JP2011503614A - 原子炉のための浸漬格納容器 - Google Patents

Abstract

電力モジュール組立体は、冷却材に浸された炉心と、前記冷却材及び炉心を収容する原子炉容器とを含む。液体に沈められた内部乾燥の原子炉格納容器は気体環境下で前記原子炉容器を実質的に取り囲む。過圧事故中、前記原子炉容器は、前記格納容器に前記冷却材を放出し前記格納容器の内面への前記冷却材の凝縮によって前記炉心の崩壊熱を取り除くように、形成されている。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子炉の崩壊熱を取り除くためのシステムに関する。

安価で安定したエネルギーを求める上で、いくつかの原子炉は受動的に運転されることを目的として設計されてきた。これらの受動システムでは、物理学の法則は、正常運転の間又は緊急状態においても、オペレータの介入や管理なしに、少なくともある予め決められた期間、原子炉の安全な運転が維持されることを保証するために用いることができる。受動的な運転システムの1つの目的は、原子炉を運転するために伝統的に依存されているモータ、ポンプ又は他の電気的又は機械的な機器の数を最小化することである。

アイダホ国立工学・環境研究所、NEXANT及びオレゴン州立大学核工学部の支援を得て行われた多用途小型軽水炉プロジェクト（Multi-Application Small Light Water Reactor project）は、安全で経済的な自然軽水炉を開発しようとした。図１は、このプロジェクトの成果である原子炉構造２０を示す。

原子炉構造２０は、原子炉容器２によって取り囲まれた炉心６を含む。原子炉容器２内の水１０は、炉心６を取り囲む。炉心６は、該炉心の側方を取り囲む炉心隔壁２２内に置かれている。核分裂現象の結果として水１０が炉心６によって熱せられると、水１０は、炉心隔壁２２から、炉心６の上方に位置するアニュラス部２３へ案内され、そして立ち上がり部（riser）２４から出るように案内される。これは、一層より多くの水１０を炉心隔壁２２に引き入れる炉心６によって次々に熱せられるように、さらなる水１０を炉心隔壁２２に引き入れる結果を生じる。立ち上がり部２４から出てくる水１０は、冷却され、原子炉容器２の外に向けられ、自然循環によって原子炉容器２の底に戻る。水１０の加熱に伴って、加圧水蒸気１１が原子炉容器２内に発生する。

熱交換器３５は、タービン３２と発電機３４とで電気を発生するために、二次冷却系統３０で給水及び水蒸気を循環させる。前記給水は、熱交換器３５を通り、過熱水蒸気になる。二次冷却系統３０は、復水器３６及び給水ポンプ３８を含む。
二次冷却系統３０の前記水蒸気及び給水は、それらが原子炉容器２中の水１０と混合しあるいは直接的に接触しないように、水１０から相互に分離される。

原子炉容器２は原子炉格納容器４によって取り囲まれている。原子炉格納容器４は、プールの水１６中に配置されている。前記プールの水１６及び原子炉格納容器４は、原子炉ベイ（bay）１６内で地面２８下にある。原子炉格納容器４は、原子炉容器２の水又は水蒸気のわずかでも前記プールの水１６又は周辺環境に漏れることを許さない。緊急事態では、水蒸気１１は、水蒸気弁8を通して原子炉容器２から原子炉格納容器４の上半部分１４に放出され、また水１０は、圧力抑制プール１２内に配置された浸漬排出弁１８を通して放出されるように、勢いよく流れ出る。圧力抑制プール１２はサブクール水を含む。原子炉容器２の過圧は、したがって、原子炉格納容器４中に蒸気弁８を通しての蒸気１１及び排出弁１８を通しての水１０の両方を放出することによって、減少される。原子炉格納容器４への水蒸気１１及び水１０の放出速度は、原子炉容器２中の圧力によって変わる。崩壊熱は、水蒸気１１の凝縮と、水１０の前記圧力抑制プール水１２へのエネルギー伝達との組合せによって、炉心６から取り除かれる。

圧力抑制プール１２の前記水は、冷却材損失又は原子炉格納容器４中のパイプ破壊の場合、圧力抑制と液体の埋め合わせ機能とを提供する。しかしながら、これはまた、原子炉格納容器４内の電気的及び機械的な構成要素が常に腐食環境にさらされることを意味しており、それは信頼性の問題をもたらす。原子炉容器２を取り囲む絶縁体は、湿るかあるいは湿気が多い環境に置かれると、その一部の絶縁特性を喪失し、定期的に取り替える必要が生じることがある。高価であり、興味を引く材料を原子炉容器の絶縁のために使うことができる。さらに、電気的及び機械的な構成要素の保守、監視及び検査は、それらの動作の信頼性を継続して保証するために、実行されなければならない。

