JPH04256894A - 水冷原子炉プラント用の受動冷却系統 - Google Patents
水冷原子炉プラント用の受動冷却系統Info
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- JPH04256894A JPH04256894A JP3255990A JP25599091A JPH04256894A JP H04256894 A JPH04256894 A JP H04256894A JP 3255990 A JP3255990 A JP 3255990A JP 25599091 A JP25599091 A JP 25599091A JP H04256894 A JPH04256894 A JP H04256894A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、通常発電用のタービ
ンを駆動するスチームを発生するのに用いる水冷却兼減
速核分裂炉プラントに関する。この発明は、このような
水冷原子炉プラントに有効な、特定の受動すなわち自己
作動式スチーム凝縮および／または冷却系統の改良にか
かわる。
ンを駆動するスチームを発生するのに用いる水冷却兼減
速核分裂炉プラントに関する。この発明は、このような
水冷原子炉プラントに有効な、特定の受動すなわち自己
作動式スチーム凝縮および／または冷却系統の改良にか
かわる。
【０００２】
【従来の技術】発電用の核分裂炉は、代表的には、安全
手段として格納構造内に収納されている。原子炉格納容
器の設計と使用の目的は、熱を発生する核分裂性燃料の
コアを収容する原子炉圧力容器をとり囲み、また系統の
補助要素、たとえば冷却材／熱伝達流体を運ぶ配管また
は放射線および／または核分裂生成物のソースおよび／
またはそれを運ぶ手段を構成する他の関連手段のある部
分を、とり囲むことである。このようなわけで、原子炉
プラントを収容する格納構造は、炉圧力容器から、特に
主スチーム凝縮冷却水ループを含む関連した冷却兼熱伝
達系統から逃げ出した、水、スチーム（水蒸気）、ガス
または蒸気および同伴された核分裂生成物または他の放
射線源を含むあらゆる内容物を閉じ込めることにより、
その境界内に包囲された原子炉および関連要素を効果的
に隔離しなければならない。
手段として格納構造内に収納されている。原子炉格納容
器の設計と使用の目的は、熱を発生する核分裂性燃料の
コアを収容する原子炉圧力容器をとり囲み、また系統の
補助要素、たとえば冷却材／熱伝達流体を運ぶ配管また
は放射線および／または核分裂生成物のソースおよび／
またはそれを運ぶ手段を構成する他の関連手段のある部
分を、とり囲むことである。このようなわけで、原子炉
プラントを収容する格納構造は、炉圧力容器から、特に
主スチーム凝縮冷却水ループを含む関連した冷却兼熱伝
達系統から逃げ出した、水、スチーム（水蒸気）、ガス
または蒸気および同伴された核分裂生成物または他の放
射線源を含むあらゆる内容物を閉じ込めることにより、
その境界内に包囲された原子炉および関連要素を効果的
に隔離しなければならない。
【０００３】原子炉系統である種の誤作動、たとえば主
配管に大きな裂け目ができて起こる重大な冷却材喪失事
故が起こった場合、多量のきわめて高温の加圧水および
／またはスチームが格納構造の内部に放出される。この
きわめて高温の加圧水は、たいていの場合放射性核分裂
生成物を同伴しており、急激にスチームに変り、その結
果、格納構造内の圧力および温度を著しく上昇させる。 この種の事故の結果、漏れ防止格納構造の境界内にきわ
めて高い圧力および温度条件が生まれ、このような事態
は格納構造の一体性および／または機能をそこなう恐れ
がある。
配管に大きな裂け目ができて起こる重大な冷却材喪失事
故が起こった場合、多量のきわめて高温の加圧水および
／またはスチームが格納構造の内部に放出される。この
きわめて高温の加圧水は、たいていの場合放射性核分裂
生成物を同伴しており、急激にスチームに変り、その結
果、格納構造内の圧力および温度を著しく上昇させる。 この種の事故の結果、漏れ防止格納構造の境界内にきわ
めて高い圧力および温度条件が生まれ、このような事態
は格納構造の一体性および／または機能をそこなう恐れ
がある。
【０００４】原子炉および急激に飛び出すスチームが生
成する固有の高い熱エネルギーによる潜在的に高い圧力
および温度は、格納構造からガス抜きすることにより解
除することができず、あるいは他の手段で外側雰囲気に
逃がすこともできない。スチーム蒸気および流体が放射
性核分裂生成物を同伴して運ぶので、これらの核分裂生
成物も環境中に放出されてしまうからである。
成する固有の高い熱エネルギーによる潜在的に高い圧力
および温度は、格納構造からガス抜きすることにより解
除することができず、あるいは他の手段で外側雰囲気に
逃がすこともできない。スチーム蒸気および流体が放射
性核分裂生成物を同伴して運ぶので、これらの核分裂生
成物も環境中に放出されてしまうからである。
【０００５】発電用に用いられている普通の商業用沸と
う水冷却兼減速核分裂炉には、通常、原子炉プラント格
納構造内に１つ以上のサプレッションプール室が設けら
れている。サプレッションプール室を用いるのは、原子
炉圧力容器およびその関連するスチーム／冷却水回路ル
ープから放出されたスチーム、または事故によりそこか
ら逃げ出したスチームを凝縮させるために、また凝縮し
たスチームや放出または漏出熱湯をさらに冷却するため
に使用できる、冷却水の大きな貯水槽を提供するためで
ある。サプレッションプール室は、通常、円形または半
円形で、１つ以上のプールがほぼ燃料を収容する炉圧力
容器のまわりに適当な高さにて延在し、そしてそれぞれ
凝縮用および冷却用水プールを収容する単一の室または
複数の個別の室として構成することができる。適当な流
体配管を設けて、スチームおよび／または熱湯をサプレ
ッション室内のプールの水面より下に送り、そのスチー
ムを凝縮し、熱湯を冷却する。
う水冷却兼減速核分裂炉には、通常、原子炉プラント格
納構造内に１つ以上のサプレッションプール室が設けら
れている。サプレッションプール室を用いるのは、原子
炉圧力容器およびその関連するスチーム／冷却水回路ル
ープから放出されたスチーム、または事故によりそこか
ら逃げ出したスチームを凝縮させるために、また凝縮し
たスチームや放出または漏出熱湯をさらに冷却するため
に使用できる、冷却水の大きな貯水槽を提供するためで
ある。サプレッションプール室は、通常、円形または半
円形で、１つ以上のプールがほぼ燃料を収容する炉圧力
容器のまわりに適当な高さにて延在し、そしてそれぞれ
凝縮用および冷却用水プールを収容する単一の室または
複数の個別の室として構成することができる。適当な流
体配管を設けて、スチームおよび／または熱湯をサプレ
ッション室内のプールの水面より下に送り、そのスチー
ムを凝縮し、熱湯を冷却する。
【０００６】原子炉工業における近年の提案として、静
水頭、圧力差および／または流体熱対流のような固有の
自然現象によって機能する種々の受動（つまり、自己付
勢または作動式）熱除去安全系統を設けて、安全手段を
追加することがある。このような系統では、冷却水のプ
ールを保持する１つ以上の密閉容器を炉格納構造内に収
納し、シールしてプールを格納構造の雰囲気およびそこ
に含まれる可能性のある汚染物から隔離した、隔離コン
デンサ（凝縮器）系統を設ける。このような隔離された
冷却水を入れた隔離容器を外部雰囲気に通気して、その
冷却機能を介して導入された圧力または熱の有意な上昇
を解除する。したがって、過剰な熱を隔離コンデンサの
冷却水に間接的に伝達し、それからその熱を外部雰囲気
に放散することによって、なんら放射性汚染物を雰囲気
に逃がすことなく、過剰な熱を処理することができる。
水頭、圧力差および／または流体熱対流のような固有の
自然現象によって機能する種々の受動（つまり、自己付
勢または作動式）熱除去安全系統を設けて、安全手段を
追加することがある。このような系統では、冷却水のプ
ールを保持する１つ以上の密閉容器を炉格納構造内に収
納し、シールしてプールを格納構造の雰囲気およびそこ
