JP2016535241A - 長期的な原子炉冷却のための受動的技術 - Google Patents

長期的な原子炉冷却のための受動的技術 Download PDF

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Abstract

加圧水型原子炉ＰＷＲでは、緊急炉心冷却ＥＣＣが、水塊からの水を、注入ラインを介して圧力容器内へ排出することによって、圧力容器の頂部における容器貫通部破断による減圧に対応する。圧力容器から容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制するために、ＥＣＣと同時にバリアが作動する。バリアは、１．中央ライザ内へ水を排出するために中央ライザを通過する注入ライン拡張と、２．中央ライザからのある上昇流を、ダウンカマー・アニュラスの下側部分内へ振り分けるための中央ライザの下側部分における開口部と、３圧力容器の頂部における加圧器容積と、圧力容器の残りとの間に流体連通を提供するように構成され、水をダウンカマー・アニュラスに向けて外側に向けるように構成された、サージ・ラインと、のうちの１つ又は複数を備え得る。

Description

本出願は、米国エネルギー省共同協定第ＤＥ−ＮＥ００００５８３号の支援の下での作業の一環としてなされたものである。米国エネルギー省は、本出願に関して一定の権利を有することがある。
本出願は、２０１３年３月１５日に出願され「ＰＡＳＳＩＶＥ ＴＥＣＨＮＩＱＵＥＳ ＦＯＲ ＬＯＮＧ−ＴＥＲＭ ＲＥＡＣＴＯＲ ＣＯＯＬＩＮＧ」と題された米国仮特許出願第６１／７９４，２０６号の利益を主張する。２０１３年３月１５日に出願され、「ＰＡＳＳＩＶＥ ＴＥＣＨＮＩＱＵＥＳ ＦＯＲ ＬＯＮＧ−ＴＥＲＭ ＲＥＡＣＴＯＲ ＣＯＯＬＩＮＧ」と題された米国仮特許出願第６１／７９４，２０６号は、これを参照することにより全体として本出願明細書に編入されるものとする。
以下は、原子力発電の分野、原子炉安全の分野、原子炉緊急炉心冷却（ＥＣＣ： ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｃｏｒｅ ｃｏｏｌｉｎｇ）の分野、及び関連技術に関するものである。
冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ： ｌｏｓｓ ｏｆ ｃｏｏｌａｎｔ ａｃｃｉｄｅｎｔ）では、崩壊熱の除去を提供するために、及び、化学反応及び気中放射能の放出に至り得る、燃料棒の空気への露出を阻止するために、原子炉炉心は、水中に浸された状態に保たれる必要がある。この水注入を提供するシステムは、緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムと称される。典型的な構成では、原子炉燃料交換の間に使用される水を提供するために、燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ： ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ ｗａｔｅｒ ｓｔｏｒａｇｅ ｔａｎｋ）が、放射性物質格納体の内部に原子炉とともに配置されており、このＲＷＳＴはまた、ＥＣＣシステム用の水供給源としても機能する。ＲＷＳＴは、受動的ＥＣＣシステムが、重力の作用を受けた水流によって動作することができるように、原子炉炉心の上方に配置されている。
ＥＣＣシステムによって、減圧された圧力容器内に注入された水は、原子炉炉心からの崩壊熱によって蒸気へ変換される。好適には、この蒸気は、閉ループで循環する熱交換システムを形成するように、蒸気をＲＷＳＴ内へ凝縮することによって、再捕獲される。実際には、いくつかの蒸気が、ＬＯＣＡを引き起こした破断から喪失される。この喪失された蒸気は、周囲の放射性物質格納体内で凝縮し、これによって、再循環方式ではないものの、原子炉炉心からの熱伝達に寄与する。いくつかの実施例では、水は、格納体サンプ内に集まり、この水をＲＷＳＴへ再循環により戻すためのサンプ（sump）・ポンプが提供されている。しかしながら、サンプ・ポンプを駆動するディーゼル発電機又はその他の電源が故障すると、このアプローチは、故障の影響を受け易く、更に、ＲＷＳＴ内への汚染の移動の可能性があり、ＥＣＣシステムの動作を妨げ得る。
一開示態様において、装置は、核分裂性物質を備える原子炉炉心を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ： ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）と、その内部にＰＷＲが配置されている放射性物質格納構造と、圧力容器の減圧をもたらす圧力容器の頂部における容器貫通部破断に対して、水塊からの水を注入ラインを介して圧力容器内へ排出することによって対応するように構成された緊急炉心冷却システムと、圧力容器から、圧力容器の頂部における容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制するために、緊急炉心冷却システムと同時に作動するように構成されたバリアと、を備える。バリアは、（１）圧力容器の内部に配置され、水塊からの水を圧力容器の中央ライザ(riser)内へ排出するために中央ライザを通過する拡張注入ラインと、（２）中央ライザからの上昇流の一部を、ダウンカマー・アニュラス(downcomer (降水管)annulus（環）)の下側部分内へ振り分けるために構成された、中央ライザの下側部分における開口部と、（３）圧力容器の頂部における加圧器容積と、圧力容器の残りとの間に流体連通を提供するように構成され、水をダウンカマー・アニュラスに向けて外側に向けるように構成された、サージ(surge)・ラインと、のうちの１つ又は複数を備え得る。
