JP2014526053A - 小型受動安全システムを有する加圧水型原子炉 - Google Patents

Abstract

原子炉は、圧力容器、及び圧力容器内に配置された原子炉炉心を含む。地下格納構造は原子炉を収容する。最終ヒートシンク（ＵＨＳ）プールは地面レベルに配置され、地下格納構造の上方部分は、ＵＨＳプールの底部の少なくとも一部を規定する。ある実施形態において、地下格納構造の上方部分は上方ドームを備え、該上方ドームは、ＵＨＳプールの表面より上方に突き出て、ＵＨＳプールに囲まれたアイランドを規定し得る。ある実施形態において、ホット流路及びコールド流路を含む熱交換器を備える凝縮器が地下格納構造の内部に配置される。冷却水ラインは、凝集器をＵＨＳプールに動作可能に接続する。

Description

以下は、原子炉技術、原子力発電技術、原子力安全性技術、及び関連技術に関する。

原子炉の安全性は、放射性コア（心）を十分な熱の除去を伴う浸漬状態に維持することに集中する。通常運転中、炉心は、一次冷却材（例えば、軽水炉の場合、軽水）で満たされた（又はほぼ満たされた）密封反応炉圧力容器内に配置される。熱の除去は、「ヒートシンク」（放熱）を通じての一次冷却材の循環によって与えられる。原子力発電所の場合、「ヒートシンク」は、通常、蒸気発生器又はタービンの形態を採る。例えば、沸騰水型原子炉（ＢＭＲ）では、一次冷却材は、圧力容器内で沸騰し、また、汽水分離器／蒸気乾燥器により分離された一次冷却材蒸気は、タービンに送られ、ここで、タービンで有益な仕事を実行する活動が該蒸気を冷却する。凝縮された蒸気は、ＢＭＲの圧力容器内に戻り、一次冷却材回路を終える。次いで、タービンは発電機を駆動して、ＢＭＲベースの発電所の電気出力を発生させる。

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の場合、一次冷却材は、サブクール液相に維持される（ことによると、圧力容器の上面での蒸気泡を除き）。サブクール液体一次冷却材は、外部に配置された蒸気発生器を通じて圧力容器へとポンプ送りされ、ここで、熱が二次冷却材に移され、次いで、二次冷却材はタービンを駆動する。蒸気発生器を出る一次冷却材は、圧力容器へと戻り、一次冷却材回路を終える。

種々の「一体型」ＰＷＲ設計において、蒸気発生器は、圧力容器の内部に配置される。典型的な一体型ＰＷＲ設計において、環状上昇管が圧力容器内に配置され、内側の「上昇管」領域及び外側の環状「降下管」領域を規定する。一次冷却材は、上昇管領域内を上方に流れ（炉心から離れる）、外側環状降下管領域で下方に戻り、一次流れ回路を終える。内部蒸気発生器は、一般に、降下管領域に配置され、また、一次冷却材が内部を下方に流れかつ二次冷却材が外部を上方に流れる（複数）管を備える（あるいは、二次冷却材は、管内部を上方に流れ、一次冷却材が管外部を下方に流れ得る）。

安全システムは、炉心を一次冷却材に浸漬して十分に冷却し続けるという目的を危うくし得る種々の可能性のあるイベントを修正するように設計される。安全システムにより対処される二つの可能性のあるイベントは、冷却材喪失アクシデント（ＬＯＣＡ）と、ヒートシンク喪失アクシデントである。従前、安全システムは、圧力容器を取り囲む鋼格納構造を含み、該鋼格納構造は、解放された一次冷却材蒸気を収容するのに十分な構造強度である。凝縮器は、一次冷却材蒸気を凝縮して格納内部の圧力を低減するため、格納構造内部に配置される。格納構造の外部に配置された大きな水域を備える最終的なヒートシンクは、凝縮器に捕らわれた熱に対して熱シンクを提供する。格納構造内部に配置された補充水貯蔵タンク（ＲＷＳＴ）は、補充操作中に水を供給し、緊急時の水源としての役割をも果たす。

ＬＯＣＡにおいて、圧力容器又は接続配管（例えば、一次冷却材を外部タービン又は蒸気発生器へと／から案内する管）の破裂は、圧力容器を減圧にし、ことによると一次冷却材を漏洩させる。ＬＯＣＡの修正は、（１）該システムを減圧するために一次冷却材蒸気を収容して凝縮すること、及び（２）炉心が浸漬され続けるために圧力容器に水を再度満たすことを含む。ＲＷＳＴは、補充水を供給し、その一方、格納構造内部に配置された凝縮器が脱出した一次冷却材蒸気を再凝縮するための機構を提供する。