本発明は、これら及び他の問題に対処する。

電力モジュール組立体は、冷却材に浸された炉心と、前記冷却材及び炉心を収納する原子炉容器とを含むように、ここに開示されている。内部が乾燥した原子炉格納容器は、液体に沈められ、また気体環境下で前記原子炉容器を取り囲む。
前記原子炉容器は、過圧事故中、前記原子炉格納容器に前記冷却材を放出し前記原子炉格納容器の内面への前記冷却材の凝縮によって前記炉心の崩壊熱を取り除くように、構成されている。

原子炉モジュールは、液体の放出を阻止するように形成された原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内に設置された原子炉容器とを含むように、ここに開示されており、前記原子炉容器の外面は大気圧よりも低い状態にさらされている。前記原子炉モジュールは、さらに、液体に浸された炉心と、前記原子炉容器に接続された蒸気排出口とを含み、前記蒸気排出口は、前記炉心が過熱すると、蒸気を前記原子炉格納容器内に放出するように、構成されている。

原子炉冷却方法がここに開示されており、該方法は、原子炉容器中での高圧事故が示された場合、原子炉を緊急停止させること、及び原子炉格納容器と前記原子炉容器との間に在る原子炉格納容器領域に冷却材を放出することを含む。前記原子炉格納容器領域は、前記原子炉容器を実質的に取り囲み、前記高圧事故の以前は実質的に乾燥している。前記方法は、さらに、前記原子炉格納容器の内壁に前記冷却材を凝縮すること、前記原子炉格納容器を囲む液体媒体に崩壊熱を伝達すること、及び前記内壁の前記冷却材の凝縮によって前記原子炉格納容器圧力を設計限界内に維持することを含む。

本発明は、添付図面を参照しての引き続く本発明の好適な実施例の以下の詳細な記載から、より容易に理解できるであろう。

従来技術の原子力発電システムを示す。 内部乾燥の原子炉格納容器を含む新規な電力モジュール組立体を示す。 緊急動作中の図２の前記電力モジュール組立体を示す。 原子炉格納容器中に放出される蒸気の凝縮速度の例を示す。 過圧事故中の原子炉格納容器内の圧力変動の例を示す。 冷却フィンを有する原子炉格納容器を含む互換例の電力モジュール組立体を示す。 複数の原子炉格納容器領域を含む電力モジュール組立体の実施例を示す。 電力モジュール組立体を冷却する新規な方法を示す。

従来の原子力施設は、大きな先行投資額や利益還元の遅延を伴って、ライセンスや建造が高価である。エネルギーコストの考慮、効率要求及び信頼性についての懸案事項に加えて、今日の原子炉設計は、また核兵器拡散、テロリストの活動及び環境保全への高まった認識の問題点を考慮しなければならない。

そうでなければ原子力発電から大きな利益を得ることができたであろう開発途上国は、かなりの量の汚染を引き起こすか、他の有害な環境影響を与える石炭、ガス又は水力発電の発電機などの他のエネルギー源に頼るままにおかれている。これらの開発途上国は、それらが原子力プラントを構築できる技術的資源又は天然資源を持たない。すでに原子力発電を開発した国々は、核物質または科学技術の制御不能の懸念からこれらの科学技術を開発途上国に導入することを躊躇している。

受動的に（passively）安全な原子力発電システムは、これらの懸念のいくつかの対処に役立っている。さらなるシステム改善及び革新的な設計は、グローバルに実行可能な主要なエネルギー源として原子力発電の新しい時代の到来を告げると見られている。

図２は、内部が乾燥した原子炉格納容器５４を含む新規な電力モジュール組立体５０を示す。原子炉格納容器５４は、円筒形であり、球形の上端及び下端を有する。効果的な熱吸収源として作用する水１６のプールに電力モジュール組立体５０の全体を沈めることができる。電力モジュール組立体５０から液体及び気体が漏れないかあるいは入らないように、原子炉格納容器５４を溶接し、あるいは環境に対し封止することができる。原子炉格納容器５４は、底部で支持し、頂部で支持し、又はその中央部のまわりで支持することができる。原子炉格納容器５４を前記頂部で支持することは、電力モジュール組立体５０の保守及び前記プールの水１６からの除去を容易にする。

一実施例の中では、原子炉格納容器５４は一以上の取り付け連結部８０で前記プールの水１６中に懸架されている。取り付け連結部８０は、原子炉格納容器５４の前記頂部に取り付けることができる。取り付け連結部８０は、原子炉格納容器５４を前記プールの水１６のほぼ中心への設置を容易にする剛性又は可撓性の部材で構成することができる。地震などの地震性活動の間に、原子炉格納容器５４が原子炉ベイ２６と接触するとその結果として生じるかもしれない損害を避けるために、前記プールの水１６は原子炉格納容器５４の回りの保護クッションとして機能する。原子炉ベイ２６の壁に取り付けられた鎖又はケーブルなどの可撓性の取り付け連結部は、原子炉格納容器５４に伝えられるかもしれない振動又は圧力を低減する。一実施例では、可撓性の繋ぎ止め連結部は、揺れ又は横方向の動きを減らすために原子炉格納容器５４の底部に取り付けられる。電力モジュール組立体５０は、支持の必要性を最小化し、耐震性を提供するために、前記プールの水１６に浮かぶように配置することができる。電力モジュール組立体５０を立った姿勢で支持するために、原子炉格納容器５４の底部に支持基盤を設けることができる。

