JPH0342595A - 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置 - 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、原子炉、特に加圧水型原子炉の分野に係り、
より詳細には、仮想事故の後に必要な安全機能を果たす
流体装置ないし流体系に関するものである。ここで、安
全機能とは、配管破断後に原子炉の炉心に水を緊急補充
すること、少量の漏れに対して確実な水供給源を提供す
ること、炉心からの炉心崩壊熱を除去すること、及び、
炉心を確実に臨界未満とすること、をいう。

４瓦狡査立栽１ 現在稼働している加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の構成は、
健全且つ安全であることが分かっている。

しかし、プラントの建造コストや維持コストを増加させ
る傾向のあるポンプ、配管、計装等を除去或は減する目
的で、近年、安全ｔｌ！横の単純化に対する関心が高ま
っている。

原子炉設計の範囲における新規開発活動の重要な傾向は
、能動的（ａｃｔｉｖｅ）安全特性ではなく受動的（ｐ
ａｓｓ　ｉ　ｖｅ　）安全特性を用い、システム設計を
単純化するというものである。

このようなＰＷＲ設計の一つが、本願発明と同一の発明
者による米国特許第４，７５３，７７１号明細書に開示
されている。この米国特許明細書には受動的安全注入系
が開示されており、これは、適用される際、必要な全安
全機能を果たすために重力及び水や空気の自然循環等の
自然力に依存する。

この受動的安全注入系の一部が第１図に示されており、
原子炉容器４４（炉心を有する）と、■以上の原子炉冷
却系のホットレッグと、コールドレッグと、蒸気発生器
（図示しない）ε、原子炉冷却材ポンプ（図示しない）
とを備え、これらは全て実質的に従来構造のものである
。加圧器４８がホットレッグの一つに連結されている。

この米国特許の受動的安全注入系は以下の本質的構成要
素から戒る。

（１）第１は、単一の受動的残留熱除去系熱交換器３４
である。これは、原子炉冷却系のホットレッグＨＬとコ
ールドレッグＣＬの上方に配置され、その上部がホット
レッグＨＬに取り付けられた配管に接続され、底部がコ
ールドレッグＣＬに接続されている。この熱交換器３４
は、常閉型の弁３８のいずれかが開放した場合に、炉心
崩壊熱を除去することができる。熱交換器３４は格納容
器内燃料交換用貯水タンク３６に貯蔵された水に熱を伝
える。

（２）第２は、２つの炉心補給水タンク４０（その−方
のみ図示する）とそれに関連される配管である。

これらは原子炉冷却系のホットレッグＨＬとコールドレ
ッグＣＬの上方に配置されている。このタンク４０は水
で完全に満たされており、（ａ）加圧器４８の水位が炉
心補給水タンク４０の頂部を下回り、原子炉冷却材ポン
プが停止された場合、或は（ｂ）原子炉冷却系の水量（
ウォーターインベントリ−）が大幅に減じて、コールド
レッグＣＬが蒸気を含むようになった場合に、常閉型弁
４６のいずれかが開放されると原子炉容器４４に重力に
よって排水される。炉心補給水タンク４０は原子炉にイ
ンベントリ−補給を確実に行うことができ、原子炉冷却
系圧力バウンダリーの仮想破壊の後においても、十分な
水の流れを提供し、炉心の冷却を維持することができる
。

（３）２組の減圧弁４９（その一方のみを図示する）が
加圧器４８の上部に取り付けられている。各組の減圧弁
４９には複数の並列流路があり、該流路は最適の所望減
圧弁寸法に対する必要流量に依存する。

これらの弁４９は通常は閉じているが、炉心補給水タン
ク４０の水位が大幅に減じた場合に開放される。

この動作により原子炉冷却系は十分に減圧され、炉心補
給水タンク４０内の水が完全に排出されてしまう前に、
格納容器内燃交換用貯水タンク３６から水が重力によっ
て原子炉容器４４内に排出され始める。