別の開示態様において、方法は、核分裂性物質を備える原子炉炉心を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を運転することと、水塊からの水を注入ラインを介して圧力容器内へ排出し、排出中、圧力容器から容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制することを含む動作によって、圧力容器の減圧をもたらす圧力容器の頂部における容器貫通部破断に対して対応することと、を備える。抑制することは、動作中、例えば、水塊からの水を中央ライザ内へ注入することによって、圧力容器内の冷却水の流れと反対方向へ排出している間、圧力容器内に対向流を生成することを含み得る。抑制することは更に、又は、その代わりに、中央ライザ内の冷却水の上昇流の一部を、その水が中央ライザの頂部に達することなく、中央ライザ内の穴を介して、ダウンカマー・アニュラスの下側部分内へ振り分けること、を備え得る。抑制することは更に、又は、その代わりに、加圧器容積と、圧力容器の残りの容積と間のサージ・フローを、ダウンカマー・アニュラスに向けて外側へ向けること、を備え得る。
本発明は、様々なコンポーネント及びコンポーネント群の配置構成において具現化されることができ、また、様々なプロセス運用とプロセス運用の配列構成とにおいて具現化されることができるものである。各図面はあくまで好ましい実施例を説明することを目的とするものであり、本発明を限定するものと解釈されるべきではない。この開示は、以下の各図面を含む。
燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）を利用する緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムを備えたＲＷＳＴとともに放射性物質格納構造内に配置され、更にＬＯＣＡ破断による液体水の喪失を抑制するための概略的に示された機構を含む、例示的な小型モジュール原子炉（ＳＭＲ： ｓｍａｌｌ ｍｏｄｕｌａｒ ｒｅａｃｔｏｒ）の図解的な断面斜視図である。 ＬＯＣＡ破断による液体水の喪失を抑制するための機構の例示的な実施例を図解的に示す図である。 ＬＯＣＡ破断による液体水の喪失を抑制するための機構の例示的な実施例を概略的に示す図である。 ＬＯＣＡ破断による液体水の喪失を抑制するための機構の例示的な実施例を概略的に示す図である。
図１を参照して示すように、例示的な小型モジュール原子炉（ＳＭＲ）１０と、例示的な燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）１２（一般に、冗長性のために２つ以上のＲＷＳＴが提供されている）断面斜視図が図示されている。ＳＭＲユニット１０は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の一種であって、圧力容器１４と、圧力容器１４の内部に配置された１基又は複数基の一体型蒸気発生器１６とを含んでいる（つまり、例示的なＳＭＲ １０は、一体型ＰＷＲ １０である）。或いは、外部蒸気発生器が適用され得る。ＳＭＲ １０はまた、圧力容器１４の頂部に、一体型加圧器容積１９を規定する一体型加圧器１８を含んでいるか、或いは、適切な配管によってＳＭＲ １０の頂部に接続された外部加圧器が適用され得る。圧力容器１４は、（一次）冷却水（より一般的にここでは、単に「冷却材」又は「冷却水」という。）に浸された（典型的に合金材、複合材、混合材又はその他の形態における）ウラン２３５（２３５Ｕ）などの核分裂性物質を含む原子炉炉心２０を含んでいる。原子炉炉心２０が冷却水に浸された状態で、且つ、制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ： ｃｏｎｔｒｏｌ ｒｏｄ ｄｒｉｖｅ ｍｅｃｈａｎｉｓｍ）２２が、中性子吸収材料で構成された制御棒を、少なくとも部分的に引き抜くと、原子炉炉心２０内で核分裂連鎖反応が開始され、原子炉炉心２０は、（一次）冷却水を加熱する。例示的なＣＲＤＭ ２２は、内部ＣＲＤＭであり、その中では、回転子と固定子との両方を含むモータ２２ｍを含むＣＲＤＭユニットが、圧力容器１４の内部に配置され、案内枠支持部２３が、炉心の上方に位置する制御棒の一部をガイドし、他の実施例では、外部ＣＲＤＭユニットが適用され得る。例示的な一体型ＰＷＲ １０では、分離された水流（二次冷却材）が、それぞれ給水注入口２４及び蒸気出口２６を介して、蒸気発生器１６に流入し、蒸気発生器１６から流出する。二次冷却材は、蒸気発生器１６の二次冷却チャネルを流れ、（一次）冷却水によって伝達された原子炉炉心からの熱によって蒸気に変換される。或いは、外部蒸気発生器が適用されるのであれば、大口径閉ループ配管が、圧力容器からの（一次）冷却水を外部蒸気発生器へ供給し、外部蒸気発生器では、一次冷却材からの熱を、外部蒸気発生器内の二次冷却材へ交換し、蒸発させる。例示的な一体型ＰＷＲ １０の圧力容器１４は、原子炉炉心３０を収容する下側部分３０と、蒸気発生器１６を収容する上側部分３２とを含み、中央フランジ３４が、圧力容器の上側部分と下側部分とを接続しているが、圧力容器は、それ以外の方式で製造又はそれ以外の方式で構成され得る。
