JPH0341395A - 原子炉容器用の受動熱除去系 - 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】 発明の背景 本発明は原子炉に関するものであって、更に詳しく言え
ば、１種以上の機能障害の発生時に原子炉およびそれの
格納容器を冷却するための技術に関する。

原子炉の通常の運転時には、原子炉容器内の核燃料は蒸
気発生用の水で覆われた状態に保たれている。かかる核
燃料は、実質的な量の内部熱を発生する燃料棒から或っ
ている。原子炉の運転停止後にも、燃料棒中においては
長い期間にわたり崩壊反応が起こって熱を発生し続ける
。

環境に対する安全性の点から見ると、正常運転時および
異常運転時のいずれにおいても放射性物質が放出されな
いことが重要である。かかる放射　− 作物質の中には、たとえば、原子炉容器内において発生
した蒸気およびかかる蒸気の凝縮によって得られた水が
含まれる。

上記のごとき異常運転の中には冷却材喪失事故が含まれ
るが、これは原子炉建物内の構成部品または配管（たと
えば蒸気管路）の破損によって起こることがある。かか
る情況下における３つの要求条件は、（１）原子炉の圧
力容器内に水を注入して燃料棒を水で覆うこと、（２〉
破損の直後において発生する熱を放散させること、およ
び（３）破損後の長い期間（数日間または数週間）にわ
たり崩壊熱を除去して格納容器の構造破壊を防止するこ
とである。

先行技術に従えば、上記のごとき３つの要求条件を満た
すための冷却水の移動は、電気またはその他の外部動力
源によって駆動される高圧水ポンプの作用で行われてき
た。発電所に電力を供給する正規の送電設備が故障した
場合には、上記のポンプを駆動するための電力を供給す
るという仕事はディーゼル発電機によって代行されるこ
とにな６ っている。しかしながら、ディーゼル発電機が所望の時
点において機能しなかったり、あるいは人的エラーのた
めに系が動作しないという可能性が僅かながら存在する
ことも事実である。たとえば蒸気管路の破損による重大
な冷却材喪失事故に続いて上記のごとき障害が起こると
いう最悪の場合も考えられるのである。

先行技術に従えば、いわゆるウェットウェルを威すサブ
レッションプニル室が原子炉用の格納容器内に設けられ
る。かかるサプレッションプール室は、実質的な量の水
と共に実質的な量の気体を含んでいる。事故に際しては
、ドライウェルからガス抜き管を通してサプレッション
プール室内に蒸気が導入される。そこにおいて、最初は
１００°Ｆ以下の温度を有する水が導入された蒸気を冷
却して凝縮させる。格納容器の設計値に基づけば、約５
５　ｐｓｉｇまでの内部圧力が許容される。これは約２
４８下の最高蒸気飽和温度を意味している。

実際的な大きさのサプレッションプール室においては、
最初にドライウェル内に放出された蒸気中に含まれる熱
およびその後の数日間にわたって放散させなければなら
ない追加の崩壊熱の全てを吸収することは不可能である
。そのため、最高温度および最大圧力を越える場合が起
こり得るのである。

発明の目的および要約 本発明の目的の１つは、先行技術の欠点を解消するよう
な原子炉用の熱除去系を提供することにある。

また、所要の期間にわたって原子炉から熱を除去し続け
ることのできる受動的な熱除去系を提供することも本発
明の目的の１つである。

更にまた、原子炉の格納容器内に含まれるサプレッショ
ンプール室の気体空間内に配置された熱交換器を含むよ
うな熱除去系を提供することも本発明の目的の１つであ
る。かかる熱交換器内の蒸気分離手段により、熱交換器
内において発生した蒸気を排出することができる。重力
の作用下で供給される水をフロート制御弁で計量しなが
ら熱交換器内に導入することにより、熱の除去に際して
沸騰により失われた水が補給される。熱の除去を行い得
る期間は、給水タンクの大きさによって決定される。