ヒートシンク喪失イベントでは、「ヒートシンク」が失われる。ＢＭＲにおいて、これは、タービンへの一次冷却材蒸気の流れが遮られた場合に（例えば、タービンが不意に停止せざるをえないか又は突然に機能しなくなるという理由で）起こり得る。ＰＷＲにおいて、対応するイベントは、外部蒸気発生器を通るサブクール一次冷却材流れの中断である。一体型ＰＷＲでは、対応するイベントは、蒸気発生器内部を通る二次冷却材流れの喪失である。ヒートシンクイベントのいかなる喪失イベントにおいても、対応は、熱を除去して圧力容器を制御可能に減圧するため、圧力容器から格納構造内部に配置された凝縮器へと蒸気を逃がす（ベントする）ことを含む。理想的に、これは、圧力容器からの蒸気が凝縮器内へと逃がされる閉じたシステム（閉鎖系）を用いて行われる。しかしながら、ヒートシンクの喪失による圧力上昇が急速すぎるなら、格納構造へのベントが必要であり得る（事実上、ヒートシンク喪失イベントの制御されたＬＯＣＡへの転換）。

本開示の一側面において、装置は、圧力容器、及び圧力容器内に配置された原子炉炉心を含む原子炉と、原子炉を収容する地下格納構造と、地面レベルに配置される最終ヒートシンクプールにして、地下格納構造の上方部分が最終ヒートシンクプールの底部の少なくとも一部を規定する最終ヒートシンクプールとを備える。ある実施形態において、地下格納構造の上方部分は上方ドームからなる。ある実施形態において、装置は、前記地下格納構造の内部に配置されたホット流路及びコールド流路を含む熱交換器を備える凝縮器と、凝縮器を最終ヒートシンクプールに動作可能に接続する冷却水ラインとを更に備える。

本開示の別の側面において、圧力容器、及び圧力容器に配置された原子炉炉心を含む加圧水型原子炉（ＰＷＲ）と、原子炉を収容する地下格納構造と、地下格納構造の上方部分により少なくとも一部が規定される底部を有する最終ヒートシンクプールとを備える。ある実施形態において、地下格納構造の上方部分は上方ドームからなる。あるそのような実施形態において、上方ドームは、最終ヒートシンクプールの表面より上方に突き出て、最終ヒートシンクプールに囲まれたアイランドを規定する。

本開示の別の側面において、装置は、圧力容器、及び圧力容器内に配置された原子炉炉心を含む原子炉と、原子炉を収容する地下格納構造と、地下格納構造の上部に配置される最終ヒートシンクプールにして、地下格納構造が最終ヒートシンクプールの底部を規定する最終ヒートシンクプールと、前記地下格納構造の内部に配置されたホット流路及びコールド流路を含む熱交換器を備える凝縮器と、凝縮器を最終ヒートシンクプールに動作可能に接続する冷却水ラインとを備える。

本発明は、種々の構成要素及び構成要素の構成の形態、及び種々のプロセス動作及びプロセス動作の構成の形態を採り得る。図面は、好ましい実施形態の単なる例示目的のためであり、本発明を限定するものとは解釈されるべきではない。

図１は、ここに開示したような緊急安全システムを含む原子炉施設の側断面図を図式的に示す。 図２は、表面積を拡大する溝又は起伏を含む図１の格納構造の実施形態の上から見た図を図式的に示す。 図３は、図２の表面積を拡大する溝又は起伏の実施形態の側面図を図式的に示す。 図４は、図２の表面積を拡大する溝又は起伏の実施形態の側面図を図式的に示す。

改良された緊急安全システムがここに開示され、該システムは、受動的な運転の利点を有し、例えば洪水、地震、敵の急襲等、外部の影響による危うさを受け難くする。

図１を参照して、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）型の例示の原子炉１０は、圧力容器１２を含む。圧力容器１２は、例示の実施形態において、円筒垂直配置容器である。原子炉炉心１４は、圧力容器１２の下方部分に配置される。（図式的な図１において、炉心１４は、圧力容器１２の切り取り１６により見えるようにされていることに留意されたい。）炉心１４は、適切なマトリクス材において多量の核分裂性物質、例えば核分裂性²³⁵Ｕアイソトープに富化された酸化ウラン（ＵＯ₂）含有物質を含む。典型的な構成において、核分裂性物質は、炉心バスケットに配置された「燃料棒」として配列される。圧力容器１２は、サブクール状態の一次冷却水（重水すなわちＤ₂Ｏも企図されるが、一般に軽水すなわちＨ₂Ｏ）を収容する。

ＰＷＲ１０は、当業界に知られた図示しない他の構成要素を含む。これは、例えば、圧力容器１２内に炉心１４を支持する「バスケット」又は他の構造、核連鎖反応を制御するために制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）により炉心１４内に選択的に挿入される中性子吸収制御棒、圧力容器１２内に一次冷却材循環路を規定する中央上昇管、一次冷却材ポンプ等である。これらの種々の構成要素は、圧力容器の内部又は外部に様々配置され得る。例えば、ＣＲＤＭは、従来のケースのように外部にあり得、又は、次の文献に記述されるように圧力容器内部に配置され得る。該文献は、Stambaugh等の２０１０年１２月１６日付け公開の米国公開第２０１０／０３１６１７７Ａ１号、「Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor（原子炉用制御棒駆動機構）」及びStambaugh等の２０１０年１２月１６日付け公開の国際公開第ＷＯ２０１０／１４４５６３Ａ１号、「Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor（原子炉用制御棒駆動機構）」であり、これらの文献は全体として参照によりここに組み込まれる。反応器冷却材ポンプは、内部でも外部でもよく、ある実施形態では、完全に省かれ得、この場合、炉心１４により生じた熱が一次冷却材流れを自然循環で駆動する。