原子炉容器５２は、原子炉格納容器５４の内部に位置するかあるいは取り付けられる。原子炉容器５２の内面は、冷却材１００又は水などの液体を含む湿潤環境にさらされ、外面は空気などの乾燥した環境にさらされる。原子炉容器５２は、ステンレススチールまたはカーボンスチールで作ることができ、また被覆を含むことができ、原子炉格納容器５４中で支持される。

電力モジュール組立体５０は、これを軌道車で輸送できるように、大きさを設定される。例えば、原子炉格納容器５４は、直径が約４．３メートル、高さ（長さ）が約１７．７メートルであるように造られる。原子炉格納容器５４を完全に密閉することによって、炉心６へのアクセスを規制することができる。いかなる無許可のアクセスまたは不正な操作も監視することができる。さらに、原子力発電システムの地中プロフィールは、それをより見えなく、より隠し易くする。前記プールの水１６は、外部の脅威又は飛行機やミサイルなどの飛行物体から電力モジュール組立体５０を隔離するために、防御シールド(図示せず)で覆うことができる。

炉心６の燃料補給は、例えば電力モジュール組立体５０の全体を軌道車で又は海外へ輸送し、それを燃料棒が新規に供給された新たなあるいは一新された電力モジュール組立体と取り替えることによって実行することができる。燃料補給及び保守活動は、フランジのボルトを外すか、立面図で炉心６の上の円筒形部分で前記容器を切ることによって行なうことができる。

原子炉格納容器５４は、炉心６を封入しある条件で冷却する。それは比較的小さく、高強度を有し、そのより小さな全体寸法によって１つには従来の原子炉格納容器構造の６、７倍の圧力に耐えることができる。電力モジュール組立体５０の一次冷却系に破損が生じても、いかなる核分裂生成物も環境の中に放出されない。崩壊熱は、緊急状態下で電力モジュール組立体５０から取り除くことができる。

炉心６は、水などの一次冷却材１００中に沈められすなわち浸されるように示されている。原子炉容器５２は冷却材１００及び炉心６を収納する。炉心隔壁２２は、炉心６をその側方で取り囲み、アニュラス部２３を経て、また冷却材１００の自然循環の結果として原子炉容器５２の上半分に置かれた立ち上がり部２４の外へ冷却材１００を導くように作用する。一実施例では、原子炉容器５２は、直径が約２．７メートルであり、１３．７メートルの全高(長さ)を有する。原子炉容器５２は、球形の上端及び下端を備える主として円筒形の形状を有する。原子炉容器５２は、通常の運転圧及び運転温度にある。原子炉格納容器５４は、内部が乾燥しており、前記プールの水１６の温度又はその近傍の壁温の大気圧で作用する。

原子炉格納容器５４は、原子炉格納容器領域４４として認められる乾燥又は気体の環境で原子炉容器５２を実質的に取り囲む。原子炉格納容器領域４４は空気で満たされている。原子炉格納容器５４は、原子炉格納容器領域４４の近傍にある内面５５すなわち内壁を含む。原子炉格納容器領域４４は、空気に代えて、又は空気に加えて、単一種の気体または混合気体を含むことができる。一実施例では、原子炉格納容器領域４４は、不完全真空として、例えば、大気圧よりも低い気圧状態に維持される。原子炉容器５２は原子炉格納容器地域４４の完全または不完全な真空に置かれるように、前記原子炉格納容器内の単一気体または混合気体を除去することができる。

正常運転中、炉心６中の核分裂現象で出る熱エネルギーは冷却材１００を熱する。冷却材１００が熱くなるほど、それは密度が低下し、アニュラス部２３を通って立ち上がり部２４から上昇する傾向がある。冷却材１００が冷えるほど、それは熱せられた冷却材よりも相対的に密度が濃くなり、アニュラス部２３の外側をまわり、原子炉容器５２の底部に下がり、再び炉心６によって熱せられるように、炉心隔壁２２を上昇する。この自然循環は、冷却材１００が炉心６を通って循環する原因となり、発電のために図１の二次冷却系統３０のような二次冷却系に熱を転送する。

前記自然循環は、立ち上がり部２４中で冷却材１００の２つの相状態を提供することにより、強化される。一実施例では、気体は、炉心6又はその近傍に注入され、２相の状態を引き起こし又は増進し、立ち上がり部２４を通しての冷却材１００の流量を増大させる。炉心６への気泡（voiding）は反応性に負の挿入を引き起こすのに対して、非気泡状態が続く定常状態は反応性の正の挿入を結果として生じる。一実施例では、反応性は、制御棒挿入割合と、温度に敏感な制御棒トリップの管理との組合せにより、さらに制御される。

