JPH06294884A

JPH06294884A - 原子炉システム

Info

Publication number: JPH06294884A
Application number: JP6003344A
Authority: JP
Inventors: Craig D Sawyer; クレイグ・デラニー・ソーヤー
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1993-01-21
Filing date: 1994-01-18
Publication date: 1994-10-21
Also published as: EP0613153A1; US5303274A

Abstract

(57)【要約】【目的】現存する原子炉システムに遡って装備するこ
とをができる受動格納容器冷却系の形の付属熱除去手段
を提供する。【構成】付属熱除去手段は原子炉格納容器１２に隣接
してその外部に配置された構造物５０を含み、この構造
物の上部隔室５２内の冷却水プール６０中には熱交換器
６２が配置され、下部隔室５６内には水プール６３が配
置されている。熱交換器は流入管路および流出管路を介
してドライウェル空間２０と連絡している結果、格納容
器内に存在する加熱流体は熱交換器内に流入して冷却さ
れ、その復水部分は熱交換器からドライウェル空間に戻
される一方、非凝縮性ガス部分は下部隔室内の水プール
中に導入される。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の背景】本発明は原子炉格納容器の受動冷却に関
するものである。更に詳しく言えば本発明は、原子炉格
納容器およびそれを収容する建屋の外部に据付けること
ができると共に、受動冷却系部品による格納容器および
建屋の貫通の必要性を最少限に抑えるような隔離凝縮器
型の受動冷却系に関する。

【０００２】１９９０年５月４日に提出の米国特許出願
第０７／５１９０７０号（特願平３−１１７８７５号）
並びに米国特許第５０８２６１９および５１０６５７１
号の明細書中には、原子炉システムにおける冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）の結果として格納容器内に発生する初
期熱負荷および崩壊熱負荷の受動的な除去に関連して隔
離凝縮器を使用することが開示されている。

【０００３】これらの明細書中に開示された冷却系はま
た、原子炉圧力容器を包囲する隔室内に収容された水か
ら成るサプレッションプール中に原子炉圧力容器および
（または）格納容器内のドライウェル空間から流体を放
出することによって初期熱の放散を達成することもでき
る。サプレッションプール中への放出はまた、隔離凝縮
器からの復水の回収および隔離凝縮器内において冷却さ
れかつ復水から分離された非凝縮性ガス（たとえば窒
素）の回収に関連して使用することもできる。

【０００４】加熱されかつ加圧された流体をドライウェ
ル空間からサプレッションプール中に放出すること、並
びに復水および非凝縮性ガスを隔離凝縮器からサプレッ
ションプール中に放出することが可能である理由は、こ
れらの流体およびガスとサプレッションプールの上方に
位置する気体空間との間に圧力差が存在することにあ
る。

【０００５】その他の原子炉システムにおいては、ＬＯ
ＣＡ時の熱負荷の放散は様々なやり方で達成される。た
とえば、１９６０年代および１９７０年代において何基
か建設されたタイプの原子炉システムにおいては、格納
容器の上部空間内に原子炉が配置されており、またサプ
レッションプール室を規定する下部空間内には冷却水お
よびそれの上方に位置する気体空間が存在している。か
かる上部空間および下部空間は水平の構造物（たとえ
ば、コンクリート製の床）によって隔離されている。上
部空間内においては、コンクリート製のペデスタルがコ
ンクリート製の床から一定の距離だけ上方に伸びてい
て、それが原子炉圧力容器を受止めて支持するための台
座として役立つ。床には複数の垂直に配置された排気管
が同心円状に配列されていて、それらの入口側端部は上
部空間に通じており、またそれらの出口側端部はサプレ
ッションプールの水面下に沈められている。

【０００６】ＬＯＣＡの発生時には、上部空間（または
ドライウェル空間）内に存在する加熱されかつ加圧され
た流体が排気管を通してサプレッションプール中に導入
され、それによって初期熱の放散が達成される。この場
合、蒸気はサプレッションプール中において凝縮する一
方、窒素のごとき非凝縮性ガスはサプレッションプール
中において冷却されてから上方の気体空間内に放出され
る。初期熱の放散はまた、（原子炉圧力容器の破裂が存
在しなければ）原子炉圧力容器内の水を冷却手段に再循
環させることによっても達成することができる。かかる
冷却手段は、環境に対する安全上の理由から、中間の熱
交換器および格納容器の外部に位置する最終の熱交換器
を含むことがある。サプレッションプールの温度が極め
て急速に上昇することを考慮すれば、サプレッションプ
ールの水を同様にして再循環させることもできる。崩壊
熱の放散は、サプレッションプールの水および原子炉圧
力容器内の水に関する同じ再循環機能によって達成され
る。なお、これらの原子炉システムは受動熱除去能力を
有しないことに注意すべきである。

