JP7223173B2

JP7223173B2 - 加圧水型原子炉用の水素化システムおよびそれに応じた方法

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Publication number: JP7223173B2
Application number: JP2021571520A
Authority: JP
Inventors: ベヴェル，マルコ; ニーデルメイヤー，ヨルク; ベネッケ，マルタン
Original assignee: フラマトム・ゲーエムベーハー
Priority date: 2019-07-03
Filing date: 2019-07-03
Publication date: 2023-02-15
Anticipated expiration: 2039-07-03
Also published as: JP2022537907A; BR112021023157B8; WO2021001036A1; EP3994707A1; BR112021023157B1; US20220254530A1; CN113874956A; KR20210148355A; KR102629816B1; BR112021023157A2

Description

本発明は、一次原子炉冷却材回路、付随する化学体積制御系およびそれに応じた水素化システムを含む加圧水型原子炉に関する。本発明はまた、加圧水型原子炉を運転する関連の方法にも関する。

加圧水型原子炉は、内部を高圧下で一次原子炉冷却材が循環する一次原子炉冷却材回路を含む。化学体積制御系（ＣＶＣＳ）が一次原子炉冷却材回路に対して流体連通されている。ＣＶＣＳは、一次原子炉冷却材内へのさまざまな流体のための進入または注入点を通常提供する低圧部分を含む。詳細には、例えば溶存酸素を結合させるために、一次原子炉冷却材中に水素を注入することが必要な場合がある。

先行技術文献、欧州特許第０８５２８００号明細書は、請求項１の前文に係る加圧水型原子炉を開示している。開示されたシステムにおいて、水素補給ラインは、高圧充填ポンプの上流側で（すなわちその吸込み側で）ＣＶＣＳの低圧部分の中に吐出しており、こうして水素の低圧注入を実現する（典型的動作圧力：３バール）

それ以外に、低圧ラインへのヒドラジンまたは過酸化水素の注入のための湿式化学システムが存在する。

これらのアプローチの欠点は、通常、水素補給量の制限に関するものである。注入プロセスは一時的に不活発であり、その効果には時間的な遅延がある。さらに、湿式化学解決法は、有毒で、発ガン性、腐食性があり、かつ／または、概して環境およびオペレータにとって有害であり、遊離水素を提供しない。

欧州特許第０８５２８００号明細書

したがって、本発明の基礎を成す目的は、一次原子炉冷却材内への効率的かつ迅速な水素注入に好適である、水素化システムを伴う加圧水型原子炉および応分の運転方法を提供することにある。該装置および応分のプロセスは、摂動に対して信頼性が高く強固であるものとする。モジュール式でスペースを節約できる構造が望ましい。

本発明によると、これらの目的は、請求項１に係る加圧水型原子炉によって満たされる。関連の運転方法は、請求項７で規定されている。

したがって、重要な特徴は、高圧補給ポンプが水素ガス補給ライン内に配設されて、一次原子炉冷却材用の充填ポンプの吐出圧力（または出口圧力）よりも高い補給圧力を提供していること、および補給ラインが充填ライン内に、すなわち充填ポンプの下流側の注入点において吐出していることにある。

共通のアプローチについての提案された技術的修正は、システムの低圧部分における受動的注入に代わる能動的高圧注入の創出である。

この設計は、定義された時間内で精確な定義された量の水素を提供することのできる水素注入を得ることの必要性に基づいたものである。現在の設計では、発電所設計に基づいて体積制御タンク（ＶＣＴ）か気体分離器のいずれかにおける気体水素の量の変動が存在する。両方の場合において、関連のシステム部分の最大動作圧力は、１バールから４バール（過渡期の場合の方が高い）まで変動している。本発明に係る高圧水素注入については、注入点は、高圧充填ポンプの下流側にある。水素注入のための物理特性の観点から見た利点は、圧力が低圧注入の場合よりもおよそ４０倍高い一方で、特定の表面を介して特定の時間内で特定の圧力で拡散することにある。