本発明に従って簡単に述べれば、原子炉の格納容器内に
サプレッションプール室が設けられる。

かかるサプレッションプール室内の水の上方に位置する
気体空間内に熱交換器が配置される。かかる気体空間は
空気または窒素を含んでいればよい。

重力作動式の冷却水供給プール内には補給用の水が含ま
れていて、それが重力の作用下でフロート制御弁のごと
き通常の水位維持弁を通して熱交換器に供給される。熱
交換器内の上部ヘッダは水から蒸気を分離するために役
立つ自由表面を含んでいて、それにより熱交換器内に冷
却水を保持しながら蒸気のみを排出することができる。

過剰の水は、熱交換器内における以後の使用のため、降
下管を通して下方の位置に還流させることができる。

熱交換器は常時密閉されているから、揮発度の低い腐食
防止剤を少量だけ使用すれば熱交換器の内面の腐食を防
止することができる。また、熱交換　９ 器がサプレッションプール室の気体空間内に配置される
ことにより、それの外面の腐食も少ない。

更にまた、凝縮水が熱交換器から下方の水中に滴下する
結果、水の混合および熱の除去が促進されることになる
。

本発明の実施の一態様に従って述べれば、原子炉の格納
容器から熱を熱を除去するための熱除去系において、（
ａ）前記格納容器内に配置されていて、内部に一定量の
水を含むと共に、前記水の上方に一定量の気体を含むよ
うなサプレッションプール室、（ｂ）前記原子炉からの
熱の放散を必要とする事故の発生時に前記原子炉から前
記サプレッションプール室内に蒸気を導入するためのガ
ス抜き手段、　（ｃ）前記サプレッションプール室内に
配置されかつ複数の熱交換素子を含む熱交換器、（ｄ）
前記熱交換器への熱交換液体の供給量を調節することに
より、前記熱交換器内において前記熱交換液体を所定の
レベルに維持するための計量手段、（ｅ）前記蒸気に応
答して前記熱交換器内の前記熱交換液体を沸騰させるた
めの沸騰手段、（ｆ）　０ 前記熱交換器内の蒸気を前記熱交換液体から分離するた
めの分離手段、並びに（ｇ）前記熱交換器から前記蒸気
を排出するための排出手段の諸要素から成る結果、前記
サプレッションプール室から熱が排出されることによっ
て前記格納容器がそれの設計値より低い温度および圧力
に維持されることを特徴とする熱除去系が提供される。

本発明の別の実施の態様に従って述べれば、原子炉のサ
プレッションプール室から熱を除去するための熱交換器
において、（ａ）上部ヘッダ、（ｂ）前記上部ヘッダか
ら所定の距離だけ離して配置された下部ヘッダ、（ｃ）
前記上部ヘッダと前記下部ヘッダとの間を連絡する複数
の熱交換管、（ｄ）前記熱交換器への冷却液の供給量を
調節するための計量手段であって、前記計量手段がフロ
ート制御弁を含むことによって前記冷却液が前記熱交換
器内において所定のレベルに維持され、前記所定のレベ
ルが前記上部ヘッダ内の中間の高さに位置することによ
って前記上部ヘッダ内には自由表面が得られ、そして前
記自由表面は前記冷却液の液体１ 成分と蒸気成分とを分離するために役立つような計量手
段、（ｅ）前記上部ヘッダと前記下部ヘッダとの間を連
絡して前記上部ヘッダから前記下部ヘッダに液体を還流
させるための降下管、　並びに（ａ）前記降下管内にお
ける下向きの液体の流れを促進するための促進手段の諸
要素から成ることを特徴とする熱交換器が提供される。

本発明の上記およびその他の目的、特徴並びに利点は、
添付を図面を参照しながら以下の詳細な説明を読めば自
ら明らかとなろう。なお、添付の図面中においては、同
じ構成要素は同じ参照番号によって表わされている。

