JP2736191B2

JP2736191B2 - 原子炉の緊急炉心冷却系

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Publication number: JP2736191B2
Application number: JP3247792A
Authority: JP
Inventors: 一芳片岡; 直奈良林; 健司新井
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1991-09-26
Filing date: 1991-09-26
Publication date: 1998-04-02
Anticipated expiration: 2013-04-02
Also published as: JPH0587971A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉の緊急炉心冷却系
に係り、特に軽水炉の非常時の高圧炉心注水系として好
適な蒸気インジェクタを使用した原子炉緊急炉心冷却系
に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電プラントでは万一の原子炉系
配管破断による冷却材の流出にそなえて非常用炉心冷却
系設備（ＥＣＣＳ）を設けている。この設備は各々独立
した多重の系統からなっており、事故の際は自動的に起
動するように構成されている。従来、非常用炉心冷却設
備における原子炉の緊急冷却系に蒸気インジェクタを組
み込んだものが知られている。

【０００３】すなわち、図４に示したように原子炉格納
容器１内に蒸気インジェクタ２を設置し、その蒸気イン
ジェクタ２に給水ライン３と、蒸気ライン４と、冷却水
吐出ライン５を接続する。給水ライン３は給水用制御弁
６および給水用止弁７を通って原子炉格納容器１外に設
置した冷却用給水タンク８に接続し、蒸気ライン４は蒸
気供給用制御弁９を介して主蒸気ライン10に接続し、冷
却水吐出ライン５は吐出用逆止弁11を通して主給水管12
に接続し、この主給水管12を介して原子炉格納容器１内
に格納した原子炉圧力容器12に接続している。なお、図
中、符号14は炉心、15は圧力抑制プール、16は隔離冷却
プールをそれぞれ示している。蒸気インジェクタ２はた
とえば図５に示したような構造になっているものであ
る。

【０００４】すなわち、図５に示した蒸気インジェクタ
２は蒸気供給口21を有するケーシング22にニードル弁23
を有する蒸気噴出ノズル24を設け、この蒸気噴出ノズル
24に水吸込口25を隣接している。この蒸気噴出ノズル24
の下流側に蒸気・水混合ノズル26および昇圧用デフェー
ザ27を配設し、逆止弁28を介して吐出口29に連通してい
る。蒸気・水混合ノズル26のスロート部30には、オーバ
ーフロー配水管31に連通するオーバーフロー排水口32が
開口している。

【０００５】そして、例えばニードル弁23をハンドル33
により蒸気噴出ノズル24から引き抜き、蒸気供給口21か
ら供給された蒸気が蒸気噴出ノズル24から噴出すると、
水吸込口25から吸い込まれる供給水（供給蒸気の飽和温
度よりも約70℃低い水温）により蒸気が凝縮されながら
蒸気・水混合ノズル26に流入し、スロート部30で高速水
流となる。つまり、スロート部30で駆動蒸気圧よりも高
く昇圧された高速水流となって冷却水吐出口から冷却水
が流出する構造になっている。

【０００６】このように蒸気インジェクタ２は構造がそ
れほど複雑でなく、それ自身モータなどの動的機器を必
要としない利点がある。また、ケーシング22内にオーバ
ーフロー用逆止弁（図示せず）が設けられており、その
逆止弁から接続されているドレンラインは蒸気インジェ
クタが作動すると蒸気・水混合ノズル24が負圧になり、
その逆止弁は自動的に閉じ、負圧を必要としない利点が
ある。この蒸気インジェクタを用いた原子炉の緊急炉心
冷却系では、冷却材喪失時などにより緊急炉心冷却が必
要な場合、給水制御弁が開き蒸気インジェクタに水が供
給され、蒸気ラインから供給される蒸気が凝縮して、給
水を昇圧して炉心に注入し、炉心冷却が行なわれる。