例示のＰＷＲ１０は、一体型ＰＷＲ設計であり、これは、内部蒸気発生器が圧力容器１２内に配置されることを意味する。据え付けられた蒸気発生器は図示しない。しかしながら、図１は、隔たった内部蒸気発生器２０を図式的に示す。該内部蒸気発生器２０は、保守のために圧力容器１２から移されたか、又は圧力容器１２内への据え付けの前に図示のように位置付けられたか、又はその他である。付加的な慣用構成部品は図示されない。例えば、圧力容器１２を開放すべく上方圧力容器区域を持ち上げるため、及び蒸気発生器２０を移動するためのクレーン；作業員、種々の付属装置、及び電子装置の移動のための種々の足場、通路等である。

ＰＷＲ１０は、格納構造２２に収容される。格納構造２２は、一般に、構造強度及び高い熱伝導率（ここに開示した熱除去技術を助長するため）を提供するために鋼構造である。付加的に、又は代替的に、格納構造２２の一部又は全部は、熱伝導率を高めるため、鋼強化コンクリート、ナノ粒子が埋め込まれた鋼ホスト等の複合材料からなり得る。

例示の格納構造２２は、一般に円筒状であり、下方防水壁２４及び上方ドーム２６を更に含む。下方防水壁は、炉心１４を含む圧力容器１２の下方部分を含む。この防水壁は、ある緊急事態で炉心１４の冷却を支援するため、下方領域が水浸しにされることを可能にする。ここに開示したように、上方ドーム２６は、高められた構造強度を提供し、ある緊急事態で蒸気凝縮表面としての役割を果たす。格納構造２２は、ＰＷＲ１０を収容し、かつ据え付け及び／又は保守中に蒸気発生器２０を移動するような操作のための空間を付加的に提供するのに十分な大きさである。

格納構造２２は地下にあり、これは、格納構造２２が地下にあること、すなわち地表面３０より下方にあること（ことによると、上方ドーム２６の最上端を除く）を意味する。二次格納構造３２は、（一次）格納構造２２を収容する。二次格納構造３２は、一般に、コンクリート、鋼強化コンクリート、又は別の適切な頑強な建築材料からなる。ここに開示した実施形態において、二次格納構造３２は熱経路ではなく、そのため二次格納構造３２を構成する材料の熱伝導率は設計上考慮する点ではない（従って、コンクリートを一つの適切な材料とする）。二次格納構造３２は、地下一次格納構造２２を「収容」するため、ほとんどが地下にある。しかしながら、二次格納構造３２の上方「屋根」３４は地上にある。

格納構造２２の地下構造並びにその比較的大きい寸法は、格納構造２２の上方ドーム２６と熱的に連通する地面（すなわち地表面レベル）最終ヒートシンク（ＵＨＳ）プール４０を備える受動緊急冷却システムの使用を助長する。上方ドーム２６は、ＵＨＳプール４０の「底部」の少なくとも一部として機能する外側面４２と、ＵＨＳプール４０により冷却される凝縮表面として機能する内側面４４とを有する。ＵＨＳプール４０は、プール４０の「底部」の少なくとも一部を規定する上方ドーム２６と、側壁４６及び例示の実施形態の付加的な底部部分４８とにより囲まれる。底部部分４８は、上方ドーム２６に溶接（又は他の方法で連結）される。ある実施形態において、付加的な底部部分４８は省かれ、その代わりに側壁が上方ドーム２６に直接溶接（又は他の方法で直接、封止連結）され得る。

「地面」又は「地表面レベル」は、ＵＨＳプール４０内の水のほとんど又は全体が地表面レベル未満となり、水の表面が、ＵＨＳプール４０がその最大容量にある場合にほぼ地表面レベルにあることを意味する。水の表面は、地表面レベルよりわずかに下であり得るが、地震、爆発、他の混乱が周囲の地面をＵＨＳプール４０内へと陥没させてプールを壊滅させることできるほど地表面レベルから下方にあるべきではない。同様に、水の表面は、地表面レベルよりもわずかに上であり得るが（例えば、側壁を地表面上方へと延長させるように構成することにより）、地表面上への漏洩がＵＨＳプールを空にするほど地表面レベルから上方にあるべきではない。

二次格納構造３２の上方部分（すなわち屋根３４）は随意的に省かれ得る。屋根３４を含めることは、ＵＨＳプール４０の組成（例えば化学的性質）に対するより良い制御を可能にし、破片がＵＨＳプール４０内に落下することを防ぐ。ある実施形態において、ＵＨＳプールには、二次格納構造とは別個のカバーが設けられる。他方、ある実施形態において、ＵＨＳプールの側壁４６及び付随的な底部部分４８は、二次格納構造の一部を形成し得る。より一般的には、ＵＨＳプール４０の壁及び底部と他方の二次格納３２との間の一体化及び／又は分離について種々のレベル及び程度が企図される。二次格納構造３２を全体的に省くことも、このような省略が安全性を損なわず、かつ該当する原子力規制基準に違反しない場合、企図される。