図３は非常時運転中の図２の電力モジュール組立体５０を示す。非常時運転は、例えば炉心６の過熱又は原子炉容器５２の過圧事故に対する応答を含む。非常時運転中、原子炉容器６は、正常時では乾燥している原子炉格納容器５４の原子炉格納容器地域４４に冷却材１００を放出するように構成することができる。炉心６の崩壊熱は、原子炉格納容器５４の内面５５への冷却材１００の凝縮によって取り除くことができる。原子炉格納容器５４が前記プールの水１６に浸されるのに対して、原子炉格納容器５４の内面５５は、非常時運転又は過圧事故の前では完全に乾燥している。例えば、図１の圧力抑制プール１２は、正常運転中は、原子炉格納容器５４中に存在しない。

流量制限器５８すなわち蒸気排出口は、非常時運転中、冷却材１００を原子炉格納容器５４中に放出するために原子炉容器５２に設置される。冷却材１００は、水蒸気のような、気体又は蒸気４１として、原子炉格納容器５４中に放出される。流量制限器５８は、配管又は接続部のような介在構造物なしで直接に原子炉容器５２の外壁に接続するか又は設置できる。一実施例では、流量制限器５８は、いかなる漏れ又は構造物の破壊の可能性をも最小化するために、直接原子炉容器５２に溶接される。流量制限器５８は、制御された速度で原子炉格納容器５４中に冷却材１００を放出するために寸法が設定されたベンチュリ−流量弁とすることができる。一実施例では、冷却材１００は、水蒸気すなわち蒸気の形態でのみ原子炉容器５２から放出される。蒸気４１の凝縮は、放出された蒸気４１が原子炉格納容器５４に圧力をかけるのとほぼ同じ割合で、原子炉格納容器５４中の圧力を減らす。一実施例では、流量制限器５８は、蒸気４１に含まれている約５メガワットの熱を放出するように設定される。

原子炉格納容器５４中に蒸気４１として放出される冷却材１００は、原子炉格納容器５４の内面５５で水などの液体として凝縮する。蒸気４１が冷却液１００に変換されるほど、蒸気４１の凝縮は、原子炉格納容器５４中の圧力を減少させる。炉心６からの崩壊熱の除去を管理するのに十分な量の熱を前記原子炉格納容器の内面５５の蒸気４１の凝縮によって電力モジュール組立体５０から取り除くことができる。一実施例では、非常時運転中でさえ、原子炉容器５２からの冷却液１００の放出がまったくない。凝縮された冷却材１００は、原子炉格納容器５４の底に下降し、液体の溜まりとして集まる。より多くの蒸気４１が内面５５で凝縮するほど、原子炉格納容器５４の底の冷却材１００の水位は徐々に上がる。蒸気４１中に蓄えられた熱は、究極の熱吸収源として作用する前記プールの水１６に原子炉格納容器５４の壁を通して転送される。原子炉格納容器５４の底に位置する冷却材１００に蓄えられた熱は、液体の対流及び熱伝導によって内面５５に転送される。

水蒸気又は蒸気４１から除去される熱は、比較的冷たい原子炉格納容器５４の内壁５５への凝縮によって、また前記熱い冷却材から内壁５５への自然対流によって冷たい該内壁に転送される。熱は前記原子炉格納容器壁を介する伝導により、また原子炉格納容器５４の外面の自然対流を介する伝導によって前記プールの水１６に転送される。冷却材１００は、炉心６の過熱後及び非常時運転中、電力モジュール組立体５０中に閉じ込められ続ける。前記プールの水１６に転送された熱は、いかなるオペレータの干渉なしに３日以上の間、適正に受動的な崩壊熱除去を行なう。

原子炉格納容器５４は、原子炉容器５２から原子炉格納容器５４中に高圧流体が瞬時に放出しても、その結果として生じる最大の圧力に耐えるように、設計される。原子炉格納容器５４内の圧力は原子炉容器５２内の圧力と平衡し、圧力差によって起こされる破壊流を停止するように設計される。時間の経過に伴い、原子炉格納容器５４内の圧力は原子炉容器５２内の圧力と等しくなり、その結果、図３に示されているように原子炉容器５２内の冷却材レベル１００Ａ及び原子炉格納容器５４内の冷却材レベル１００Ｂとなる。原子炉格納容器５４中の温度に比較して原子炉容器５２中の高い冷却材温度のために、冷却材レベル１００Ｂは冷却材レベル１００Ａに関して上昇する。図３は、原子炉容器５２内の冷却材レベル１００Ａが炉心６の上部に残るように、冷却材レベル１００Ａ及び１００Ｂが平衡することを示し、常時、炉心６が冷却材１００で覆われる。

流量弁５７は、一旦冷却材レベル１００Ａ、１００Ｂの定常状態条件が達成されると、冷却材１００を原子炉格納容器５４から原子炉容器５２に戻すことを可能にするために設けることができる。流量弁５７を通って原子炉容器５２に再び入ることを許される冷却材１００は、流量制限器５８を通る蒸気４１として放出された冷却材１００を補給する。流量弁５７を通る冷却材１００の流れは、前記容器５２、５４内の温度差に起因する水密度差による受動システムの自然循環を通して達成される。いかなる機械的又は電気的ポンプ又はモータも必要とされない。一実施例では、流量弁５７は、原子炉格納容器５４から原子炉容器５２への一方向へ、冷却材１００の流れを限定する。

