JPH02114196A - 加圧水型の真性安全原子炉 - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は加圧水型の真性安全原子炉に関する。

〔従来の技術〕

カナダ特許第１０７０８６０号は真性安全タイプと呼ば
れる加圧軽水型の原子炉を開示している。この特許によ
れば、原子炉の炉心部を収容する鋼製の外部が断熱され
た原子炉容器が封鎖シェルとじて形成されたプールに浸
される。原子炉容器の頂部には炉心部に通されて加熱さ
れた水のアウトプットヘッダーが設けられ、この水は適
切なデリバリパイプを介してプールの外部の熱交換器へ
運ばれる。水は再び熱交換器から適切なリターンパイプ
を通って炉心部の下方に位置する原子炉容器のインプッ
トヘッダーに運ばれる。さらに、１次冷却水回路のリタ
ーンパイプには循環ポンプがある。

炉心部、２つのヘッダー、アウトプットパイプ、関連す
る循環ポンプを備えたリターンパイプ、及び熱交換器が
原子炉の１次冷却水回路を構成する。

上記カナダ特許においては、真性安全性は、プールの水
が加圧され、且つ、非常事態において一方においてプー
ルからの水が下方ヘッダーに自由に流れることを許容す
る連結手段と、他方において上方のヘッダーからの水が
プールに向かって自由に流れることを許容する連結手段
とがある、という事実によって保証される。予期される
非常事態は例えば１次冷却水回路の循環ポンプの失敗で
あり、これは原子炉内部で温度の上昇を引き起こす結果
を招く。

プールと下方ヘッダーとの間の連結手段は空気式シール
又はむしろ開放したパイプであり、後で説明するように
適切な圧力の働きによって通常の作動状態において流量
零を確保することができるようになっている。上方ヘッ
ダーとプールとの間の連結手段は機械又は蒸気を満たさ
れたかなり高い室の頂部に設けられた気体又は蒸気のベ
ルからなり、この室の高さはプールに含まれる液体の対
応するヘッドが原子炉の１次循環水回路の圧力低下と等
しくなるようなものである。このようにして、原子炉の
下方ヘッダーとプールの包囲水は同じ圧力になり、２つ
の領域に圧力差がなくなる。

この２つの領域の圧力が等しいのでこの２つの領域は自
由に連通ずるにもかかわらず、両者間の液体の流量は零
である。

循環ポンプの失敗の場合には、下方ヘッダーと上方ヘッ
ダーとの間の圧力低下がなくなり、特に、上方ヘッダー
の圧力が上昇し、原子炉の水が気体を満たした室に入り
込み、そこからプールへ流れる。同時に、プールの水は
下方へラグ−に入り、そこから炉心部へ流れる。従って
、原子炉の水はプールからの冷たい水と置き代わり、上
記したように、原子炉の壁は断熱を施されている。さら
に、プールの水はホウ砂水であり、炉心部に到着すると
徐々に反応を停止させる。

〔発明が解決しようとする課題〕

プールに存在する水の量は比較的に多く、これは炉心部
が予期された安全リミットを越えて加熱することなく何
時間もの間１次循環水ポンプの失敗を許容する。

厳正に技術的な観点から言えば、上述し且つカナダ特許
第１０７０８６０号に記載された真性安全原子炉は申し
分のないものである。しかし、この公知の原子炉は高温
の原子炉を使用する場合に構成が複雑になるという問題
点があった。実際に、プールに含まれる液体の圧力は炉
心部を出る流体の飽和温度に相当する圧力よりも高くな
る。このために、プールの水の量が制限され、この場合
には原子炉のシャットダウンが保証されるが炉心部の冷
却は短い時間の間だけ保証されることになる。また、プ
ールの水の量が多い場合には、加圧下でこの水を含有す
るために複雑な補強されたコンクリート構造が要求され
る。

本発明の目的はこれらの問題点を解決するためになされ
たものであり、プールを高圧型でない壁で構成すること
を許容し、上記カナダ特許によるものよりもかなりの低
コストでそのサイズを増加できるようにすることである
。

〔課題を解決するための手段］ 本発明によれば、原子炉容器が金属の格納圧力容器内に
挿入され、この格納圧力容器は圧力下で中性子吸収冷却
液体を満たしてあり、且つ従来技術のものと同じような
成分を含んでいる。この金属の格納圧力容器は強化され
たコンクリート収容シェルからなる大きなプールに入っ
ている大気圧下の中性子吸収冷却液体に浸される。金属
の格納圧力容器の内外の中性子吸収冷却液体はホウ砂水
とすることができる。今度はプールが加圧されていない
ので、安全性の向上に見合った合理的なコストでそのサ
イズを増加することができる。