受動的メカニズム（例えば水素化ステーション内での注入またはＶＣＴ内の噴霧ランスなど）の代りに、高圧充填ポンプの下流側での注入を保証するべくパイプ内の気体圧力を上昇させるために、好ましくはピストンコンプレッサを使用する。

ピストンコンプレッサの出口圧力の調節は、充填ライン内の動作条件によって制限されることになる。この設計によると、拡散プロセスは、高い圧力に起因して速度が大幅に増大される。気泡が充填流中に直接注入され、ここで水素溶解度はシステムの低圧部分よりも約５０倍高い。これによりまた、水素化プロセスはより容易に制御可能なものにもなる（すなわち、調節効果の待ち時間が短縮される）。

該設計の別のメリットは、（ＶＣＴが連結され窒素でフラッシングされている）水素化ステーションを介した低圧注入の場合ほどには窒素汚染が発生しないという点にある。これによって、炉心内のＣ１４の創出は制限され、こうして放射性沈殿物の量は制限される。

時間およびコストの観点から見ると、重要な点は、１００％の出力条件に達するために水素濃度が上昇するのを待つ始動中に費やす時間が短縮されることである。

該設計はまた、任意の箇所において容易に倍増でき（冗長性）、こうして高い利用可能性が保証される。

要約すると、本発明は、（任意の好適なタイプのものであり得る）充填ポンプの下流側でＣＶＣＳの任意の好適な位置で水素を注入するために、高圧補給ポンプ、好ましくはピストンコンプレッサまたは膜コンプレッサを使用する。この概念はまた、補給ポンプおよび充填ポンプの吐出圧力に比べて一次原子炉冷却材回路の圧力が全体的に低いことに起因する、背圧の無い一次原子炉冷却材の水素化として要約することもできる。

要点をまとめると、充填ポンプ（典型的吐出圧力：１８５バール）の下流側に注入点を有するここで提案されている高圧注入は、とりわけ以下の利点を提案する：
・配管以外には、気体水素を含むキャビティが存在しない。
・したがって、より優れた漏れ検出／防止に起因して、爆発の危険性は小さくなる。
・より短い応答時間での水素制御。
・摂動に対する堅牢性に起因して一次原子炉冷却材回路内部の水素濃度をより高く、より安定したものにすることができる。
・ＣＶＣＳ内部のＶＣＴの、窒素を用いた不活性化は、もはや不要である。
・モジュール式の構造。

欠点は、気体補給ライン内の高圧補給ポンプの必要性、および補給ライン内に優勢な高い水素圧力である。

好ましい一実施形態においては、補給ポンプと充填ライン内への注入点との間の補給ラインの一区分内に、遮断弁が配設されている。

好ましくは、気体補給ラインは、内壁と外壁の間に真空の隙間を伴う二重壁パイプを含み、漏れ検出システムが、隙間の内部の圧力を監視するように、そして好ましくは、漏れのあるライン区分を遮断するように設計されている。

別の有利な実施形態において、水素化システムは、注入点の下流側で充填ライン内の一次原子炉冷却材の水素含有量を測定する水素センサを伴う制御システムを含み、制御システムは、前記測定された水素含有量が水素化システムの設定された水素補給量と整合しない場合に遮断弁を閉鎖するように設計されている。

さらに別の有利な実施形態において、水素化システムは、レットダウンライン内の一次原子炉冷却材の水素含有量を測定する水素センサを伴う制御システムを含み、制御システムは、前記測定された水素含有量と前記水素含有量についての所与の設定点との間の差に基づいて補給ポンプの出力を設定することによって、水素補給量を制御するように設計されている。

本発明の例示的実施形態について、以下で、添付図面を参照しながら論述する。

加圧水型原子炉の概略図を提供する。加圧水型原子炉の化学体積制御系に結合された水素化システムの概略的配管および計装図を示す。応分の計装および制御機能の流れ図を示す。図２に係るシステム内で使用するための二重壁パイプまたはタンク上の漏れ検知システムを示す。