（４〉格納容器内燃料交換用貯水タンク３６は原子炉冷
却系のホットレッグＨＬとコールドレッグＣＬの上方に
配置され、水を保持している。この水は、受動的残留熱
除去系熱交換器３４の作動のための熱シンクとして働き
、原子炉冷却系の減圧中に放出された蒸気を消失させ、
万が一配管が破断した場合に原子炉容器４４内に水を重
力により注入するための長期間注水源となり、且つまた
、原子炉が格納される格納容器の下部部分に水を張って
、原子炉冷却系をホットレッグ及びコールドレッグを越
える水で浸水させることができる。格納容器の下部部分
が水で満たされた場合、原子炉容器４４への補給水の長
期間（不定期間）補給源はこの格納容器となり、格納容
器から配管３７．３９を介して水が補給され、これは重
力作用による。

前記米国特許明細書に開示された受動的格納容器冷却系
（図示しない〉に関連される特徴は、鋼製の格納容器シ
ェルから熱を自然対流により周囲に伝えることであり、
格納容器の鋼製内壁面で蒸気を凝縮させる。この凝縮さ
れた蒸気（水）は、格納容器の下部部分に還流し、熱シ
ンクとして機能する原子炉容器貯水タンク３６内に重力
排水するのに利用される水を補充、維持する。熱交換器
３４の底部はループの上方的２．４４ｍ（８ｆｔ、）の
ところに配置される。

熱交換器３４は空気駆動式弁３８のいずれかが開放する
ことによって作動される。これらの弁３８は動力又は信
号がない場合には開かない。原子炉冷却材ポンプが作動
している場合、受動的残留熱除去系熱交換器３４を通る
流れは、高圧のコールドレッグＣＬから熱交換器３４を
介してホットレッグＨＬへの循環を強制的に発生させる
。原子炉冷却材ポンプが用いられていない場合、自然循
環によりホットレッグＨＬから受動的残留熱除去系熱交
換器３４の上部へ、そしてコールドレッグＣＬへと流れ
る。空気駆動式制御弁は、オペレータに、原子炉冷却系
温度を一定値に制御する手段、必要な場合には、原子炉
冷却系の冷却する手段を与える。

格納容器内熱交換用貯水タンク３６は、水が飽和される
前、数時間にわたり崩壊熱を吸収する。しかし、熱除去
能力が減するまで、格納容器内熱交換用貯水タンク３６
から十分な水を蒸発させるためには数日かかる。これに
より十分な時間が得られ、主給水又は初期給水を回復さ
せることができ、或はまた、使用済燃料冷却系の一部で
ある通常の残留熱除去冷却設備を適用することができる
。

受動的熱交換器３４は、複数の管が溶接された管寄せか
ら作られている。管は垂直に配置され、その長さは約９
．１０ｍ（２０ｆｔ、）である、管寄せは４つあり、互
いに平行に配置され、数フィートの間隔が置かれており
、管の表面で発生された蒸気と格納容器内熱交換用貯水
タンク３６内の水とを良好に混合させるようになってい
る。

受動的残留熱除去系熱交換器３４は、従来用いられてい
たセーフティグレード補助給水系に代わるものであり、
ポンプ、ＡＣ電源又は空気／水冷却系には依存しない、
また、受動的熱交換器３４の機能は、蒸気又は給水ライ
ンの破断や蒸気発生器管の破損等の蒸気発生器圧力バウ
ンダリーの損傷によって、影響を受けない。

受動的安全注入機能に関して、受動的原子炉冷却材補給
が、通常の補給系が利用できない場合に少量の漏れを許
容するために設けられ、また、冷却材喪失事故に起因す
る多量の漏れにも適応するよう設けられる。セーフティ
グレード原子炉冷却材補給と安全注入は、１組の水タン
ク、即ち２つの炉心補給水タンク４０（第１図にはその
一方のみを示す）と、２つの蓄圧器４２＜第１図にはそ
の一方のみを示す）と、格納容器内熱交換用貯水タンク
３６とにより行われる。炉心補給水タンク４０は、あら
ゆる圧力において原子炉冷却系の小さな漏れに対して補
給を行えるよう、且つ、小さな冷却材喪失事故に対して
安全注入を行えるよう、設計されている。これらのタン
クは注入力に重力を利用している。それらは原子炉冷却
ループの上方に配置され、圧力を均一化するために、タ
ンクの上部に圧力平衡ラインが接続されている。炉心補
給水タンク４０の各々はホウ酸水で満たされ、原子炉冷
却系と同じ圧力となるように設計されている。炉心補給
水タンク４０からの吐出水は、各タンクの底部から原子
炉容器の独立した安全注入ノズルに流れる。注入水はコ
ールドレッグ下流領域４４に流入する。吐出ラインは通
常、２つの並列の空気駆動式弁４６により遮断され、こ
れらの弁４６は空気圧又は制御信号がない場合には閉じ
ている。

