JP2015521278A - 原子力蒸気供給システム - Google Patents

Abstract

流体的に相互接続された原子炉容器および蒸気発生容器中の一次冷却材の流動のために重力駆動自然循環を利用する原子力蒸気供給システム。一実施形態では、蒸気発生容器は、原子炉容器内の核燃料炉心から一次冷却材によって得られる熱を利用することにより、二次冷却材を飽和液体から過熱蒸気に変換するように動作可能な、垂直に積層された複数の熱交換器を含む。二次冷却材は、一部の実施形態ではランキン発電サイクルタービン発電機セットに関連する作動流体とすることができる。蒸気発生容器および原子炉容器は各々、縦方向に細長いシェルから構成することができ、それらは一実施形態では、側方に隣接する関係に配設される。一実施形態では、原子炉容器および蒸気発生容器は物理的に別々の自立構造体であり、それらは物理的に同一の封じ込め容器内に配置することができる。【選択図】図1

Description

関連出願の相互参照
本願は、２０１２年４月２５日出願の米国特許仮出願第６１／６３８，２５７号の優先権を主張し、その内容全体を参照によって本書に援用する。
本発明は原子力蒸気供給システムに関し、さらに詳しくは、自然重力駆動型冷却材流動循環システムを有する小型モジュール式原子炉のための蒸気供給システムに関する。

原子力発電施設用の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）は、原子炉の炉心を冷却するため、および二次冷却材を加熱して、ランキン発電サイクル用の作動流体にすることのできる蒸気を発生させるための両方に、一次冷却材の揚水循環および自然循環の両方を利用している。既存の自然循環ＰＷＲは、熱交換装置が原子炉圧力容器と一体化され、その中に配置されるという欠点がある。そのような配置構成は熱交換装置の修理および／または保守点検を難しくするだけでなく、装置を腐食条件にさらすことにもなり、結果的に複雑さを増大させ、原子炉圧力容器への貫通部の数を潜在的に増加させる。加えて、熱交換装置を原子炉圧力容器内に配置することは、原子炉容器の放射性の高い構成部品に近接して熱交換装置を修理するために作業員が受ける放射能レベルに関して問題が生じる。この種の流動循環を利用するシステムで自然循環を達成するために、熱交換器は原子炉容器内に配置すべきであるというのが一般的な見解でもあった。

改善された原子力蒸気供給システムが望まれている。

本発明は、上述した既存の配置構成の欠点を克服する、改善された原子力供給システムを提供する。

本発明の一実施形態では、自然重力駆動冷却材循環による原子力蒸気供給システムは、内部空洞を形成するシェルを備えた縦方向に細長い原子炉容器と、内部空洞内に配置された核燃料を備えた原子炉炉心と、シェルおよび垂直積層関係に配置された複数の熱交換器部を備えた蒸気発生容器であって、蒸気発生容器のシェルが原子炉容器のシェルとは別個に形成され、流体継手を介して原子炉容器のシェルと一体に流体接続された、蒸気発生容器と、原子炉容器と蒸気発生容器との間に形成された閉ループ一次冷却材システムであって、原子炉圧力容器中を流れて原子炉炉心を冷却すると共に、蒸気発生容器中を流れて熱を、蒸気発生容器中を流れる二次冷却材に伝達する、一次冷却材を有する一次冷却材システムとを含む。一次冷却材システムは、原子炉容器および蒸気発生容器中を流れる一次冷却材の重力駆動循環を誘発するように構成される。二次冷却材は蒸気発生容器の熱交換器部の各々の中を垂直方向に流れ、相を液体から蒸気に変化させる。したがって、一実施形態では、一次冷却材システムはポンプを含まない。原子炉炉心の稼働は、原子炉容器と蒸気発生容器との間の閉ループ一次冷却材システムの一次冷却材の自然循環を引き起こすのに充分な程度まで、一次冷却材を加熱させる。

別の実施形態では、自然重力駆動冷却材循環による原子力蒸気供給システムは、第１垂直軸線を有し、かつ内部空洞を形成するシェルを備えた、縦方向に細長い原子炉容器と、流動流体を導通させるために原子炉容器の空洞内に配置された垂直ライザおよびダウンカマであって、相互に流体連通している垂直ライザおよびダウンカマと、原子炉容器の内部空洞内に配置された核燃料を備えた原子炉炉心と、第２垂直軸線と、垂直積層関係に流体接続された複数の熱交換器部を含む円筒形シェルとを有する、縦方向に細長い蒸気発生容器であって、蒸気発生容器のシェルが原子炉容器のシェルとは別個に形成され、流体継手を介して原子炉容器のシェルと一体に流体接続された、蒸気発生容器と、原子炉炉心による加熱のために一次冷却材が原子炉容器のダウンカマおよび垂直ライザを流れ、一次冷却材がさらに蒸気発生容器の熱交換器部を流れて熱を、蒸気発生容器を流れる二次冷却材に伝達する、重力駆動閉流動ループを有する原子炉一次冷却材システムとを含む。二次冷却材は蒸気発生容器の熱交換器部を垂直に流過し、相を液体から蒸気に変化させる。原子炉容器の第１垂直軸線は、蒸気発生容器の第２垂直軸線から側方に偏位する。コンテナシステムを用いて放射性廃棄物を貯蔵するための例示的方法を提供する。方法は、原子炉容器に配置された原子力原子炉炉心で液体一次冷却材を加熱するステップと、加熱された一次冷却材を、原子炉炉心に流体接続された垂直ライザ内で第１垂直方向に原子炉容器中を上方に流過させるステップと、加熱された一次冷却材を原子炉容器の頂部から出口を介して排出するステップと、加熱された一次冷却材を蒸気発生容器の底部で入口を介して受容するステップと、加熱された一次冷却材を垂直ライザ管内で第１垂直方向に蒸気発生容器中を上方に流過させるステップと、加熱された一次冷却材を容器の頂部で受容するステップと、加熱された一次冷却材の流動の方向を第１垂直方向の上向きから第２垂直方向の下向きに上下反転させるステップと、加熱された一次冷却材を蒸気発生容器中を第２垂直方向に下方に流過させ、そこで一次冷却材を冷却させるステップと、冷却された一次冷却材を原子炉容器に還流させるステップと、原子炉容器における加熱ステップを繰り返すステップとを含み、原子炉容器および蒸気発生容器中の一次冷却材の流動は閉循環流動ループを形成する。一実施形態では、方法はさらに、二次冷却材を一次冷却材の第１および第２垂直方向と平行に上方に蒸気発生容器中を流過させるステップを含む。一実施形態では、方法はさらに、二次冷却材が蒸気発生容器の底部に飽和液体として流入するステップと、蒸気発生容器の頂部から過熱蒸気として流出するステップとを含む。

本発明の利点および態様は以下を含む。

地下深部の炉心：原子炉の炉心は、大型ＰＷＲおよびＢＷＲ原子炉で原子炉の完全性の維持における有効性が数十年にわたって実証されたＡＳＭＥ規格の材料から作られた厚壁の原子炉容器（ＲＶ）内で地下深部に存在する。原子炉冷却材によって湿潤される全ての表面は、ＲＶにおける主要な腐食源およびクラッドの蓄積を排除するステンレス鋼またはインコネルから作られる。

原子炉冷却材の重力駆動循環：本開示に係る原子力蒸気供給システムは、原子炉冷却材が炉心を循環するためにいかなる能動部品（すなわち原子炉冷却材ポンプ）にも依存しない。代わりに、ＲＶ、蒸気発生器の熱交換器、およびその他の各種機器中の原子炉冷却材の流動は、一次ループの高温および低温セグメント間の流水の密度差によって生成される圧力水頭によって生じる。原動力としての重力の信頼性は、その本質的安全性を裏付ける。原子炉冷却材の移動にポンプ、弁、またはいかなる種類の運動機械も不要である。

