JP2011503616A - 受動型緊急給水システム - Google Patents

Abstract

電力モジュール組立体は、一次冷却材で取り囲まれた炉心を収容する原子炉容器を含む。原子炉格納容器は、原子炉格納容器冷却水槽に浸漬され、前記原子炉格納容器外への前記一次冷却材の放出を阻止するように適用される。二次冷却系統は、前記炉心で発生した熱を除去するように構成されている。前記熱は、液体を循環させることによって前記一次冷却材を通して前記原子炉格納容器冷却水槽から除去される。
【選択図】図２

Description

本発明は原子炉のための冷却システムに関する。

受動的な運転システムで設計された原子炉では、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。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５を示す。

原子炉構造５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から案内され、また立ち上がり部（riser）２４の外へ案内される。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、さらなる水１０が炉心隔壁２２に引き入れられ、次々に熱せられる結果を生じる。立ち上がり部２４から出てくる水１０は、冷却され、アニュラス部２３に向けられ、次に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）７内で地面９下にある。原子炉格納容器４は、原子炉容器２からの水又は水蒸気が前記プールの水１６又は周辺環境に漏れることを許さないように構成されている。水蒸気弁８は、原子炉容器２から原子炉格納容器４の上半部分１４に水蒸気１１を放出するために設けられている。浸漬排出弁１８は、サブクール水を収容する圧力抑制プール１２に水１０を放出するために設けられている。

給水流の喪失の間、原子炉５は、炉心６の緊急停止、原子炉格納容器４の横溢又は原子炉容器２の減圧で対処するように設計されている。これらの対処の後者の２つは、結果として、原子炉５が閉鎖され、長期にわたって発電が不可能になる。

本発明はこれらの及び他の問題に対処する。

電力モジュール組立体は、ここでは、一次冷却材によって取り囲まれた炉心を収容する原子炉容器を含むように、開示されている。原子炉格納容器は、原子炉格納容器冷却水槽内に浸漬されるように適用され、前記原子炉格納容器外への一次冷却材の放出を阻止するように適用される。二次冷却系統は、炉心で発生した熱を除去するように構成されており、前記熱は、液体を循環させることによって前記一次冷却材を通して前記原子炉格納容器冷却水槽から除去される。

原子炉のための冷却システムは、ここでは、冷却材を熱交換器に送るように構成された入口管路と、前記熱交換器に接続された出口管路とを含むように、開示されている。前記出口管路は前記原子炉から熱を除去するように構成されている。前記冷却システムは、さらに、緊急給水を前記入口管路に供給する入口と、前記出口管路に接続され、前記緊急給水を放出する出口とを含む。前記冷却システムは、前記熱交換器を通して前記緊急給水を自然循環によって循環させるように、構成されている、

原子炉を冷却する方法がここに開示されている。前記方法は、給水状態の喪失を検出すること及び二次冷却系統からの給水流を緊急給水源に置き替えることを含む。熱を前記原子炉から取り除くために、前記緊急給水は熱交換器を循環される。前記緊急給水は自然循環で循環する。

従来技術で知られている原子力発電システムを示す。 二次冷却系統を含む新規な電力モジュール組立体を示す。 新規な緊急冷却システムの実施例を示す。 原子炉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。

前記多用途小型軽水炉（ＭＡＳＬＷＲ）設計では、給水流の喪失は、炉心の放射能冷却に備えるために、長期冷却動作モードの作動を必要とする。例えば、炉心を緊急停止、原子炉格納容器への横溢、又は原子炉容器の減圧である。これらの対処の後者の２つは、結果として、原子炉５が閉鎖され、長期にわたって発電が不可能になる。さらに、サイトパワー（site power）喪失の間中の崩壊熱除去のためのいかなる対策もＭＡＳＬＷＲ設計では提供されなかった。

図２は二次冷却系統５０を含む新規な電力モジュール組立体２５を示す。電力モジュール組立体２５は内部が乾燥した原子炉格納容器４４を含む。原子炉格納容器４４は、円筒形であり、球形の上端及び下端を有する。電力モジュール組立体２５の全体は、究極の熱吸収源として作用する原子炉格納容器冷却水槽４６に沈められている。電力モジュール組立体２５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４４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４４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４４を前記頂部で支持することは、電力モジュール組立体２５の保守及び原子炉格納容器冷却水槽４６からの除去を容易にする。