図１によると、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）２は、一次原子炉冷却材を搬送する一次原子炉冷却材回路４を含む。一次原子炉冷却材回路４は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）６、加圧器８、蒸気発生器１０および原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰ）１２を含む。蒸気発生器１０は、二次原子炉冷却材回路に対し熱的連結を提供する。循環する一次原子炉冷却材の体積、化学組成および他の物理的特性は、一次原子炉冷却材回路４に対して流体連通されている原子炉化学体積制御系（ＣＶＣＳ）１４によって制御可能である。これは、図１に概略的に示されている。

図２は、原子力発電所（ＮＰＰ）内のＰＷＲ２のＣＶＣＳ１４に結合された水素化システム１６の簡略化された配管および計装図（Ｐ＆ＩＤ）を示す。上記で説明されているように、ＣＶＣＳ１４は、一次原子炉冷却材回路４から一次原子炉冷却材流を連続的に抽出し、それを化学的および／または物理的に処理し、前記処理の後それを一次原子炉冷却材回路４内に再充填する目的でＰＷＲ２の一次原子炉冷却材回路４に対して流体結合されている。処理は通常、運転中の一次原子炉冷却材回路４内の高い圧力（例えば１８５バール）に比べて低い圧力（例えば４バール）で達成される。

レットダウンライン１８、略してレットダウンは、減圧器（ここでは図示せず）により減圧された後の低圧一次原子炉冷却材流を搬送する。一次原子炉冷却材流から熱を除去するために、冷却媒体（次の段落を参照のこと）が流れる熱交換器２０が、レットダウンライン１８内に配設される。熱交換器２０の下流側では、低圧低温の一次原子炉冷却材が、ＣＶＣＳ１４の主ライン２２を通って導かれ、化学的および／または物理的処理に付され得る。主ライン２２を、レットダウンライン１８の下流側区分とみなすことができる。例えば、必要とされる場合にホウ酸および／または脱塩水を一次原子炉冷却材流中に注入するために、主ライン２２に対してホウ酸供給ラインおよび／または脱塩水供給ライン（ここでは図示せず）を連結することができる。さらに、補償槽として作用するように意図された、ＣＶＣＳ１４の主ライン２２に対し流体連通された体積制御タンク（ＶＣＴ）２４が存在する。さらに、例えば、気体廃棄物の除去を容易にするためまたは概して脱気を目的として、ＶＣＴ２４に取付けられた流体吐出ライン２８が存在し得る。

ＶＣＴ２４に対するＴ字形連結３０の下流側には、流れる一次原子炉冷却材の圧力を一次原子炉冷却材回路４に結び付けられたレベル（例えば１８５バール）に戻し、後続する充填ライン３４を介して前記回路またはループ内にそれを再注入または充填するために、主ライン２２へと切換えられた高圧充填ポンプ３２が存在する。より厳密には、図示した例において、冗長性を理由として並流構成の２つの高圧充填ポンプ３２が存在する。さらに、一次原子炉冷却材回路４内への注入の前に一次原子炉冷却材の温度を上昇させるために充填ライン３４内に配設された、加熱媒体が流れる熱交換器２０が存在する。有利には、レットダウンライン１８内を通過する高温流入一次原子炉冷却材は加熱媒体として作用し、こうして回復力のある加熱および冷却が達成されることになる。

ＣＶＣＳ１４を通過する一次原子炉冷却材内への水素（Ｈ_２）の注入を容易にするために、ＣＶＣＳ１４に対して流体連通された水素化システム１６が存在する。本発明によると、水素化システム１６は、充填ライン３４を通過する高圧一次原子炉冷却材流の中に高圧水素を注入するように設計されている。このために、水素供給３６または水素源、詳細には例えば４０バールの低圧または中圧で水素を提供する水素ボンベまたは電解槽が存在する。水素（気体）補給ライン３８が、水素供給３６から充填ライン３４まで通じており、注入点は充填ポンプ３２の下流側にある。充填ポンプ３２の吐出圧力よりもわずかに高く、ひいては充填ライン３４内で優勢な圧力よりも高い補給圧力を提供するため、補給ライン３８内に高圧補給ポンプ４０が配設される。