さらに、本発明による解方によれば、数個のモジュール
サイズの原子炉が同一のプールに浸されるように構成さ
れる。これは大きな作動のフレキシビリティを高めると
ともに、標準化による容易な作業によって建造期間及び
建造コストを低下することを許容する。

以下本発明の実施例について説明する。

（実施例） 図面を参照すると、１は金属の格納圧力容器を示し、格
納圧力容器１の内部には原子炉容器２が収容され、原子
炉容器２の内部には炉心部４、ロアインプットヘッダー
５、及びアッパアウトプットヘッダー６が設けられる。

図面に示す実施例においては、原子炉容器２の天井８は
カップ形状の構造７を有し、これは原子炉容器２内にリ
ング状の領域を形成する。このリング状の領域は２つの
同心円状のキャビティ９゜１０に分割され、その一方が
炉心部４に通される高温の１次流体のためのアップフロ
ーパイプとして作用し、もう一方が同じ流体のダウンフ
ローパイプとして作用する。ダウンフローパイプｌＯの
上端部には循環ポンプ１１があって、高温の流体をダウ
ンフローパイプｌＯに押し出し、ダウンフローパイプＩ
Ｏの内部には１次熱交換器３が配置される。

２次流体は原子炉容器２及び格納圧力容器１の双方を通
る絶縁パイプ１２を通して１次熱交換器３内に供給され
且つ１次熱交換器３から排出される。

原子炉容器２の外壁は部分的にのみ示した断熱コーティ
ング１３．１４を施される。

タンク１５が格納圧力容器１と原子炉容器２との間に形
成され、タンク１５には中性子吸収液体、例えばホウ砂
水が満たされる。以下の説明において、タンク１５とい
う用語はこの領域及びその中に含まれる液体を分は隔て
なく参照するのに使用される。原子炉容器２の外壁が断
熱コーティング１３．１４を施されているのでタンク１
５の温度は原子炉容器２に含まれる水の温度よりも低く
なり、さらに、格納圧力容器１は非加圧プール１８の冷
却水１７（第６図参照）に浸され、格納圧力容器ｌの壁
は冷却水１７に接触する。

原子炉容器２の下端部は多数のパイプ２０によって貫通
され、ロアインプットヘッダー５とタンク１５との間が
自由に連通ずるようになっている。

パイプ２０は好ましくはタンク１５内の液体とロアイン
プットヘッダー５とが拡散混合しないでこれらの液体の
間に分離境界部（境界部ｌ）を維持するように長い形状
を有する。境界部１の維持は等しい圧力によって保証さ
れ、これは上記カナダ特許に記載された場合と同じであ
り、ここでも後で説明される。

第２のシリーズの通路２１がアッパアウトプットヘッダ
ー６とタンク１５の上方部分との間に設けられる。パイ
プ２１は頂部において環状のベル２２に通じ、底部にお
いてタンクＩ５の上方部分に通じる。環状のベル２２は
原子炉容器２の全周に延びる必要はない。環状のベル２
２の頂部部分は後で説明するように加圧下の気体又は蒸
気を含み、境界部（境界部２）がパイプ２１によって原
子炉容器２に含まれる高温液体とそのまわりのタンク１
５内の低温液体との間に２つの液体の温度差によって形
成される。

この境界部２は、境界部ｌとともに、循環ポンプ１１の
送り出し量が、原子炉容器２の内部の炉心部４を通る１
次流体の圧力低下が境界部１と境界部２の間の高さで測
定された、原子炉容器２に含まれる高温流体の静圧液柱
ヘッドとタンク１５に含まれる低温流体の静圧液柱ヘッ
ドとの間の差と等しくなるならば確立される。

本発明によれば、格納圧力容器ｌの加圧は第４図に示さ
れる加圧装置３０によって行われる。この加圧装置３０
は長いシェルからなり、このシェルの両端は凸形のボト
ム３１．３２によって閉じられる。内部の漏斗３３が垂
直なパイプ３４によって下方へ延長され、加圧装置３０
を上方高温領域３５と下方低温領域３６に分割する。上
方高温領域３５はあらゆる好便な方法で、例えばスチー
ムクツション３７を生成する熱源を使用することによっ
て生成される。加圧装置３０はプール１８の冷却水に沈
められるので、シェルの上方高温領域３５を包囲する壁
は断熱材３８を備えている。

