JPH01308997A - 沸騰水型原子炉のシュラウドタンクと注入管 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は沸騰水型原子炉用非常炉心冷却系に関し、特に
、原子炉容器内の上位に配置されそして低温冷却材を供
給されるシュラウドタンクに関する。シュラウドタンク
内のこの低温冷却材は、冷却材喪失事故に伴う減圧中の
液体の蒸気化を最少に保つ。また、シュラウドタンクの
他の特徴によれば、本来この冷却材は、炉心を覆う残留
冷却材を補給するように原子炉の底部内に放出される。

発明の背景 原子炉は電力を送電グリッドに供給する原子力発電所で
使用される。このような原子炉の炉心を構成する燃料集
合体は、核分裂過程と核分裂副産物の放射性崩壊過程中
に生ずる熱エネルギーを除去するために冷却材を供給さ
れなければならない。

両過程は出力運転中進行する。核分裂に直接起因する熱
エネルギー発生は、原子炉出力運転中の主な発熱過程で
ある。放射性崩壊過程は、出力運転の中止後数週間また
は数か月も、無視し得ない熱エネルギー発生率で進行す
る。

燃料集合体の冷却は、出力運転中、燃料集合体を通過す
る全ての原子炉冷却材を大流量で循環させることにより
達成される。原子炉停止中の冷却は、炉心を液体冷却材
で十分覆った状態に保つことにより達成され、この冷却
材は、残熱除去系の熱交換器を比較的低い全流量で循環
することにより熱を奪われる。

正常な出力運転の場合、原子力発電所の発電サイクルの
熱効率は、原子炉（従ってその冷却材）を非常に高い圧
力と温度で使用することにより高められる。このような
原子力発電所で用いる沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、
炉心を格納する原子炉容器内の冷却材は、わずかにサブ
クールされた水、飽和水、汽水混合物、飽和蒸気の形態
を取り、これらは全て温度が約５４６”Ｆで圧力が約１
０２０ｐｓｌ絶対圧である。

様々な仮想！１１態により、原子炉の貯留冷却材を喪失
するおそれがある。このような貯留冷却材喪失の諸事態
の一部類として冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）があり、こ
の場合、管が破損すれば、原子炉貯留冷却材はその最ｉ
ｎの高圧と高温によって原子炉から放出される。この貯
留冷却材喪失を防ぐかまたは少なくともその程度を軽減
するため、原子炉に連結した管路に隔離弁を設ける。し
かし、他の或仮想事態、例えば、原子炉と管路の最も内
側の隔離弁との間に起こる管破損の場合、隔離弁閉止作
用は原子炉の完全ブローダウンを防ぎ得ない。別の仮想
事態として原子炉の意図的な完全制御減圧がある。これ
は、高圧冷却材噴射系が万一機能しなくなった場合の結
果として、低圧冷却材噴射系が所要の冷却材補給をなし
得るように迅速な減圧が必要になるため行われるもので
ある。このような事故が万一発生した場合の重大な炉心
損傷の防止に必要なことは、炉心を常時冷却材で覆った
状態に保つのに十分な冷却材を最初に貯留するように原
子炉を設計することである。そうすれば核燃料集合体の
燃料棒が許容値以上に昇温することはない。

ＬＯＣＡ中の炉心の適切な冷却を確実にするため幾つか
の非常炉心冷却計画が進展してきた。このような適切な
冷却の必要に応じて原子力蒸気供給系の一部として設け
られる補足的な安全板系統が非常炉心冷却系（ＥＣＣ８
）として知られている。例えば、ジー・イー・ニューフ
レア・エナジー　（ＧＥ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｅｎｅｒｇ
ｙ　）によって生産される一つのＢＷＲ製品ラインはそ
のＥＣＣ５を構成する主要素として水の高圧および低圧
噴射を用いる。

事故中に必要な高圧冷却祠噴射をなすにはかなりのエネ
ルギー消費が必要である。このような高圧をもたらすＥ
ＣＣ５を事故中働かせなければならない。さらに、この
ような冷却系は、非常ディーゼル発電機のような電源お
よびそれと接続した電気ポンプに依有するので、所要信
頼性裕度に合うように設計すると、多くの費用がかかる
。

