JP5759899B2 - 発電モジュール組立体、原子炉モジュールおよび原子炉冷却方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子炉から崩壊熱を取り除くためのシステムに関する。

受動的な動作システムによって設計された原子炉では、物理学の法則は、正常な運転の間又は緊急事態においても、オペレータの介入や管理なしに、原子炉の安全な活動が少なくともあるあらかじめ決められた期間維持されることを確実とするために使用されている。原子炉５は、原子炉容器２で取り囲まれた炉心６を含む。原子炉容器２内の水１０は、炉心６を取り囲む。炉心６は、また、炉心６をその外側のまわりで取り囲む炉心隔壁１２２内に配置されている。核分裂事象の結果として、水１０が炉心６によって熱せられると、水１０は炉心隔壁１２２から、またライザー１２４から出るように導かれる。これは、さらに多くの水を炉心隔壁１２２に引き入れる炉心６によって、該炉心にさらに水１０を引き入れ、加熱する結果を生じる。ライザー１２４から抜け出た水１０は、冷やされ、アニュラス１２３に向けて導かれ、自然循環を通して原子炉容器２の底に戻る。水１０が熱せられるとき、加圧された蒸気１１が原子炉容器２内に生成される。

熱交換器３５は、タービン３２及び発電機３４によって電気を発生させるために、二次冷却システム３０中で給水及び蒸気を循環させる。前記給水は、熱交換器３５を通過し、過熱状態の蒸気になる。二次冷却システム３０は、凝縮器３６及び給水ポンプ３８を含む。二次冷却システム３０中の蒸気及び給水は、原子炉容器２中の水１０から分離され、それらが互いに混ざり又は直接に接触することは阻止されている。

原子炉容器２は格納容器４によって取り囲まれている。原子炉容器２からの水又は蒸気が、周辺の環境に漏れることがないように、格納容器４は設計されている。蒸気弁８は、原子炉容器２から格納容器４の上半部１４に蒸気１１を排出するために設けられている。水面下の排出弁１８は、サブクール水を収容するサプレッションプール１２中に水１０を放出するために設けられている。

給水流の喪失中、原子炉５は、炉心６の緊急停止、格納容器４の冠水又は原子炉容器２の減圧に対処すべく設計されている。これらの後者の２つの対処は、原子炉５が停止し、長期間にわたって発電することができない結果を生じる。さらに、冷却材が原子炉容器２から排出される冷却材の損失状態の間、炉心６を通る冷却材の流量は低減する。これは、炉心温度を要求されたレベルまで下げるために必要な時間を増大させる。

本発明は、これら及び他の問題に対処する。

発電モジュール組立体は、原子炉ハウジングと、該原子炉ハウジングの下部に配置された炉心と、前記原子炉ハウジングの上部の回りで直近に配置された熱交換器とを含んで開示されている。一次冷却材は、前記上部を経て前記原子炉ハウジングから流出し、また前記一次冷却材は前記下部を経て前記原子炉ハウジングに流入する。前記発電モジュール組立体は、さらに、前記下部及び上部の中間で前記原子炉ハウジングに設けられた通路を含み、前記通路は、前記原子炉ハウジングの前記上部から前記下部への前記一次冷却材の流量を増やすために、一次冷却材の補助の流れを前記炉心に提供すべく設定されている。

原子炉モジュールは、原子炉容器と、該原子炉容器内で立ち上がる原子炉ハウジングとを含んで開示されており、前記原子炉ハウジングは、炉心隔壁と、該炉心隔壁の上に配置されたライザーとを含む。熱交換器が前記ライザーの回りで直近に配置され、また炉心が前記炉心隔壁に配置されている。前記原子炉モジュールは、さらに、前記ライザーから前記炉心隔壁内への前記一次冷却材の主流路を拡大するために、一次冷却材の補助流路を前記炉心に提供すべく設定された蒸気発生器バイパスシステムを含み、前記一次冷却材の補助流路は、前記熱交換器のそばを通ることなく、前記原子炉ハウジングから出る。

原子炉の冷却方法が開示されている。一次冷却材は、上部のライザーと下部の炉心隔壁とを含む原子炉ハウジングを通って循環する。一次冷却材の主流路は前記ライザーの回りで直近に配置された熱交換器のそばを通り過ぎ、前記一次冷却材は前記下部の炉心隔壁に入る。冷却材喪失事故(LOCA)又は減圧事故が検出され、一次冷却材の液体レベルは前記ライザーの頂部より下に減少する。前記主流路の一次冷却材は、蒸気として前記ライザーから出る。前記補助流路の一次冷却材は、前記原子炉ハウジング内に設けられた補助通路を通って循環し、前記熱交換器を通らずに前記原子炉ハウジングから出る。前記補助流路からの前記一次冷却材は前記下部の炉心隔壁に入る主流路からの前記一次冷却材と混合される。

本発明は、添付図面を参照する本発明の好適な実施例についての以下の詳細な説明から、より明白になるであろう。

原子力システムを示す。 内部乾燥式格納容器を含む発電モジュール組立体を示す。 緊急運転中の図２の発電モジュール組立体を示す。 緊急運転中の蒸気発生器フローバイパスシステムを含む発電モジュールの実施例を示す。 正常運転状態中の蒸気発生器フローバイパスシステムを含む発電モジュールの実施例を示す。 正常運転状態中の蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 出力低下運転中の図６Ａの蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 貫通通路を含む、蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 弁を含む、蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 １つ又は複数のバッフルを含む、蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 温度作動の通路を含む、蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 ボール逆止弁を含む、蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 制御棒により作動される、蒸気発生器フローバイパスシステムの実施例を示す。 制御棒により作動される、蒸気発生器フローバイパスシステムの代替的実施例を示す。 蒸気発生器フローバイパスシステムを使用する新規な炉心冷却方法を示す。