【０００７】最後に述べた原子炉システムは予想される
ＬＯＣＡ時の熱負荷を処理し得るように設計されている
とは言え、非凝縮性ガスに関するサプレッションプール
の冷却機能が無効になる場合があるという欠点および潜
在的な危険が存在する。このような状況が生じるのは、
ＬＯＣＡに炉心溶融が伴う場合である。そのような場合
には、炉心溶融の結果としてコンクリート製の床の構造
が破壊され、それによって上部空間（またはドライウェ
ル空間）が下部空間内のサプレッションプールの上方に
位置する気体空間と直接に（すなわち、サプレッション
プールの介在なしに）連絡することがある。その結果、
高圧の非凝縮性ガスをサプレッションプール中において
冷却してから放出するための低圧空間が格納容器内にも
はや存在しないことになる。

【０００８】上記のごとき欠点を有する原子炉システム
は、大形で重厚な格納容器構造物を含んでいる。それ
故、上記のごとき炉心溶融の作用に対抗すると共に、初
期熱の除去および長期にわたる崩壊熱の放散の両方に関
する冷却能力を付与するための改良を原子炉システムに
簡便かつ容易に施すことが困難となっている。

【０００９】

【発明の目的および概要】本発明の目的の１つは、特に
原子炉を含むドライウェル空間がサプレッションプール
の上方に位置するようなタイプの現存する原子炉システ
ムに遡って装備し得るように構成されかつ先行技術の欠
点を解消するような受動格納容器冷却系の形態の原子炉
システム用付属熱除去手段を提供することにある。

【００１０】本発明のもう１つの目的は、炉心溶融の結
果として格納容器内のドライウェル空間とそれの下方に
位置するウェットウェル気体空間とを隔離する床が破壊
され、それによって高圧のガスを放出するための低圧空
間が格納容器から失われるようなＬＯＣＡに際して格納
容器内に存在する非凝縮性ガスを放出するための場所と
して役立つ気体空間を含む受動格納容器冷却系を提供す
ることにある。

【００１１】本発明の更にもう１つの目的は、これまで
受動格納容器冷却能力を有していなかったタイプの原子
炉システムに対して受動格納容器冷却能力を容易かつ簡
便に付与することにある。

【００１２】本発明に従って簡単に述べれば、新たに建
設される原子炉システムの一部として組込むこともでき
るが、特に現存する原子炉システムに遡って装備するこ
とを目的とする付属熱除去手段が提供される。かかる付
属熱除去手段は、ＬＯＣＡの発生に際して原子炉格納容
器からの熱除去を随意に補助するために役立つと共に、
炉心溶融の結果として格納容器内のドライウェル空間と
ウェットウェル空間とを隔離する床の構造が破壊され
て、そのためにＬＯＣＡにより格納容器内に生じる加熱
流体の非凝縮性ガス部分を放出し冷却しかつ貯蔵するた
めの空間が格納容器から失われた場合に、ドライウェル
空間からの全ての熱除去機能を実行するために役立つ。
このような付属熱除去手段は好ましくは原子炉格納容器
に隣接しながらそれの外部に配置された構造物を含んで
いて、かかる構造物の上部隔室内に位置する冷却水プー
ル中には熱交換器が配置されており、またかかる構造物
の下部隔室内には水プールが配置されている。上記の熱
交換器は流入管路および流出管路を介してドライウェル
空間と連絡している結果、格納容器内に存在する加熱流
体は熱交換器内に流入して冷却されることになる。こう
して得られた復水部分はドライウェル空間に戻される一
方、非凝縮性ガス部分は下部隔室内の水プール中に導入
される。この場合、ＬＯＣＡに伴う床の破壊の結果とし
てドライウェル空間と併合したウェットウェル気体空間
の代りに、下部隔室内の水プールの上方に位置する気体
空間が非凝縮性ガスを放出するための場所として役立
つ。

