JPH0375593A

JPH0375593A - 原子力発電プラント

Info

Publication number: JPH0375593A
Application number: JP1210588A
Authority: JP
Inventors: Sunao Narabayashi; 直奈良林; Hiromichi Nei; 根井　弘道; Akira Tanabe; 章田辺; Rei Tonegawa; 利根川　礼
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-08-17
Filing date: 1989-08-17
Publication date: 1991-03-29
Anticipated expiration: 2011-03-06
Also published as: JPH0823595B2

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】［発明の目的］（産業上の利用分野）本発明は原子炉それ自身または周辺装置に内蔵される蒸
気エネルギー、重力、核的フィードバックによって安全
な状態に自律できるようにポンプ装置を改良した原子力
発電プラントに関する。

（従来の技術）従来の原子力発電プラント（沸騰水型原子炉）は第１２
図に示す如く、炉心１０１を内蔵する原子炉圧力容器１
０２と、この原子炉圧力容器１０２を格納するドライウ
ェル１０３と圧力抑制プール１０４を有するウェットウ
ェル１０５とで構成される原子炉格納容器１０６と、タ
ービン１０７と、このタービン１０７に蒸気を送る主蒸
気管１０８、主復水器１０９、復水ポンプ１１０と原子
炉圧力容器１０１内に給水する給水ポンプ１１１１給水
加熱器１１２、給水管１１３と炉心１０１の冷却材の再
循環流量を変化させる原子炉再循環系１１４と出力を制
御する制御棒駆動系１１５と、原子炉をパルプにより隔
離した場合に作動する隔離時冷却系１１６と、原子炉停
止後の残留熱を除去する残留熱除去系１１７と、事故時
に作動する非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）１１８等によ
り構成されている。非常用炉心冷却系１１８は高圧炉心
スプレィ系１１９と、残留熱除去系１１７と共用の低圧
炉心スプレィ系１２０とで構成され、これは格納容器ス
プレィ１２１とも共用となっている。非常用炉心冷却系
１１８は復水貯蔵タンク１２２または圧力抑制プール１
０４を水源とし、非常用ディーゼル発電機１２３から供
給される動力により遠心ポンプを回転させて炉心１０１
に注水したり、原子炉格納容器１０６内にスプレィした
りする。また、事故時には原子炉の底部にほう酸水毒物
注入系（ＳＬＣ）タンク１２４からＳＬＣポンプ１２５
によりほう酸水を注入する。このＳＬＣポンプも非常用
ディーゼル発電機１２３から動力の供給を受ける。つま
り、事故時の炉心冷却は外部からの送電が断たれた場合
、非常用ディーゼル発電機の信頼性に依存していること
になる。また、原子炉再循環系１１４は再循環ポンプ１
２６とジェットポンプ１２７により構成されており、事
故時には再循環ポンプ１２６が慣性力があるものの約５
秒間はどで停止するため、炉心冷却は冷却効率がやや低
い自然循環に頼ることになる。

（発明が解決しようとする課題）上述したように炉心１０１の冷却には軽水を使用し、発
電後の復水または炉水位の調整の通常運転時の原子炉圧
力容器１０２内への注入にはモータで駆動するポンプを
使用している。また原子炉の通常の停止時には炉心１０
１の残存熱の除去が必要であり、この場合にもモータ駆
動のポンプを使用して注水を行っている。とくに、仮想
する原子炉の事故において、例えば配管破断による冷却
材喪失事故時の原子炉圧力容器１０２内への緊急給水時
には、従来はモータ駆動のポンプを使用したり、電源の
不具合を考慮してディーゼルエンジンを使用したポンプ
によっている。

しかしながら、緊急時にしか作動しない機器の場合には
通常時のメンテナンスが負担となり、また常用として使
用する機器の場合も含めて運転の動力が全体の効率を考
慮すると損失になる課題がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、構
造上駆動部のうち例えば原子炉圧力容器から排出される
蒸気を使用して、蒸気の潜熱を利用し熱エネルギを圧力
に変換して冷水を原子炉圧力容器内に注入し、必要な場
合に他の動力源を使用することなく確実に原子炉圧力容
器内に冷却水の強制循環をはかることができる自律性原
子力発電プラントを提供することにある。

また、本発明は原子炉それ自身または周辺装置に内蔵さ
れる蒸気エネルギー、重力、核的フィードバックによっ
て冷却材事故ないしは異常過渡などの事象においても動
力および操作員の操作を必要とすることなく、安全な状
態に自律できる原子力発電プラントを提供することにあ
る。