原子炉容器４２は、原子炉格納容器４４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４２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４２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４４中で支持される。

電力モジュール組立体２５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４４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４４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。原子炉格納容器冷却水槽４６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２５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。

原子炉格納容器４４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２５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。一次冷却材１００は、原子炉格納容器４４内に完全に保持され続ける。

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４２は一次冷却材１００及び炉心６を収容する。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、また一次冷却材１００の自然循環の結果として原子炉容器４２の上半分に置かれた立ち上がり部２４の外へ一次冷却材１００を導くように作用する。一実施例では、原子炉容器４２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４２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４２は、通常の運転圧及び運転温度にある。一実施例では、原子炉格納容器４４は、内部が乾燥しており、原子炉格納容器冷却水槽４６の温度又はその近傍の壁温の大気圧で作用する。

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一次冷却材１００を熱する。一次冷却材１００が熱くなるほど、それは密度が低下し、立ち上がり部２４を通って上昇する傾向がある。一次冷却材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４２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、一次冷却材１００が炉心６を通って循環する原因となり、図１の発電機３４のような発電機での電気の生成のために二次冷却系に熱を転送する。

二次冷却系統５０は、電力モジュール組立体２５のための熱吸収源として作用する二次冷却材を熱交換器５５に供給する入口管路５３を含む。出口管路５２が熱交換器５５に接続されており、前記二次冷却材を循環させて、原子炉容器４２に収容されている前記一次冷却材を通して炉心６から熱を取り除くように構成されている。したがって、入口管路５３及び出口管路５２は、二次冷却系統５０の前記二次冷却材の受渡し手段として作用する。相対的に冷たい二次冷却材は、入口管路５３を経て熱交換器５５に移送されるが、相対的に熱いあるいは過熱した冷却材は、熱交換器５５から出口管路５２を経て前記発電機に移送される。

二次冷却系統５０は、さらに、緊急給水を入口管路５３に供給するように適用される１つ以上の入口５４を含む。一実施例では、前記緊急給水源は原子炉格納容器冷却水槽４６内に収容されている。原子炉格納容器冷却水槽４６は、水又は他の冷却液を含む。１つ以上の出口弁５８が出口管路５２に接続されており、出口弁５８は、前記緊急給水が熱交換器５５を循環した後で放出されるように、構成されている。逆止弁５６は、緊急給水又は二次冷却材の流れを一方向に限定するために、入口５４と入口管路５３との間に設けることができる。入口５４は、原子炉格納容器冷却水槽４６内の混入物を濾過するために入口網を含むことができる。

二次冷却系統５０は、前記緊急給水が熱交換器５５を通って自然循環によって循環するように、構成することができる。自然循環は、原子炉格納容器冷却水槽４６内の前記液体と、前記一次冷却材との間の温度差によってなされる。前記液体又は緊急給水は、それが熱交換器５５を通過するとき、温度変化を受ける。自然循環は、さらに、前記緊急給水の温度変化と、入口５４及び出口弁５８間の高低差との結果としてなされ、あるいは促進される。一実施例では、１つ以上の入口５４が原子炉格納容器冷却水槽４６の底の近傍に位置している。

先に説明したように、入口管路５３を図１のポンプ３８などの給水ポンプに接続することができ、出口管路５２を図１のタービン３２などの蒸気タービンに接続することができる。二次冷却系統５０は、給水ポンプ又は外部電源の援助なしに、前記緊急給水の自然循環をもたらし得る。

給水流の喪失が展開する間、原子炉緊急停止及びタービントリップが作動信号によって始まる。二次冷却系統５０の中の水蒸気圧が増大すると、１つ以上の出口弁５８は、前記蒸気発生器を減圧するために段階的方法で開かれる。１つ以上の出口弁５８は、原子炉格納容器冷却水槽４６の表面下に位置する一組の沈められたスパージャーノズルに前記二次冷却材を放出する冗長フェイルセーフ通気弁を含むことができる。１つ以上の入口５４に関連した第２の組の弁は、出口弁５８の作動から予め設定された時間の遅延の後、前記給水源の配管を原子炉格納容器冷却水槽４６の底に合わせるように開くことができる。

前記蒸気発発生器の減圧に伴い、自然循環の流路は、入口５４から熱交換器５５を通って出口弁５８に形成される。原子炉格納容器冷却水槽４６からの液体は緊急給水の補給源を提供する。熱交換器５５内で生じまた出口弁５８を経て放出される水蒸気は、原子炉格納容器冷却水槽４６中で凝縮する。出口弁５８は、原子炉格納容器冷却水槽４６の表面直下に置くことができる。