【００１３】一層詳しく述べれば、本発明を適用し得る
原子炉システムは、中間の床部材によって互いに隔離さ
れた上方のドライウェル空間および下方のウェットウェ
ル空間を有する格納容器構造物を含んでいる。ドライウ
ェル空間内には原子炉圧力容器が配置されており、また
かかる圧力容器の内部には炉心が存在している。ウェッ
トウェル空間内には水から成るサプレッションプールが
収容されていて、このサプレッションプールの正常時の
水面の上方には気体空間が存在している。また、圧力容
器の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）に際してドライウェル
空間内に存在する加熱されかつ加圧された流体をサプレ
ッションプール中に導入し、該流体の蒸気部分をサプレ
ッションプール中において凝縮させると共に該流体の非
凝縮性ガス部分をウェットウェル気体空間に放出し、そ
れによってドライウェル空間から熱を除去しかつドライ
ウェル空間内の圧力を低下させるために役立つ手段が設
けられている。本発明に従えば、冷却材喪失事故に際し
てドライウェル空間からの追加の熱除去を達成すると共
に、冷却材喪失事故時の炉心溶融によって床部材の構造
が破壊された結果としてドライウェル空間とウェットウ
ェル空間とが併合したために上記流体の非凝縮性ガス部
分を放出するための空間が格納容器構造物から失われた
場合にドライウェル空間からの全ての熱除去機能を実行
するために役立つような付属熱除去手段が装備される。
かかる付属熱除去手段は、格納容器構造物の外部に配置
されかつ上部隔室および下部隔室を有する付属構造物を
含んでいる。上部隔室内には少なくとも１台の熱交換器
が配置されており、そしてかかる熱交換器は上部隔室内
に配置された冷却水プールによって包囲されている。こ
の冷却水プールは排気手段を介して外部環境と連絡して
いる。流入管路が熱交換器の入口側端部とドライウェル
空間とを連絡している結果、ドライウェル空間内に存在
する加熱された流体は熱交換器内に流入することができ
る。また、流出管路が熱交換器の出口側端部とドライウ
ェル空間とを連絡している。この流出管路中には復水／
非凝縮性ガス捕集器が配置されている。捕集器内に捕集
された復水はドライウェル空間に送られる一方、捕集器
内に捕集された非凝縮性ガスは排気管に送られる。かか
る排気管の出口側端部は、下部隔室内に存在する水プー
ルの水面よりも下方に沈められている。なお、下部隔室
内には水プールの水面の上方に気体空間が存在してい
る。

【００１４】本発明の上記およびその他の目的、特徴並
びに利点は、添付の図面を参照しながら以下の詳細な説
明を考察することによって一層明確に理解されよう。な
お、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。

【００１５】

【好適な実施の態様の詳細な説明】本発明は、原子炉シ
ステムに対して付属型または予備用の受動格納容器冷却
系を装備することに関する。かかる受動格納容器冷却系
は新たに建設される原子炉システムの一部として組込む
こともできるが、それは主として現存する原子炉システ
ムに受動冷却能力を遡って付与することを目的とするも
のである。更に詳しく述べれば、本発明は原子炉圧力容
器を配置したドライウェル空間の直ぐ下方に位置する独
立したウェットウェル空間内に水から成るサプレッショ
ンプールが収容されているようなタイプの原子炉システ
ムに受動冷却能力を遡って付与するために適用すること
ができる。このような構成の格納容器においては、炉心
溶融の結果としてドライウェル空間とウェットウェル空
間とを隔離する床が破壊されて格納容器内に単一の空間
が形成されるため、そこから加圧されかつ加熱された非
凝縮性ガスを放出することが不可能となる場合がある。

【００１６】図１について説明すれば、原子炉システム
１０は厚い鉄筋コンクリート製の格納容器構造物１２を
含んでいる。かかる格納容器構造物１２は基部１３、概
して円筒形の拡大された下部１４およびテーパ形、円錐
形または円筒形の上部１６を有すると共に、それの頂部
には厚いカバーユニット１７が配置されている。また、
格納容器構造物１２は下部１４と上部１６との接合部に
近接して水平の床１８を含んでいるが、この床１８は格
納容器構造物１２の内部を上方のドライウェル空間２０
と下方のウェットウェル空間２２とに分割している。

【００１７】格納容器構造物１２は、原子炉システム内
において使用されるその他の設備や装置を収容するため
に役立つより大きな建屋２４内に配置することができ
る。このような設備、装置および床構造などは図示され
ていないが、それらが建屋内に存在しかつ運転、保守、
燃料交換などの作業に関連して使用されることは当業者
にとって自明であろう。なお、本発明を適用し得る原子
炉システムのタイプは当業者によって容易に認識される
はずであるが、ここに図示された原子炉システムはゼネ
ラル・エレクトリック・カンパニイ製のＢＷＲマークII
システムであることを特記しておきたい。