２つの独立した圧力平衡ラインが各炉心補給水タンク４
０について設けられている。一方のラインは加圧器４８
から延び、他方のラインは原子炉冷却系コールドレッグ
配管から延びている。加圧器４８からのラインは、過渡
状態の後に、或は通常の補給が利用できない場合にいつ
でも、原子炉冷却材補給を可能とする小型ラインである
。このラインは通常時は開いているが、原子炉冷却材ポ
ンプが作動している場合に高圧のコールドレッグから逆
流又は漏れを生ずる可能性を防止するために、逆止弁を
含んでいる。炉心補給水タンク４０の注入を行うために
、原子炉冷却材ポンプは、加圧器が低い低レベル（ｌｏ
ｗ−１ｏｗ　！ｅｖｅｌ）となった際に停止される。

コールドレッグから炉心補給水タンク４０へのラインは
、冷却材喪失事故に対して必要とされる原子炉冷却材補
給能力を与える大型ラインである。

このラインは通常、２つの並列の空気駆動式弁５０によ
り閉じられており、弁５０は空気圧又は制御信号がない
場合には開放しない、コールドレッグが例えば冷却材喪
失事故時などで機能しなくなった場合、このラインは炉
心補給水タンク４０の上部に多量の蒸気を流し、その結
果、多量の水が原子炉冷却系に流入する。

蓄圧器４２は大きな冷却材喪失事故のために必要である
。これは、非常に大量の補給水を原子炉容器ダウンカマ
ーと下部プレナムに補充するために必要とするからであ
る。蓄圧器４２にはホウ酸水が過剰圧力の窒素と共に収
容されている。

炉心補給水タンク４０と蓄圧器４２の水の量は限られて
いるので、長期間の別の水源が必要とされる。

従って、格納容器内熱交換用貯水タンク３６が補給水の
長期間供給源として用いられる。しかしながら、格納容
器内燃料交換用貯水タンク３６からの注入を得るために
、原子炉冷却系圧力は格納容器圧力よりも高い約１０ｐ
ｓｉｇまで低減されなければならない、自動減圧系がこ
の機能を達成するために設けられている。加圧器４８に
接続された一連の弁は段階的な減圧を可能とする。これ
らの弁からの排出物は、減圧弁の一つが誤って開放した
場合の影響を最小とするために、格納容器内燃料交換用
貯水タンク３６内に放出される。これらの弁は３段に配
列され、第１段が他に比較して小さい、この設配列はピ
ーク流量を減じ、吐出し配管、スパージャ及び格納容器
内燃料交換用貯水タンクに結果として生ずる負荷を減す
る。

約１０時間後、格納容器内燃料交換用貯水タンク３６も
空となる。しかし、その時までに格納容器の水位は原子
炉冷却ループの高さ以上となり、格納容器内の水は原子
炉冷却系に重力により還流される。このようにして、安
定した長期の炉心冷却及び原子炉冷却系への補給が確立
される。

ホウ素又はホウ酸水は、ホウ素が中性子を吸収する能力
があることから、原子炉出力を減じ或いは制御する手段
として一般に知られている。しかし、受動的安全系とい
う概念にホウ素を導入するということは多数のいろいろ
な問題を呈する。あらゆる仮想事故後に原子炉が確実に
臨界未満となるようにするためには、受動的安全注入系
から原子炉容器への水の供給源の全てがホウ酸溶液を含
まなくてはならない、第２図を参照すると、長期間炉心
冷却モードにある受動的安全系は、原子炉容器内の沸騰
水から戒り、生じた蒸気は格納容器に発散され、冷却・
凝縮されたならば、格納容器建屋の水が張られた下部部
分に戻される。炉心領域における水の連続的な′ａＲに
より、炉心領域内のホウ素濃度は伝熱を妨げるほど高く
なる可能性が、万が−ではあるが存在する。水が沸騰す
るにつれ、蒸気が加圧器を経て格納容器に発散されると
、ホウ素が残り、このホウ素は原子炉容器内に集中する
。炉心補給水タンク及び貯水タンクからの種々の水源は
、配管１１を介して原子炉容器内に供給される。格納容
器内の水は符号Ａにより図示されている。この水は、格
納容器内の最大水位Ａと原子炉容器内の水位との間の圧
力水頭の差により、格納容器内から集水孔スクリーン１
３を介して原子炉容器内に流れる。