好ましい実施形態においては、気体補給ライン３８を必要以上に加圧しないようにおよび／または補給ポンプ４０上に不要な圧力過渡変化を誘発しないようにするために、遮断弁４４がソレノイド弁でありかつ補給ポンプ４０の膜コンプレッサが流出に幾分かの時間を必要とする場合に、補給ポンプ４０を迂回し好ましくは排気システム内に通じる任意のオーバーフローラインが存在する。

補給ライン３８と充填ライン３４の間の連結、好ましくは単純なＴ字形連結４２またはノズルは、好ましくは、充填ポンプ３２と熱交換器２０の間の充填ライン３４の一区分内に位置設定される。補給ポンプ４０とＴ字形連結４２との間で補給ライン３８内に配設された遮断弁４４が、補給ポンプ４０の状態の如何に関わらず補給ライン３８の閉鎖を可能にし、これにより、所望される場合または必要とされる場合に、ＣＶＣＳ１４から水素化システム１６を結合解除し、充填ライン３４内への水素流を中断する。

補給ポンプ４０は、好ましくは、ピストンコンプレッサまたは膜コンプレッサ、要するにコンプレッサ７０であり、好ましくはモータ速度の調整が可能である。このことはすなわち、圧送出力ひいては水素補給量が調整可能であることを意味する。水素補給量は、応分の制御システム４６によって圧送出力を介して制御される（図３および以下のさらなる説明を参照のこと）。代替的には、コンプレッサ技術に基づいて、補給ライン３８内の制御弁および追加の計装で構成される解決法を制御用として予測することができる。制御システム４６はまた、遮断弁４４も制御または設定する。したがって、補給ポンプ４０および遮断弁４４は、水素化システム１６の動作主体とみなされ得る。好適な制御スキームについて以下でさらに詳細に説明する。

好ましくは、補給ポンプ４０に対する低圧水素分配からの連結は、高圧配管のパイプ長を短くするために充填ライン３４に対するＴ字形連結４２の近傍で行なわれることになる。連結は好ましくは、メンテナンスの可能性を保証し認定義務を低くするために、原子炉建物の外側に位置設定されるものと予測される。既存のシステムにおいて、気体補給ライン３８を連結するためのＴ字形連結４２を除いて、充填ライン３４に対する追加の変更は全く必要でない。

発電所のフルパワー運転中に第２の注入トレインに対するメンテナンスを可能にする第２の（冗長）コンプレッサにより、停止時間を短縮することができる。ＶＣＴ２４は、今までいかなる雰囲気についても容易に使用可能であったが、これはまた、水素化に影響を及ぼすことなく脱気手段のためにも使用可能であると考えられる。

多くの水素濃度センサによって、要するに水素センサまたはＨ２センサによって、制御システム４６に対してセンサ入力が提供される。

レットダウンライン１８またはＣＶＣＳ１４の後続する主ライン２２内の低圧低温の一次原子炉冷却材流中の水素含有量または濃度を測定するために、第１の水素センサ４８が配設されている。これはまた、レットダウンセンサまたは「Ｈ２レットダウン」とも呼ばれる。図示された例において、測定点は、熱交換器２０の下流側、そしてＶＣＴ２４に対するＴ字形連結３０の上流側にある。実用上の理由から、測定は好ましくは、主流からバイパス内へのインバウンドである。言い換えると、主ライン２２に対して並流構成で配設された短い分岐ライン５０が存在し、ここでバイパス内への入口５２および出口５４はＴ字形連結によって実現され、こうして一次原子炉冷却材の分岐流が主流から迂回させられ、その後再びそれと合流するようになっている。水素センサ４８は、前記分岐ライン５０の内部に直接かまたは２次分岐内のいずれかに配設されている。