自力起動が可能（外部電源への無依存）：外部電源は、原子力蒸気供給システムを起動または停止させるのに必須ではない。作動停止中の原子炉残留熱の排除もまた重力駆動循環によって引き起こされる。こうして、原子力発電所の主要な関心事である、現場の緊急停止電力供給の必要性は排除される。実際、原子力蒸気供給システムは、正常および事故の両方の条件下でその稼働要件を満たすために、重力を（そして重力だけを）原動力として使用する。

原子炉炉心の上および周囲における大量貯水の確保：本発明の原子力蒸気供給システムの原子炉容器（ＲＶ）はその頂部以外に貫通部を持たず、それは、全ての正常な熱排除経路が失われる仮説的な想定事象下でさえも、炉心が大量の貯水中に浸漬され続けることを意味する。

原子炉容器（ＲＶ）における大きい貫通部が無い：ＲＶにおける全ての貫通部はＲＶの頂部に配置され、サイズは小さい。原子炉冷却材システムにおける大きい配管の不在は、「大破断」冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）事象の潜在的可能性を排除する。

全ての重要部品への容易なアクセス性：いわゆる「一体型」原子炉システムとは対照的に、蒸気発生器および制御棒駆動システムは、ＲＶの外側の容易にアクセスできる高さに配置され、予防保守および修理を簡便に実行される作業にする。蒸気発生器は一部の実施形態では、予熱器、蒸気発生器、および上に加圧器が搭載された過熱器を含む、単一ループから構成される。ループ内の熱交換器、すなわち予熱器、蒸気発生器、および過熱器は、管に簡便にアクセスしかつ差し込むために、熱交換器管板および／または管束へのアクセスをもたらす、適切に配置されたマンホールのような設計上の特徴を組み込んでいる。熱交換装置を原子力蒸気供給システムにおける原子炉空洞の苛酷な環境の外側に配置する決定は、過去３０年にわたるＰＷＲ蒸気発生器の低い信頼性、およびそれらを交換するために業界によって負担される莫大な費用によって特徴付けられてきた。

ＲＶフランジは、ＲＶ円筒の外周を越えるその突出を最小化するリバースジョイントを特徴とする。この設計革新は、スタックをＲＶノズルに直接接続すること、すなわちｇｏｒｇｉｎｇ ｔｏ ｆｏｒｇｉｎｇ接続を可能にし、それらの間の配管を排除する。この設計上の特徴は、大管破断ＬＯＣＡの危険性を排除する。

原子炉冷却材としての脱塩水：原子炉冷却材は、温度の上昇によるその強い負の反応性勾配のため、臨界安全性を高める脱塩水である。ホウ酸塩水の除去もまた、一次冷却材中のホウ素レベルを維持および管理するために必要なシステムおよび機器を除去することによって、原子力蒸気供給システム（ＮＳＳＳ）を簡素化する。純水および耐食性一次冷却材ループは、ＲＶにおけるクラッドの蓄積を最小化するのに役立つ。

改善された蒸気サイクルの信頼性：蒸気サイクルの信頼性は、高圧タービンを完全に省くことによって改善される。むしろ、サイクル蒸気は低圧タービンに送られる前に過熱される。ランキン効率の損失は０．５パーセント未満である。電力サイクルの信頼性の向上および簡素化に関する利益はかなり大きい。

圧力制御：加圧器は従来の加熱／急冷要素（圧力制御のための水／蒸気）を含む。一連の電熱器が加圧器部に取り付けられ、それは、一次冷却材の一部を沸騰させ、かつ加圧器の頂部のヘッド付近に滞留する蒸気泡を発生させることによって、圧力を増大させるように働く。噴霧塔が加圧器の頂部ヘッド付近に配置され、それは蒸気泡に水を噴霧し、それによって蒸気を凝縮して、蒸気泡を低減させる。蒸気泡のサイズの増大／縮小は、原子炉冷却材システム内の一次冷却材の圧力を増大／低減させるように働く。１つの例示的実施形態では、加圧器によって維持される一次冷却材圧力は、約２，２５０ｐｓｉとすることができるが、それに限定されない。

代替的実施形態では、窒素式加圧器システムを使用することができる。この実施形態では、加圧器は、加圧器に流体連結された外部高圧窒素タンクから制御された窒素圧を加えることによって、原子炉容器の圧力を制御するように働く。窒素圧制御原子炉は他の型の原子炉で使用されてきており、迅速な応答プロファイルを持ち長年の成功稼働経験を有する。

原子炉内の燃料破損の防止：稼働中の全燃料破損の７０パーセント以上は、フレッティング（繰返し衝撃による腐食）損傷から発生することが知られており、それはグリッドストラップによる燃料棒の「ピンジング」の結果である。グリッドストラップの振動は、燃料の周囲の乱流のレベルに直接関係する。本発明の原子力蒸気供給システムでは、レイノルズ数は、今日の典型的な稼働中のＰＷＲのレイノルズ数の約２０パーセントである。低いレイノルズ数は、燃料棒に対するピンジング作用の緩和（腐食率は衝撃速度の約４．８乗で変化する）、およびしたがってフレッティング損傷率の劇的低下と解釈される。本発明の原子力蒸気供給システムに選択される低い燃焼レベル（現在稼働している原子炉の約６０と比較して、（１ＭＴＵ当たり４５ＧＷＤの範囲）もまた、燃料被覆材の脆性を改善するのに役立ち、したがって燃料棒の損耗を防止する。

自己遮蔽の増大：本発明の原子力蒸気供給システム（ＮＳＳＳ）における一次流体の重力駆動循環は、別の顕著な利益をＮＳＳＳから生じる放射線量の劇的低減の形で生み出す。これは、炉心の炉水の酸素の中性子衝撃によって生じる窒素（Ｎ−１６）同位体が、格納容器から発する放射線の大きな原因である高ガンマエネルギ放出Ｎ−１６同位体を生成するためである。しかし、Ｎ−１６は半減期がわずか７．４秒であり、それは、一次水が蒸気発生器の頂部まで移動するのに要する時間の４分の１に満たない。したがって、Ｎ−１６の量は７超の半減期で減少し、それは事実上、極小値まで減少することを意味する。スコーピング計算は、ＮＳＳＳの蒸気発生器の頂部からの放射線量を同様の大きさの揚水型ＰＷＲより３桁以上小さくすることができることを示唆している。したがって、放射線の遮蔽のために本発明のＮＳＳＳ用の厚いコンクリートの格納容器を建造する必要が無い。鉄筋コンクリートの格納容器を現場で建造する代わりに、航空機の衝突に耐えることのできる、工場で製作された鋼製格納容器が配置され、それはより適切であり、かつより経済的である。

本発明の例示的実施形態の特徴を、以下の図面に関連して説明する。これらの図において、類似の要素には類似の記号が付けられている。

原子炉容器および蒸気発生容器を備えた蒸気発生器組立体を含む、本開示に係る原子力蒸気供給システムを含む格納容器の断面図である。 流れの矢印によって表される主冷却材の流路または循環流ループを示す、図１の原子力蒸気供給システムの概略流れ図である。 図１の原子炉容器の立面断面図である。 予熱器部および蒸気発生器部を示す、図１の蒸気発生容器の原子炉容器の底部の立面断面図である。 蒸気発生容器の上に取り付けられた過熱器部および加圧器を示す、図１の蒸気発生容器の頂部の立面断面図である。 図１の原子炉容器内に配置された燃料カートリッジの分解斜視図である。 図１の蒸気発生器組立体の正面図である。 図１の蒸気発生器組立体の側面図である。 図１の蒸気発生器組立体の上面図である。 図１の蒸気発生器組立体の上面斜視図である。 図１の蒸気発生器組立体の底面斜視図である。 図８の線ＸＩＩ‐ＸＩＩに沿って切った蒸気発生容器の横断面図である。 図８の線ＸＩＩＩ‐ＸＩＩＩに沿って切った蒸気発生容器の横断面図である。 図８の線ＸＩＶ‐ＸＩＶに沿って切った蒸気発生容器の縦断面図である。 図１４に示したＸＶ部の拡大詳細図である。