［発明の構成］（課題を解決するための手段）本発明は上記課題を次の（１）〜（６）項によって解決
することにある。

（１）炉心を内蔵した原子炉圧力容器に蒸気インジェク
タを接続し、この蒸気インジェクタ吐出水を前記原子炉
圧力容器内のダウンカマーに噴出させて前記炉心への冷
却材の自然循環流を助長させるように構成したことを特
徴とする特（２）前記原子炉圧力容器内に蒸気インジェクタを設け
、この蒸気インジェクタの吐出水をジェットポンプのノ
ズルから噴射させて炉心の再循環を行なうように構成し
たことを特徴とする。

（３）原子炉格納容器内の圧力抑制プールに蒸気インジ
ェクタを設け、この蒸気インジェクタの吐出水をドライ
ウェルおよびウェットウェルにスプレィするように構成
したことを特徴とする。

（４）ほう酸水毒物注入系（Ｓ　Ｌ　Ｃ）におけるほう
酸水タンクを水源とし、蒸気インジェクタの吐出水を炉
心に注入するほう酸水注入装置を設けたことを特徴とす
る。

（５）制御棒駆動系における制御棒駆動機構の駆動水に
蒸気インジェクタの吐出水を使用するように構成したこ
とを特徴とする。

（６）タービンの中低圧段から抽気した蒸気を駆動エネ
ルギ源とし、タービン復水器で冷却された復水を水源と
して蒸気インジェクタによって炉心へ給水するように構
成したことを特徴とする。

（作　用）原子炉圧力容器の外側または内側あるいはその両者、圧
力抑制プール、ほう酸水毒物注入系、制御棒駆動系、タ
ービン復水器からの給水系配管に蒸気インジェクタを接
続する。この蒸気インジェクタは例えば主蒸気管などか
らの蒸気を送ることによって作動し、例えば原子炉圧力
容器内のダウンカマに流入した高圧の冷却水は炉心を再
循環し炉心を冷却する。また、圧力抑制プール内からド
ライウェル、ウェットウェルに放出したプール水は原子
炉格納容器内を冷却する。ほう酸水毒物注入系は原子炉
圧力容器内へほう酸を散布する。制御棒駆動系において
は制御棒駆動機構へ駆動水を供給する。復水器からの給
水は給水管を通って原子炉圧力容器へ供給される。

（実施例）次に、図面を参照しながら本発明に係る原子力発電プラ
ントの各々の実施例を説明するが、その前に本発明の全
体構造を示す第１図と、その主要部となる蒸気インジェ
クタについて第２図を参照しながら説明する。第１図中
符号１は炉心を示し、この炉心１は原子炉圧力容器２内
に配置されている。この原子炉圧力容器２はドライウェ
ル２と圧力抑制プール４およびウェットウェル５を有す
る原子炉格納容器６内に格納されている。原子炉圧力容
器２内の炉心１で加熱された水蒸気は主蒸気管８内を通
ってタービン７へ送られ、タービン７で仕事をして主復
水器９に送られる。主復水器９の出口側には給水用蒸気
インジェクタ１０が接続され、この給水用蒸気インジェ
クタ１０の吐出側には逆止弁１１が接続され、逆止弁１
１の出口側は原子炉圧力容器２内へ給水する給水管１３
が接続されている。給水用蒸気インジェクタ１０のドレ
ン側にはドレン流量調節弁１２が接続されている。給水
管１３の上流側の原子炉圧力容器２内ダウンカマには再
循環用インジェクタ１４が設けられている。この再循環
用インジェクタ１４の吐出側はジェットポンプ側に位置
している。なお、符号１５は炉心１の出力を制御する制
御棒駆動系を示している。１６は崩壊熱除去系で、原子
炉をバルブによって隔離した際に作動するものである。