簡易沸騰水型原子炉（ＳＢＷＲ）等の先進設計は、ＬＯ
ＣＡ中ポンプ圧送系に依存しないことを目ざしている。

これらの冷却系は、原子炉に配管で連結した「サプレッ
ションブール」として知られる大きな水のプールを新し
い方式で用いるものである。５ＢＷＲ設計におけるサプ
レッションブールは、原子炉格納容器内に、炉心より高
い位置に配置される。サプレッションブール内の水は今
日、原子炉がＬＯＣＡ発生直後に減圧した後、重力作用
のみにより炉心を水で覆うように用い得る。

５ＢＷＲ用ＥＣＣ５は、今日、前述のサプレッションブ
ールと、このサプレッションブールを原子炉に連結する
前記噴射管路と、減圧サブシステムとからなっている。

この在来の５ＢＷＲ用ＥＣＣ８には幾つかの制限がある
。第１に、減圧サブシステムは原子炉圧力を迅速に減ら
す必要がある。

加えて、原子炉容器内の原子炉冷却材の最初の貯留量は
、減圧中の蒸気化により失めれる貯留冷却材を補うのに
適当な量でなければならない。この初期貯水量は、蒸気
化後の残留水がサプレッションブールによる追加水の重
力噴射まで炉心を冷却材で覆った状態に保つような量で
なければならない。その結果、５ＢＷＲは従来のＢＷＲ
に要するより多量の初期貯水を必要とする。約１５〜２
０フイートの余計な原子炉容器高さが、５ＢＷＲに要す
る非常炉心冷却に必要である。

５ＢＷＲのこの１５〜２０フイ一ト区域はまた、燃料集
合体を通過する冷却材の循環を促進する煙突として使用
される。炉心内の水の加熱によって生じた２相へ水混合
物は炉心から自然に上昇してこの区域を通流し、段数の
管柱を通って汽水分離器立体に達する。汽水分離器組立
体によって２相混合物から分離した飽和液体は煙突外部
の原子炉区域内に戻るように放出される。この放出飽和
水は低速で流れて原子炉下降域内に戻り、そこで原子炉
に戻りつつあるさらに低温の給水と混合する。

この混合冷却材は原子炉圧力をもちそして２０″〜３０
″サブクールされており、依然として極めて高温である
。この高温冷却材は、その高温ゆえに、かなりの部分が
ＬＯＣＡ後の原子炉運転中蒸気化する。

原子炉冷却材の温度と圧力が最初５４６下と１０２０ｐ
ｓｌａである場合、ＬＯＣＡ後の２１２″Ｆと大気圧へ
の原子炉減圧の結果、水の質量の約３分の１が蒸気化し
そして３分の２が水として残る。

原子炉減圧中の蒸気化により失われるこの冷却材貯留量
の補足に要する追加的な原子炉容器の高さと容積は、原
子力発電所の原子炉部の設備費をかなり増大させる。

発明の要約 本発明はＬＯＣＡ後の減圧中の蒸気化によって失われる
原子炉冷却材のはを減らすものである。

本発明によれば、原子炉内においてシュラウドタンクが
炉心上に配置される。シュラウドタンクは管柱を囲みか
つ開頂部と閉底部を有する。またシュラウドタンクはそ
の底部周囲に沿って配設した複数の排水孔を有する。正
常運転中の原子炉は、シュラウドタンクの頂部上方に周
囲水位を有する。

シュラウドタンク内外の水圧はほぼ同じである。

シュラウドタンクは、正常な原子炉運転中、低温冷却材
を低流量で供給され、この冷却材は注入管を通ってシュ
ラウドタンク内に導入される。シュラウドタンク内へ注
入された冷水（サブクール給水）は、シュラウドタンク
内の既存液状冷却材と連続的に入れ替わる。シュラウド
タンク内の短期間の滞留中、冷却材は幾分温まり得る。

なぜなら、シュラウドタンクを垂直方向に通過している
汽水分離器管柱が非常に高温の原子炉冷却材を通すから
である。従って、低温冷却材の連続注入により、シュラ
ウドタンク内の冷却材の温度は、到着直後の新しい冷却
材の温度より無視し得る程度高くなる。

シュラウドタンク排水孔は個数とオリフィス流れ面積が
適切であるように設けられる。シュラウドタンク内外間
の水圧差が少ないので、正常運転中、取るに足らない体
積流量の流れが排水孔を通り、また、入れ替えられるシ
ュラウドタンク貯留水の主な排出はタンク開頂部から上
方に生ずる。