全ての図面は概略図であって、必ずしも正確な縮尺ではない。

本発明の特徴および利点について、本明細書で例示的実施形態を参照することによって例証し説明する。例示的実施形態のこの説明は、明細書全体の一部とみなされる添付の図面に関連して読むように意図されている。本書に開示する実施形態の説明において、方向または向きの言及は単に、説明の便宜を図ることを意図するにすぎず、いかなる形でも本発明の範囲を限定することを意図するものではない。「下方」、「上方」、「水平」、「垂直」、「より上」、「より下」、「上向き」、「下向き」、「頂部」、および「底部」のような相対的用語およびそれらの派生語（例えば「水平に」、「下向きに」、「上向きに」等）は、そのとき説明されているか、あるいは説明している図面に示されている向きを指していると解釈すべきである。これらの相対的用語は、単に説明の便宜を図るものであって、装置を特定の向きに構築または操作することを要求するものではない。「取り付けられた」、「付着された」、「接続された」、「連結された」、「相互接続された」のような用語等は、明示的にそうでないことが記載されない限り、構造物が直接的にまたは介在構造物を介して間接的に相互に固定されまたは取り付けられる関係のみならず、可動または不動の取付け状態または関係をも指す。したがって、開示は明示的に、単独でまたは他の特徴と組み合わせて存在することのできる特徴の一部の可能な非限定的組合せを例証するそのような例示的実施形態に限定されない。

図１〜図６を参照すると、本開示に係る原子力加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のための蒸気供給システムが示されている。熱水力的観点から、システムは、原子炉容器２００と、原子炉容器に流体連結された蒸気発生容器３００とを一般的に含む蒸気発生器組立体１００を含む。蒸気発生容器および原子炉容器は縦方向に細長い別個の構成部品であり、それらは油圧で密結合されているが、容器の間を流れる一次ループ冷却材（すなわち原子炉冷却材）の熱交換を除いては熱的に分離された、それ自体個別の容器である。本書でさらに説明する通り、蒸気発生容器３００は一実施形態では、予熱器３２０と、主蒸気発生器３３０と、二次冷却材ループを流れる水のような流体を入口３０１で蒸気発生容器３００に流入する液体から出口３０２で蒸気発生容器から流出する過熱蒸気に変換する過熱器３５０とを含む。二次冷却材ループの水は、一部の実施形態で電力を生産するためにタービン発電設備を駆動するのに使用される、ランキンサイクル流体とすることができる。

蒸気発生容器３００はさらに、一次冷却材流体の所定の圧力を維持する加圧器３８０を含む。加圧器は、蒸気発生容器３００の上に取り付けられた圧力容器であり、蒸気発生器内の一次冷却材圧力の制御を可能にするように動作する液体／気体界面（すなわち一次冷却材の水／不活性ガス）を維持するように設計されている。一実施形態では、図示する通り、加圧器３８０は蒸気発生容器３００の上に直接取り付けることもでき、容器の頂端を油圧で密閉するための容器の一体的な単一の構造部品を形成する。上述した３つの熱交換器および加圧器の集合を「スタック」と呼ぶことがある。

図１を参照すると、原子炉容器２００および蒸気発生容器３００は蒸気発生器封じ込め容器１１０に格納されている。封じ込め容器１１０は、頂部１１１、底部１１２、およびそれらの間に延びる円筒状側壁１１３から構成された適切な工場製作鋼製容器とすることができる。一部の実施形態では、封じ込め容器の地表面より上に位置する部分は、航空機の衝突に耐えるのを助けるように延性リブ付き鋼で作製してよい。封じ込め容器１１０の頂部１１１の上に間隔を置いて配置されるミサイルシールド１１７は、封じ込め容器の一部分として、または封じ込め容器１１０を包囲する別個の封じ込め囲い構造体（図示せず）として設けてよい。水平隔壁１１４は封じ込め容器を上部１１４ａおよび下部１１４ｂに分割する。隔壁１１４は封じ込め容器内の床を画定する。一実施形態では、図示するように、原子炉容器２００の大部分は下部１１４ｂに配置することができ、蒸気発生容器３００は上部１１４ａに配置することができる。

様々な実施形態で、封じ込め容器１１０は、地上に、部分的に地下に、または完全に地下に設置することができる。特定の実施形態では、封じ込め容器１１０は、原子力燃料原子炉炉心（例えば燃料カートリッジ２３０）を含む下部１１４ｂの少なくとも一部分または全部が地面の下に位置するように、配置することができる。一実施形態では、原子炉容器２００全体および蒸気発生容器３００の一部分は、最大限の安全のために完全に地下に位置する。封じ込め容器１１０の円筒状のシェルまたは側壁１１３は、図１に示すように、封じ込め容器の地上および地下に位置する部分の境界を設けるために、周方向に溶接またはボルト締結されるフランジ継手１１９によって接合される、上部および下部に水平分割することができる。他の実施形態では、上部および下部はフランジを使用することなく溶接することができる。

一実施形態では、例えば封じ込め容器１１０は、１６０ＭＷ（メガワット）のモジュール式原子力発電施設の場合、約２００フィート以上の代表的高さを有することができるが、それに限定されない。この発電施設の非限定的な代表的直径は約４５フィートである。システム構成部品の構成および寸法に応じて、封じ込め容器は任意の適切な高さおよび直径を持つことができる。

封じ込め容器１１０はさらに、一実施形態では、増強された放射線遮蔽および原子炉炉心用の容易にアクセス可能な冷却材の予備的貯蔵を提供するために冠水した円筒状外接壁包囲体１１６によって画定される、ウェット原子炉ウェル１１５を含む。一実施形態では、壁包囲体１１６は、図示するように原子炉容器２００の外周に延びるステンレス鋼の円筒状壁から形成することができる。包囲体１１６を構築するために、他の適切な材料を使用してよい。ウェット原子炉ウェル１１５は、封じ込め容器１１０の下部１１４ｂに配置される。下部１１４ｂはさらに、包囲体１１６に隣接して、冠水（すなわち水）使用済み燃料プール１１８を含むことができる。一実施形態では、図１に示すように、使用済み燃料プール１１８および壁包囲体１１６の両方が図１に示すように水平隔壁１１４の下に配置される。

一実施形態では、図１に示すように、壁包囲体１１６は隔壁１１４の上に延びることができ、原子炉容器と蒸気発生容器との間の入口／出口ノズル接続は、壁包囲体の貫通によって行うことができる。

さらに図１に示すように、原子炉容器２００および蒸気発生容器３００は両方とも、封じ込め容器１１０の接地面積および直径を低減するために、図示するように垂直方向に配向することが好ましい。封じ込め容器１１０は、原子炉容器および蒸気発生容器の両方、ならびに任意の他の装備を格納するのに充分大きい直径を有する。封じ込め容器１１０は、電力生産用のタービン発電設備を駆動するためにランキンサイクルに関連する第２冷却材ループ流体の流れのための水および蒸気の入口および出口貫通部を除き、完全に格納された蒸気発生器を提供するように、原子炉容器および蒸気発生容器を完全に格納するのに充分大きい高さを有することが好ましい。

