JPH0718946B2

JPH0718946B2 - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JPH0718946B2
Application number: JP1040448A
Authority: JP
Inventors: ダグラス・マービン・グランズ
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1988-02-22
Filing date: 1989-02-22
Publication date: 1995-03-06
Anticipated expiration: 2010-03-06
Also published as: JPH01291197A; EP0329957A3; US4810460A; EP0329957A2

Description

【発明の詳細な説明】本発明は沸騰水型原子炉の非常炉心冷却系に関し、特
に、沸騰水型原子炉の炉心の直上にある上側プレナム域
に配設した管列に関する。この上側プレナム域には貯水
管マトリックスを設け、このプレナム管マトリックスは
原子炉の正常運転中に補充冷却水を満たされ、冷却材喪
失事故発生後に補充冷却水を放出して炉心を冷却する。

発明の背景多くの発電所が、給水を加熱して蒸気を発生するために
沸騰水型原子炉を用いる。通例、蒸気は管路によって沸
騰水型原子炉からタービン発電機に送られそこで発電に
用いられる。使用ずみの蒸気はタービンから管を通って
復水器に達し復水を発生する。ほとんどの従来装置の場
合、復水は結局、給水噴射系により給水として沸騰水型
原子炉に戻される。給水は最終的に炉心により再度加熱
されて蒸気となり、こうして蒸気発生サイクルを完成す
る。

炉心内の燃料集合体は戻った給水を加熱して２相汽水混
合物を生ずる。この２相汽水混合物は炉心から自然に上
昇して炉心シュラウドヘッドに達する。炉心シュラウド
ヘッドは炉心上にあって上側炉心プレナム域（「上側プ
レナム」）を画成している。

多くの従来の原子炉において、この汽水混合物は炉心全
体にわたって均等に発生するわけではない。上側プレナ
ム域は蒸気と水がより均質に混合する助けとなるように
用いられる。

管柱が炉心シュラウドまたは上側プレナム域の頂部から
突出しており、２相汽水混合物を上側プレナム域から汽
水分離装置へ送る。汽水分離装置は２相汽水混合物の水
から蒸気を分ける。蒸気は管によってタービン発電機に
導かれる。分離された水は原子炉容器に戻され、炉心用
の冷却材として用いられる。

原子炉１次冷却水インベントリーは２つの成分からな
る。戻り給水が１次冷却水インベントリーの一部をな
し、また分離飽和が多くの従来の沸騰水型原子炉用の１
次冷却水インベントリーの残部を構成する。

分離水は、下降環状域と呼ばれる原子炉容器の壁近くの
区域内で戻り給水と混合する。

この下降環状域は冷却材インベントリーを原子炉頂部か
ら原子炉底部まで炉心の外側ただし原子炉容器壁の内側
の流路に沿って導く。

従って、給水と分離水の混合物は原子炉用の１次冷却水
インベントリーとなる。原子炉の正常運転中、この１次
冷却水は炉心シュラウドヘッドの上方の正常水位に保た
れる。１次冷却水は自然循環により下降域内を下降す
る。冷却材循環は強制循環ポンプの使用により促進され
得る。

原子炉の正常運転中、１次冷却水インベントリーは非常
に高い温度と圧力に保たれる。沸騰水型原子炉の場合、
冷却材のほとんどは546゜Fと1020psiaの飽和水からな
る。

様々な仮想事態により、原子炉の冷却材インベントリー
を部分的に喪失するおそれがある。このような冷却材イ
ンベントリー喪失の諸事態の一部類として冷却材喪失事
故（LOCA）があり、この場合、管が破損すれば、原子炉
冷却材インベントリーはその最初の高圧と高温によって
原子炉から放出される。この冷却材インベントリー喪失
を防ぐかまたは少なくともその程度を軽減するため、原
子炉に連結した管路に隔離弁を設ける。しかし、他の或
仮想事態、例えば、原子炉と管路の最も内側の隔離弁と
の間に起こる管破損の場合、隔離弁閉止作用は原子炉の
完全ブローダウンを防ぎ得ない。別の仮想事態として原
子炉の意図的な完全制御減圧がある。これは、高圧冷却
材噴射系が万一機能しなくなった場合の結果として、低
圧冷却材噴射系が所要の冷却材補給をなし得るように迅
速な減圧が必要になるため行われるものである。このよ
うな事故が万一発生した場合の重大な炉心損傷の防止に
必要なことは、炉心を常時冷却材で覆った状態に保つの
に十分な初期冷却材インベントリーを備えるように原子
炉を設計することである。そうすれば核燃料集合体の燃
料棒が許容値以上に昇温することはない。

