JP2013195428A - 低圧原子炉安全システム及び方法 - Google Patents

Abstract

【課題】同伴用流体を使用して冷却材を引き、冷却材を注入するために原子力発電プラントに取り付けられる補助注入装置を提供する。
【解決手段】注入装置は、ベンチュリ管狭窄点で吸引により冷却材を引き、注入するために冷却材を流体と混合する、比較的低い流体圧力で機能するベンチュリ管又は他の受動型装置とすることができる。注入装置は、既知のＢＷＲ設計と共に機能し、本装置は、原子炉の主蒸気ラインの蒸気結合部、吸引ラインから圧力抑制プール又は復水タンクに引く冷却材結合部、及び主給水ラインに注入する出口結合部に取り付けられる。ＢＷＲでは、注入装置は、原子炉内の冷却材レベルを維持するために広範囲の圧力で、５０ポンド／平方インチ未満でも電気なしに機能する。
【選択図】図２

Description

本発明は、冷却材注入システムおよび原子炉冷却システムに関する。

図１は、従来の市販の原子力発電炉及びそのための様々な安全システム及び冷却システムの概略図である。図１に示すように、原子炉１０は、格納構造物１の内部に配置される。原子炉１０の運転中、液体水冷却材及び減速材は、湖又は川により冷却される復水器などの吸熱部及び流体冷却材の発生源に通常接続される主給水ライン６０を通して原子炉１０に入る。再循環ポンプ２０及び主再循環ループ２５は、原子炉１０の底部を通して液体流を下に押し込み、次に、液体は、核燃料を含む炉心１５を通って上昇する。炉心１５内の燃料から液体水冷却材に熱が伝達されるとき、冷却材は、沸騰し、原子炉１０の頂部まで移動し主蒸気ライン５０を通って出る蒸気を発生させることができる。主蒸気ライン５０は、タービン及び対となる発電機に接続し、蒸気のエネルギーから電気を発生させる。蒸気からエネルギーが抽出されると、蒸気は、通常、凝縮し、給水ライン６０を介して原子炉１０に戻る。

再循環ポンプ２０が故障し、及び／又は、電気グリッドへのアクセスが遮断された発電所停電事象などで主給水ライン６０からの液体冷却材が失われた場合には、原子炉１０は、通常、分裂による熱の発生を止めるようにトリップする。しかし、そうしたトリップの後に、炉心１５内に大量の崩壊熱が依然として発生し、安全な炉心温度を維持し原子炉１０の過熱又は損傷を防ぐために、追加の流体冷却材が必要になる可能性がある。これらのシナリオでは、例えば、炉心隔離冷却（ＲＣＩＣ）タービン４０又は高出力の高圧注入冷却（ＨＰＩＣ）タービンなどの能動型非常用冷却システムは、タービンを駆動する、崩壊熱により炉心１５内に発生する蒸気を使用して動作する。この場合には、主蒸気ライン５０からの流れは、ＲＣＩＣライン５５に分流する。次に、ＲＣＩＣタービン４０は、ＲＣＩＣポンプ４１を駆動することができ、ＲＣＩＣポンプ４１は、ＲＣＩＣ吸引ライン３５及び注入ライン４２を介して液体冷却材を圧力抑制プール３０又は復水貯蔵タンク３１から主給水ライン６０に注入する。注入された液体冷却材は、原子炉１０内の冷却材レベルを炉心１５よりも上に維持し、炉心１５から崩壊熱を遠方に伝達し、燃料損傷を防ぐ。ＲＣＩＣタービン４０から来る飽和蒸気は、ＲＣＩＣ排出ライン４３を介して圧力抑制プール３０に通すことにより圧力抑制プール３０内で凝縮することができる。

ＲＣＩＣタービン４０は、通常、注入ライン４２及び吸引ライン３５を介して液体冷却材を主給水ライン６０に注入するようにＲＣＩＣポンプ４１を駆動するために、１５０ポンド／平方インチの最小蒸気圧力を必要とする。原子炉１０の出口からの主蒸気ライン５０の圧力は、通常、運転停止の８〜２０時間後、１５０ポンド／平方インチ未満まで降下し、そのとき、ＲＣＩＣタービン４０及び他の高圧注入システムは、機能しない。このとき、低圧運転停止冷却材注入システム（図示せず）は、動作し、電気グリッドからの電気又は発電所停電事象の際には非常用ディーゼル発電機からの電気を遮断する。電源が利用できる限り、低圧注入システムは、冷温停止を達成するか、又は過渡的状況が終了し、炉心１５が分裂による発電を再開することができるまで、安全な温度及び炉心１５内の流体レベルを維持することができる。世界的な規制機関は、通常、冷却材の喪失及び／又は外部電源の喪失を含む過渡的なシナリオにおいて炉心の過熱及び損傷を防ぐために唯一の機械装置として、ＲＣＩＣシステム及び電気駆動の低圧送給システムを含む、これらの能動型システムを要求する。