図２は、一次冷却材ループ内の一次冷却材（例えば水）の流れまたは循環を示す。一実施形態では、一次冷却材流は、原子炉容器２００で加熱され、次いで蒸気発生容器３００で、熱がタービン発電（Ｔ−Ｇ）設備を駆動するランキンサイクルの二次冷却材ループに伝達されるときに冷却されるので、冷却材の温度および対応する密度の変化に依存する重力駆動式である。冷却材の変化する異なる密度（すなわち高温−低密度および低温−高密度）によって生じる圧力水頭は、流れ方向矢印によって示されるように、原子炉容器−蒸気発生容器システム中の流れまたは循環を誘発する。利点は、重力駆動一次冷却材の循環は冷却材ポンプまたは機械類を必要とせず、よって結果的にコスト（資本、運営、および維持）が節減され、システムの電力消費が低減し、よってＰＷＲシステムのエネルギ変換効率が増大することであり、それに加えて本書に記載する他の利点もある。

原子炉容器２００は、２０１２年８月３日に出願した本願と同一出願人による米国特許出願第１３／５７７，１６３号に開示された、重力駆動循環システムを備えた原子炉容器と同様とすることができ、その内容全体を参照によって本書に援用する。

図３を参照すると、１つの非限定実施例における原子炉容器２００は、一体的に溶接された半球形底部ヘッド２０３および取外し可能な半球形頂部ヘッド２０２を備えた円筒状側壁シェル２０１から構成された、ＡＳＭＥ規格第３章分類１の厚壁筒形圧力容器である。シェル２０１は、本書に記載する通り、原子炉炉心、原子炉シュラウド、および他の装備を保持するように構成された内部空洞２０８を画定する。一実施形態では、原子炉容器シェル２０１の上端部は、頂部ヘッド２０２に溶接された同様のフランジ２０５にボルトで締結されたテーパ付きハブフランジ２０４（当業界で「溶接ネック」フランジとしても知られる）を具備することができる。一実施形態では、頂部ヘッド２０２は、あらゆる運転モードで高結合性二重ガスケットシールを確立するために予張力を加えた１組の合金ボルト（図示せず）を介して、（円筒状原子炉容器シェルに対しても突合せ溶接される）「頂部フランジ」に固定される。頂部ヘッド２０２のボルト締結接続は、原子炉炉心のような原子炉容器内部へのアクセスを容易にする。

２つの相フランジ２０４、２０５の間で圧縮される２つの同心状の自己緊塞ガスケット２０６は、頂部ヘッド２０２とシェル２０１との間の接続部における原子炉容器２００の漏れ密封性をもたらす。稼働条件下の漏れ密封性は、本書でさらに説明する通り、システムにおける一次冷却材の流体の流れ構成によってもたらされる、フランジ継手の軸対称性加熱によって保証される。頂部ヘッド２０２は制御棒を挿入するための垂直貫通部２０７を含み、かつさらに、関連する制御棒駆動体を取り付けるための基礎としても役立つことができ、それらは両方とも描かれておらず、これ以上詳述しないが、当業界では周知である。

引き続き図３を参照すると、原子炉容器２００は、燃料カートリッジ２３０によって画定される原子炉炉心を収容する円筒状原子炉シュラウド２２０を含む。原子炉シュラウド２２０は、原子炉容器のシェル部を横方向に２つの同心状に配設された空間に分割する。すなわち（１）原子炉シュラウドの外面とシェル２０１の内面との間に形成され、一次冷却材が原子炉容器に流入するための環状ダウンカマ２２２を画定する外環２２１、および（２）原子炉炉心における核分裂によって加熱され、原子炉容器から流出する一次冷却材のためのライザカラム２２４を画定する通路２２３である。原子炉シュラウド２２０は細長く、原子炉容器の垂直軸線ＶＡ１に沿って軸線方向に延び、高さを画定し、開口底部２２５および閉鎖頂部２２６を含む。一実施形態では、本書でさらに説明する通り、頂部２２６は、ライザカラム２２４を上昇流動してきた一次冷却材を蒸気発生容器３００に向かわせる、頂部流れ遮断板２２７によって閉鎖することができる。一実施形態では、原子炉シュラウド２２０の底部２２５は、原子炉容器２００の底部ヘッド２０３から垂直方向に離して配置され、底部フロープレナム２２８を画定する。底部フロープレナム２２８は環状ダウンカマ２２２から一次冷却材を捕集し、冷却材の流れを原子炉シュラウド２２０の開口底部２２５によって形成されるライザカラム２２４の入口に向かわせる（例えば図２参照）。

燃料カートリッジ２３０および原子炉シュラウド２２０は両方とも、炉心支持構造体（「ＣＳＳ」）によって支持され、それは一実施形態では、原子炉シュラウドおよび原子炉容器２００のシェル２０１の間に渡され、それらに取り付けられた複数の側方支持部材２５０を含む。周方向および垂直方向の両方に間隔を置いて配置された適切な数の支持部材が、燃料カートリッジ２３０および原子炉シュラウド２２０の総合重量を支持するために必要に応じて設けられる。一実施形態では、原子炉シュラウド２２０の底部は、シュラウドが垂直軸線方向に（すなわち垂直軸線ＶＡ１と平行に）熱的に成長することを不当に束縛することなく可能にするために、原子炉容器２００に固定されない。

原子炉シュラウド２２０は一実施形態では、ステンレス鋼のような、しかしそれに制限されない耐食性材料から作ることのできる二重壁のシリンダである。原子炉シュラウド２２０のこの二重壁構成は、それを越える熱の流れを遅らせるよう設計された断熱構造体を形成し、かつ図１〜図３に示すように一実施形態ではシュラウドの底端部に位置することが好ましい燃料カートリッジ２３０（「炉心」）における核分裂によって加熱された一次冷却材（すなわち水）の上昇流のための平滑な垂直ライザカラム２２４を形成する。原子炉シュラウド２２０内の燃料カートリッジ２３０の上の垂直空間は、相互接続された制御棒セグメントと共に、原子炉の稼働中に流れに誘発される振動からそれらを保護するように働く１組の「非セグメントバフル」を含むこともできる。原子炉シュラウド２２０は、金属疲労から破損を誘発することがある機械的振動による損傷を防止するために、支持部材２５０により原子炉容器によって側方に支持される。

一実施形態の燃料カートリッジ２３０は直立燃料アセンブリを包含する単一自律的構造体であり、相対的に深い水のプレナムが燃料カートリッジの下に位置するように、底部ヘッド２０３の上に間隔を置いて配置された原子炉容器２００の領域に配置される。燃料カートリッジ２３０は原子炉シュラウド２２０によって断熱されるので、核燃料炉心で核分裂反応によって生じる熱の大部分は、燃料カートリッジおよび隣接するライザカラム２２４の上部を流れる一次冷却材を加熱するのに使用される。燃料カートリッジ２３０は、一次冷却材をカートリッジ中に完全に上昇流動させるように（流れ方向矢印を参照）、円筒状の側壁２３１、開口頂部２３３、および開口底部２３４を含む開放円筒状構造体である。一実施形態では、側壁２３１は、適切な手段によって一体に接合される反射体の複数の弓状セグメントによって形成することができる。燃料カートリッジ２３０の開放内部には、核燃料棒を保持するため、かつ必要に応じて核分裂反応を制御する制御棒を炉心内に挿入するために、支持グリッド２３２が充填される。

簡潔に述べると、稼働中に、高温の原子炉一次冷却材は、図２および図３に示すように、隣接する蒸気発生容器３００で冷却するために、低流れ抵抗性の出口ノズル２７０を介して原子炉容器２００から流出する。冷却された原子炉一次冷却材は蒸気発生容器３００から流出し、入口ノズル２７１を介して原子炉容器２００内に流入する。原子炉容器における内部配管および配置構成は、冷却された原子炉冷却材を下降させて環状ダウンカマ２２２に向かわせる。原子炉容器２００の高さは、重力によって作動する熱サイホン作用（密度差駆動流）として一般的に知られている熱水塔および冷水塔の密度差のおかげで再循環する原子炉一次冷却材の適切なレベルの乱流を支持するように選択することが好ましい。一実施形態では、原子炉一次冷却材の循環は、充分な乱流および安定した水力性能を確実にするように（適切な余裕をもって）決定された、熱サイホン作用によって生じる８ｐｓｉ超の圧力によって駆動される。

