JPH04337499A - 沸騰水型原子炉 - 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】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉に係り、原子炉
の安全設計で想定することになっている冷却材喪失時に
、ポンプなどの動的な機器を使用せず、炉心を冷却し、
炉心で発生する崩壊熱を長期にわたって格納容器外部へ
放熱し、格納容器内の圧力上昇を抑制するのに好適な沸
騰水型原子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉では、たとえば機
械工学便覧Ｃ７（１９８８）に記載のように、原子炉の
安全設計で想定することになっている冷却材喪失時には
、まず、破断口から発生する大量の蒸気を、原子炉圧力
容器の下方に設けた圧力抑制プールに導いて凝縮させ、
格納容器内の圧力上昇を許容値以下に抑制する。その後
、高圧炉心スプレー系，低圧炉心スプレー系，低圧注入
系、および、自動減圧系から構成される非常用炉心冷却
系が作動し、圧力抑制プールの水をポンプで汲みあげて
炉心を冷却する。また、残留熱除去系では、圧力抑制プ
ールの水をポンプで格納容器外の熱交換器に送水し、炉
心からの崩壊熱を除去する。

【０００３】残留熱除去系に関する他の従来技術は、特
開昭６３−１９１０９６号公報のように、格納容器の外
周部に冷却水プールを備え、格納容器表面を伝熱面とし
て圧力抑制室から外周プールへ熱を伝え、格納容器を冷
却する方法がある。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】上記の従来炉で採用さ
れている非常用炉心冷却系や残留熱除去系では、冷却材
喪失時に、ポンプ、熱交換器のほか非常用電源設備など
の補助設備を必要とすること、また、安全系統を多重化
していることにより、プラントが複雑になっている。

【０００５】また、上記の特許公報に記載の外周プール
方式の格納容器冷却系では、相対的に出力の大きい原子
炉に適用する場合、放熱量を増大させるため、伝熱面と
なる格納容器を大型化する必要がある。格納容器の伝熱
面積を増加させるため、格納容器の直径を増す。または
、ベント管水深を深くして伝熱に有効な領域を高さ方向
に拡大することが考えられる。しかし、格納容器の直径
の増大は容器の耐圧能力の低下をもたらし、放熱特性上
は好ましくない。また、ベント管水深を深くすると、事
故後、初期に大量の蒸気が急激に圧力抑制室内に流入す
る際に、圧力抑制プール水の盛り上がりが大きくなるた
め、圧力抑制室内の構造物の強度を増す必要があり好ま
しくない。

【０００６】本発明の目的は、沸騰水型原子炉において
、ポンプのような動的機器を排除し、重力や、流体の自
然対流といった自然力を利用した静的設備を組合わせて
非常用炉心冷却系，格納容器冷却系を構成することによ
り、格納容器の小型化を図ることにある。

【０００７】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は原子炉圧力容器を格納するドライウエルと
、圧力抑制プールを保有する圧力抑制室と、圧力抑制室
とドライウエルを連結するベント管をもつ沸騰水型原子
炉において、圧力抑制室を原子炉圧力容器の上方に配置
する。非常用炉心冷却系は、圧力抑制プールと炉心を接
続する配管及び原子炉圧力容器の側方に冠水系配管を設
け、それらの配管途中にそれぞれ逆止弁を設ける。

【０００８】格納容器冷却系は、ドライウエル内に熱交
換部をもつ複数の伝熱管を配置し、伝熱管の入口部の冷
却水の供給するプールに接続し、出口部を熱交換部の上
方に設置した格納容器外部のプールに接続させる。

【０００９】この非常用炉心冷却系と、格納容器冷却系
を組合わせて用いることにより前記課題を解決すること
ができる。

【００１０】

【作用】以下、本発明の作用について説明する。

【００１１】初めに、非常用炉心冷却系の作用について
説明する。

【００１２】原子炉の配管破断による冷却材喪失時には
、原子炉圧力容器内の冷却材が、破断口からドライウエ
ルに流出する。冷却材が圧力バウンダリ外へ放出される
ので、炉心流量が減少し炉心の冷却能力が低下する。 そこで炉心を冷却するため、まず原子炉を停止した後、
従来炉と同様、主蒸気管に設けられた逃がし安全弁から
蒸気を、原子炉圧力容器の上方に配置した圧力抑制プー
ルに開放して、原子炉の減圧を促進する自動減圧系を作
動させる。