冷却材インベントリー喪失事態の他の一部類には発電所
の全電力の喪失を特徴とする事態が含まれ、このような
場合、原子炉は給水噴射が不可能になるおそれがある。

冷却材喪失事故における第１の軽減作用として、発電所
のスクラムが自動的に起こる。すなわち、全制御棒がた
だちに炉心に挿入されて原子炉を止める。しかし、炉心
は制御棒挿入後もかなりの量の崩壊熱を発し続ける。従
って、従来の沸騰水型原子炉にはある種の非常炉心冷却
を施して、核燃料集合体の燃料棒が許容値以上に昇温し
ないようにする。

LOCA中の炉心の適切な冷却を確実にするため幾つかの非
常炉心冷却計画が進展してきた。このような適切な冷却
の必要に応じて原子力蒸気供給系の一部として設けられ
る補足的な安全級系統が非常炉心冷却系（ECCS）として
知られている。例えば、ジー・イー・ニュークレア・エ
ナジー（GE Nuclear Energy）によって生産される一つ
のBWR製品ラインはそのECCSを構成する主要素として水
の高圧および低圧噴射を用いる。事故中に必要な高圧冷
却材噴射をなすにはかなりのエネルギー消費が必要であ
る。このような高圧をもたらすECCSを事故中働かせなけ
ればならない。さらに、このような冷却系は、非常ディ
ーゼル発電機のような電源およびそれと接続した電気ポ
ンプに依存するので、所要信頼性裕度に合うように設計
すると、多くの費用がかかる。

簡易沸騰水型原子炉（SBWR）等の先進設計は、LOCA中ポ
ンプ圧送系に依存しないことを目ざしている。これらの
冷却系は、原子炉に配管で連結した「サプレッションプ
ール」として知られる大きな水のプールを新しい方式で
用いるものである。SBWR設計におけるサプレッションプ
ールは、原子炉格納容器内に、炉心より高い位置に配置
される。サプレッションプール内の水は今日、原子炉が
LOCA発生直後に減圧した後、重力作用のみにより炉心を
水で覆うように用い得る。

SBWR用のECCSは、今日、前述のサプレッションプール
と、このサプレッションプールを原子炉に連結する前記
噴射管路と、減圧サブシステムとからなっている。この
在来のSBWR用のECCSには幾つかの制限がある。第１に、
減圧サブシステムは原子炉圧力を迅速に減らす必要があ
る。加えて、原子炉容器内の原子炉冷却材の最初の貯留
量は、減圧中の蒸気化により失われる冷却材インベント
リーを補うのに適当な量でなければならない。この初期
貯水量は、蒸気化後の残留水がサプレッションプールに
よる追加水の重力噴射まで炉心を冷却材で覆った状態に
保つような量でなければならない。その結果、SBWRは従
来のBWRに要するより多量の初期貯水を必要とする。約1
5〜20フイートの余計な原子炉容器高さが、SBWRに要す
る非常炉心冷却に必要である。

SBWRのこの15〜20フイート区域はまた、燃料集合体を通
過する冷却材の循環を促進する煙突として使用される。
炉心中の水の加熱によって生じた２相汽水混合物は炉心
から自然に上昇してこの区域を通流し、複数の管柱を通
って汽水分離器組立体に達する。汽水分離器組立体によ
って２相混合物から分離した飽和液体は煙突外部の原子
炉区域内に戻るように放出される。この放出飽和水は低
速で原子炉下降域内に戻り、そこで原子炉に戻りつつあ
るさらに低温の給水と混合する。この混合冷却材は原子
炉圧力をもちそして20゜〜30゜サブクールされており、
依然として極めて高温である。この高温冷却材は、その
高温ゆえに、かなりの部分がLOCA後の原子炉減圧中蒸気
化する。