ＵＨＳプール４０は、以下のように受動熱除去を提供する。（制御されていないＬＯＣＡ、又はヒートシンク喪失イベントで実行され得るような制御された態様のいずれかにおいて）圧力容器１２から解放された一次冷却材は、自然に上昇し、ドーム２６の内側面４４に接触する。ドーム２６の外側面４２に接触するＵＨＳプール４０は、ドーム２６を外部周囲温度に保つ（又は、より正確には、ほぼＵＨＳプール４０の水の温度であり、この温度は外部周囲温度であるか又はこれに近い）。ドーム２６の鋼（又は他の適切に選択された材料）の高い熱伝導率は、外側及び内側面４２、４４がほぼ同じ温度にあることを保証する。そのため、内側面４４は、蒸気（１００℃以上）に比べて冷たい（例えば、ほとんどの気候に対し４０℃以下）。次いで、一次冷却材蒸気は、ドーム２６の内側面４４に対して凝縮し、その潜熱及びいかなる追加の運動エネルギーも（高い熱伝導率の）ドーム２６を通じてＵＨＳプール４０へと移される。

凝縮した一次冷却材は、ドーム２６の内側面４４に付着する水（もしくは水滴）の形態である。ある実施形態において、この水は、重力の影響下で該面に沿って単に落下する又は下方に流れることが許容される。有利には、これは、防水壁２４を溢れさせるのに貢献するように防水壁２４へと流れる凝縮水のかなりの部分をもたらし得る。あるいは、バッフル５０は、凝縮水の流れを案内するために設けられる。例示の実施形態において、バッフル５０は、燃料交換用水貯蔵タンク（ＲＷＳＴ）５２内に凝縮水を案内するように構成される。燃料交換用水貯蔵タンク５２は、ある緊急事態（例えば、あるＬＯＣＡイベント等）において圧力容器１２に水を補充するために使用される。

ある実施形態において、ＵＨＳプール４０はまた、格納構造２２内部に配置された凝縮器６０用の冷却水源として使用される。凝縮器６０は、一次冷却材蒸気を凝縮するための追加の機構を提供する。ある実施形態では、ある緊急事態において、凝縮器６０入口は、格納構造２２内へと解放された一次冷却材蒸気を凝縮するために格納構造２２の内部に直接接続される。ある実施形態では、ある緊急事態において、凝縮器６０は、圧力容器１２に接続され得（接続は図示されない）、これは圧力容器１２内部で一次冷却材蒸気を凝縮するためである。この後者のアプローチは、例えば、圧力容器１２のシーリングの完全性は損なわれていないが、ヒートシンクの喪失のため圧力容器１２内部の圧力が上昇している（及び、一次冷却材が蒸気に転換している）ヒートシンク喪失イベントのケースで、有益であり得る。凝縮器６０は、ホット流路及びコールド流路（図１に図式的に表される）を含む熱交換器６１を備える。一次冷却材蒸気はホット流路を流れ、他方、冷却水はコールド流路を流れる。ホット及びコールド流路は互いに流体絶縁状態であるが、互いに熱伝達状態である。例えば、凝縮器６０は、マニホルドに（複数の）管を含み得、ここで、該管は、一方の流路を形成し、マニホルドが他方の流路を形成する。別の企図される構成において、ホット流路及びコールド流路は、二つの密接に結び付いている管であり得る。

冷却水は、ＵＨＳプール４０から入口管６２を介して凝縮器６０へと流れ、加熱された冷却水（以前として水であり得、又は蒸気であり得、又はある混合蒸気／水相であり得る）が出口管６４を介して流れ、ＵＨＳプール４０に戻る。例示の管６２、６４は、ＵＨＳプール４０と流体連通する開放端部を有する。あるいは、これらの端部は、冷却水が一次冷却材蒸気及びＵＨＳプール４０の両方から流体絶縁状態となるようにＵＨＳプール４０内に配置された熱交換器コイル６６（図１に想像線で示される）と連結し得る。

図１の実施形態は凝縮器６０を含み、凝縮器６０は、地下格納構造２２内部に配置されたホット流路及びコールド流路を含む熱交換器６１を備え、冷却水ライン６２、６４が凝縮器６０をＵＨＳプール４０に動作可能に接続する。単一の凝縮器６０が例示されるが、一つ、二つ、三つ、四つ、又はより多くの凝縮器６０が、適切な接続冷却水ライン６２、６４を有する地下格納構造２２内に配置され得ることが理解されるべきである。複数の凝縮器６０の使用は、冗長性を提供することができ、また、該当する原子力規制規則により要求され得る。更には、複数の凝縮器６０が設けられる場合、ホット流路は異なる位置で接続され得る。例えば、一つ又は複数の凝縮器が、圧力容器１２内部に収容された一次冷却材蒸気に凝縮動作を与えるために圧力容器１２に接続され得、また、一つ又は複数の凝縮器が、ＬＯＣＡ中に圧力容器１２から逃げる一次冷却材蒸気のために凝縮動作を与えるため、地下格納構造２２の内部容積（内部空間）に対して動作するように配置され得る。

ある実施形態において、凝縮器は省かれ得ること、又はそれらのコールド流路がＵＨＳプール４０ではなく冷却水源に接続され得ることが理解されるべきである。そのようなある実施形態において、地下格納構造２２の内部からＵＨＳプール４０への唯一の熱伝達路は、格納構造２２の上方ドーム２６を介するものである。