米国特許第７１５４９８２号明細書

例示的な実施形態は、注入を推進する局所的な高エネルギー流体を使用して原子炉又は原子炉用の蒸気発生器に冷却材を注入する、原子炉に接続する受動型注入装置により運転停止後に原子炉を冷却するための方法及びシステムを含む。例示的な実施形態の注入装置は、動作する原子炉に使用する下限値及び運転停止後に従来の冷却材注入システムを駆動するのに使用する下限値未満の下限値を含む圧力範囲を有する流体を使用して機能する。局所的な高エネルギー流体は、原子炉自体が供給することができ、例えば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、受動型注入装置は、原子炉内の冷却材を加熱することにより発生する蒸気を使用することができる。同様に、加圧水型原子炉では、受動型注入装置は、蒸気発生器からの蒸気を使用し、冷却材を蒸気発生器に注入することができる。例示的な実施形態の注入装置は、冷却材を吸引し、及び／又は同伴させ、混合流体及び冷却材を原子炉に送給するために、局所的な高エネルギー流体を使用して、可動部品又は電気なしに、冷却材を受動的に注入することができる。例えば、注入装置は、流体を加速させ、圧力降下を発生させ、冷却材を流体流内に引きし、この流体流を次に原子炉に注入するベンチュリ管とすることができる。例示的なベンチュリ管は、高エネルギー流体源を受け取り、次に流体は狭窄区域を通過し、加速及び圧力降下をもたらす流体入口と、冷却材を引き、同伴させる狭窄区域の冷却材入口と、混合物を原子炉内に注入する出口とを含むことができる。例えば、軽水炉では、冷却材は、圧力抑制プール又は他の復水源から引かれる液体水とすることができる。

例示的な方法は、受動型低圧適合性注入装置を冷却材源と原子炉との間に取り付けるステップと、この注入装置に高エネルギー流体を供給するステップとを含む。例えば、ベンチュリ管は、ＢＷＲの主蒸気ラインに接続するＲＣＩＣラインから離れて取り付けることができ、ベンチュリ管がＲＣＩＣ吸引ライン上にあれば、ベンチュリ管は、主蒸気ラインからの蒸気を使用して、圧力抑制プール又は復水タンクから水を引き、原子炉に水を注入することができる。例示的な方法は、様々な冷却材及び流体の発生源につながる流体を注入装置に供給することにより注入装置を選択的に機能させるために１つ又は複数の弁を動作させるステップをさらに含むことができる。ＲＣＩＣ及び他の能動型注入システムが機能することができないレベルまで原子炉圧力が降下した後の完全な発電所停電過渡状態に続く運転停止後などに、そうした過渡状態の後の数日間又は数週間、原子炉への冷却材を維持するために、原子炉への冷却材注入が必要なときはいつでも、そうした動作を実行することができる。

例示的な実施形態は、同様の要素を同様の参照番号によって表す、添付の図面を詳細に説明することにより、より明らかになるが、例示的な実施形態は、例示のみによって与えられ、従って、それらが示す用語を限定しない。

従来の市販の原子炉冷却材注入システムの概略図である。 例示的な実施形態の受動型低圧冷却材注入システムの概略図である。 例示的な実施形態のシステム内に使用できる、例示的な実施形態のベンチュリ管の図である。

これは、特許明細書であり、これを読み理解する際、構成に関する一般的な広い規則を適用すべきである。本明細書に説明し図示するすべては、添付の特許請求の範囲の範囲内にある主題の例である。本明細書に開示する特定の構造及び機能のいずれの詳細も、例示的な実施形態を作成し使用する方法を説明するためのものにすぎない。本明細書に具体的に開示しないいくつかの異なる実施形態は、特許請求の範囲の範囲内にあり、従って、特許請求の範囲は、多くの代わりの形態で具体化することができ、本明細書に記載した例示的な実施形態のみに限定されるものとみなすべきでない。