好適な実施の態様の詳細な説明 第１図を見ると、本発明に基づく原子炉系１０の関連部
分が示されている。圧力容器１２は格納容器１４（一部
分のみを図示する）の内部に配置されている。通常のご
とく、格納容器１４はその内部に発生する予想圧力値に
耐え得るだけの強度を持った鉄筋コンクリートまたは構
造用鋼で作られている。

　２ 公知のごとく、圧力容器１２は一定量の水を含んでいて
、その水は複数の燃料棒（図示せず）から生じる核分裂
の熱によって（直接に、あるいは中間の蒸気発生器を介
して）蒸気に変えられる。

必要に応じ、圧力容器１２内の燃料棒の間に制御棒（図
示せず）を出し入れすることにより、熱の生成量が調節
され、従って蒸気の発生量が調節される。圧力容器１２
（または中間の蒸気発生器）から流出する蒸気は、１本
以上の主蒸気管路１６を通して蒸気タービン発電機（図
示せず）に送られる。

圧力容器１２や主蒸気管路１６のごとき原子炉構成要素
が破損した場合に水および（または）蒸気を封じ込める
ため、圧力容器１２はドライウェル１８によって包囲さ
れている。主蒸気管路１６と密閉された環状のサプレッ
ションプール室２２との間には安全リリーフ弁２０が連
結されている。

サプレッションプール室２２内には一定量の水２４が含
まれていると共に、水２４の表面上には圧縮可能な媒質
としての空気または窒素を含む実質３ 的な気体空間２６が残されている結果、サプレッション
プール室２２内に蒸気を導入し、そしてかかる蒸気から
凝縮した追加の水を収容することが可能になっている。

安全リリーフ弁２０に連結された排出管２８は水２４の
中に挿入されている結果、気体空間２６内の圧力は排出
管２８の水中に沈められた部分が生み出す水圧の分だけ
排出管２８内の圧力より低く保たれる。バキュームブレ
ーカ弁３０は、ドライウェル１８内の圧力がサプレッシ
ョンプール室２２内の圧力より低くなった場合に蒸気お
よび（または）気体を逃がすため、サプレッションプー
ル室２２からトライウェル１８に向かう（特に空気や窒
素のごとき非凝縮性気体の）外向きの流れを可能にする
逆止め弁である。

主蒸気管路１６に連結された減圧弁３２はドライウェル
１８に開いている。

また、均等化管路５４がサプレッションプール室２２と
圧力容器１２とを連結している。均等化管路５４を通る
流れは弁５６によって制御される。

通常は逆止め弁５８が閉じており、それによって　４ 圧力容器１２内の水がサプレッションプール室２２内に
流れ込むことは防止されている。均等化管路５４は、冷
却材喪失事故の発生時にサプレッションプール室２２か
ら圧力容器１２内に凝縮水を戻し、それによって炉心を
水中に沈めた状態に保つために役立つ。

サプレッションプール室２２には水２４の表面より下方
に位置する水平のガス抜き穴６４が設けられていて、か
かるガス抜き穴６４とドライウェル１８との間を複数の
直立したガス抜き管６２が連絡している。

サプレッションプール室２２内の水２４の表面上に位置
する気体空間２６内には、熱交換器６６が配置されてい
る。格納容器１４の外部には、定量の水５０を含む冷却
水供給プール４８が配置されている。かかる冷却水供給
プール４８は、煙突５２を介して外部環境に通じている
ことが好ましい。冷却水供給プール４８からは、格納容
器１４を貫通して熱交換器６６にまで伸びる補給水供給
管路６８が設けられている。また、熱交換器６５ ６から格納容器１４を貫通して外部の大気中にまで伸び
る蒸気抜き管路７０が設けられている。

次に第２図も参照しながら説明すれば、熱交換器６６は
上部ヘッダ７２およびそれから実質的な距離だけ下方に
位置する下部へラダ７４を含んでいる。上部ヘッダ７２
の内部と下部ヘッダ７４の内部とは、複数の熱交換管７
６を介して自由に連絡している。図示された実施の態様
においては、上部ヘッダ７２と下部ヘッダ７４とは４本
の熱交換管７６によって連結されている。