図示の上方ドーム２６のような格納構造２２の上方部分の構成は、ある利点を有する。上方ドーム２６がＵＨＳプール４０の底部の少なくとも一部としての役割を果たすので、ドーム形状は、ＵＨＳプール４０の重量を支持するのに有利な構造強度を有する。ドーム形状はまた、平坦な屋根に比べて大きな表面積を提供する。それでもなお、ＵＨＳプールを支持する格納構造の上方部分が、平坦屋根、角度付き屋根等のドーム形状以外の形状を有することも考えられる。

図２〜４を手短に参照して、例示の上方ドーム２６は、附随的に溝又は波のような起伏７０を含み、これが凝縮のための表面積を拡大する。図２は、上方ドーム２６の上から見た図を提供し、凝縮が流れると予測されるおおよその方向に沿って前記溝又は起伏が「下方」に走る有利な構成を例示する。図３及び４は、溝又は起伏７０のための二つの適切な形態を示す。図３及び４は、上方ドーム２６の小さい部分を通る区画を示し、区画する面が溝又は起伏７０の方向を横断するように配向される。図３の実施形態において、溝又は起伏７０は、上方ドーム２６の外側面４２及び内側面４４の両方に形成される。この形態は、上方ドーム２６の厚さが（起伏し又は溝を含むにもかかわらず）一定となる点で製造上の利点を有することができる。図４の実施形態において、溝又は起伏７０は、上方ドーム２６の内側面４４にのみ形成される（そのため、図２の上から見た図では実際には見えないであろう）。この形態は、実行可能である限り大きくされることとなる凝縮に関連する表面積が内側面４４であり、他方、上方面４２はより小さい面積であり得る点を認める。図４の形態は、外側面４２に溝又は起伏を含めないことにより保たれる追加の材料のため、改善した構造上の剛性及び頑強さを与える。

図１に戻り、ＬＯＣＡ中、一次冷却材蒸気は、地下格納構造２２内へと解放される。一次冷却材蒸気は、上方ドーム２６の内側面４４で凝縮し、その潜熱及びいかなる追加の運動エネルギーも、（高い熱伝導率の）ドーム２６を通じてＵＨＳプール４０に移される。これは、ＵＨＳプール４０を構成する水の温度を上げ、ＵＨＳプール４０の表面からの蒸発を増加させる。熱伝達が十分なレート及び大きさである場合、ＵＨＳプール４０を構成する水は、実際は沸騰して蒸気を作り出し、これはＵＨＳプール４０の表面から発する。地下格納構造２２及びＵＨＳプール４０を収容する二次格納構造３２は、ＵＨＳプール４０から蒸発したか又は沸騰した水が二次格納構造３２から脱出することを可能にするように構成されたベント８０を有する。ＵＨＳプール４０は、ある原子力規制規則パラダイムに従って、ＵＨＳプール４０のいかなる補充をも伴わずに設計時間の間、例えば少なくとも三日間、又はあるより積極的な規制規則パラダイムでは１４日間まで、冷却を維持するのに十分な水を有するべきである。ある実施形態において、ＵＨＳプール４０は、数十万ガロン又はそれ以上の水を含み得ることが企図される。しかしながら、ある一定の運転期間に対して十分な水の量は、例えば火力、設計圧力その他の種々の要因に依存することが予測される。そのため、これは、単なる実例であると理解されるべきである。

より一般的には、格納構造２２の内部からＵＨＳプール４０への熱伝達は、地下格納構造２２の上方部分２６によって規定される（そのため上方部分２６に接する）ＵＨＳプール４０の底部部分の面積を介する。ぬれ面積及びタンク容積は、炉心１４に生じる崩壊熱を除去し、これにより、格納構造２２内を適切に低い圧力及び温度状態に維持するのに十分であるべきである。格納２２からＵＨＳプール４０への熱伝達ｑは、ｑ＝Ｕ・Ａ_wet・ΔΤによって与えられる。ここで、Ａ_wetはぬれ面積を示し、Ｕは、格納２２からＵＨＳプール４０への熱伝達に対する熱通過率を示し、また、ΔＴは、格納２２とＵＨＳプール４０との間の温度差を示す。十分な冷却を提供するため、ｑ≧Ｑ_{decay heat}を保つべきである。ここで、Ｑ_{decay heat}は、原子炉停止後の核分裂生成物崩壊のために炉心１４により生じた熱を示す。ぬれ面積Ａ_wetに対して（すなわち、地下格納構造２２の上方部分２６によって規定される、従って上方部分２６に接するＵＨＳプール４０の底部部分の面積に対して）Ｕ・Ａ_wet・ΔΤ≧Ｑ_{decay heat}を解くことにより、次をもたらす。

