JPH0216496A - 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器 - 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の改良崩壊熱除去系に関し、特
に、沸騰水型原子炉の隔離冷却と停止冷却に役立つ改変
復水器に関する。

発明の背景 多くの発電所で沸騰水型原子炉が利用され、炉心が水を
加熱して２相汽水混合物を発生する。この２相混合物は
原子炉の蒸気ドームの下にある汽水分離器組立体に送ら
れる。汽水分離器組立体は２相混合物の水から蒸気を分
ける。

この蒸気は電力を発生するタービン発電機に供給される
。電力はタービン発電機から電力グリッドに送られ、同
グリッドから全利用系に分配される。

タービン発電機からの使用済み蒸気は、通例、管路によ
って復水器に送られる。復水器は使用済み蒸気を復水に
変える。給水噴射系は復水を給水かつ原子炉冷却材とし
て沸騰水型原子炉に戻す。

多くの沸騰水型原子炉では、汽水分離器組立体によって
汽水混合物から分離された水は、原子炉冷却材の残部を
なす。原子炉内に最初存在する、あるいは様々な事態に
おいて原子炉に再供給される原子炉冷却材インベントリ
−は燃料棒からの除熱に役立ち、こうして燃料彼覆材を
常に許容温度に保つ。

様々な事態、例えば、公益送電線の故障の場合、発電所
は主電力グリッドから隔離されることがある。発電所が
隔離されると、タービン発電機はもはや負−荷を駆動し
なくなる。

また、原子炉が停止しても、燃料棒内の核分裂副産物の
放射性崩壊により連続的な発熱が起こる。

原子炉内の水に対するこの連続加熱により蒸気が連続的
に発生して隔離された原子炉容器内の圧力をさらに高め
る。この連続崩壊熱発生の問題は、タービン発電機から
の原子炉の隔離直後だけでなく、原子炉停止後の長期間
中も存在する。

様々な隔離冷却系がこの過剰蒸気の処理に用いられてき
た。ある発電所では、速動弁を用いて蒸気を原子炉から
主復水器に分流するバイパス系を設ける。このような系
はかなり余分な復水器除熱能力と、バイパス弁と、管路
を必要とし、これらは全部合せると非常に高価である。

時折原子炉からの蒸気は放射能をもつので、原子炉−次
蒸気を発電所周辺に直接逃すのは避けなければならない
。

すなわち、原子炉−次蒸気の大気への直接通気は、隔離
冷却系に対する実用的な代替策ではない。

ある隔離冷却系は、原子炉から大形の水プール内の水中
排出点に達する多数の管路に設けた蒸気逃がし弁により
余剰蒸気を間欠的に逃がす。このような普通用いられる
構成の一つは、沸騰水型原子炉発電所の格納建物内にこ
れらの蒸気排出口用の受入れプールとして設けられたサ
プレッションブールを用いる。これらの隔離冷却系は種
々の冷却材補給系を利用して通気により失われた原子炉
冷却材を補給する。しかし、これらの冷却系は、逃がし
弁付き排出管路の寸法と多い本数、格納構造体の貫通部
、終端蒸気急冷装置、および冷却材を補給する冷却材補
給系のため高価である。

さらに他の隔離冷却系は、原子炉隔離状態中、過剰蒸気
を１個以上の隔離復水器に分流する。隔離復水器は通例
、大形長尺筒形タンクとして形成される。隔離復水器は
普通、原子炉蒸気ドームより高い位置、例えば、原子炉
建物内の上側床上に配置される。

隔離復水器の供給側は通例管によって原子炉蒸気ドーム
に接続される。配管網により、冷却され凝縮された蒸気
が冷却材として原子炉に戻る。

隔離復水器は高温の原子炉蒸気を冷却するための多量の
初期貯留冷却材と、その蒸気が通流する熱交換面とを要
する。熱交換面の清掃の必要を最少にするため、通常、
脱イオン水を隔離復水器内の冷却水として用いる。

隔離過渡状態が発生すると、蒸気は原子炉蒸気ドームか
ら隔離復水器の供給側に分流される。通例的５４５ｋＧ
Ｉの高温蒸気がその熱を熱交換面を介して周囲の冷却水
に伝達する。このような隔離冷却中、熱伝達率は冷却水
を、Ａ３騰させるのに十分高い。脱イオン水は非放射性
であるがら、沸騰によって生じた蒸気は管によって安全
に外気に放出され得る。