に含まれる可能性のある汚染物から隔離した、隔離コン
デンサ（凝縮器）系統を設ける。このような隔離された
冷却水を入れた隔離容器を外部雰囲気に通気して、その
冷却機能を介して導入された圧力または熱の有意な上昇
を解除する。したがって、過剰な熱を隔離コンデンサの
冷却水に間接的に伝達し、それからその熱を外部雰囲気
に放散することによって、なんら放射性汚染物を雰囲気
に逃がすことなく、過剰な熱を処理することができる。
【０００７】１つ以上の密閉熱交換器を、隔離コンデン
サ容器内に入れた冷却水のプールに沈め、こうして熱エ
ネルギーを冷却水に伝達し、一方、その冷却水を外部雰
囲気に出すことができる。このような熱交換器は、スチ
ーム、熱湯およびガスを、炉圧力容器およびその関連し
た熱伝達回路および／または格納構造雰囲気から、隔離
コンデンサ冷却水プールに浸漬した密閉流体搬送ダクト
に通す構成で、こうして熱を隔離された冷却水中に放散
させる。こうして、過剰な熱をなんら放射性汚染物をと
もなわずに、雰囲気中に間接的に追い払うことができ、
一方、冷却された流体を同伴汚染物（あれば）とともに
炉系統に戻す。隔離コンデンサで冷却水プールに沈めら
れた熱交換器で冷却されたスチームから生じる液体水凝
縮物は、炉圧力容器または関連要素に戻し、冷却材とし
て用いることができる。
サ容器内に入れた冷却水のプールに沈め、こうして熱エ
ネルギーを冷却水に伝達し、一方、その冷却水を外部雰
囲気に出すことができる。このような熱交換器は、スチ
ーム、熱湯およびガスを、炉圧力容器およびその関連し
た熱伝達回路および／または格納構造雰囲気から、隔離
コンデンサ冷却水プールに浸漬した密閉流体搬送ダクト
に通す構成で、こうして熱を隔離された冷却水中に放散
させる。こうして、過剰な熱をなんら放射性汚染物をと
もなわずに、雰囲気中に間接的に追い払うことができ、
一方、冷却された流体を同伴汚染物（あれば）とともに
炉系統に戻す。隔離コンデンサで冷却水プールに沈めら
れた熱交換器で冷却されたスチームから生じる液体水凝
縮物は、炉圧力容器または関連要素に戻し、冷却材とし
て用いることができる。
【０００８】さらに、これらの受動安全熱除去系統には
、１つ以上の縦形重力送り補助冷却水供給プールを保持
する室または容器を、格納構造内に、炉圧力容器内の熱
を発生する核分裂性燃料のコア（炉心）より著しく高い
レベルに配置することができる。この重力送り補助冷却
水供給プールは、燃料コアおよび／または他の要素に追
加の冷却水を供給して、事故による原子炉の作動冷却材
の喪失による過熱を阻止する。
、１つ以上の縦形重力送り補助冷却水供給プールを保持
する室または容器を、格納構造内に、炉圧力容器内の熱
を発生する核分裂性燃料のコア（炉心）より著しく高い
レベルに配置することができる。この重力送り補助冷却
水供給プールは、燃料コアおよび／または他の要素に追
加の冷却水を供給して、事故による原子炉の作動冷却材
の喪失による過熱を阻止する。
【０００９】沸とう水冷却原子炉プラント用の複合受動
冷却手段の構成として最近提案されたものは、このよう
な原子炉プラントのスチーム凝縮および冷却の目的で設
けられたいくつかの要素を相互に連結する独特の系統を
設けて、安全性と性能を高めている。この相互連結構成
は、弁を有する少なくとも１つの流体搬送配管を付加し
、この配管に設けた弁は、炉圧力容器の内部と、隔離コ
ンデンサの冷却水の隔離プールに沈めた１つ以上の熱交
換器ユニットへの入口との間の流体連通を所望に応じて
制御する。こうすれば、なんらかの事故や原子炉停止が
起こっても、誤作動または停止中の核分裂していない燃
料の崩壊にもとづく過剰な熱を、隔離コンデンサ内の熱
交換器ユニットに伝達し、消散することができる。この
制御弁には、余分な冷却能力の必要とされる事態の発生
時に、弁を作動させるための手動または自動手段が設け
られる。
冷却手段の構成として最近提案されたものは、このよう
な原子炉プラントのスチーム凝縮および冷却の目的で設
けられたいくつかの要素を相互に連結する独特の系統を
設けて、安全性と性能を高めている。この相互連結構成
は、弁を有する少なくとも１つの流体搬送配管を付加し
、この配管に設けた弁は、炉圧力容器の内部と、隔離コ
ンデンサの冷却水の隔離プールに沈めた１つ以上の熱交
換器ユニットへの入口との間の流体連通を所望に応じて
制御する。こうすれば、なんらかの事故や原子炉停止が
起こっても、誤作動または停止中の核分裂していない燃
料の崩壊にもとづく過剰な熱を、隔離コンデンサ内の熱
交換器ユニットに伝達し、消散することができる。この
制御弁には、余分な冷却能力の必要とされる事態の発生
時に、弁を作動させるための手動または自動手段が設け
られる。
【００１０】さらに、相互連結構成は、同様に隔離コン
デンサの１つ以上の熱交換器ユニットの入口につながる
流体搬送配管を含み、この配管に設けた弁は、炉圧力容
器の外側かつ格納構造の内側の領域からの流体の受け入
れを所望に応じて制御する。したがって、スチームおよ
び／または熱湯が炉圧力容器または関連する配管から逃
げ出しているか、放出されているとき、そしてそれによ
り格納ハウジング構造内の温度および／または圧力が上
昇するとき、格納構造内の過熱および／または加圧雰囲
気の流体を、弁で制御された流体搬送配管を通して、凝
縮および／または冷却用の熱交換器ユニットの入口へは
こぶことができる。これにより、格納ハウジング構造内
に起こる過剰な温度および／または圧力を解除し、これ
により隔離された格納構造への損傷のおそれを防止する
。
デンサの１つ以上の熱交換器ユニットの入口につながる
流体搬送配管を含み、この配管に設けた弁は、炉圧力容
器の外側かつ格納構造の内側の領域からの流体の受け入
れを所望に応じて制御する。したがって、スチームおよ
び／または熱湯が炉圧力容器または関連する配管から逃
げ出しているか、放出されているとき、そしてそれによ
り格納ハウジング構造内の温度および／または圧力が上
昇するとき、格納構造内の過熱および／または加圧雰囲
気の流体を、弁で制御された流体搬送配管を通して、凝
縮および／または冷却用の熱交換器ユニットの入口へは
こぶことができる。これにより、格納ハウジング構造内
に起こる過剰な温度および／または圧力を解除し、これ
により隔離された格納構造への損傷のおそれを防止する
。
【００１１】この提案された構成のさらに別の観点では
、流体連通配管が、隔離コンデンサの冷却水プールに沈
めた熱交換器ユニットの出口から下向きに、縦形重力送
り補助冷却水供給プールまで延在する。この配管は、重
力送り補助冷却水供給プールに冷却水を増加または再供
給し、そしてそこで冷却媒体として再使用するために、
液体凝縮物を熱交換器ユニットから重力送り補助冷却水
供給プールまで搬送する。
、流体連通配管が、隔離コンデンサの冷却水プールに沈
めた熱交換器ユニットの出口から下向きに、縦形重力送
り補助冷却水供給プールまで延在する。この配管は、重
力送り補助冷却水供給プールに冷却水を増加または再供
給し、そしてそこで冷却媒体として再使用するために、
液体凝縮物を熱交換器ユニットから重力送り補助冷却水
供給プールまで搬送する。
【００１２】格納雰囲気からの酸素が、燃料要素ジルコ
ニウム容器金属または合金のような炉燃料コアのスチー
ム成分の反応（この反応は、燃料物質が異常に高い温度
に達する原因となる事故に続いて有害な水素が発生する
ことになるおそれがある）により放出される水素と急速
な結合反応するのを防止するために、格納構造ハウジン
グ内の領域から雰囲気空気を追い出し、代わりに窒素ガ
スを充填するのがよい。しかし、炉運転条件下で非凝縮
性である窒素を、格納ハウジング構造内に生成する高圧
により、スチームのような他の流体とともに、隔離コン
デンサの冷却水プールに沈めた熱交換器ユニットを通し
て、流体搬送配管に押し入れることができる。熱交換器
ユニット内のスチームから凝縮された液体の水と混ざり
合って運ばれる、窒素のような非凝縮性ガスは、炉冷却
材として利用できず、凝縮水とともに炉圧力容器に、あ
るいは関連する冷却材系統に戻す。この可能な状況を処
理するために、液体／蒸気相分離装置を設けて、凝縮し