様々な要素を説明するために、本明細書に第１の、第２のなどの用語を使用することができるが、これらの要素は、これらの用語によって限定されるべきでないことを理解されたい。これらの用語は、ある要素を別の要素と区別するのに使用するにすぎない。例えば、例示的な実施形態の範囲から逸脱することなく、第１の要素を第２の要素と呼ぶことができ、同様に、第２の要素を第１の要素と呼ぶことができる。本明細書に使用する、用語「及び／又は」は、関連する記載項目の１つ又は複数のいずれかの組合せ又はすべての組合せを含む。

ある要素が別の要素に「接続」、「結合」、「接合」、「付加」、又は「固定」しているというとき、ある要素が別の要素に直接接続若しくは結合しているか、又は仲介する要素が存在している可能性があることを理解されたい。それと対照的に、ある要素が別の要素に「直接接続」又は「直接結合」しているというとき、仲介する要素は存在しない。要素間の関係を説明するのに使用する他の語は、同様の方法で（例えば、「間に」と「間に直接」、「隣接して」と「直接隣接して」など）解釈すべきである。同様に、「通信可能に接続される」などの用語は、仲介装置、ネットワークなどを含みながら、無線又は有線で接続される、２つの装置間の情報交換ルートのすべての変形形態を含む。

本明細書に使用する、単数形「１つの（ａ）」、「１つの（ａｎ）」、及び「その（ｔｈｅ）」は、言葉が「のみ（ｏｎｌｙ）」、「単一の（ｓｉｎｇｌｅ）」、及び／又は「１つ（ｏｎｅ）」などの語を伴うことを別途明白に示さなければ、単数形も複数形も含むものとする。本明細書に使用する用語「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、及び／又は「含む（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」は、記載した特徴、ステップ、動作、要素、アイディア、及び／又は構成要素の存在を特定するが、それ自体、１つ又は複数のその他の特徴、ステップ、動作、要素、構成要素、アイディア、及び／又は群の存在又は付加を除外するものではないことをさらに理解されたい。

以下に説明する構成及び動作は、説明し、及び／又は図に示す順序から外れて起こる可能性があることにも留意されたい。例えば、連続して示す２つの動作及び／又は図は、含まれる機能／動作に応じて、実際、同時に実行されているか、又は逆の順序で実行される可能性がある場合もある。同様に、以下に説明する例示的な方法内の個々の動作は、以下に説明する単一の動作に加えて動作のループ又は他の連続する動作を提供するために、反復して、単独で、又は連続して実行することができる。以下に説明する特徴及び機能を有する任意の実施形態は、いかなる実行可能な組合せにおいても、例示的な実施形態の範囲内にあるものとみなすべきである。

局部電池及び非常用ディーゼル発電機を含むプラント非常用電源システムは、いくつかのプラント過渡状態中に電気グリッドにアクセスできないことと交絡して利用できなくなる可能性があることを出願人はわかった。即ち、外部電源を遮断する過渡的事象は、非常用ディーゼル発電機を使用不可能にする可能性もある。そうした状況では、ＲＣＩＣタービン４０及びポンプ４１などの能動型高圧注入システムは、原子炉１０から崩壊熱を取り除くために数時間、原子炉１０に流体冷却材流を提供することができるが、原子炉の圧力が（通常、その過渡的事象の日内に）高圧注入システムの運転圧力よりも下まで落ちると、依然として大量の崩壊熱を発生させている原子炉１０に液体冷却材を補給するように、低圧注入システムを起動させなければならない。非常用ディーゼル発電機及び局部電力グリッドへのアクセスが不可能である場合、従来の低圧注入システムを運転することができず、電池ベースのシステムは、崩壊熱による炉心１５内の液体冷却材レベルの最終的な喪失を防ぐのには不十分であり、燃料損傷の危険を大幅に増大させる。

従って、出願人は、外部電力も局部非常用電力の発生も遮断する過渡的事象のほぼ後の日及び連続する数週間、電池又は電力グリッドを起動することなく利用できる信頼性のある原子炉液体冷却材注入の思いがけない必要性を認識した。原子炉１０からの１５０ポンド／平方インチ未満の低圧蒸気などの蒸気源の使用により、適当な装置及びシステムエンジニアリングを用いて、炉心１５が数週間、むき出しになるか又は過熱されるのを防ぐために、少ないが十分な流量で炉心１０内に液体冷却材を注入することができるいくつかの装置に動力を供給することができることを出願人は確認した。以下に説明する例示的な実施形態のシステム及び方法は、出願人が確認したこれらの問題に固有の有利な方法で対処し、これらの問題を克服する。