従来の発電所の幾つかは、［停止冷却系（ｓｂｕｔｄｏ
ｗｎ　ｃｏｏｌｉｎｇ　ｓｙｓｔｅｍ　）　Ｊと呼ばれ
る追加的な長期除熱系を用いて原子炉内の温度を約１２
５″Ｆに減らす。従来の停止冷却系は、通常、専用の熱
交換器と、隔離冷却系とは別の弁付き配管網とに依存す
る。一般に、このような停止冷却系では高温の原子炉冷
却材が停止冷却熱交換器の胴側を循環しそして比較的低
温の中間冷却材が熱交換器の管側を循環する。しかし、
特定の用途と発電所によって幾つかの代替設計が可能で
ある。

残念ながら、従来の停止冷却系は幾つかの注目すべき点
に関して資金と費用がかかる。

第１に、このような停止冷却系は隔離冷却に要する以上
の別の配管と弁装置と制御装置と熱伝達装置を要するの
で、設備費にかなりかかる。

また、このような冷却系は大形であり、その熱伝達設計
規模は、目標温度すなわち１２５下と利用できる冷却材
の温度すなわち９５下との少ない温度差のために比較的
大きい。この少ない温度差を補うために、停止熱交換器
はかなりの量の熱伝達面積と冷却材を用いなければなら
ない。例えば、８０丁の冷却材を用いる中出力定格の沸
騰水型原子炉は、直径が５フイートで長さが３０フイー
トの熱交換器を必要とする。これより高温の冷却材を用
いるもっと大きな出力定格の原子炉では直径が６または
７フイートに達する熱交換器が用いられ、６胴の長さが
４０ないし５０フイートに達する二重胴を具備する。

従って、停止熱交換器は大形で高価である。また、この
ような熱交換器は通常原子炉建物内に収容され、整備し
やすいように長い管引き空間を要する。すなわち、熱交
換器の寸法はしばしば制御パラメータとなり得、原子炉
建物の物理的設計にかなり影響する。

もし熱交換器内の冷却材が脱イオン水でなければ、他の
問題が発生する。脱イオン水でないと、冷却材はしばし
ば付着物または汚れ状態を生じて整備問題を増大させる
。他方、原子炉冷却材はきれいである。熱交換管の内面
より外面の方が清掃しにくいので、原子炉からの冷却材
を熱交換器の胴側に導いて、外面清掃整備の度数を最少
にすることが望ましい。原子炉冷却材は高度に加圧され
るので、熱交換器胴は数百ｐｓ１ｇに達する設計定格が
必要である。その結果、熱交換器は比較的厚い壁体また
はなんらかの高価な胴形状をもたなければならない。

ある種の停止冷却系は、しばしばｒＲＣＷシステム」と
呼ばれる原子炉用密閉冷却水系として知られる系内を循
環するきれいな水を用いて原子炉冷却材を冷却する。Ｒ
ＣＷ水は、川の水のような普通の（しばしば汚い）２次
冷却材を用いるバッファ熱交換器で冷却される。

この技術の一利点は、ＲＣＷ水が通常脱イオン水であり
、汚い２次冷却水より４ｉ備問題を引起こすことが少な
いことである。しかし、２個の熱交換器を用いると、各
熱交換器の熱交換用温度差は半減する。すなわち、各熱
交換器はその寸法を約２倍にしなければ停止熱交換には
役立たない。従って、停止冷却に中間バッファ熱交換器
を用いる発電所は、いっそう大きくて高価な熱交換器と
原子炉建物空間を必要とする。

最近設計された沸騰水型原子炉は様々な所要非常冷却機
能の幾つかを総合し始めている。例えば、公知の沸騰水
型原子炉の一つは隔離復水器と重力駆動冷却系との組合
せを１指している。この重力駆動冷却系は冷却材喪失事
故（ＬＯＣＡ）中、炉心の緊急冷却をなす。重力駆動冷
却系は炉心に対して高い位置に設けたサプレッションブ
ールを用い、このブールには原子炉の正常運転中冷却材
インベントリ−が満たされている。冷却材喪失事故直後
、原子炉圧力容器は減圧される。原子炉内の圧力が高い
位置にある冷却材ブールの重力ヘッド以下に下がると、
冷却材は原子炉圧力容器に流入して炉心を冷却する。

通常隔離復水器胴内に設けられる熱交換面は、一つの公
知の先進原子炉設計においては、サプレッションブール
内に直接配置される。この配置の一利点は、隔離復水器
胴が不要になることである。