た液体をこのような混合物から液体凝縮成分として分離
し、炉系統内でリサイクルおよび冷却材用途に供し、ま
たこの分離装置は、窒素のような非凝縮性ガスと残りの
凝縮していないスチームおよび他のガスとからなる蒸気
成分を隔離する。この後者の蒸気成分をサプレッション
プールへ運んで、残っている凝縮していないスチームを
さらに冷却し、凝縮させる。この最後の冷却および凝縮
過程を達成するために、液体／蒸気相分離器の蒸気出口
からサプレッションプール内の水プールの水面のすぐ下
まで延在する１つ以上の流体搬送配管を設け、分離した
蒸気のさらなる冷却と凝縮を行う。
ニウム容器金属または合金のような炉燃料コアのスチー
ム成分の反応（この反応は、燃料物質が異常に高い温度
に達する原因となる事故に続いて有害な水素が発生する
ことになるおそれがある）により放出される水素と急速
な結合反応するのを防止するために、格納構造ハウジン
グ内の領域から雰囲気空気を追い出し、代わりに窒素ガ
スを充填するのがよい。しかし、炉運転条件下で非凝縮
性である窒素を、格納ハウジング構造内に生成する高圧
により、スチームのような他の流体とともに、隔離コン
デンサの冷却水プールに沈めた熱交換器ユニットを通し
て、流体搬送配管に押し入れることができる。熱交換器
ユニット内のスチームから凝縮された液体の水と混ざり
合って運ばれる、窒素のような非凝縮性ガスは、炉冷却
材として利用できず、凝縮水とともに炉圧力容器に、あ
るいは関連する冷却材系統に戻す。この可能な状況を処
理するために、液体／蒸気相分離装置を設けて、凝縮し
た液体をこのような混合物から液体凝縮成分として分離
し、炉系統内でリサイクルおよび冷却材用途に供し、ま
たこの分離装置は、窒素のような非凝縮性ガスと残りの
凝縮していないスチームおよび他のガスとからなる蒸気
成分を隔離する。この後者の蒸気成分をサプレッション
プールへ運んで、残っている凝縮していないスチームを
さらに冷却し、凝縮させる。この最後の冷却および凝縮
過程を達成するために、液体／蒸気相分離器の蒸気出口
からサプレッションプール内の水プールの水面のすぐ下
まで延在する１つ以上の流体搬送配管を設け、分離した
蒸気のさらなる冷却と凝縮を行う。
【００１３】用語「最大潜水深さ」は、液体／蒸気相分
離要素と連通した配管（５４）の、サプレッションプー
ル室（２２）内の水プール（２４）の水面より下に下向
きに突出する出口（５６）に許容できる高さ範囲を記述
するために用いる。
離要素と連通した配管（５４）の、サプレッションプー
ル室（２２）内の水プール（２４）の水面より下に下向
きに突出する出口（５６）に許容できる高さ範囲を記述
するために用いる。
【００１４】図面の図２に示した線図を参照すると、用
語「最大潜水深さ」は次のように定義される。Ｓ／Ｐは
サプレッションプール室内の水プールの正常作動レベル
を示し、Ｄ／Ｐは水位低下の範囲を示す。Ｒ／Ｐは、液
体／蒸気相分離要素と連通した配管（５４）の、サプレ
ッションプール室（２２）内の水プール（２４）の水面
より下に下向きに突出する出口（５６）に許容できる高
さ（潜水または浸漬）の範囲を示す。区域Ａで示される
高さ区域は、もしも配管がこの区域内のどこかで終端し
たとしたら、熱交換器を通過し、ついで配管（５４）に
沿ってそれを通過して流れ、そしてサプレッションプー
ル内で終る所望のスチーム／蒸気の流れが、代わりのサ
プレッションプールへの通路（格納設計形状により与え
られる）と比べて、もはや（回路圧力降下過程で支配さ
れるという意味で）優先的な通路ではなくなる、区域で
ある。このスチーム／蒸気は、格納構造の圧力がもっと
も低い領域に進もうとする傾向があるからである。
語「最大潜水深さ」は次のように定義される。Ｓ／Ｐは
サプレッションプール室内の水プールの正常作動レベル
を示し、Ｄ／Ｐは水位低下の範囲を示す。Ｒ／Ｐは、液
体／蒸気相分離要素と連通した配管（５４）の、サプレ
ッションプール室（２２）内の水プール（２４）の水面
より下に下向きに突出する出口（５６）に許容できる高
さ（潜水または浸漬）の範囲を示す。区域Ａで示される
高さ区域は、もしも配管がこの区域内のどこかで終端し
たとしたら、熱交換器を通過し、ついで配管（５４）に
沿ってそれを通過して流れ、そしてサプレッションプー
ル内で終る所望のスチーム／蒸気の流れが、代わりのサ
プレッションプールへの通路（格納設計形状により与え
られる）と比べて、もはや（回路圧力降下過程で支配さ
れるという意味で）優先的な通路ではなくなる、区域で
ある。このスチーム／蒸気は、格納構造の圧力がもっと
も低い領域に進もうとする傾向があるからである。
【００１５】配管（５４）の出口は、サプレッションプ
ール内の狭い許容可能な高さ範囲内に位置させる。配管
の出口をこの範囲に位置させることにより、原子炉で発
生するスチーム蒸気にとって優先的な流れ通路が与えら
れる。この「優先的な流れ通路」に沿っているのは、熱
交換器に液体／蒸気相分離器が続き、それに前記配管が
つづく通路であり、したがって、流体媒体がこの優先的
な流れ通路に沿って流れることにより、スチーム凝縮の
結果として起こる所望の熱廃棄（外部プールへの）が連
続発生モードで起こる。前記許容可能な高さ範囲の一番
高い境界と一致するプール高さは、この冷却系統が緩和
しようとしている事故または事態につづいて、サプレッ
ションプール深さが浅くなる水位低下高さに対応する特
定の高さである。前記許容可能な高さ範囲の一番低い境
界と一致するプール高さは、配管にとっての「最大潜水
深さ」、すなわち、それ以下では、圧力サプレッション
格納設計による他の目的に用いるもっと低い通路流れ抵
抗を呈する、代わりの流れ通路が存在するので、その配
管を通りその配管に沿う所望の流れ通路が、もはやスチ
ーム蒸気がサプレッションプールと連通する優先的な通
路ではなくなる深さ、に相当する。
ール内の狭い許容可能な高さ範囲内に位置させる。配管
の出口をこの範囲に位置させることにより、原子炉で発
生するスチーム蒸気にとって優先的な流れ通路が与えら
れる。この「優先的な流れ通路」に沿っているのは、熱
交換器に液体／蒸気相分離器が続き、それに前記配管が
つづく通路であり、したがって、流体媒体がこの優先的
な流れ通路に沿って流れることにより、スチーム凝縮の
結果として起こる所望の熱廃棄（外部プールへの）が連
続発生モードで起こる。前記許容可能な高さ範囲の一番
高い境界と一致するプール高さは、この冷却系統が緩和
しようとしている事故または事態につづいて、サプレッ
ションプール深さが浅くなる水位低下高さに対応する特
定の高さである。前記許容可能な高さ範囲の一番低い境
界と一致するプール高さは、配管にとっての「最大潜水
深さ」、すなわち、それ以下では、圧力サプレッション
格納設計による他の目的に用いるもっと低い通路流れ抵
抗を呈する、代わりの流れ通路が存在するので、その配
管を通りその配管に沿う所望の流れ通路が、もはやスチ
ーム蒸気がサプレッションプールと連通する優先的な通
路ではなくなる深さ、に相当する。
【００１６】
【発明の概要】この発明は、水冷却兼減速原子炉プラン
ト用の特別な受動冷却安全系統を改良するものである。 この発明の改良は、サプレッションプールでの冷却を、
プール循環を促進することによりもっと効果的にする。 この発明は、簡単なスリーブを蒸気排出配管に隣接した
サプレッションプールの冷却水内にたくみに配設して、
冷却水プール全体に広い循環流路をつくりだす。
ト用の特別な受動冷却安全系統を改良するものである。 この発明の改良は、サプレッションプールでの冷却を、
プール循環を促進することによりもっと効果的にする。 この発明は、簡単なスリーブを蒸気排出配管に隣接した
サプレッションプールの冷却水内にたくみに配設して、
冷却水プール全体に広い循環流路をつくりだす。
【００１７】
【発明の目的】この発明の主要な目的は、水冷核分裂炉
プラント用の新規な改良された受動冷却系統を提供する
ことにある。
プラント用の新規な改良された受動冷却系統を提供する
ことにある。
【００１８】この発明の別の目的は、冷却材の循環を促
進することにより冷却機構を増強した、水冷核分裂炉プ
ラント用の改良された受動冷却系統を提供することにあ
る。