圧力容器１４の内部の一次冷却材流れ循環Ｆは、原子炉炉心２０の上方で上向きに延びている筒状の中央ライザ３６によって規定され、ダウンカマー・アニュラス３８は、中央筒状ライザ３６と圧力容器１４との間で規定されている。流れＦは、自然循環によって（すなわち、原子炉炉心２０によって加熱された一次冷却材が、中央筒状ライザ３６を通って上昇し、頂部で排出され、ダウンカマー・アニュラス３８を通って下方に流れることによって、）駆動され得るか、又は、原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰ： ｒｅａｃｔｏｒ ｃｏｏｌａｎｔ ｐｕｍｐ）によって駆動されるインペラを収容するＲＣＰケーシング４０を含む例示的なＲＣＰのようなＲＣＰによって支援又は駆動され得る。或いはＲＣＰは、一次冷却材経路に沿った何れかの部位に配置されるか、又は、自然循環炉では、完全に省略され得る。例示的なＳＭＲ １０は、単なる例示的な実例であり、開示されたＥＣＣ技術は、実質的に任意のタイプの軽水型原子炉とともに適切に利用されることが再度着目される。
引き続き図１を参照して示すように、燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）１２とともに放射性物質格納構造５０（本明細書では、「放射性物質格納体」又は単に「格納体」とも称される）内に配置されたＳＭＲ１０の図解的断面図が図示されている。単体のＲＷＳＴ １２しか図示されていないが、冗長性を提供するため、及び／又は、水の総容量の増大を提供するために、２つ以上のＲＷＳＴが格納体の内部に配置され得ることが理解されるべきである。ＲＷＳＴ １２には複数の目的がある。名前が意味するように、ＲＷＳＴ １２は、定期的な燃料交換（すなわち、原子炉炉心を構成する使用済み燃料の取出し及び新燃料への交換）中に使用される水を供給する。ＲＷＳＴ １２はまた、蒸気発生器１６又はその他の放熱経路を介しての放熱が遮断されて原子炉圧力容器内の圧力と温度との上昇をもたらす放熱喪失事象、又は、圧力容器１４に接続された（比較的大口径の）配管又は容器貫通部において破断が生じる冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）、のようなある事故シナリオの間に使用するための貯水槽として機能する。
図１は、（恐らくは、蒸気／水の二相混合物５２の形態で）蒸気５２が漏出する破断を含むＬＯＣＡへの対応を図解的に例示している。図１では、そのようなＬＯＣＡは、圧力容器１４の頂部に設けられた一体型加圧器１８の近傍において発生するとして図解的に示されている。いくつかの実施例では、ＳＭＲ １０は、原子炉炉心２０の頂部以下の高さにおいて引き起こるＬＯＣＡ破断の可能性を除去するように設計されている。これは、すべての大口径の容器貫通部を原子炉炉心２０の頂部の上方に位置させて（例えば、蒸気発生器カップリング２４，２６が、図１の実施例において位置されているように）圧力容器１４を設計することによってなされ得る。本明細書で使用されているように、「大口径」容器貫通部は、4．５7ｃｍ（１．８インチ）又はそれよりも大きな直径の容器貫通部として規定される。更に、又は、その代わりに、受動的一体型分離弁が、大口径容器貫通部のために適用され、これによって、容器貫通部における何れの配管破断が、一体型分離弁によって迅速且つ受動的に密閉される。例えば、補給ライン又は他の給水ラインの場合、受動的一体型分離弁が、（破断の影響を受け易い外部配管の中にも無く、外部配管に接続もされていない）取付フランジに組み込まれたチェック弁として構成され得る。これは、一体型分離弁を有するフランジからの冷却材の流出を阻止するように受動的に動作する。下降ラインの場合には、受動的一体型分離弁が、下降ラインを経由して流出する流体の圧力に対して、開口位置に弁を維持するスプリング・バイアスで構成され得る。このスプリング・バイアスは、外部圧力（差分）が閾値よりも高く増加すると、スプリング・バイアスに打ち勝ち、弁を受動的に閉じることができるように選択される。繰り返すが、一体型分離弁は、取付フランジ内に好適に組み込まれる。