しかし、この配置では熱交換面は水中にある。サプレッ
ションブール自体が遠隔であるだけでなく、この水中位
置により熱交換面について別の整備問題が生ずる。

さらに、サプレッションブール冷却材は通常大気中に逃
がされない。なぜならその含有物がわずかな放射能をも
ちうるからである。従って、隔離復水器熱伝達面を備え
たサプレッションブールは、蒸気から熱を除去するため
に用いられる時のサブレッンヨンプール冷却材の不当な
程度の膨張と蒸発を防ぐように設計されなければならな
い。また、熱交換面は除熱過程を最適にするように精巧
な形状に配置されなければならない。

発明の要約 本発明は前記問題に対して費用節減に効果的な解決策を
提供することである。

本発明の目的は、沸騰水型原子炉の停止冷却と隔離冷却
に要する熱交換器と弁と関連配管の寸法と数と費用を最
少にすることである。

本発明の他の目的は隔離冷却系と停止冷却系に要する整
備を最少にすることである。

本発明の他の目的は原子炉建物において停止冷却および
隔離冷却装置の格納に要する空間を最少にすることであ
る。

本発明の他の目的は停止冷却中高圧胴を有する熱交換器
の必要を減らすことである。

本発明によれば、隔離冷却停止冷却併用系が設けられる
。本発明は、停止冷却と隔離冷却が同時の冷却方式では
なく、従って、両冷却機能に対して単一の冷却装置を開
時に共用し得るという事実を利用する。

冷却装置は隔離復水器冷却水を収容するハウジングと、
複数の熱交換面とを具備する。このハウジングは従来の
隔離復水器胴でよく、大気への通気手段を有する。熱交
換面は沸騰水型原子炉のより厳しい停止冷却要件を満た
すように寸法を定められる。

隔離式冷却中は、蒸気が原子炉から冷却装置に向かって
循環し、凝縮蒸気が補給原子炉冷却材として戻される。

停止式冷却中は、原子炉冷却材が原子炉から冷却装置に
向かって循環し、冷却された原子炉冷却材が原子炉に戻
されて再度冷却に役立つ。

隔離復水器冷却水は冷却装置から少なくとも一つの２次
熱交換系に達しさらに冷却装置に戻るように循環し、こ
うして停止冷却中に隔離復水器冷却材から熱が除去され
る。

冷却装置内の隔離復水器冷却水は自由面を有しそして大
気に通じている。隔離復水器冷却水は隔離冷却中に沸騰
し蒸気として逃れ得るので、ハウジングの圧力要件が軽
減する。

また、高温蒸気と高温原子炉冷却材を原子炉から冷却装
置へ流しそして凝縮した蒸気と原子炉冷却材を原子炉に
戻すために共通の配管系を用い得る。

本発明は隔離復水器と停止熱交換器とを別々に設けた場
合に必要な熱伝達面積の全量を従来の系で現在用いてい
る面積より少なくする。本発明はまた、少なくとも１個
の停止冷却熱交換器を別に格納しかつ整備する必要を無
くする。本発明はまた、隔離冷却と停止冷却の両冷却方
式に共通の配管を用いるので所要配管の全長を減らし得
る。

本発明の他の目的と特徴は以下の詳しい説明と図面を参
照すれば明らかとなろう。

本発明を説明するに当たり、まず従来の冷却系について
述べ、次に本発明の様々な実施例と利点について説明す
る。

第１図は先行技術による沸騰水型原子炉１０ををする原
子力発電装置２を示す。沸騰水型原子炉１０には炉心２
０が含まれ、水を熱して２相汽水混合物を発生する。炉
心シュラウドヘッド２２が炉心２０の上にあり、２柑汽
水混合物を受入れる。

複数の管柱１８が汽水混合物を汽水分離器組立体１６に
導く。汽水分離器組立体１６は蒸気を水から分離する。

分離された蒸気は出口２６から管路５と弁６を経てター
ビン発電機７に導かれる。タービン発電機７からの使用
済み蒸気は復水器８に供給される。復水器８からの復水
は、ポンプ９を含む給水噴射系により入口１５から原子
炉１０内に戻される。

汽水分離器組立体１６により分離された水は原子炉圧力
容器内に還流し、原子炉冷却材インベントリ−２４の一
部をなす。

第１図はまた、同図に示した先行技術と第２図に示した
本発明の一実施例とに共通の要素を含む隔離冷却系と停
止冷却系を示す。これらの共通要素は、隔離冷却中原子
炉から加圧された蒸気を導く配管網と、隔離冷却中加熱
蒸気を受入れる復水器と、停止冷却中原子炉から加熱さ
れた原子炉冷却水を導く配管網と、停止冷却中原子炉冷
却水から熱を奪う２次熱交換器と、停止冷却中原子炉冷
却水から熱を奪う追加手段として働く冷却油と、冷却さ
れ凝縮された蒸気と冷却された原子炉冷却材を原子炉に
戻す再循環系とを包含する。