【００１３】事故直後のブローダウン過程終了後、炉内
圧力の低下に従って、原子炉圧力容器の上方に配置され
た圧力抑制プールと炉心との高低差に基づく水頭差が上
回るようになる。その時点で、圧力抑制プールと原子炉
圧力容器を接続する配管から、圧力抑制プール内のプー
ル水を炉心に注入する。

【００１４】圧力抑制プールには、大容量の水量を確保
しており、圧力抑制プールの保有水は炉心を冠水した後
、配管の破断口からオーバフローさせ、下部ドライウエ
ル空間を水没させる。さらに、原子炉圧力容器の配管ノ
ズル部以上まで水位を上昇させ、ドライウエル部に水プ
ール（以下下部プールと呼ぶ）を形成する。

【００１５】図２は、圧力抑制プールの保有水の変化を
示したものである。図２の（ａ）は、通常運転中の保有
水の位置を示し、圧力抑制プール内には全量の冷却水を
保有している。次に図２の（ｂ）は、圧力抑制プール内
の保有水を炉心との高低差によって炉心に注入して、圧
力抑制プール内の保有水がなくなり、ドライウエル部に
下部プールが形成された状態を示す。

【００１６】下部プールの形成に伴って、原子炉圧力容
器の側方に配置された炉心冠水系配管入口部と炉心との
間の水頭差が生じる。この水頭差を利用し、炉心冠水系
配管を通して、下部プール内の水を炉心に注入すること
が可能になる。炉心に注入された水は、崩壊熱を受けて
蒸発する。その蒸気は、配管破断口を通って下部プール
内で凝縮して水に戻り、再度炉心に注水されるという循
環を形成するため、外部からの補給水なしで、炉心の長
期冷却が可能になる。この下部プールは、破断口から流
出する蒸気を凝縮するため、従来炉の圧力抑制プールと
同等の機能を果たす。

【００１７】従って、圧力抑制プールには、重力落下式
の非常用炉心冷却系として炉心を冷却するに必要な水量
のほか、ドライウエル部に下部プールを形成するのに必
要な水量を考慮して保有水量を設定する。

【００１８】このように原子炉圧力容器上方に設置した
圧力抑制プール水は、冷却材喪失時の初期のブローダウ
ン過程では、従来炉と同様、蒸気凝縮により圧力上昇を
抑制する。ブローダウン過程が終了し、炉内圧力低下後
は、炉心との水頭差に基づいて、重力落下という静的な
作動原理により非常用炉心冷却系として作動する。また
、圧力抑制プール水を注入し、原子炉圧力容器からの溢
水によって形成された下部プール内では、炉心冠水系が
機能し、炉心を長期的に冷却する。

【００１９】次に、格納容器冷却系の作用を説明する。

【００２０】冷却材喪失事故発生後の、長期冷却時には
、炉心で発生する崩壊熱によって生じる蒸気が、破断口
から下部プールに流入する。下部プールに流入した蒸気
は、水中で凝縮して潜熱を放出し、下部プールの水温を
上昇させる。下部プールの温度上昇に伴い、下部プール
の水温に相当する飽和蒸気圧が上昇するため、格納容器
内の圧力が上昇していく。

【００２１】下部プールの形成により、ドライウエル内
に配置された複数の伝熱管の熱交換部が下部プール中に
浸水する。伝熱管入口部は、冷却水を供給するため下部
プール水と独立したプールに接続させる。一方、伝熱管
出口部は、伝熱管の熱交換部より上方に設けられた格納
容器外部の水プール（以下外部プールと呼ぶ）に接続さ
せている。下部プールの温度上昇によって、伝熱管内の
冷却水が加熱され、伝熱管内の冷却水は自然対流によっ
て上方へ流れ、下部プールからの熱が伝熱管を介して外
部プールに伝熱される。その後、外部プールの温度が上
昇し、最終的には外部プールの蒸発により炉心の崩壊熱
を格納容器外へ放熱させることができる。

