JPH07253492A - 能動／受動複合安全系を具備した沸騰水型原子炉 - Google Patents
能動／受動複合安全系を具備した沸騰水型原子炉Info
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- JPH07253492A JPH07253492A JP6317392A JP31739294A JPH07253492A JP H07253492 A JPH07253492 A JP H07253492A JP 6317392 A JP6317392 A JP 6317392A JP 31739294 A JP31739294 A JP 31739294A JP H07253492 A JPH07253492 A JP H07253492A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C9/004—Pressure suppression
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- 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
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
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- 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】
【目的】 最適の組合せの能動および受動安全系を有す
る沸騰水型原子炉を提供する。 【構成】 一次格納容器（６）、前記一次格納容器によ
って包囲された原子炉圧力容器（２）、前記原子炉圧力
容器内に配置された核燃料炉心（４）、前記一次格納容
器の内部かつ前記原子炉圧力容器の外部に配置された、
水を入れたサプレッションプール（８）、並びに互いに
分離独立した安全装置によって構成されかつ第１および
第２の区分として表わされる少なくとも２つの区分から
成る非常用安全系を含み、前記第１の区分が能動的な構
成要素（１２、１４、１６、１８）で構成され、かつ前
記第２の区分が受動的な構成要素（２４、２６、３４、
４８、５０）で構成される。能動区分と受動区分とを併
用することにより、得られる沸騰水型原子炉は非常用冷
却系のオンライン保守に加えてプラントの信頼度の向上
を達成する。
る沸騰水型原子炉を提供する。 【構成】 一次格納容器（６）、前記一次格納容器によ
って包囲された原子炉圧力容器（２）、前記原子炉圧力
容器内に配置された核燃料炉心（４）、前記一次格納容
器の内部かつ前記原子炉圧力容器の外部に配置された、
水を入れたサプレッションプール（８）、並びに互いに
分離独立した安全装置によって構成されかつ第１および
第２の区分として表わされる少なくとも２つの区分から
成る非常用安全系を含み、前記第１の区分が能動的な構
成要素（１２、１４、１６、１８）で構成され、かつ前
記第２の区分が受動的な構成要素（２４、２６、３４、
４８、５０）で構成される。能動区分と受動区分とを併
用することにより、得られる沸騰水型原子炉は非常用冷
却系のオンライン保守に加えてプラントの信頼度の向上
を達成する。
Description
【０００１】
【発明の分野】本発明は、主として過熱のために炉心に
損害をもたらすことのある原子炉系の過渡状態または動
作異常に際して沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の運転を停止
しかつそれを安全な状態に維持するための保護装置に関
するものである。更に詳しく言えば本発明は、ＢＷＲに
おける冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）に際して炉心に水を
供給するための非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）並びに
原子炉圧力容器（ＲＰＶ）から漏れ出る蒸気および放射
能を閉込めるための格納装置に関する。
損害をもたらすことのある原子炉系の過渡状態または動
作異常に際して沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の運転を停止
しかつそれを安全な状態に維持するための保護装置に関
するものである。更に詳しく言えば本発明は、ＢＷＲに
おける冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）に際して炉心に水を
供給するための非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）並びに
原子炉圧力容器（ＲＰＶ）から漏れ出る蒸気および放射
能を閉込めるための格納装置に関する。
【０００２】
【発明の背景】ＢＷＲにおいては、従来、事故時の現象
を制御しかつ軽減するための能動安全系が使用されてい
た。それらの現象は小さな破損から設計基準事故にまで
わたっていた。高圧および低圧のポンプ輸送装置から成
る能動安全系は、ＢＷＲ／４ないしＢＷＲ／６安全系製
品ラインの基礎を成すものであった。改良沸騰水型原子
炉（ＡＢＷＲ）においては、Ｎ＋１能力（すなわち、１
つの区分が故障しても安全上の要求条件を満たし得る能
力）を有する完全に能動的な３区分構成が採用されてい
る。