【０００７】また、低圧で注入する緊急炉心冷却系には
図６に示すような構成の重力落下式炉心冷却系が知られ
ている。重力落下式炉心冷却系プール17を原子炉格納用
容器１内の炉心14より高い位置に設置し、原子炉圧力容
器13と逆止弁18を有する冷却ライン19で結んでいる。原
子炉圧力容器13の上方には主蒸気ライン10が接続し、主
蒸気ライン10に複数個の減圧弁20が取付けられる。圧力
抑制プール15と逆止弁18の上流側冷却ライン19との間に
は分岐し合流した状態で均圧ライン34が結ばれ、均圧ラ
イン34には均圧ライン用制御弁35が設けられている。こ
の重力落下式炉心冷却系は、重力を駆動力としているた
め、ポンプなどの動的な機器が不必要で、構造も簡単で
ある。この重力落下式緊急炉心冷却系では、配管破断な
どの事故が起きた場合、減圧弁20が開いて原子炉圧力容
器13内の圧力を下げ、重力落下による冷却水が炉心に流
入され冷却を行う。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、蒸気イ
ンジェクタ２を用いた原子炉の緊急炉心冷却系では、蒸
気インジェクタ２が起動するためには、流入した蒸気が
接触して凝縮が起こる界面が必要である。界面を形成す
るためには冷却水の蒸気インジェクタ２への供給がなく
てはならないので、ポンプなどの駆動系が別途必要であ
る。蒸気インジェクタ２を用いた原子炉の冷却系は、冷
却材喪失時などにより緊急炉心冷却が必要な場合、蒸気
インジェクタ２を駆動する蒸気供給用制御弁９及び給水
用制御弁７が確実に開いて給水タンク８内の水が流入し
なければならない。そのため、これらの起動に必要な系
を用意しなければ蒸気インジェクタ２が作動しないとい
う課題がある。

【０００９】また、重力落下式緊急炉心冷却系では、減
圧弁20の開放により原子炉圧力容器13内の圧力を急速に
大気圧まで減圧して重力落下式炉心冷却系プール17から
重力落下による冷却水が冷却ライン19を通して炉心14に
注入されるようにしなくてはならないので、事故時に開
く信頼性の高い大容量の減圧弁20を従来のＢＷＲの約２
倍の台数程度多く用いなければならないという課題であ
る。

【００１０】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、蒸気インジェクタの起動系をもち、高圧から
低圧にわたって高い信頼性をもって事故時に炉心に注水
出来る原子炉の緊急炉心冷却を提供することにある。

【００１１】

【課題を解決するための手段】第１の発明は原子炉格納
容器内に格納された原子炉圧力容器と、この原子炉圧力
容器内に配置された炉心よりも高い位置でかつ前記原子
炉格納容器内に設置された重力落下式炉心冷却系プール
と、この重力落下式炉心冷却系プールの下方に設置され
た圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器のドライウエ
ル内にに設置された蒸気インジェクタと、この蒸気イン
ジェクタの蒸気流入口と前記原子炉圧力容器とを結ぶ蒸
気供給ラインと、前記蒸気インジェクタの給水口と前記
重力落下式炉心冷却系プールとを結ぶ給水ラインと、前
記蒸気インジェクタの冷却水吐出口と前記原子炉圧力容
器とを結ぶ冷却水吐出ラインと、前記蒸気インジェクタ
のドレン口と前記圧力抑制プールとを結ぶドレンライン
と、このドレンラインに設けられたドレン用逆止弁と前
記蒸気供給ラインの減圧弁と前記給水ラインの制御弁と
制御する制御装置とを具備したことを特徴とする。

【００１２】第２の発明は原子炉格納容器内に格納され
た原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器内に配置され
た炉心よりも高い位置でかつ前記原子炉格納容器内に設
置された重力落下式炉心冷却系プールと、この重力落下
式冷却系プールの下方に設置された圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器のドライウエル内に設置された蒸気
インジェクタと、この蒸気インジェクタの蒸気流入口と
前記原子炉圧力容器とを結ぶ蒸気供給ラインと、前記蒸
気インジェクタの給水口と前記重力落下式炉心冷却系プ
ールとを結ぶ給水ラインと、前記蒸気インジェクタの冷
却水吐出口と前記原子炉圧力容器とを結ぶ冷却水吐出ラ
インと、前記蒸気インジェクタのドレン口と前記圧力抑
制プールとを結ぶドレンラインと、前記圧力抑制プール
内に設置された給水循環ポンプと、この給水循環ポンプ
の吐出側と前記重力落下式冷却プールとを結ぶ給水循環
ラインと、この給水循環ラインに設けた給水循環用逆止
弁とを具備したことを特徴とする。