第１図に示す炉心補給水タンク４０（一方のみ示す）は
、小さな漏れや最大配管の仮想破損によって原子炉冷却
系から喪失された水を補給するために、どのような圧力
下でも水を原子炉内に重力により流入させることのでき
る水源を提供する。これらのタンクは原子炉全圧で作動
できるよう設計される。

前記米国特許明細書によれば、２つの炉心補給水タンク
（ＣＭＴ）及びその関連の配管は、最も大きな仮想配管
破損があった場合でもそれ自体で有効な炉心冷却を行え
るよう十分な水を提供することができるように、寸法が
決められている。より大きな原子炉においては、最も大
きな原子炉冷却系配管の仮想分断の後に、原子炉に水を
迅速に補給して炉心を再度水に浸すために、炉の大きさ
に比例して大きな流量が必要とされる。これは、炉心補
給水タンク及び関連の配管の容積及び面積を比例して大
きくすることを要する。この直接的な寸法拡大手段は、
より大きな注入流量を得るための手段としては費用的に
見てあまり効果的な方法ではなく、非現実的である。

第１図に示す減圧弁４９及びそれに関連される配管は、
原子炉冷却系圧力を十分に減じることができ、また、炉
心補給水タンクが完全に排水される前に、原子炉圧力が
格納容器内燃料交換用貯水タンクに貯蔵された水の位置
水頭よりも低くなるような時宜的態様で、原子炉冷却系
圧力を確実に減じることができる。

より大きな原子炉の場合、減圧弁及び関連の配管の寸法
（面Ｗｔ）は、同様な減圧率及び圧力を得るために、比
例して大きくされなければならない。

第１図に示す減圧構成を有する大きな原子炉に対しては
、減圧弁のその数と、弁及び配管のその寸法は非現実的
なものであり、費用的にみてあまり効果的な解決法では
ない。

前記米国特許の好適な実施例は、小型の原子炉（４５万
ワツト熱出力）に対するものであった。前記米国特許に
おける受動的安全系という概念を、最も経済的な方法で
大型の商用サイズの原子炉（５００〜４０００万ワツト
熱出力）に適用するためには、幾つかの特有の変形が必
要とされる。即ち、前記米国特許の好適な実施例は、制
御棒（炉心領域に重力により挿入される）のみが炉心の
核停止を行うために用いられるという事実に基づいてい
た。また、これらの制御棒は、炉出力の制御や変更を行
うために機械的に位置決めされていた。より大きな出力
の原子炉において、炉出力の制御、燃料の減損に対する
補償、原子炉がコールド状態にある場合の増加した水密
度に対する補償、及び、事故後の確実な核停止ために、
原子炉冷却水に溶解されたホウ酸が制御棒と共に用いら
れる０機械的な制御棒と共にホウ酸溶液を用いることに
より、必要とされる制御棒の数を減じ、原子炉の機械的
設計を単純化し、個々の燃料棒がより均等なレベルの出
力を発生て゛きるようにしているのである。これらはプ
ラントの初期コストを大幅に減じ、より高い出力発生レ
ベルが得られる。

４豐食且贋 本発明の目的は、ホウ散水を用い、且つホウ素が原子炉
容器内で集中するのを防止すると共に炉心内の伝熱が妨
げられる可能性を防止する受動的安全注入装置若しくは
受動的安全注入系を提供することにある。

本発明の他の目的は、自然循環の流れパターンを形成す
ることにより受動的安全注入系を改良することにある。

本発明の更に別の目的は、大型の原子炉冷却系配管の仮
想切断事故の後に大量の水を供給する別の方法を提供す
ることにより、大型原子炉に適用できるよう、受動的安
全注入系を改良することにある。