原子炉冷却材の温度と圧力が最初546゜Fと1020psiaであ
る場合、LOCA後の212゜Fと大気圧への原子炉減圧の結
果、水の質量の約３分の１が蒸気化しそして３分の２が
水として残る。原子炉減圧中の蒸気化により失われるこ
の冷却材インベントリーの補足に要する追加的な原子炉
容器の高さと容積は、原子力発電所の原子炉部の設備費
をかなり増大させる。

発明の要約本発明はLOCA直後の炉心露出に対する安全性の余裕を多
くした改良沸騰水型原子炉を提供する。

本発明によれば、原子炉の正常運転中に１次冷却水を受
入れる導管を設ける。導管は１次冷却水内に配置した少
なくとも１つの開端と、この開端から炉心シュラウドヘ
ッドを貫通して上側プレナム域内に延びている導管本体
とを有する。導管は上側プレナム域に対して閉ざされて
いる。導管は補充冷却材を供給するために原子炉の正常
運転中一次冷却水で満たされる。導管はLOCA中または類
似の冷却材非常事態発生直後にこの補充冷却水を放出し
て炉心を冷却する。

一実施例において、導管は、下降環状域から横方向に炉
心シュラウドヘッドを貫通して上側プレナム域内に延び
ている。代替実施例では、導管は格子状または列状をな
し、２相汽水混合物が上側プレナム域を上方に通流する
につれその混合物を均質にする。

他の実施例では、管群は上側プレナム域を完全に横切っ
ている。

本質的に、本発明は上側プレナム域内にある２相混合物
の一部を排除することにより、LOCAの発生時に原子炉容
器内に存在する全冷却水インベントリーを増す。

本発明の他の目的と特徴は、添付図面と関連する以下の
詳述を参照すればよく理解されよう。

図面の詳細な説明第１図は沸騰水型原子炉20を有する原子力発電装置２を
示す。沸騰水型原子炉20には炉心24が含まれ、原子炉圧
力容器34内の水を加熱して２相汽水混合物を生ずる。炉
心内には複数の燃料集合体（図示せず）があり、通常の
核分裂およびそれと関連する放射性崩壊過程で炉心内に
熱を発生する。炉心24の中央域内の燃料集合体は、炉心
周囲近くの燃料集合体より多量の蒸気を２相混合物内に
生ずる傾向をもつ。２相汽水混合物は自然に炉心から上
方に流れ炉心上の炉心シュラウドヘッド26に流入する。
炉心シュラウドヘッド26は上側プレナム域36を囲んでそ
れを画成する。炉心シュラウドヘッド26は従来の炉心シ
ュラウドヘッドであり、実質的に次のような円筒、すな
わち、炉心上にある円形開底部と、複数の管柱が突出す
る円形閉頂部とを有し、また両端部間に筒形側壁を持つ
ような円筒である。

炉心シュラウドヘッド26は炉心24の燃料集合体から適当
な距離だけ離れていて蒸気と水の追加的な混合を可能に
する。この距離は、代表的なGE自然循環式簡易沸騰水型
原子炉の場合、約５フイートである。汽水混合物が上側
プレナム域36を通過するにつれ、隣り合う燃料集合体の
プルーム（plume）間に自然乱流混合が起こる。この自
然混合により汽水混合物の均等性が増す。しかし、炉心
シュラウドヘッド26の頂部における完全な均等性は５フ
イートの離間があっても得られない。

複数の管柱28が炉心シュラウドヘッド26の頂部から突出
して上側プレナム域36からの流出路となっている。管柱
28は２相混合物を汽水分離器立体48に送る。汽水分離器
立体48は蒸気を水から分けて蒸気と分離水を生ずる。分
離された蒸気は汽水分離器組立体48から出口を通り、タ
ービン発電機10に至る管に流入する。分離水は放出され
て原子炉圧力容器34内に戻り、結局下降環状域38に流入
する。

ここに示した好適実施例は管柱28と汽水分離器48を含む
ものである。本発明を適用し得る原子炉には簡単な煙突
を含むものがあることを理解されたい。また、汽水分離
器は、自由表面汽水分離が起こる炉内区域のためにまっ
たく除去してもよい。