水素化システム１６の注入点の下流側（すなわちＴ字形連結４２の下流側）で、充填ライン３４内部の一次原子炉冷却材の高圧部分、ただし好ましくは低温冷却材流中の水素含有量または濃度を測定するために、第２の水素センサ５６が配設されている。これはまた、充填センサまたは「Ｈ２充填」とも呼ばれる。示された例において、測定点は、熱交換器２０の上流側にある。第１の水素センサ４８と同様に、第２の水素センサ５６は、主流のバイパス内に配設され得る。すなわち、充填ライン３４から迂回する分岐ライン５８が存在してよく、こうして、第２の水素センサ５６は前記分岐ライン５８の内部または二次分岐内に配設されることになる。図１に示されているように、分岐ライン５８は、主ライン２２の低圧区分または第１の水素センサ４８の分岐ライン５０に通じていてよく、好ましくは第１の水素センサ４８の下流側に吐出する。このようにして、ＣＶＣＳ１４の高圧区分から低圧区分へのサンプリング逆流が実現される。逆流ライン６０内の減圧弁（ここでは明示されていない）が、異なる圧力レベルを補償する。

Ｉ＆Ｃ機能および制御概念の説明：
図３に視覚化されている計装および制御（Ｉ＆Ｃ）概念は、水素化システム２の制御のために統合すべき簡略化された論理を示す。機器（詳細にはセンサ、弁、コンプレッサ）はまた、発電所自体のＩ＆Ｃ内に統合されてよく、あるいは独立型ブラックボックスＩ＆Ｃと共に供給されてもよい。この概念のための入力には、Ｈ２濃度設定点および発電所オペレータが求めるだけの数の構成要素フィードバック信号が含まれる。Ｉ＆Ｃ自体は、標準的なＩ＆Ｃ構成要素に基づくことになり、したがってあらゆる既存のＩ＆Ｃ構造内に容易に実装される。追加の構成要素、例えば水素源としての電解装置もまた、必要とされる場合にはブラックボックス内に実装可能である。

測定：
上述の通り、好ましくは２つの水素オンライン測定が存在し、１つはレットダウンライン１８（後続する主ライン２２を含む）に連結され、１つは充填ライン３４に連結されている。レットダウンライン測定は、オンライン測定に対するインタフェースを物理的に容易にするために、ＣＶＣＳ１４の低圧／低温部分内に位置設定される。測定は、好ましくは主流からバイパス内へのインバウンドであることになる。充填ライン３４および／またはレットダウンライン１８内の各場所における利用可能性の理由から、水素センサ４８、５６は、例えば１－ｏｕｔ－ｏｆ－２または２－ｏｕｔ－ｏｆ－３信号を提供する単純な投票論理を用いて、２回または３回実装され得る。

アクチュエータ：
上記で論述した通り、本質的に２つのアクチュエータが水素化ステーションの設計において予測されている。ＣＶＣＳ１４の主充填ライン３４内に水素を注入するための補給ポンプ４０として使用されるピストンまたは膜コンプレッサ７０と、いずれかの通常運転の場合のための遮断機能または、制限機能の専用であるコンプレッサ７０の下流側の遮断弁４４である。コンプレッサ技術に基づいて、気体補給ライン３８内に追加の制御弁が必要であるかまたは有益である可能性がある。

制御：
水素化システム１６の制御は、レットダウンライン１８内の水素測定に基づく。レットダウンライン１８内の水素濃度は、主一次ポンプ（すなわち原子炉冷却材ポンプ１２）が運転中であること、ひいては主一次原子炉冷却材回路４が均質化された条件下にあることを条件として、一次原子炉冷却材回路４内のものと本質的に同じである。

水素化システム１６の設定点（図中「設定点」と記されている）は、恒常値としてオペレータによって設定され、レットダウンライン１８（Ｈ２レットダウン）内のＨ２濃度と共に、制御偏差はレットダウンライン１８内のＨ２濃度を設定点（当然、設定点は主一次回路内の目標値である）から減算することによって導出される。ＰＩＤコントローラ６６は、設定点と、レットダウンライン１８内で測定された水素濃度との間の差に基づいて可変的ＧＡＩＮ制御により制御の反応度を調節する。設定点と、レットダウンライン１８内のＨ２濃度の間の偏差が大きければ大きいほど、偏差に比例して増大させられるＧＡＩＮに起因して、コントローラの反応度はより高くなる。