加熱蒸気を原子炉から導く配管系は管路３０を含み、こ
の管路は隔離冷却中蒸気を原子炉蒸気出口１２から隔離
弁３１に導く。隔離弁３１は遠隔モータ制御器３３に従
うモータ３２によって開閉される。原子炉容器１０と管
路３０と弁とモータと遠隔制御器は通例原子炉格納容器
４内に配置される。

管路３０は弁３１から、原子炉格納容器４の外側に設け
た他の隔離弁３４まで続いている。隔離弁３４は遠隔モ
ータ制御器３６に従うモータ３５により制御される。弁
３４の出口は管路５０に接続され、この管路は蒸気を隔
離復水器１００の供給側に導く。

隔離復水器１００はハウジングまたは胴１０４と、ある
量の隔離復水器冷却材１０２と、熱交換面５４を含む。

隔離復水器１００にはまた通気管系９９が設けられ、蒸
気を大気に排出する。

熱交換面５４は人口側５３と出口側５５を有する。出口
側５５は戻り管路６８に接続され、この管路は冷却され
凝縮された蒸気を原子炉圧力容器に送給する。

管路６８は隔離弁６１の人口に接続されている。

隔離弁６１は遠隔モータ制御器６９に従うモータ６２に
より制御される。隔離弁６１の出口は原子炉格納容器４
内の再循環管路８１に接続されている。

再循環管路８１は原子炉圧力容器の出口８０から再循環
ポンプ８２の入口側に接続されている。

再循環ポンプ８２は、原子炉が冷却状態にある時、原子
炉内の冷却材を連続的に循環させる。再循環ポンプ８２
の出口は再循環管路８３によって原子炉の入口８４に接
続されている。

第１図はまた先行技術による別設停止冷却系を示す。第
１図に示すように、原子炉１０の冷却材出口１４が冷却
材を原子炉１０から原子炉冷却材隔離弁４１に送り出す
。隔離弁４１の出口は管路４０によって原子炉冷却材循
環ポンプ４２に接続されている。ポンプ４２は、原子炉
が停止冷却状態にある時、原子炉冷却材を原子炉１０か
ら停止冷却系へと循環させる。

冷却材ポンプ４２は管路４３によって停止冷却熱交換器
２００の入口２１０に接続されている。

原子炉冷却材は熱交換面２０４の管側を循環する。

熱交換面２０４は中間冷却材２０２に浸されてる。

原子炉冷却材は熱交換器２００の出口２１２から排出さ
れる。冷却された原子炉冷却材は出口２１２から管路２
１３により戻り管路６８に流れる。

戻された冷却ずみ原子炉冷却材は、その後、冷却され凝
縮された蒸気と同様に原子炉内に戻される。

さらに第１図について説明すると、原子力発電所の用途
によっては２次熱交換器１２０が停止冷却熱交換器２０
０と冷却油１３０の間のバッファとして用いられる。こ
のような構成では、停止冷却熱交換器２００内の中間冷
却材２０２は排出口２０６から管路２１８によって弁２
２０に送られる。弁２２０は遠隔モータ制御器２２４に
従うモータ２２２により制御される。弁２２０の出口は
管により２次熱交換器１２０に接続される。

２次熱交換器１２０は熱交換面１２２を有する。

停止冷却熱交換器２００からの中間冷却材２０２は熱交
換面１２２の胴側を循環して２次熱交換器１２０の出口
１２５から排出される。邪魔板１２４が冷却材２０２を
混合する。出口１２５は循環ポンプ１４０に接続されて
いる。循環ポンプ１４０の出口は隔離弁１４１に接続さ
れている。隔離弁１４１は遠隔モータ制御器１４３に従
うモータ１４２により制御される。冷却された中間冷却
材は弁１４１の出口側から停止冷却熱交換器２００の入
口２０８に送られ、そこで再び、入口２１０から入った
原子炉冷却材の冷却に用いられる。

冷却材２０２は普通、運転中の原子炉１０内の原子炉冷
却材の圧力より高い作用圧力に保たれる。

冷却材２０２がこのような高い圧力に保たれるのは、万
一熱伝達面２０４の管漏れが生じた場合に起こるおそれ
のある放射能の外部への漏れを防ぐためである。中間冷
却材２０２は普通このような比較的高い圧力で用いられ
るので、中間冷却材２０２と関連する整備はすべてこの
ような高圧状態に耐えるように設計されなければならな
い。