さらに第１図について述べると、前述のように、分離さ
れた蒸気が管によって原子炉圧力容器34出口からタービ
ン発電機10に導かれる。タービン発電機10は蒸気の高エ
ネルギーを用いて電力を発生し、使用ずみの蒸気を復水
器12に送り出す。復水器12は蒸気を冷却して復水を発生
する。復水ポンプ14が復水器12の出口に連結され、低温
の戻り給水を給水ポンプ16に圧送する。給水ポンプ16は
戻った給水をスパージャ22で噴射して原子炉圧力容器34
に送り込む。その後、戻り給水は下降環状域38に流入
し、そこで汽水分離器48からの高温分離水と混合する。
混合した給水と高温分離水は１次冷却水となる。１次冷
却水は原子炉圧力容器34に正常水位32まで入っており、
この水位は一般に第１図に示した実施例における炉心シ
ュラウドヘッド26の頂部より20フイート高い。

第１図はまた、本発明により原子炉圧力容器34内に配置
された複数の導管30を示す。導管30の特徴と作用につい
ては後に第２図〜第７図を参照して説明する。

第１図はまた重力駆動冷却系60を示す。重力駆動冷却系
60と原子炉20はともに原子炉格納容器４内に配置されて
いる。重力駆動冷却系60には抑制室62が含まれ、初期貯
留量の低温非常冷却材をサプレッションプール64として
入れてある。このサプレッションプールは通例炉心より
約30フイート上に配置され、高さが約18フイートそして
容積が約170000立方フイートである。重力駆動冷却系60
はまた流入管路66と流出管路68を含む。流入管路66は、
主蒸気管路21を抑制室62と連結する管と弁からなり、サ
プレッションプール64の水位以下に排気口を有する。LO
CA後の原子炉の減圧中、流入管路66は蒸気化した冷却材
の一部をサプレッションプール64に導く。流出管路68
は、サプレッションプール64の底部を原子炉圧力容器34
の内部と連絡する管と弁からなる。LOCA後の原子炉の減
圧中、流出管路68はサプレッションプール64の非常冷却
材を下降域38内に炉心シュラウドヘッド26より高い位置
で放出する。しかし、サプレッションプール64が非常冷
却材を放出するのは、原子炉圧力容器がサプレッション
プール64の高い位置によって生じた重力ヘッド以下の圧
力レベルに減圧された後だけである。

第２図は本発明の一実施例の３次元的詳細図で、沸騰水
型原子炉20の一部分を示す。沸騰水型原子炉20に含まれ
る原子炉圧力容器34には１次冷却水40が入っている。１
次冷却水40は炉心24と炉心シュラウドヘッド26と管柱28
を包囲している。炉心シュラウドヘッド26は炉心上側プ
レナム域36を画成するように囲み、そして炉心24上にあ
る実質的に開いた底部58を有する。１次冷却水40は上側
プレナム域36から隔離されている。原子炉圧力容器34に
は１次冷却水40が正常水位まで入っており、この正常水
位は炉心シュラウドヘッド26の頂部56から汽水分離器組
立体（図示せず）に向って約25フイート上方にある。１
次冷却水は、分離飽和水と、給水スパージャ22で原子炉
容器34に注入される戻り給水とからなる。

炉心24には複数の燃料集合体42が含まれ、水を熱して２
相汽水混合物にする燃料棒（図示せず）を内蔵する。前
述のように、この汽水混合物は自然に炉心24から上方に
流れて上側プレナム域36に入る。

炉心シュラウドヘッド26は図示の実施例では筒形ハウジ
ングであり、頂部56と底部58は円形である。代表的な炉
心シュラウドヘッドは高さが約５フイートそして直径が
約18フイートである。

炉心バイパス44が冷却材を炉心シュラウドヘッド26の底
部58で上側プレナム域36内に放出する。炉心バイパス44
は原子炉冷却材を下側炉心プレナムに導く。炉心バイパ
ス冷却材はほとんどが飽和液体で、わずかばかりの蒸気
を含む。炉心バイパス冷却材は上側プレナム域36で２相
汽水混合物と混合する。

第２図はさらに、炉心シュラウドヘッド26の頂部56と連
結してそこから突出する複数の管柱28を示す。これらの
管柱28は上側プレナム域36からの汽水混合物を汽水分離
器組立体（図示せず）に導く。