上記基準（１）において、Ａ_wetはぬれ面積を示し、Ｔ_maxは、格納内部の最大許容温度示し、Ｔ_UHSは、ＵＨＳプール４０の最大許容温度を示し、Ｑ_{decay heat}は、反応器停止後の核分裂生成物崩壊のために炉心１４により生じる熱の最高仮定値を示し、更にＵは、格納２２からＵＨＳプール４０への熱伝達（熱移動）に対する熱通過率を示す。更に詳しくは、熱通過率Ｕに貢献する要素は、格納２２の内部から格納２２の上方部分２６の内側面への凝縮及び対流による熱伝達；格納シェルを通じての熱伝導；及び、ＵＨＳプール４０の水の沸騰及び／又は対流による格納２２の上方部分２６の外側面からＵＨＳプール４０内への熱伝達を含む。発生した崩壊熱Ｑ_{decay heat}は、反応器停止後の時間と共に低減し、反応器運転出力履歴（すなわち、停止前の時間の関数としての運転出力（動作電力）の履歴）に依存する。基準（１）により示されるように、最小許容ぬれ面積は、放散される崩壊熱の量により拡大縮小する。控え目には、ＵＨＳプール４０は、想定しているいかなるアクシデントシナリオに対しても仮定されるＱ_{decay heat}の最大値に対して設計されるべきである。最大許容温度Ｔ_maxは、格納２２に対して望まれる最大長期温度である。冷却材喪失アクシデント（ＬＯＣＡ）からもたらされる最初のエネルギー解放は、格納２２内部の温度がＴ_maxを一時的に超える短時間温度過渡を引き起こし得る。最大温度Ｔ_maxは、電線、弁作動装置、器具類、及び格納２２内部の他の重要な機器が動作し続けることを保証する程度に低く保たれるべきである。温度Ｔ_UHSは、ＵＨＳプール４０の水の最大許容温度である。ＵＨＳプール４０の水の温度は、反応器停止後、熱が地下格納２２の上方部分２６を通じてＵＨＳプール４０内へと移るにつれ、時間と共に変わることが予測される。制限Ｔ_UHS≦１００℃は、大気圧での水の沸点により課される。ＵＨＳプール４０の温度Ｔ_UHSの上昇により熱伝達が低下するので、控え目な値はＴ_UHS＝１００℃である。更に別の設計上の考慮すべき点は、反応器停止後に、水がＵＨＳプール４０から沸騰又は蒸発するにつれ、ぬれ面積Ａ_wetが低減し得ることである。あるケースでは、この問題は次の事実により未然に防がれ得る。すなわち、崩壊熱出力が反応器停止直後に最高であり、この時、ＵＨＳプール４０の水位はまだ枯渇していないという事実である。また、ＬＯＣＡでは、エネルギー放出直後に圧力及び温度を低下させるため、格納２２内の設備の熱キャパシタンスの作用及び格納構造２２自体の作用に対する功が認められ得る。

ＵＨＳプール４０は、基準（１）が満たされるならば、格納２２内の圧力を低減し又は安定させることができる。基準（１）に従う設計で用いられるパラメータＡ_wet、Ｕ、Ｑ_{decay heat}、Ｔ_max、及びＴ_UHSに対する値は、種々のやり方で評価され得る。一つのアプローチでは、Ｑ_{decay heat}は、その初期の最高値（すなわち、ＬＯＣＡ又は他の停止イベントに付随するいかなる短時間過渡直後での値）に設定される。最大許容温度Ｔ_maxは、控え目に低い値に設定されるべきである（Ｔ_maxのより低い値は最小許容ぬれ面積をより大きくすることに留意されたい）。同様に、Ｔ_UHSの控え目に高い値が用いられるべきである（より高い値はΔＴを低減し、そのため、最小許容ぬれ面積を大きくする）。保守的なアプローチは、Ｔ_UHS＝１００℃を設定することである。熱通過率Ｕは、格納２２の上方部分２６の壁厚等のパラメータを制御することにより、ある程度調整され得る（しかし、その壁はＵＨＳプール４０、重量に耐え、これが壁がいかに薄くされ得るか制限する）。同様に、ぬれ面積Ａ_wetは全体的構造設計形態又はレイアウトに基づいて調整可能である。基準（１）の代替的定式化はＵ・Ａ_wet・ΔΤ_min≧Ｑ_{decay heat}であることに留意さたい。ここで、ΔＴ_minは、想定しているいかなるアクシデントシナリオ中でも起こること仮定される格納２２とＵＨＳプール４０との間の最小温度差を示す。

図示はしないが、破片により目詰まりする可能性を低減するため、ベント８０がスクリーン、湾曲、又は他の機能を含むことが企図される。ベント８０の一つ又は複数が一つ又は複数の組合せ煙突の形態を採る一方、他の開口は、二次格納構造３２の屋根３４とＵＨＳプール４０の表面との間に定義された体積内にドラフトを設定するために、空気入口としての役割を果たすことも企図される。