図２は、従来及び将来の水冷原子力発電所に使用できる、例示的な実施形態の受動型低圧注入システム１００の概略図である。例示的な実施形態１００は、従来のＢＷＲにおいて軽水を液体冷却材として使用するように示されるが、他のタイプのプラント及び冷却材を例示的な実施形態として使用することができることを理解されたい。図１と図２との間で共有する参照文字は、既存のシステム内に存在する可能性があるプラント構成要素を表示し、それらの冗長な説明を省略する。

図２に示すように、例示的な実施形態のシステムは、圧力抑制プール３０及び／又は復水貯蔵タンク３１などの発生源から原子炉１０内に冷却材を注入するように機能する低圧注入装置１１０を含む。低圧注入装置１１０は、原子炉１０に低圧で並列冷却を提供するために、ＲＣＩＣタービン４０などの従来の高圧システムを運転するのに必要な圧力未満の圧力で機能する。低圧注入装置１１０は、従来の高圧システムが機能する圧力で機能することができ、それに加えて、低圧注入装置１１０がそうした高圧システムを補助することが可能になる。

例えば、低圧注入装置１１０は、原子炉１０から蒸気を受け取り、蒸気を加速し吸引力／圧力降下をもたらすベンチュリ管を通して蒸気を通過させ、それにより、圧力抑制プール３０及び／又は復水貯蔵タンク３１から液体冷却材を引き、同伴させ、次に得られた蒸気液体混合物を原子炉１０に注入し、原子炉１０の液体冷却材体積を形成するベンチュリ管装置とすることができる。低圧注入装置１１０用のそうしたベンチュリ管の例を図３に示す。例えば、図３に示すように、原子炉１０からの比較的低い圧力の蒸気は、主蒸気分流ライン１５５からベンチュリ管１１０内に導くことができる。ベンチュリ管１１０の狭窄区域１１１では、蒸気は、ベルヌーイの法則の下で得られた圧力降下又は吸引力により速度が増加する可能性がある。この例では、吸引力により、液体冷却材が吸引分流ライン１３５からベンチュリ管１１０に引き込み、冷却材は、ベンチュリ管１１０を通して蒸気流内に同伴される。ベンチュリ管１１０は、流速を減少させ、得られた液体冷却材／蒸気流の圧力を、注入分流ライン１４２を介して原子炉１０に注入するのに必要な圧力まで増加させ、又は他のある所望の圧力まで増加させ、例示的な実施形態のシステムに適合させるために速度を増加させるディフューザ区域１１２を含むことができる。液体冷却材は、原子炉１０に注入するために、混合し、さらに多くの液体冷却材をもたらす際、ベンチュリ管１１０を通して大部分の蒸気流を凝縮させることもできる。ベンチュリ管１１０は、ベンチュリ管１１０が機能する例示的な実施形態のシステム１００の構成、パラメータ、及び予想される過渡状態が与えられれば、直径及び長さをサイズ決定され、別途、例えば狭窄区域１１１の角度及び／又はディフューザ区域１１２の有無を設定され、原子炉１０に所望の流特性をもたらすことができる。

ベンチュリ管１１０は、全体的に可動部品をほとんど又は全く含まず、原子炉１０からの最小限に加圧された蒸気流がベンチュリ管１１０と結合する限り、吸引力及び液体冷却材の同伴／注入を受動的に提供することができる。例えば、ベンチュリ管１１０は、ＲＣＩＣタービン４０の運転圧力をはるかに下回る約１５０から５０ポンド／平方インチ以下で圧力抑制プール３０／復水タンク３１から流体を引き、同伴させるように機能することができる。同様に、ベンチュリ管１１０は、任意のＲＣＩＣタービン４０及びポンプ４１又は他の高圧注入システムを補助するか、又はそれらに取って代わるように１５０ポンド／平方インチをはるかに上回る圧力で機能することができる。さらに、ベンチュリ管１１０は、ほとんどエネルギー損失がなく、加圧蒸気流から液体冷却材注入物への効率的なエネルギー伝達を可能にすることができる。例えば、ベンチュリ管１１０は、市販の原子炉により発生する通常の崩壊熱があれば、ベンチュリ管１１０を機能させ、必要な液体冷却材注入物を維持するには原子炉１０内の圧力が不十分となる前に、数日間又は数週間、冷却材レベルを炉心１５よりも上に維持するのに十分な液体冷却材を確実に注入することができる可能性がある。それに加えて、ベンチュリ管１１０は、比較的単純で信頼性があり、緊急状態及び全発電所停電を含む過渡状態においても故障の機会をほとんど提供しないように、外部電源又は可動部品を必要とすることなく、簡単に取り付け、及び組み立てることができる。