補給水供給管路６８中に配置されたフロート制御弁７８
は、上部ヘッダ７２内の水８４の自由表面８２上に支持
されたフロート８０によって制御される。通常は閉じて
いる隔離弁８６が補給水供給管路６８中に設けられ、か
つ同様な隔離弁８８が蒸気抜き管路７０中に設けられて
いる結果、正常条件下では格納容器が完全゛な隔離状態
に維持されている。

降下管９０により、上部ヘッダ７２内の過剰の水は下部
ヘッダ７４に排出される。熱交換管７６１６ および降下管９０は上部ヘッダ７２および下部ヘッダ７
４の内部に開いている。上部ヘッダ７２内にはＵ字形の
溝が長手方向に沿って配置されていて、それのアームの
頂部は自由表面８２によりも下方に位置している。補給
水供給管路６８の延長部９４は、降下管９０の上部に連
結されている。

圧力容器１２内における冷却材の喪失または主蒸気管路
１６の破損が起こった場合には、安全リリーフ弁２０が
開放され、従って流出する蒸気は排出管２８を通ってサ
プレッションプール室２２内の水２４中に流れ込む。最
初、水２４は約１００°Ｆ以下の温度を有している。水
２４中に蒸気が流れ込んで凝縮するのに伴い、主蒸気管
路１６および圧力容器１２内の蒸気圧は低下し、かつ水
２４の温度は上昇する。このような過程が継続する間に
、正規の原子炉制御装置が作動され、それにより圧力容
器１２内において発生する熱の量が低減させられる。

重力作動冷却系プールまたは電動ポンプ（いずれも図示
せず）のごとき外部給水源からの水が圧　７ カ容器１２およびトライウェル１８内に注入され、それ
によってすべての燃料棒が完全に水中に沈められる。ま
た、主蒸気管路１６からドライウェル１８内に蒸気を逃
がすための手段として減圧弁３２が開放される。それに
よって、圧力容器１２内の圧力が低下する結果、圧力容
器１．２内に水が流入して燃料棒を水中に沈めることが
可能になる。

減圧弁３２が開放されると、ドライウェル１８内の圧力
は圧力容器１２内の圧力にほぼ等しい値にまで上昇する
。サプレッションプール室２２内において蒸気が凝縮す
るのに伴い、サプレッションプール室２２内の圧力はド
ライウェル↑８内の圧力よりも遅い速度で上昇する。そ
の結果、追加の蒸気がドライウェル１８からガス抜き管
６２およびガス抜き穴６４を通ってサプレッションプー
ル室２２内の水２４中に流入することが可能となる。

更にまた、隔離弁８６および８８が開放される。

通常の初期事故条件下では、自由表面８２はフロート制
御弁７８およびフロート８０によって制御　８ された高さに位置している。熱交換器６６の内部は大気
に通じているから、熱交換器６６内の水８４が蒸気を発
生し始める温度は約２１２°Ｆである。

それに対し、格納容器１４内の温度は５５　ｐｓｉｇの
圧力限界を越えることなしに約２４８°Ｆにまで上昇す
ることができる。サプレッションプール室２２内の温度
が水８４の沸点を越えると、熱交換管７６内において蒸
気が発生し始める。ががる蒸気は蒸発しなかった水と混
合し、そして対流により上昇して上部ヘッダ７２内に到
達する。自由表面８２は上部ヘッダ７２の頂部よりも十
分に低い位置にあるから、蒸気が水から分離するのに十
分なだけの空間が存在する。その結果、実質的に蒸気の
みが上部ヘッダ７２内の頂部に到達し、そして蒸気抜き
管路７０を通って大気中に排出されることになる。上昇
する蒸気によって上部ヘッダ７２内に運ばれた過剰の水
は、降下管９０を通って下方に流れて下部ヘッダ７４内
に戻る。

