炉出力を変更している。この
１０台のＲＩＰ（１ａ〜１ｊ）のポンプ回転速度は、各
ポンプ毎に設けた静止型可変周波数電源装置ＲＩＰ−Ａ
ＳＤ（２ａ〜２ｊ）により行う。このＲＩＰ−ＡＳＤ
（２ａ〜２ｊ）は、発電所内にある母線３ａに対し静止
型可変周波数電源装置ＲＩＰ−ＡＳＤ（２ａ，２ｂ）、
母線３ｂに対し静止型可変周波数電源装置ＲＩＰ−ＡＳ
Ｄ（２ｃ〜２ｅ）、母線３ｃに対し静止型可変周波数電
源装置ＲＩＰ−ＡＳＤ（２ｆ，２ｇ）、母線３ｄに対し
静止型可変周波数電源装置ＲＩＰ−ＡＳＤ（２ｈ〜２
ｊ）がそれぞれ接続している。

【０００７】タービン発電機で発電された電気は、遮断
器８ｂ、送電線８ａを介して発電所の外に送られる。発
電された電気の一部は、母線３、分岐の母線３ａ、３ｂ
を介して発電所内に配られる。再循環ポンプ１の駆動電
源は、母線３からの通常電源、ジーゼル発電機７ａ、ジ
ーゼル発電機７ｂの３系統である。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】従来の原子炉は大型が
主であったが、これに加え、中、小型の原子炉の改良検
討も見直されている。中、小型の原子炉にあっては、原
子炉格納容器の下部ドライウェルが小さくなってくるの
で、下部ドライウェルに備えるＲＩＰや熱交換器の保守
点検が難しくなる傾向にある。

【０００９】またＲＩＰのポンプのランナーは、原子炉
圧力容器内から抜き出して保守点検するので、出来るだ
け簡単に抜き易いことが望まれる。

【００１０】本発明は、上記の問題に対処し、保守点検
がし易い原子炉冷却装置を提供することを目的とする。

【００１１】

【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉圧力容
器の底部側が収まる空間である原子炉格納容器の下部に
設けた下部ドライウェルと、前記原子炉圧力容器の底部
側に備えられ、かつモータ側が前記下部ドライウェル内
に突出するように設けられる原子炉再循環ポンプと、前
記下部ドライウェルに配置され、かつ前記原子炉再循環
ポンプで循環させる冷却水が流通される熱交換器とを有
し、前記原子炉再循環ポンプは４台または６台とし、か
つほぼ等間隔に配置したことを特徴とする。

【００１２】また、本発明は、原子炉圧力容器の底部側
が収まる空間である原子炉格納容器の下部に設けた下部
ドライウェルと、前記原子炉圧力容器の底部側に備えら
れ、かつモータ部側が前記下部ドライウェル内に突出す
るように設けられる原子炉再循環ポンプと、前記原子炉
圧力容器内に配置され、かつ燃料棒を内置する下部シュ
ラウドと、該下部シュラウドの上に載置され、かつ下部
シュラウドよりも外径が大きい上部シュラウドとを有
し、前記モータ部で駆動される原子炉再循環ポンプのラ
ンナーを前記原子炉圧力容器の内底部に備えるとともに
原子炉圧力容器の内周と前記下部シュラウドの外周との
間に配置し、前記上部シュラウドの外周側には、前記ラ
ンナーの真上に位置するところにランナーを通すことが
できる通し切欠を個々のランナーに対応して夫々設けた
ことを特徴とする。

【００１３】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態に係る実
施例について図１から図８を引用して説明する。従来例
と共通するところは、共通の符号を付して重複説明は、
出来るだけ省略する。

【００１４】図１、図４および図５に示すように、ＲＩ
Ｐ（原子炉再循環ポンプ）１は、原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）５の下鏡部（底部側）に、周方向において９０度間
隔で４台配置される。６台配置してもよいが、４台また
は６台の偶数台で、外周寄りに配置される。

【００１５】原子炉再循環ポンプ１は、モータ部７０と
ポンプ部７１を有し、ポンプ部７１に備わるランナー７
２がモータ部７０から延在する駆動軸７３に取り外し自
在に支持されている。原子炉再循環ポンプ１のモータ部
７０は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の外側底部より後
述する下部ドライウェル内に突出するように取り付けら
れ、ポンプ部７１は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の内部
に位置するように置かれる。