【００１３】第３の発明は原子炉格納容器内に格納され
た原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器内に配置され
た炉心よりも高い位置でかつ前記原子炉格納容器内に設
置された重力落下式炉心冷却系プールと、この重力落下
式炉心冷却系プールの下方に設置された圧力抑制プール
と、前記原子炉格納容器のドライウエル内に設置された
蒸気インジェクタと、この蒸気インジェクタの蒸気流入
口と前記原子炉圧力容器とを結ぶ蒸気供給ラインと、前
記蒸気インジェクタの給水口と前記重力落下式炉心冷却
系プールとを結ぶ給水ラインと、前記蒸気インジェクタ
の冷却水吐出口と前記原子炉圧力容器とを結ぶ冷却水吐
出ラインと、前記蒸気インジェクタのドレン口と前記圧
力抑制プール、または前記重力落下式炉心冷却プールと
を結ぶドレンラインと、前記原子炉格納容器のドライウ
エル内に設置された蓄圧給水タンクと、この蓄圧給水タ
ンクと前記蒸気インジェクタの給水口とを結びかつ前記
給水ラインに設けた給水用逆止弁の出口側と合流する蓄
圧ラインと、この蓄圧ラインに設けた起動用制御弁と、
前記減圧弁と前記起動用制御弁とを制御する制御装置と
を具備したことを特徴とする。

【００１４】

【作用】第１の発明においては、図１に示すようにたと
えば緊急時に、まず、給水用制御弁６を開とし、重力落
下式炉心冷却系プール17から給水ライン３を通して蒸気
インジェクタ２に給水する。次いで減圧弁20から開放さ
れた蒸気を蒸気インジェクタ２に取り入れて蒸気インジ
ェクタ２を起動する。重力落下式炉心冷却系プール17の
冷却水を蒸気インジェクタ２および冷却水吐出ライン５
を通して原子炉圧力容器13内の炉心14に昇圧して注入
し、炉心14を冷却する。これにより高圧から低圧まで広
い圧力範囲で冷却水を炉心14に注入することできる。給
水用制御弁６と減圧弁20は制御装置38により開閉操作さ
れる。

【００１５】第２の発明においては、図２に示すように
通常運転時に重力落下式炉心冷却系プール２から蒸気イ
ンジェクタ２のドレンライン36を通じて圧力抑制プール
15に流れ込む水量だけ圧力抑制プール15から給水循環ポ
ンプ42で冷却水を重力落下式炉心冷却系プール17に汲み
上げる。緊急時には減圧弁20から開放された蒸気を蒸気
インジェクタ２に取り入れ蒸気インジェクタ２を起動す
る。重力落下式炉心冷却系プール17の冷却水を給水ライ
ン３，蒸気インジェクタ２および冷却水吐出ライン５を
通して原子炉圧力容器13内の炉心14に昇圧して注入す
る。よって、常に重力により蒸気インジェクタ２に給水
することで、蒸気インジェク２を駆動するための給水ポ
ンプなどの動的機器と、緊急時に作動する制御弁を省略
することができる。その他の作用は第１の発明と同様で
ある。

【００１６】第３の発明においては、図３に示したよう
に緊急時にまず起動用制御弁46を開とし、蓄圧給水タン
ク47から蓄圧ライン45を通して蒸気インジェクタ２に起
動用水を供給し、次いで減圧弁20を開とし、この減圧弁
20から開放された蒸気を蒸気インジェクタ２に取り入
れ、蒸気インジェクタ２を起動する。この起動により重
力落下式炉心冷却系プール17の水を給水ライン３，蒸気
インジェクタ２および冷却水吐出ライン５を通して原子
炉圧力容器13内の炉心14に昇圧して炉心14に注入する。
このようにして、緊急冷却用には重力落下式炉心冷却系
プール17から蒸気インジェクタ２を通して給水すること
で、蒸気インジェクタ駆動用の給水ポンプなどの動的機
器を省略することができる。減圧弁20と起動用制御弁46
の開閉は制御装置38により行う。その他の作用は第１の
発明と同様である。