炉心６が過熱状態になるとき、流量制限器５８すなわち蒸気排出口は、定常状態条件の間中、原子炉格納容器５４内をほぼ一定圧力に維持する速度で、例えば水蒸気又は蒸気４１として、原子炉格納容器５４に冷却材１００を放出するように、構成されている。一実施例では、定常状態条件に達する前に、原子炉格納容器５４は初期圧力スパイクを受ける。原子炉格納容器５４の圧力上昇の速度を制御することにより、前記原子炉格納容器壁の厚さは、該容器内でより低く制御された圧力のために、より少ない材料強度で設計することができる。前記壁厚の減少は、電力モジュール組立体５０の運搬重さを低減し、製造及び運送の費用を削減させる。

完全な又は理想的な真空の達成又は維持が商業的に又は技術的に非現実的であるのに対して、不完全真空は原子炉格納容器５４内で作り出すことができる。したがって、真空へのいかなる言及も、ここでは不完全な又は完全な真空のいずれか一方であると理解される。一実施例では、原子炉格納容器領域４４は、その封じ込めた気体を通しての対流及び伝導の伝熱を低減する真空圧力に維持されている。原子炉格納容器領域４４から充分に気体を取り除くことによって、例えば、原子炉格納容器５４内の真空を維持することによって、内面５５の蒸気４１の凝縮の初期速度は増大する。凝縮速度を増大させることは、原子炉格納容器５４を通しての伝熱速度を増大させる。

原子炉格納容器領域４４内の真空は、正常運転中、熱絶縁体として作用し、これにより真空が利用され続ける原子炉容器５２内の熱及びエネルギーが維持される。結果的に、より少ない絶縁体材料を原子炉容器５２の設計に用いることができる。一実施例では、反射断熱材が従来の断熱材に代えて、又は付加して使われる。前記反射断熱材は、原子炉容器５２及び原子炉格納容器５４の一方又はその両方に設けることができる。前記反射断熱材は、従来の断熱材に比べて耐水性を有する。さらに、前記反射断熱材は、緊急事態中、原子炉容器５２からの熱の移動を従来の断熱材ほど妨げない。したがって、真空及び反射断熱材の組合せは、正常運転中に断熱体を提供し、緊急事態中は炉心６から離れる熱の移動を促進する。

原子炉格納容器領域４４内の真空の損失が生じた場合、導入された前記気体又は液体は、熱を自然対流を通しての原子炉容器５２と原子炉格納容器５４との間で移動する、さらなる受動的な、安全放射能冷却機構を提供する。例えば、従来の断熱を減しあるいは取り除くことにより、原子炉容器５２からのより効果的な伝熱が、原子炉格納容器５４の底に溜まる凝縮された冷却材１００によって非常時運転中になされる。熱は、冷却材１００を通して、原子炉容器５２から原子炉格納容器５４に移される。

さらに、原子炉格納容器領域４４からの空気及び他の気体の除去は、さもなければ発達するかもしれない可燃性混合気体を還元するのに一般的に使われるいかなる水素再結合器の必要性をも減らせるか、完全に不要にする。非常時運転中、水蒸気は、前記燃料棒と化学的に反応して高水準の水素を生み出すことがある。水素が空気や酸素と混ざると、これは可燃混合気を作り出す。空気又は酸素の大部分を原子炉格納容器５４から除去することにより、混合可能な水素及び酸素は、その量を最小化するか、除去される。一実施例では、緊急状態が検出されると、原子炉格納容器領域４４にあるいかなる空気又は他の気体も除去されるか、放出（void）される。

図４は、原子炉格納容器５４内へ放出された冷却材１００の凝縮速度の例を示す。先に説明したように、冷却材１００は、原子炉格納容器５４の内面５５で凝縮する水蒸気または蒸気４１として放出される。流量制限器５８は、原子炉格納容器５４内の冷却材レベル１００Ｂの増加率を決定もしくは管理することができるように、冷却材１００が蒸気４１として原子炉格納容器５４内に放出される速度を制御する。図４のグラフによれば、約１１０インチ（約２メートル７９．４センチメートル）の冷却材１００が９５００秒すなわち約２時間３８分後に原子炉格納容器５４の底に集まる。もちろん、冷却材レベル１００Ｂのこの増加率は、流量制限器５８の設計と同様に、原子炉容器５２と原子炉格納容器５４の大きさにも依存する。

一実施例では、原子炉容器５２及び原子炉格納容器５４内の圧力が等しくなるとすなわち定常状態に達すると、冷却材レベル１００Ｂの増加率はほぼ一定の値で平らになる。図３の流量弁５７を通しての原子炉容器５２内への冷却材１００の流れは、原子炉格納容器５４の内面５５に液体として凝縮するのとほぼ同量の冷却材１００を除去する。