【００１６】原子炉再循環ポンプ１（ＲＩＰ１）は、原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）の内部で原子炉の冷却材（冷却
水等の液体）を強制循環させて炉心における熱除去と蒸
気発生を促進させるとともに、炉心流量を増減させて炉
出力を制御する役割を果たす。

【００１７】従来のＡＢＷＲのＲＩＰ（ＲＩＰ１台にＲ
ＩＰ用熱交換器１台を接続）を中・小型炉に適用する場
合、幾何学的配置のみを考えると、周方向に１２０度間
隔で３台配置という構成が原子炉運転に最低限必要な配
置・台数と考えられる。ＲＩＰ３台構成の場合、設備の
統一性・運用性の観点からＲＩＰ用熱交換器も３台設置
するのが現実的である。

【００１８】本発明ではＲＩＰ４台の構成にしたので、
最低限必要と考えられるＲＩＰ台数よりも１台増えた物
量増となるが、１台のＲＩＰ用熱交換器４を２台のＲＩ
Ｐで共用化することで設備簡素化を図ることができる。

【００１９】なお、このＲＩＰ用熱交換器の共用化はＲ
ＩＰの部分運転を行わないことが前提である。後で詳し
く述べる。

【００２０】下部ドライウェル８１は、原子炉格納容器
８０の中央に設けられている。この下部ドライウェルの
空間に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の底部側が収まるよう
に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は置かれる。下部ドライウ
ェル８１は、原子炉格納容器８０の外周よりも十二分に
大きく、かつ原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の底部よりも深
く形成されているので、原子炉再循環ポンプ１、熱交換
器４、二次冷却水入口配管１３、二次冷却水出口配管１
４を収納できる。

【００２１】下部ドライウェル８１の中央底には径の小
さい空間８２が備わる。この空間８２は燃焼制御棒８３
が置かれる部屋である。空間８２と下部ドライウェル８
１は、網目状の底板８４で仕切られている。下部ドライ
ウェル８１の床は、底板８４で形成されているのであ
る。

【００２２】下部ドライウェル８１には、原子炉再循環
ポンプ１、熱交換器４、接続管９，１０、二次冷却水入
口配管１３、二次冷却水出口配管１４が図８に示すよう
に置かれる。従来の大型の原子炉では、図８の（ａ）に
示すように込み入っているが、本発明の中、小型の原子
炉では互いに十分離れた配置になる。これらのものが置
かれた下部ドライウェル８１内は狭くなっているが、本
発明のものにあっては従来のものに比べ、込み入りが少
なく、余分なスペースがあるので、下部ドライウェル８
１内で行う原子炉再循環ポンプ１、熱交換器４、二次冷
却水入口配管１３、二次冷却水出口配管１４の保守点検
がし易いのである。下部ドライウェル８１内は、原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）から漏れる放射線が存在するので、
保守点検の作業をし易くして作業時間の短縮化すること
は極めて大事なことである。

【００２３】熱交換器４は、個々の原子炉再循環ポンプ
１に一台づつ設けても良いが、原子炉再循環ポンプ１が
２台に対し、熱交換器４が一台の関係で設けることによ
り、下部ドライウェル８１内のスペースに余裕が増し、
点検がよりし易くなるのである。

【００２４】また図８の（ａ）、（ｂ）の図示からも分
かるように原子炉再循環ポンプの台数が少なく、接続管
９，１０、二次冷却水入口配管１３、二次冷却水出口配
管１４の本数も少なく、熱交換器４に至っては２台しか
ないので、原子力発電設備の大幅なる簡素化が計れるの
である。

【００２５】図４に本発明の実施例にかかるＲＩＰ制御
装置の電源系統を示す。

【００２６】４台の原子炉再循環ポンプ１（ＲＩＰ１ａ
〜１ｄ）のポンプ回転速度は、静止型可変周波数電源装
置（ＲＩＰ−ＡＳＤ）により制御される。原子炉再循環
ポンプ１（ＲＩＰ）の部分運転は行わず、通常運転中に
ＲＩＰ４台のうち１台でも停止した場合は速やかに全部
のＲＩＰを停止とする。このため、ＲＩＰの駆動電源は
分ける必要がなく、ＲＩＰが４台とも発電所内にある母
線３の一つの電源より供給されるようになっているの
で、設備の簡素化を図られる。