１７は非常用炉心冷却系（Ｅ　ＣＣＳ）で、原子炉の事
故時に作動するものである。

非常用炉心冷却系１７は復水貯蔵タンク１８を水源とし
、非常用蒸気インジェクタ１９により原子炉圧力容器２
内に注水する。復水貯蔵タンク１８は非常用蒸気インジ
ェクタ１９よりも上方に設置し、かつタンク１８内の水
はチラー２０により２０〜３０℃に冷却し、非常用蒸気
インジェクタ１９の作動特性を確実にする。非常用蒸気
インジェクタ１９のドレン水はドレン流量調節弁２１を
介して格納容器スプレィ２２へと導く。また、崩壊熱除
去系１６は隔離復水器２３と隔離復水駆動用蒸気インジ
ェクタ２４によって原子炉隔離後の崩壊熱により発生す
る蒸気を凝縮復水し、再び原子炉圧力容器２に注水する
。隔離復水駆動用蒸気インジェクタ２４の吐出水を給水
配管１３に接続しておくと、原子炉隔離後も再循環用蒸
気インジェッタ１４を作動させることができるため、炉
心１を強制循環により冷却することができるので、燃料
棒の被覆管表面温度を充分低く抑えることができる。隔
離復水器２３は隔離復水器プール２５内に設置され、プ
ール水により冷却される。隔離復水器プール２５内で発
生した蒸気は冷却等駆動用蒸気インジェクタ２６に導か
れ、冷却塔２７のドレンと混合凝縮して高い吐出圧を得
、冷却塔２７上部からスプレィして大気との熱交換を行
う。

本発明では後述する如く蒸気の他にも制御棒駆動系１５
とほう酸水毒物注入系２８および補機冷却系にも蒸気イ
ンジェクタを用いている。蒸気インジェクタは以下に説
明するように、動力として原子炉圧力容器内または原子
炉格納容器などに内蔵される蒸気エネルギーにより駆動
され、商用または非常用の交流電源を必要としない。沸
騰水型原子炉は出力が上昇すると炉心のボイド率が高く
なり中性子減速が少なくなり、核分裂反応が低下すると
いう核的フィードバックによる自律性を有している。上
述の通り、複数個の蒸気インジェクタを有する各種のシ
ステムを設置することによって原子炉それ自身または周
辺装置に内蔵される蒸気エネルギー、重力、核的フィー
ドバックにより、いかなる事象においても安全な状態に
自律することを特徴とする沸騰水型原子カプラントの構
成が可能となる。

ここで、第２図（ａ）、第２図（ｂ）を用いて、蒸気イ
ンジェクタの作動原理について説明する。

すなわち、蒸気インジェクタは蒸気ノズル２９から蒸気
の超音速流を噴出させると混合ノズル３０から水を吸い
込み、蒸気は凝縮界面上で凝縮され、水に運動エネルギ
ー（運動量）を伝達する。凝縮は主ノズルスロート３１
まで終了し、水の高速流を得る。これをデイフユーザ３
２で減速昇圧（ベルヌーイの定理）して元の蒸気圧力よ
りも高い吐出圧を得る。起動時は吐出逆止弁３３が閉じ
ているので、オーバーフロー逆止弁３３ａからドレン水
を流出させる。吐出圧が充分に高くなると、吐出側逆止
弁３３が開き、オーバーフロー逆止弁３３ａは自動的に
閉じる。なお、第２図（ｂ）は蒸気インジェクタの長さ
と圧力との関係を示している。

次に、第２図（Ｃ）を用いて蒸気インジェクタの作動特
性について説明する。質量流量をｍ９面積をＡ、流速を
Ｕ、圧力をＰ、密度をρ、比体積をＶ、エンタルピーを
り、マスフラックス（質量流束）をＧ、圧力損失係数を
ことすると、蒸気インジェクタの各特性パラメータは次
式で表わされる。添字Ｓは蒸気、Ｗは水１式中＊印は全
圧を示す。また、添字０．　Ｎ、　Ｔ、　Ｄは第２図（
Ｃ）に示す各位置に対応している。

蒸　気流量ｒｎ、　＝Ｃ，・ＡＳＴＶ’　ｐ／　ｖ　（
臨界匍（ｇ　ｉ　ｖ　ｅ　ｎ）蒸気出口流速　ｕＳＯ＝　［２（１−ζ、　）　　（ｈ
、　−ｈ、。）　］　１／２給水流速ｕ。Ｗ＝ｒｎＷ／
（ＡＶ。・ρＷ）＝ＧＷ０／ρ。