原子炉容器５２に接続された流量制限器５８は、定常状態条件中、原子炉格納容器５４内をほぼ定圧に維持する速度で蒸気４１を放出する。図５は、過圧事故中の原子炉格納容器５４内の圧力変動の例を示す。一実施例では、前記過圧事故の前は、原子炉格納容器５４内の圧力は大気圧又はその近傍である。他の実施例では、前記原子炉格納容器内の圧力は、真空に維持されている。原子炉格納容器５４は、次に、予め決められた上限しきい値まで前記圧力を増大させる圧力スパイクを受けることがある。

一実施例では、上限しきい値圧力値は、約３００絶対psi（約2068.48477ｋPa）である。前記圧力が上限しきい値に達すると、流量制限器５８は閉じるか、さもなければ蒸気４１として原子炉格納容器５４内へのさらなる冷却材１００の放出を禁止する。原子炉格納容器５４内の圧力は、次に蒸気４１の液体への凝縮のため減少する。前記圧力は、予め決められた下限しきい値まで減少することを許される。一実施例では、下限しきい値圧力値は、１５０絶対psi（約1034.24239ｋPa）より少ない。前記圧力が下限しきい値に達すると、流量制限器５８は開放するか、さもなければ追加の冷却材１００が原子炉格納容器５４に放出されることを許す。原子炉格納容器５４内の圧力は、次に、もう一度上限しきい値に達するまで増大し、炉心６から崩壊熱が取り除かれている間中、昇圧及び降圧のサイクルが続く。したがって、原子炉格納容器５４内の圧力は、上限及び下限の両しきい値間に維持される。

流量制限器５８の蒸気ノズル流量範囲は、原子炉格納容器５４内の蒸気凝縮速度の測定又は推定値、原子炉格納容器５４からのエネルギーの除去速度および図３の前記プールの水１６の温度上昇速度から計算することができる。原子炉格納容器５４内の液レベルの変化速度は、一実施例では約．００７４インチ／秒（.０１８７９６センチメートル／秒）である。質量保存の原則によると、液体に凝縮された蒸気の質量流量は以下の式に従って決定される。

原子炉格納容器５４の内面５５への伝熱係数は以下の式によって与えられる。

前記プールの水１６の昇温速度は、以下の式を使って、決定することができる。

放射能冷却水槽質量、放射能冷却水槽水定圧比熱及び熱入力が一定であると仮定すると、以下の式に従って前記プールの水１６を熱するために必要とされる時間を得るために式(2)を積分することが可能になる。

一実施例では、前記プールの水１６の上部温度は、華氏２００度（摂氏９３．３３度）のような、沸騰よりも下の値に設定される。最終的に、蒸気のチョーク流量の式は、以下の式によって与えられる。

ここで、C_dは約０．９５の流量係数であり、

である。

初期の６％の崩壊熱は、水蒸気排出状況の最初の１００秒の間に一次冷却系によって経験でき、これが定常状態条件で２％又は３％で横ばいになる。原子炉格納容器５４内に圧力を放出することは、原子炉容器５２から移される約３％の崩壊熱を結果として生じ、それは定常状態で放出されている崩壊熱の量に対応する。これは原子炉格納容器５４内に位置する水又は圧力抑制プールの事前の必要なしに、ここに説明された受動的な緊急給水及び崩壊熱除去システムを通して遂行される。

図６は、冷却表面積を増大させるためにフィン６５を有する原子炉格納容器６４を含む他の電力モジュール組立体６０の実施例を示す。冷却フィン６５は、非常時運転中の炉心の崩壊熱を取り除くために、原子炉格納容器６４の外壁に付着されている。電力モジュール組立体６０の正常運転中、原子炉格納容器６４内は乾燥し続けているのに対して、原子炉容器６２は、炉心と同様に冷却材を含む。一実施例では、原子炉格納容器６４は、正常運転条件の間中、減圧状態又は真空にある。前記冷却材は、液体又は気体とすることができる。原子炉容器６２の過圧のような非常時運転中では、冷却材は流量制限器６８から原子炉格納容器６４に放出される。前記冷却材は、原子炉格納容器６４の壁内を循環し、該壁に熱を放出する。次に、その熱は、前記原子炉格納容器から、対流又は伝導を通して、周囲の熱吸収源６６に取り除かれる。

熱吸収源６６は、水又は気体などの流体とすることができる。一実施例では、前記熱吸収源は、原子炉格納容器６６を完全に取り囲む近く大地（例えば、岩、土又は他の固体材料）で構成される。フィン６５は、原子炉格納容器６４に取り付けられ、前記崩壊熱を熱吸収源６６に転送する追加の表面積を提供する。フィン６５は、原子炉格納容器６４を取り囲むことができる。一実施例では、フィン６５は、水平面内に合わせられている。熱吸収源６６はコンクリートなどの格納構造物６１内に収容することができる。また、コンクリートで作ることができる覆い６３で電力モジュール組立体６０及び熱吸収源６６を完全に包囲することができる。格納構造物６１及び覆い６３は、外国から侵入した飛行体からの衝撃を防くように作用し、また、生体遮蔽として動作する。