従って、シュラウドタンク内の貯留サブクール給水は、
原子炉内の成体積の常に放出される上昇低温冷却材とし
て保たれる。

しかし、ＬＯＣＡは排水孔を通る貯留サブクール冷却材
の流出をより急速にする。通例、ＬＯＣＡによる全原子
炉冷却材の減圧により、シュラウドタンク外の水の多く
の部分（すなわち３分の１）が蒸気化する。というのは
この水は全て非常に高温だからである。その結果、ＬＯ
ＣＡにより原子炉内の水位が下がる。この水位はシュラ
ウドタンクの開頂部のレベルの下方に下がる。シュラウ
ドタンクの頂部レベル以下の水位降下時には、排水孔に
圧力差が生ずる。この圧力差は、シュラウドタンクの内
側の高い静圧とシュラウドタンクの外側のそれに対応す
る比較的低い静圧との差である。

この圧力差に応じて、貯留サブクール給水の流れがかな
り増大した体積流量でシュラウドタンクの内側からシュ
ラウドタンクの外側へ向かう。その結果、炉心を冷却材
で覆った状態に保つことを助ける冷却材の放出が生ずる
。

従って、本発明は、もし本発明を用いなければＬＯＣＡ
発生時に原子炉内に存在するはずの貯留高温冷却材の代
わりに低温冷却材を用いる。その結果、ＬＯＣＡ後の減
圧中の蒸気化により失われる原子炉冷却材の瓜は減少す
る。喪失冷却材の減少は原子炉容器の容積と高さの要件
の軽減を可能にし、従って、原子炉３０内を減らし得る
。喪失冷却材の減少はまた、使用されるいかなる主非常
炉心冷却系の性能要件の緩和も可能にする。例えば、重
力駆動式非常冷却系のサプレッションブールの高さを低
くし得るか、またはその容積を減らし得る。あるいは、
原子炉容器減圧系の要件を軽減し得る。

本発明の他の目的と特徴は、添付図面と関連する以下の
詳述を参照すればよく理解されよう。

図面による発明の詳細な説明 第１図は本発明の一実施例による簡易ＩＩ３騰水型原子
炉３０を含む原子力発電装置を示す。沸騰水型原子炉３
０はタービン発電機４０への蒸気出口を有する。タービ
ン発電機４０は電力を生じ、復水器４２へ蒸気を排出す
る出口を有する。復水器４２はこの排出蒸気を凝縮して
復水にするもので、復水ポンプ５１の吸入側への復水出
口を有する。

復水ポンプ５１は復水の圧力を給水ポンプ５２の入口圧
力に高める。給水ポンプ５２は復水の圧力を原子炉３０
内の圧力より高いレベルに高める。

こうして排出され加圧された復水は、給水として、原子
炉３０内のスパージャ５４を通って原子炉容器内に入る
。

原子炉３０は原子炉容器３８を備え、この容器には、炉
心３６と汽水分離″ｒｉ３４と蒸気乾燥器３２が格納さ
れている。炉心３６は水を加熱して２相汽水混合物を生
ずる。２相汽水混合物は炉心３６直上の炉心シュラウド
ヘッド３３から炉心を流出する。この２相汽水混合物は
、炉心シュラウドヘッド３３上に装着した複数の管柱３
７を通って汽水分離器３４に導かれる。そこで分離され
た湿り蒸気が蒸気乾燥器３２を通１てタービン発電機４
０に流れる。分離された飽和水は原子炉容器内に放出さ
れ原子炉下降域２８に流入する。この放出された飽和水
冷却材は、スパージャ５４から原子炉に戻りつつあるさ
らに低温の給水と混合する。

原子炉内の水の循環は理解しやすい。水は原子炉容器３
８の底部から原子炉容器３８の頂部に向かって中央部を
上方に流れる。上昇中の水は炉心３６で加熱される。加
熱されて２相になった冷却材は、炉心シュラウドヘッド
３３に囲まれた炉心上部ブレナム３１に入る。

２相汽水混合物はさらに上昇して蒸気管柱３７を通り、
管柱３７の頂部で汽水分離器３４に達する。汽水分離器
３４で汽水混合物から水が排除される。（他方、蒸気は
上方に導かれて蒸気乾燥器３２を通流し蒸気出口２２を
流出する。）排除された水はシュラウドタンク６０の頂
部をあふれ出る。次いで、この排除された水は下降域２
８においてシュラウドタンク６０と原子炉容器３８の側
壁との間隙を流れる。下降域２８を通った水は原子炉容
器の底部に戻り、そして原子炉内の冷却材の循環が無限
に繰返される。