蒸気抜き管路７０を通って蒸気が流出する結果として水
８４が減少するのに伴い、フロート制御　９ 弁７８が降下管９０内に補給水を供給し、それによって
熱交換器６６内の水位は動作レベルに維持される。

熱交換管７６および降下管９ｏは気体空間２６内の同じ
熱的環境中に配置されているがら、熱交換管７６内にお
いては水および蒸気が上方に流れる一方、降下管９０内
においては水が下方に流れるようにするために何らがの
手段を設けることが望ましい。これを達成するためには
、幾っがの手段を使用することができる。たとえば、降
下管９０が熱交換管７６よりも大きい直径を有するよう
にすれば、降下管９０内における流れ抵抗が低下する。

また、降下管９０をプラスチックのごとき断熱材で作製
してもよいし、あるいはそれの外面または内面上に通常
の断熱層を設置してもよい。

熱交換管７６は金属で作られていることが好ましく、ま
た炭素鋼で作られていることが最も好ましい。降下管９
０の断熱材中における温度勾配が熱交換管７６の場合よ
りも僅かに大きければ、降下管９０内には好適な下向き
の流れが確実に得られ　０ ることになる。また、冷却水供給プール４８がらの低温
の補給水を０字形溝９２の内部に注入するか、あるいは
降下管９０内に直接に注入すれば、降下管９０内の水の
温度はそれの飽和温度よりも低くなり、従って降下管９
０内の水の沸騰は抑制されることになる。このようにす
れば、重力の作用下で降下管９０内を下向きに流れかつ
熱交換管７６内を上向きに流れる水８４の循環が促進さ
れるのである。

熱交換器６６が気体空間２６から熱を抽出するのに伴い
、上部へツタ７２の表面上において蒸気が凝縮し、それ
によって気体空間２６内の圧力が低下する。従って、ド
ライウェル１８からサプレッションプール室２２内に追
加の蒸気が導入されることになる。その結果、熱交換器
６６内に所要レベルの水を維持するために冷却水供給プ
ール４８からの水が利用し得る限りは、ドライウェル１
８からの熱の除去が継続される。

当業者にとっては自明の通り、蒸気抜き管路７０を通し
て蒸気を大気中に排出することは、格納１ 容器１４から熱を運び去るための１つの方法に過ぎない
。別の方法としては、密閉系を或して動作するもう１つ
の熱交換器（図示せず）に蒸気抜き管路７０を連結する
こともできる。その場合には、熱交換器６６内において
発生した蒸気は追加の熱交換器内において凝縮し、それ
によって生じた凝縮水が補給水供給管路６８およびフロ
ート制御弁７８を通して戻されることにより、熱交換器
６６内には所要レベルの水８４が維持されることになる
。

かかる密閉系の使用は幾つかの利点を有している。熱交
換器６６内において水を使用した場合、気体空間２６内
の温度が約２１２°Ｆを越えるまでは熱の除去が開始さ
れない。また、格納容器１４内の最高温度が約２４８°
Ｆであるから、気体空間２６内の蒸気と熱交換器６６内
の沸騰水との間における最大温度差は３６°Ｆに制限さ
れる。密閉系の場合には、水よりも低い沸点を持った冷
却液を熱交換器６６内において使用することができる。

たとえば、フルオロカーボン冷却液の中には１１２ ０°Ｆという低い沸点を有するものがある。ががる冷却
液を使用すれば、気体空間２６内の温度が１１０下を越
えると熱の除去が開始されることになる。このような場
合には、気体空間２６内の蒸気と熱交換器６６内の冷却
液との間における最大温度差は１０２下にも達すること
になる。密閉系の使用がもたらすもう１つの利点は、熱
交換器６６の内部を大気圧より低い圧力下で動作させ得
ることである。その結果、熱交換用の冷却液として水を
使用した場合でも、それの沸点を２１２°Ｆより実質的
に低い値にまで低下させることができる。