進することにより冷却機構を増強した、水冷核分裂炉プ
ラント用の改良された受動冷却系統を提供することにあ
る。
【００１９】この発明の他の目的は、いくつかの冷却手
段を相互連結した独自の構成を備える改良された受動（
自己作動式）冷却系統を提供することにある。
段を相互連結した独自の構成を備える改良された受動（
自己作動式）冷却系統を提供することにある。
【００２０】この発明のさらに他の目的は、原子炉サプ
レッションプールに入れた水の冷却能力を高める手段を
提供することにある。
レッションプールに入れた水の冷却能力を高める手段を
提供することにある。
【００２１】この発明のさらに他の目的は、炉サプレッ
ションプールの冷却水の成層化を防止し、そこでの冷却
水の循環を大きく促進する、水冷核分裂炉プラント用の
改良された受動冷却系統を提供することにある。
ションプールの冷却水の成層化を防止し、そこでの冷却
水の循環を大きく促進する、水冷核分裂炉プラント用の
改良された受動冷却系統を提供することにある。
【００２２】以下に、この発明の具体的な構成を、図面
を参照しながらくわしく説明する。
を参照しながらくわしく説明する。
【００２３】
【具体的な構成】図１はこの発明の原子炉プラントの概
略配置図である。この代表的な水冷却兼減速核分裂炉プ
ラント１０は、電力を発生するためのスチーム（水蒸気
）を発生するように設計されており、原子炉圧力容器１
４を収容する格納構造１２を備える。格納構造１２は、
その範囲内に包囲された放射性成分を含む原子炉とその
関連要素を隔離するように設計、建造され、すべての放
射性物質とその発生源を外部雰囲気から遮断する。 原子炉圧力容器１４は、濃縮二酸化ウランのような熱を
発生する核分裂性燃料のコア１６を含む。中性子吸収物
質を含む制御棒１８を燃料コア１６に対して入れたり出
したり往復移動でき、こうして燃料の中性子活性化核分
裂反応の速度を調節し、また燃料から必要な中性子をと
り除くことにより核分裂反応を停止する。
略配置図である。この代表的な水冷却兼減速核分裂炉プ
ラント１０は、電力を発生するためのスチーム（水蒸気
）を発生するように設計されており、原子炉圧力容器１
４を収容する格納構造１２を備える。格納構造１２は、
その範囲内に包囲された放射性成分を含む原子炉とその
関連要素を隔離するように設計、建造され、すべての放
射性物質とその発生源を外部雰囲気から遮断する。 原子炉圧力容器１４は、濃縮二酸化ウランのような熱を
発生する核分裂性燃料のコア１６を含む。中性子吸収物
質を含む制御棒１８を燃料コア１６に対して入れたり出
したり往復移動でき、こうして燃料の中性子活性化核分
裂反応の速度を調節し、また燃料から必要な中性子をと
り除くことにより核分裂反応を停止する。
【００２４】熱を発生する燃料コア１６に流れる冷却水
は、熱をとり除く一方、スチームにかえられる。スチー
ムを、スチーム管２０および凝縮水管２０’からなるル
ープに循環させ、スチーム管２０を通してスチームをタ
ービン（図示せず）に送り、ついで凝縮水管２０’を通
して使用ずみの凝縮したスチームを原子炉容器に戻し、
リサイクルする。
は、熱をとり除く一方、スチームにかえられる。スチー
ムを、スチーム管２０および凝縮水管２０’からなるル
ープに循環させ、スチーム管２０を通してスチームをタ
ービン（図示せず）に送り、ついで凝縮水管２０’を通
して使用ずみの凝縮したスチームを原子炉容器に戻し、
リサイクルする。
【００２５】水冷却されたスチーム発生原子炉プラント
には通常、凝縮用冷却水のプール２４を収容する１つま
たは２つ以上のサプレッションプール室２２が設けられ
ている。サプレッションプール室２２は、代表的には、
円形または半円形で、ほぼ圧力容器１４のまわりに延在
する。サプレッションプールの冷却水２４は、原子炉圧
力容器１４または循環ループのスチーム管２０のような
関連要素からぬけ出したり、もれ出したスチームおよび
／または熱湯を凝縮し、冷却する作用をなす。高圧なス
チームおよび／または熱湯がぬけ出したり、もれ出した
りするのは、正常な停止によるときもあれば、破断また
は過熱のような事故によるときもある。いずれの場合に
も、スチームおよび／または熱湯をサプレッションプー
ルにその冷却水の水面より下に吐き出す。サプレッショ
ンプール室２２にはベント２６を設けて、その内部圧力
を格納構造１２内の環境と等しくし、こうして凝縮およ
び冷却作用により生じる温度上昇にもとづく圧力上昇を
なくす。
には通常、凝縮用冷却水のプール２４を収容する１つま
たは２つ以上のサプレッションプール室２２が設けられ
ている。サプレッションプール室２２は、代表的には、
円形または半円形で、ほぼ圧力容器１４のまわりに延在
する。サプレッションプールの冷却水２４は、原子炉圧
力容器１４または循環ループのスチーム管２０のような
関連要素からぬけ出したり、もれ出したスチームおよび
／または熱湯を凝縮し、冷却する作用をなす。高圧なス
チームおよび／または熱湯がぬけ出したり、もれ出した
りするのは、正常な停止によるときもあれば、破断また
は過熱のような事故によるときもある。いずれの場合に
も、スチームおよび／または熱湯をサプレッションプー
ルにその冷却水の水面より下に吐き出す。サプレッショ
ンプール室２２にはベント２６を設けて、その内部圧力
を格納構造１２内の環境と等しくし、こうして凝縮およ
び冷却作用により生じる温度上昇にもとづく圧力上昇を
なくす。
【００２６】現在の原子炉設計では、冷却水のプール３
０を収容する隔離（アイソレーション）容器２８が設け
られており、この隔離容器２８は、格納構造１２の環境
から隔離され、格納構造１２の外部の雰囲気へ通じるベ
ント３２を有する。隔離容器２８および冷却水プール３
０は、原子炉圧力容器１４より高いレベルに配置し、そ
してサプレッションプール室２２と同様、代表的には、
１つまたは２つ以上のユニットを、原子炉圧力容器１４
の上方でほぼそのまわりに延在する円形または半円形の
パターンに配置した構成である。隔離容器２８は、格納
構造１２の内側または外側いずれに配置してもよい。
０を収容する隔離（アイソレーション）容器２８が設け
られており、この隔離容器２８は、格納構造１２の環境
から隔離され、格納構造１２の外部の雰囲気へ通じるベ
ント３２を有する。隔離容器２８および冷却水プール３
０は、原子炉圧力容器１４より高いレベルに配置し、そ
してサプレッションプール室２２と同様、代表的には、
１つまたは２つ以上のユニットを、原子炉圧力容器１４
の上方でほぼそのまわりに延在する円形または半円形の
パターンに配置した構成である。隔離容器２８は、格納
構造１２の内側または外側いずれに配置してもよい。
【００２７】隔離容器２８内に収容された冷却水のプー
ル３０には、１つまたは２つ以上の熱交換器ユニット３
４が浸漬して配置されている。熱交換器ユニット３４は
冷却水プール３０から閉じられており、冷却水プール３
０は格納構造１２の雰囲気およびその中の放射性汚染物
から完全に隔離されている。
ル３０には、１つまたは２つ以上の熱交換器ユニット３
４が浸漬して配置されている。熱交換器ユニット３４は
冷却水プール３０から閉じられており、冷却水プール３
０は格納構造１２の雰囲気およびその中の放射性汚染物
から完全に隔離されている。
【００２８】熱交換器ユニット３４には、流体配管３８
により原子炉圧力容器１４の内部と流体連通している、
少なくとも１つの入口３６が設けられている。流体配管
３８には流れ制御弁が挿入されて、原子炉圧力容器１４
と熱交換器ユニット３４とを所望に応じて流体連通でき
るようになっており、こうすれば、原子炉圧力容器１４
からスチームを含む流体を熱交換器ユニット３４に放出
して冷却および凝縮することにより、原子炉圧力容器１
４から圧力と熱を逃がすことができる。
により原子炉圧力容器１４の内部と流体連通している、
少なくとも１つの入口３６が設けられている。流体配管
３８には流れ制御弁が挿入されて、原子炉圧力容器１４
と熱交換器ユニット３４とを所望に応じて流体連通でき
るようになっており、こうすれば、原子炉圧力容器１４
からスチームを含む流体を熱交換器ユニット３４に放出
して冷却および凝縮することにより、原子炉圧力容器１