【００２７】ただし、この供給電源一系列化は、電源喪
失等の事象（ＲＩＰ４台トリップ）においてＲＩＰ回転
数がポンプの機械慣性により一定時間以上確保され、炉
心流量急変を緩和することにより燃料への熱的影響を十
分緩和するＲＩＰシステムの場合に可能と考える。ＲＩ
Ｐ４台トリップの際に燃料への熱的影響を緩和できない
場合は、電源二系列化およびＭＧセット（ジーゼル発電
機）等の設備が必要である。

【００２８】また本実施例では各ポンプ毎にＲＩＰ−Ａ
ＳＤ２ａ〜２ｄを設けているが、部分運転を行わないた
め、可能な限りＲＩＰ−ＡＳＤは削減して設備簡素化を
図ることができる。

【００２９】次に原子炉再循環ポンプ１に備わるランナ
ー７２の保守点検について、図５、図６および図7を引
用して述べる。

【００３０】このランナー７２は、原子炉圧力容器（Ｒ
ＰＶ）５の内部に位置するので、原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）５の内部構造を含めて説明する。

【００３１】原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５は、上下方向
に長い筒部と、球面状の底部と、上蓋部を有する。

【００３２】原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５内に置かれる
下部シュラウド２３は、円筒状の胴体部を有し、この胴
体部が原子炉圧力容器と同心的になるように配置され
る。下部シュラウド２３は下端側が原子炉圧力容器（Ｒ
ＰＶ）５の内底部に支持される。前記ポンプ部７１およ
び前記ランナー７２は、下部シュラウド２３の外周と原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の内周との間で、かつ原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）５の内底部近傍に置かれる。このポ
ンプ部７１およびランナー７２が置かれるところは、上
下に延在する狭い巾の環状溝になっている。

【００３３】下部シュラウド２３の中段には炉心支持板
２５が設けられ、上部には上部格子板１７が支持され
る。炉心支持板２５と上部格子板１７で占められるとこ
ろが概ね炉心にあたる。ここに置かれる燃料棒１５が炉
心支持板２５および上部格子板１７に支持されるのであ
る。上部格子板１７は格子取り付けボルト２９で下部シ
ュラウド２３に締め付け固定される。

【００３４】上部シュラウド１６は、円筒状の胴体部を
有する。上部シュラウド１６の胴体部の下端側に前記上
部格子板１７が、上端側に上部シュラウドつば部３２が
設ける。上部格子板１７、上部シュラウドつば部３２は
溶接等で固定される。

【００３５】上部シュラウドの外周は、下部シュラウド
の外周より大径に形成されている。すなわち、上部シュ
ラウドの胴体部は、下部シュラウドの胴体部よりも大径
に設けられている。そして、この上部シュラウドの外周
側には、前記ランナー７２の真上に位置するところにラ
ンナー７２を通すことができる通し切欠１９、２０、２
１、２２を個々の原子炉再循環ポンプ１に対応するよう
に設けられている。原子炉再循環ポンプ１が９０度間隔
で配置されているので、通し切欠１９、２０、２１、２
２も９０度間隔で配置される。この通し切欠１９、２
０、２１、２２は、上部シュラウドの丈に亘り、上部格
子板１７から上部シュラウドつば部３２まで通して形成
されている。通し切欠１９、２０、２１、２２は、ラン
ナー７２の形状に合わせて円弧形状にしてあるが、ラン
ナー７２を通すことができれば、他の形状でも良い。こ
の通し切欠１９、２０、２１、２２は、外周側から切欠
くように形成されているが、上部シュラウド１６の胴体
部は、胴体部の該当位置を内側に凹めるようにして形成
するのである。

【００３６】上部シュラウドの上側にシュラウドヘッド
２４が置かれる。シュラウドヘッド２４の上にはスタン
ドパイプ２６を介し気水分離器２７が備わる。シュラウ
ドヘッド２４の外周側にはリム胴３３が設けられ、リム
胴３３の下端にはリム胴つば部３１が設けられる。シュ
ラウドヘッド２４は、リム胴つば部３１を上部シュラウ
ドつば部３２に重ねることで、上部シュラウドに載置さ
れる。リム胴つば部３１と上部シュラウドつば部３２を
長いシュラウドヘッドボルト３０で締め付けることで、
シュラウドヘッド２４は、上部シュラウドに固定され
る。気水分離器２７の上側に蒸気乾燥機２８が備わる。