このようにすれば、熱交換器６６内の冷却液と気体空間
２６内の蒸気との間における温度差が増大して熱交換効
率の向上が得られるのである。

密閉系の使用によって得られるもう１つの利点は、熱交
換器６６およびそれに付随する配管の漏れ試験が簡単に
なることである。正常条件下では、隔離弁８６および８
８を閉じることによって熱交換器６６が密閉されている
ことに注意されたい。

その結果、熱交換器６６の内面は揮発度の低い通３ 常の腐食防止剤を比較的少量だけ使用することによって
保護し得るのであって、冷却水供給プール４８の全体に
腐食防止剤を添加する必要はなくなる。このようにすれ
ば、水質の良い補給水が必要とされることはなくなるの
で、はとんど任意の給水源を使用することが可能になる
。更にまた、熱交換器６６が気体空間２６内に配置され
ていることにより、熱交換器６６が水２４中に配置され
た場合に比べて熱交換器６６の外面上における腐食の問
題が低減する。その結果、熱交換器６６の部品を作製す
るため、遥かに高価なステンレス鋼ではなく安価な炭素
鋼を使用することが可能になる。

気体空間２６から熱が除去されている間に、熱交換器６
６の相対的に低温の外面上には液体が凝縮することが判
明した。かかる液体は水２４中に落下して水２４の表面
を攪乱し、それによって水２４の混合を促進する。

上記の説明においては、説明の便宜上からただ１種の簡
略化された装置が使用された。とは言え、商業的な原子
炉においては、適当な弁および制御４ 手段を伴った２本以上の主蒸気管路が使用される場合も
ある。

本発明の範囲内においてはまた、核分裂の熱を用いて水
を加熱すると共に、蒸気発生器を介して第２のループ中
に蒸気を発生させるような原子炉を含む実施の態様も可
能である。なお、本発明のこのような実施の態様におい
ては、上記に記載されたような特定構造の格納容器は使
用されない場合もある。

本発明はあらゆる形式の軽水冷却型原子炉施設に対して
適用することができる。

上記の説明においては、サプレッションプール室２２内
に１基の熱交換器６６を配置した場合が記載された。上
部ヘッダ７２と下部ヘッダ７４との間には、複数の平面
内に配置された多数の熱交換管７６が連結されている。

上部ヘッダ７２、下部ヘッダ７４およびそれらに連結さ
れた熱交換管７６から戒る１組の熱交換器はモジュール
と呼ばれる。本発明の実施の一態様に従えば、熱交換管
７６はそれぞれに４本の管を含んだ３７の平面内５ に配置されている。各々の熱交換管７６は直径２゜５イ
ンチの炭素鋼管から成っている。また、熱交換管７６の
鉛直方向長さは約１５フイートである。

実用的な実施の態様においてには、サプレッションプー
ル室２２は概して環状を威していて、それの回りに複数
のモジュールが配置される。各々のモジュールにはそれ
自身の冷却水供給プール４８から補給水が供給される結
果、十分な冗長度が達成される。なお、上記の実施の態
様においては、全部で４基のモジュールが設置される。

所要のモジュール数は放出しなければならない熱の量に
依存する。その他の施設の場合には、放散させるべき熱
の量に応じ、各々の熱交換器６６における熱交換管７６
の数および熱交換器６６の数を選定することは当業者に
とって容易であろう。かかる構造条件を選定するための
規準としては、特定の格納容器が耐えることのできる最
高温度および最大圧力が挙げられる。