２次熱交換器１２０は冷却油１３０からのある二の冷却
原水１３２を内蔵する。冷却原水１３２は熱交換面１２
２の管側を通流する。冷却油１３０内の冷却原水１３２
は循環ポンプ１３４により管路１３６を経て熱交換面１
２２の入口１２６に入る。出口１２７は戻りの加熱され
た冷却原水を管路１３１に送り出し、この管路は加熱冷
却原水を冷却油１３０に戻す。

第３図は沸騰水型原子炉１０と重力駆動冷却系１５０を
備えた原子力発電装置の部分図である。

このような装置は、隔離冷却系を格納容器圧力抑制ブー
ル１５６に組込んだ先進沸騰水型原子炉設計を代表する
ものである。第３図に示すように、重力駆動冷却系１・
５０にはサプレッションブール１５６が含まれ、ある量
の非常冷却水１５８を収容する。

この隔離冷却系設計は蒸気供給管路１５３と熱交換面１
５５と復水排出管路１５７を包含する。

蒸気供給管路１５３は複数の熱交換面１５５の管側に接
続されている。蒸気供給管路１５３は蒸気を原子炉圧力
容器１０から熱交換面１５５の入口に導く。熱交換面１
５５は管路１５７に接続された排出側を有する。管路１
５７は戻り管路として原子炉１０に接続されており、冷
却され凝縮された蒸気を送給して原子炉冷却材の補給、
従って、炉心２０の冷却に役立つ。

前述のように、第１図と第３図に示した従来装置には幾
つかの欠点がある。第１図の装置は様々な停止熱交換器
用の幾つかの胴を必要とする。これらの胴は費用のかか
る高圧設計要件に適合しなければならない。熱交換面は
少ない熱伝達温度差で働くので、胴と熱交換面は大形で
高価である。

胴は一般に原子炉建物内に設けられ、従って、多大な空
間を占める。熱交換器と隔離復水器内の熱交換面の整備
を可能にするためにさらに多くの空間が必要である。

重力駆動冷却系の設計は原子炉格納容器の寸法拡大を必
要とし、これは原子力発電装置の全費用をかなり増大さ
せる。

第２図は、本発明の一実施例による改良隔離冷却停止冷
却系を備えた原子力発電装置２の詳細図である。この装
置は第１図の従来装置と共通の隔離復水器１００と２次
熱交換器１２０と冷却油１３０と循環管とポンプと弁を
包含する。しかし、本発明による装置では別設停止冷却
交換器２００が不要であり、費用と整備と空間をかなり
節減し得る。

本改良冷却系の構成の説明に当たり、まず第２図を参照
し、次に第４図を参照する。しかし、本発明の範囲内で
他の構成または実施の態様が可能であることを理解され
たい。

第２図に示すように、隔離復水器１００は複数の熱交換
面５４．６４．７４を含む。これらの熱交換面は隔離復
水器冷却水１０２に浸されそして停止冷却に適するよう
な寸法を存する。ここで用いる「隔離復水器冷却水」と
いう言葉は、隔離復水器１００内の初期貯留水と、沸騰
および通気を補うために加えた補給水とを意味する。

蒸気供給管路５０は熱交換面５４の入口５３に接続され
ている。冷却され凝縮された原子炉蒸気は熱交換面５４
の出口５５から管路５６を経て戻り管路６８に入る。

原子炉１０からの原子炉冷却材管路４３は３本の原子炉
冷却材導入管路４４．４５．４６に分岐し、これらの管
路は隔離復水器１００内の熱交換面５４．６４．７４の
入口に接続されている。

管路４４．４５．４６はそれぞれ管路４３の容量の約３
分の１の容量をもち、従って、管路４３より寸法が小さ
くてよい。管路４６は管路４３から分岐して隔離弁４７
の入口に達している。隔離弁４７の出口は管路５０に接
続され、管路５０は前述のように、原子炉１０からの加
熱蒸気を導く。

従って、管路４６で送給された加熱原子炉冷却材は熱交
換面５４の入口５３に導かれる。

管路４５は熱交換面６４の入口６３に接続され、熱交換
［Ｉｊ６４の出口６５は管路６６によって戻り管路６８
に接続されている。

同様に、管路４４は熱交換面７４の入ロア３に接続され
、熱交換面７４の出ロア５は管路７６によって戻り管路
６８に接続されている。

隔離復水器１００（すなわち冷却装置）はまた胴あるい
はハウジング１０４を有し、その中に隔離復水器冷却材
１０２が入っている。ハウジング１０４は従来の「胴多
管・多水箱式」熱交換器でよい。熱交換器５４．６４．
７４は隔離復水器冷却材１０２内に浸されている。冷却
装置１００はまた通気系９９をもち、これは加熱された
隔離復水器冷却材１０２を大気中に放出する。隔離復水
器冷却材１０２は、隔離冷却中と停止冷却の初期段階中
に隔離復水器冷却材１０２が急速に加熱される時の蒸発
を促進するように自由面１０３を有する。冷却装置１０
０はまた排水系９０を備え得る。排水系９０は従来の排
水系でよく、管路と関連排水弁を備え得る。