【００１７】

【実施例】図１を参照しながら本発明に係る原子炉の緊
急炉心冷却系の第１の実施例を説明する。図中、図４お
よび図６と同一部分には同一符号を付して重複する部分
の説明は省略する。

【００１８】すなわち、図１において、蒸気インジェク
タ２には給水口と結ぶ給水ライン３、蒸気流入口と結ぶ
蒸気供給ライン４、冷却水吐出口と結ぶ冷却水吐出ライ
ン５およびドレンライン36が接続されている。給水ライ
ン３は給水用制御弁６を通して重力落下式炉心冷却系プ
ール17に、蒸気ライン４は減圧弁20を通して原子炉圧力
容器13に、冷却水吐出ライン５は吐出用逆止弁11を通し
て原子炉圧力容器13に、ドレライン36はドレン用逆止弁
37を通して圧力抑制プール15にそれぞれ結ばれている。
給水用制御弁６と減圧弁20は制御装置38に信号線39，40
を介してそれぞれ接続している。

【００１９】配管破断等により緊急炉心冷却が必要な場
合、原子炉圧力容器13内の水位の低下により、まず給水
用制御弁６が開き、蒸気インジェクタ２に給水ライン３
を通して水を供給する。次いでタイマーなどを持つ制御
装置38に接続した給水用制御弁６と連動した減圧弁20が
開き、蒸気インジェクタ２に蒸気が供給されると、蒸気
インジェクタ２内部で蒸気の凝縮が起こり、蒸気インジ
ェクタ２が作動し、供給水を供給蒸気圧以上、つまり、
原子炉圧力容器13内の圧力以上に昇圧する。この昇圧に
よって吐出用逆止弁11が開くため、炉心14に注水でき
る。一方、蒸気インジェクタ２が作動する蒸気インジェ
クタ２内の蒸気・水混合ノズルは負圧になり、ドレン用
逆止弁37によりドレンライン36は閉じる。なお、実プラ
ントの施工においては蒸気インジェクタ２の起動特性を
良くするため、蒸気インジェクタ２は原子炉格納容器１
内のドライウエルのなるべく低い位置に設置し、重力落
下式炉心冷却系プール17との水頭差を大きくすることが
重要である。

【００２０】第１の実施例によれば、原子炉の緊急炉心
冷却系としての蒸気インジェクタ２を起動するために必
要な系統をもち、重力落下式炉心冷却系プール17の圧力
より高い圧力で、原子炉圧力容器13内の圧力以上に昇圧
した冷却水を炉心14に注入出来るので、高圧から低圧ま
で広い圧力範囲で炉心注水が可能となり、高い信頼性の
要求される減圧弁の数も大幅に減らすことができ、より
いっそう原子炉の安全性が高まる。また、原子炉の緊急
炉心冷却系の構成も簡単で、かつ、従来技術を利用でき
るのでコスト的にも優れ、原子炉の緊急冷却系として好
適するものである。

【００２１】つぎに図２を参照しながら本発明の第２の
実施例を説明する。図２において、蒸気インジェクタ２
には給水口と結ぶ給水ライン３、蒸気流入口と結ぶ蒸気
供給ライン４、冷却吐出口と結ぶ冷却水吐出ライン５と
ドレンライン36が接続されている。給水ライン３は給水
用逆止弁41を通して重力落下式冷却系プール17に、蒸気
供給ライン４は減圧弁20を通して原子炉圧力容器13に、
冷却水吐出ライン５は吐出用逆止弁11を通して原子炉圧
力容器13に、ドレンライン36はドレン用逆止弁37を通し
て圧力抑制プール15にそれぞれ結ばれている。圧力抑制
プール15内には給水循環ポンプ42が設置されている。こ
の給水循環ポンプ42は重力落下式炉心冷却系プール17に
給水循環ライン43によって結ばれている。給水循環ライ
ン43には給水循環用逆止弁44が接続されている。また、
原子炉が通常運転時は、常に前記蒸気インジェクタ２に
供給されている冷却水がドレンライン36から圧力抑制プ
ール15に流れ、圧力抑制プール15から重力落下式炉心冷
却系プール17まで循環ポンプ42で圧力抑制プール水をく
みあげる閉じた系で循環している。この閉じた系で循環
している冷却水は、蒸気インジェクタ２の起動時にその
インジェクタにおいて、蒸気との凝縮界面を連続的に形
成するものであるため、大量の流量を必要としない。し
たがって、給水循環ポンプ42の容量は小さくてよく、揚
程も高々圧力抑制プール15から隔離冷却プール16までな
ので小型で消費電力の低いものが使用でき、そのうえ、
通常時のみ作動し、原子炉が緊急冷却が必要なときは作
動する必要がないため、信頼性の極度に高いものを使用
する必要はない。