パイプ３９が加圧装置３０の上方高温領域３５の直ぐ下
から出ており、これは下方低温領域３６の頂部領域をタ
ンク１５の上方領域に連結する。

第２のロアパイプ４０が加圧装置３０の底部をタンク１
５の下方領域に連結する。パイプ３９．４０は後で説明
するように加圧装置３０を原子炉容器２の補助ターラと
しても機能させるものである。

この目的のために、下方低温領域３６はプール１８の冷
却水に沈められる液体−液体の熱交換器４１を備えてい
る。この熱交換器４１の目的は加圧装置３０の壁の熱交
換表面を増加させることである。

必要ならば、液体−液体の熱交換器４３及び液体ガス熱
交換器４４が周囲の大気に熱を与えることによってプー
ル１８を自然に冷却するのを許容する。

明らかに、格納圧力容器１及び加圧装置３０はともに構
造エレメントによって支持され、それは第４図及び第５
図に４２によって示されている。

第５図は炉心部４のグリッドを通る通路の特別の形を示
している。各通路はロアコンバーシング部分５１と、ベ
ンチュリ効果を生成するネック５２と、断面の増加して
いくアッパ部分５３とを有する。ネック５２はパイプ５
４によって領域１６へ連結される。この場合、パイプ５
４はパイプ５１を介した低温領域１６と高温領域５との
間の流体連結のためのパイプ２０と置き変わるものであ
る。

この形状は後で説明するように炉心部４の圧力低下を高
温静圧液柱ヘッドと低温静圧液柱ヘッドとの間の同じ差
だけ増加させることを許容する。

さらに、本発明によれば、常時高温の１次回路と、プー
ル１８に含まれる流体との熱交換によって低温に維持さ
れるタンク１５に含まれる流体との間を区別することが
できる。

上記したように、システムの正常の作動の間には、自然
の循環回路を通る循環は大してない。これは循環ポンプ
１１を２個のパイプ２１．２２の一方の低温水と高温水
との間の境界部レベルを定常に維持する機能とインター
ロックすることによって達成される。循環ポンプがイン
ターロックされるべきパイプの選択は構造及び制御の性
質上の詳細な技術的考慮に従うものである。以下の説明
では、アッパバイブ２１（第２図に２個の平行な流体ダ
クトとして示されている）が参照される。ロアバイブ２
０はこの場合には１次流体の密度の変動を補正するため
に使用され、後で説明される。

本発明によれば、格納圧力容器１は加圧を維持されてい
なければならず、この特別の目的のために加圧シ・ステ
ムが設けられる。図示の実施例においては、この加圧シ
ステムは加圧装置３０として備えられ、その上方領域は
高温水のプレナムとして形成され、下方領域が単に低温
水のプレナムとして形成される。

格納圧力容器ｌに接続されるパイプ３９．４０は低温領
域３６へ通じ、そのために格納圧力容器１の内部の流体
の密度の変動の結果として低温水が格納圧力容器ｌと加
圧装置３０の間で移動させられ、加圧下にある種々の構
造物のサーマルショックを避けるようになっている。第
４図に３３で示される漏斗状の装置は高温水の冷却を行
い、そして高温水のレベルが低下すると高温水とその下
の低温水との混合をせしめる。従って、過渡的な現象の
間に加圧装置３０の外壁の熱勾配を減少することができ
る。さらにパイプ３４はレベルの低下に相当する過渡的
な現象の間に高温水を冷却する。

格納圧力容器１に流体的に連結された外付けの加圧装置
３０の実施例においては、パイプ３９．４０を通る水の
流量は原子炉の作動中にタンク１５の水及び原子炉容器
２の１次回路の水の密度の変動を補正しなければならな
い。１次回路の水の密度の変化は例えばコントロールシ
ステムによる異なったスチームの要求の結果としてスチ
ームジェネレータからの出力温度の変化によるものであ
り、これはパイプ２０の高−低温度境界部ｌのレベルの
変化を引き起こす。従って、パイプ２０のキャバシティ
は、通常の過渡的な現象の間にホウ砂水が１次回路に不
意に入ってくるのを避けるように適切な大きさのものと
する。プラントの安全システムの一部でない適切な補助
システムが（例えば１次回路にホウ砂を含まない水を噴
射することによって）高−低温度境界部２の正確なレベ
ルを再構築することができる。