凝縮された蒸気と原子炉冷却材は管路６８によって＋Ｉ
ｒ循環管路８１に戻される。これは先行技術によるもの
である。

冷却装置１００内の隔離復水器冷却材１０２は高温の蒸
気と原子炉冷却材から熱を奪うために用いられる。冷却
装置１００内の隔離復水器冷却材１０２は脱イオン水、
例えば、原子炉冷却水または浄化した発電所補給水系か
らの水でよい。

冷却装置１００内の隔離復水器冷却材１０２はそれ自体
２次熱交換器１２０を循環することにより冷却される。

隔離復水器冷却材１０２はハウジング１０４の出口１１
２から管路１２１を経て２次熱交換器１２０の入口１２
３に入る。冷却材１０２はきれいであるから、２次熱交
換器１２０内の熱交換面１２２の胴側に供給され得る。

すなわち、熱交換面１２２は隔離復水器冷却材１０２内
に配設される。高温の隔離復水器冷却材は、内部邪魔板
１２４によって導かれなから熱交換面１２２と接触して
流れる際に冷却される。冷却された隔離復水器冷却材１
０２は、先行技術に関して前述したようにポンプ１４０
と関連管路と弁により冷却装置１００の人口１１０に戻
される。

２次熱交換器１２０は冷却油１３０から得られるある量
の冷却原水１３２を用いて隔離復水器冷却材１０２を冷
却する。この冷却原水は先行技術に関して前述したよう
に循環する。

第２図に示すように、原子炉１０と、再循環ループ８１
．８３と、重力駆動冷却系１５０と、関連する管と隔離
弁は一般に原子炉格納容器４内に格納される。冷却装置
の残部は、冷却油およびそれと関連する管とポンプを除
き、原子炉建物３内に格納される。

第２図に示した実施例は単一の冷却装置を包含するが、
実際には通常ｉｆｆ数のこのような冷却装置を本発明の
範囲内で用い得る。同様に、より多くの熱交換面を冷却
装置１００内に用いることも本発明の範囲内で可能であ
る。

第４図は本発明の一実施例による冷却装置の機械的な図
である。第４図に示すように、冷却装置１００には胴１
０４が含まれ、端部１０５．１０７ををし、この銅山に
隔離復水器冷却材１０２が自由水位１０３まで入ってい
る。

１隻数の通気管９９．９９Ａ、９９Ｂにより、沸騰する
隔離復水器冷却材１０２を大気中に放出し得る。蒸気乾
燥型組立体９８が、自由面から」二昇する蒸気と水分の
混合物から水分を分けその水分をハウジング１０４内に
戻す。

第４図の冷却装置１００はまた複数の熱交換面アセンブ
リ５４．６４．７４．５４Ａ、６４Ａ。

７４Ａを具備する。各熱交換面アセンブリは、複数のＵ
形管からなる管束とともに、管板と水箱が一体の部材を
含む。管板と水箱とＵ形管は従来の隔離復水器用のもの
として製造されかつ配置され得、また、従来の装置供給
業者の技術、設計および製造の慣例により、図示してな
い別の部品を含むであろう。

第４図の実施例は全部で６つの管板組立体を用いである
ことを理解されたい。熱交換面アセンブリ５４．６４（
図示せず）、７４は、冷却装置１００の端部１０７にお
いて逆三角ピッチ形状に配置され、組立体５４は端部１
０７において最下位にある。熱交換面アセンブリ５４Ａ
、６４Ａ、７４Ａ（図示せず）はハウジング１０４の反
対側端部１０５において熱交換面アセンブリ５４．６４
．７４それぞれに対向する三角形状に配置される。

隔離復水器冷却材１０２は導入管１１０によって胴１０
４に供給される。導入管１１０は胴１゜４の水平中心線
の幾分上方で冷却装置１００の端部１０７に接続してい
る。導入管１１０は冷却材を２次熱交換装置（図示せず
）から冷却装置１゜Ｏに導く。戻り管路１１２が冷却装
置１００の底１０８に接続されている。戻り管路１１２
は加熱された隔離復水器冷却材１０２を除熱のため２次
熱交換装置（図示せず）に戻す。