開放系の場合には、全ての熱交換器６６が圧力容器１２
からの初期熱および崩壊熱を放散させ得　６ る時間は、全ての冷却水供給プール４８内に含まれる水
の量に依存する。崩壊熱は数日でほぼ完全に消費される
ものと仮定することができる。それ故、複数の冷却水供
給プール４８内に最初に含まれる水５０の量がたとえば
３日間にわたって初期熱および崩壊熱を放散させるのに
十分なものであれば、水５０が枯渇する前に十分な余裕
をもって水５０の補給に関する決定を行うのに十分なだ
けの時間が得られることになる。あるいはまた、無限の
放熱時間を生み出すほどに冷却水供給プール４８を大き
くすることもできる。たとえば、水５０の水質は重要で
ないから、利用可能な河川または井戸からの未処理水を
冷却水供給プール４８に供給すれば、水５０が枯渇する
恐れはなくなるのである。

本明細書中に図示されがつ記載された実方也の態様にお
いては、熱交換管７６は単純な金属管である。しかるに
、熱交換管７６の外面および（または）内面上に熱交換
促進手段を追加することにより、気体空間２６と熱交換
管７６の内部との間に　７ おける熱交換効率を高め得ることは当業者にとって自明
であろう。たとえば、熱交換管７６の外面に任意の種類
のフィン（図示せず〉を追加することによって気体空間
２６と接触する表面積を増大させることができる。この
ような熱交換促進手段を追加すれば、熱交換器６６の所
要の大きさおよび数を低減させることができる。なお、
接触面積とモジュールの数および（または）大きさとの
関係は当業者にとって自明であろうがら、詳細な説明を
行う必要はあるまい。また、熱交換管７６として円筒形
の管を使用することは原価などの点がら見て有利である
が、本発明がそのような構造物のみに限定されるとは解
すべきでない。たとえば、熱交換管７６の代りに、適当
な流路を内部に設けた複数の平面状構造物を使用するこ
とも本発明の範囲内に含まれる。適当な平面状構造物と
しては、通常の冷凍ユニットにおいて見られるごとく、
定のパターンに従って２枚の金属薄板（通例はアルミニ
ウム薄板）同士を接合して成るものが挙げられる。この
場合には、接合パターンに応じ、金　８ 属薄板の間に冷却液の流路が形成されることになる。

以上、添付の図面を参照しながら本発明の好適な実施の
態様を説明したが、本発明はかかる特定の実施の態様の
みに限定されるわけではない。すなわち、前記特許請求
の範囲によって規定される本発明の範囲から逸脱するこ
となしに各種の変更Ｂ様が可能であることは当業者にと
って自明であろう。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施の一態様に基づく原子炉系の略図
、そして第２図は隔離弁およびフロート制御弁を伴った
第１図中の熱交換器の拡大断面図である。 図中、１０は原子炉系、１２は圧力容器、１４は格納容
器、１６は主蒸気管路、１８はドライウェル、２０は安
全リリーフ弁、２２はサプレッションプール室、２４は
水、２６は気体空間、２８は排出管、３０はバキューム
ブレーカ弁、３２は減圧弁、４８は冷却水供給プール、
５０は水、５２つ ２は煙突、５４は均等化管路、５６は弁、５８は逆止め
弁、６２はガス抜き管、６４はガス抜き穴、６６は熱交
換器、６８は補給水供給管路、７０は蒸気抜き管路、７
２は上部ヘッダ、７４は下部ヘッダ、７６は熱交換管、
７８はフロート制御弁、８０はフロート、８２は自由表
面、８４は水、８６および８８は隔離弁、９０は降下管
、そして９２は溝を表わす。 　０