そのような対策によって、何れのＬＯＣＡ破断も、原子炉炉心２０の頂部よりも十分上方の高さで生じることが保証され得る。例示的な圧力容器１４では、ＬＯＣＡを構成する破断の影響を受け易い大口径容器貫通部のみが、圧力容器１４の頂部に設けられた一体型加圧器１８に配置される。そのようなＬＯＣＡでは、圧力容器１４の一体型加圧器１８から脱出した蒸気／水５２は、放射性物質格納体５０によって閉じ込められ、解放されたエネルギーが、適切な伝達機構を介して、最終ヒート・シンク（ＵＨＳ： ｕｌｔｉｍａｔｅ ｈｅａｔ ｓｉｎｋ）５４へ放出される。例示的な図１では、この熱伝達は、格納体５０の頂部に位置し、大きな水塊を備えたＵＨＳ ５４との直接的な熱接触によって、及び、格納体５０の頂部との熱接触において（少なくとも部分的に）達成される。更に、受動的緊急炉心冷却（ＥＣＣ）が起動される。これは、圧力容器１４をＲＷＳＴ １２へベント(vent)するために、（図１の例示的な実例では）加圧器１８（又は、他の原子炉設計ではその他何れかの場所）に接続された弁を用いて、原子炉１０を減圧する。この動作は、ＲＷＳＴ １２において再凝縮されるために、蒸気経路６０が、加圧器１８から蒸気（蒸気／水の二相混合物）を運ぶことによって図解的に示された。ＲＷＳＴ １２への圧力容器のベントから生じるＲＷＳＴ内の余分な圧力は、蒸気ベント６２を経由してＲＷＳＴから逃げる。原子炉を減圧している間、原子炉炉心２０が、減圧中に、冷却水に浸され続けていることを保証するために、先ず、２つの（冗長性のため、又は、更なる冗長性のために２つより多くの）窒素加圧中間圧力注入タンク（ＩＰＩＴ： ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ ｔａｎｋ、その１つの例示的なＩＰＩＴ ６４が図１に図示されている）から原子炉容器内に水が注入される。ＩＰＩＴ ６４内の水は、核分裂連鎖反応の迅速な停止を促進するために、オプションとして、ホウ素又はその他の中性子毒物を含んでいる。原子炉１０が減圧されると、ＲＷＳＴ １２（又は、２つ以上の冗長なＲＷＳＴユニットが格納体内に設けられている場合には複数のＲＷＳＴ）内の水が、ＲＷＳＴ １２から原子炉圧力容器へ配設されている注入ライン６６を介して原子炉容器１４内に排出され、これにより容器１４を再び満たす。（ここで留意すべき点として、例示的な図１においては、注入ライン６６の下流側部分も、ＩＰＩＴ ６４からの水の入力経路を提供する。この場合、初期減圧完了後に、ＩＰＩＴ ６４をバルブ・オフするために、適切な弁調節が存在している点である。弁調節は、任意的に受動的なものであり、例えば、圧力容器１４内の圧力が設定値を下回る場合に自動的に閉鎖される。ＩＰＩＴを、注入ライン６６とは別個のラインを介して原子炉圧力容器と接続することも考えられる。）ＲＷＳＴ １２内の水は、原子炉炉心２０に対する長期的冷却を提供する。
ＲＷＳＴ １２は、放射性物質格納体構造５０内に都合良く配置された大きな水塊であり、したがって、ＥＣＣシステムによって用いられる水の魅力的な塊である。しかしながら、代わりに、緊急炉心冷却（ＥＣＣ）を提供できるよう、圧力容器１４内に排出されるように、原子炉炉心２０に対する高い位置に配置された別の適度に大きな水塊へ、注入ライン６６を接続することが考慮される。
減圧中、実質的に蒸気の形態である一次冷却材が、ＬＯＣＡを引き起こした破断を介して圧力容器１４から流出することが予想される。ＥＣＣシステムの起動後、蒸気が破断を介して圧力容器１４から流出し続けるであろうが、初期減圧中よりも、低い質量流量であろうことが予想される。いくつかの実施例では、ＲＷＳＴ １２の容積容量は、サンプ・ポンプを用いて格納体サンプからの水を再循環させる必要なく、例えばいくつかの実施例では７２時間、又は他の実施例では１４日のような設計時間インタバルにわたって、崩壊熱を除去するのに十分であるように設計されている。これは、サンプからＲＷＳＴへと汚染が広がる可能性を回避する。
ＥＣＣシステムは、ＲＷＳＴ １２から圧力容器１４への水の重力による供給に依存するので、ＥＣＣが動作するために、ＲＷＳＴ １２内の水位が、圧力容器１４内の水位よりも高いことが必要である。いくつかの実施例では、ＲＷＳＴ １２内の初期水位が、圧力容器１４の頂部よりも高く、そのような実施例では、原子炉容器１４内の水位が、加圧器１８の頂部へ上昇し、液体水が、ＬＯＣＡ破断を通って流出するであろうと予想される。しかしながら、ＲＷＳＴ １２の水位が、加圧器１８の頂部よりも下方に降下すると、破断からの流出が、大部分水であったものが、実質的にすべて蒸気へと遷移するであろうと予想され得る。この遷移は、ＲＷＳＴ水インベントリの効率的な利用を可能にする。その後、水の熱容量は、水を蒸気へ変換するための潜熱を含むからである。
しかしながら、長期的な冷却のＲＥＬＡＰ（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｅｘｃｕｒｓｉｏｎ ａｎｄ Ｌｅａｋ Ａｎａｌｙｓｉｓ Ｐｒｏｇｒａｍ：原子炉暴走及びリーク分析プログラム）分析は、これは必ずしもそうではないことを示しており、むしろ、ＲＷＳＴ １２内の水位が、ＬＯＣＡ破断の水位の下方に下がった後でさえも、実質的な含水量を持つ蒸気／水の二相混合物が、ＬＯＣＡ破断から出続ける。任意の特定の動作原理に限定されることなく、この効果は、以下のように引き起こされると信じられている。原子炉炉心２０からの崩壊熱が、蒸気を生成し、これが、原子炉炉心２０の上方の水の密度を下げる。この効果は、原子炉容器１４内の水／蒸気柱と、ＲＷＳＴ １２内の水柱との間の平衡状態が確立されることを阻止する。したがって、より高いＲＷＳＴ駆動ヘッドは、破断から水を強制的に排出し続ける。