【００２２】一方、伝熱管内の低温水で冷却された下部
プール水は、密度が大きくなりプール下方へ流れていく
。下部プール内上方には、破断口から流出する蒸気が凝
縮して高温水の領域を形成するが、伝熱管部での冷却に
よりプール下方へ水が引き込まれるため、下部プール内
にも自然対流による循環流が形成される。このように下
部プールを自然対流によって冷却できるため、格納容器
の圧力上昇を抑制できる。

【００２３】なお自然対流による冷却では、単位面積当
りの熱交換量が小さいため、伝熱面積を大きく確保する
必要があるが、本発明ではドライウエル内に熱交換部を
挿入した伝熱管の本数、または、直径を増加させること
により、対象とする原子炉プラントの出力に応じて、放
熱に必要な伝熱面積を拡大させることが容易となる。従
って格納容器を、直接、伝熱面として用いる前述の特許
公報記載の外周プール方式に比べ、格納容器の形状に依
存せずに伝熱面積を拡大できるため、大出力の原子炉プ
ラントに適用した場合でも、格納容器の小型化を図るこ
とができる。

【００２４】本発明での格納容器冷却系は、ポンプなど
の動的機器を使用せず、前記の重力落下式の非常用炉心
冷却系を兼用する圧力抑制プールからの冷却水により形
成された下部プールの自然対流と、下部プールに挿入さ
れている伝熱管内の自然対流により、炉心で発生する崩
壊熱を格納容器外部へ放熱することができる。

【００２５】

【実施例】以下、本発明の一実施例を図１ないし図５を
用いて説明する。

【００２６】格納容器１０の内部には、原子炉圧力容器
２を格納するドライウエル１１と、原子炉圧力容器２の
上方に配置され圧力抑制プール１２を保有する圧力抑制
室と、圧力抑制室とドライウエル１１とを連結するベン
ト管１３がある。

【００２７】非常用炉心冷却系は、圧力抑制プール１２
と炉心１を接続する配管２１と、配管２１に設けた逆止
弁２２，自動減圧系２３、および原子炉圧力容器の側部
に設けた冠水系配管２４と逆止弁２５により構成してい
る。格納容器冷却系は、原子炉建屋内をコンクリート構
造とし、円筒状のキャビティ３１と連通孔３２をコンク
リート構造壁内に設け、キャビティ３１内に複数の二重
伝熱管３３の熱交換部を配置している。二重伝熱管３３
の外管の出口部は、二重伝熱管３３の熱交換部の上方に
設置された格納容器１０外部の水プール３４の上方に開
放され、二重伝熱管３３の内管の入口部は、外部プール
３４の下方に接続されている。

【００２８】冷却材喪失時には、原子炉圧力容器２内の
冷却材は、破断口からドライウエル１１に流出する。配
管破断によって、炉心流量が減少するため、炉心１の冷
却能力が低下する。

【００２９】まず炉心１を制御棒（図示せず）の挿入に
より核的に停止した後、自動減圧系２３が作動し、主蒸
気管３に設けられた逃がし安全弁から蒸気を、圧力抑制
プール１２に開放して、原子炉の減圧を促進する。

【００３０】自動減圧系２３の作動により、炉内圧力が
圧力抑制プール１２と炉心１との水頭差による圧力より
低下し、逆止弁２２が開となり、圧力抑制プール１２内
の保有水が重力によって配管２１から炉心１に注入され
る。

【００３１】圧力抑制プール１２が保有する大容量の冷
却水は、炉心１を冠水した後、配管破断口から溢水し、
原子炉圧力容器２の下部ドライウエル空間を水没させる
。さらに図２の（ｂ）に示すように、原子炉圧力容器２
の配管ノズル部の上端まで水位を上昇させ、下部プール
１４を形成する。これにより、下部プール１４は従来炉
での圧力抑制プールと同等の機能を果たすことができる
。

【００３２】下部プール１４の形成によって、冠水系配
管２４の入口部と炉心１との間の水頭差が生じる。この
水頭差を利用して、冠水系配管２４を通して、下部プー
ル１４の水が炉心１に注入される。図３に示すように、
炉心１に注入された水は、崩壊熱を受けて蒸発する。そ
の蒸気は、配管破断口を通って下部プール１４内で凝縮
して水に戻る。従来炉では、常に、ベント管１３から圧
力抑制プール１２に蒸気を導き凝縮させていたが、本発
明では事故後初期のブローダウン過程にのみ圧力抑制プ
ール１２に蒸気を導き、炉内圧力低下後は圧力抑制プー
ル１２の保有水を重力落下させているため、下部プール
１４が従来炉での圧力抑制プールと同等の機能を果たす
ようになる。