本書に開示されあるいは参照された種々の実施例は、参照によってその全体が本書に含まれる同時係属中の米国特許出願番号11/941,024号明細書に見られる特徴に調和して又は連動して運転される。

図２は、内部が乾燥した格納容器５４を含む発電モジュール組立体５０を示す。格納容器５４は、円筒形であり、また球形、ドーム型又は長円形の上下の両端を有する。発電モジュール組立体５０の全体を効果的な熱吸収源として作用するプールの水１６に沈めることができる。また、プールの水１６と、格納容器５４とは、原子炉ベイ７の地表９下に位置することができる。発電モジュール組立体５０から液体及びガスが漏れ、あるいは侵入しないように、格納容器５４は、溶接あるいはその他の手段で環境に対して密封することができる。格納容器５４は、その外面で、如何様にも支持することができる。

一実施例では、格納容器５４は、１つ又は複数の取付け接続具８０によってプールの水１６中に吊されている。原子炉容器５２は、格納容器５４内に設置されあるいは搭載される。原子炉容器５２の内面は、冷却材１００すなわち水などの液体を含む湿潤環境にさらすことができ、外面は空気などの乾燥した環境にさらすことができる。原子炉容器５２は、ステンレス鋼又は炭素鋼で作り、また被覆膜を含むことができ、格納容器５４内で支持され得る。

発電モジュール組立体５０は、鉄道車両で輸送できるように、寸法決めすることができる。例えば、格納容器５４は、約４．３メートルの直径及び１７．７メートルの高さ(長さ)に構成することができる。炉心６の燃料補給は、例えば、発電モジュール組立体５０の全体を鉄道車両で又は海外へ輸送し、それを新たな燃料棒を有する新しいあるいは再生された発電モジュール組立体と取り替えることによって実行することができる。

格納容器５４は、炉心６を封入し、ある条件で冷却する。それは比較的小さく、高強度を有し、一つにはそのより小さな全体寸法に起因して、従来の格納容器デザインの６、７倍の圧力に耐えることが可能である。発電モジュール組立体５０の一次冷却システムに中断が生じても、環境の中に核分裂生成物が全く放出されない。崩壊熱は、緊急状態下で発電モジュール組立体５０から取り除くことができる。

炉心６は、水などの一次冷却材１００内に沈むか、浸漬されるように図示されている。原子炉容器５２は冷却材１００及び炉心６を収容する。原子炉ハウジング２０は、該原子炉ハウジング２０の下部の炉心隔壁２２と、原子炉ハウジング２０の上部のライザー２４とを含む。炉心隔壁２２は、炉心６をその側方のまわりで取り囲み、冷却材１００の自然循環の結果として、原子炉容器５２の上半分に置かれたライザー２４を通って冷却材１００を上に導く(冷却材の流れ６５、６７として示されている)ように作用する。一実施例では、原子炉容器５２は、直径が約２．７メートルの直径であり、また１３．７メートルの全高(長さ)がある。原子炉容器５２は、長円形、ドーム型又は半球状の上下の両端を有する全体に円筒形の形状を含む。原子炉容器５２は、通常の作動圧力及び温度にある。格納容器５４は、内部が乾燥しており、プールの水１６の温度又はその近傍の温度の壁温度で、大気圧で動作することができる。

格納容器５４は、実質的に原子炉容器５２を取り囲み、封じ込め領域４４として知られている乾燥した空隙（voided）の又はガス状の環境を提供することができる。封じ込め領域４４は、空気又はアルゴン又は他の新規なガスなどの他の充填ガスを含むことができる。格納容器５４は、封じ込め領域４４と隣接する内面５５又は内壁を含む。封じ込め領域４４は、空気の代わりに、これに加えて、単一又は複数の種類のガスを含むことができる。一実施例では、封じ込め領域４４は、例えば不完全真空として、大気圧又は大気圧より低く維持されている。原子炉容器５２は、封じ込め領域４４が完全な又は不完全な真空に置かれるように、前記格納容器内の単一又は複数種類のガスを除去することができる。

正常運転中、炉心６内の核分裂事象からの熱エネルギーは、冷却材１００を加熱する。冷却材１００が熱くなるに伴い、それは低密度になり、ライザー２４を通って上昇する傾向にある。冷却材１００の温度低下に伴い、それは熱せられた冷却材よりも相対的に密度が高まり、アニュラス２３の外側の回りを流れ、再び炉心６によって加熱されるように、原子炉容器５２の底まで下りまた炉心隔壁２２を通って上昇する。この自然循環は、熱交換器３５を通って冷却材１００を循環させ(冷却材の流れ６５として示されている)、発電のために図１の二次冷却システム３０のような二次冷却材に熱を転送する。

図３は緊急運転中の図２の発電モジュール組立体５０を示す。緊急運転は、例えば炉心６の過熱又は原子炉容器５２の過加圧事故への対処が挙げられる。ある緊急運転中、原子炉容器６は、そうでなければ乾燥した格納容器５４の封じ込め領域４４中に、冷却材１００を放出するように設定することができる。炉心6の崩壊熱は、冷却材１００の凝縮を通してプールの水１６の内面で除去され、格納容器５４の内面５５は、緊急運転又は過加圧事故の前では完全に乾燥させることができる。

緊急運転中、冷却材１００を格納容器５４内に放出するために、流量制限器５８又は蒸気ベントを原子炉容器５２に設置することができる。冷却材１００は、水蒸気などの蒸気４１として格納容器５４中に放出される。流量制限器５８は、管又は接続具などの如何なる介在構造物もなしに、直接、原子炉容器５２の外壁に接続又は設置することができる。蒸気４１の凝縮は、放出された蒸気４１が格納容器５４に付加の圧力をかけるのとおおよそ同じ速度で格納容器５４中の圧力を低減する。