スロート流速　ｕ　　＝ｍ　　／　（Ａ７　・ρＤ）＝
ＧＴ／ρ。

Ｄ吐出水温Ｔ、　＝　（ｍ、　ｈ、　＋、Ｔ１．　ｈ、　
）　／　（ｍ、・Ｃ，）蒸気インジェクタはこの蒸気凝
縮により蒸気の圧力の数倍の圧力の水を吐出する。蒸気
インジェクタは機械工学便覧に記載の通り、戦前は蒸気
機関車に用いられていたが、最近ではより高性能なもの
が開発され、本発明の構成が可能となった。

さて、再循環用インジェクタ１４について、第１図の主
要部を拡大した第３図を用いて第１の実施例を説明する
。炉心１の冷却材の再循環流量を変化させる再循環用蒸
気インジェクタ１４は原子炉圧力容器２内ダウンカマに
複数個設置され、給水管１３から１５０〜２１０℃の温
水の供給を受ける。すると、再循環用蒸気インジェクタ
１４内の水ノズル先端（図示せず）はベルヌーイの定理
により圧力が低下し、原子炉圧力容器２上部の気相部つ
まりスチームドーム３４に開口する蒸気吸込管３５によ
り蒸気を吸い込む。蒸気が再循環用蒸気インジェクタ１
４に達すると、蒸気凝縮現象が開始され、再循環用蒸気
インジェクタ１４の吐出側に高圧水を生ずる。この吐出
水はジェットポンプノズル３６に導かれ、ジェットポン
プ３７の駆動水となる。

第３図の第１の実施例では蒸気吸込管３５はスチームド
ーム３４に開口しているが、ドライヤー３８の下部でも
よい。給水配管１３は途中で分岐し、流量調節弁３９を
介して給水スパージャ４０へも給水を送り込む。この流
量調節弁３９を開くと、再循環用蒸気インジェクタ１４
への給水量が減少し、炉心１の再循環流量が低下するの
で、原子炉の付加追従運転または周波数追従運転のため
の出力制御を行なうことができる。

また、給水喪失などの各種異常過渡事象または冷却材喪
失事故の場合には隔離復水器２３と隔離復水駆動用蒸気
インジェクタ２４で原子炉隔離後の崩壊熱により発生す
る蒸気を凝縮復水し、給水配管へ注水する。このシステ
ムでは原子炉隔離後も再循環用蒸気インジェクタ１４が
作動し、炉心１を強制循環により冷却することができる
ので、燃料棒の被覆管の表面温度を充分低く抑えること
ができる。

次に、第４図を用いて本発明の第２の実施例を示す自律
型格納容器スプレィシステムについて説明する。第１図
で述べたように原子炉格納容器６は原子炉圧力容器２を
格納するドライウェル３と、圧力抑制プール４を有する
ウェットウェル５とで構成されている。冷却材喪失事故
（Ｌ　ＯＣＡ）時にはドライウェル３内に噴出した蒸気
をベント管４１を介して圧力抑制プール４へ導き凝縮さ
せる。

この第２の実施例では複数のベント管４１のうち数本を
ベント蒸気インジェクタ４２に接続する。

ベント蒸気インジェクタ４２はドライウェル３から噴き
出す蒸気により作動し、圧力抑制プール４の底部の低温
水を吸い上げ、蒸気凝縮により吐出水を得て、ドライウ
ェルスプレィ４３またハウエツトウェルスプレィ４４の
スプレィノズルからスプレィすることができる。このス
プレィによって原子炉圧力容器６から漏洩した放射性沃
素などをスプレィ水の中に取り込める。したがって、万
が、原子炉格納容器６からリークが生じても公衆の放射
線被爆を微々たるものに防護することができる。このス
プレィの作動のための動力源は原子炉格納容器６に内蔵
される蒸気エネルギーのみであり、商用または非常用の
交流電源を必要としない。

第５図および第６図は、それぞれ第１図に示したほう酸
水毒物注入系２８を示す第３の実施例と制御棒駆動系１
５を示す第４の実施例である。この第３および第４の実
施例も以下に述べる通り、原子炉圧力容器２に内蔵され
る蒸気エネルギーのみで作動し、商用または非常用の交
流電源を必要としない自律型システム系統となっている
。

まず、第５図に示した第３の実施例におけるほう酸水毒
物注入系２８から説明する。このシステムでは、ＳＬＣ
タンク４５からほう酸水をＳＬＣ蒸気インジェクタ４６
に供給する。炉蒸気４７を蒸気流量調節弁４８を介して
ＳＬＣ蒸気インジェクタ４６に供給すると、蒸気凝縮に
よりＳＬＣ蒸気インジェクタ４６の吐出側に炉蒸気より
も高い圧力の吐出水を得る。爆発弁４９を開けるとＳＬ
Ｃ注入ライン５０から原子炉圧力容器２内へほう酸水を
注入することができる。爆発弁４９が開くまでは戻り流
量調節弁５１でＳＬＣタンク４５ヘリターンするか、循
環流量調節弁５２と冷却用熱交換器５３を用いて循環し
ながら待機する。