前述のように、高温２相混合物は複数の管柱３７によっ
て炉心上部ブレナム３１から汽水分離器３４に導かれる
。原子炉容器３８は、汽水分離器管柱を囲む区域に５４
６下と１０２０ｐｓｌａの成体積の水８２を内蔵する。

この冷却材貯留域は、自然循環沸騰水型原子炉では、通
例炉心シュラウドヘッド３３の少なくとも２０フイート
上方に及んでいる。

ＬＯＣＡは生ずると、様々な装備計器が原子炉スクラム
信号を発し、制御棒（図示せず）が炉心３６に挿入され
る。主蒸気隔離弁（図示せず）の閉止と他の関連事故対
策とを含む正常な事故制御方策が自動的に開始される。

前述のように、もしＬＯＣＡが隔離弁より内側で起こる
と、原子炉冷却材は、高温高圧であるから、原子炉から
放出される。

原子炉冷却材が失われるにつれ、減圧装置が働いて原子
炉の圧力を減らす。５ＢＷＲのような沸騰水型原子炉で
は、原子炉から噴出する蒸気の排出と凝縮のためにサプ
レッションプール（図示せず）を用いる。

また第１図に示すように、原子炉容器３８内には本発明
によるシュラウドタンク６０が配置されている。シュラ
ウドタンク６０は管柱３７を囲み、上端における汽水分
離器組立体３４と下端におけるシュラウドヘッド３３と
の間に配設されている。

シュラウドタンク６０は開頂部と閉底部を有し、底部に
複数の排水孔６２を設けである。排水孔６２はシュラウ
ドタンクの底部近くにタンク外周に沿って配設されるこ
とが好ましい。

゛管柱３７はシュラウドタンク６０の底部を貫通しその
開頂部の上方に突出している。これらの管柱は汽水混合
物を通すので汽水混合物はシュラウドタンク内の流体と
混合することなくシュラウドタンク内を通る。

シュラウドタンク６０は注入管６６を有する。

注入管６６は給水ポンプ５２から低温冷却材を受入れる
。

原子炉３０に供給される給水の温度は通例５４６下より
少なくとも１２０下低い。さらに、通例、給水ポンプ５
２からの給水排出後かつ原子炉３０内への給水噴射前に
給水を加熱する。従って、給水ポンプ５２を通る給水の
温度は通例２８５″Ｆである。その結果、比較的低温の
高圧給水がシュラウドタンク６０を満たす冷却材として
用いられる。

従って、シュラウドタンク６０は、従来の沸騰水型原子
炉内の同区域に収容される高温飽和水に対して、ある体
積の低温冷却材を収容する。

原子炉内部部品は通例ステンレス鋼で作られていること
を想起されたい。ステンレス鋼は熱電導率が低い。それ
ゆえ、シュラウドタンク６０は液体をサブクール状態に
保つ。さらに、やはりステンレス鋼で作られている管柱
３７はシュラウドタンク６０内の適冷給水を大して温め
ない。代替的に、シュラウドタンク６０と管柱３７に絶
縁材６１ａ（図示せず）と絶縁材６１ｂ（図示せず）を
設は得る。

第２図は本発明によるシュラウドタンクを内部に配置し
た沸騰水型原子炉２の拡大詳細断面図である。第２図に
示すように、原子炉２は炉心３６と炉心上部ブレナム３
１を備えている。シュラウドヘッド３３が２相汽水混合
物を炉心出口で受入れモして汽水混合物を１群の管柱３
７に入れる。

その結果、汽水混合物は汽水分離器３４に流れる。

汽水分離器３４は湿り蒸気を放出して蒸気乾燥器３２に
送り、この乾燥器は蒸気ノズル２２への排出口を有する
。この蒸気ノズルにより原子炉２は主蒸気管路２４を介
してタービン発電機４０に連結される。（第１図参照） 給水がスパージャ５４から噴射され原子炉容器３８に供
給される。また、高温飽和冷却材が汽水分離器組立体３
４によって放出され下降域２８に入る。噴射された給水
は、下降域２８に入る高温冷却材と混合し、そして自然
循環により炉心３６に再び流入する。炉心３６は冷却材
を加熱して２柑汽水混合物にし、管柱３７がこの２相混
合物を汽水分離器３４に導く。こうして循環サイクルが
無限に繰返される。