格納容器５４内に蒸気４１として放出される冷却材１００は、格納容器５４の内面５５に接し液体として凝縮する。蒸気４１が冷却液１００に変換されるに伴って、蒸気４１の凝縮は、格納容器５４内の圧力を減少させる。格納容器の内面５５への蒸気４１の凝縮によって、炉心６から崩壊熱の除去を管理すべく十分な量の熱を発電モジュール組立体５０から取り除くことができる。一実施例では、緊急運転中であっても、原子炉容器５２からの冷却液１００の放出がまったくない。凝縮された冷却材１００は、格納容器５４の底に下降し、液だまりとして集まる。より多くの蒸気４１が内面５５に凝縮するに伴い、格納容器５４の底の冷却材１００のレベルは徐々に上がる。蒸気４１に蓄えられた熱は、究極の熱吸収源として作用するプールの水１６に格納容器５４の壁を通して転送される。格納容器５４の底に存在する冷却材１００に蓄えられた熱は、液体の対流と、内面５５の熱伝達とを通して転送される。

水蒸気又は蒸気４１から除去された熱は、冷たい格納容器５４の内壁への凝縮によって、また前記熱い冷却材から内面５５への自然対流によって、比較的冷たい内面５５に転送される。熱は、前記格納容器壁を通しての伝導によって、また格納容器５４の外面の自然対流によって、プールの水１６に転送される。冷却材１００は、炉心６が過熱した後及び緊急運転中、発電モジュール組立体５０内に閉じ込められ続ける。プールの水１６に転送された熱は、如何なるオペレータの介入もなしに、３日以上の間、適正な受動的な崩壊熱の除去を提供することができる。

格納容器５４は、原子炉容器５２から格納容器５４内に高圧流体が瞬時に放出される結果として生じる最大の圧力に耐えるように設計される。格納容器５４内の圧力は原子炉容器５２内の圧力におおよそ平衡するように設計されており、圧力差によって引き起こされる破断流（break flow）を減らし、結果として図３に示されているように、原子炉容器５２内の冷却材レベル１００Ａと格納容器５４内の冷却材レベル１００Ｂとなる。冷却材レベル１００Ｂは、下方弁５７を通って原子炉容器５２内に戻る流れに必要とされている流体静力学の駆動力のために、冷却材レベル１００Ａに関して高く示されている。冷却材レベル１００Ａ及び１００Ｂの差は、また蒸気フロー弁５８の圧力低下による格納容器５４に対する原子炉容器５２内の圧力差のために、存在する。図３は、冷却材レベル１００Ａ及び１００Ｂが、冷却材レベルの不均衡によって生じた静水頭の結果として釣り合うことを示す。原子炉容器５２内の冷却材レベル１００Ａは、炉心６の頂部より上にあり続け、常に冷却材１００によって炉心６を覆われ続ける。冷却材レベル１００Ａは、炉心６を通って再循環すべく原子炉容器５２の底に集まる前にライザー２４から放出され原子炉容器５２の内面５５上で凝縮する水蒸気又は蒸気(冷却材フロー４２として示される)によって、維持される。

冷却材レベル１００Ａ、１００Ｂが、一旦、適切又は予め決められた条件に達したとき、冷却材１００が格納容器５４から原子炉容器５２内に戻るように流れることを許すべく、流量弁５７を設けることができる。流量弁５７を通して原子炉容器５２に再流入することを許される冷却材１００は、蒸気４１として流量制限器５８を通して放出された冷却材１００を補給する。流量弁５７を通る冷却材１００の流れは、容器５２、５４内の温度差及び弁を流れる冷却材に起因する冷却材密度差及び冷却材レベル差により、受動システムの自然循環を通して達成され得る。

完全な又は完璧な真空を達成あるいは維持するために、商業的に又は技術的に非現実的であるかもしれないが不完全な真空は格納容器５４内に作ることができる。本書に記載の真空は、したがって、不完全な又は完全な真空であることが理解されよう。一実施例では、封じ込め領域４４は、封じ込めガスを通しての対流及び伝導の熱伝達がかなり低減された真空圧力に維持される。封じ込め領域４４から実質的にガスを除去することにより、例えば、格納容器５４内の真空を維持することにより、最初の内面５５への蒸気４１の初期凝縮速度はその後の凝縮速度と同程度に増大される。凝縮速度を増大させることは、格納容器５４を通しての熱伝達率を増大させる。

封じ込め領域４４の真空が減少した場合、導入された蒸気又は液体は、自然対流を通しての原子炉容器５２と格納容器５４との間で熱を移送すべく受動的安全冷却機構をさらに提供する。例えば真空によって提供されるような断熱が例えば低減するか又は除去されることにより、格納容器５４の底にたまる凝縮された冷却液１００によって緊急運転中に原子炉容器５２からのより効果的な熱伝達をなすことができる。熱は、冷却液１００を通して原子炉容器５２から格納容器５４に移される。

図４は、冷却材喪失事故(LOCA)又は過加圧事故などの緊急運転中の蒸気発生器フローバイパスシステム４５を含む発電モジュール組立体４０の実施例を示す。発電モジュール組立体４０は、図２から３に示された実施例に関連して記載されているが、従来の電力システムと同様に、多く又はすべての機能が図１について記載された原子力システムに適用できることが理解されよう。

原子炉ハウジング２０は原子炉容器５２内に設置されており、原子炉ハウジング２０は、炉心隔壁２２と、該炉心隔壁の上に配置されたライザー２４とを含む。熱交換器３５はライザー２４の回りで直近に位置している。炉心６は炉心隔壁２２内に置かれている。ライザー２４は、上方の取付け部材４１によって原子炉容器５２に取り付けられるように示されており、他方、前記炉心隔壁は、下方の取付け部材４３によって原子炉容器５２に取り付けられるように示されている。