本発明の他の目的は、高位置の水源から原子炉容器内に
水を重力で流入させることができるように、原子炉冷却
系を減圧する手段を改善することにより、受動的安全注
入系を改良することにある。

本発明の前記目的及び他の目的は、次の原子力発電プラ
ント用の受動的安全注入装置により達成される。即ち、
当該受動的安全注入装置は、格納容器と、炉心を有する
原子炉容器と、ホットレッグと、コールドレッグと、前
記格納容器内を浸水する冷却材喪失事故中に炉心に注水
を行うためのホウ酸水供給施設とを備えたものであって
、前記ホラＩ・レッグに接続され前記格納容器内に浸水
した水位よりも低い位置にあり、且つ前記格納容器内と
連通している第１の流路と、前記原子炉容器に接続され
、且つ前記格納容器内と連通している第２の流路とを具
備し、前記第１のＰＬ路が、前記炉心により形成される
水密度の差によって前記格納容器内から前記炉心を通る
水の自然循環を生ぜしめ、前記原子炉容器内のホウ素の
集中を防止するようにしている。

本発明の他の形態において、原子力発電プラント用の受
動的安全注入装置は、炉心を有する原子炉容器と、該原
子炉容器に接続されたホットレッグ及びコールドレッグ
と、ホットレッグに接続された加圧器と、前記原子炉容
器に接続された吐出ライン及び前記加圧器に接続された
圧力平衡ラインを有する炉心補給水タンクとを備えてお
り、前記加圧器が通常水位を有し、前記炉心補給水タン
クが前記加圧器の通常水位よりも相当に低い位置に配置
され、前記炉心補給水タンクが、原子炉冷却系のホウ成
木よりも高いホウ酸濃度のホウ成木を収容し、クールダ
ウン後に、原子炉冷却系の水量が減じ、それにより自動
的に前記炉心補給水タンクから前記原子炉容器に給水が
行われ、原子炉冷却材のホウ酸濃度を増加させるように
なっている。

本発明の更に他の形態において、炉心、ホットレッグ及
びコールドレッグを有する原子炉容器を備える原子力発
電プラント用の受動的安全注入装置は、所定のホウ酸濃
度のホウ成木で満たされた炉心補給水タンクであり、そ
の内容物を前記原子炉容器内に流出するための排水ライ
ン、及び、該炉心補給水タンクの上部を前記コールドレ
ッグに接続する圧力平衡ラインを有している前記炉心補
給水タンクと、前記圧力平衡ラインを前記炉心補給水タ
ンクに接続する流路とを備えており、前記流路が、前記
圧力平衡ラインを上昇して該流路を通って前記炉心補給
水タンクに流入する高温水によって、前記炉心補給水タ
ンク内から前記原子炉容器へのホウ成木の自然循環流れ
を生ずるようになっている。

本発明による受動的安全注入装置ないし受動的安全注入
系の前記及びその他の目的や利点は、添付図面に沿って
の以下の詳細な説明から明らかとなろう。

戸の 第３図について説明する０本発明の第１の形態は、原子
炉冷却系のホットレッグ５４から格納容器内の浸水水位
（炉心の頂部位置よりも上方の位置〉への第１の流路５
２を提供している。この流路５２は、点線及び矢印で示
されるように、格納容器から炉心を通って水を循環させ
ることができ、長期間冷却モードにおける原子炉容器１
０内へのホウ素の集中を制限する。流路５２はホットレ
ッグ５４の底部に取り付けられ、蒸気が配管の上部部分
を通って発散できるようにしている。この付加された希
釈用の流路は、浸水水位よりも低い位置にあるが、軽水
（加熱されている〉による自然循環を炉心内又は炉心上
方で得るのに十分な高さにある。ホットレッグ５４に流
路５２を設けることにより、格納容器の水は炉心を通っ
て流れてホウ素濃度を低く保つことができる。水の自然
循環は点線及び矢印で図示され、水の密度の差によって
生ずる。