図１に示す例示の安全システムの動作は以下の通りである。ＬＯＣＡにおいて、圧力容器１２の圧力バウンダリの裂け目は、一次冷却水を容器から脱出させる。反応器冷却システム（ＲＣＳ）は、一つ又は複数の凝縮器６０、及びＵＨＳプール４０によるドーム２６の冷却によって与えられる付加的な凝縮を用いて、圧力容器１２及び格納２２を減圧することにより応答する。一度減圧が圧力を十分に低いレベルまで下げると、格納２２内部に配置された燃料交換用水貯蔵タンク（ＲＷＳＴ）５２から追加の水が圧力容器１２内に注入される。炉心１４からの崩壊熱がこの水を沸騰させ、アクティブ・システム（図示せず）が通常の冷却を与えるようにオンラインで動かされるまで、沸騰した水を格納２２へと解放し続ける。受動冷却システム２６、４０、６０は、格納内部の過剰な圧力を防ぐため、（米国の原子力規制委員会、ＮＲＣの規則に従い）少なくとも７２時間、このエネルギーの大部分を除去するように設計される。格納ドーム２６上のＵＨＳプール４０に貯蔵された水は、鋼格納表面に直接接触しており、熱伝達のための大きな面を与える。格納２２内部のエネルギーは、ＵＨＳプール４０の水を沸騰させるように、ＵＨＳプール４０の水を、ことよると沸騰温度まで加熱する。発生した蒸気は、ベント８０から大気へと逃がされる。このガス抜きは、ＵＨＳプール４０の水が汚染されていないので、いかなる放射能も解放しない。

ヒートシンク喪失イベントにおいて、ＲＣＳが加圧し、緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）緊急凝縮器６０を起動する。一次冷却蒸気は、凝縮器６０の入口へと逃がされ、凝縮水が反応炉圧力容器１２に戻される（配管は図示されない）。凝縮器６０は、ＵＨＳタンク４０からの低圧水によって冷却される。

例示の安全システムは多くの利点を有する。地面レベルでのＵＨＳプール４０の配置は、高められた最終ヒートシンクプール（例えば、従来型反応器建屋の頂上に据え付けられた）と比較して損傷の可能性を低減する。更に、たとえＵＨＳプール４０の格納構造２６、４６、４８が破られても、その影響は、ＵＨＳプール４０を構成する水が（上方ドーム２６の破れの場合）（一次）格納構造２２内へ、又は（側壁４６又は付加的な底部部分４８の破れの場合）二次格納構造３２内へと下方に流れるというものであろう。前者の場合、水は防水壁２４を満たすのに寄与するであろうし、後者の場合、水は一次格納構造２２を囲み続け、そのため、（少なくともある程度）凝縮機構として活動し続けるであろう。

別の利点は、ＵＨＳプール４０は、補充水を地表面３０上方に持ち上げることなく、補充可能である点である。図１は、二次格納構造３２及び側壁４６を貫通する例示の補充入口８２を示す。これらの入口８２は、種々の補充水供給部と接続可能である。例えば、該原子力施設の地表面３０よりも高所の自然湖又は人口湖が、自動システムを介して又は手動により補充ラインを開放可能な適切な平行手動／電子弁により、入口８２へと配管され得る（例えば、電力が長期間失われた場合）。例えば、入口８２を樋（好ましくは、破片による目詰まりを回避するために適切なスクリーニング等を含む）のように構成することにより、実際、ＵＨＳプール４０は雨水、洪水の水又は他の自然発生地表水によってでさえも補充され得る。

地下格納構造２２と格納２２上に配置され格納２２により支持されるＵＨＳプール４０との組合せは、敵対行為による損傷を実質的に受け難くするという更なる利点を有する。格納２２の地下構造は、攻撃に対する実質的な障壁であり、ＵＨＳプール４０は、発射体、爆発物又は他の攻撃機構から格納構造２２（及び収容される原子炉１０）を保護する追加の表面障壁を与える。

ＵＨＳプール４０により、地下格納構造２２に対するこの低減したアクセスは、燃料補給等の保守操作中、いくつかの困難を提起し得る。例示の実施形態において、これは、ドーム２６の上部がＵＨＳプール４０によって囲まれるアイランドを規定するように、地下格納構造２２の上方ドーム２６を、ＵＨＳプール４０の表面の上方へと突き出る程度に十分な高さを持って構成することにより、解決される。ハッチ又は他のアクセスは、新しい燃料又は他の構成要素を供給するため、この「アイランド」に設けることができる。あるいは、上方ドームの上部がＵＨＳプールの水位より下にある場合、ドームの上部を露出させて保守のためのアクセスを提供するために、ＵＨＳプールは一部が排水され得る。

例示の原子炉１０は、一体型蒸気発生器（一体型ＰＷＲ）を有する加圧水型原子炉（ＰＷＲ）である。しかしながら、開示した安全システムは、外部蒸気発生器を有するＰＷＲ、又は沸騰水型原子炉（ＢＭＲ）等の他のタイプの反応器にも適用可能である。ＢＭＲの場合、ＢＭＲは、ＰＷＲ設計に使用される格納構造よりも小型の格納構造に従来から収容されており、該従来の小型ＢＭＲ格納は、ＵＨＳプールと格納構造との間の接触に対して十分な表面積を与えないかもしれない。これは、ＢＭＲ反応器に対してより大きい格納構造を使用することにより、及び／又は、ＢＷＲ格納のドームに、表面積を高める溝又は起伏７０を含めることにより改善可能である。

好ましい実施形態が例示及び記述された。自明のように、上記の詳細な説明を読み理解すれば、他の物には変更及び変形が見い出される。本発明は、すべてのそのような変更及び変形を、これらが本発明の特許請求の範囲又は均等の範囲内にある限り、含むように解釈されることが企図される。

Claims (21)