次に、第６図に示した第４の実施例における制御棒駆動
系１５について説明する。このシステムでは、復水貯蔵
タンク１８から冷水をＣＲＤ蒸気インジェクタ５４に供
給する。炉蒸気４７を蒸気流量調節弁５５を介してＣＨ
Ｄ蒸気インジェクタ５４に供給すると、蒸気凝縮により
ＣＨＤ蒸気インジェクタ５４の吐出側に炉蒸気よりも高
い圧力の吐出水を得る。逆止弁５６が開くと制御棒駆動
水供給ライン５７から複数の制御棒駆動機構５８へ駆動
水を供給することができる。このシステムの起動時には
、戻り流量調節弁５９で復水貯蔵タンク１８ヘリターン
するか、循環流量調節弁６０と冷却用熱交換器６１を用
いて循環させ、吐出圧をスムーズに上昇させる。なお、
制御棒駆動水供給ライン５７には、圧力を安定するため
のアキュムレータ６２を設けである。

第７図は本発明の第５の実施例を示したものである。す
なわち、第７図に示す通り、タービン７の低圧段または
中圧段から抽気した蒸気を駆動エネルギー源とし、復水
器９で冷却された復水を水源として給水用蒸気インジェ
クタ１０を用いて給水することを特徴としている。この
系統は従来例ではモータ駆動または蒸気タービン駆動の
給水ポンプ１１１を用いていた。事故時に原子炉圧力容
器２が主蒸気遮断弁６４の閉により隔離されると、この
系統は停止（トリップ）する。この第５の実施例でもこ
の点は同じで主蒸気遮断弁６４が閉じると給水用蒸気イ
ンジェクタ１０はトリップするので、この系統は必ずし
も自律型の系統とは云い難い。しかしながら、平常運転
時はタービンの低圧段または中圧段から抽気した低質の
蒸気を駆動エネルギー源として原子炉への給水を行なう
ためプラント効率が向上する。また、給水用蒸気インジ
ェクタ１０自身で蒸気凝縮により水温を上昇させるため
、従来例で必要であった給水加熱器１１２が不要となる
など、系統の簡素化にも大いに貢献する。タービンの低
圧段または中圧段から抽気した蒸気は、蒸気流量調節弁
６５により流量・圧力を調節し、給水用蒸気インジェク
タ１０の吐出圧・吐出流量を制御する。これによって再
循環用蒸気インジェクタ１４の吐出流量・吐出圧が変化
し、炉心１の再循環流量をコントロールすることができ
る。

なお、この第５の実施例では、タービンバイパス弁６６
を開くと、復水貯蔵タンク１８を水源としてしばらくの
間、原子炉圧力容器２内への給水を行なうことができる
。

この実施例においては、平常運転時には原子炉圧力容器
２内の蒸気エネルギーによって駆動される再循環用蒸気
インジェクタ１４の吐出水をジェットポンプ３７のノズ
ルから噴出させることによって炉心１の再循環を行うこ
とができる。

この再循環用蒸気インジェクタ１４は原子炉圧力容器２
内に設けたことを特徴としており、駆動水はタービン７
の中低圧段から抽気した蒸気をエネルギー源とし、復水
器９で冷却された復水を水源として給水用蒸気インジェ
クタ１０によって供給する。

前述した各実施例では第３図に示したように炉心１の冷
却材の再循環流量を変化させる再循環用蒸気インジェク
タ１４は原子炉圧力容器２内に設置した場合を説明した
が、第８図に示した第６の実施例のように複数個の再循
環用蒸気インジェクタ１４を原子炉圧力容器２の外側に
設置してもよい。第６の実施例では蒸気流量調節弁６７
によって再循環用蒸気インジェクタ１４に供給する蒸気
の圧力・流量を変化させることが可能となるため、再循
環流量の制御がきわめるで容易となる。起動時の信頼性
を高くするため、オーバーフロー用逃がし弁６８を介し
て圧力抑制プールへ起動時のオーバーフロー水をドレン
することもできる。また、再循環用蒸気インジェクタ１
４が４置となっているため、定期点検時のメンテナンス
も容易にできる。