偶発的な過渡的な現象においては、例えばスチームパイ
プがバーストしたような場合には、過渡的な熱現象の速
さ及び程度が１次回路の水の密度の変化を生じ、これは
パイプ２０の高−低温度境界部１の変化によって補正さ
れることができず、ホウ砂水が１次回路に入ってくるの
は原子炉の抑制を容易にするので、これは安全性の恩恵
を与えることになる。

本発明によれば、原子炉の安全性は自動的な性質の介在
又はオペレータによる介在なしに全ての条件で保証され
る。本発明によれば、原子炉の安全性は生成されたパワ
ーと引き出されたパワーとの間に有意の不均衡がある度
に、そして循環ポンプが停止する度に、ホウ砂水が１次
回路に入ることによって確実になる。

残りの熱の除去は１次回路の水とタンク１５の水とを混
合することによって、従って格納圧力容器ｌの壁、パイ
プ３９．４０、加圧装置３０を通って熱をプール１８へ
伝達することによって行われる。本当に、加圧装置３０
が格納圧力容器１への連結のために少なくとも２個のパ
イプをもつならば、原子炉から加圧装置の冷たい部分熱
を伝達する自然の循環流れ量が達成されるかもしれない
。

プール１８の水の熱容量は全てのモジュールによって数
日間にわたって生成された熱を吸収するほどに十分に高
い、１００°Ｃに達することなく、従ってプール１８の
壁に圧力を及ぼすことがない。

プール１８に沈められる水−水の熱交換器４３からなる
高温源と、容器の外側に配置され、第１の熱交換器４３
よりも高レベルにある水−空気の熱交換器４４からなる
低温源との間の自然な水の循環回路からなるｌ又は１以
上のセカンダリの回路で冷却することによって、プール
１８の水の温度はあらゆる場合に無期限に１００°Ｃ以
下に維持される。水−空気の熱交換器４４は自然な通気
の循環によっても作動し、これは例えばイタリア特許第
１１５９１６３号に説明され、最初に液体金属との間の
熱交換器として説明されたタイプのものとすることがで
きる。

この解決策は圧力バウンダリの破壊の場合においてさえ
、これが炉心部よりも高温で起ころうと低温で起ころう
と、アクティブシステムの介在なしに炉心部の冷却を保
証する可能性を与えるものである。

第１の空にする相において、一方において格納圧力容器
１の上方部分にあった冷却水、他方において加圧装置３
０の下方部分にあった冷却水、これらの冷却水は一緒に
働いてシステムの圧力を逃がし、且つ炉心部を冷却水で
浸す（破壊の場所に従って少なくとも一方の冷却水が介
在する）。

過渡的な現象の第２の相の間に、格納圧力容器１の内部
の水のレベルが安定しようとするときに、炉心部の水の
沸騰によって生成した蒸気が圧力のバウンダリの冷たい
部分にお、いて凝縮し、プール１８の水のヘッドによっ
て生成された動かす力によって、プール１８から実際の
クランクを通って冷却水を炉心部に前進的に充填するの
を許容する。

圧力のバウンダリの熱交換表面、即ちシステム１、３０
．３０．４０の熱交換表面は従って原子炉モジュールの
レベルよりも高いプールの水のヘッドの圧力に相当する
温度で生成された蒸気を凝縮させるほどに十分でなけれ
ばならず、必要ならば、タンク１５の水と流体連通し、
且つプール１８にあらゆる場合に浸された追加の熱交換
器４１を使用する。空にする第１のステージの間の高温
水と蒸気の流出は（プールの冷水のヘッドを通るときに
部分的に凝縮することとは別に）プール１８の天井Ｌ９
の初期の加圧を生じさせるが、蒸気の流れの中断と冷た
い表面及びプールの水の自由表面上での蒸気の凝縮のた
めに、それはやがて減少する。

適切な形状に形成されたカップ状の構造７は１次回路に
存在する高温水の量を制限する作用をする。

実際に、この断熱された構造はその中にかなりの量の冷
却水を保持することを許容し、その頂部においてタンク
１５の水と連通ずる。滞留現象は、それと後者を混合し
、熱は断熱材１３を通る散逸によって除去される。この
構造７はさらに炉心部のインスツルメントを及び可能性
として炉心部のための制御棒を支持するために使用され
る。

燃料を変えるためには、格納圧力容器ｌの蓋を取り外し
た後で構造７を除去しなければならない。

それから、ローディング−アンローディング機械が導入
される。自然に循環する閉回路においてガスクツション
を使用する必要なしに、動くエージェントが上記した静
圧差を構成する。