流路５２は、集水孔スクリーン１３を備え格納容器内か
ら原子炉容器１０内に水を送るための第２の流路５６と
共に機能する。また、第２の流路５６の一部は、受動的
安全注入系の種々の供給源、例えば炉心補給水タンクや
蓄圧器からホウ成木を導くためにも用いられる。これは
、通常時の流れが単に格納容器の水を第２の流ｉ％５６
を通して原子炉容器１０に導いている第２図に示す従来
の発明と比較すると、分かるであろう、水は炉心で沸騰
され、ホウ素は原子炉容器ｌＯ内に蓄積し、それにより
、伝熱を果たす炉心の能力が減じられるという危険な状
態を生ずる。従って、流路５２は、炉心による水の加熱
によって生ずる水の密度の差に基づいて、格納容器に張
られた水から炉心を通しての水の自然循環流れを発生さ
せ、それにより、原子炉容器１０内のホウ素濃度を制限
する。

ホウ酸水の使用に関連される他の問題点は、加圧水型原
子炉において、炉心を臨界未満に維持したまま湿態状態
から冷態状態に移行させる場合に、原子炉内のホウ素濃
度を増加させなければならない点にある１本発明によれ
ば、冷態停止時の所望のホウ酸濃度を得るために、十分
なホウ酸水が炉心補給水タンクから重力により確実に排
出されるよう、加圧器の高さに対する炉心補給水タンク
の高さ、及び炉心補給水タンクのホウ酸濃度が設定され
る。第５図に示すように、炉心補給水タンク４０と加圧
器３２の高さは、炉心補給水タンク４０のホウ酸濃度と
共に、次のようにして決められる。即ち、原子炉冷却系
の水が冷却され、体積が減少した場合に、炉心補給水タ
ンク４０の十分なホウ酸溶液が原子炉冷却系内に流出さ
れ、全体の濃度を、原子炉を臨界未満に維持するのに必
要とされる濃度まで上昇させるように、決められるので
ある。

第４図は原子炉冷却系の水量が約１７０ｍ’（６０００
ｆｔ、’　）である通常の運転状態を示している。原子
炉容器１０内の水は１１００ｐｐ以下のホウ酸を有し、
一方、炉心補給水タンク４０は２０００ｐｐｍ以上のホ
ウ酸を有する。炉心補給水タンク４０は加圧器３２の通
常の水位よりも低い位置に配置されている。圧力平衡ラ
イン５８．６０が概略的に図示されている。また、流路
５６は原子炉容器１０に炉心補給水タンク４０を接続し
ている。

クールダウン後、第５図に示すように、原子炉冷却系の
水量が減じ、炉心補給水タンク４０は原子炉容器１０内
に水を流出し、それによって原子炉冷却系のホウ最濃度
が上昇する。即ち、水の減少分を補給するために、炉心
補給水タンク４０の高濃度ホウ酸が原子炉冷却系に導入
され、それにより、原子炉容器１０内のホウ酸濃度が約
５００ｐｐｍ以上となる。

水の減少を補償するために炉心補給水タンク４０から水
の一部を流出させるという第４図及び第５図に沿って前
述した手段に対する他の手段は、炉心補・給水タンク４
０内の高濃度ホウ酸溶液を原子炉冷却系内の低濃度ホウ
酸溶液と混合させるために、自然縦貫流路を形成すると
いうものである。第６図及び第７図を参照すると、他の
実施例が示されており、この図において、通常の運転モ
ードは第４図に示されたものと同様である。しかしなが
ら、この実施例において、流路６２が、炉心補給水タン
ク４０（低温ホウ酸水で満たされている〉と、この炉心
補給水タンク４０の上部をコールドレッグ２４に接続す
る圧力平衡ライン６０との間に設けられている。第６図
に示すホウ酸処理モードは、水位を減少させる必要がな
いので、クールダウン前に達成され得る。第６図の一部
を拡大して示す第７図には、循環流が示されている。基
本的に、高温水はコールドレッグ２４から圧力平衡ライ
ン６０内に流入し、流路６２を通って炉心補給水タンク
４０に入る。

この高温水は、ホウ酸を含有する低温の炉心補給水を原
子炉冷却系に押し流す、流路６２により生ぜられる自然
循環の結果として、約１１０００ｐｐの平衡ホウ酸濃度
が得られる。