【００１８】格納容器構造物１２のドライウェル空間２
０内には原子炉圧力容器２６が配置されているが、これ
は床１８からある距離だけ上方に伸びかつ通例はそれの
一体部分として形成される中空円筒形のペデスタル２８
上に支持されている。圧力容器２８はペデスタル２８の
頂部に位置するサドル部分３０上に載っており、かつコ
ンクリート製の生体遮蔽３２が圧力容器２６を包囲して
いる。点線で示されるごとく、圧力容器２６内には炉心
３４が配置されている。原子炉システムのその他の構成
部品（たとえば、蒸気管路、復水供給管路および炉心制
御棒アセンブリ）は、本発明を正しく理解するために必
要でないので図示されていない。

【００１９】複数の垂直に配置された排気管３６が床１
８に沿って配列されていて、床１８の位置に存在するそ
れらの入口側端部はドライウェル空間２０に通じてい
る。かかる排気管３６は床１８を貫通して下方に伸び、
そしてウェットウェル空間２２内のサプレッションプー
ル３８中にまで達している。これらの排気管３６の下方
の出口側端部はサプレッションプール３８の水面よりも
一定の距離だけ下方に沈められていて、サプレッション
プール３８の上方には気体空間４２が存在している。気
体空間４２とドライウェル空間２０との間におけるガス
の流通は、サプレッションプール３８を通過してのみ可
能である。

【００２０】蒸気管路または圧力容器２６の１個所以上
の破損あるいはその他の原因による圧力容器内の冷却材
の喪失を伴うＬＯＣＡの発生時には、先ず最初にドライ
ウェル空間２０内において直ちに熱の蓄積が起こる。こ
れは、高度に加熱された蒸気および非凝縮性ガス（主と
して窒素）がドライウェル空間２０内に存在するという
現象となって現われる。蒸気および非凝縮性ガスの圧力
が高いため、それらは排気管３６を通ってサプレッショ
ンプール３８中に流出する。その結果として、蒸気は凝
縮し、また非凝縮性ガスはサプレッションプール３８中
において冷却されてから気体空間４２内に放出される。
サプレッションプール３８中における熱の蓄積は急速か
つ高度であるから、前述のごとく、サプレッションプー
ル３８の水を格納容器構造物１２の外部の冷却手段に再
循環させて冷却することが行われる。また、ＬＯＣＡの
原因が圧力容器２６の破壊を含むかどうかに応じ、格納
容器構造物１２からの熱除去手段として圧力容器２６内
の水を再循環させて冷却することもできる。

【００２１】事故が炉心溶融およびそれに伴う床１８の
構造の破壊を含むものである場合には、気体空間４２が
開放されてドライウェル空間２０と併合する結果、ドラ
イウェル空間２０内の加熱された流体の非凝縮部分を冷
却して放出するための独立の空間はもはや存在しないこ
とになる。格納容器構造物１２自体の内部におけるこの
ようなウェットウェルの冷却およびガス抜き機能の喪失
を補うため、付属熱除去手段が設けられる。かかる付属
熱除去手段は、格納容器構造物１２内のウェットウェル
の冷却機能が健全に保たれるような事故の発生時にドラ
イウェル空間２０からの熱除去を補助することができる
と共に、炉心溶融の結果として格納容器構造物１２内の
ウェットウェルの冷却機能が働かなくなった場合には全
ての冷却機能を実行することもできる。次に、このよう
な付属熱除去手段について詳しく説明しよう。

【００２２】図１について説明すれば、大形の建屋２４
に隣接して付属建造物５０が建設されている。かかる付
属建造物５０は元の原子炉システムの建屋の一部として
建設されることもあるが、通例は本発明を最も効果的に
適用し得るタイプの原子炉システムにおいて該システム
の建設後に増設される。かかる付属建造物５０は、上部
隔室５２を規定する空間と、床またはスラブ５４によっ
てそれから隔離された下部隔室５６を規定する空間とを
有する構造物である。また、排気筒５８によって上部隔
室５２が外部環境と連通している。

【００２３】上部隔室５２の内部には冷却水プール６０
が存在しており、そして冷却水プール６０中には少なく
とも１台の隔離凝縮器６２が沈められている。他方、下
部隔室５６は水プール６３を含んでいるが、それの容積
は少なくともサプレッションプール３８の水の容積にほ
ぼ等しいことが必要である。また、水プール６３の上方
の気体空間６４の容積は少なくとも格納容器構造物内の
ウェットウェルの気体空間４２の容積に等しいことが必
要であり、そして気体空間４２の容積の約２〜３倍であ
れば一層好ましい。