二次冷却系統５０は、１種類以上のタイプの非常時運転の間に、原子炉格納容器冷却水槽４６から前記液体を移動させるように構成することができる。前記非常時運転は、特に、冷却材喪失事故、二次冷却材流の喪失、オンサイト電力の喪失を含むことができる。

図３は新規な冷却システム６０の実施例を示す。前記冷却システムは、図２の電力モジュール組立体２５などの原子炉で動作するように構成することができる。冷却システム６０は、熱交換器５５を通って冷却材を循環させることによって炉心から熱を除去するように構成された入口管路５３及び出口管路５２を含む。相対的に冷たい冷却材は入口管路５２を経て熱交換器５５に移送され、これに対し相対的に熱いあるいは過熱された冷却材は熱交換器５５から出口管路５２を経て前記発電機に移送される。

冷却システム６０は、さらに、緊急給水を入口管路５３に供給するのに適応した１つ以上の入口５４を含む。一実施例では、前記緊急給水源は、原子炉格納容器冷却水槽４６（図２）に収容されており、水又は他の冷却材から成る。入口５４を入口管路５３に接続する冷却管５７は、さもなければ、前記冷却水槽の頂部及び底部にある前記冷却材の温度差のために生じるかもしれない冷却管５７を通って移動する前記緊急給水の加熱量を減らすために、絶縁することができる。前記緊急給水が熱交換器５５を循環した後、これを放出するために、１つ以上の出口ポット５８を出口管路５２に接続することができる。緊急冷却システム６０は、さらに、給水流の喪失が検出されたとき、冷却材を入口管路５３に注入するように構成された１つ以上の蓄圧タンク７０を含む。１つ以上の蓄圧タンク７０は、前記緊急給水の自然循環が入口５４と出口５８とを経て確立されるまで、冷却材を熱交換器５５に提供する。

１つ以上の蓄圧タンク７０は、水で部分的に満たすことができる。蓄圧タンク７０は、窒素などの非凝縮性気体によって加圧することができる。一実施例では、貯気槽（bladder）７１は、熱交換器５５中への非凝縮性気体(例えば窒素)の解放を防止するように、蓄圧タンク７０に、又はその中に設けられる。給水流の喪失が展開する間、蓄圧タンク７０は入口管路５３に水を注入する。前記水の注入は、前記原子炉容器中の前記水をサブクール（subcool）状態におくように作用し、その間に自然循環が冷却系統に確立される。

動作
次に、種々の実施例の動作例が、図２の二次冷却系統５０及び図３の緊急冷却システム６０を参照して、提供される。炉心６は、制御棒の挿入で、高温停止状態になる。前記停止状態は、電力モジュール組立体２５の非常時運転又は前記二次冷却系統に起因することがある。出口管路５２を経る通常の蒸気流と入口管路５３を経る給水流とが分離される。入口５４及び出口弁５８が原子炉格納容器冷却水槽４６に開かれる。これは、冷却材密度差と、入口５４及び出口弁５８の冷水の高度差とによって動く自然循環流路を作り出す。

原子炉格納容器冷却水槽４６からの冷水は、それが熱せられる熱交換器５５に引き入れられ、また原子炉格納容器冷却水槽４６中に放出される。熱交換器５５は、立ち上がり部２４内の流体とアニュラス部２３内の流体との密度差を作り出すアニュラス部２３内の流体、例えば冷却材１００からの熱を除去する。炉心６が熱交換器５５よりも低い高さ位置に置かれているので、温かい流体を炉心隔壁２２及び立ち上がり部２４を通って押し上げ、また冷たい流体をアニュラス部２３を通って下方のプレナム５１に押し下げる浮力が作り出される。これは、崩壊熱を取り除く、炉心６を通る自然循環流を作る。逆止弁５６は流体の流れを一方向に制限する。