システムの加熱する過渡の間に、高温水及び低温水の密
度差による静圧差が意味がないようなときに、上記公知
解決法で説明したように、ガスがベル２２に導入され、
正常の作動の間にガスが除去され、自然の循環経路１５
．２０．４．９．２１．１５を完全にフリーにする。正
常の作動の間に、この圧力差は炉心部及び出力ヘッダー
の圧力低下と等しくなければならず、この関係は炉心部
の設計において注意しなければならない。

本発明の変化例において、ベンチュリタイプのより狭く
された断面が燃料エレメントのフリーグリッドに形成さ
れる。メーンバイブ５０は底部においてロアインプット
ヘッダー５と連通し、１又は１以上のパイプ５４はより
狭くされた断面パイプ５０を通路２０と連通せしめる。

この装置で、炉心部の圧力低下は、ヘッダー９の圧力低
下と加えて前記静圧差よりも大きく、オリフィス２０を
通る循環なしに可能である。

本発明によれば、提案された解決策はモジューラーシス
テムに特に適するものであり、モジュール１，２．３０
はほとんど完全に工場で組み立てられ、現場でプール１
８に取りつけられ、変化するモジュールの数は要求され
るパワー出力によるものである。要求される少数の補助
システムの簡単さは今日まで知られたプラントのために
要求される現場の活動を非常に減少させる。

最後に、上記したカナダ特許の場合とは異なって、本発
明によれば、タンク１５内の制限された量の冷たいホウ
砂水のみが加圧下に維持さねばならないことを指摘すべ
きである。熱は手動又は自動による介在なしにプール１
８に含まれる多量の冷たい水に伝達される。