図１および図３を参照すると、原子炉容器シェル２０１の頂部は、原子炉支持フランジ２８０と呼ばれることがある塊状の上部支持鍛造体に溶接される。支持フランジ２８０は、原子炉容器２００およびウェット原子炉ウェル１１５より上の内部構成部品の重量を支持する。一実施形態では、支持フランジは、図示するように原子炉容器の周りに周方向に間隔を置いて配置されかつ原子炉容器およびフランジの両方に溶接された、複数の突耳２８１によって構造的に強化され補強される。支持フランジは、原子炉容器２００の自重を封じ込め容器１１０に移動させる水平隔壁１１４と接触係合する。稼働中に原子炉が加熱するときの原子炉容器の半径方向および軸線方向の熱膨張（すなわち成長の大部分は水平隔壁１１４から主として下向きである）は制約を受けない。しかし、隔壁１１４より上に突出する封じ込め容器１１０の部分は、蒸気発生容器３０の上向きの成長と調和して上向きに自由に成長し、蒸気発生容器と原子炉容器との間の軸方向の膨張差を最小化する。原子炉容器および蒸気発生容器は加熱されたときに略同一の率で高さが熱成長するように構成され構造化されるので、この配置構成は、原子炉容器と蒸気発生容器との間の一次冷却材流体継手２７３における潜在的熱膨張応力を最小化するのに役立つ。

支持フランジ２８０は、図１および図２に示すように、原子炉容器２００の頂部ヘッド２０２から隔壁１１４より上の蒸気発生容器３００に流体接続を行うことを可能にする充分な距離を置いて、原子炉容器シェル２０１に垂直方向下方に配置される。原子炉容器２００が封じ込め容器１１０の内部に取り付けられたときに、原子炉容器の頂部ヘッド２０２および一次冷却材流体継手２７３（複合入口−出口フローノズル２７０／２７１、および図４に示す蒸気発生容器３００の入口−出口フローノズル３７１／３７０によって集合的に形成される）は、原子炉ウェル１１５より上に配置される。これは、蒸気発生器ヘッダへの接続のため、および設計安全システム（例えば制御棒等）が想定される様々な事故シナリオに対応するための場所を提供する。しかし、原子炉容器シェル２０１の大部分は、図１に示すように隔壁１１４より下に配置させ、ウェット原子炉ウェル１１５に浸漬させることができる。

原子炉容器２００の底部領域は、地震事象に耐えるように、原子炉シェル２０１と円筒状包囲体１１６の原子炉ウェル１１５内面との間の空間にわたる側方制震システム２６０（図１に概略的に示す）によって拘束される。制震設計は、原子炉容器２００の自由軸線方向（すなわち垂直軸線ＶＡ１に沿った長手方向）および直径方向の熱膨張を可能にするように構成される。原子炉ウェル１１５は、原子炉の内容物のエンタルピを急激に上昇させることが想定される（仮説的、非機械的）事故に対する徹底した防御を提供するために、発電運転中は冠水される。原子炉は漏れまたは破断による炉心の水の喪失を防止するように設計され、かつ原子炉ウェルは冠水されるので、溶融燃料（コリウム）による原子炉容器の溶け落ちの可能性は低い。

図３および図４を参照すると、複合入口−出口フローノズル２７０／２７１は、外側入口ノズル２７０および内側出口ノズル２７１を含む２つの同心状中空鍛造体から構成される。出口ノズル２７１は、原子炉シュラウド２２０（原子炉容器シェル２０１の内部）に溶接された一端と、蒸気発生容器３００の入口ノズル３７１に溶接された反対側の端とを有する。入口ノズル２７０は、原子炉容器シェル２０１に溶接された一端と、蒸気発生容器３００の出口ノズル３７０に溶接された反対側の端とを有する。流れ遮断板２２７は、原子炉容器から出ていく高温の一次冷却材の水が環状体２２１内に逆流できないことを確実にするのに役立つ。本実施形態では、原子炉容器の出口ノズル２７１および蒸気発生容器の入口ノズル３７１は各々、原子炉容器の入口ノズル２７０および蒸気発生容器の出口ノズル２７０より小さい直径を有する。複合入口−出口フローノズル２７０／２７１は封じ込め容器１１０の隔壁１１４より上に位置する。蒸気発生容器３００の入口ノズル３７１および出口ノズル３７０は集合的に、蒸気発生容器のための同心配列嵌め合い複合入口／出口ノズル３７１／３７０を画定する。

「大破断」冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）事象の潜在的危険性を生み出す、原子炉一次冷却材システムにおける大きい配管の長いループを回避するために、原子炉容器２００の複合入口−出口フローノズル２７０／２７１および蒸気発生容器の複合入口／出口ノズル３７１／３７０は両方とも、それぞれの容器のシェルに意図的に非常に密に結合され、シェルより半径方向にわずかに突出する。これは、図１および図２に示すように、入口／出口ノズルを介して原子炉容器２００を蒸気発生容器３００に直接結合することを可能にする。図３に示すように、原子炉容器の複合入口−出口フローノズル２７０／２７１は、支持フランジ２８０の半径方向の突出を超えない距離だけ、シェル２０１から半径方向に突出することが好ましい。原子炉容器２００と蒸気発生容器３００との間の入口／出口ノズル接続の全長は、特定の実施形態では、原子炉容器と蒸気発生容器との間の長い距離の大きい冷却材配管を排除するために、原子炉容器２００および／または蒸気発生容器３００の直径以下であることが好ましい。一実施形態では、原子炉容器２００と蒸気発生容器３００との間のノズル接続は、エルボまたはベンドを使用せず、直線状である。

次に、蒸気発生容器３００についてさらに詳しく説明する。図１〜図５を参照すると、一実施形態の蒸気発生容器３００は、垂直軸線ＶＡ２を画定する円筒状シェル３１２を有する、垂直に配向された細長い構造体とすることができる。一実施形態では、蒸気発生容器の垂直軸線ＶＡ２は、蒸気発生容器が原子炉容器に横方向に隣接して配置されるように、原子炉容器２００の垂直軸線ＶＡ２から水平方向に偏位する。一実施形態では、蒸気発生容器３００は、少なくとも原子炉容器２００の高さと同程度の高さを有する。蒸気発生容器は、下から上に予熱器３２０、主蒸気発生器３３０、過熱器３５０、および加圧器３８０を含み、これらを支持する。一実施形態では、予熱器３２０は蒸気発生器部３３０の底部によって形成され、したがって別個の管板を含まない。蒸気発生器組立体１００の特定の配列および構成では、予熱器３２０は、システムの熱水力設計によっては省いてよい。

一実施形態では、蒸気発生容器２００は、本書に記載する原子炉容器支持体２８０と同様とすることのできるガセット支持フランジ４００を含む。蒸気発生容器はシェル３１２に溶接し、図１に示すように隔壁１１４から支持することができる。

予熱器３２０、蒸気発生器３３０、および過熱器３５０は、各々が複数の平行直管３３２（すなわち管束）を有し、各管束の先端または端部に管を支持する管板３３３が配置されて成る、管状熱交換器である。一実施形態では、予熱器３２０、蒸気発生器３３０、および過熱器３５０は、二次冷却材（ランキンサイクル）が原子炉一次冷却材とは平行であるが逆の方向に流れる、平行向流型熱交換器配列を形成するように配置される（例えば図４および図５参照）。三つ組の上述した管状熱交換器（すなわち予熱器、蒸気発生器、および過熱器）は、管側（原子炉一次冷却材）およびシェル側（相を液体から過熱気体に変化させるランキンサイクルの作動流体を形成する二次冷却材）の両方で直列に流体接続される。