【００３３】下部プール１４のプール水は、キャビティ
３１内の二重伝熱管３３による冷却によって温度が低下
するためキャビティ３１内を下降し、構造壁３０の下方
に設けられた連通孔３２から原子炉圧力容器２側へ流れ
る。低温となった下部プール１４の水は、再度、冠水系
配管２４を通って、炉心１に供給されるため、外部から
の補給水なしで、炉心１の長期冷却が可能になる。

【００３４】本実施例での非常用炉心冷却系は、ポンプ
などの動的機器を使用せず、炉心との水頭差という静的
な原理に基づいて作動するため、プラントの運転員の操
作が不要である。さらに事故後の炉内圧力低下に応じ、
順次、圧力抑制プール１２からの重力落下、圧力抑制プ
ールの溢水により形成された下部プール１４内での炉心
冠水系と機能を分担しており、冷却系が切り替わっても
、炉心を連続して冷却できるため、運転員の誤操作や機
器故障要因を排除でき、プラントの信頼性が向上する。

【００３５】また、下部プール１４の形成により、下部
ドライウエル空間が水没状態となる。これにより現実的
には起こりえないと考えられる仮想的な炉心溶融事故時
に、溶融炉心が原子炉圧力容器２を貫通して格納容器１
０内に落下する事態を想定しても、水による冷却で格納
容器１０の健全性を確保することができ、プラントの安
全性が向上する。

【００３６】さらに、原子炉圧力容器２の上方に配置し
ていた圧力抑制プール１２の保有水を、ドライウエル１
１部に落下させて下部プール１４を形成することにより
、原子炉建屋の重心位置が下方に移動するため、冷却材
喪失時の原子炉建屋の耐震性が向上する。

【００３７】次に、下部プール１４に吸収される崩壊熱
を、二重伝熱管３３によって構成した格納容器冷却系に
より格納容器１０外へ放熱する。

【００３８】破断口から下部プール１４に流入した蒸気
は、水中で凝縮して潜熱を放出し、下部プール１４の水
温を上昇させる。

【００３９】図４は、図２（ｂ）のＡ−Ａ部を示す横断
面図である。コンクリート構造壁の中に円筒状のキャビ
ティ３１が、格納容器内の円周方向に複数設けられてお
り、そのキャビティ３１の下部には原子炉圧力容器２側
への連通孔３２があり、キャビティ３１，連通孔３２と
も下部プール１４の水中に没している。

【００４０】下部プール１４を冷却するための二重伝熱
管３３は、キャビティ３１内に挿入されている。この実
施例では、大口径で小本数の二重伝熱管により放熱に必
要な伝熱面積を確保している。伝熱管を二重管構造とす
ることにより、外部プール３４と接続するために格納容
器１０を貫通する箇所が、伝熱管一本につき一ヵ所で済
むため、格納容器バウンダリが単純となり保守点検が容
易になる。また小口径で多数本の伝熱管とした場合に比
べ、一本当りの伝熱面積が大きく確保でき、溶接点数が
少ないことから製作コストや信頼性の観点からも有利と
なる。

【００４１】二重伝熱管３３外管は、構造壁３０によっ
て区画されたキャビティ３１内の下部プール１４水によ
り加熱される。図５に示すように、加熱された二重伝熱
管３３外管内の冷却水は、外管内を上昇し、格納容器１
０外部に設置された外部プール３４内に自然対流によっ
て流入する。一方、二重伝熱管３３内管の取水口は、外
部プール３４の下方に設置されているため、外部プール
３４内の低温の冷却水が密度差によって、内管を下降す
る。二重伝熱管３３の下端では内管と外管が連通してい
るため、再度、下部プール１４により外管の水が加熱さ
れるという循環流が形成される。