第２図はまたシュラウドタンク６０を示す。シュラウド
タンク６０は管柱３７を囲みそして開頂部を有し、管柱
３７はこの頂部を越えて突出している。シュラウドタン
ク６０の底部はシュラウドヘッド３３によって実質的に
閉ざされている。複数の排水オリフィスまたは排水孔６
２がシュラウドタンク６０の底部近くにその周囲に沿っ
て配設されている。これらの排水孔６２はＬＯＣＡ中シ
ュラウドタンク６０のかなり急速な排水を可能にするよ
うな寸法を有することが好ましい。前述のように、この
ような事故中、原子炉内の水位はシュラウドタンク６０
の頂縁のレベル以下に下がる。

排水孔６２は、シュラウドタンク内の低温冷却水がシュ
ラウドタンク壁を半径方向外向きに通って下降域２８内
に流出し得るように配置される。

ＬＯＣＡに応じた減圧中、原子炉容器内に急減圧力勾配
が生ずるということを想起されたい。この減圧状態は排
水孔６２を通ってシュラウドタンク６０から流出する適
冷冷却材に大した影響を与えない。その代りに排水孔６
２から流体を押出す力は、排水孔６２の高さにおけるシ
ュラウドタンク６０の内側とシュラウドタンク６０の外
側との間の静ヘッド差である。

注入管６６は低温冷却材をシュラウドタンク６０内に供
給する。注入管６６は原子炉圧力容器３８を貫通してい
る。図示の注入管６６はシュラウドタンク６０の底部ま
で下降しており、低温冷却材をシュラウドタンク６０の
底に放出する。

次に本発明の詳細な説明する。第２図を用いて正常運転
中の作用を説明し、第３図を用いてＬＯＣＡ中の作用を
説明する。

原子炉の正常運転中、飽和高温冷却材が管柱の頂部に配
置した汽水分離器の下端から放出される。

この飽和液体はシュラウドタンクの開端を越えて半径方
向外方へ流れる。給水スパージャを通って原子炉に戻る
給水が、汽水分離器から出て横方向へ流れる飽和冷却材
と混合する。

他方、低温水が比較的低速でシュラウドタンク６０内に
注入される。シュラウドタンク６０内の液体冷却材は、
注入管６６を通ってタンク６０の、底部に連続的に到達
するサブクール冷却材によって徐々に排除される。

排除される低温冷却材はシュラウドタンク６０の開頂部
から非常にゆっくり流出する。従って、シュラウドタン
クの貯留冷却材は低温冷却材で常に補われる。シュラウ
ドタンク内の冷却材は、給水と汽水分離器排出液体との
混合物に対して明らかに低温である。その結果、わずか
な静ヘッド差が給水と高温冷却材の混合物とシュラウド
タンク内の低温冷却水との間に生ずる。こ９静ヘツド差
により、シュラウドタンクから出る低温水はシュラウド
タンク６０の排水孔６２を非常にゆっくり外方に通流し
て下降域２８に入る。このような流れはシュラウドタン
ク６０内の貯留サブクール水をほとんど減らさない。

原子炉の正常運転中、低温冷却材は全給水流量の少部分
に相当する流量でシュラウドタンク６０内に注入される
。しかし、本発明によれば、低温冷却材はＬＯＣＡ中注
入される必要がない。従って、本発明の付加的な利点と
して、冷却材をシュラウドタンクに注入するために用い
る冷却材注入系は安全級系統である必要はない。

次に第３図について説明すると、ＬＯＣＡ中、原子炉は
急速な減圧を起こす。その結果、原子炉内の冷却水位は
、高温貯留冷却材の蒸気化と蒸気の吹出しにより低下す
る。下降域からの水は炉心に流入し、蒸気化した水と入
れ替わることになる。

原子炉水の作用レベルは低下する。

結局、高温貯留冷却材の水位はシュラウドタンク６０の
頂部以下に下がる。この時、重力による圧力差がシュラ
ウドタンクの内側と下降域２８の間に生ずる。この圧力
差は、シュラウドタンク６０内の比較的大きな静水圧と
シュラウドタンク６０外の比較的小さな静水圧との差で
ある。この増大圧力差により、低温冷却材はシュラウド
タンク６０の底周壁の排水孔６２を通流し原子炉容器下
降域２８に流入して炉心を覆う。

排水孔６２を通るサブクール冷却材の流れは、最初、少
ない静水圧差に応じて底流量であることを理解されたい
。シュラウドタンク外の水位が下がるにつれ、駆動用静
水圧差が増し、それに応じて排水流量が増す。簡単に述
べると、事故がひどくなるにつれて冷却材の供給量が増
す。