【００２４】隔離凝縮器６２への入口は流入管路６６に
よって格納容器構造物内のドライウェル空間２０に連結
されており、また隔離凝縮器６２からの出口は流出管路
６８によって格納容器構造物内のドライウェル空間２０
に連結されている。流入管路６６中には通常開放状態に
ある１個以上の弁６９を設置することができ、また隔離
凝縮器６２の出口側端部には復水／非凝縮性ガス捕集器
７０を設置することができる。

【００２５】流入管路６６および流出管路６８は、格納
容器構造物内の床１８およびその他の部品よりもある距
離だけ上方の位置においてドライウェル空間２０に連通
していることに注意すべきである。これは、ＬＯＣＡま
たは炉心溶融時においてウェットウェル空間２２内のサ
プレッションプール３８および圧力容器２６からの水が
一体となった場合でも流入管路６６および流出管路６８
が格納容器構造物１２内に存在すると予想される水面よ
りも上方に位置するようにするためのものである。ま
た、流入管路６６および流出管路６８が傾斜しているこ
とも認められようが、これは格納容器構造物１２に連通
するそれらの端部が隔離凝縮器６２に連結されたそれら
の端部よりも下方に位置するようにするためのものであ
る。

【００２６】捕集器７０から伸びる排気管７２は水プー
ル６３中に沈められており、また下部隔室５６内の気体
空間６４の内部に位置する排気管７２上には真空破壊弁
７４が取付けられている。かかる真空破壊弁７４は、ド
ライウェル空間２０内の減圧状態の結果としてサイホン
作用により水プール６３中の水が隔離凝縮器６２を通し
てドライウェル空間２０内に吸引されるような場合にお
いて、気体空間６４から排気管７２中にガスを導入する
ために役立つ。

【００２７】炉心溶融を伴わない事故に際しては、付属
熱除去手段はドライウェル空間２０の補助的な冷却を可
能にする。ドライウェル空間２０内に存在する高度に加
熱された流体（すなわち、蒸気および非凝縮性ガス）
は、流入管路６６を通って隔離凝縮器６２内に流入し、
そして冷却される。このようにして復水に変えられた蒸
気は流出管路６８を通してドライウェル空間２０に戻さ
れる。他方、非凝縮性ガスは捕集器７０によって分離捕
集された後、排気管７２を通して水プール６３中に導入
され、そして冷却されたガスは気体空間６４内に放出さ
れる。

【００２８】この場合の冷却は、冷却水プール６０に熱
を伝達することによって行われる。冷却水プール６０か
ら蒸発した水は排気筒５６を通して大気中に放出され
る。冷却水プール６０に対する補給は公知のごとくにし
て行うことができる。

【００２９】炉心溶融が起こって床１８の構造が破壊さ
れた場合には、ドライウェル空間２０からの全ての熱除
去機能が付属熱除去手段によって実行される。

【００３０】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記載したが、本発明はこのような実
施の態様のみに限定されるわけではなく、前記特許請求
の範囲によって規定される本発明の精神および範囲から
逸脱することなしに様々な変更態様が可能であることを
理解すべきである。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の原理に従って構成された付属型または
予備用の受動格納容器冷却系を含む原子炉システムの概
略立面図である。

【符号の説明】

１０原子炉システム１２格納容器構造物１４円筒形の下部１６円錐形の上部１７カバーユニット１８水平の床２０ドライウェル空間２２ウェットウェル空間２４建屋２６圧力容器２８ペデスタル３０サドル部分３２生体遮蔽３４炉心３６排気管３８サプレッションプール４０水面４２ウェットウェルの気体空間５０付属建造物５２上部隔室５４床５６下部隔室５８排気筒６０冷却水プール６２隔離凝縮器６３水プール６４気体空間６６流入管路６８流出管路６９弁７０復水／非凝縮性ガス捕集器７２排気管７４真空破壊弁