【００４２】下部プール１４内のプール水は、炉心冠水
系の作動により、冠水系配管２４から炉心１に注水され
る。崩壊熱により蒸気となった冷却水が、破断口から流
出し下部プール１４内で凝縮するため、下部プール１４
の上部には伝熱に有効となる高温域が形成されている。 二重伝熱管３３の冷却により、キャビティ３１下方へ高
温域のプール水が引き込まれるため、下部プール１４内
にはキャビティ３１内を下降し、構造壁３０の下部に設
けられた連通孔３２を通って原子炉圧力容器２側へ流れ
るという自然対流による循環流が形成される。

【００４３】この下部プール１４および二重伝熱管３３
内の自然対流熱伝達により、下部プール１４に吸収され
た崩壊熱は、二重伝熱管３３を介して外部プール３４に
伝熱される。最終的には外部プール３４のプール水が蒸
発することにより、崩壊熱が格納容器１０外部へ放熱さ
れため、下部プール１４の温度上昇が抑制され、格納容
器１０内の圧力上昇を抑制できる。

【００４４】本実施例での格納容器冷却系は、ポンプな
どの動的機器を使用せず、重力落下型非常用炉心冷却系
を兼用する圧力抑制プール１２からの冷却水で形成され
る下部プール１４内での自然対流や蒸気凝縮、二重伝熱
管内３３内での自然対流、格納容器１０外部の外部プー
ル３４内の蒸発という静的な原理に基づいて、炉心で発
生する崩壊熱を格納容器外へ除去することができる。

【００４５】次に、本発明の格納容器冷却系に関する他
の実施例を図６，図７により説明する。図６に示す実施
例は、格納容器１０を貫通する伝熱管出入口箇所は前述
の実施例と同様二重管構造としているが、キャビティ３
１内では、二重管の内管３８が外管３９から分岐し下部
ヘッダ３６に接続し、外管３９と接続する上部ヘッダ３
７の間を複数の伝熱管３５により連結した構造とした。

【００４６】この実施例でも、キャビティ３１内の高温
域の下部プール１４水によって加熱された伝熱管３５内
の冷却水は、管内を上昇し上部ヘッダ３７から格納容器
１０外部に設置された外部プール３４内に自然対流によ
って流入する。二重伝熱管内管３８の取水口は、外部プ
ール３４の下方に設置されているため、外部プール３４
内の低温の冷却水が密度差によって内管３８を下降し、
下部ヘッダ３６から各伝熱管３５に冷却水を供給し、再
度、下部プール１４により伝熱管３５の水が加熱される
という循環流が形成され、下部プール１４を冷却できる
。

【００４７】このように、伝熱管の出入口部を二重管構
造として格納容器１０の貫通部を増加させることなく、
キャビティ３１内で伝熱管の本数、あるいは直径を増加
させることにより、放熱に必要とする伝熱面積の確保が
容易であり、大出力の原子炉プラントにも適用できる。

【００４８】また、図７に示す実施例は、下部プール１
４の水位が低い場合、破断口からドライウエル１１に流
出する蒸気を、直接キャビティ３１内に設けた複数の伝
熱管３５内の冷却水により凝縮させて熱交換させるもの
である。

【００４９】伝熱管３５外の蒸気の凝縮熱伝達により、
伝熱管３５内の冷却水が加熱され、上部ヘッダ３７から
外管３９を通って外部プール３４に熱が伝わる。凝縮水
は、伝熱管３５表面に沿ってキャビティ３１の下方に流
下し、下部プール１４水と混合して、再度、冠水系配管
２４から炉心１に注水される。このように本実施例では
、熱伝達特性の良い蒸気凝縮を利用して、伝熱管３５を
介して崩壊熱を外部プール３４に放熱できる。また、下
部プール１４を形成するための、圧力抑制プール１２の
保有水量の低減も期待できる。

【００５０】このように、本発明では、ポンプなどの動
的機器を使用せず、静的な作動原理に基づく非常用炉心
冷却系と格納容器冷却系を組み合わせて安全系を構成す
るため、格納容器冷却系の伝熱面積が格納容器形状に依
存しないため、大出力の原子炉プラントに適用する場合
にも格納容器の小型化が図れる。

【００５１】図１の実施例によれば、圧力抑制室を原子
炉圧力容器の上方に配置したことで、原子炉の安全設計
で想定することになっている冷却材喪失時に、圧力抑制
プールと炉心との水頭差を利用して、重力落下型の非常
用炉心冷却系として炉心に注水できる。