従来の原子炉の場合、停止冷却に必要な熱交換面積は、
隔離凝縮冷却に必要な熱交換面積の約３倍である。従っ
て、第４図に示した実施例の場合、熱交換面５４．５４
Ａを隔離冷却に用い得るのに対し、６つの熱伝達面を全
て停止冷却用′として用い得る。従来の隔離復水器の胴
は、停止冷却熱交換面の収容に十分な大きさの容積を画
成する。

隔離復水器の冷却用熱交換組立体を隔離復水器胴の底近
辺に配置すると、最長使用期間にわたる隔離冷却熱交換
が司能になる。原子炉隔離状態に続いて、隔離冷却材イ
ンベントリ−の減少が隔離冷却材の蒸気発生と大気への
流出によって引起こされる。この隔離冷却材の減少によ
り、Ｕ形管組立体内の上側管が次第に露出して隔離冷却
材の補給が必要になるおそれがある。従って、隔離復水
器熱交換組立体を隔離復水器胴の底近辺に配置すること
により、最長使用期間後に隔離復水器冷却材の補給が必
要になるようにし得る。

また、弁を系内に設けることにより、隔離冷却中蒸気を
最下位の熱交換面だけに供給し得る。この点に関して注
意すべきことは、隔離冷却が非常に高い圧力と温度、す
なわち、１２５０ｐｓ１ｇの原子炉設計圧力に達し得る
圧力と、５００”Ｆ以上の温度で起こることである。そ
の結果、隔離冷却用熱交換組立体、すなわち管組立体は
、これらの使用状態に耐え得る材料と肉厚のものでなけ
ればならない。他方、停止冷却は中位の高さの圧力と温
度、例えば１７５ｐｓｉｇの圧力と２１２″Ｆ以下の温
度で起こる。従って、停止冷却専用の熱交換組立体は隔
離冷却用の材料より低い定格圧力と温度をもつ材料で製
造し得る。

また、弁（すなわち圧力逃がし弁）を用いれば、比較的
低い定格の停止冷却熱交換面を隔離冷却作用状態にしな
いですむ。

本発明は原子炉が停止冷却と隔離冷却を同時に必要とし
ないという事実を利用するものであることを認識された
い。しかし、万一負荷排除事態のため発電所を停止した
場合、隔離冷却に続いて停止冷却を行うことができる。

従来の原子炉は、通常、原子炉がかなり減圧されそして
隔離復水器（または他のなんらかの除圧系）によって冷
却されるまで停止冷却を開始しない。この減圧と冷却は
通常２．３時間も必要とする。従って、原子炉崩壊除去
機能を隔離冷却から停止冷却に円滑に切換えるに十分な
時間がある。

以上、本発明を前述の実施例を参照して説明したが、こ
れらの実施例に対して他の様々な改変が本発明の範囲で
可能であることを理解されたい。

代替構成として、例えば、より多数または少数の熱交換
面アセンブリを本発明の範囲内で用い得る。

設計要件と全体的な費用要目に応じて複数の冷却装置を
用いてもよい。冷却装置内の隔離復水器冷却ヰ」は冷却
原水でもよく、これを非常状態中熱交換面の胴側に導け
ば、補助電源が限られている場合、崩壊熱除去の長期能
力を高めることができる。

２次冷却材を、前述のように冷却装置または２次熱交換
器の管側ではなく胴側に送り込んでもよい。

隔離復水器冷却材の入口、出口、蒸気通気管路、排水管
路等の配置も特定用途に合うように最適にし得る。

また、隔離冷却時に隔離復水器冷却材を２次熱交換冷却
材を経て循環させれば、復水を補給冷却材として原子炉
に戻す前に高温原子炉蒸気の冷却を促進することができ
る。この方策は停止中に用いる他の非常炉心冷却系の効
果を高める。