補給ポンプ４０の（速度調節型）コンプレッサ７０は、ＰＩＤコントローラ６６を介して調整される。それは、遮断弁４４の閉鎖、センサエラー、原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰ）圧力低下またはＨ２ｍａｘ信号のような異なるいくつかの信号に基づいて停止させられる。遮断弁４４は、類似の要領で動作させられる。

ＰＩＤコントローラ６６からコンプレッサ７０への信号は、遮断弁４４を開放する信号に比べて調節の開始のために遅延させられる。制御ループが連続的な起動状態とならないようにするために、遮断弁４４は、定義された最低制御偏差の場合にのみ開放される。調節によりこのステップが不要であることが示された場合には、限界をゼロに設定することができる。

制限：
基本的に、「ＭＡＸ濃度到達」信号と「ＭＩＮ濃度到達」信号が存在し、両方共、レットダウンライン１８内で測定された水素濃度から生成される。概念をより堅牢なものとするために、ＣＶＣＳ１４の部分が動作中でない場合、原子力サンプリングシステムからの外部信号を有することもまた可能である。

レットダウンライン１８内の水素センサ４８は、技術的濃度規定限界に到達次第の水素化中断、または主一次システム内の水素濃度の他のタイプの摂動、または負荷追従運転の場合の水素化の開始のために運転安全装置として作用する。

充填ライン３４内の水素センサ５６は、注入能力を検査するために使用される。コンプレッサ７０が運転中であるにもかかわらず充填ライン３４内の濃度が上昇しない場合、コンプレッサ７０は停止される（例えば補給ライン遮断の場合）。

運転安全性：
水素格納配管に必要な安全性を提供するため、補給ライン３８、詳細には補給ポンプ４０の下流側のその高圧区分については、好ましくは、漏れ監視システム８２を伴う二重壁パイプ８０が使用されることになる。概略的実施例が図４に示されている。通常の運転条件下では、内壁８４と外壁８６の間の部域（隙間）は、小型真空ポンプ９０で真空下に保たれることになる。応分の圧力計８８が検出すべき隙間内の圧力上昇が関与する内壁８４（または外壁８６）の漏れの場合、アラームがトリガされ、パイプを遮断するための自動的アクションが可能となる（圧力計８８および補給ポンプの有線信号が好ましい）。このようなアラームの場合、自動アクションには、上流側でのピストンコンプレッサ７０の直接的停止が含まれ、こうして二重壁パイプ部分内の水素量は制限されることが考えられる。

２加圧水型原子炉（ＰＷＲ）
４一次原子炉冷却材回路
６原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
８加圧器
１０蒸気発生器
１２原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰ）
１４原子炉化学体積制御系（ＣＶＣＳ）
１６水素化システム
１８レットダウンライン
２０熱交換器
２２主ライン
２４体積制御タンク（ＶＣＴ）
２６流体供給ライン
２８流体吐出ライン
３０Ｔ字形連結
３２充填ポンプ
３４充填ライン
３６水素供給
３８気体補給ライン
４０補給ポンプ
４２Ｔ字形連結
４４遮断弁
４６制御システム
４８水素センサ
５０分岐ライン
５２入口
５４出口
５６水素センサ
５８分岐ライン
６０逆流ライン
６６ＰＩＤコントローラ
７０コンプレッサ
８０二重壁パイプ
８２漏れ監視システム
８４内壁
８６外壁
８８圧力計
９０真空ポンプ