第８図は、第６図及び第７図を参照して説明した実施例
の別の図である。流路６２は、炉心補給水タンク４０内
に延び且つ減圧系アクチュエータ炉心補給水タンク４０
の水位よりも下側の位置で終端している管を有している
。炉心補給水タンク４０の水位の位置又はその下方の位
置に弁４６が配置されるが好ましい、原子炉冷却材ポン
プが作動している場合、加圧器４８はコールドレッグＣ
Ｌよりも約６０ｐｓｉｇ低圧である。従って、逆止弁は
閉じられ、炉心補給水タンク４０の入口と出口との間の
圧力差は小さい、炉心補給水タンク４０内のホウ酸水は
、このタンクの入口と出口を開けた場合に単に混合され
るだけである。原子炉冷却系の水が減少するにつれて、
加圧器４８の水位が下がり、原子炉冷却材ポンプは停止
する。従って、炉心補給水タンク４０の水位と加圧器４
８の水位は釣り合う。

原子炉冷却材ポンプが作動していない場合、自然循環流
路６２は、１分間に約１００〜２００ガロンの水をコー
ルドレッグＣＬから低温の炉心補給水タンク４０に流入
させる。

本発明の他の形態は、２つの蓄圧器（即ち、水が窒素の
ような加圧カバーガスと共に部分的に満たされているタ
ンク）（第１図にはその一方のみ示す〉の使用を含んで
おり、これらの蓄圧器４２は、必要とされる水の補給量
が最大となる大きな配管破損の場合に、原子炉に水を補
給することができる。これらの蓄圧器４２は、原子炉冷
却材圧力が窒素カバーガス圧力よりも低くなった場合に
、水を原子炉に排出する。この特徴により、高設計圧力
炉心補給水タンク４０及び関連の配管は、寸法を減じる
ことができる。これは、大きな配管破断の後に炉心冷却
に必要とされる最大の流量が、まず最初に蓄圧器４２か
ら供給され、その後に炉心補給水タンク４０からより少
ない流量が供給されるからである。炉心補給水タンク４
０の吐出ラインに設けられている逆止弁は、蓄圧器４２
からの水が炉心補給水タンク４０に流れるのを防止し、
炉心補給水タンク４０は蓄圧器４２の注入と共に幾分か
の水を排出することができる。蓄圧器４２は低圧（約１
００ｐｓｉＨのカバーガス圧力に一致する圧力）用に設
計できるので、設備コストを低減できる。

本発明の他の形態が第９図に示されており、充填ライン
４０ｍ、４１ａ及び排水・サンプルライン４０ｂ、４１
ｂにより概略的に示されるように、炉心補給水タンク４
０．４１には充填、排水及びサンプル機能がある。同様
な充填、排水及びサンプル機能が、蓄圧器４２．４３及
び格納容器内燃料交換用貯水タンク３６に対して設けら
れている。充填ライン４０ａ、４１ａ、４２ａ、４３ａ
、３６ｉは対応のタンクに水を適当な濃度のホウ酸と共
に注入するために用いられ、タンク内の濃度を所望のレ
ベルに調節する。また、サンプリングモードにおいて、
ホウ酸水が、ホウ酸の濃度を測定するために、排水・サ
ンプルライン４０ｂ、４１ｂ、４２ｂ、４３ｂ、３６ｂ
から取り出されサンプリングされる。濃度が低いことが
測定されれば、所望の濃度レベルとなるまで、より高い
濃度のホウ酸が充填ラインから対応のタンク内に注入さ
れ、同時に、排水ラインから同量の液体が取り出される
。

補給タンク（図示しない）を充填ラインに一次的にある
いは永久的に接続しておくことができる。

ホウ酸水を含む種々のタンクは、通常、遮断弁６４によ
り原子炉冷却系から分離され、タンクの内容物が原子炉
冷却系に流入するのを防止している。

排水・サンプルライン４０ｂ、４１ｂ、４２ｂ、４３ｂ
は遮断弁６６を備え、偶発的な水の流出が生じないよう
にしている。原子炉冷却系のコールドレッグから各炉心
補給水タンクの頂部への圧力平衡ラインに設けられてい
る２つの平列の常閉型弁５０は、炉心補給水タンク作動
信号を受けると、開放位置となるように駆動され、同時
に並列の炉心補給水タンク吐出し遮断弁を開く、従って
、平衡ラインは、大量の蒸気を炉心補給水タンクの頂部
に浮上させるために用いられ、その結果、炉心補給水タ
ンクから原子炉冷却系に大流ｌの水が供給される。