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉の格納容器から熱を熱を除去するための熱除
   去系において、 （ａ）前記格納容器内に配置されていて、内部に一定量
   の水を含むと共に、前記水の上方に一定量の気体を含む
   ようなサプレッションプール室、 （ｂ）前記原子炉からの熱の放散を必要とする事故の発
   生時に前記原子炉から前記サプレッションプール室内に
   蒸気を導入するためのガス抜き手段、 （ｃ）前記サプレッションプール室内に配置されかつ複
   数の熱交換素子を含む熱交換器、（ｄ）前記熱交換器へ
   の熱交換液体の供給量を調節することにより、前記熱交
   換器内において前記熱交換液体を所定のレベルに維持す
   るための計量手段、 （ｅ）前記蒸気に応答して前記熱交換器内の前記熱交換
   液体を沸騰させるための沸騰手段、 （ｆ）前記熱交換器内の蒸気を前記熱交換液体から分離
   するための分離手段、並びに （ｇ）前記熱交換器から前記蒸気を排出するための排出
   手段の諸要素から成る結果、前記サプレッションプール
   室から熱が排出されることによって前記格納容器がそれ
   の設計値より低い温度および圧力に維持されることを特
   徴とする熱除去系。 ２、前記熱交換液体が水であり、かつ前記排出手段が前
   記蒸気を前記格納容器外の大気中に排出するための手段
   を含む請求項１記載の熱除去系。 ３、前記熱交換器が前記サプレッションプール室内の前
   記気体中に配置されている請求項１記載の熱除去系。 ４、前記計量手段が、 （ａ）前記格納容器の外部に配置された冷却液供給プー
   ル、 （ｂ）前記格納容器を貫通して前記冷却液供給プールと
   前記熱交換器との間を連絡する冷却液供給管路、および （ｃ）前記熱交換器内における前記冷却液の量の変化に
   応答して前記冷却液を前記熱交換器内に計量しながら供
   給するための手段を具備したフロート制御弁を含む請求
   項１記載の熱除去系。 ５、前記分離手段が （ａ）前記熱交換器中に設けられた上部ヘッダおよび （ｂ）前記上部ヘッダ内に存在する自由表面を含んでい
   て、前記自由表面が主として冷却液を含む空間と主とし
   て前記冷却液の蒸気を含む空間とを分離することによっ
   て前記蒸気を前記冷却液から分離することができる請求
   項１記載の熱除去系。 ６、前記熱交換器が前記サプレッションプール室内に配
   置された複数の熱交換モジュールを含み、かつ前記計量
   手段が前記熱交換モジュールの各々に前記熱交換液体を
   計量しながら供給するための互いに独立した手段を含む
   請求項１記載の熱除去系。 ７、原子炉のサプレッションプール室から熱を除去する
   ための熱交換器において、 （ａ）上部ヘッダ、 （ｂ）前記上部ヘッダから所定の距離だけ離して配置さ
   れた下部ヘッダ、 （ｃ）前記上部ヘッダと前記下部ヘッダとの間を連絡す
   る複数の熱交換管、 （ｄ）前記熱交換器への冷却液の供給量を調節するため
   の計量手段であって、前記計量手段がフロート制御弁を
   含むことによって前記冷却液が前記熱交換器内において
   所定のレベルに維持され、前記所定のレベルが前記上部
   ヘッダ内の中間の高さに位置することによって前記上部
   ヘッダ内には自由表面が得られ、そして前記自由表面は
   前記冷却液の液体成分と蒸気成分とを分離するために役
   立つような計量手段、 （ｅ）前記上部ヘッダと前記下部ヘッダとの間を連絡し
   て前記上部ヘッダから前記下部ヘッダに液体を還流させ
   るための降下管、並びに （ｆ）前記降下管内における下向きの液体の流れを促進
   するための促進手段の諸要素から成ることを特徴とする
   熱交換器。 ８、前記促進手段として、前記降下管が前記熱交管より
   大きい横断面積を有する請求項７記載の熱交換器。 ９、前記促進手段として、前記降下管に断熱手段が装備
   される請求項７記載の熱交換器。１０、前記促進手段と
   して、互いに離隔しながら上方に伸びかつ頂部が前記所
   定のレベルよりも下方に位置するような第１および第２
   のアームを有する溝が前記上部ヘッダ内に設けられ、か
   つ前記降下管が前記溝の内部に連結される請求項７記載
   の熱交換器。 １１、前記計量手段が前記冷却液を前記溝内に供給する
   ための手段を含む請求項１０記載の熱交換器。