1. 圧力容器、及び圧力容器内に配置された原子炉炉心を含む原子炉と、
   原子炉を収容する地下格納構造と、
   地面レベルに配置される最終ヒートシンクプールにして、地下格納構造の上方部分が最終ヒートシンクプールの底部の少なくとも一部を規定する最終ヒートシンクプールとを備える装置。
2. 前記地下格納構造の上方部分は、最終ヒートシンクプールの底部の少なくとも一部を規定する上方ドームからなる請求項１の装置。
3. 地下格納構造の上方ドームの最上端が最終ヒートシンクプールの表面より上方に突き出て、最終ヒートシンクプールに囲まれたアイランドを規定する請求項２の装置。
4. 前記地下格納構造の上方ドームは溝又は起伏を含む請求項２の装置。
5. 前記地下格納構造は鋼からなる請求項１の装置。
6. 地下格納構造及び最終ヒートシンクプールを収容する二次格納構造にして、最終ヒートシンクプールから蒸発又は沸騰した水が二次格納構造から脱出することを可能にするように構成されたベントを有する二次格納構造を更に備える請求項１の装置。
7. 二次格納構造の外部から最終ヒートシンクプールへの地表水を許容するために二次格納構造に配置された樋を更に備える請求項６の装置。
8. 前記地下格納構造の上方部分によって規定される最終ヒートシンクプールの底部の部分は、少なくとも
   

   

   
   の面積を有し、ここで、Ｔ_maxは地下格納構造内部の最大許容温度を示し、Ｔ_UHSは最終ヒートシンクプールの最大許容温度を示し、Ｑ_{decay heat}は、反応器停止に続く核分裂生成物崩壊によって生じる熱に対する最高仮定値を示し、Ｕは、地下格納構造から最終ヒートシンクプールへの熱伝達に対する熱通過率を示す請求項１の装置。
9. 前記最終ヒートシンクプールは少なくとも３００，０００ガロンの容積を有する請求項８の装置。
10. 前記原子炉は加圧水型原子炉（ＰＷＲ）からなり、地下格納構造は、ＰＷＲと、ＰＷＲにおいて又はＰＷＲと共に動作するように設計された少なくとも一つの蒸気発生器との両方を同時に収容する程度に十分大きい請求項１の装置。
11. 前記ＰＷＲは一体型ＰＷＲであり、地下格納構造は、ＰＷＲと、ＰＷＲの外部に配置されかつ一体型ＰＷＲにおいて動作するように設計された内部蒸気発生器との両方を同時に収容する程度に十分大きい請求項１０の装置。
12. 前記地下格納構造の内部に配置されたホット流路及びコールド流路を含む熱交換器を備える凝縮器と、
    凝縮器を最終ヒートシンクプールに動作可能に接続する冷却水ラインとを更に備える請求項１の装置。
13. 前記最終ヒートシンクプールに配置された冷却水ラインの端部は、（ｉ）開放端部の一つと、（ｉｉ）最終ヒートシンクプールに配置された熱交換器との連結部とに終端する請求項１２の装置。
14. 圧力容器、及び圧力容器に配置された原子炉炉心を含む加圧水型原子炉（ＰＷＲ）と、
    原子炉を収容する地下格納構造と、
    地下格納構造の上方部分により少なくとも一部が規定される底部を有する最終ヒートシンクプールとを備える装置。
15. 前記地下格納構造の上方部分は上方ドームからなる請求項１４の装置。
16. 前記地下格納構造の上方ドームは、最終ヒートシンクプールの表面より上方に突き出て、最終ヒートシンクプールに囲まれたアイランドを規定する請求項１５の装置。
17. 前記地下格納構造の上方部分は溝又は起伏を含む請求項１４の装置。
18. 前記地下格納構造は鋼からなる請求項１４の装置。
19. 前記最終ヒートシンクプールと地下格納構造の上方部分との間の接触面積Ａ_wetが基準Ｕ・Ａ_wet ・ΔＴ_min ≧ Ｑ_{decay heat} を満たし、ここで、Ｑ_{decay heat}は、反応器停止に続く核分裂生成物崩壊によって生じる熱に対する最高仮定値を示し、Ｕは、地下格納構造から最終ヒートシンクプールへの熱伝達に対する熱通過率を示し、ΔＴ_minは、想定しているいかなるアクシデントシナリオ中でも起こることが仮定される地下格納構造と最終ヒートシンクプールとの間の最小温度差を示す請求項１４の装置。
20. 前記地下格納構造の内部に配置されたホット流路及びコールド流路を含む熱交換器を備える凝縮器と、
    凝縮器を最終ヒートシンクプールに動作可能に接続する冷却水ラインとを更に備える請求項１４の装置。
21. 圧力容器、及び圧力容器内に配置された原子炉炉心を含む原子炉と、
    原子炉を収容する格納構造と、
    格納構造の上部に配置される最終ヒートシンクプールにして、格納構造が最終ヒートシンクプールの底部を規定する最終ヒートシンクプールと、
    前記格納構造の内部に配置されたホット流路及びコールド流路を含む熱交換器を備える凝縮器と、
    凝縮器を最終ヒートシンクプールに動作可能に接続する冷却水ラインとを備える装置。

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