主要な給水流の喪失の間、低吐出圧主給水ポンプ（the Low Main Feedwater Pump）７２の低い吐出圧又は蒸気発生器７４の低水位は、結果として原子炉トリップを生じることがある。原子炉トリップから時間遅延の後、複数の主蒸気通気弁（出口弁５８）は段階的な方法（staged manner）で開かれる。蓄圧タンク７０の低レベル及び低吐出圧主給水ポンプ７２の低い吐出圧が検出されると、主給水停止弁（Main Feedwater Stop Valve）７６は閉じる。次に、吸入弁（入口５４）は、原子炉格納容器冷却水槽４６への冷却流を調節するために開く。逆止弁６６は蒸気発生器７４からの逆流を防止し、高所通気孔６８は前記緊急給水管路中の空気の初期パージを提供する。

種々の実施例では、主給水流状態の上記した喪失のために議論されたのと同じ動作が、発電所内全交流電源喪失（station blackout）又は｛はつでんしょ ない ぜん こうりゅう でんげん そうしつ｝オンサイト施設への電力喪失の間、続くことがある。

冷却材喪失事故の間、原子炉トリップ（原子炉緊急停止）の結果として、低加圧器７３の低水位、前記冷却系統の低圧又は原子炉格納容器４４の高圧が生じることがある。主蒸気遮断弁７８及び主給水停止弁７６は閉じる。蒸気発生器圧力７７が増大せず(例えば、蒸気発生器細管破断がまったくない)、蒸気発生器管バンド圧力が等しいなら、複数の出口弁５８は段階的な方法で開かれる。例えば、蓄圧タンク７０の低レベルと低圧主給水ポンプ７２の低い吐出圧とが検出されると、主給水停止弁７６は閉じる。さらに、入口５４は、原子炉格納容器冷却水槽４６への冷却材流入を調節するために、開く。複数の出口弁５８は、また段階的方法で開かれる。原子炉格納容器４４及び原子炉容器４２間で低い差圧が検出されると、原子炉水だめ弁（sump valve）は開かれる。

図４は、原子炉を冷却する新規な方法を示す。工程４１０で、給水状態の喪失が検出される。給水の喪失は、冷却材喪失事故、給水圧力の喪失、給水ポンプの故障又は発電所内全交流電源喪失などのオンサイト電力の喪失による。工程４２０で、二次冷却系統からの給水流が緊急給水源に置き替えられる。

工程４３０で、前記緊急給水は、前記原子炉から熱を取り除くために、熱交換器を通って循環する。前記緊急給水は、自然循環によって、前記熱交換器を通って循環する。前記自然循環は、前記緊急給水源と、前記熱交換器を循環する緊急給水との温度差による。

一実施例では、前記緊急給水源は、前記原子炉を取り囲む原子炉格納容器冷却水槽を含む。工程４４０では、前記緊急給水は前記原子炉格納容器冷却水槽中に放出される。前記原子炉格納容器冷却水槽の中に沈められた出口及び入口の高低差は、３日を超える間、前記緊急給水の自然循環を維持可能とする。前記原子炉格納容器冷却水槽のサイズによって、一実施例では、自然循環は９０日以上維持される。

給水流の喪失及び崩壊熱の除去は、ここに開示された種々の実施例により、解決される。外部電源の必要なしに、制御棒挿入の後に原子炉の炉心を冷やす受動的な方法を提供することにより、新規なシステムはＭＡＳＬＷＲ原子炉設計に有効な機能を付加する。種々の実施例は、正常な給水流が喪失した場合、前記蒸気発生器に緊急給水を提供し、原子炉制御棒の挿入に引き続く炉心崩壊熱の除去を提供することができる。

前記原子炉格納容器冷却水槽は、給水補給源として、また崩壊熱除去のための熱吸収源として作用する。種々の実施例は、前記原子炉容器のアニュラス部に置かれた螺旋コイルの前記熱交換器の管を通して大容量の前記原子炉格納容器冷却水槽から冷却材を導くことにより、炉心の崩壊熱を除去することができる。熱水と蒸気が前記原子炉格納容器槽中に放出され、冷水が前記入口に引き入れられるとき、自然循環流の経路が確立される。

ここに開示された種々の実施例は、代替の運転長期冷却モード及びオペレータの行動なしに炉心の不定な熱の除去を提供する。ほとんどの量が前記原子炉格納容器槽から失われない。種々の実施例は、保守のために崩壊熱を取り除くように手動で作動することができ、可動部があっても少ししかなく、システムは比較的単純である。受動型システムは、作動のためにオンサイト電力を必要とせず、代わりに自然循環の原則に依存する。さらに、種々の実施例は、投資家資源の少ない動作休止時間及び増大した防護を提供し、原子炉モジュールの迅速な再スタートを提供する。