４から圧力と熱を逃がすことができる。
【００２９】熱交換器ユニット３４にはさらに、流体配
管４０によって、原子炉圧力容器１４および関連要素を
収納する格納構造１２の内部雰囲気と流体連通する、少
なくとも１つの入口３６が設けられている。流体配管４
０にも流れ制御弁が挿入されて、格納構造１２内に包囲
された開放空間と熱交換器ユニット３４とを所望に応じ
て流体連通できるようになっている。こうして、原子炉
圧力容器１４からスチームを含む流体が開放空間へもれ
出たりぬけ出たりすることによる、格納構造１２内の圧
力上昇および熱を、冷却および凝縮用の熱交換器ユニッ
ト３４に放出することができる。
管４０によって、原子炉圧力容器１４および関連要素を
収納する格納構造１２の内部雰囲気と流体連通する、少
なくとも１つの入口３６が設けられている。流体配管４
０にも流れ制御弁が挿入されて、格納構造１２内に包囲
された開放空間と熱交換器ユニット３４とを所望に応じ
て流体連通できるようになっている。こうして、原子炉
圧力容器１４からスチームを含む流体が開放空間へもれ
出たりぬけ出たりすることによる、格納構造１２内の圧
力上昇および熱を、冷却および凝縮用の熱交換器ユニッ
ト３４に放出することができる。
【００３０】熱交換器ユニット３４には、液体／蒸気ま
たは気体相分離器４４と流体連通した少なくとも１つの
出口４２が設けられている。分離器４４は、熱交換器ユ
ニット３４内で形成された凝縮による液相を、非凝縮性
ガスおよび残留スチームその他のガスからなる蒸気相か
ら分離する。液体／蒸気相分離器４４は、格納構造１２
の内側または外側いずれに配置してもよい。さらに、熱
交換器３４および液体／蒸気相分離器４４を一体化して
複合ユニットにすることができる。
たは気体相分離器４４と流体連通した少なくとも１つの
出口４２が設けられている。分離器４４は、熱交換器ユ
ニット３４内で形成された凝縮による液相を、非凝縮性
ガスおよび残留スチームその他のガスからなる蒸気相か
ら分離する。液体／蒸気相分離器４４は、格納構造１２
の内側または外側いずれに配置してもよい。さらに、熱
交換器３４および液体／蒸気相分離器４４を一体化して
複合ユニットにすることができる。
【００３１】液体／蒸気相分離器４４は、液体水凝縮物
を流体配管５０を通して、自然流下式補助冷却材供給室
４６に送る。１つ以上の自然流下式補助冷却材供給室４
６を、原子炉圧力容器１４を収納する格納構造１２内に
、圧力容器１４内の燃料コア１６より高いレベルに配置
する。こうすれば、凝縮したスチームや集めた熱湯から
得られる補助冷却水のプール４８を、所望に応じて流れ
制御弁を有する流体配管５２を通して原子炉圧力容器１
４に重力送りすることができ、こうして必要に応じて燃
料コア１６に冷却水を補給し、燃料コア１６を浸漬し、
その温度を制御する。
を流体配管５０を通して、自然流下式補助冷却材供給室
４６に送る。１つ以上の自然流下式補助冷却材供給室４
６を、原子炉圧力容器１４を収納する格納構造１２内に
、圧力容器１４内の燃料コア１６より高いレベルに配置
する。こうすれば、凝縮したスチームや集めた熱湯から
得られる補助冷却水のプール４８を、所望に応じて流れ
制御弁を有する流体配管５２を通して原子炉圧力容器１
４に重力送りすることができ、こうして必要に応じて燃
料コア１６に冷却水を補給し、燃料コア１６を浸漬し、
その温度を制御する。
【００３２】熱交換器ユニット３４を通っても変わらな
い、格納構造１２の制御された保護雰囲気からの窒素ガ
スなどの非凝縮性ガスは、凝縮されなかったスチーム蒸
気や他の気相成分とともに、液体／蒸気相分離器４４で
、凝縮したスチームの液体水から分けられる。この非凝
縮性相は、しばしばわずかな凝縮していないスチームな
どと混ざり合った状態で、少なくとも１つの流体ベント
ダクト５４を通して下方へ、サプレッションプール室２
２に運ばれ、その中に保持された冷却水のプール２４に
その水面のすぐ下へ吐き出され、さらに冷却、処理され
る。
い、格納構造１２の制御された保護雰囲気からの窒素ガ
スなどの非凝縮性ガスは、凝縮されなかったスチーム蒸
気や他の気相成分とともに、液体／蒸気相分離器４４で
、凝縮したスチームの液体水から分けられる。この非凝
縮性相は、しばしばわずかな凝縮していないスチームな
どと混ざり合った状態で、少なくとも１つの流体ベント
ダクト５４を通して下方へ、サプレッションプール室２
２に運ばれ、その中に保持された冷却水のプール２４に
その水面のすぐ下へ吐き出され、さらに冷却、処理され
る。
【００３３】現在の原子炉設計によれば、液体／蒸気相
分離器４４から下方へ延在するベントダクト５４が終端
する開口下端５６は、サプレッション水プール２４の水
面より下、最上位のサプレッションプールベント２６の
開口より上のレベルに位置する。この設計規定をとれば
、冷却材喪失事故のあと長期間、格納構造１２内の雰囲
気とサプレッションプール室２２との間に持続する正の
圧力差により、隔離容器２８およびその熱交換器ユニッ
ト３４がその機能を有効にはたす状態に維持される。 このような圧力差の作用は、スチームおよび非凝縮性ガ
スの流体流れを格納構造１２の雰囲気から隔離容器２８
の熱交換器ユニット３４に通すことであり、こうしてス
チームの少なくとも一部を、気化熱を隔離冷却水プール
３０にわたすことで凝縮し、一方、この圧力差により非
凝縮性ガスおよび凝縮しなかったスチームを押し進め、
熱交換器ユニット３４に通過させ、そしてベントダクト
５４を介してサプレッションプール２４へ送る。
分離器４４から下方へ延在するベントダクト５４が終端
する開口下端５６は、サプレッション水プール２４の水
面より下、最上位のサプレッションプールベント２６の
開口より上のレベルに位置する。この設計規定をとれば
、冷却材喪失事故のあと長期間、格納構造１２内の雰囲
気とサプレッションプール室２２との間に持続する正の
圧力差により、隔離容器２８およびその熱交換器ユニッ
ト３４がその機能を有効にはたす状態に維持される。 このような圧力差の作用は、スチームおよび非凝縮性ガ
スの流体流れを格納構造１２の雰囲気から隔離容器２８
の熱交換器ユニット３４に通すことであり、こうしてス
チームの少なくとも一部を、気化熱を隔離冷却水プール
３０にわたすことで凝縮し、一方、この圧力差により非
凝縮性ガスおよび凝縮しなかったスチームを押し進め、
熱交換器ユニット３４に通過させ、そしてベントダクト
５４を介してサプレッションプール２４へ送る。
【００３４】ベントダクト５４の開口下端５６では、そ
こからサプレッション室２２の凝縮用冷却水プール２４
の上層の表面下に排出される非凝縮性ガスは、浮力によ
り浮き上がり、冷却水プールの水面に出るように進み、
一方、スチーム蒸気はその周囲の低温の水で凝縮される
。最終的に、ベントダクト５４の出口付近での高温の非
凝縮性ガスの連続的な導入とスチームの凝縮とにより、
出口を近接包囲する水があたたかくなり、水プール２４
に高温の上層が生成し、そしてこの高温の上層は、浮力
、すなわち低い密度のせいで、サプレッションプール２
４の上表面部分全体に層として広がる。この高温の層は
、ベントダクト５４のプール表面下への浸漬距離よりわ
ずかに大きい深さに発達する。入ってくるガスが誘起す
るうず流の範囲が、それに匹敵する深さだけだからであ
る。
こからサプレッション室２２の凝縮用冷却水プール２４
の上層の表面下に排出される非凝縮性ガスは、浮力によ
り浮き上がり、冷却水プールの水面に出るように進み、
一方、スチーム蒸気はその周囲の低温の水で凝縮される
。最終的に、ベントダクト５４の出口付近での高温の非
凝縮性ガスの連続的な導入とスチームの凝縮とにより、
出口を近接包囲する水があたたかくなり、水プール２４
に高温の上層が生成し、そしてこの高温の上層は、浮力
、すなわち低い密度のせいで、サプレッションプール２
４の上表面部分全体に層として広がる。この高温の層は
、ベントダクト５４のプール表面下への浸漬距離よりわ
ずかに大きい深さに発達する。入ってくるガスが誘起す
るうず流の範囲が、それに匹敵する深さだけだからであ
る。
【００３５】サプレッションプール２４内で作動する強