本発明により、複数の導管30が炉心シュラウドヘッド26
内に配置され、上側プレナム域36を横切っている。各導
管30は開端52と導管本体50を有する「貫通管」である。
各導管本体50は炉心シュラウドヘッド26を貫通し、上側
プレナム域36を横切り、そして入った点から約180度の
所で再び炉心シュラウドヘッド26から出ている。貫通管
30はそれぞれ原子炉容器34内に水平に配置されている。
各貫通管30の両端は１次冷却水40内に配置された開端52
である。各貫通管30は密封部54により上側プレナム域36
に対して完全に密封されている。密封部54は、例えば、
貫通管が炉心シュラウドヘッド26を貫通する接合箇所で
貫通管の周りに形成した溶接部でよい。密封部54は、上
側プレナム域36内のバイパス冷却材と２相混合物が貫通
管30内と１次冷却水40内に混入することを防ぐ。密封部
54はまた１次冷却水が上側プレナム域36に入ることを防
止する。

貫通管30は交互に直交する列をなして配置されている。
４つの別々の列があり、各列の貫通管30は隣接列の管に
対して直角をなしている。貫通管30の交互に変わる向き
は、汽水混合物が上側プレナム域36を通流する際の汽水
混合物の混合を容易にする。炉心シュラウドヘッド26の
直径（18フイート）は高さ（５フイート）の３倍以上で
あるから、本発明は、垂直方向の列の数より多い数の導
管を２つの横方向に配置した構成に対して極めて好適で
ある。

原子炉の正常運転中、１次冷却水40が開端52から各貫通
管30に流入して各管にある量の補充冷却水46を供給す
る。前述のように、貫通管30と１次冷却水は上側プレナ
ム域に対して全体的に密封されており、上側プレナム冷
却材の下降環状域内への漏れを防ぐとともに原子炉容器
または管群から上側プレナム域内への漏れを防ぐ。

原子炉容器に最初に１次冷却水40を満たす際、１次冷却
水40の水位が順次開端52の高さに達するにつれ、水が自
然に導管30に流入して充満する。１次冷却水40は、可動
部品、ポンプ作用、切換え作用および弁作用を要しない
まったく受動的な作用によって導管30に充満する。

第3A図は本発明の他の実施例の上面図である。第3A図に
示すように、原子炉容器34はある量の１次冷却水40を内
蔵する。筒形の炉心シュラウドヘッド26が上側プレナム
域36を画成している。第3A図はまた複数の管柱28と炉心
バイパス44を示す。図示のように、複数の円形断面導管
30が炉心シュラウドヘッド26内に配置されている。各管
30は、１次冷却水40内に配置した開端52と、導管本体50
とを有する。各導管本体50は１次冷却水40から横方向に
延び、炉心シュラウドヘッド26を貫通し、上側プレナム
域36を部分的に横切るように横方向に延びている。図示
のように、第１群の管30が第１横方向ｙに配置され、第
２群の管30が第２横方向ｘに配置されている。開示の実
施例において、方向ｙは方向ｘと直交する。各々が５本
の管を有する２つの列がｙ方向に配置され、２本の管を
有する単一列がｘ方向に配置されている。ｘ方向の列は
ｙ方向の２列を分離し、そしてｙ方向に延びる炉心シュ
ラウドヘッド26の軸線に沿って配置されている。

第3B図は第3A図に示した本発明の実施例の前面図であ
る。第3B図に示すように、複数の管30は炉心上側プレナ
ム域36を全体的に横切ってはいない。第3A図と第3B図に
示した実施例では、第１および第２横方向に配置した管
は炉心プレナム域36内のより高いまたはより低い位置に
ある対応管の直上または直下に整合されている。

次に、第4A図は、１次冷却水40を入れた原子炉圧力容器
34を示す本発明の他の実施例の上面図である。炉心シュ
ラウドヘッド26が上側プレナム域36を囲みかつ画成して
いる。またバイパス流路44を示してあり、これはバイパ
ス冷却材を炉心上側プレナム域36内に放出する。複数の
管柱28が炉心シュラウドヘッド26の頂部から突出し蒸気
と水を汽水分離器（図示せず）に導く。