第３図に示したのは極端な例であることを認識されたい
。原子炉内の水位はシュラウドタンクの底のレベル以下
に下がっているように例示しである。これは排水孔６２
から出る流れを明示し得るからである。しかし、炉心を
覆うための冷却材の流れは炉内水位が第３図に示した水
位に達するはるか前から始まるということを重視された
い。

シュラウドタンク６０内の冷却材は比較的低温であるか
ら、この流体は高温貯留冷却材と同じ程度に蒸気化する
ことはない。その結果、幾つかの重要な利点が得られる
。第１に、減圧中に失われる原子炉冷却材の量が減る。

従って、より多くの残留冷却材を、ＬＯＣＡ中に炉心露
出を防ぐため、あるいは炉心露出の持続時間を最少にす
るために利用し得る。第２に、減圧がより急速に起こり
得る。なぜなら、全蒸気放出量が極めて少なくなるから
である。さらに、原子炉から放出される蒸気の量が減る
ので、減圧に係わる蒸気量とエネルギー量の処理に要す
る収容装置の設計要件も軽減し得る。

本発明を重力駆動冷却系と関連して用いる実施例では、
別の利点も得られる。残留冷却材の増加により、重力駆
動冷却系の水噴射発生前の炉心露出の可能性が極めて少
なくなる。さらに、原子炉圧力容器をより急速に減圧し
得るので、重力駆動冷却系は原子炉圧力容器に追加冷却
材をより早く補給し始めることができる。代替的に、炉
心に対するサプレッションブールの高さを減らすことが
でき、従って、収納高さを短縮するかまたはサプレッシ
ョンブールの寸法を減らし得る。また、貯留水が比較的
低温のため原子炉から放出される蒸気の量が減るので、
再使用される蒸気量とエネルギー量を処理するためのサ
プレッションブールの負担も軽減される。

第３図はＬＯＣＡ中の本発明の作用を示す図解である。

第３図に示すように、原子炉圧力容器内の高温貯留冷却
材の水位はシュラウドタンクの底部周囲に沿って配設さ
れたオリフィスまたは孔の高さ以下に下がっている。そ
の結果、低温貯留水はシュラウドタンクから流出して原
子炉圧力容器の下降域に入る。

第２図と第３図に示した孔の使用と寸法は単に例示のた
めのものであり、実際には、全体的な設計要目によって
定められる。

シュラウドタンクを原子炉容器内に配置してＬＯＣＡ中
作用させることにより、本発明は原子炉容器外の独立的
な非常用外部冷却材源の建設費と運用費を無くするかま
たは少なくとも最少にする。

また、本発明は「受動的」であること、すなわち、本発
明はＬＯＣＡ後いかなるスイッチ、ポンプ、電源も働か
すことなく作用することも理解されよう。

代替実施例において、正常運転中冷却材をシュラウドタ
ンクに注入するために複数本の注入管を設は得る。

他の実施例では、管柱からンユラウドタンク内の冷却材
への熱伝達を防ぐために熱伝達遮断手段を設は得る。こ
のような熱伝達遮断手段は管柱の内部か外部に設けた絶
縁材の形態を取り得る。同様に、熱伝達遮断手段を炉心
シュラウドヘッドに設は得る。また、シュラウドタンク
自体を絶縁してもよ、い。望ましくない熱伝達を最少に
する他の代替策として、シュラウドタンクと、管柱と、
炉心シュラウドヘッドまたは原子炉圧力容器の他の部分
を熱伝導率の比較的低い材料で構成し得る。

他の実施例では、複数のシュラウドタンクを利用し得る
。これらのシュラウドタンクは原子炉の垂直軸線を中心
として同心的に配置し得る。この実施例において、タン
クの高さは最も内側のシュラウドタンクが最も高く、そ
れから半径方向外方に配置するタンク毎に段々低くなる
。この構成の目的は、例えば、汽水分離器組立体から放
出される液体の横方向流出を容易にすることである。こ
の特定実施例では、従来の水位「クラウニング（ｅｒｏ
ｖｎｌｎｇ）問題を許容限界内に保ち得る。このような
構成の場合、排水孔の寸法と位置と個数は、設計要件に
従い各シュラウドタンクによりかなり異なり得る。