【００５２】圧力抑制プールの冷却水の溢水によりドラ
イウエル部に形成された下部プールは、ドライウエルに
流出する蒸気の凝縮という従来の圧力抑制プールの機能
を果たす。これに加え、下部プール内では炉心冠水系が
作動し、事故直後から長期冷却過程まで連続して炉心を
冷却できる。さらに原子炉建屋の重心位置が下方に移動
するため、事故時の原子炉建屋の耐震性が向上する。

【００５３】また、格納容器冷却系をドライウエル内に
熱交換部をもつ複数の二重伝熱管で構成し、下部プール
および伝熱管内の自然対流によって炉心の崩壊熱を格納
容器外の外部プールへ放熱するため、格納容器の圧力上
昇を抑制できる。さらに放熱に必要な伝熱面積が、従来
の外周プール方式と異なり、格納容器形状に依存せずに
確保できるため、格納容器の小型化が図れる。

【００５４】図６の実施例によれば、伝熱管の出入口部
を二重管構造として格納容器の貫通部を増加させること
なく、キャビティ内の熱交換部において伝熱管の本数や
、直径を増加させることにより、放熱に必要な伝熱面積
の確保が容易なため、大出力の原子炉プラントにも適用
できる。

【００５５】図７の実施例によれば、ドライウエルに流
出した蒸気を直接伝熱管により凝縮させることができ、
放熱特性が向上する。

【００５６】

【発明の効果】本発明によれば、静的な作動原理に基づ
く非常用炉心冷却系と、格納容器冷却系を組合わせた安
全系の採用により、系統の簡素化が図れるため、プラン
トの信頼性や建設性，経済性が向上する。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例による原子炉設備を示す縦断
面図。

【図２】圧力抑制プールの保有水の移行経路を示す説明
図。

【図３】炉心冠水系作動時の説明図。

【図４】下部プール形成後の格納容器内のＩＶ−ＩＶ矢
視断面図。

【図５】二重伝熱管と下部プール内の流動状況を表わす
説明図。

【図６】本発明の一実施例による原子炉設備を示す断面
図。

【図７】本発明の他の実施例による原子炉設備を示す断
面図。

【符号の説明】

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…主蒸気管、１０…
格納容器、１１…ドライウエル、１２…圧力抑制プール
、１３…ベント管、１４…下部プール、２１…配管、２
２…逆止弁、２３…自動減圧系、２４…冠水系配管、２
５…逆止弁、３０…構造壁、３１…キャビティ、３２…
連通孔、３３…二重伝熱管、３４…外部プール、３５…
伝熱管、３６…下部ヘッダ、３７…上部ヘッダ。

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉圧力容器を格納するドライウエルと
   、圧力抑制プールを保有する圧力抑制室と、前記圧力抑
   制室と前記ドライウエルを連結するベント管と、格納容
   器をもつ沸騰水型原子炉において、前記圧力抑制室を前
   記原子炉圧力容器の上方に配置し、前記圧力抑制プール
   と炉心とを接続する配管と逆止弁、および前記ドライウ
   エル内に前記原子炉圧力容器の側部から前記炉心と接続
   する配管と逆止弁を設け、前記ドライウエル内に熱交換
   部をもった複数の伝熱管を配置し、前記伝熱管の入口部
   を冷却水を供給するプールに、出口部を前記格納容器の
   外部のプールに接続していることを特徴とする沸騰水型
   原子炉。
2. 【請求項２】請求項１において、冷却材喪失事故時に、
   ブローダウン過程終了後、前記圧力抑制プールと前記炉
   心との水頭差によって前記圧力抑制プールから前記炉心
   に冷却水を注水し、破断口から溢れた水により前記ドラ
   イウエルを冠水し下部プールを形成する沸騰水型原子炉
   。
3. 【請求項３】請求項１または請求項２において、前記圧
   力抑制プールからの冷却水の溢水により形成された下部
   プール内に、前記伝熱管の前記熱交換部が挿入されてい
   ることにより、前記下部プール内と前記伝熱管内の自然
   対流熱伝達によって炉心で発生する崩壊熱を前記格納容
   器の外部へ放熱する沸騰水型原子炉。