その問題の大きさは、図１に図示されたものに実質的に類似した原子力アイランド設計のために実行される単純な計算によって例示され、ここでは、ＲＷＳＴ（又は複数のＲＷＳＴ）が、約１，３２４.8キロリットル（３５０，０００ガロン）の容量を有し、ＲＷＳＴ内の初期水位は、２９メートル（９５フィート）の高さであり、ＬＯＣＡ破断は、高さにおいて３メートル（１０フィート）低い点、すなわち、２６メートル（８５フィート）においてである。華氏１２０°では、ＲＷＳＴ内の水は、９８８Ｋｇ／ｍ３（キログラム／立方メートル）（６１．７ ｌｂ／ｆｔ３（ポンド／立方フィート））の密度を有する。１０５４５Ｋｇｆ／ｍ２（１５プサイヤ（ｐｓｉａ））では、飽和水が、９５８Ｋｇ／ｍ３（５９．８ ｌｂ／ｆｔ３）の密度を有し、蒸気は、０．６１Ｋｇ／ｍ３（０．０３８ ｌｂ／ｆｔ３）の密度を有する。容器へのＥＣＣ注入口（すなわち、例示的な図１における圧力容器１４への注入ライン６６の注入口）は、９メートル（３１フィート）である高さと、１％である平均クオリティを有し（すなわち、ＲＷＳＴから流入する水は、ほとんど又はまったく蒸気の無いほとんど純粋な水であり）、原子炉内の密度は、５７．３Ｋｇ／ｍ３（３．５８ ｌｂ／ｆｔ３）になるであろう。この場合、ＲＷＳＴ内の水位は、平衡不変ヘッドに達するために、約１０メートル（３４フィート）の高さ（これは、いくつかの考慮された実施例では、ＲＷＳＴの底よりも２メートル（７フィート）下方）に低下する必要があるであろう。
引き続き図１を参照して示すように、この効果を補償するために、本明細書では、中央ライザ３６（又は、循環している一次冷却材のうちのその他の上方に向かう流れ経路）における合計クオリティが低減されること、又は、更なる圧力降下が、ＥＣＣ注入システムに組み込まれること、が開示されている。このような目的で、中央ライザ３６（又は、循環している一次冷却材のうちのその他の上方に向かう流れ経路）における液体水の流れが、ＬＯＣＡ破断に向かって上方に通り抜けることを抑制するために、図１に概略的に示されるバリア機構７０が実装される。以下に記載されるように、バリア７０は、様々な形式をとり得る。（図２を参照して本明細書に記載された）いくつかの実施例では、バリア７０は、中央ライザ３６によって含まれている容積を、内部加圧器容積１９へ連通する経路の変更を含む。このアプローチは、直接的な物理的なバリア、すなわち、中央ライザ３６から内部加圧器１８への液体水の流れを制限する邪魔板又は屈折した経路としてバリア７０を形成する。（図３を参照して本明細書に記載された）いくつかの実施例では、バリア７０は、圧力容器１４内の一次冷却材流れ循環と対向する方向に流れを向ける傾向にある方式で、ＲＷＳＴ １２からの水を中央ライザ３６に注入することができるようにＥＣＣシステムを変更することを含む。これは、中央ライザ３６から内部加圧器１８への液体水の流れを制限できるように、一次冷却材流れ循環Ｆの速度を減速又は逆向きにすることによって、間接的にバリア７０を形成する。（図４を参照して本明細書に記載された）いくつかの実施例では、バリア７０は、中央ライザ３６からダウンカマー・アニュラス３８内への一次冷却材流れ循環Ｆの、上方に向かうフロー・レグの一部を転換させるバイパス弁を提供することを含む。これは、中央ライザ３６から内部加圧器１８への液体水の流れを制限するために、中央ライザ３６内の上方流の容積を減らすことによって、再び間接的にバリア７０を形成する。これらの機構は、相互排他的ではなく、バリア７０は、これら機構のうちの２つ以上からなる組み合わせ又はその変形を備え得ることが認識されるであろう。
一般に、ＬＯＣＡ後に原子炉容器１４内で生成された蒸気の量は、炉心崩壊熱によって決定される。これは、発電所の電力レベルを変更することなく、設計者によって変更することはできない。しかしながら、ライザ３６内のクオリティは、蒸気とともに水を運ぶように構成されるように圧力容器１４を構成することによって、ライザ内の水の流れを増やすことによって、改善され得る。このような目的で、原子炉容器１４の頂部において蒸気と水とを分離し、圧力容器１４の底部へ水が流れ、そこで、炉心内で蒸気と再び同伴されるようにするために、流れ経路にバリア７０が備えられる。
余分な水が分離され、圧力容器１４の底部に再び戻されるように、高いクオリティの自然循環経路が、加圧器１８と接続しなければならない。しかしながら、これは、一体型加圧器の情況で達成することは困難である。なぜなら、流れ経路は、中央ライザ３６に含まれる容積と、一体型加圧器１８の容積１９との間の比較的自由な流体連通を可能にするように設計されているからである。
図２、特に図２の挿入図を参照して示すように、ＲＷＳＴ １２が、原子炉容器１４を満たすのに十分な駆動ヘッドを有している場合、二相流が、上昇し、ポンプ支持板８２を通って延びているスタンド・パイプ８０を介して加圧器１８に入る。（より一般的には、スタンド・パイプ８０は、加圧器空間１９を、圧力容器容積の残りから分離するプレートを通っている。図２の挿入図では、例示的なＲＣＰ ４０，４２が、明瞭性のために除かれており、ポンプ支持板８２内のその場所に、取付開口部８４が残されていることに注目されたい。より一般的には、ＲＣＰは、別の場所に配置され得るか、又は、自然循環炉では、全体が省略され得る。）サージ（surge）・パイプ８０は、原子炉減圧中に、蒸気ベントを、加圧器空間１９内へ提供する。通常運転中、サージ・ライン８６が提供され、これを介して水は、加圧器１８と、圧力容器１４の残りとにおける圧力が、平衡に達することができるように、例えば、邪魔板等によって制約されて通過する。通常運転中、例えば、抵抗性ヒータ、スパージャ等のような圧力制御要素８８が、加圧器容積１９内の圧力を上げる又は下げるように動作可能であり、サージ・ライン８６は、これら圧力変動を、圧力容器１４の下側動作部分へ伝えることが可能である。