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】 (a) 中間の床部材によって互いに隔離さ
れた上方のドライウェル空間および下方のウェットウェ
ル空間を有する格納容器構造物、(b) 前記ドライウェル
空間内に配置されかつ内部に炉心を含む原子炉圧力容
器、(c) 前記ウェットウェル空間内に収容された水から
成るサプレッションプール、(d) 前記ウェットウェル空
間内において前記サプレッションプールの正常時の水面
の上方に存在するウェットウェル気体空間、および(e)
前記圧力容器の冷却材喪失事故に際して前記ドライウェ
ル空間内に存在する加熱されかつ加圧された流体を前記
サプレッションプール中に導入し、前記流体の蒸気部分
を前記サプレッションプール中において凝縮させると共
に前記流体の非凝縮性ガス部分を前記ウェットウェル気
体空間に放出し、それによって前記ドライウェル空間か
ら熱を除去しかつ前記ドライウェル空間内の圧力を低下
させるために役立つ手段を含む原子炉システムにおい
て、付属熱除去手段を設け、該付属熱除去手段が、(1)
前記格納容器構造物に隣接しながらそれの外部に配置さ
れ、かつ上部隔室および下部隔室を有する付属構造物、
(2) 前記上部隔室内に配置された少なくとも１台の熱交
換器、(3) 前記熱交換器を包囲しながら前記上部隔室内
に配置された冷却水プール、(4)前記冷却水プールと外
部環境とを連絡する排気手段、(5) 前記熱交換器の入口
側端部と前記ドライウェル空間とを連絡し、それによっ
て前記ドライウェル空間内に存在する加熱された流体を
前記熱交換器内に流入させてそれの蒸気部分を冷却凝縮
させるための流入管路、(6) 前記熱交換器の出口側端部
と前記ドライウェル空間とを連絡するための流出管路、
(7) 前記流出管路中に配置されていて、捕集された復水
を前記ドライウェル空間に送りかつ捕集された非凝縮性
ガスを排気管に送るために役立つ復水／非凝縮性ガス捕
集器、(8) 前記下部隔室内に配置された水プールであっ
て、その水平よりも下方に前記排気管の出口側端部を沈
めた水プール、および(9) 前記下部隔室内において前記
水プールの水面の上方に存在する気体空間を含み、これ
により前記冷却材喪失事故に際して前記ドライウェル空
間からの追加の熱除去を達成すると共に、前記冷却材喪
失事故時の炉心溶融によって前記床部材の構造が破壊さ
れた結果として前記ドライウェル空間と前記ウェットウ
ェル空間とが併合したことにより前記流体の前記非凝縮
性ガス部分を放出するための空間が前記格納容器構造物
から失われた場合に前記ドライウェル空間からの全ての
熱除去機能を実行するために役立つことを特徴とする原
子炉システム。
【請求項２】前記付属構造物の前記下部隔室内の前記
水プールの容積が少なくとも前記格納容器構造物内の前
記サプレッションプールの水の容積にほぼ等しい請求項
１記載の原子炉システム。
【請求項３】前記付属構造物の前記下部隔室内の前記
気体空間の容積が少なくとも前記格納容器構造物内の前
記サプレッションプールの上方に位置する前記ウェット
ウェル気体空間の容積に等しい請求項１記載の原子炉シ
ステム。
【請求項４】前記付属構造物の前記下部隔室内の前記
気体空間の容積が前記格納容器構造物内の前記サプレッ
ションプールの上方に位置する前記ウェットウェル気体
空間の容積の約２〜３倍に等しい請求項３記載の原子炉
システム。
【請求項５】前記排気管が前記付属構造物の前記上部
隔室から前記下部隔室内の前記水プールの上方に位置す
る前記気体空間を通って下方に伸びており、かつ前記下
部隔室内の前記気体空間の内部の位置において前記排気
管上に真空破壊弁が取付けられていて、前記真空破壊弁
は前記ドライウェル空間内の減圧状態の結果としてサイ
ホン作用により前記下部隔室内の前記水プールの水が前
記熱交換器を通して前記ドライウェル空間内に吸引され
るような場合において前記気体空間から前記排気管中に
ガスを導入するために役立つ請求項１記載の原子炉シス
テム。
【請求項６】前記熱交換器と前記ドライウェル空間と
を連絡する前記流入管路および前記流出管路の各々が前
記ドライウェル空間内に位置する端部を有していて、こ
れらの端部はそれぞれの管路の反対側の端部の位置より
も低い位置に存在している請求項１記載の原子炉システ
ム。
【請求項７】少なくとも前記流入管路中には通常開放
状態の弁が設置されている請求項１記載の原子炉システ
ム。
【請求項８】前記流入管路および前記流出管路が前記
ドライウェル空間に連通する端部を有していて、これら
の端部は冷却材喪失事故に際して前記サプレッションプ
ール中の水および前記圧力容器内の水が合体した場合に
生じ得る水面よりも上方の位置に存在している請求項１
記載の原子炉システム。