図７は、複数の原子炉格納容器領域７１、７２を含む電力モジュール組立体７０の実施例を示す。前記原子炉格納容器領域は第１の原子炉格納容器領域７１及び第２の原子炉格納容器領域７２に分けることができる。第１の原子炉格納容器領域７１を原子炉格納容器７４の上部に設置することができ、第２の原子炉格納容器領域７２を原子炉格納容器７４の下部に設置することができる。第１の原子炉格納容器領域７１を大気圧に維持することができ、これに対し第２の原子炉格納容器地域７２を大気圧より低く維持することができる。

第１及び第２の原子炉格納容器領域７１、７２間に１つ以上の弁７５を設けることができる。弁７５は、圧力を放出するために緊急事態の場合に動作する。一実施例では、弁７５は、第１の原子炉格納容器領域７１内で凝縮する冷却液が第２の原子炉格納容器領域７２に集まるように、該冷却液を転送するように、動作する。一実施例では、従来の断熱材７６が第１の原子炉格納容器領域７１に入れられており、反射断熱材７８が第２の原子炉格納容器領域７２に入れられている。いくつもの原子炉格納容器領域を設けることができ、それらのいくつか又はすべてを真空に維持することができる。

図８は、図３の電力モジュール組立体５０などの電源システムを冷却する新規な方法を示す。動作８１０では、電力モジュール組立体５０が図３の原子炉容器５２などの原子炉容器の高圧事故の場合、緊急停止する。

動作８２０では、冷却材は、図３の原子炉格納容器５４のような原子炉格納容器と、原子炉容器５２との間に位置する図３の原子炉格納容器領域４４などの原子炉格納容器領域に放出される。原子炉格納容器領域５４は、原子炉容器５２を取り囲み、高圧事故の前は実質的に乾燥している。冷却材１００などの前記冷却材は、蒸気４１又は水蒸気として、原子炉格納容器５４に放出される。一実施例では、圧力保全の不具合や損失の結果、図１の二次冷却系３０から放出される水蒸気は、また、原子炉格納容器５４に放出することができる。

動作８３０では、蒸気４１は、原子炉格納容器５４の内壁５５などの内壁に凝縮する。蒸気４１は、水などの液体に凝縮される。

動作８４０では、崩壊熱は原子炉格納容器５４を取り囲んでいる液体媒体に転送される。崩壊熱は、凝縮された液体の対流及び伝導と同様に、蒸気４１の凝縮を経て転送される。

動作８５０では、原子炉格納容器領域４４内の圧力は、前記内壁の冷却材の凝縮によって、設計範囲内に制限されるか、維持される。図３の流量制限器５８のような水蒸気流量制限器は、原子炉格納容器５４の圧力上昇の速度を制限するような大きさに設定されている。圧力上昇の速度は、蒸気４１の液体への凝縮によって実質的に相殺される。格納容器５４内の圧力が最大値に制限されまた流量制限器５８が閉じられるとき減圧するように、流量制限器５８が選択的すなわち断続的に開放される。

蒸気４１の凝縮は、前記放出された冷却材が、原子炉格納容器領域４４内で圧力を増大させるのとほぼ同じ量だけ原子炉格納容器領域４４内の圧力を減らす。冷却材１００は、蒸気４１又は水蒸気として、原子炉格納容器領域４４内に放出され、炉心６の崩壊熱は、原子炉格納容器５４の内壁５５へ蒸気４１を凝縮することにより、電力モジュール組立体５０から取り除かれる。

ここに与えられた実施例は主として加圧水型原子炉について説明したが、説明されるように又はいくらかの明らかな改造によって、実施例が他のタイプの原子力発電システムに適用できることは当業者にとって明白であろう。例えば、それの実施例又は変形例は、また沸騰水型原子炉によって動作可能となるであろう。沸騰水型原子炉は、同じエネルギー出力を生じるために、より大きな容器を必要とする。

前記原子炉格納容器への前記冷却材の放出速度、前記冷却材の液体への凝縮速度及び前記原子炉格納容器内の圧力増加速度は、ここに記載の他の速度及び値と同様に、単なる例示として提供されている。他の速度及び値は、原子炉の現尺又は縮尺模型の構造物などの実験を通して決定される。

本発明の好適な実施例でその原理を記載し図示したが、本発明は、そのような原理から逸脱することなく配置及び細部を変更することができることは明らかであろう。添付の特許請求の範囲に記載の精神及び範囲内のすべての改造や変更を主張する。