【００２２】配管破断等により緊急炉心冷却系が必要な
場合、原子炉圧力容器13内の水位の低下により減圧弁８
が開いて、蒸気インジェクタ２に蒸気が供給される。重
力により給水ライン３を通して常に供給水の流量がある
ため、蒸気の凝縮が起こり、蒸気インジェクタ２が作動
し、供給水を供給蒸気圧以上、すなわち、原子炉圧力容
器２内の圧力以上に昇圧し、よって吐出用逆止弁11が開
くため炉心14に注水できる。一方、蒸気インジェクタ２
が作動すると蒸気インジェクタ２内部の蒸気・水混合ノ
ズルは負圧になり、ドレン用逆止弁37によりドレンライ
ン36は閉じる。なお、実プラントの施工においては蒸気
インジェクタ２の起動特性を良くするため、蒸気インン
ッジェクタ２は原子炉格納容器１内のドライウエルのな
るべく低い位置に設置し、重力落下式炉心冷却系プール
17との水頭差を大きくすることが重要である。

【００２３】第２の実施例によれば、緊急炉心冷却系と
しての蒸気インジェクタ２を起動するために高い信頼性
が要求される蒸気インジェクタを駆動するための給水ポ
ンプ等の動的機器と、緊急時に高度な制御により作動す
る制御弁を省略できる。一方、重力落下式炉心冷却系プ
ール17の圧力より高い圧力で原子炉圧力容器13内の圧力
以上に昇圧した冷却水を炉心14に注入できるので、高圧
から低圧まで広い圧力範囲で炉心14への注水が可能とな
り、高い信頼性の要求される減圧弁の数も大幅に減らす
ことができる。

【００２４】つぎに図３を参照しながら本発明の第３の
実施例を説明する。図３において、蒸気インジェクタ２
には給水口と結ぶ起動用蓄圧ライン45、同じく給水口を
結ぶ給水ライン３、蒸気流入口と結ぶ蒸気供給ライン
４、冷却水吐出口と結ぶ冷却水吐出ライン５およびドレ
ンライン36が接続されている。蓄圧ライン45は給水ライ
ン３に設けた給水用逆止弁41の出口側と合流している。
蓄圧ライン45は起動用制御弁46を通して蓄圧給水タンク
47に、給水ライン３は給水用逆止弁41を通して重力落下
式炉心冷却系プール17に，蒸気供給ライン４は減圧弁20
を通して原子炉圧力容器13の上部に、冷却水吐出ライン
５は吐出用逆止弁11を通して原子炉圧力容器13の下部
に、ドレンライン36はドレン用逆止弁37を通して重力落
下式炉心冷却系プール17にそれぞれ結ばれている。ドレ
ンライン36はドレン用逆止弁37を通して第１の実施例の
ように圧力抑制プール15に直結してもよいが、本実施例
のようにドレンライン36を重力落下式炉心冷却系プール
17に直結するとドレン水を重力落下式炉心冷却系プール
17に回収できる利点がある。減圧弁20と起動用制御46は
信号線40，48により制御装置38にそれぞれ接続してい
る。蓄圧給水タンク47から蒸気インジェクタ２の起動用
水を供給することにより、重力落下式炉心冷却プール17
のプール水を原子炉圧力容器圧以上に昇圧することが可
能となる。