本発明における可動部品の使用は一般に望ましくないが
、他の実施例では、ＬＯＣＡ中に低温冷動水の流出を可
能にするため排水孔の代わりにまたはそれらに加えて弁
装置を用い得る。弁は、原子炉容器内の圧力が所定圧力
以下に下がるまでシュラウドタンクからの低温冷却水の
流出を防止する。所定圧力は、例えば、原子炉冷却水位
がシュラウドタンクの底近くの孔以下に下がった時に存
在する差圧である。

さらに、シュラウドタンクは原子炉容器外部の専用冷却
材ポンプおよび（または）復水源によって冷却材を供給
され得るが、シュラウドタンクに要する冷却材噴射速度
が低い場合、既存の給水入口を用い得る。

以上、本発明を前述の実施例と添付図面によって説明し
たが、本発明の範囲内で多様な改変が可能であることを
理解されたい。例えば、本発明の適用は、簡易沸騰水型
原子炉に限定されず、また自然冷却または自然循環式沸
騰水型原子炉にも限定されない。さらに、本発明は重力
駆動冷却系サプレッションブール以外の装置とともに用
い得る。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉と、本発明によるシュラウドタンクを用
いる戻り給水冷却材系統とを含む原子力発電装置の図、
第２図は本発明によって内部にシュラウドタンクを配置
した沸騰水型原子炉の詳細断面図、第３図はＬＯＣＡ後
の減圧中にシュラウドタンクから低温冷却材が流出して
原子炉容器に入る状態を示す図ｐである。 ２．３０：沸騰水型原子炉、２８：下降域、３３：炉心
シュラウドヘッド、３４：汽水分離器、３６：炉心、３
７：管柱、３８：原子炉容器、５１：復水ポンプ、５２
：給水ポンプ、６０：シュラウドタンク、６２：排水孔
、６６：注入管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、飽和水を貯留冷却材として内蔵する原子炉容器と、
   この原子炉容器内の水を加熱して蒸気と水の２相混合物
   を生ずる炉心と、前記２相混合物の前記水から前記蒸気
   を分けそして分離した前記水を前記炉心に戻す汽水分離
   器組立体と、前記２相混合物を前記炉心から前記汽水分
   離器に導く複数の管柱とを有する沸騰水型原子炉におい
   て、前記原子炉容器内で前記炉心上にシュラウドタンク
   を配置し、このシュラウドタンクは前記管柱を囲みかつ
   開頂部と閉底部を有し、前記シュラウドタンクは、前記
   原子炉の正常運転中に前記シュラウドタンクに低温冷却
   材を満たすために低温冷却材源に通じている冷却材注入
   手段を有し、また前記シュラウドタンクは、冷却材喪失
   事故中に前記炉心を冷却するために前記シュラウドタン
   クから低温冷却材を送給する排出手段を有するようにし
   た沸騰水型原子炉。 ２、前記注入手段は少なくとも１本の注入管を含む、請
   求項１記載の原子炉。 ３、前記排出手段は前記シュラウドタンクの底部周囲に
   沿って配設した複数の孔からなり、前記低温冷却材は前
   記飽和水冷却材の水面が前記孔の下方に下がった時前記
   シュラウドタンクから前記原子炉容器内に流出する、請
   求項１記載の原子炉。 ４、前記排出手段を前記タンクの側部に形成した請求項
   ３記載の原子炉。 ５、自然循環冷却系を有する請求項１記載の原子炉。 ６、重力駆動冷却系に連結した請求項１記載の原子炉。 ７、前記２相混合物による熱伝達を減らすために前記管
   柱を絶縁した請求項１記載の原子炉。 ８、飽和水の前記シュラウドタンク内への侵入を実質的
   に防止するような流量で注入する低温冷却材を備えた請
   求項１記載の原子炉。 ９、前記シュラウドタンクは前記低温冷却材による熱吸
   収を減らすような熱的構造を有する、請求項１記載の原
   子炉。 １０、前記管柱は前記炉心を炉心シュラウドヘッドから
   出ており、前記シュラウドタンク底部は前記炉心シュラ
   ウドヘッドに載置されかつ同ヘッドによって実質的に閉
   ざされている、請求項１記載の原子炉。 １１、前記シュラウドタンク内に同心的に配置した複数
   の他のシュラウドタンクをさらに含む請求項１記載の原
   子炉。 １２、飽和水を貯留冷却材として内蔵する沸騰水型原子