第4A図の実施例は複数のチャネル形導管30を含み各導管
は正方形または長方形の断面を有する。各開端は１次冷
却水40内に配置されている。各導管本体は開端から横方
向に延びて炉心シュラウドヘッド26を貫通し、上側プレ
ナム域36を横切り、炉心シュラウドヘッド26から再び出
ており、入った側の開端52から約180度の所にある開端5
2で終わっている。

第１群のチャネル形導管30が第１横方向ｙにおいて炉心
上側プレナム域36を完全に横切っている。また第２群の
導管30が第１群の導管の下にあり、第２横方向ｘにおい
て炉心上側プレナム域36を完全に横切っている。第２方
向ｘは第１方向ｙと直交する。第１群と第２群の導管は
３次元的な網に似た導管列をなしている。

第4B図は第4A図に示した本発明の実施例の側面図であ
る。第4B図に示すように、ｙ方向に横に配置した複数の
導管30は上側プレナム域を全体的に横切っている。これ
らの「貫通チャネル」はｘ方向に配置した第２群の貫通
チャネル30の上下に交互に存在する。

第５図は本発明の他の実施例により炉心シュラウドヘッ
ド26に配置した導管格子31の上面図である。単一の導管
格子31が炉心シュラウドヘッド26と上側プレナム域36内
に配置されている。導管格子31は、炉心シュラウドヘッ
ド26の製造時に炉心シュラウドヘッド26の一体部分とし
て鋳造され得る。代替的に、炉心シュラウドヘッド26は
導管格子31を挿入する複数の部分として製造され得る。
その後、全シュラウドヘッド部分と格子を一体に溶接す
ることにより、漏れのない格子と上側プレナム域を設け
得る。本発明の他の実施例によれば、複数のこのような
導管格子31を炉心プレナム域に積み重ね得る。

原子炉の正常運転中、１次冷却水は原子炉内で、炉心シ
ュラウドヘッドよりある距離だけ上にある正常水位に保
たれる。まったく受動的な作用により、１次冷却水は各
導管の開端に流入する。各導管には、以後「補充冷却
水」と呼ぶある量の１次冷却水が満たされる。ここに示
した本発明の実施例の幾つかによる導管形状は、２相混
合物が炉心から上側プレナム域を経て管柱に流入する間
の混合を容易にしかつ促進する。２相混合物は導管を通
り越して流れることにより速度と密度がより均等にな
る。その結果、２相混合物は汽水分離器管柱に入る際の
流体力学的性質がより均等になることを特徴とする（す
なわち均質になる）。導管列の形状は、必要な炉心シュ
ラウドヘッド変形と、補充冷却水供給量と汽水特性の向
上とを評価することにより選択され得る。

LOCA中、本発明は次のように作用する。第１に、原子炉
容器は原子炉スクラム順序に従って減圧される。減圧の
結果、「高温」１次冷却水の蒸気化が起こり、その結果
冷却材インベントリーが蒸気の形態でかなり喪失する。
時が経つにつれ、原子炉圧力容器内の水位が下がり、結
局、本発明による補充水入り導管の開端より低くなる。
１次冷却水の水位が各開端以下に下がるにつれ、導管内
の残留水（すなわち、蒸気化されない補充冷却水）が受
動的かつ自然に重力作用のみにより導管から下降域に流
入して炉心を覆う助けをする。

第７図はLOCA中に作用している本発明の一実施例の図解
である。第７図に示すように、原子炉圧力容器内の高温
冷却材インベントリーの水位は炉心シュラウドヘッド内
に配置した導管の開端以下に下がっている。導管の列が
複数の垂直方向位置の各々で横方向に配置されている。
下降環状域内の冷却材インベントリーが各列以下に下が
るにつれ、各列の高さの管がそれぞれの補充冷却水を原
子炉下降環状域内に放出する。補充冷却水をなるべく容
易に流出させ得るように管を複数の高さに配置し得る。
管を水平方向に配置することにより、２相混合物の均質
化と上昇を最適にし得る。

本発明によれば、補充冷却水はLOCA発生後導管から原子
炉圧力容器内に流れ落ちて炉心を覆う助けをする。開端
の数および寸法と、導管の数、形および配列形状と、列
の数は、全体的な設計要目によって決定されよう。