図３の例示的な実施形態は、低圧注入装置１１０用の特定のベンチュリ管を示すが、例示的な実施形態のシステム１００内のベンチュリ管の代わりに、他の信頼できる低圧注入装置を使用することができることを理解されたい。例えば、低圧注入装置１１０は、チョークプレート、ノズル、アスピレータ、及び／又は低圧蒸気のみを使用して液体冷却材を原子炉１０内に確実に及び受動的に移動させることができる他の任意の装置とすることができる。

例示的な実施形態の冷却材システム１００では、低圧注入装置１１０は、同伴された液体冷却材を送給するために、蒸気源、液体冷却材源、及び原子炉入口に接続される。これらの発生源及び接続部は、原子炉及び関連する冷却材システムの構成に応じて、いくつかの柔軟な方法で実現することができる。図２に示すように、例えば、低圧注入装置１１０は、ＲＣＩＣライン５５及び独立した主蒸気分流ライン１５５を介して、原子炉１０の主蒸気ライン５０に接続することができる。吸引分流ライン１３５は、従来の吸引ライン３５を介して圧力抑制プール３０及び／又は復水補助タンク３１などの液体冷却材源に低圧注入装置１１０を接続することができる。低圧注入装置１１０は、主給水ライン６０を通して原子炉１０に送給するために、注入分流ライン１４２を介してその同伴された液体冷却材を注入ライン４２内に再び注入することができる。主蒸気分流ライン１５５、吸引分流ライン１３５、及び注入分流ライン１４２のいずれか又はすべては、自動又は手動で弁を動作させることにより低圧注入装置１１０を分離するか、又は動作させることができる弁を含むことができる。例えば、必要なときに低圧注入装置１１０を確実に機能させるために、主蒸気分流ライン１５５、吸引分流ライン１３５、及び／又は注入分流ライン１４２内に、単純なスイング逆止弁を使用することができる。

当然、ベンチュリ管又は他の低圧注入装置１１０は、例示的な実施形態のシステム１００内に低圧で冷却材を確実に注入するために、蒸気源、液体冷却材源にアクセスし、原子炉１０に注入する任意の構成内に、従来の能動型非常用冷却システムとほぼ並列に配置することができる。例えば、低圧注入装置１１０は、液体冷却材を原子炉１０内に移動させるために、川又は湖などの吸熱部及び液体冷却材源と、任意の蒸気源にアクセスする原子炉１０の入口との間に直接配置することができる。同様に、低圧注入装置１１０は、ＲＣＩＣタービン４０及びポンプ４１と直接並列させて配置し、これら若しくは他のシステムと同時に機能し、及び／又はこれら若しくは他のシステムが故障すると単独使用に切り換えることができる。

例示的な実施形態及び方法を以上のように説明してきたが、例示的な実施形態は、以下の特許請求の範囲の範囲内に保ったままで、日常の実験を通して変形及び代用させることができることが当業者には理解されよう。例えば、例示的な実施形態は、原子力発電プラント内の液体冷却材として軽水を使用するＢＷＲに関して説明するが、例示的な実施形態及び方法は、重水、ガス冷却、及び／若しくは溶融塩の原子炉を含む原子炉、又は原子炉の吸熱部／蒸気発生器内に冷却材を同伴させ、注入するために高エネルギー流体入力を使用することができる、任意の原子炉冷却システムに関して使用することができることを理解されたい。例えば、過熱ヘリウム冷却材は、ペブルベッド型原子炉出力からオリフィスプレート又はベンチュリ管などの例示的な実施形態の注入装置内に分流し、比較的低い圧力で原子炉に注入するためにより低温のヘリウム又は別の流体冷却材を受動的に引き、同伴させるのに使用し、炉心温度及び／又は冷却材流量を維持することができる。そうした変形形態は、以下の特許請求の範囲の範囲から逸脱するものとみなすべきでない。