しかしながら、減圧中、サージ・ライン８６は、加圧器内に集められた水を、サージ・ライン８６を通じて排出することを可能にする。この流れは、中央ライザ３６において上昇する、上昇中の蒸気／水の二相流に関する。これは、水の自然な流れを阻害し、ライザ内の平均クオリティを増加させる。
図２のバリア７０の実施例では、加圧器サージ・ライン８６は、水が、原子炉冷却材ポンプを通り、その後、蒸気発生器１６の配管の下に向かう経路９０に沿って排出されるように変更される。（より一般的には、変更されたサージ・ライン９０は、水を、ダウンカマー・アニュラスに向けて外側へ向け、ＲＣＰを適用しない、又は、一次冷却材流れ循環に沿った何れかにＲＣＰを配置する実施例においても適切に適用される。）変更された経路９０は、通常の原子炉運転中に、サージ・ラインとして使用され得るか、又は、過剰圧力条件に応じて、受動的弁によって開かれ得る。別の代替実施例では、経路９０が省略され、代わりに、受動的過剰圧力締切弁がサージ・ライン８６上に設置され、ＥＣＣ動作中は、スタンド・パイプ８０のみが、加圧器容積９０内への蒸気伝達経路を提供できるように、これらのラインが閉じられる。
図３を参照して示すように、バリア７０の別の実施例では、従来、ダウンカマー・アニュラス３８に流入する、圧力容器１４への注入ライン６６の注入口は、中央ライザ３６へ供給するために、拡張パイプ１００を追加することによって変更される。オプションとして、拡張パイプ１００は、ＲＷＳＴ １２から注入された冷却材を下方へ向けるために、下方に向けられた排出口１０２を有する。図３に概略的に示されるように、これは、原子炉炉心２０からの崩壊熱によってもたらされる圧力容器１４の内部の一次冷却材流れ循環Ｆからの方向とは逆向きの冷却材流れ循環−Ｆを生む傾向がある。いくつかの実施例では、対向流−Ｆの大きさは、圧力容器１４内の循環の方向を実際に反転させるのに十分である一方、他の実施例では、対向流−Ｆの大きさは、流れＦの大きさよりも小さいが、流れＦの速度を減速させるのに十分である。この対向流−Ｆは、加圧器を通る水の排出と揃い、これによって、中央ライザ３６内の流れＦの上昇流によって駆動される加圧器容積１９内への水の流れを減少させる効果を有する。この対向流−Ｆは、ＥＣＣ流れが十分低い場合、又は、（内部蒸気発生器１６を含む実施例では）蒸気発生器の是正運転モードによっていくらかの熱除去が利用可能であれば、中断され得る。
図４を参照して示すように、バリア７０の別の実施例では、中央ライザ３６内の上昇流の一部が、加圧器１８の近傍内に上昇して通過することなく、ダウンカマー・アニュラス３８の下側部分へ振り分けられるように、コア・バレル（又は、容器中央ライザ３６の他の下側部分）内の開口部１１０を用いて、循環パターン１０８が生成される。開口部１１０は、穴、フロー・ダイオード（すなわち、チェック弁）を備えた穴、又は、通常のバイパス・フローを最小化するために受動的に開かれるバイパス弁であり得る。これは、下側容器内の自然循環流１０８を可能にする。流れ１０８は、（例示されるような）通常方向又は逆方向かの何れかであり得る。
図２〜図４を参照して記載されたバリア７０を実現するための開示された機構は、単に例示的であって、様々な方式で組み合わされ得ることが認識されるべきである。別の例示的な実例として、ＲＣＰが、ＥＣＣ動作中に水没するように、圧力容器の下側部分に配置され、且つ、電気的な駆動力が利用可能であれば、対向流−Ｆ（図３参照）を能動的な方式で提供するために、ＲＣＰを逆方向に動作させることによって、少なくとも部分的にバリア７０を実現することが考慮される。（インペラ翼は、逆方向動作のために設計されていないので、そのような動作は、比較的非効率的であり得るが、それでもＲＣＰは、ＬＯＣＡ破断から排出された水の流れを有用に低減するのに十分な対向流−Ｆを生成できることが望まれている。）開示されたバリア７０は、例えば、（図１〜図４に例示されたような）内部加圧器への容器貫通部において、又は、外部加圧器と圧力容器の頂部との間の配管において、又は、外部から加圧された容器の頂部に連結している配管（例示されていない変形）において、のような圧力容器の頂部において、ＬＯＣＫ破断が生じた場合における加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のために効果的である。本明細書で使用されるように、「圧力容器の頂部」のような語法は、ＬＯＣＡを構成するのに十分大きな、一体型加圧器１８への容器貫通部における何れの破断（すなわち、4．57ｃｍ（１．８インチ）よりも大きな直径の配管における破断）をも包含することが意図されている。外部から加圧された容器（すなわち、配管によって接続された外部加圧器を用いて加圧される圧力容器）の場合、「圧力容器の頂部」は、圧力容器内の一次冷却材サーキットの上方に位置する、十分な高さにおける容器貫通部におけるＬＯＣＡを構成するのに十分大きな任意の破断をも包含することが意図されている。更には、蒸気発生器１６が圧力容器１４内に配置されている一体型ＰＷＲシステムが例示されているが、外部蒸気発生器を適用するＰＷＲシステムにおけるバリア７０からなる開示された実施例を適用することも考慮される。