本発明により補充冷却水を設けることにより、本発明は
LOCAが初めて発生した時原子炉圧力容器内に追加的な冷
却水インベントリーを供給する。本発明によって上側プ
レナム域内に補充冷却水を設けることにより、原子炉圧
力容器と格納容器の寸法を増す必要と正常水位を高める
必要なしに追加的な冷却水が供給される。さらに、導管
を炉心シュラウドヘッド内に配置することにより、本発
明は２相混合物が炉心から管柱組立体まで上昇する際の
２相混合物の流体力学的流れ特性を高める。追加的な補
充冷却水インベントリーは、その余裕をもたらす性質に
もかかわらず、他の原子炉寸法の短縮を可能にする。さ
らにこの余裕性を持つ補充用貯留水は、一次非常炉心冷
却系によって追加冷却がなされるまでLOCA直後の炉心露
出のおそれに対する有用な余裕をもたらす。

以上、本発明を前述の実施例と添付図面によって説明し
たが、本発明の範囲内で多様な改変が可能であることを
理解されたい。例えば、本発明の適用は簡易沸騰水型原
子炉に限定されず、また自然冷却または自然循環式沸騰
水型原子炉にも限定されない。さらに、本発明は重力駆
動冷却系以外の非常炉心冷却系とともに用い得る。使用
する導管は本発明の範囲内で他の形と配列形状を有し得
る。導管の数と寸法は、第6A図に示すように、ただ１列
の導管を設けることなどによって簡略にし得る。導管を
第6B図に示すように絶縁することにより、２相混合物が
上側プレナム域を通って上昇する際の２相混合物から補
充冷却水への熱伝達を最少にし得る。