１０ 原子炉容器
１５ 炉心
２０ 再循環ポンプ
２５ 再循環ループ
３０ 圧力抑制プール
３１ 復水貯蔵タンク
３５ 吸引ライン
４０ 炉心隔離冷却タービン
４１ ＲＣＩＣポンプ
４３ ＲＣＩＣ排出ライン
５０ 主蒸気ライン
５５ ＲＣＩＣライン
６０ 主給水ライン
１００ 例示的な実施形態のシステム
１１０ 低圧注入装置／ベンチュリ管
１１１ ベンチュリ管狭窄区域
１１２ ベンチュリ管ディフューザ区域
１３５ 分流ライン
１４２ 注入分流ライン
１５５ 主蒸気分流ライン

Claims (10)

1. 原子炉（１０）内の第１の能動型冷却材システムを補助するための冷却材注入システム（１００）であって、
   注入装置（１１０）と、
   前記原子炉（１０）から前記注入装置（１１０）に蒸気を結合する蒸気結合部（１５５）と、
   液体冷却材源（３０／３１）から前記注入装置（１１０）に液体冷却材を結合する冷却材結合部（１３５）と、
   前記蒸気及び前記液体冷却材を前記原子炉（１０）に結合する出口結合部（１４２）であって、前記注入装置（１１０）が前記蒸気中の前記液体冷却材を同伴させるように構成される、出口結合部（１４２）と
   を含む、システム。
2. 前記蒸気は、１５０ポンド／平方インチの圧力未満である、請求項１記載のシステム（１００）。
3. 前記注入装置（１１０）は、狭窄区域（１１１）を通過する前記蒸気の速度を増加させ、圧力を低減するように構成された狭窄区域（１１１）を含む、ベンチュリ管である、請求項１記載のシステム（１００）。
4. 前記ベンチュリ管（１１０）は、前記同伴された液体冷却材及び蒸気の圧力を増加させるように構成されたディフューザ区域（１１２）をさらに含む、請求項３記載のシステム（１００）。
5. 前記原子炉（１０）は軽水炉であり、
   前記第１の能動型冷却材システムは、炉心隔離冷却タービン（４０）及びポンプ（４１）であり、
   前記蒸気結合部（１５５）は、前記原子炉（１０）の主蒸気ライン（５０）を前記注入装置（１１０）に接続するラインであり、
   前記冷却材結合部（１３５）は、前記原子炉（１０）の圧力抑制プール（３０）を前記注入装置（１１０）に接続するラインであり、
   前記出口結合部（１４２）は、前記注入装置（１１０）を前記原子炉（１０）の主給水ライン（６０）に接続するラインである、請求項１記載のシステム（１００）。
6. 前記注入装置（１１０）は、前記原子炉が崩壊熱のみを発生しているとき、前記原子炉（１０）内の液体冷却材レベルを維持するのに十分な体積流量の前記液体冷却材を同伴させるように構成される、請求項１記載のシステム（１００）。
7. 高エネルギー流体源（５０）と、
   前記原子炉からのエネルギーのみを使用して前記原子炉（１０）に緊急冷却を行う、少なくとも１つの能動型タービン（４０）及びポンプ（４１）を含む、原子炉（１０）又は前記原子炉用の吸熱部と、
   冷却材源（３０／３１）と、
   前記流体源（５０）、前記冷却材源（３０／３１）、及び前記原子炉（１０）又は前記吸熱部と流体連通する注入装置（１１０）であって、高エネルギー流体源を使用して、前記冷却材源（３０／３１）から前記原子炉（１０）又は前記吸熱部に冷却材を受動的に注入するように構成された注入装置（１１０）と
   を含む、原子炉冷却システム（１００）。
8. 前記注入装置（１１０）は、吸引を用いて前記冷却材を前記注入装置（１１０）内に引き、前記高エネルギー流体源内に前記冷却材を同伴させること、により、前記冷却材を受動的に注入するように構成される、請求項７記載のシステム。
9. 前記注入装置（１１０）は、可動部品を含まない、請求項７記載のシステム。
10. 前記高エネルギー流体は、１５０ポンド／平方インチ未満の圧力を有する蒸気であり、前記少なくとも１つの能動型タービン（４０）及びポンプ（４１）は、前記圧力において動作できない、請求項７記載のシステム。