蒸気発生器フローバイパスシステム４５は、ライザー２４から炉心隔壁２２内への一次冷却材１００の流れを増やすために、一次冷却材の補助流４８を炉心６に提供すべく、設定されている。一次冷却材の補助流４８は、熱交換器３５を通り過ぎることなく原子炉ハウジング２０から出る。蒸気発生器フローバイパスシステム４５は、原子炉ハウジング２０の1つ又は複数の構成要素によって液圧接続を提供することができる。一実施例では、蒸気発生装置フローバイパスシステム４５は、ライザー２４と炉心隔壁２２との間に位置するアニュラス(図１の符号１２３を参照)を通って液圧接続が規定されている。

原子炉ハウジング２０の上部(例えばライザー２４)からの冷却材の流れ４２は蒸気から成り、一次冷却材の補助流４８は沸騰水のような二相の冷却材の混合物からなる。ライザー２４から出る冷却材の流れ４２は、正常な運転(例えば出力全開運転)中の冷却材の流れ６７(図２)に比べて質量流量の差だけ、冷却材１００がより少なくなる。それ故、炉心隔壁２２に入る冷却材の流れ４６が正常な運転中に図２の冷却材の流れ６５と同じ流量又はその近傍に増やされるように、補助流４８は失われた流量の一部を作り出すように作用する。

正常な運転状態中に冷却材レベル１００Ｎが図２中で示されたライザー２４の出口すなわち上部の上方にあるのに対比すると、図４に示された実施例では、冷却材レベル１００Ａは、緊急運転中、ライザー２４の頂部の下に示されている。原子炉ハウジング２０が図２の一次冷却材１００中に完全に沈んで示されているのに対し、原子炉ハウジング２０は、図４で示すように、冷却材１００中に部分的に沈むだけである。蒸気発生器バイパスが存在する場合、一次冷却材１００のレベルは、正常運転外、停止又は緊急運転中と同様、正常運転中、通路４５よりも上に維持される。

正常運転中、冷却材の流れ６５は、例えば加圧水型原子炉構造(PWR)では、主に又はまったく単相の冷却材から成る。したがって、単一相の冷却材は、該冷却材の流れ６５として炉心６を通り、冷却材の流れ６７（図２及び５参照）としてライザー２４を出て巡る。これは、炉心６の燃料被覆面で単相の対流熱伝達を提供する。

図４に示すように、ＬＯＣＡが生じ、冷却材レベル１００Ａがライザー２４の頂部より下方に落ちると、単相の冷却材の流れは中断されることがある。圧力又は温度の差が飽和条件を超える状態を提供されると、相変化熱伝達が生じるであろう。二相冷却材が生じ、該冷却材は、炉心６を通り次に原子炉容器５２の内壁に凝縮する蒸気として冷却材の流れ４２を経て原子炉ハウジング２０から出る。蒸気発生器フローバイパスシステム４５を通る補助流４８を含めることにより、蒸気発生を通して起こる熱伝達に加えて、対流熱伝達が炉心６に提供される。

ＬＯＣＡ中のライザー２４内の冷却材レベル１００Ｃは、前記発電モジュールが定常状態を達成しているときの原子炉ハウジング２０の外側(ダウンカマー)での冷却材レベル１００Ａとほぼ等しいレベルまで低下する。定常状態は、炉心隔壁２２に入る冷却材の流れ４６が、ライザー２４から出る冷却材の流れと、蒸気発生器フローバイパスシステム４５から出る補助流４８との合計流量に等しいときに起こる。蒸気発生器フローバイパスシステム４５は、前記燃料棒を通しての冷却材の流れを最適化するために炉心６よりも上方に置かれる。

一実施例では、蒸気発生器フローバイパスシステム４５は、前記ハウジング２０の下部(例えば炉心隔壁２２)と、上部(例えばライザー２４)との中間で原子炉ハウジング２０に設けられた通路を含み、該通路は、原子炉ハウジング２０の前記上部から前記下部への一次冷却材１００の流れを増やす一次冷却材の補助流４８を炉心６に提供すべく設定される。一次冷却材の補助流４８は、したがって、原子炉ハウジング２０の上部の回りで直近に位置する熱交換器３５を迂回する。

発電モジュール組立体４０の出力全開運転中、通路４５を閉じることができ、緊急時運転手順中、通路４５が開くように設定されている。同様に、通路４５は、ＬＯＣＡ又は過加圧事故を含めて、停止時又は出力低下運転中に開くように設定することができる。一実施例では、前記通路は動作のすべてのモードで開き続けるが、補助流４８は、発電モジュール組立体４０の正常運転中、実質的に最少に又は零に減らされる。

図５は、蒸気発生器フローバイパスシステム５９を含む正常な運転状態中の発電モジュールの実施例を示す。蒸気発生器フローバイパスシステム５９は、原子炉ハウジング１２０を通る開口部又は通路を含む。例えば、前記通路は、ライザー２４の下端６０と炉心隔壁２２の上端６２との間に又はその間を通して設けることができる。冷却材の流れ６５は、冷却材の流れ６７としてライザー２４から出る前に炉心隔壁２２に置かれた炉心６を通過する。正常運転中、冷却材の流れ６５のほとんど又はすべては、蒸気発生器フローバイパスシステム５９から漏れない。蒸気発生器フローバイパスシステム５９を通る流量を阻止するか、減らすことによって、熱を炉心６から取り除くために、冷却材の最大の流量が熱交換器３５の近傍を通り過ぎる。したがって、冷却材の流れ６５の質量流量は、冷却材の流れ６７のそれとほぼ等しい。

図６Ａは、発電モジュールが出力全開で運転しているときなど、正常運転状態中の蒸気発生器フローバイパスシステム６９の実施例を示す。正常運転中、前記発電モジュールは、一般的に反応炉起動、反応炉停止又は他の運転状態と関連した温度より高い運転温度を生じる。熱交換器３５(図４)との相互作用の結果として、異なる位置の冷却材１００に温度差が生じる。正常運転温度では、冷却材の流れ６５及び６７は、ほぼ図２及び５に関連して記載されているように動く。原子炉ハウジング２０の異なる両構成要素は、動作温度の差異の結果として又は種々の構成要素の熱特性における差異の結果として、異なる量の熱膨張を受ける。例えば、ある構成要素は異なる素材、構成又は量(例えば厚さ)で作ることができ、そのようなその１つの構成要素は他の構成要素よりも大きく膨張するか、収縮する。