制循環手段または他の除熱機構がない場合、サプレッシ
ョンプール水に形成された高温の水の上層は、下向きに
かつプール全体に有意に分散されない。そうすると、サ
プレッションプール２４は、高温の、またはますます高
温になる表面領域層が存続し、低温の、高密度の部分が
そこから下方に延在するという熱的成層現象を呈する。 これらの２つの異なる熱の層間の界面は、極めて小さな
物理的上昇距離で極めて大きな温度差があることで、特
徴付けられる。
制循環手段または他の除熱機構がない場合、サプレッシ
ョンプール水に形成された高温の水の上層は、下向きに
かつプール全体に有意に分散されない。そうすると、サ
プレッションプール２４は、高温の、またはますます高
温になる表面領域層が存続し、低温の、高密度の部分が
そこから下方に延在するという熱的成層現象を呈する。 これらの２つの異なる熱の層間の界面は、極めて小さな
物理的上昇距離で極めて大きな温度差があることで、特
徴付けられる。
【００３６】この熱的成層の結果、プールの低温の下側
区域が、ベントダクト５４を通して非凝縮性ガスととも
にサプレッションプール２４に運び込まれるスチーム蒸
気を凝縮するためのヒートシンクとしての機能から、完
全に切り離される。したがって、水の上層が次第に加熱
され、そしてひとたび水のこの部分がスチーム蒸気温度
に相当する温度に達すると、その水部分は次第に格納構
造１２の雰囲気内に上昇する圧力を発揮するようになる
。冷却材喪失事故のような事態に続く長期間にわたって
、格納構造内の圧力と温度が次第に上昇することになり
、そしてその上昇圧力および温度は構造の設計限界に達
するかそれを越えるおそれがあり、構造の一体性が脅威
にさらされる。
区域が、ベントダクト５４を通して非凝縮性ガスととも
にサプレッションプール２４に運び込まれるスチーム蒸
気を凝縮するためのヒートシンクとしての機能から、完
全に切り離される。したがって、水の上層が次第に加熱
され、そしてひとたび水のこの部分がスチーム蒸気温度
に相当する温度に達すると、その水部分は次第に格納構
造１２の雰囲気内に上昇する圧力を発揮するようになる
。冷却材喪失事故のような事態に続く長期間にわたって
、格納構造内の圧力と温度が次第に上昇することになり
、そしてその上昇圧力および温度は構造の設計限界に達
するかそれを越えるおそれがあり、構造の一体性が脅威
にさらされる。
【００３７】この発明によれば、図２に示すように、サ
プレッションプール２２の冷却水２４内に管状スリーブ
５８を沈め、ベントダクト５４の端部と軸線方向心合せ
関係にだいたい鉛直に配置する。管状スリーブ５８の開
口上端は、ベントダクト５４より直径が大きく、ベント
ダクト５４の開口下端５６より上方へ延在し、それを隙
間を残した関係で包囲し、一方、管状スリーブ５８の開
口下端はサプレッションプール室２２の底より上方に離
れており、したがってプールの冷却水は中空なスリーブ
５８に出入りすることができ、その長さ方向にスリーブ
を通過することができる。管状スリーブ５８の上下の開
口環状端両方を、図示のように外向きに広げるのが好ま
しい。
プレッションプール２２の冷却水２４内に管状スリーブ
５８を沈め、ベントダクト５４の端部と軸線方向心合せ
関係にだいたい鉛直に配置する。管状スリーブ５８の開
口上端は、ベントダクト５４より直径が大きく、ベント
ダクト５４の開口下端５６より上方へ延在し、それを隙
間を残した関係で包囲し、一方、管状スリーブ５８の開
口下端はサプレッションプール室２２の底より上方に離
れており、したがってプールの冷却水は中空なスリーブ
５８に出入りすることができ、その長さ方向にスリーブ
を通過することができる。管状スリーブ５８の上下の開
口環状端両方を、図示のように外向きに広げるのが好ま
しい。
【００３８】管状スリーブ５８は、スリーブのまわりに
くもの足のように配置された複数の支柱（ストラット）
６０、たとえば、中空なスリーブ５６のまわりにだいた
い等間隔に散開した３本または４本の支柱によって、所
定の位置に支持、固定されて、高圧のスチームやガスに
よる振動に耐えるようになっている。
くもの足のように配置された複数の支柱（ストラット）
６０、たとえば、中空なスリーブ５６のまわりにだいた
い等間隔に散開した３本または４本の支柱によって、所
定の位置に支持、固定されて、高圧のスチームやガスに
よる振動に耐えるようになっている。
【００３９】管状スリーブ５８は、その上端がベントダ
クト５４の出口端を包囲し、サプレッションプール室２
２の凝縮用冷却水のプール２４の表面より下にくるよう
に、配置する。管状スリーブ５８は、サプレッションプ
ールの冷却水中を下向きに延在し、スリーブがなければ
高温の成層化層が生じるレベルより著しく低い深さで終
端する。管状スリーブ５８の開口下端を、サプレッショ
ンプール室２４の底から、スリーブ直径の約半分の距離
上方へ離すのが好ましい。
クト５４の出口端を包囲し、サプレッションプール室２
２の凝縮用冷却水のプール２４の表面より下にくるよう
に、配置する。管状スリーブ５８は、サプレッションプ
ールの冷却水中を下向きに延在し、スリーブがなければ
高温の成層化層が生じるレベルより著しく低い深さで終
端する。管状スリーブ５８の開口下端を、サプレッショ
ンプール室２４の底から、スリーブ直径の約半分の距離
上方へ離すのが好ましい。
【００４０】窒素のような非凝縮性ガスおよび／または
スチーム蒸気のガス混合物が出てくる間、局部的な上向
きの流れがプール内に、下向き吐き出しベントダクト５
４のまわりに発生する傾向が顕著になる。この流れは、
部分的には、自然循環ボイラーでの沸とう時に存在する
のと同じ自然循環過程により誘導される。このような状
況下で、流体ベント５４の出口５６の近くの管状スリー
ブ５８の流れ断面の半径が、元のうず流れセルの直径（
名目的には、ベントダクトの潜水深さに等しい直径とみ
なす）より小さければ、発生する自然循環は、サプレッ
ションプール２２内に、管状スリーブ５８の長さにだい
たい等しい直径を有する特徴的なうず流れセルを生成す
る。したがって、この発明によれば、ほぼプールの深さ
全体にわたって延在するうず流れセルが発生する。管状
スリーブ５８内を上向きに移動する流れは、かならず、
底から管状スリーブに入ってくる流れを伴う。この流れ
通路とすれば、サプレッションプール室の底付近に位置
する流体がよどむことがなく、プール全体に次第に鉛直
な循環が生まれるようになる。
スチーム蒸気のガス混合物が出てくる間、局部的な上向
きの流れがプール内に、下向き吐き出しベントダクト５
４のまわりに発生する傾向が顕著になる。この流れは、
部分的には、自然循環ボイラーでの沸とう時に存在する
のと同じ自然循環過程により誘導される。このような状
況下で、流体ベント５４の出口５６の近くの管状スリー
ブ５８の流れ断面の半径が、元のうず流れセルの直径（
名目的には、ベントダクトの潜水深さに等しい直径とみ
なす）より小さければ、発生する自然循環は、サプレッ
ションプール２２内に、管状スリーブ５８の長さにだい
たい等しい直径を有する特徴的なうず流れセルを生成す
る。したがって、この発明によれば、ほぼプールの深さ
全体にわたって延在するうず流れセルが発生する。管状
スリーブ５８内を上向きに移動する流れは、かならず、
底から管状スリーブに入ってくる流れを伴う。この流れ
通路とすれば、サプレッションプール室の底付近に位置
する流体がよどむことがなく、プール全体に次第に鉛直
な循環が生まれるようになる。
【００４１】したがって、従来は狭い水表面層に限定さ
れていた、サプレッションプール室２２内の加熱作用が
、この発明によれば、プールに入っているほとんどすべ
ての水に関与することになる。したがって、管状スリー
ブ５８をこのようにサプレッションプール室２２内に配
置することにより、プール全体の循環と混合が達成され
る。その結果、サプレッションプール表面の加熱と圧力
上昇がゆっくりになり、格納構造の冷却材喪失事故後の
長期間の圧力／温度応答が、優れた受動冷却格納機能に
て改善される。
れていた、サプレッションプール室２２内の加熱作用が
、この発明によれば、プールに入っているほとんどすべ
ての水に関与することになる。したがって、管状スリー