さらに、開示した実施例では管を横方向に配置したが、
当業者には明らかなように、導管本体を上側プレナム域
において別様に、例えば、垂直方向に配置するように本
発明を改変してもよい。この実施態様によれば、閉管を
上側プレナム域内に設けることにより、ある量の補充冷
却水を受入れるミニタンクを形成し得る。この場合、タ
ンクの底部と頂部に開端部を１次冷却水から上側プレナ
ム域内に横方向に延在するように設ければ、これらの開
端部により冷却材の流入と流出が可能になる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による原子炉と戻り給水噴射系とを含む
原子力発電装置の図、第２図は炉心上に配設しかつ本発
明の一実施例によって内部に導管列を配置した炉心シュ
ラウドヘッドの３次元的詳細図、第3A図は本発明の他の
実施例によって原子炉容器内に配置した管列の上面図、
第3B図は第3A図に示した実施例の前面図、第4A図は本発
明の一実施例によって原子炉容器内に配置したチャネル
列の上面図、第4B図は第4A図に示した実施例の側面図、
第５図は本発明の一実施例によって原子炉容器内に配置
した導管格子の上面図、第6A図は本発明の一実施例によ
って原子炉容器内に配置した単列の横方向貫通管の側面
図、第6B図は本発明の様々な実施例に用いる絶縁された
管の３次元図、第７図は本発明によって複数の管から原
子炉容器下降環状域内に流れ落ちる補充冷却水を示す図
である。 20:沸騰水型原子炉、24:炉心、26:炉心シュラウドヘッ
ド、28:管柱、30:導管、31:導管格子、34:原子炉圧力容
器、36:上側プレナム域、41:1次冷却水、46:補充用冷却
水、48:汽水分離器、50:導管本体、52:開端、54:密封
部、60:重力駆動冷却系。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉容器と、この原子炉容器内の水を加
熱して２相汽水混合物を生ずる炉心と、前記２相混合物
を受入れるプレナム域を画成する炉心シュラウドヘッド
と、前記２相混合物の水から蒸気を分けそして分離した
水を前記炉心に戻す汽水分離域と、前記２相混合物を前
記プレナム域から前記汽水分離域へ送る手段と、前記炉
心を冷却するための１次冷却水であって、前記分離水と
給水からなり、前記原子炉容器内の水位が常時前記炉心
シュラウドヘッドの上方にある１次冷却水とからなる沸
騰水型原子炉において、前記１次冷却水を受入れる導管
装置を設け、この導管装置は前記１次冷却水内に配置し
た少なくとも１個の開端と、この少なくとも１個の開端
から横方向に前記炉心シュラウドヘッドを貫通して前記
プレナム域内に延びている導管本体とを有し、前記導管
装置は前記プレナム域に対して閉ざされておりそして前
記原子炉の正常運転中１次冷却水で満たされ、これによ
り、冷却材喪失事故中に前記炉心を冷却するための補充
冷却水が供給されるようになっている沸騰水型原子炉。
【請求項２】前記補充冷却水は、前記１次冷却水位が前
記の少なくとも１個の開端以下に下がった時、前記原子
炉容器内に流出して前記炉心を覆う、請求項１記載の沸
騰水型原子炉。
【請求項３】前記導管本体は前記プレナム域を横切りそ
して再び前記炉心シュラウドヘッドから突き出ている、
請求項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】前記導管装置は複数の管からなり、各管は
前記１次冷却水内から横方向に前記炉心シュラウドヘッ
ドを貫通して前記炉心プレナム域内に延びている、請求
項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項５】前記導管装置は導管列からなる、請求項１
記載の沸騰水型原子炉。
【請求項６】原子炉容器と、この原子炉容器内の水を加
熱して蒸気と水の２相混合物を生ずる炉心と、前記２相
汽水混合物の前記水から前記蒸気を分けそして分離した
水を前記炉心に戻す汽水分離域と、前記炉心から前記２
相混合物を受入れるプレナム域を画成し前記炉心の上に
ある炉心シュラウドヘッドと、前記２相混合物を前記炉
心シュラウドヘッドから前記汽水分離域へ送る手段と、
前記炉心を冷却するための１次冷却水であって、前記分
離水と給水からなり、前記原子炉容器内の水位が常時前
記炉心シュラウドヘッドの上方にある１次冷却水と、前
記１次冷却水を受入れる導管装置とからなり、この導管
装置は前記１次冷却水内に配置した開端と、この開端か
ら前記炉心シュラウドヘッドを貫通して前記プレナム域
内に延びている導管本体とを有し、前記導管装置は前記
プレナム域に対して閉ざされておりそして前記原子炉の
正常運転中は補充用冷却水としての１次冷却水で満たさ
れ、前記補充冷却水は前記１次冷却水位が前記開端以下
に下がった時前記原子炉容器内に流出し、これにより、
冷却材喪失事故中に前記炉心が前記補充冷却水によって
冷却されるようになっている沸騰水型原子炉。
【請求項７】前記導管装置は頂部開端と底部開端を含
み、各開端は前記１次冷却水内に配置されかつ横方向に
前記シュラウド壁体を貫通して前記上側プレナム域内に
達しており、また前記導管装置は前記頂部開端と前記底
部開端とを連結する導管本体を含んでいる、請求項１ま
たは６記載の発明。
【請求項８】前記導管装置は前記２相混合物を均質にす
るような形状になっている、請求項１または６記載の発
明。
【請求項９】前記原子炉は自然循環沸騰水型原子炉であ
る、請求項１または６記載の発明。
【請求項１０】前記原子炉容器を重力駆動冷却系に連結
した請求項１または６記載の発明。
【請求項１１】前記導管装置を熱的に絶縁した請求項１
または６記載の発明。
【請求項１２】水を加熱して汽水混合物を生ずる炉心
と、この炉心上にあって炉心上側プレナム域を画成する
炉心シュラウドヘッドと、常時原子炉内にあって前記炉
心シュラウドヘッドの上方のレベルに達している１次冷
却水インベントリーとを有する沸騰水型原子炉の冷却方
法において、前記１次冷却水内に配置した開端と、この
開端から横方向に前記炉心シュラウドヘッドを貫通して
前記プレナム域内に延びている導管本体とを有する導管
装置を前記原子炉内に配置することと、前記導管本体と
前記１次冷却水を前記プレナム域に対して遮断すること
と、補充冷却水を供給するために前記原子炉の正常運転
中前記導管装置に１次冷却水を満たすことと、冷却材喪
失事故中前記補充冷却水を前記原子炉内に放出すること
を含む方法。