一実施例では、炉心隔壁２２及びライザー２４における膨張又は収縮の方向は、逆方向である。例えば、ライザー２４は、原子炉容器５２(図２)の底に向けて膨張するが、炉心隔壁２２は原子炉容器５２の頂部に向けて膨張する。この関係は、ライザー２４の下端６０と炉心隔壁２２の上端６２でそれぞれ下及び上に向けての矢印によって図示されている。逆方向の構成要素の膨張は、ライザー２４を上方の取付け部材４１に取付け、また炉心隔壁２２を下方の取付け部材４３(図４)に個々に取り付けることにより、達成し得る。

炉心隔壁２２の上端６２の通路６３は、ライザー２４の下端６０の通路６１と位置を変えられて示されている。炉心隔壁２２とライザー２４とが熱的に膨張した状態では、位置を変えられた通路６１、６３は整列せず、冷却材の流れ６５のほとんど又はすべてが、蒸気発生器フローバイパスシステム６９を通過することを許されない。

図６Ｂは、出力低下運転中の図６Ａの蒸気発生器フローバイパスシステム６９の実施例を示す。前記出力低下運転は、例えば反応炉停止、原子炉緊急停止又はＳＣＲＡＭ、ＬＯＣＡ又は過加圧事故を含む。出力低下運転中、原子炉容器５２(図２)内の温度は、減少する傾向があり、これが種々の原子炉構成要素の収縮又は後退を結果として生じる。例えば、ライザー２４は原子炉容器５２(図２)の頂部に向けて収縮するが、炉心隔壁２２は原子炉容器52の底部に向けて収縮する。この関係が、ライザー２４の下端６０と炉心隔壁２２の上端６２とのそれぞれ上方及び下へ向けての矢印によって図示されている。ライザー２４及び炉心隔壁２２は、同じ温度変化で異なる量の膨張又は収縮が可能であり、その場合、伸縮方向は相対的とすることができる。

炉心隔壁２２の上端６２の通路６３は、ライザー２４の下端６０の通路６１と整列して示されており、補助流４８が蒸気発生器フローバイパスシステム６９を通過することを可能にする。炉心隔壁２２およびライザー２４の熱的な収縮状態では、貫通路を形成すべく共通位置の通路６１、６３に整列し、補助流４８は冷却材の流れ４２と結合される。一実施例では、通路６１、６３は原子炉容器５２（図２）内の温度変化によって開放し、また炉心隔壁２２及びライザー２４間の熱膨張率の差が通路６１、６３を開放する。温度変化、通路６１、６３間の整合度合又は原子炉ハウジング２０内に設けられる通路の数によって、補助流４８の流量は変わる。熱交換器３５(図４)の近傍又はその中を通ることなく、冷却材の補助流４８は原子炉ハウジング２０から出る。

図７は、貫通路７０を含む蒸気発生器フローバイパスシステム７９の実施例を示す。ライザー２４の下端６０と炉心隔壁２２の上端６２との間に貫通路７０を形成することができる。補助流４８が貫通路７０を通って循環するように、下端６０及び上端６２が互いに重なり合って示されている。図７は、停止又は出力低下運転中の冷却材の流れを表していると理解することができ、ここでは、冷却材の流れ４２は図５の冷却材の流れ６７に比べて減少した流量を提供する。図５では、発電モジュール４０の正常運転中、補助流が蒸気発生器フローバイパスシステム５９からほとんど又はまったく漏れないように、冷却材の流れ６５、６７を十分に強くすることができる。ライザー２４を通る流路は、正常運転中に最も低い抵抗の流路を提供することができる。

停止運転又はＬＯＣＡ中、冷却材の流れ４２は減少し、冷却材の流れ４６が冷却材の流れ４２の流量を超えるに伴い、補助流４８は、自然対流によって貫通路７０から出ることを許され得る。一実施例では、一次冷却材はライザー２４からの一次冷却材の冷却材流４２の流量の減少の結果として、蒸気発生器フローバイパスシステム７９から出る。流量の前記減少は、さもなければ正常運転状態中に貫通路７０で形成される渦の量を対応して減少させるかもしれず、冷却材が蒸気発生器フローバイパスシステム７９を通って「噴きこぼれること」を可能にする。

図７に示された実施例では、ここに記載され、図示された他の種々の実施例と同様に、一次冷却材の補助流４８は、冷却材の自然対流又は自然循環によって原子炉ハウジング２０から出ることができる。前記冷却材の二相状態は、前記蒸気発生器フローバイパスシステムを通過する冷却材の補助流４８を促進するのに対して、前記冷却材が単相状態(例えば正常運転状態中)にあるとき、違った形で冷却材のほとんど又はすべてはライザー２４から出るであろう。炉心６(図５)を受動的に冷却することは、モーターなどの動的又は機械的部品を提供する必要性を低減するか、除去する。

一実施例では、下端６０及び上端６２の重複した部分間の距離は、発電モジュール４０の温度変化と共に、増減する。反応炉温度の減少中、力Ｆ_l及びＦ₂が、ライザー２４及び炉心隔壁２２の両端６０、６２に作用し、その結果、貫通路７０の寸法を増大させ、補助流４８の増加をもたらすかもしれない。他方、反応炉温度の上昇中、両端６０、６２の重複部分間の距離の減少に伴い、貫通路７０の寸法は減少し、補助流４８の減少又は流れの停止を結果として生じる。冷却材の補助流４８の流量は、反応炉温度の変化及び貫通路７０の寸法すなわち流量面積の変化に関連して変化する。