【００２５】すなわち、配管破断等により緊急炉心冷却
が必要な場合、原子炉圧力容器13内の水位の低下によ
り、まず蒸気インジェクタ２の起動用制御弁46が開き、
蒸気インジェクタ２に蓄圧給水タンク47から蓄圧ライン
45を通して起動用水を供給し、次いでタイマーなどの制
御装置38で前記制御弁46と連動した減圧弁20が開き、蒸
気インジェクタ２に蒸気が供給されると蒸気インジュク
タ２は起動する。そして、蒸気インジェクタ２の内部で
蒸気の凝縮が起り、蒸気インジェクタ２が作動し重力落
下式炉心冷却系プール17からの供給水を供給蒸気圧以
上、すなわち、原子炉圧力容器13内の圧力以上に昇圧す
ることによって吐出用逆止弁11が開くため炉心14に注水
できる。一方、蒸気インジェクタ２が作動する蒸気イン
ジェクタ２の内部の蒸気・水混合ノズルは負圧になり、
蒸気インジェクタドレン用逆止弁37によりドレンライン
36は閉じる。なお、実プラントの施工においては蒸気イ
ンジェクタ２の起動特性を良くするため、ドレン水を圧
力抑制プール15へ排出する場合、蒸気インジェクタ２は
原子炉格納容器１内のドライウエルのなるべく低い位置
に設置し、重力落下式炉心冷却系プール17との水頭差を
大きくすることが重要であるが、本実施例では起動用蓄
圧ライン45を設けることにより設置場所の自由度が増
し、配置設計上のメリットが生ずる。

【００２６】この第３の実施例によれば、緊急炉心冷却
系として蒸気インジェクタ２を起動するために必要な系
統をもち、重力落下炉心冷却系プール17の圧力より高い
圧力で、原子炉圧力容器13内の圧力以上に昇圧した冷却
水を炉心14に注入できるので、高圧から低圧まで広い圧
力範囲で炉心注水が可能となり、高い信頼性の要求され
る減圧弁の数も減らすことが、よりいっそう原子炉の安
全性が高まる。また、原子炉の緊急炉心冷却系の構成も
簡単で、かつ、従来からある技術を利用しているのでコ
スト的にも優れ、原子炉の緊急冷却系として好適であ
る。

【００２７】

【発明の効果】本発明によれば重力落下式炉心冷却系プ
ールに接続する給水ラインから重力により蒸気インジェ
クタに給水することで蒸気インジェクタ起動用給水ポン
プなどの動的機器を省略できる。また、減圧弁から開放
される蒸気を蒸気インジェクタに取り入れ、その蒸気イ
ンジェクタを起動させることで重力落下式炉心冷却系プ
ールの冷却水を原子炉圧力器内の圧力以上に昇圧して炉
心に注入出来るので、高圧から低圧まで広い圧力範囲で
冷却水を注入することができ、急速な減圧を必要としな
いため高い信頼性の要求される減圧弁の数を減らすこと
ができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉の緊急炉心冷却系の第１の
実施例を示す系統図。

【図２】本発明に係る原子炉の緊急炉心冷却系の第２の
実施例を示す系統図。

【図３】本発明に係る原子炉の緊急炉心冷却系の第３の
実施例を示す系統図。

【図４】従来の原子炉の緊急炉心冷却系の第１の例を示
す系統図。

【図５】図４における蒸気インジェクタの１例を示す縦
断面図。

【図６】従来の原子炉の緊急炉心冷却系の第２の例を示
す系統図。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…蒸気インジェクタ、３…給水
ライン、４…蒸気供給ライン、５…冷却水吐出ライン、
６…給水用制御弁、７…給水用止弁、８…冷却水用給水
タンク、９…蒸気供給用制御弁、10…主蒸気ライン、11
…吐出用逆止弁、12…主給水管、13…原子炉圧力容器、
14…炉心、15…圧力抑制プール、16…隔離冷却プール、
17…重力落下式炉心冷却系プール、18…逆止弁、19…冷
却ライン、20…減圧弁、21…蒸気供給口、22…ケーシン
グ、23…ニードル弁、24…蒸気噴出ノズル、25…水吸込
口、26…蒸気噴出ノズル、27…昇圧用デフューザ、28…
逆止弁、29…吐出口、30…スロート部、31…オーバーフ
ロー配水管、32…オーバーフロー排水口、33…ハンド
ル、34…均圧ライン、35…均圧ライン用制御弁、36…ド
レンライン、37…ドレン用逆止弁、38…制御装置、39，
40，48…信号線、41…給水用逆止弁、42…給水循環ポン
プ、43…給水循環ライン、44…給水循環用逆止弁、45…
蓄圧ライン、46…起動用制御弁、47…蓄圧給水タンク。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献特開平３−75593（ＪＰ，Ａ) 特開平１−136097（ＪＰ，Ａ) 特開平２−73198（ＪＰ，Ａ) 特開平３−100496（ＪＰ，Ａ)