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。

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
２２ 炉心隔壁
２３ アニュラス部
２４ 立ち上がり部
２５ 電力モジュール組立体
３２ タービン
４２ 原子炉容器
４４ 原子炉格納容器
４６ 原子炉格納容器冷却水槽
５０ 二次冷却系統
５２ 出口管路
５３ 入口管路
５４ 入口
５５ 熱交換器
５８ 出口弁（出口）
６０ 冷却システム
７０ 蓄圧タンク
７２ 給水ポンプ
１００ 一次冷却材

Claims (20)

1. 一次冷却材で取り囲まれた炉心を収容する原子炉容器と、
   原子炉格納容器冷却水槽に浸漬されるように適用される原子炉格納容器であって該容器外への前記一次冷却材の放出を阻止するように適用される原子炉格納容器と、
   前記炉心で発生する熱を除去すべく構成された二次冷却系統とを含み、
   前記熱は、液体を循環させることによって前記一次冷却材を通して前記原子炉格納容器冷却水槽から除去される電力モジュール組立体。
2. 前記二次冷却系統は、前記原子炉容器内の二次冷却材を循環させるように構成された熱交換器を含む、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
3. 前記二次冷却系統は、非常時運転の間に前記原子炉格納容器冷却水槽から前記液体を移動させるように構成されている、請求項２に記載の電力モジュール組立体。
4. 前記非常時運転は、冷却材喪失事故を含む、請求項３に記載の電力モジュール組立体。
5. 前記非常時運転は、二次冷却材流の喪失を含む、請求項３に記載の電力モジュール組立体。
6. 前記非常時運転は、オンサイト電力の喪失を含む、請求項３に記載の電力モジュール組立体。
7. 前記二次冷却系統は、前記一次冷却材を経る循環後に前記原子炉格納容器冷却水槽に前記液体を放出するように構成された１つ以上の出口を含む、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
8. 前記液体は、該液体と前記一次冷却材との間の温度差による自然循環によって前記一次冷却材を通って循環する、請求項７に記載の電力モジュール組立体。
9. 前記二次冷却系統は、前記原子炉格納容器冷却水槽の底の近くに位置する１つ以上の入口を含む、請求項１に記載の電力モジュール組立体。
10. 原子炉のための冷却システムであって、
    冷却材を熱交換器に送るように構成された入口管路と、
    前記熱交換器に接続され、前記原子炉からの熱を除去すべく構成された出口管路と、
    緊急給水を前記入口管路に供給する入口と、
    前記出口管路に接続され、前記緊急給水を放出する出口とを含み、
    前記冷却システムは、前記緊急給水を自然循環によって前記熱交換器を通って循環させるように、構成されている、原子炉のための冷却システム。
11. 前記自然循環は、前記緊急給水の温度変化と、前記入口及び出口間の高低差との結果として生じる、請求項水１０に記載の冷却システム。
12. 前記入口管路は給水ポンプに接続されており、前記出口管路は蒸気タービンに接続されている、請求項水１０に記載の冷却システム。
13. 前記緊急給水の自然循環は前記給水ポンプの援助なしに生じる、請求項１２に記載の冷却システム。
14. さらに、給水流の喪失が検出されるとき、冷却材を前記入口管路に注入すべく構成された蓄圧タンクを含む、請求項水１０に記載の冷却システム。
15. 前記緊急給水の自然循環が確立するまで、前記蓄圧タンクは前記熱交換器に冷却材を提供する、請求項１４に記載の冷却システム。
16. 原子炉の冷却方法であって
    給水状態の喪失を検出すること、
    二次冷却系統からの給水流を緊急給水源に置き替えること、及び
    熱を前記原子炉から取り除くために緊急給水を熱交換器に循環させることを含み、
    前記緊急給水は自然循環で循環する、原子炉冷却方法。
17. 前記緊急給水源は、前記原子炉を取り囲んでいる前記原子炉格納容器冷却水槽を含む、請求項１６に記載の方法。
18. さらに、前記緊急給水を前記原子炉格納容器冷却水槽へ放出することを含む、請求項１７に記載の方法。
19. 前記自然循環は、前記緊急給水源と熱交換器を通って循環する前記緊急給水との温度差による、請求項１６に記載の方法。
20. 前記自然循環は、３日よりも長い間、持続可能である、請求項１６に記載の方法。

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