Claims

運転中一次原子炉冷却材が流れる一次原子炉冷却材回路（４）を含み、かつ前記一次原子炉冷却材用の化学体積制御系（１４）を含む加圧水型原子炉（２）において、前記化学体積制御系（１４）が、前記一次原子炉冷却材の流れの方向に沿って、レットダウンライン（１８）、所与の吐出圧力を有する高圧充填ポンプ（３２）、および前記一次原子炉冷却材回路（４）に通じる充填ライン（３４）を含みかつ、化学体積制御系（１４）が、水素供給（３６）および水素補給ライン（３８）を伴う水素化システム（１６）をさらに含んでいる加圧水型原子炉であって、
高圧補給ポンプ（４０）が前記水素補給ライン（３８）内に配設されて、前記高圧充填ポンプ（３２）の前記吐出圧力よりも高い気体圧力を提供していること、および前記水素補給ライン（３８）が前記充填ライン（３４）内に吐出していることを特徴とし、
加熱媒体が流れるように構成されている熱交換器（２０）が、前記一次原子炉冷却材回路（４）内への注入の前に前記一次原子炉冷却材の温度を上昇させるために前記充填ライン（３４）内に配設され、
前記水素補給ライン（３８）と前記充填ライン（３４）の間の連結が、前記高圧充填ポンプ（３２）と前記熱交換器（２０）の間の前記充填ライン（３４）の一区分内に位置設定される、加圧水型原子炉（２）。
前記高圧補給ポンプ（４０）が、コンプレッサを含む、請求項１に記載の加圧水型原子炉（２）。
前記コンプレッサが、ピストンコンプレッサまたは膜コンプレッサである、請求項２に記載の加圧水型原子炉（２）。
前記高圧補給ポンプ（４０）と前記充填ライン（３４）内への注入点との間の前記水素補給ライン（３８）の一区分内に、遮断弁（４４）が配設されている、請求項１から３のいずれか一つに記載の加圧水型原子炉（２）。
前記水素補給ライン（３８）が、内壁（８４）と外壁（８６）の間に真空の隙間を伴う二重壁パイプ（８０）を含み、漏れ検出システムが、前記隙間の内部の圧力を監視するように設計されている、請求項４に記載の加圧水型原子炉（２）。
前記注入点の下流側で前記充填ライン（３４）内の前記一次原子炉冷却材の水素含有量を測定する水素センサ（５６）を伴う制御システム（４６）を含み、前記制御システム（４６）が、前記測定された水素含有量が前記水素化システム（１６）によって提供される水素の水素補給量と整合しない場合に前記遮断弁（４４）を閉鎖するように設計されている、請求項４または５に記載の加圧水型原子炉（２）。
前記レットダウンライン（１８）内の前記一次原子炉冷却材の水素含有量を測定する水素センサ（４８）を伴う制御システム（４６）を含み、前記制御システム（４６）は、前記測定された水素含有量と前記水素含有量についての所与の設定点との間の差に基づいて前記高圧補給ポンプ（４０）の出力を設定することによって、水素補給量を制御するように設計されている、請求項１から６のいずれか一つに記載の加圧水型原子炉（２）。
加圧水型原子炉（２）を運転する方法において、前記加圧水型原子炉（２）が、運転中一次原子炉冷却材が流れる一次原子炉冷却材回路（４）を含み、かつ前記一次原子炉冷却材用の化学体積制御系（１４）を含み、前記化学体積制御系（１４）が、前記一次原子炉冷却材の流れの方向に沿って、レットダウンライン（１８）、所与の吐出圧力を有する高圧充填ポンプ（３２）、および一次原子炉冷却材回路（４）に通じる充填ライン（３４）を含んでいる方法であって、加熱媒体が流れるように構成されている熱交換器（２０）が、前記一次原子炉冷却材回路（４）内への注入の前に前記一次原子炉冷却材の温度を上昇させるために前記充填ライン（３４）内に配設され、水素補給ライン（３８）と前記充填ライン（３４）の間の連結が、高圧充填ポンプ（３２）と前記熱交換器（２０）の間の前記充填ライン（３４）の一区分内に位置設定され、前記高圧充填ポンプ（３２）の前記吐出圧力よりも高い圧力まで水素を加圧し、その後加圧した水素を、前記充填ライン（３４）を介して前記一次原子炉冷却材内に注入するステップを含む方法。