第９図は本発明の第７の実施例を示したものである。す
なわち、この実施例では第８図に示したジェットポンプ
ノズル３７の代わりにダウンカマーに直接水をノズルか
ら噴出させる再循環助長ノズル６９を再循環用蒸気イン
ジェクタ１４の吐出側に接続してなるものである。この
第７の実施例では炉心１の冷却を自然循環に頼っている
中小型炉の場合に特に効果的である。すなわち、第１０
図に示す通り、炉心の自然循環流量を助長し炉心の冷却
を効率よく行なえるほか、事故時には、ダウンカマーに
ジェットポンプのような流れの障害物がないため、自然
循環力が大きいというメリットがある。第１０図はこの
原子炉の特性を原子炉出力と炉心流量との関係で示して
いる。最初のａ点で運転していても、炉心流量が増すと
ｂ点に動作点が移動し、出力が増すことを示している。

タービン負荷が減少した場合は、逆に再循環助長ノズル
への流量を減らし、Ｃ点に動作点を移動させ出力を下げ
ることができる。

このような動作点の移動は、再循環用蒸気インジェクタ
１４への供給蒸気を制御している流量調節弁６７の開度
の変更のみで行なえるため、自然循環方式の沸騰水型原
子炉において負荷の変動に対し、速い応答でしかも燃料
に負担をかけずに対応できるという効果がある。これか
らの原子カプラントに要求される自動周波数制御運転ま
たはガバナーフリー運転に対して優れた対応ができる沸
騰水型原子カプラントを提供することになる。再循環助
長ノズル６９は、第１１図（ａ）に示す通り、円環スリ
ット状ノズル７０．同図（ｂ）で示す円筒状ノズル７１
、または同図（ｃ）で示すノズル７２を用いてもよい。

なお、本発明の各々の実施例では沸騰水型原子力発電プ
ランについて説明したが、原子炉圧力容器の代わりに蒸
気発生器からの蒸気を利用すれば、加圧水型原子力発電
プラント、重水型発電プラントにも適用することができ
る。