   炉容器と、水を加熱して蒸気と水の２相混合物を生ずる
   前記原子炉容器内の炉心と、前記２相混合物の前記水か
   ら前記蒸気を分けそして分離した前記水を前記炉心に戻
   す汽水分離器と、前記２相混合物を前記炉心から前記汽
   水分離器に導く複数の管柱と、前記炉心上に存在しかつ
   前記管柱を囲むように前記原子炉容器内に配置されそし
   て開頂部と閉底部を有するシュラウドタンクと、原子炉
   の外部から前記シュラウドタンクの内部に通じている冷
   却材注入手段と、原子炉の正常運転中に前記シュラウド
   タンクに低温冷却材を満たすために原子炉外部にあって
   前記注入手段に通じている低温冷却材源と、冷却材喪失
   事故中に前記炉心を冷却するために前記シュラウドタン
   クから低温冷却材を送給するように前記シュラウドタン
   クの底部近辺に設けた排出手段とを備える沸騰水型原子
   炉。 １３、飽和水を冷却材として内蔵する原子炉容器と、水
   を加熱して蒸気と水の２相混合物を生ずるために前記原
   子炉容器内に格納された炉心と、前記２相混合物の前記
   水から前記蒸気を分けそして分離した水を前記炉心に戻
   す汽水分離器と、前記２相混合物を前記炉心から前記汽
   水分離器に導く複数の管柱とを有する沸騰水型原子炉に
   おいて前記炉心を冷却する方法であって、シュラウドタ
   ンクを設ける段階と、前記原子炉容器内に前記シュラウ
   ドタンクをそれが前記炉心上に存在しかつ前記管柱を囲
   みそして開頂部と閉底部を有するように配置する段階と
   、前記原子炉の外部から前記シュラウドタンクの内部に
   通じている冷却材注入手段を設ける段階と、低温冷却材
   源を設ける段階と、前記低温冷却材を前記冷却材注入手
   段に導く段階と、前記原子炉の正常運転中に前記シュラ
   ウドタンクに低温冷却材を満たす段階と、冷却材喪失事
   故中に前記炉心を冷却するために前記シュラウドタンク
   から前記原子炉容器内に前記冷却材を導く段階とからな
   る炉心冷却方法。 １４、前記炉心を冷却するために前記冷却材を導く前記
   段階は、前記シュラウドタンクの底部周囲に沿って配設
   した複数の孔から前記低温冷却材を放出することからな
   る、請求項１３記載の方法。 １５、前記２相混合物による熱伝達を減らすために前記
   管柱を絶縁する段階をさらに含む請求項１３記載の方法
   。 １６、前記給水冷却材は、飽和水の前記シュラウドタン
   ク内への侵入を実質的に防止するような流量で前記シュ
   ラウドタンクを満たす、請求項１３記載の方法。 １７、重力駆動冷却系を用いて冷却材喪失事故中前記炉
   心を冷却する段階をさらに含む請求項１３記載の方法。 １８、給水を加熱して蒸気を生ずる沸騰水型原子炉と、
   前記蒸気を受入れて発電しそして復水を戻すタービン発
   電機と、前記復水を前記沸騰水型原子炉に導く給水系と
   を備える原子力発電装置において、前記沸騰水型原子炉
   は、飽和水を貯留冷却材として内蔵する原子炉容器と、
   水を加熱して蒸気と水の２相混合物を生ずる前記原子炉
   容器内の炉心と、前記２相混合物の前記水から前記蒸気
   を分けそしてその分離した水を前記炉心に戻す汽水分離
   器と、前記２相混合物を前記炉心から前記汽水分離器に
   導く複数の管柱と、前記炉心上に存在しかつ前記管柱を
   囲むように前記原子炉容器内に配置されそして開頂部と
   閉底部を有するシュラウドタンクと、冷却材を前記シュ
   ラウドタンク内に導く冷却材注入手段と、前記原子炉の
   正常運転中に前記シュラウドタンクに低温冷却材を満た
   すために前記注入手段に通じている低温冷却材源と、冷
   却材喪失事故中に前記炉心を冷却するために前記シュラ
   ウドタンクから低温冷却材を送給するように前記シュラ
   ウドタンクの底部近辺に設けた排出手段とを備えること
   を特徴とする原子力発電装置。 １９、前記低温冷却材源は前記シュラウドタンクの底部
   と連通している、請求項１８記載の発明。 ２０、前記給水系を用いて前記低温冷却材を前記注入手
   段に導く請求項１８記載の発明。