蒸気発生容器３００は、頂部３１０、底部３１１、軸線方向に延びる円筒状シェル３１２、およびシェル３１２と同心状に整列しかつ容器の中心線ＣＬ２上に位置する内部ライザ管３３７を含む。管３３２は、予熱器３２０、蒸気発生器３３０、および過熱器３５０を含む蒸気発生容器３００の断面でライザ管とシェル３１２との間に、ライザ管３３７の外側の周りに周方向に配設される。一実施形態では、ライザ管３３７は、蒸気発生容器３００の頂部から底部まで、予熱器３２０、蒸気発生器３３０、および過熱器３５０に関連付けられる管板３３３の全部に完全に延びて、原子炉容器２００と加圧器３８０との間の連続した原子炉一次冷却材流路を形成する。

一実施形態では、蒸気発生容器は、上部過熱器部３５１と、ボルト締結フランジ継手３５２などによって蒸気発生器部に着脱自在に取り付けられる下部蒸気発生器部３３１とを含む。これは、蒸気発生器部３３１（蒸気発生器３３０および予熱器３２０を含むことができる）および過熱器部３５１（過熱器３５および加圧器３８０を含むことができる）を別々に製作して、発電所敷地に輸送し、そこで組み立てることを可能にする。

下部蒸気発生器部３３１は、上部過熱器部３５１の下部フランジチャネル３３５にボルトで締結された上部フランジチャネル３３４で頂部を終端して、集合的にフランジ継手３５２および中間プレナム３３９を形成する（図２参照）。蒸気発生器部３３１の底部は、図４に最もよく示すように、底部ヘッド３３６ｂで終端する。底部ヘッド３３６ｂはライザ管３３７とシェル３１２との間に環状空間を画定し、それは、一次冷却材を捕集して蒸気発生容器３００から原子炉容器２００に向かわせる底部プレナム３３８を形成する。底部ヘッド３３６ｂは、シェル３１２およびライザ管３３７と直角に配置される入口−出口フローノズル３７１／３７０を形成する。入口ノズル３７１は、一次冷却材の方向を水平から垂直に変えるために、エルボ３７１ａによってライザ管３３７に流体連結することができる。

上部過熱器部３５１は、上述の通り、底部を下部フランジチャネル３３４で終端する。過熱器部３５１は、図２および図５に示すように、その上に加圧器３８０が配置され、それはライザ管３３７の頂部または出口および過熱器管３３２への入口の両方と流体連通する。一実施形態では、加圧器３８０は蒸気発生容器３００のシェル３１２に直接取り付けられ、シェルの頂部ヘッド３３６ａを形成する。一実施形態では、加圧器はドーム形または半球形のヘッドを有し、シェル３１２に溶接するか、あるいは代替的に、他の可能な実施形態ではボルトで締結することができる。加圧器３８０は、ライザ管３３７を上昇してくる原子炉一次冷却材を捕集して一次冷却材を過熱器管３３２に分配する、上部プレナムを形成する。加圧器３８０は、原子炉一次冷却材の圧力制御用の加熱／急冷要素３８１（すなわち水／蒸気）を含む。図２および図５に概略的に示すように、要素３８１は加圧器部に設置された一連の電熱器３８３を含み、それらは、一次冷却材の一部を沸騰させかつ加圧器の頂部のヘッド付近（破線で表される液体／気体界面３４０より上）に存在する蒸気泡を形成することによって、圧力を高めるように働く。水噴霧塔３８４は加圧器の頂部ヘッド３３６ａ付近に位置し、水を蒸気泡に噴射し、それによって蒸気を凝縮させ、蒸気泡の大きさを低減させる。蒸気泡のサイズの増大／縮小は、原子炉冷却材システム内の一次冷却材の圧力を増大／低減させるように働く。１つの例示的実施形態では、加圧器３８０および加熱／急冷要素３８１によって維持される代表的な一次冷却材圧力は約２，２５０ｐｓｉとすることができるが、それに限定されない。

代替的実施形態では、上述の通り、液体／気体界面３４０は、加圧器３８０に接続された供給タンク（図示せず）によって供給される窒素（Ｎ２）のような不活性ガスと、液体一次冷却材との間に形成される。

加圧器３８０は、図示する通り溶接接続または代替的に一部の実施形態におけるボルト締結を含め、いずれかの適切な手段によって、図５に示す最上位または入口管板３３３より上の過熱器部３５１の頂部に接続することができる。一実施形態では、図２および図５に示す通り、加圧器３８０はドーム形または半球型の頂部またはヘッドを有することができる。

一実施形態では、過熱器管３３２の外面は、気体状過熱蒸気媒体の低下した熱伝達率を補償するために、一体的フィンを含むことができる。過熱器管束は、蒸気流が管束内の管を横切るのではなく、管に沿って平行な向流であることを確実にすることによって、（すなわち上昇流に微小水滴が同伴し続けることによって）腐食を防止する。

図２および図４〜図５を参照すると、中間プレナム３３９を回って上昇流動する蒸気を運び、上部および下部フランジチャネル３３４、３３５をバイパスするために、少なくとも１つの略Ｕ字形蒸気バイパス配管ループ３０３が設けられる。蒸気配管ループ３０３は蒸気発生容器３００のシェルに近接して配置され、かつできるだけ短くすることが好ましい。

１つの非限定実施形態では、蒸気発生容器３００はステンレス鋼のような耐食性金属から作ることができる。

次に、原子炉一次冷却材およびランキンサイクル用の二次冷却材の流路について説明する。図２および図３は蒸気発生器組立体１００の原子炉一次冷却材の流路を示す。図４〜図５は主として、蒸気発生容器３００中のランキンサイクルの二次冷却材の流路を示す。冷却された一次冷却材（「低温」）は出口ノズル３７０を介して蒸気発生容器３００から流出し、外側入口ノズル２７０を介して原子炉容器２００に流入する。一次冷却材は環状ダウンカマ２２２中を下方に流れ、ライザカラム２２４の底部に流入する。一次冷却材は燃料カートリッジ２３０中を上方に流れ、燃料炉心の対流および熱伝導によって加熱される。今加熱された、すなわち「高温」の一次冷却材は外側入口ノズル２７０を介して原子炉容器２００を出て、入口ノズル３７１を介して蒸気発生容器３００に入る。高温の一次冷却材はライザ管３３７内を垂直方向に上向きに流れ、「スタック」の頂部で加圧器３８０内に送られる。高温の一次冷却材は方向を逆転し、蒸気発生容器２００中を下降し始める。高温の一次冷却材は最初に、シェル側でスタック内の下の蒸気発生器２３０から上方に流れる飽和蒸気（二次冷却材）を有する管束の管側で、過熱器３５０中を下降する。飽和蒸気は過熱状態になり、蒸気発生容器３００から流出する。今温度が下がっていく高温の冷却材は蒸気発生容器３００中を下降し続け、次に管側で蒸気発生器３３０中を進む。シェル側では、一次冷却材が熱を二次冷却材に渡してさらに冷却されるにつれて、液体二次冷却材は相変化を受け、蒸気に変化する。今さらに冷却された一次冷却材は管側で予熱器３２０中を下降し、蒸気発生器の上流の管束のシェル側の二次冷却材に遭遇してそれを予熱する。今冷却された一次冷却材は蒸気発生容器３００および原子炉容器２００中の閉流動ループを完了し、入口ノズル２７０を介して再び原子炉容器に流入する。