６ 炉心
１６ 水
２２ 炉心隔壁
２３ アニュラス部
２４ 立ち上がり部
２６ 原子炉ベイ
４１ 蒸気
４４、７１、７２ 原子炉格納容器領域
５０、６０、７０ 電力モジュール組立体
５２、６２ 原子炉容器
５４、６４、７４ 原子炉格納容器
５５ 内面
５７ 流量弁
５８、６８ 流量制限器（排出口）
６３ 覆い
６１ 格納構造物
６５ フィン
６６ 熱吸収源
７５ 弁
７８ 反射断熱材
８０ 取り付け連結部
１００ 一次冷却材
１００Ａ、１００Ｂ 冷却材レベル

Claims (21)

1. 電力モジュール組立体であって、
   一次冷却材に浸された炉心と、
   前記一次冷却材及び炉心を収納する原子炉容器と、
   液体に沈められ、不完全真空で前記原子炉容器を実質的に取り囲む、内部乾燥の原子炉格納容器と、排出口とを含み、
   前記格納容器は、該格納容器からの前記一次冷却材の放出を阻止するように構成され、
   前記格納容器内の実質的にすべての前記冷却材は、前記電力モジュールの正常動作中、前記原子炉容器内に収容され、過圧事故中、前記格納容器に前記冷却材を放出し前記格納容器の内面への前記冷却材の凝縮によって前記炉心の崩壊熱を取り除くように、構成されており、
   前記排出口は、過圧事故中、前記一次冷却材を前記格納容器内に制御可能に放出するように構成され、
   前記原子炉容器の崩壊熱は前記格納容器の内壁への前記一次冷却材の凝縮によって除去される電力モジュール組立体。
2. 前記排出口は、前記格納容器の前記内面で凝縮する蒸気として前記一次冷却材を放出するために前記原子炉容器に取り付けられた流量制限器を含む、請求項１に記載の電力モジュール。
3. 前記格納容器は、前記液体に浮くように構成されている、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
4. 前記原子炉格納容器内の圧力は、前記一次冷却材の凝縮によって設計範囲内に維持される、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
5. 前記原子炉格納容器の前記内面は、前記過圧事故に先立って乾燥している、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
6. さらに前記炉心の崩壊熱を取り除くために、前記原子炉格納容器の外壁に冷却フィンが取り付けられている、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
7. 実質的にすべての前記一次冷却材は、前記過圧事故中、前記原子炉格納容器中に封じ込められ続ける。
8. 前記格納容器の前記内壁への前記一次冷却材の凝縮は、前記格納容器に放出される前記一次冷却材が前記格納容器の圧力を付加すると同じ速度で該格納容器内の圧力を減少させる、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
9. 前記崩壊熱は、さらに、前記原子炉格納容器の外面からの伝導によって、液体で取り除かれる請求項１に記載の電力モジュール組立体。
10. 前記一次冷却材は、定常状態条件中、前記原子炉格納容器内をほぼ定圧に維持する速度で放出される、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
11. 前記原子炉格納容器は、定常状態条件の前に、初期圧力スパイクを受ける、請求項１０に記載の電力モジュール組立体。
12. 前記排出口は、いかなる介在構造物もなしに前記原子炉格納容器の外壁に直接に接続されている、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
13. 原子炉容器中での高圧事故が示された場合、原子炉を緊急停止させること、
    原子炉格納容器と前記原子炉容器との間に在る原子炉格納容器領域であって前記高圧事故の前は実質的に乾燥している原子炉格納容器領域に、蒸気として一次冷却材を制御可能に放出すること、
    前記原子炉格納容器の内壁に前記蒸気を凝縮すること、
    前記原子炉格納容器を囲む液体媒体に崩壊熱を伝達すること、及び
    前記内壁の前記蒸気の凝縮によって前記原子炉格納容器圧力を設計限界内に維持することを含む、原子炉冷却方法。
14. 前記蒸気の凝縮は、前記放出された蒸気が前記原子炉格納容器領域の中の圧力を増大させるのとほぼ同じ量だけ、該原子炉格納容器領域内の圧力を低減させる、請求項１３に記載の方法。
15. 前記原子炉格納容器領域は、前記高圧事故の前に大気圧より低い状態に維持される、請求項１９に記載の方法。
16. 前記凝縮された蒸気は、前記原子炉容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁の間に広がる前記一次冷却材の溜まりを形成し、前記方法は、一次冷却材の前記溜まりを前記炉心を通って前記原子炉容器に環流し、一次冷却材の前記溜まりは前記高圧事故の前には存在しない、請求項１３に記載の方法。
17. 蒸気として前記一次冷却材を制御可能に放出するに先立って前記原子炉格納容器領域を不完全真空に維持する、請求項１３に記載の方法。
18. 前記原子炉容器の実質的にすべての断熱は、不完全真空で提供される、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
19. 前記原子炉容器と前記原子炉格納容器との間に配置された反射断熱材を含み、前記原子炉容器の実質的にすべての断熱は、前記不完全真空及び前記反射断熱材の組合せによって提供される、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
20. 前記原子炉容器の外面は、スチールハウジングから成り、該スチールハウジングが不完全真空に直接にさらされる、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
21. 前記スチールハウジングと前記不完全真空との間にはいかなる絶縁材も配置されていない、請求項２０に記載の電力モジュール組立体。

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