図８はライザー２４の下端６０と、炉心隔壁２２の上端６２との近くに置かれた弁８０を含む蒸気発生器フローバイパスシステム８９の実施例を示す。補助流４８は図７の説明についてと同様に流れることを許されるが、弁８０は、補助流４８の方向を一方向に制限するために設けることができる。一実施例では、弁８０は、冷却材の流れ４８の方向を原子炉ハウジング２０内から原子炉ハウジング２０外へ制限する一方向弁である。一実施例では、弁８０は常時開放であり、補助流４８の流量は、冷却材の流れ４２、４６又は冷却材の流れ６５、６７(図５)の量によって制御される。他の実施例では、弁８０は、停止運転又は原子炉緊急停止の検出で作動し(例えば開かれ)、例えばそのような弁８０は、そうでなければ、正常な(例えば出力全開)原子炉運転中に閉じられる。

図９は、１つ又は複数のバッフル９０を含む蒸気発生器フローバイパスシステム９９の実施例を示す。バッフル９０を通しての補助流４８は、図４ないし８に示された実施例について上記したと同様に動作又は機能することができる。例えば、発電モジュール４０の正常な運転中、補助流４８は、ほとんど又はまったく１つ又は複数のバッフル９０を通して出ることを許されない。停止運転中、バッフル９０を通しての補助流４８は可能であるか、又は増大することができる。

一実施例では、開閉のために、１つ又は複数のバッフル９０は枢軸のまわりで回転する。バッフル９０Ａは、バッフルを閉鎖位置で示すのに対して、バッフル９０Ｂはバッフルを開放位置で示す。１つ又は複数のバッフル９０は、冷却材の流れ４２、４６の流速に応じて、これらの流量が１つ又は複数のバッフル９０上に圧力Ｐ１、Ｐ2を及ぼすので、開閉する。圧力Ｐ１、Ｐ２間の流量差又は圧力差が十分に大きいと、１つ又は複数のバッフル９０は、閉じ、蒸気発生器フローバイパスシステム９９を通る冷却材の流れを阻止する。蒸気発生器フローバイパスシステム９９は、流量がある予め決められたしきい値より下がるとき、１つ又は複数のバッフル９０を開放位置に復帰させるばねなどの復帰機構をさらに含むことができる。一実施例では、蒸気発生器フローバイパスシステム９９は、沸騰する冷却材の移動を許すが、単相の冷却材の移動を阻止するか、制限する小型のルーバまたはバッフルを備えるスクリーンを含むことができる。

図１０は、温度作動の通路１００を含む蒸気発生器フローバイパスシステム１０９の実施例を示す。通路１００は、原子炉容器５２(図４)内の温度変化によって開くように設定することができる。一実施例では、蒸気発生器フローバイパスシステム１０９は、前記通路上に位置し、異なる熱膨張率又は特性を有する素材から成るバイメタルのカバーを含む。一実施例では、前記通路はライザー２４と炉心隔壁２２との間で形成されている。温度作動の通路１００の第１の端部は、固定され、さもなければ原子炉ハウジング２０(図４)に取り付けられ得る。異なる熱膨張特性によって、反応炉温度が減少するに伴って、温度の作動の通路１００の第２の端部は、力Ｆ_oで原子炉ハウジング２０から離れて曲がる。これにより原子炉ハウジング２０を通る通路が形成され、該通路は、補助流４８が蒸気発生器フローバイパスシステム１０９から出ることを可能とする。

反応炉温度の上昇に伴い、温度作動の通路１００は、通路(参照番号１００Ａで示されている)を覆い、原子炉ハウジング２０から出る補助流４８を減らすか、阻止すべく、真っ直ぐになりあるいは反り返る。

図１１はボール逆止弁１１０を含む蒸気発生器フローバイパスシステム１１９の実施例を示す。ボール逆止弁１１０は、第１の位置で補助流４８が蒸気発生器フローバイパスシステム１１９を通過することを可能にし、他方、第２の位置（例えば、参照番号１１０Ａで示されている）で原子炉ハウジング２０からの補助流４８の放出を制限又は阻止するように、双方向に動くことができる。

蒸気発生器フローバイパスシステム１１９は、開放の第１の位置に向けてボール逆止弁１１０を押す復帰ばね１１５を含むことができる。復帰ばね１１５によって与えられる力の量は、例えば停止状態中の補助流４８による力を越える。正常運転中、冷却材の流れ６５(図５)による流速は、復帰ばね１１５によって与えられる力に打ち勝ち、ボール逆止弁１１０を閉鎖の第２の位置１１０Ａに置くことができる。他の実施例では、復帰ばね１１５に代えて、前記ボール逆止弁のボールの重量がボール逆止弁１１０に下方への力を提供する。

他の実施例では、ばねは、図１１に示す例に代えて、ボール逆止弁１１０の底部近傍に配置される。温度の上昇によって、通常運転中、前記ばねは、伸び、閉鎖の第２の位置１１０Ａに向けてボール逆止弁１１０を押し付ける。温度の低下によって、出力低下状態中、前記ばねは、縮み、開放の第１の位置に向けてボール逆止弁１１０を促す。

図１２は制御棒１２５Ａ、１２５Ｂによって作動される蒸気発生器フローバイパスシステム１２９の実施例を示す。蒸気発生器フローバイパスシステム１２９は、原子炉ハウジング２０に付随する１つ又は複数の穴又は弁１２０を含むことができる。一実施例では、蒸気発生器フローバイパスシステム１２９は、炉心隔壁２２とライザー２４との中間で、原子炉ハウジング２０に取り付けられる。