【図面の簡単な説明】

第１図は先行技術による別々の隔離冷却系と停止冷却系
を含む原子力発電装置の図、第２図は本発明の一実施例
による改良冷却系を含む原子力発電装置の図、第３図は
先行技術によって隔離復水器熱交換面を重力駆動冷却系
に含めた原子炉の図、第４図は本発明の一実施例による
複合式冷却装置の機械的な図である。 ２：原子力発電装置、３二原子炉建物、４：原子炉格納
容器、５：蒸気管路、７：タービン発電機、８：復水器
、１０：沸騰水型原子炉、２０；炉心、３０：蒸気管路
、４０：原子炉冷却材管路、５４．６４．７４：熱交換
面、８１．８３：再循環管路、９９：通気管、１００；
隔離復水器（冷却装置）、１０２：隔離復水器冷却材、
１０４：隔離復水器胴、１２０：２次熱交換器、１３２
：冷却原水、２００：停止冷却熱交換器。 特許出願人ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ代理
人　　（７６３０）　　生　沼　徨　二ＦＩＧ、Ｊ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、沸騰水型原子炉用の崩壊熱除去系において、隔離復
   水器胴と、この胴を貫通しそして停止冷却に適する寸法
   を有する熱交換ループとからなり、前記沸騰水型原子炉
   と追加した熱交換ループとに連結されて前記沸騰水型原
   子炉の隔離冷却と停止冷却をなす冷却装置。２、給水を
   加熱して蒸気を発生するために制御される炉心を有する
   沸騰水型原子炉と、蒸気を受入れて発電するタービン発
   電機と、使用済み蒸気を受けて復水を発生しそして給水
   を前記原子炉内に戻す復水器給水系と、前記原子炉から
   の蒸気を前記タービン発電機とは無関係に凝縮しそして
   前記原子炉の制御された停止中前記蒸気のエネルギーを
   散逸させる隔離冷却系と、前記沸騰水型原子炉内の水を
   前記原子炉の燃料交換を許容する温度に保つ停止冷却系
   とを備えた沸騰水型原子力発電装置において、 非放射性冷却材を収容する隔離復水器胴と、前記胴を貫
   通する熱交換ループであって、前記原子炉から分流した
   蒸気を凝縮するとともに前記復水器胴内の前記非放射性
   冷却材を沸騰させることによって熱を交換するために前
   記タービン発電機と無関係に前記原子炉分流蒸気を導入
   する手段を含む熱交換ループと、沸騰非放射性冷却材を
   大気中に排気するために前記復水器胴に設けた蒸気排気
   口と、前記原子炉の停止中に前記停止冷却系を前記熱交
   換ループに接続する手段との組合せからなる隔離冷却停
   止冷却併用系を備える沸騰水型原子力発電装置。 ３、原子炉冷却材を加熱して蒸気を発生する炉心と、前
   記蒸気を受入れて発電するタービン発電機と、使用済み
   蒸気を受けそして給水を前記原子炉内に戻す給水系とを
   有する沸騰水型原子炉を冷却する方法において、復水器
   冷却胴を設けることと、前記復水器冷却胴に非放射性冷
   却材を満たすことと、前記非放射性冷却材との熱交換を
   もたらすために前記胴を貫通する熱交換ループを設ける
   ことと、前記原子炉の非常停止中に前記ループを前記タ
   ービン発電機と無関係の分路として接続して前記蒸気と
   前記原子炉冷却材から熱を散逸させることと、前記非放
   射性冷却材が加熱されて沸騰した時その非放射性冷却材
   を大気中に逃がすことを特徴とする方法。 ４、給水を加熱して蒸気と水の２相混合物を発生する炉
   心と前記蒸気を前記水から分ける汽水分離器とを有する
   沸騰水型原子炉と、前記蒸気を受けて発電するタービン
   発電機と、前記タービン発電機から電力を受けるパワー
   グリッドと、前記炉心の停止中前記原子炉を前記タービ
   ン発電機から隔離する手段とからなる原子力発電装置に
   おいて、前記停止炉心により発生した熱を散逸させる改
   良冷却系であって、冷却水を収容するハウジングと前記
   冷却水に浸した複数の熱交換面とを含む冷却装置と、前
   記炉心が停止した時前記蒸気から熱を奪うために蒸気を
   前記熱交換面を経て循環させる手段と、前記炉心が停止
   した時凝縮蒸気を前記熱交換面から前記原子炉内に戻す
   ように循環させる手段と、前記炉心が停止した時前記原
   子炉冷却材から、熱を奪うために前記原子炉冷却材を前
   記熱交換面を経て循環させる手段と、前記炉心が停止し
   た時、冷却された原子炉冷却材を前記熱交換面から前記
   原子炉内に戻すように循環させる手段と、前記非放射性
   冷却材が沸騰して蒸気になった時前記非放射性冷却材を
   前記ハウジングから大気中に逃がす手段と、前記原子炉
   の燃料交換ができるように前記原子炉冷却材から充分な
   熱を散逸させるために前記非放射性冷却材を前記冷却装
   置から２次熱交換ループを通るように循環させる手段を
   有する改良冷却系に特徴のある原子力発電装置。 ５、前記非放射性冷却材が前記２次熱交換ループを通っ
   て循環し前記蒸気から熱をさらに散逸させるようになっ
   ている請求項４記載の原子力発電装置。