【００３７】さて、原子炉再循環ポンプ１のランナー７
２の保守点検は、まず、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の
上蓋部を外す。次に蒸気乾燥機２８を取り出してから気
水分離器２７を外す。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５内に
燃料棒を支持している上部シュラウドと下部シュラウド
の炉心部は外さないで残す。

【００３８】そして、ランナーを外す工具を原子炉圧力
容器（ＲＰＶ）５の上から降ろし、下部シュラウド２３
の外周と原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の内周とに挟まれ
る狭い環状溝の底部に存在するポンプ部７１からランナ
ーを工具により外し、ランナーを工具に保持したまま、
通し切欠から外部に取り出し、保守点検を行う。

【００３９】この保守点検に伴うランナーの取り出しに
係る一連の作業は、狭くて深い環状溝の底部からの取り
出しになるので難しいものであるが、通し切欠から工具
を真下に下ろし、ランナーを外したら真上に引き上げる
ことでランナーを原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の外に取
り出すことができる。

【００４０】従来は、通し切欠から工具を下ろした後に
所定のランナーのところまで工具を環状溝に沿って横に
移動させる。そして、その工具でランナーを外した後
に、ランナーを保持したまま工具を再び通し切欠のとこ
ろまで横移動で戻してから、通し切欠からランナーを引
き出す。

【００４１】本発明にあっては、通し切欠から工具を真
下に下ろし、ランナーを外したら真上に引き上げること
でランナーを取り出すことができるので、従来のような
環状溝に沿って横移動させるようなことが不要で、作業
性が従来に比べすこぶる良いものである。

【００４２】炉心注水系ヘッダ配管１８は、図２に示す
ように９０度よりも幾分狭い範囲に制限している。９０
度以下にしたのは、炉心注水系ヘッダ配管１８の端部
と、上部シュラウド１６の胴体部に設けた通し切欠とが
突き当たる干渉を避けるためである。炉心注水系ヘッダ
配管１８は、上部シュラウドの胴体部の内周面近傍に沿
わせて設けられる。上部シュラウドの胴体部に設けられ
る通し切欠は、内周側に凹めるようにして形成するた
め、通し切欠の内周側が炉心注水系ヘッダ配管１８に突
き当たる恐れがあるからである。

【００４３】炉心注水系ヘッダ配管１８は２箇所に設け
られているが、４箇所にしても良い。また炉心注水系ヘ
ッダ配管１８を９０度以上にした場合は、４台の原子炉
再循環ポンプ１が、等間隔に配置できなくなる。原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）５の冷却を均一化する上では、等間
隔配置が望ましい。

【００４４】

【発明の効果】以上述べたように本発明によれば、保守
点検が容易な原子炉冷却装置を提供できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
原子炉格納容器の縦断面図。

【図２】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
原子炉圧力容器の中央を横に断面した断面図。

【図３】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
原子炉格納容器の原子炉再循環ポンプおよび熱交換器の
配置を示す図。

【図４】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
原子炉再循環ポンプの電源系統図。

【図５】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
原子炉圧力容器の縦断面図。

【図６】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
図５の（イ）部拡大図。

【図７】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
通し切欠が設けられるところを示す上部シュラウドおよ
び下部シュラウドの断面図。

【図８】本発明の実施形態に係る実施例を示すもので、
原子炉再循環ポンプ、熱交換器、二次冷却水入口配管、
二次冷却水出口配管の配置構成を本発明と従来で比較し
て示す比較図。

【図９】従来例を示すもので、図２に対応する図であ
る。

【図１０】従来例を示すもので、図３に対応する図であ
る。

【図１１】従来例を示すもので、図４に対応する図であ
る。

【符号の説明】

１…原子炉再循環ポンプ（ＲＩＰ）、２…静止型可変周
波数電源装置（ＲＩＰ−ＡＳＤ）、３…母線、４…熱交
換器、５…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、６…送電線、７
…ＭＧセット、８…遮断器、９，１０，１１，１２…接
続管、１３…二次冷却水入口配管、１４…二次冷却水出
口配管、１５…炉心、１６…上部シュラウド、１７…上
部格子板、１８…炉心注水系ヘッダ配管、１９，２０，
２１，２２…切り欠き部。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松浦 正義 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所原子力事業部内