制御棒(参照番号１２５Ｂとして識別される)が炉心６から取り除かれるとき、ほとんどの又はすべての補助流が、原子炉ハウジング２０から出ることを阻止されるように、蒸気発生器フローバイパスシステム１２９は、閉じられるように作動し得る。蒸気発生器フローバイパスシステム１２９は、発電モジュール４０の正常な、又は全開の-出力運転中、例えば閉じることができる。制御棒(参照番号１２５Ａとして識別される)が炉心６に挿入されるとき、前記補助流が原子炉ハウジング２０から出ることを許されるように、蒸気発生器フローバイパスシステム１２９は、開くように作動される。停止又は発電モジュール４０の出力低下運転中、蒸気発生器フローバイパスシステム１２９を例えば開くことができる。１つ又は複数のスイッチ又はセンサーは、いつ制御棒１２５Ａ、１２５Ｂが挿入されたか、あるいは炉心６から取り除かれたかを決定することができ、また蒸気発生器フローバイパスシステム１２９を作動させるために、信号を送ることができる。

図１３は制御棒１３５Ａ、１３５Ｂによって作動される蒸気発生器フローバイパスシステム１３９の代わりの実施例を示す。蒸気発生器フローバイパスシステム１３９は１つ又は複数の制御棒を含み、運転のために引き戻されたとき(１３５Ａ)、それらが前記バイパスシステムの流路を遮断し、出力低下状態の間に挿入されたとき(１３５Ｂ)、それらが補助の冷却材バイパス流４８に開放する通路を提供するように設計することができる。制御棒１３５Ａ、１３５Ｂの位置は、前記一次冷却材の補助流が前記ハウジング２０を通過することを許すか、又は防止する。一実施例では、蒸気発生器フローバイパスシステム１３９は、炉心隔壁２２とライザー２４との間で、原子炉ハウジング２０に取り付けられる。

１つ又は複数のスイッチ又はセンサーは、いつ前記制御棒が挿入された(１３５Ｂ)か、あるいは炉心６から取り除かれたか(１３５Ａ)を決定することができる。

図１４は、蒸気発生器フローバイパスシステムを使って炉心を冷却する斬新な方法を示す。前記方法は、ここに示された図１ないし１３の種々の実施例で、これに限定されないが、処理されることが理解されよう。

動作１４０では、一次冷却材は、上部のライザーと下部の炉心隔壁とから成る原子炉ハウジングを通って循環し、一次冷却材の主流路は前記ライザーの回りで直近に位置する熱交換器のそばを通り過ぎ、前記一次冷却材が下部の前記炉心隔壁に入る。

動作１５０では、冷却材喪失事故(LOCA)又は減圧事故が検出される。ＬＯＣＡ又は減圧事故は、前記原子炉容器の中での冷却材又は圧力の減少を示す。

動作１６０では、一次冷却材が蒸気としてライザーから出て、一次冷却材の液体レベルは前記ライザーの頂部下に低下する。一実施例では、前記原子炉ハウジングの補助通路を通って循環する補助流路の一次冷却材と混合される前に、蒸気としてライザーから出る一次冷却水は、冷却液として凝縮する。

動作１７０では、前記一次冷却材の補助流路は前記原子炉ハウジングに設けられた補助通路を通って循環し、前記補助流路の前記一次冷却材は、熱交換器のそばを通り過ぎずに、前記原子炉ハウジングから出る。一実施例では、前記補助流路の前記一次冷却材は、前記補助通路の両端の流体静力学の圧力差に起因して該補助通路を通って循環する。

動作１８０では、補助流路からの一次冷却材は、下部の前記炉心隔壁に入る主流路からの一次冷却材と混合される。

一実施例では、原子炉内の冷却材への可溶性の化学添加物は、原子炉の一次冷却水と混合され、前記原子炉と前記冷却材の化学的特徴とを変更する。一次冷却材の減少が検出され、流路が名目上遮断されるか、あるいは低減されるほどに一次冷却材の液体レベルが低下する。蒸気産出物は中核領域に存在し、蒸気としてライザーから出る。一次冷却材中の不揮発性の添加物は前記中核領域に集中し、不揮発添加物を欠いている冷却材は凝縮を観察している領域に集まる。前記一次冷却材は前記原子炉ハウジングに設けられた通路を通して循環し、添加物を欠いている冷却材は、添加物の濃度が増大した冷却材と混合され、冷却材ストリームの混合物を提供し、濃縮過程を緩和する。前記補助通路を通る一次冷却材の補助流路を循環させることは、前記原子炉ハウジング内での前記一次冷却材中の不揮発性の添加物の濃度を低減する。

ここに与えられた実施例は主として加圧水型原子炉で説明したが、ここに記載されたようにあるいはいくらかの明らかな部分修正によって、実施例が他のタイプの原子力システムに適用できることは当業者にとって明白であろう。例えば、その実施例又は変形例は、また沸騰水型軽水炉によって又はより一般に他のすべての統合した受動的な反応炉装置で動作可能とすることができる。

格納容器中への冷却材の放出速度、液体中への冷却材の凝縮割合及び格納容器中の圧力増加率は、ここに記載された他の割合や値と同様、例として与えられたに過ぎない。他の速度及び値は、原子炉の原寸又は縮尺のモデルの建築物による等の実験を通して決定することができる。

本発明の原理がその好適な実施例で説明され例示されたが、本発明は、そのような原理から逸脱することなく配置や詳細についての変更が可能であることが理解されよう。ここに添付の特許請求の範囲に記載の発明の精神及び特許請求の範囲内に含まれるすべての修正や変更が主張されている。

６ 炉心
２０、１２０ 原子炉ハウジング
２２ 炉心隔壁
２４ ライザー
３０ 二次冷却システム
３５ 熱交換器
４０、５０ 発電モジュール組立体
４１ 蒸気
４２、４６、６５、６７ 冷却材の流れ
４５、６１、６３、７０ 通路
４８ 補助流
５２ 原子炉容器
５４ 格納容器
５９、６９、７９、８９、９９、１０９、１１９、１２９、１３９ 蒸気発生器フローバイパスシステム
９０（９０Ａ、９０Ｂ） バッフル
１００ 冷却材
１１０ ボール逆止弁

Claims (20)