また、蒸気インジェクタの蒸気を流入する蒸気ノズル２
９と水を供給する混合ノズル３０との位置関係を逆にす
ることもできる。

［発明の効果］本発明によれば複数個の蒸気インジェクタを使用してそ
れぞれ実施例で示したような系統を構成し、原子炉圧力
容器または周辺装置に内蔵される蒸気エネルギ、重力、
核的フィードバックによって安全な状態に自律する安全
性を有する。また炉心から発生する余剰の蒸気を用いて
蒸気インジェクタを作動させて原子炉圧力容器内のダウ
ンカマへの流入、流出、再循環系原子炉格納容器内ドラ
イウェルおよびウェットウェルへのスプレィ、ＳＬＣ系
、制御棒駆動系、原子炉給水系などに高い圧力で給水す
ることができる。よって、外部からの動力の供給を行う
ことなく、また可動部がなく、交流電源を必要としない
蒸気インジェクタを用いることによって各々系統への給
水を行なうことができ、系統の大幅簡素化と原子炉建屋
の小型化をはかることができ、しかも建設とメンテナン
スのコストを下げることもできる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子力発電プラントの第１の実施
例を一部ブロックで示す配置系統図、第２図（ａ）は第
１図における蒸気インジェクタの作動原理を説明するた
めの概略的断面図、第２図（ｂ）は第２図（ａ）の圧力
特性を示す曲線図、第２図（ｅ）は第２図（ａ）の作動
特性を説明するための概念図、第３図は第１図の要部を
拡大して線図的に示す縦断面図、第４図は本発明の第２
の実施例を示す縦断面図、第５図は本発明の第３の実施
例を示す配管系統図、第６図は本発明の第４の実施例を
示す配管系統図、第７図は本発明の第５の実施例を一部
ブロックで示す縦断面図、第８図は本発明の第６の実施
例を示す縦断面図、第９図は本発明の第７の実施例を示
す縦断面図、第１０図は第６および第７の実施例におけ
る作用効果を説明するための原子炉出力と炉心流量との
関係を示す特性図、第１１図（ａ）から同図（Ｃ）まで
はそれぞれ第６および第７の実施例におけるノズルの例
を示す縦断面図、第１２図は従来の原子力発電プラント
を一部ブロックで示す配管系統図である。１・・・炉心２・・・原子炉圧力容器３・・・ドライウェル４・・・圧力抑制プール５・・・ウェットウェル６・・・原子炉格納容器７・・・タービン８・・・主蒸気管９・・・主復水器１０・・・給水用蒸気インジェクタ１１・・・逆止弁１２・・・ドレン流量調節弁１３・・・給水管１４・・・再循環用蒸気インジェクタ１５・・・制御棒駆動系１６・・・崩壊熱除去系１７・・・非常用炉心冷却系１８・・・復水貯蔵タンク１９・・・非常用蒸気インジェクタ２０・・・チラー２１・・・ドレン流量調節弁２２・・・格納容器スプレィ２３・・・隔離復水器２４・・・隔離復水駆動用蒸気インジェクタ２５・・・
隔離復水器２６・・・冷却塔駆動用蒸気インジェクタ２７・・・冷
却塔２８・・・ほう酸水毒物注入系（ＳＬＣ）２９・・・蒸
気ノズル３０・・・混合ノズル３１・・・主ノズルスロート３２・・・デイフユーザ３３・・・吐出側逆止弁３３ａ・・・オーバーフロー逆止弁３４・・・スチームドーム３５・・・蒸気吸込管３６・・・ジェットポンプ３８・・・ドライヤ３９・・・流量調節弁４０・・・給水スパージャ４１・・・ベント管４２・・・ベント蒸気インジェクタ４３・・・ドライウェルスプレィ４４・・・ウェットウェルスプレィ４５・・・ＳＬＣタンク４６・・・ＳＬＣ蒸気インジェクタ４７・・・炉蒸気４８・・・蒸気流量調節弁４９・・・爆発弁５０・・・ＳＬＣ注入ライン５１・・・戻り流量調節弁５２・・・循環流量調節弁５３・・・冷却用熱交換器５４・・・ＣＲＤ蒸気インジェクタ５５・・・蒸気流量調節弁５６・・・逆止弁５７・・・制御棒駆動水供給ライン５８・・・制御棒駆動機構５９・・・戻り流量調節弁６０・・・循環流量調節弁６１・・・冷却用熱交換器６２・・・アキュムレータ６３．６４・・・主蒸気遮断弁６５・・・蒸気流量調節弁６６・・・タービンバイパス弁６７・・・蒸気流量調節弁６８・・・オーバーフロー用逃し弁６９・・・再循環助長ノズル７０・・・円環状スリットノズル７１・・・円筒状ジェットポンプ７２・・・多ノズル亭２１！Ｉ（ｏＬ）燕２１．インジエ７ダの＆さ卒菌（ｂ）箒１！Ｉ（（１：）第植３第回６り１華聞亭３回華０閃茅ｎ柑（α）序１図（匍竿１１閉ＣＣ）２３第２図

Claims

【特許請求の範囲】

（１）炉心を内蔵した原子炉圧力容器に蒸気インジェク
タを接続し、この蒸気インジェクタの吐出水を前記原子
炉圧力容器内のダウンカマーに噴出させて前記炉心への
冷却材の自然循環流を助長させるように構成したことを
特徴とする原子力発電プラント。
（２）前記原子炉圧力容器内に蒸気インジェクタを設け
、この蒸気インジェクタの吐出水をジェットポンプのノ
ズルから噴射させた炉心の再循環を行なうように構成し
たことを特徴とする原子力発電プラント。
（３）原子炉格納容器内の圧力抑制プールに蒸気インジ
ェクタを設け、この蒸気インジェクタの吐出水をドライ
ウェルおよびウェットウェルにスプレィするように構成
したことを特徴とする原子力発電プラント。
（４）ほう酸水毒物注入系（ＳＬＣ）におけるほう酸水
タンクを水源とし、蒸気インジェクタの吐出水を炉心に
注入するほう酸水注入装置を設けたことを特徴とする原
子力発電プラント。
（５）制御棒駆動系における制御棒駆動機構の駆動水に
蒸気インジェクタの吐出水を使用するように構成したこ
とを特徴とする原子力発電プラント。
（６）タービンの中低圧段から抽気した蒸気を駆動エネ
ルギ源とし、タービン復水器で冷却された復水を水源と
して蒸気インジェクタによって炉心へ給水するように構
成したことを特徴とする原子力発電プラント。