好ましい実施例が説明及び記載された。明らかなことに、変更及び置換が、前述の詳細な説明の読解及び理解により他に生じるであろう。本発明は、添付の請求項及びこれと同等な事項の範囲内にある限りにおいて、すべてのかかる変更及び置換を包含するものと解釈されるべきである。

Claims (21)

  1. 装置であって、
    核分裂性物質を備える原子炉炉心を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）と、
    内部に前記ＰＷＲが配置されている放射性物質格納構造と、
    前記圧力容器の減圧をもたらす前記圧力容器の頂部における容器貫通部破断に対して、水塊からの水を、注入ラインを介して前記圧力容器内へ排出することによって対応するように構成された緊急炉心冷却システムと、
    前記圧力容器から、前記圧力容器の頂部における容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制するために、前記緊急炉心冷却システムと同時に作動するように構成されたバリアと、
    を備える装置。
  2. 前記ＰＷＲは更に、前記圧力容器の内部に配置され、冷却材循環経路を規定する中央ライザを備え、前記冷却材循環経路では、前記原子炉炉心によって加熱された冷却水が、前記中央ライザの内部を上方に向かって流れ、前記中央ライザの頂部開口部から流出し、前記中央ライザと前記圧力容器との間に規定されたダウンカマー・アニュラス内を下方に向かって流れ、前記原子炉炉心に戻り、前記バリアは更に、
    前記圧力容器の内部に配置され、前記水塊からの水を、前記圧力容器の前記中央ライザ内へ排出するために前記中央ライザを通過する拡張注入ラインを備える、請求項１に記載の装置。
  3. 前記拡張注入ラインは、前記中央ライザの内部に配置された、下方に向けられた排出口を含む、請求項２に記載の装置。
  4. 前記水塊は、前記放射性物質格納構造内に前記ＰＷＲとともに配置された燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）を備える、請求項２に記載の装置。
  5. 前記緊急炉心冷却システムは更に、
    前記圧力容器の減圧中に、前記圧力容器内に加圧水を注入するように構成された加圧水注入タンクを含み、
    前記注入ラインは、前記圧力容器の減圧後に、前記ＲＷＳＴから前記圧力容器の中へ、水を排出するように構成された、請求項４に記載の装置。
  6. 前記ＰＷＲは更に、前記圧力容器の頂部における加圧器容積を規定する一体型加圧器を備え、前記一体型加圧器は、前記加圧器容積内の圧力を制御するように動作可能な圧力制御要素を含む、請求項２に記載の装置。
  7. 前記圧力容器は、前記一体型加圧器の下方に位置する容器貫通部に、受動的一体型分離弁を含み、これによって、前記圧力容器の減圧をもたらす何れの容器貫通部破断も、前記圧力容器の頂部における前記一体型加圧器内への容器貫通部において生じる、請求項６に記載の装置。
  8. 前記バリアは更に、
    前記中央ライザ内の上昇流の一部を、前記ダウンカマー・アニュラスの下方部分へ振り分けるように構成された、前記中央ライザの下側部分における開口部を備える、請求項２に記載の装置。
  9. 前記ＰＷＲは更に、前記圧力容器の内部に配置され、冷却材循環経路を規定する中央ライザを備え、前記冷却材循環経路では、前記原子炉炉心によって加熱された冷却水が、前記中央ライザの内部を上方に向かって流れ、前記中央ライザの頂部開口部から流出し、前記中央ライザと前記圧力容器との間に規定されたダウンカマー・アニュラス内を下方に向かって流れ、前記原子炉炉心に戻り、前記バリアは更に、
    前記中央ライザ内の上昇流の一部を、前記ダウンカマー・アニュラスの下方部分へ振り分けるように構成された、前記中央ライザの下側部分における開口部を備える、請求項１に記載の装置。
  10. 前記ＰＷＲは更に、
    前記圧力容器の頂部における加圧器容積を規定する一体型加圧器であって、前記加圧器容積内の圧力を制御するように動作可能な圧力制御要素を含む、一体型加圧器と、
    前記一体型加圧器の下方に位置する容器貫通部における、受動的一体型分離弁であって、
    これによって、前記圧力容器の減圧をもたらす何れの容器貫通部破断も、前記圧力容器の頂部における前記一体型加圧器内への容器貫通部において生じる、受動的一体型分離弁と
    を備える、請求項９に記載の装置。
  11. 前記ＰＷＲは更に、
    前記圧力容器の内部に配置され、冷却材循環経路を規定する中央ライザであって、前記冷却材循環経路では、前記原子炉炉心によって加熱された冷却水が、前記中央ライザの内部を上方に向かって流れ、前記中央ライザの頂部開口部から流出し、前記中央ライザと前記圧力容器との間に規定されたダウンカマー・アニュラス内を下方に向かって流れ、前記原子炉炉心に戻る、中央ライザと、