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉格納容器内に格納された原子炉圧
力容器と、この原子炉圧力容器内に配置された炉心より
も高い位置でかつ前記原子炉格納容器内に設置された重
力落下式炉心冷却系プールと、この重力落下式炉心冷却
系プールの下方に設置された圧力抑制プールと、前記原
子炉格納容器のドライウエル内に設置された蒸気インジ
ェクタと、この蒸気インジェクタの蒸気流入口と前記原
子炉圧力容器とを結ぶ蒸気供給ラインと、前記蒸気イン
ジェクタの給水口と前記重力落下式炉心冷却系プールと
を結ぶ給水ラインと、前記蒸気インジェクタの冷却水吐
出口と前記原子炉圧力容器とを結ぶ冷却水吐出ライン
と、前記蒸気インジェクタのドレン口と前記圧力抑制プ
ールとを結ぶドレンラインと、このドレンラインに設け
られたドレン用逆止弁と、前記蒸気供給ラインの減圧弁
と前記給水ラインの制御弁とを制御する制御装置とを具
備したことを特徴とする原子炉の緊急炉心冷却系。
【請求項２】原子炉格納容器内に格納された原子炉圧
力容器と、この原子炉圧力容器内に配置された炉心より
も高い位置でかつ前記原子炉格納容器内に設置された重
力落下式炉心冷却系プールと、この重力落下式冷却系プ
ールの下方に設置された圧力抑制プールと、前記原子炉
格納容器のドライウエル内に設置された蒸気インジェク
タと、この蒸気インジェクタの蒸気流入口と前記原子炉
圧力容器とを結ぶ蒸気供給ラインと、前記蒸気インジェ
クタの給水口と前記重力落下式炉心冷却系プールとを結
ぶ給水ラインと、前記蒸気インジェクタの冷却水吐出口
と前記原子炉圧力容器とを結ぶ冷却水吐出ラインと、前
記蒸気インジェクタのドレン口と前記圧力抑制プールと
を結ぶドレンラインと、前記圧力抑制プール内に設置さ
れた給水循環ポンプと、この給水循環ポンプの吐出側と
前記重力落下式冷却系プールとを結ぶ給水循環ライン
と、この給水循環ラインに設けた給水循環用逆止弁とを
具備したことを特徴とする原子炉の緊急炉心冷却系。
【請求項３】原子炉格納容器内に格納された原子炉圧
力容器と、この原子炉圧力容器内に配置された炉心より
も高い位置でかつ前記原子炉格納容器内に設置された重
力落下式炉心冷却系プールと、この重力落下式炉心冷却
系プールの下方に設置された圧力抑制プールと、前記原
子炉格納容器のドライウエル内に設置された蒸気インジ
ェクタと、この蒸気インジェクタの蒸気流入口と前記原
子炉圧力容器とを結ぶ蒸気供給ラインと、前記蒸気イン
ジェクタの給水口と前記重力落下式炉心冷却系プールと
を結ぶ給水ラインと、前記蒸気インジェクタの冷却水吐
出口と前記原子炉圧力容器とを結ぶ冷却水吐出ライン
と、前記蒸気インジェクタのドレン口と前記圧力抑制プ
ール、または前記重力落下式炉心冷却プールとを結ぶド
レンラインと、前記原子炉格納容器のドライウエル内に
設置された蓄圧給水タンクと、この蓄圧給水タンクと前
記蒸気インジェクタの給水口とを結びかつ前記給水ライ
ンに設けた給水用逆止弁の出口側と合流する蓄圧ライン
と、この蓄圧ラインに設けた起動用制御弁と前記減圧弁
と前記起動用制御弁とを制御する制御装置とを具備した
ことを特徴とする原子炉の緊急炉心冷却系。