ブ５８をこのようにサプレッションプール室２２内に配
置することにより、プール全体の循環と混合が達成され
る。その結果、サプレッションプール表面の加熱と圧力
上昇がゆっくりになり、格納構造の冷却材喪失事故後の
長期間の圧力／温度応答が、優れた受動冷却格納機能に
て改善される。
【００４２】管状スリーブ５８内のベントダクト５４の
出口５６は、図２に示したように、サプレッションプー
ル２４の水面と平行な平面に置くことができる。別の例
では、ベントダクト５４から流れ出るガス流の流量が比
較的低い期間中の流れ安定性を高めるために、この出口
５６を、図３に示すように、プール２４の水平な水面に
関して傾斜またはかたよらせた平面６２に置くことがで
きる。ベントダクト５４の斜めに切った、つまり傾斜し
た出口の最上部は、ベントパイプ出口５６が水面に平行
な水平平面にあるときに特定した最大潜水深さにある。 図４に示す別の実施例では、ベントダクト５４を、特定
の最大潜水深さより下に、サプレッションプール２４に
深く入れ、その延長部分に多数のオリフィス６４をその
下側壁外周のまわりに設け、これにより、一番上のオリ
フィスを特定の最大潜水深さに位置させた状態で、ベン
トダクト５４の内部を種々の潜水深さでサプレッション
プール２４と連通させる。ベントダクト５４からの排出
ガスの流れ安定性を高めるために、他の適当な手段を適
用でき、これにより管状スリーブ５４の下方部分内の液
体の上向き流れ安定性を高める。
出口５６は、図２に示したように、サプレッションプー
ル２４の水面と平行な平面に置くことができる。別の例
では、ベントダクト５４から流れ出るガス流の流量が比
較的低い期間中の流れ安定性を高めるために、この出口
５６を、図３に示すように、プール２４の水平な水面に
関して傾斜またはかたよらせた平面６２に置くことがで
きる。ベントダクト５４の斜めに切った、つまり傾斜し
た出口の最上部は、ベントパイプ出口５６が水面に平行
な水平平面にあるときに特定した最大潜水深さにある。 図４に示す別の実施例では、ベントダクト５４を、特定
の最大潜水深さより下に、サプレッションプール２４に
深く入れ、その延長部分に多数のオリフィス６４をその
下側壁外周のまわりに設け、これにより、一番上のオリ
フィスを特定の最大潜水深さに位置させた状態で、ベン
トダクト５４の内部を種々の潜水深さでサプレッション
プール２４と連通させる。ベントダクト５４からの排出
ガスの流れ安定性を高めるために、他の適当な手段を適
用でき、これにより管状スリーブ５４の下方部分内の液
体の上向き流れ安定性を高める。
【図１】原子炉圧力容器および補助冷却系統の関連要素
を収納する格納構造を備える原子炉プラントの縦断面図
である。
を収納する格納構造を備える原子炉プラントの縦断面図
である。
【図２】サプレッションプール室の拡大断面図である。
【図３】図２に示したサプレッションプールの変形例を
示す部分的断面図である。
示す部分的断面図である。
【図４】図２に示したサプレッションプールの他の変形
例を示す部分的断面図である。
例を示す部分的断面図である。
１０ 核分裂炉プラント
１２ 格納構造
１４ 圧力容器
１６ コア
１８ 制御棒
２０ スチーム管
２２ サプレッションプール室
２４ 冷却水プール
２６ ベント
２８ 隔離容器
３０ 冷却水プール
３２ ベント
３４ 熱交換器ユニット
３６ 入口
４０ 流体配管
４２ 出口
４６ 補助冷却材供給室
４８ 補助冷却水プール
５０、５２ 配管
５４ ベントダクト
５６ 出口
５８ 管状スリーブ
６０ 支柱
６２ 傾斜面
６４ オリフィス
Claims (10)
- 【請求項１】正常運転以外の期間中に発生した熱を放散
するための補助的受動冷却系統を有する水冷核分裂炉プ
ラントにおいて、炉圧力容器が、往復させて抜き取るこ
とのできる核分裂制御棒の設けられた熱を発生する核分
裂性燃料物質のコアを収容し、そこから外に延在するス
チームおよび高温冷却水の外部配管を有し、この配管は
スチーム駆動タービンを含む熱交換器を通過する循環ル
ープを含み、上記炉圧力容器および隣接する要素が全体
を包囲する実質的にガス不透過性の格納構造内に収納さ
れ、格納構造は炉圧力容器および隣接する要素をとり囲
む気体状雰囲気を保ち、冷却水のプールを保持する隔離
容器が、格納構造の雰囲気から隔離され、格納構造内で
炉圧力容器より上のレベルに配置され、上記隔離容器は
内部に保持された冷却水プールに沈めた熱交換器ユニッ
トを含み、この熱交換器ユニットの入口は所望に応じて
炉圧力容器の内部と、また圧力容器をとり囲む格納構造
の雰囲気と流体連通し、スチームを凝縮するための冷却
水のプールを入れるサプレッションプール室が炉圧力容
器に隣接して位置し、上記格納構造の雰囲気に開口連通
した隣接区域に通じる水平なベントを有し、ベントダク
トが隔離容器プールに沈めた熱交換器ユニットの出口か
ら下向きにサプレッションプール室中まで延在し、ベン
トダクトの開口端は冷却水プールの水面より下、かつ隣
接区域を通る水平なベントのレベルより上で終端し、管
状スリーブがサプレッションプール室の冷却水プール内
に沈められ、上記ベントダクトの端部と軸線方向心合せ
関係でだいたい鉛直に配置され、スリーブの開口上端は
、上記ベントダクトの開口下端より上に上向きに延在し
、かつその開口下端を隙間を残した関係で包囲し、また
スリーブの開口下端は上記サプレッションプール室の底
より上に離れており、こうして隔離容器のプールに沈め
られた熱交換器ユニットからベントダクトを通ってくる
下向きの流体吐出し流れにより、上記サプレッションプ
ール室内の冷却水を強制的に循環させ、そのときの循環
通路は、管状スリーブ内で下向きから始まって、管状ス
リーブの境界内で上記ベントダクトの外周のまわりを上
向きに続き、管状スリーブの外部を再び下向きに流れ、
それから管状スリーブにその開口底端からはいり、管状
スリーブ内を上向きに流れてリサイクルする円状通路を
たどり、このサイクルを繰り返して、取り込まれた熱エ
ネルギーをサプレッション室の冷却水プール全体により
均一に効率よく分配する構成とした水冷核分裂炉プラン
ト。 - 【請求項２】上記管状スリーブはその上端および下端が
環状に外向きに広がっている、請求項１に記載の水冷核
分裂炉プラント。 - 【請求項３】複数の熱交換器ユニットが隔離容器プール
に沈められている、請求項１に記載の水冷核分裂炉プラ
ント。 - 【請求項４】ベントダクトが各熱交換器ユニットの出口
から下向きにサプレッションプール室まで延在する、請
求項３に記載の水冷核分裂炉プラント。 - 【請求項５】正常運転以外の期間中に発生した熱を放散
するための補助的受動冷却系統を有する水冷核分裂炉プ
ラントにおいて、炉圧力容器が、往復させて抜き取るこ
とのできる核分裂制御棒の設けられた熱を発生する核分
裂性燃料物質のコアを収容し、そこから外に延在するス
チームおよび高温冷却水の外部配管を有し、この配管は
スチーム駆動タービンを含む熱交換器を通過する循環ル
ープを含み、上記炉圧力容器および隣接する要素が全体
を包囲する実質的にガス不透過性の格納構造内に収納さ
れ、格納構造は炉圧力容器および隣接する要素をとり囲
む気体状雰囲気を保ち、冷却水のプールを保持する少な
くとも１つの隔離容器が、格納構造の雰囲気から隔離さ
れ、格納構造内で炉圧力容器より上のレベルに配置され
、上記隔離容器は内部に保持された冷却水プールに沈め
た少なくとも１つの熱交換器ユニットを含み、この熱交
換器ユニットの入口は所望に応じて炉圧力容器の内部と
流体連通し、また圧力容器をとり囲む格納構造の雰囲気
と流体連通し、スチームを凝縮するための冷却水のプー
ルを入れる少なくとも１つのサプレッションプール室が
炉圧力容器に隣接して位置し、上記格納構造の雰囲気に
開口連通した隣接区域に通じる水平なベントを有し、ベ
ントダクトが各隔離容器プールに沈めた各熱交換器ユニ
ットの出口から下向きにサプレッションプール室中まで
延在し、ベントダクトの開口端は冷却水プールの水面よ
り下、かつ隣接区域を通る水平なベントのレベルより上
で終端し、上記ベントダクトより直径の大きい管状スリ
ーブがサプレッションプール室の冷却水プール内に沈め