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉心に配置される燃料棒を支持する炉心支
   持部材を含む炉内機材が備わる原子炉圧力容器と、該原
   子炉圧力容器を内置する原子炉格納容器と、前記原子炉
   圧力容器の底部側が収まる空間である前記原子炉格納容
   器の下部に設けた下部ドライウェルと、前記原子炉圧力
   容器の底部側に備えられ、かつモータ側が前記下部ドラ
   イウェル内に突出するように設けられる前記原子炉圧力
   容器内の冷却水を循環させる原子炉再循環ポンプと、前
   記下部ドライウェルに配置され、かつ前記原子炉再循環
   ポンプで循環させる冷却水が流通される熱交換器とを有
   し、 前記原子炉再循環ポンプは４台または６台とし、かつほ
   ぼ等間隔に配置したことを特徴とする原子炉冷却装置。
2. 【請求項２】請求項１に記載されているものにおいて、 前記熱交換器は、前記原子炉再循環ポンプが二台分に対
   し一台の割合で備えることを特徴とする原子炉冷却装
   置。
3. 【請求項３】原子炉圧力容器を内置する原子炉格納容器
   と、前記原子炉圧力容器の底部側が収まる空間である前
   記原子炉格納容器の下部に設けた下部ドライウェルと、
   前記原子炉圧力容器の底部側に備えられ、かつモータ部
   側が前記下部ドライウェル内に突出するように設けられ
   る前記原子炉圧力容器内の冷却水を循環させる原子炉再
   循環ポンプと、前記原子炉圧力容器内に配置され、かつ
   燃料棒を内置する下部シュラウドと、該下部シュラウド
   の上に載置され、かつ下部シュラウドよりも外径が大き
   い上部シュラウドとを有し、 前記モータ部で駆動される原子炉再循環ポンプのランナ
   ーを前記原子炉圧力容器の内底部に備えるとと原子炉圧
   力容器の内周と前記下部シュラウドの外周との間に配置
   し、 前記上部シュラウドの外周側には、前記ランナーの真上
   に位置するところにランナーを通すことができる通し切
   欠を個々のランナーに対応して夫々設けたことを特徴と
   する原子炉冷却装置。
4. 【請求項４】請求項３に記載されたものにおいて、 下部シュラウドは、円筒状の胴体部を有し、 上部シュラウドは、円筒状の胴体部を有し、 上部シュラウドの胴体部を下部シュラウドの胴体部より
   径大に形成し、前記通し切欠を上部シュラウドの胴体部
   の周囲に設けたことを特徴とする原子炉冷却装置。
5. 【請求項５】請求項３に記載されたものにおいて、 下部シュラウドは、円筒状の胴体部を有し、 上部シュラウドは、円筒状の胴体部を有し、 上部シュラウドの胴体部を下部シュラウドの胴体部より
   径大に形成し、 上部シュラウドの胴体部の下側部には格子板を、上側部
   には上部シュラウドつば部を設け、上部シュラウドの胴
   体部、格子板および上部シュラウドつば部の周囲に前記
   通し切欠を設けたことを特徴とする原子炉冷却装置。
6. 【請求項６】請求項３から５のいずれか一つに記載され
   ているものにおいて、 前記下部ドライウェルに配置され、かつ前記原子炉再循
   環ポンプで循環させる冷却水が流通される熱交換器を備
   え、 前記原子炉再循環ポンプは偶数台備え、かつほぼ等間隔
   に配置し、 前記熱交換器は、前記原子炉再循環ポンプが二台分に対
   し一台の割合で備えることを特徴とする原子炉冷却装
   置。
7. 【請求項７】請求項１から６のいずれか一つに記載され
   ているものにおいて、 前記原子炉再循環ポンプの駆動用電源は、一系統から供
   給することを特徴とする原子炉冷却装置。
8. 【請求項８】請求項１から７のいずれか一つに記載され
   ているものにおいて、 前記原子炉再循環ポンプが通常運転中に一台でも停止し
   たら残りの全部を停止させることを特徴とする原子炉冷
   却装置。