1. 発電モジュール組立体であって、
   原子炉ハウジングと、
   前記原子炉ハウジングの下部に配置された炉心と、
   前記原子炉ハウジングの上部の回りに近接して配置された熱交換器と、
   前記下部及び上部の間で前記原子炉ハウジングに設けられた通路と
   を含み、
   前記上部は、前記原子炉ハウジングからの一次冷却材のための流体出口を含み、
   前記下部は、前記原子炉ハウジングへの前記一次冷却材のための流体入口を含み、
   前記通路は、前記流体入口への前記一次冷却材の補助の流れのための寸法可変の流路を含み、
   前記寸法可変の流路の開口面積は、前記発電モジュール組立体の運転状態に基づいて制御できるように調整可能である、発電モジュール組立体。
2. 前記寸法可変の流路は、前記原子炉ハウジングの前記上部を通り抜けることなく前記原子炉ハウジングの前記流体入口と流体連通する、請求項１に記載の発電モジュール組立体。
3. 冷却材喪失事故中、前記原子炉ハウジングの前記上部からの前記一次冷却材の流れは蒸気を含み、前記一次冷却材の補助の流れは二相の冷却材の混合物から成る、請求項１に記載の発電モジュール組立体。
4. 前記寸法可変の流路は、前記発電モジュール組立体の全開出力運転に基づいて閉じるか又は減少される、請求項１に記載の発電モジュール組立体。
5. 前記寸法可変の流路は、停止運転に基づいて開く、請求項４に記載の発電モジュール組立体。
6. 前記停止運転は、冷却材喪失事故又は過加圧事故を含む、請求項５に記載の発電モジュール組立体。
7. 前記一次冷却材のレベルは、全開出力運転中、前記原子炉ハウジングの上部の出口より上にあり、また前記一次冷却材のレベルは、停止運転中、前記出口より下にある、請求項１に記載の発電モジュール組立体。
8. 前記一次冷却材のレベルは、停止動作中、前記通路より上に維持されている、請求項７に記載の発電モジュール組立体。
9. 原子炉モジュールであって、
   原子炉容器と、
   前記原子炉容器内で立ち上がる原子炉ハウジングであって、炉心隔壁、及び前記炉心隔壁の上に配置されたライザーを含む原子炉ハウジングと、
   前記ライザーの回りに近接して配置された熱交換器と、
   前記炉心隔壁に配置された炉心と、
   前記ライザーから出て前記炉心隔壁に入る前記一次冷却材の主流路を拡大するために、前記炉心隔壁と前記ライザーとの間にある一次冷却材の補助流路を前記炉心に提供すべく設定された蒸気発生器フローバイパスシステムと
   を含み、
   前記一次冷却材の補助流路は、前記熱交換器のそばを通ることなく前記原子炉ハウジングから出て、
   前記蒸気発生器フローバイパスシステムは、前記一次冷却材の補助流路の開口面積を調整可能に制御する一以上のバッフル板を含み、
   前記一以上のバッフル板は、開閉するべく枢軸まわりに回転する、原子炉モジュール。
10. 前記補助流路の一次冷却材は、前記補助流路の両端の流体静力学の圧力差によって前記原子炉ハウジングから出る、請求項９に記載の原子炉モジュール。
11. 前記一次冷却材は、前記ライザーから出る前記一次冷却材の主流路の流速減少の結果として前記原子炉ハウジングから出る、請求項１０に記載の原子炉モジュール。
12. 前記蒸気発生器フローバイパスシステムは、冷却材喪失事故又は減圧事故中、冷却材が前記原子炉ハウジングから出る通路を前記補助流路に形成する、請求項９に記載の原子炉モジュール。
13. 前記通路は、前記原子炉容器中の温度の変化によって開く、請求項１２に記載の原子炉モジュール。
14. 前記蒸気発生器フローバイパスシステムは、前記通路上を覆って配置されるバイメタルカバーを含み、
    前記バイメタルカバーは異なる熱膨張特性を有する材料から成る、請求項１３に記載の原子炉モジュール。
15. 前記炉心隔壁及び前記ライザー間の熱膨張率の差によって前記通路が開く、請求項１２に記載の原子炉モジュール。
16. 前記ライザー及び前記炉心隔壁は、前記原子炉容器に個別に取り付けられる、請求項１５に記載の原子炉モジュール。
17. 上部のライザーと下部の炉心隔壁とを含む原子炉ハウジングを通るように一次冷却材を循環させることであって、前記一次冷却材の主流路が前記上部のライザーの回りに近接して配置された熱交換器のそばを通り過ぎ、かつ、前記一次冷却材は前記下部の炉心隔壁に入ることと、
    冷却材喪失事故又は減圧事故を検出することと、
    前記一次冷却材の液体レベルを前記上部のライザーの頂部よりも下方に低下させることであって、前記一次冷却材は、蒸気として前記上部のライザーから出ることと、
    前記原子炉ハウジングに設けられた補助通路の開口面積を運転状態に基づいて調整可能に制御することによって前記上部のライザーと前記下部の炉心隔壁との間において前記原子炉ハウジングを貫通する補助流路を形成することと、
    前記一次冷却材の前記補助流路を、前記補助通路を通るように循環させることと、
    前記補助流路からの前記一次冷却材を前記下部の炉心隔壁に入る前記主流路からの前記一次冷却材と混合することと
    を含む、原子炉冷却方法。
18. 蒸気として前記上部のライザーから出る一次冷却材は、前記補助流路の一次冷却材と混合される前に冷却液として凝縮する、請求項１７に記載の方法。
19. 前記補助流路の一次冷却材が前記補助通路を通るように循環するのは、前記補助通路の両端の流体静力学の圧力差に起因する、請求項１８に記載の方法。
20. 前記一次冷却材の補助流路を前記補助通路を通るように循環させることは、前記原子炉ハウジング内での一次冷却材中での不揮発性添加物の凝縮を低減する、請求項１７に記載の方法。

Images