られ、上記ベントダクトの開口下端と軸線方向心合せ関
係でだいたい鉛直に配置され、スリーブの開口上端は、
上記ベントダクトの開口下端より上に上向きに延在し、
かつその開口下端を隙間を残した関係で包囲し、またス
リーブの開口下端は上記サプレッションプール室の底よ
り上に離れており、こうして隔離容器のプールに沈めら
れた熱交換器ユニットからベントダクトを通ってくる下
向きの流体吐出し流れにより、上記サプレッションプー
ル室内の冷却水を強制的に循環させ、そのときの循環通
路は、管状スリーブ内で下向きから始まって、管状スリ
ーブの境界内で上記ベントダクトの外周のまわりを上向
きに続き、管状スリーブの外部を再び下向きに流れ、そ
れから管状スリーブにその開口底端からはいり、管状ス
リーブ内を上向きに流れてリサイクルする円状通路をた
どり、このサイクルを繰り返して、取り込まれた熱エネ
ルギーをサプレッション室の冷却水プール全体により均
一に効率よく分配する構成とした水冷核分裂炉プラント
。 - 【請求項６】上記隔離容器が上記格納構造の外側に配置
された、請求項５に記載の水冷核分裂炉プラント。 - 【請求項７】隔離容器および液体／蒸気相分離装置が両
方とも上記格納構造の外側に配置された、請求項５に記
載の水冷核分裂炉プラント。 - 【請求項８】熱交換器ユニットと液体／蒸気相分離装置
を一体化して複合要素とした、請求項５に記載の水冷核
分裂炉プラント。 - 【請求項９】各熱交換器ユニットの出口から下向きにサ
プレッションプール室まで延在するベントダクトは、サ
プレッションプール室で終端し、その開口端が傾斜した
開口を有する、請求項５に記載の水冷核分裂炉プラント
。 - 【請求項１０】各熱交換器ユニットの出口から下向きに
サプレッションプール室まで延在するベントダクトは、
その出口端に隣接するダクト壁に複数の横向きオリフィ
スが設けられている、請求項５に記載の水冷核分裂炉プ
ラント。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US580,672 | 1990-09-11 | ||
| US07/580,672 US5102617A (en) | 1990-09-11 | 1990-09-11 | Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04256894A true JPH04256894A (ja) | 1992-09-11 |
Family
ID=24322058
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3255990A Pending JPH04256894A (ja) | 1990-09-11 | 1991-09-09 | 水冷原子炉プラント用の受動冷却系統 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5102617A (ja) |
| EP (1) | EP0475700A1 (ja) |
| JP (1) | JPH04256894A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010032526A (ja) * | 2009-08-31 | 2010-02-12 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント |
| JP2012233711A (ja) * | 2011-04-28 | 2012-11-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置 |
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| US5169595A (en) * | 1991-09-03 | 1992-12-08 | General Electric Company | Reactor core isolation cooling system |
| US5282230A (en) * | 1992-11-25 | 1994-01-25 | General Electric Company | Passive containment cooling system |
| US5295168A (en) * | 1993-04-15 | 1994-03-15 | General Electric Company | Pressure suppression containment system |
| US5353318A (en) * | 1993-05-03 | 1994-10-04 | General Electric Company | Pressure suppression system |
| US5377243A (en) * | 1993-10-18 | 1994-12-27 | General Electric Company | Passive containment cooling system with drywell pressure regulation for boiling water reactor |
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| DE69422402T2 (de) * | 1994-04-13 | 2000-08-03 | Finmeccanica Spa | Naturumlauf-Dampfkondensator für -Kernreaktorschutzsystemen |
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| FR2751401B1 (fr) * | 1996-07-19 | 1998-08-28 | Commissariat Energie Atomique | Systeme de decharge de vapeur a condenseur interne |
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| RU2631057C1 (ru) * | 2016-12-28 | 2017-09-18 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
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| CN111599493B (zh) * | 2020-05-09 | 2023-03-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种抑压水池 |
| CN111599492B (zh) * | 2020-05-09 | 2023-05-30 | 哈尔滨工程大学 | 一种抑压管及应用该抑压管的抑压水池 |
| CN111599494B (zh) * | 2020-05-09 | 2023-05-30 | 哈尔滨工程大学 | 一种抑压水池 |
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-
1990
- 1990-09-11 US US07/580,672 patent/US5102617A/en not_active Expired - Fee Related
-
1991
- 1991-09-09 JP JP3255990A patent/JPH04256894A/ja active Pending
- 1991-09-09 EP EP91308208A patent/EP0475700A1/en not_active Withdrawn
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0475700A1 (en) | 1992-03-18 |
| US5102617A (en) | 1992-04-07 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 19950620 |