    前記圧力容器の頂部における加圧器容積を規定する一体型加圧器であって、前記加圧器容積内の圧力を制御するように動作可能な圧力制御要素を含む、一体型加圧器とを備え、
    前記バリアは、前記圧力容器の頂部における加圧器容積と、前記圧力容器の残りとの間に流体連通を提供するように構成されたサージ・ラインを備え、前記サージ・ラインは、水を前記ダウンカマー・アニュラスに向けて外側に向けるように構成された、請求項１に記載の装置。
  12. 方法であって、
    核分裂性物質を備える原子炉炉心を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を運転することと、
    前記圧力容器の減圧をもたらす前記圧力容器の頂部における容器貫通部破断に対して、
    水塊からの水を、注入ラインを介して前記圧力容器内へ排出することと、
    前記排出の間、前記圧力容器から、前記容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制することと、を含む動作によって対応することと、
    を備える方法。
  13. 前記圧力容器から、前記容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制する動作は、
    前記排出の間、前記動作中に前記圧力容器内の冷却水の流れの逆方向に、前記圧力容器内に対向流を生成することを備える、請求項１２に記載の方法。
  14. 前記ＰＷＲは更に、前記圧力容器の内部に配置された中央ライザを備え、前記運転することは、冷却水を、前記中央ライザの内部において上方に向けて、前記中央ライザと前記圧力容器との間に規定されたダウンカマー・アニュラスにおいて下方に向けて循環させることを備え、前記圧力容器から、前記容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制する動作は、
    前記水塊からの水を、前記中央ライザ内へ注入することを備える、請求項１２に記載の方法。
  15. 前記注入することは、前記水塊からの水を、概ね下方へ向けて前記中央ライザ内へ注入することを備える、請求項１４に記載の方法。
  16. 前記圧力容器から、前記容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制する動作は更に、
    前記中央ライザ内の冷却水の上昇流の一部を、前記中央ライザの頂部に達することなく、前記中央ライザ内の穴を介して、前記ダウンカマー・アニュラスの下側部分内へ振り分けることを備える、請求項１４に記載の方法。
  17. 前記ＰＷＲは更に、前記圧力容器の内部に配置された中央ライザを備え、前記運転することは、冷却水を、前記中央ライザの内部において上方に向けて、前記中央ライザと前記圧力容器との間に規定されたダウンカマー・アニュラスにおいて下方に向けて循環させることを備え、前記圧力容器から、前記容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制する動作は、
    前記中央ライザ内の冷却水の上昇流の一部を、前記中央ライザの頂部に達することなく、前記中央ライザ内の穴を介して、前記ダウンカマー・アニュラスの下側部分内へ振り分けることを備える、請求項１２に記載の方法。
  18. 前記ＰＷＲは更に、（ｉ）中央ライザと、（ｉｉ）前記圧力容器の頂部における加圧器容積を規定する一体型加圧器とを備え、
    前記運転することは、（ｉ）冷却水を、前記中央ライザの内部において上方に向けて、前記中央ライザと前記圧力容器との間に規定されたダウンカマー・アニュラスにおいて下方に向けて循環させることと、（ｉｉ）前記加圧器容積内の圧力を制御するために、前記一体型加圧器の圧力制御要素を動作させることとを含み、
    前記圧力容器から、前記容器貫通部破断の外側への液体水の流れを抑制する動作は、前記加圧器容積と、前記圧力容器の残りの容積と間のサージ・フローを、前記ダウンカマー・アニュラスに向けて外側へ向けることを含む、請求項１２に記載の方法。
  19. 前記水塊は、放射性物質格納構造内に前記ＰＷＲとともに配置された燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）を備え、前記方法は更に、
    燃料交換中に、前記圧力容器を再び満たすための水源として、前記ＲＷＳＴを用いて、前記ＰＷＲの燃料交換を行うことを備える、請求項１２に記載の方法。
  20. 前記圧力容器の減圧をもたらす前記圧力容器の頂部における容器貫通部破断に対応することは更に、前記圧力容器の減圧中に、前記圧力容器内に、加圧水を注入する動作を含む、請求項１２に記載の方法。
  21. 前記ＰＷＲは更に、前記圧力容器の頂部における加圧器容積を規定する一体型加圧器を備え、前記方法は更に、
    前記一体型加圧器の下方に位置する容器貫通部に受動的一体型分離弁を備えることによって、あらゆる冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が、前記一体型加圧器の下方にある容器貫通部における破断によって生成されることを阻止することを備える、請求項１２に記載の方法。
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