一実施形態では、例示的非限定的な原子炉容器の「高温」出口温度は、約５７５°Ｆから約６００°Ｆまでの範囲とすることができる。例示的非限定的な原子炉容器の「低温」入口温度は、約３５０°Ｆから３８５°Ｆまでの範囲とすることができる。例示的な原子炉容器の動作圧力は、加圧器３８０によって維持される約２，２５０ｐｓｉ（１平方インチ当たりポンド圧力）とすることができる。特定用途の熱伝達要件およびランキンサイクル側の蒸気生成動作パラメータに応じて、他の適切な流れの温度および圧力を使用することができる。一実施形態では、原子炉容器一次冷却材は非ホウ酸塩含有脱塩水とすることができる。

１つの例示的実施形態では、蒸気発生容器のシェル３１２は、５０８型炭素鋼のような鋼製とすることができる。管３１２がインコネルから作製される場合、管板３３３は、インコネルを被覆した同じ鋼から作製することができる。

本発明について、当業者がそれを容易に作製しかつ使用することができるように、充分に詳細に説明しかつ例証したので、本発明の精神および範囲から逸脱することなく、様々な変形、変化、および改善は容易に明らかになるはずである。

Claims (50)

1. 内部空洞を形成するシェルを備えた縦方向に細長い原子炉容器と、
   前記内部空洞内に配置された核燃料を備えた原子炉炉心と、
   シェルおよび垂直積層関係に配置された複数の熱交換器部を備えた蒸気発生容器であって、前記蒸気発生容器のシェルが前記原子炉容器の前記シェルとは別個に形成され、流体継手を介して前記原子炉容器のシェルと一体に流体接続された、蒸気発生容器と、
   前記原子炉容器と前記蒸気発生容器との間に形成された閉ループ一次冷却材システムであって、前記原子炉圧力容器中を流れて前記原子炉炉心を冷却すると共に、前記蒸気発生容器中を流れて熱を、前記蒸気発生容器中を流れる二次冷却材に伝達する、一次冷却材を有する一次冷却材システムと、
   を備え、
   前記一次冷却材システムは、前記原子炉容器および蒸気発生容器中を流れる前記一次冷却材の重力駆動循環を誘発するように構成され、
   前記二次冷却材は、前記蒸気発生容器の前記熱交換器部の各々の中を垂直方向に流れ、相を液体から蒸気に変化させる、
   自然重力駆動冷却材循環による原子力蒸気供給システム。
2. 前記一次冷却材システムはポンプを含まない、請求項１に記載のシステム。
3. 前記原子炉炉心の稼働は前記一次冷却材を、前記原子炉容器と前記蒸気発生容器との間の前記閉ループ一次冷却材システム中の前記一次冷却材の自然循環を生じさせるのに充分な程度まで加熱する、請求項１に記載のシステム。
4. 前記原子炉容器および前記蒸気発生容器は独立して支持される、請求項１に記載のシステム。
5. 前記蒸気発生容器の前記熱交換器部は、下部蒸気発生部および前記蒸気発生部の上に配置された上部過熱器部を含み、前記過熱器部は、二次冷却材を過熱蒸気状態まで加熱するように動作可能である、請求項１に記載のシステム。
6. 前記蒸気発生容器はさらに、前記蒸気発生部の下に配置された予熱器部を含む、請求項５に記載のシステム。
7. 前記予熱器部は前記蒸気発生部の下方部分によって形成される、請求項６に記載のシステム。
8. 前記二次冷却材は前記蒸気発生容器中を上方に流れ、かつ前記一次冷却材は前記蒸気発生容器中を下方に流れる、請求項１に記載のシステム。
9. 前記二次冷却材は前記蒸気発生容器の底部から飽和液体として流入し、かつ前記蒸気発生容器の上部から過熱蒸気として流出する、請求項８に記載のシステム。
10. 前記蒸気発生容器は、前記原子炉容器に流体連結された垂直方向に延びる中央ライザ管を含み、前記一次冷却材は前記原子炉容器から前記ライザ管中を上方に流れる、請求項１に記載のシステム。
11. 前記二次冷却材は、前記蒸気発生容器のシェルと前記ライザ管との間で前記蒸気発生容器を垂直方向に上方に流れる、請求項１０に記載のシステム。
12. 前記一次冷却材はさらに、前記蒸気発生容器内の前記積層熱交換器中を垂直方向に下方に流れる、請求項１１に記載のシステム。
13. 前記原子炉容器の前記内部空洞内に配置された中央位置の垂直ライザをさらに備え、前記垂直ライザは、前記容器間の側方に延びる入口／出口継手を介して、前記蒸気発生容器の垂直ライザ管に流体接続される、請求項１０に記載のシステム。
14. 前記積層熱交換器は各々、１対の上下方向に間隔を置いて配置された管板と、前記管板の間に延びる垂直に配向された複数の管を備えた管束とを含み、
    前記一次冷却材は管側の各熱交換器の管中を下方に流れ、
    前記二次冷却材は平行直交流型配置構成の各熱交換器のシェル側の管の間を上方に流れる、請求項１に記載のシステム。
15. 前記蒸気発生容器は、前記原子炉容器に流体連結された垂直方向に延びる中央ライザ管を含み、前記一次冷却材は前記原子炉容器から前記ライザ管中を上方に流れ、各熱交換器の管は、前記蒸気発生容器のシェルとライザ管との間で前記ライザ管の周囲に周方向間隔配置パターンで配設される、請求項１４に記載のシステム。
16. 前記蒸気発生容器の頂端に取り付けられた加圧器をさらに備え、前記加圧器は前記頂端を閉じるヘッドを含む、請求項１に記載のシステム。
17. 前記加圧器は前記蒸気発生容器の頂端部に前記一次冷却材の液体／気体界面を形成する、請求項１６に記載のシステム。
18. 前記蒸気発生容器は、下部蒸気発生部の頂部管板と上部過熱器部の底部管板との間に配置された中間フロープレナムを含み、前記一次冷却材は前記上部過熱器部から前記下部蒸気発生部まで中間プレナム中を流れる、請求項５に記載のシステム。
19. 前記上部過熱器部のシェル側と前記下部蒸気発生部のシェル側とを流体接続する外部二次冷却材バイパス配管ループをさらに備え、前記バイパス配管ループは前記中間フロープレナム上を跨ぐように配置される、請求項１に記載のシステム。
20. 前記積層熱交換器の下の前記蒸気発生容器の下端に配置された底部フロープレナムをさらに備え、前記底部フロープレナムは、前記蒸気発生容器中を下方に流れる一次冷却材を前記原子炉容器に還流させるために捕集するように動作可能である、請求項１に記載のシステム。
21. 前記蒸気発生容器は、前記一次冷却材を包含する前記原子炉容器の一部分と同程度の高さを有する、請求項１に記載のシステム。
22. 前記原子炉容器はさらに、第１出口ノズルと、前記第１出口ノズルと同心状に整列した第１入口ノズルとを含み、前記蒸気発生容器はさらに、第２出口ノズルと、前記第２出口ノズルと同心状に整列した第２入口ノズルとを含み、
    前記第１出口ノズルは前記第２入口ノズルと流体接続され、前記第２出口ノズルは前記第１入口ノズルと流体接続される、
    請求項１に記載のシステム。
23. 前記第１および第２入口ノズルならびに第１および第２出口ノズルは、前記蒸気発生容器の直径より小さい横方向長さを有する密結合一次冷却材流体継手を集合的に画定する、請求項２２に記載のシステム。
24. 第１垂直軸線を有し、かつ内部空洞を形成するシェルを備えた、縦方向に細長い原子炉容器と、
    流動流体を導通させるために前記原子炉容器の空洞内に配置された垂直ライザおよびダウンカマであって、相互に流体連通している垂直ライザおよびダウンカマと、
    前記原子炉容器の内部空洞内に配置された核燃料を備えた原子炉炉心と、