このシステムは炉心部が組み込む式の能動的なシステム
のみを使用して冷却されることができるものである。一
般的に言えば、本発明によれば、原子炉モジュールはス
パイラルの、又はストレートの、又はＵ形のパイプ等を
もった蒸気発生器を備えることができ、またそれを備え
ないこともできる。備えていない場合には、蒸気は炉心
部（沸騰リアクタ）によって直接に生成される。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉容器を包囲した金属製の圧力容器を示し
た本発明による原子炉の縦断面図、第２図は第１図の部
分断面図、第３図は第１図及び第２図の横断面図、第４
図は本発明の原子炉の金属製の格納圧力容器とともに使
用され、且つ補助のクーラとしても作用する加圧装置の
縦断面図、第５図は炉心部のグリッドを通るパイプの実
施例を示す断面図、第６図は本発明によるモジュラ−原
子炉が浸されるプールを示す図である。 １・・・格納圧力容器、　　２・・・原子炉容器、４・
・・炉心部、　　　　　１１・・・循環ポンプ、１３、
１４・・・断熱コーティング、１５・・・タンク、１８
・・・プール、　　　　２０．２１・・・パイプ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉容器と、該原子炉容器を包囲し、中性子吸収
   冷却液体を満たしたタンクを形成する格納圧力容器と、
   該原子炉容器と該格納圧力容器との間を連通するパイプ
   とを備え、炉心部を通る１次流体の圧力低下が該タンク
   の低温の液柱のヘッドと該原子炉容器の高温の液柱のヘ
   ッドとの差と実質的に等しくなるようにした加圧水型の
   真性安全原子炉において、該格納圧力容器が大気圧下で
   中性子吸収液体を含むプールに浸され、該原子炉容器が
   断熱を施され、該格納圧力容器が断熱を施されていない
   ことを特徴とする加圧水型の真性安全原子炉。 ２、該原子炉容器が炉心部と、下方ヘッダーと、上方ヘ
   ッダーと、少なくとも１つの２次流体との熱交換器と、
   該下方ヘッダー及び該上方ヘッダーと該熱交換器とを流
   体連結する手段と、少なくとも１つの循環ポンプとを有
   し、さらに、格納圧力容器が中性子吸収冷却液体を満た
   したタンクを形成し、該タンクの下方領域と該原子炉容
   器の該下方ヘッダーとの間を連通するパイプを備えると
   ともに、該タンクの上方領域と該上方ヘッダーとの間を
   連通するパイプを備え、該炉心部を通る１次流体の圧力
   低下が該タンクの低温の液柱のヘッドと該原子炉容器の
   高温の液柱のヘッドとの差と実質的に等しくなるように
   され、該格納圧力容器が大気圧下で中性子吸収液体を含
   むプールに浸されることを特徴とする請求項１に記載の
   加圧水型の真性安全原子炉。 ３、該原子炉容器のケーシングが断熱コーティングを施
   され、該格納圧力容器のケーシングが断熱コーティング
   を施されてなくて該プールの冷却液体に直接に接触せし
   められることを特徴とする請求項２に記載の加圧水型の
   真性安全原子炉。 ４、該プールに浸され、且つ該格納圧力容器の該タンク
   に流体連結する手段を有する加圧装置を備えることを特
   徴とする請求項１に記載の加圧水型の真性安全原子炉。 ５、該加圧装置が断熱を施された低温の下方領域と断熱
   を施されてない高温の上方領域とを有し、該加圧装置と
   該タンクとを流体連結する前記手段が該加圧装置の低温
   の部分に連結されることを特徴とする請求項４に記載の
   加圧水型の真性安全原子炉。 ６、該加圧装置が垂直方向に長く延びる形状を有し、該
   高温の下方領域と該低温の上方領域とがほぼ漏斗状の壁
   によって分離され、該漏斗状の壁の下方部分が下方に延
   びて開口し、該加圧装置の内部の高温液体と低温液体と
   の間の境界部が低下する場合に上方領域の高温液体を下
   方領域の低温液体と混合して冷却するようになっている
   ことを特徴とする請求項４に記載の加圧水型の真性安全
   原子炉。 ７、該加圧装置と該タンクとを流体連結する前記手段が
   断熱を施されてなくて該プールに浸される２個のパイプ
   からなり、該２個のパイプが該格納圧力容器の該タンク
   に含まれる液体を該加圧装置へ且つ該加圧装置から自然
   に循環せしめることができるようになっていることを特
   徴とする請求項４に記載の加圧水型の真性安全原子炉。 ８、該原子炉容器の壁が１次回路の液体の体積を減少す
   る目的でその頂部にカップ状の壁構造を備え、該カップ
   状の壁構造が取り外し可能になっていることを特徴とす
   る請求項１に記載の加圧水型の真性安全原子炉。 ９、該タンクの下方領域と該原子炉容器の該下方ヘッダ
   ーとの間を連通するパイプが、作動の過渡的な現象の間
   に、低温の中性子吸収液体が該原子炉容器内部へ進入す
   ることなく、該原子炉容器の高温液体と該タンクの下方
   領域の低温液体との間の境界部のレベルの変動による１
   次回路の液体の密度の変動を補正するのに十分な垂直方
   向の長さと体積を有するようにしたことを特徴とする請
   求項１に記載の加圧水型の真性安全原子炉。 １０、該タンクの上方領域と該原子炉容器の該上方ヘッ
   ダーとの間を連通するパイプが、長いサイホン形状を有
   することを特徴とする請求項１に記載の加圧水型の真性
   安全原子炉。 １１、少なくとも１つの液体−液体熱交換器が該プール
   にあり、その１次液体が該プールの液体からなり且つ２
   次液体が液体−気体タイプのより高いレベルに位置する
   第２熱交換器を含む閉回路を描き、該気体が該プールの
   周囲の空気であり、自然の循環で冷却を行うようになっ
   ていることを特徴とする請求項１に記載の加圧水型の真
   性安全原子炉。 １２、炉心部の支持グリッドを通る穴がベンチユリ形状
   の長手の断面を有し、該ベンチユリのネックがターンパ
   イプを介して該原子炉容器の下方ヘッダーに、且つ一緒
   に自由に流れるパイプを介して該格納圧力容器の該タン
   クの下方領域と流体連結されることを特徴とする請求項
   １に記載の加圧水型の真性安全原子炉。 １３、該同一のプールに浸される１個以上の等しいモジ
   ュールを備えることを特徴とする請求項１に記載の加圧
   水型の真性安全原子炉。 １４、該プールの貯蔵ケーシングがモジュールの破壊の
   原因となる過圧に耐えるほどに十分な機械的抵抗をもつ
   ことを特徴とする請求項１に記載の加圧水型の真性安全
   原子炉。 １５、該プールの液体と圧力エレメント（圧力ケーシン
   グ、加圧装置、加圧装置とその他のものとの間の流体連
   結のためのパイプ等）の間の表面が、圧力容器の失敗の
   場合に放射崩壊熱によって炉心部から消滅した出力によ
   って生成した全ての蒸気を凝縮を許容するほどに十分に
   広範であることを特徴とする請求項１に記載の加圧水型
   の真性安全原子炉。