前述した種々の構造や装置に対して色々な変形を行うこ
とができ、本発明の真の精神及び範囲内に含まれる変形
の全てが特許請求の範囲により限定されることは、当業
者にとり明らかであろう。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を適用できる受動的安全注入系の構成要
素を示す概略説明図、第２図は浸水状態の格納容器内に
ある原子炉容器を示す概略説明図、第３図は本発明の第
１の形態を備えた原子炉容器を示す概略説明図、第４図
は通常の運転モードにおける原子炉容器を示す概略説明
図、第５図はクールダウン後の原子炉容器を示すと共に
、ホウ酸水を炉心補給水タンクから流出させるという本
発明の他の形態を示す概略説明図、第６図は本発明の他
の形態を示す原子炉容器の概略説明図、第７図は第６図
の一部を拡大して示す概略説明図、第８図は第６図及び
第７図に示された本発明の概略説明図、第９図は本発明
の他の形態を示す概略説明図である。図中、 １０．４４・・・原子炉容器 ２４．ＣＬ・・・コールドレッグ ３２．４８・・・加圧器 ３６・・・格納容器内燃料交換用貯水タンク４０．４１
・・・炉心補給水タンク ４２．４３・・・蓄圧器 ５２・・・第１の流路 ５４、ＨＬ・・・ホットレッグ ５６・・・第２の流路 ５８．６０・・・圧力平衡ライン 味 ＦＩＧ、２ ＦＩＧ、３ ＦＩＧ、５ ＦＩＧ。 ６ ＦＩＧ、８

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. （１）格納容器と、炉心を有する原子炉容器と、ホット
   レッグと、コールドレッグと、前記格納容器内を浸水す
   る冷却材喪失事故中に前記炉心に注水を行うためのホウ
   酸水供給施設とを備えている原子力発電プラント用の受
   動的安全注入装置であって、 前記ホットレッグに接続され前記格納容器内に浸水した
   水位よりも低い位置にあり、且つ前記格納容器内と連通
   している第１の流路と、 前記原子炉容器に接続され、且つ前記格納容器内と連通
   している第２の流路と、 を具備し、前記第１の流路が、前記炉心により形成され
   る水密度の差によって前記格納容器内から前記炉心を通
   る水の自然循環を生ぜしめ、前記原子炉容器内のホウ素
   の集中を防止するようになっている、 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置。
2. （２）炉心を有する原子炉容器と、 該原子炉容器に接続されたホットレッグ及びコールドレ
   ッグと、 前記ホットレッグに接続された加圧器と、 前記原子炉容器に接続された吐出ライン及び前記加圧器
   に接続された圧力平衡ラインを有する炉心補給水タンク
   と、 を具備し、前記加圧器が通常水位を有し、前記炉心補給
   水タンクが前記加圧器の通常水位よりも相当に低い位置
   に配置され、前記炉心補給水タンクが、原子炉冷却系の
   ホウ酸水よりも高いホウ酸濃度のホウ酸水を収容し、ク
   ールダウン後に、原子炉冷却系の水量が減じ、それによ
   り自動的に前記炉心補給水タンクから前記原子炉容器に
   給水が行われ、原子炉冷却材のホウ酸濃度を増加させる
   ようになっている、 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置。
3. （３）炉心、ホットレッグ及びコールドレッグを有する
   原子炉容器を備えている原子力発電プラント用の受動的
   安全注入装置であって、 所定のホウ酸濃度のホウ酸水で満たされた炉心補給水タ
   ンクであり、その内容物を前記原子炉容器内に流出する
   ための排水ライン、及び、該炉心補給水タンクの上部を
   前記コールドレッグに接続する圧力平衡ラインを有して
   いる前記炉心補給水タンクと、 前記圧力平衡ラインを前記炉心補給水タンクに接続する
   流路と、 を具備し、前記流路が、前記圧力平衡ラインを上昇して
   該流路を通って前記炉心補給水タンクに流入する高温水
   によって、前記炉心補給水タンク内から前記原子炉容器
   へのホウ酸水の自然循環流れを生ずるようになっている
   、 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置。