    第２垂直軸線と、垂直積層関係に流体接続された複数の熱交換器部を含む円筒形シェルとを有する、縦方向に細長い蒸気発生容器であって、前記蒸気発生容器のシェルが前記原子炉容器のシェルとは別個に形成され、流体継手を介して前記原子炉容器のシェルと一体に流体接続された、蒸気発生容器と、
    前記原子炉炉心による加熱のために一次冷却材が前記原子炉容器のダウンカマおよび垂直ライザを流れ、前記一次冷却材がさらに前記蒸気発生容器の前記熱交換器部を流れて熱を、前記蒸気発生容器を流れる二次冷却材に伝達する、重力駆動閉流動ループを有する原子炉一次冷却材システムと、
    を備え、
    前記二次冷却材は前記蒸気発生容器の前記熱交換器部を垂直方向に流過して、相を液体から蒸気に変化させ、
    前記原子炉容器の第１垂直軸線は前記蒸気発生容器の第２垂直軸線から側方に偏位する、
    自然重力駆動冷却材循環による原子力蒸気供給システム。
25. 前記ダウンカマは、前記第１垂直軸線と軸線方向に整列し、前記垂直ライザと同心状に整列する、前記原子炉容器のシェルと垂直ライザとの間の環状空間によって形成される、請求項２４に記載のシステム。
26. 前記一次冷却材は前記蒸気発生容器および原子炉容器内で密度を変化させて、閉ループ一次冷却材システムの自然流循環を形成する、請求項２４に記載のシステム。
27. 蒸気発生容器内の中央ライザ管および前記ライザ管の周りに放射状に配列された熱交換器の管束をさらに備えた、請求項２４に記載のシステム。
28. 前記一次冷却材システムはポンプを含まない、請求項２４に記載のシステム。
29. 前記原子炉炉心の稼働は前記一次冷却材を、前記原子炉容器と前記蒸気発生容器との間で前記閉ループ一次冷却材システム中の前記一次冷却材の自然循環を引き起こすのに充分な程度まで加熱する、請求項２４に記載のシステム。
30. 前記原子炉容器および前記蒸気発生容器は独立して支持される、請求項２４に記載のシステム。
31. 前記蒸気発生容器の前記熱交換器部は下部蒸気発生部と、前記蒸気発生部の上に配置された上部過熱器部とを含み、前記過熱器部は二次冷却材を過熱蒸気状態まで加熱するように動作可能である、請求項２４に記載のシステム。
32. 前記蒸気発生容器はさらに、前記蒸気発生部の下に配置された予熱器部を含む、請求項３１に記載のシステム。
33. 前記予熱器部は前記蒸気発生部の下方部分によって形成される、請求項３２に記載のシステム。
34. 前記二次冷却材は前記蒸気発生容器中を上方に流れ、前記一次冷却材は前記蒸気発生容器中を下方に流れる、請求項２４に記載のシステム。
35. 前記二次冷却材は、前記蒸気発生容器の底部から飽和液体として流入し、かつ前記蒸気発生容器の上部から過熱蒸気として流出する、請求項３４に記載のシステム。
36. 前記蒸気発生容器は、前記原子炉容器に流体連結された垂直方向に延びる中央ライザ管を含み、前記一次冷却材は前記原子炉容器から前記ライザ管中を上方に流れる、請求項２４に記載のシステム。
37. 前記二次冷却材は、前記蒸気発生容器のシェルと前記ライザ管との間で前記蒸気発生容器を垂直方向に上方に流れる、請求項３６に記載のシステム。
38. 前記一次冷却材はさらに、前記蒸気発生容器内の前記積層熱交換器中を垂直方向に下方に流れる、請求項３７に記載のシステム。
39. 前記積層熱交換器は各々、１対の上下方向に間隔を置いて配置された管板と、前記管板の間に延びる垂直に配向された複数の管を備えた管束とを含み、
    前記一次冷却材は管側の各熱交換器の管中を下方に流れ、
    前記二次冷却材は平行直交流型配置構成の各熱交換器のシェル側の管の間を上方に流れる、
    請求項２４に記載のシステム。
40. 前記蒸気発生容器は、前記原子炉容器に流体連結された垂直方向に延びる中央ライザ管を含み、前記一次冷却材は前記原子炉容器から前記ライザ管中を上方に流れ、
    各熱交換器の管は、前記蒸気発生容器のシェルとライザ管との間で前記ライザ管の周囲に周方向間隔配置パターンで配設される、
    請求項３９に記載のシステム。
41. 前記蒸気発生容器の頂端に取り付けられた加圧器をさらに備え、前記加圧器は前記頂端を閉じるヘッドを含む、請求項２４に記載のシステム。
42. 前記加圧器は前記蒸気発生容器の頂端部に前記一次冷却材の液体／気体界面を形成する、請求項４１に記載のシステム。
43. 前記蒸気発生容器は、前記一次冷却材を包含する前記原子炉容器の一部分と同程度の高さを有する、請求項２４に記載のシステム。
44. 前記原子炉容器はさらに、第１出口ノズルと、前記第１出口ノズルと同心状に整列した第１入口ノズルとを含み、前記蒸気発生容器はさらに、第２出口ノズルと、前記第２出口ノズルと同心状に整列した第２入口ノズルとを含み、
    前記第１出口ノズルは前記第２入口ノズルと流体接続され、前記第２出口ノズルは前記第１入口ノズルと流体接続される、
    請求項２４に記載のシステム。
45. 前記第１および第２入口ノズルならびに第１および第２出口ノズルは、前記蒸気発生容器の直径より小さい横方向長さを有する密結合一次冷却材流体継手を集合的に画定する、請求項４４に記載のシステム。
46. 原子炉容器に配置された原子炉炉心で液体一次冷却材を加熱するステップと、
    前記加熱された一次冷却材を、前記原子炉炉心に流体接続された垂直ライザ内で第１垂直方向に前記原子炉容器中を上方に流過させるステップと、
    前記加熱された一次冷却材を前記原子炉容器の頂部から出口を介して排出するステップと、
    前記加熱された一次冷却材を前記蒸気発生容器の底部で入口を介して受容するステップと、
    前記加熱された一次冷却材を垂直ライザ管内で第１垂直方向に前記蒸気発生容器中を上方に流過させるステップと、
    前記加熱された一次冷却材を前記容器の頂部で受容するステップと、
    前記加熱された一次冷却材の流動の方向を前記第１垂直方向の上向きから第２垂直方向の下向きに上下反転させるステップと、
    前記加熱された一次冷却材を前記蒸気発生容器中を第２垂直方向に下方に流過させ、そこで前記一次冷却材を冷却させるステップと、
    前記冷却された一次冷却材を前記原子炉容器に還流させるステップと、
    前記原子炉容器における前記加熱ステップを繰り返すステップと、
    を含み、
    前記原子炉容器および蒸気発生容器中の前記一次冷却材の流れが閉循環流動ループを形成する、
    加圧水型原子炉システムで蒸気を発生させる方法。
47. 前記原子炉容器の前記垂直ライザおよび前記蒸気発生容器の垂直ライザ管は、エルボを介して流体接続される、請求項４６に記載の方法。
48. 前記加熱された一次冷却材は前記排出ステップで、前記原子炉容器から前記蒸気発生容器へ横方向に排出される、請求項４６に記載の方法。
49. 二次冷却材を、前記一次冷却材の前記第１および第２垂直方向と平行に、前記蒸気発生容器中を上方に流過させるステップをさらに含む、
    請求項４６に記載の方法。
50. 前記第２冷却材が前記蒸気発生容器の底部から飽和液体として流入し、かつ前記蒸気発生容器の頂部から過熱蒸気として流出するステップをさらに含む、請求項４９に記載の方法。

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