を制御しかつ軽減するための能動安全系が使用されてい
た。それらの現象は小さな破損から設計基準事故にまで
わたっていた。高圧および低圧のポンプ輸送装置から成
る能動安全系は、ＢＷＲ／４ないしＢＷＲ／６安全系製
品ラインの基礎を成すものであった。改良沸騰水型原子
炉（ＡＢＷＲ）においては、Ｎ＋１能力（すなわち、１
つの区分が故障しても安全上の要求条件を満たし得る能
力）を有する完全に能動的な３区分構成が採用されてい
る。
【０００３】上記のごとくに３つの能動区分から成る構
成に対する代替策の１つは、４つの能動区分を使用する
ことである。このような４つの能動区分から成る構成は
余分のＥＣＣＳ装置および支持用補助装置を追加するも
のであって、これは実施すべき保守を増加させる。これ
は、保守を低減させながら安全性を向上させるという目
的に反している。
成に対する代替策の１つは、４つの能動区分を使用する
ことである。このような４つの能動区分から成る構成は
余分のＥＣＣＳ装置および支持用補助装置を追加するも
のであって、これは実施すべき保守を増加させる。これ
は、保守を低減させながら安全性を向上させるという目
的に反している。
【０００４】３つの能動区分から成る構成に対するもう
１つの代替策は、受動安全系を使用するというものであ
る。完全に受動的な安全系は、ＢＷＲにおいて使用する
ために研究されてきた。なぜなら、それらは安全関連装
置の保守および監視試験を低減させるという長所を有す
ると共に、ＡＣ電力の必要性を排除してＢＷＲの運転お
よび安全性に関する信頼度を高めるという長所を有する
からである。実際、事故の制御および軽減を行う際に人
的過失の影響を受け難い完全に受動的な安全装置を具備
した簡易化ＢＷＲ（ＳＢＷＲ）が既に設計されている。
１つの代替策は、受動安全系を使用するというものであ
る。完全に受動的な安全系は、ＢＷＲにおいて使用する
ために研究されてきた。なぜなら、それらは安全関連装
置の保守および監視試験を低減させるという長所を有す
ると共に、ＡＣ電力の必要性を排除してＢＷＲの運転お
よび安全性に関する信頼度を高めるという長所を有する
からである。実際、事故の制御および軽減を行う際に人
的過失の影響を受け難い完全に受動的な安全装置を具備
した簡易化ＢＷＲ（ＳＢＷＲ）が既に設計されている。
【０００５】しかしながら、ＢＷＲにおいて完全に受動
的な安全系を使用した場合には幾つかの不利益を生じ
る。たとえば、完全に受動的な安全系を系の分離および
多様性に関する原子力規格に従って設計した場合には、
それの受動性のためにプラントのサイズおよび原価が実
質的に増大する。それ故、ＢＷＲに対する受動安全系の
適用は約１０００ＭＷｅまでの出力を有する小規模およ
び中規模のプラントのみに制限されていた。
的な安全系を使用した場合には幾つかの不利益を生じ
る。たとえば、完全に受動的な安全系を系の分離および
多様性に関する原子力規格に従って設計した場合には、
それの受動性のためにプラントのサイズおよび原価が実
質的に増大する。それ故、ＢＷＲに対する受動安全系の
適用は約１０００ＭＷｅまでの出力を有する小規模およ
び中規模のプラントのみに制限されていた。
【０００６】
【発明の概要】本発明は、能動安全系および受動安全系
の利点を併せ持つ改良された原子炉系に関するものであ
る。本発明に従えば、ＢＷＲに関する安全上の要求条件
を満たす単一の構造を成すようにして能動安全系および
受動安全系が併用される。更にまた、かかる構成によれ
ば、プラントの運転中に安全装置のオンライン保守を行
うために１つの安全区分を休止させることができる（Ｎ
＋２能力）。
の利点を併せ持つ改良された原子炉系に関するものであ
る。本発明に従えば、ＢＷＲに関する安全上の要求条件
を満たす単一の構造を成すようにして能動安全系および
受動安全系が併用される。更にまた、かかる構成によれ
ば、プラントの運転中に安全装置のオンライン保守を行
うために１つの安全区分を休止させることができる（Ｎ
＋２能力）。
【０００７】本発明の好適な実施の態様に従えば、３つ
の能動区分と第４の受動区分とが組合わされ、それによ
ってＮ＋２能力が達成される。詳しく述べれば、３つの
能動区分（区分Ｉ〜III ）および第４の受動区分（区分
IV）を有するＥＣＣＳネットワークが提供される。第４
の区分として受動的なものを選択することにより、安全
系および電源の多様性が実現され、その結果としてプラ
ントの信頼度が高まる。受動安全系に含まれる部品の数
はより少ないから、保守の大幅な増加なしにＮ＋２能力
が達成される。認可の観点から見れば、３つの能動区分
および１つの受動区分から成る構成は、少なくともＡＢ
ＷＲの安全装置を含みながらＳＢＷＲの受動安全装置を
導入したものである。
の能動区分と第４の受動区分とが組合わされ、それによ
ってＮ＋２能力が達成される。詳しく述べれば、３つの
能動区分（区分Ｉ〜III ）および第４の受動区分（区分
IV）を有するＥＣＣＳネットワークが提供される。第４
の区分として受動的なものを選択することにより、安全
系および電源の多様性が実現され、その結果としてプラ
ントの信頼度が高まる。受動安全系に含まれる部品の数
はより少ないから、保守の大幅な増加なしにＮ＋２能力
が達成される。認可の観点から見れば、３つの能動区分
および１つの受動区分から成る構成は、少なくともＡＢ
ＷＲの安全装置を含みながらＳＢＷＲの受動安全装置を
導入したものである。
【０００８】能動安全系は通常の高圧および低圧安全装
置を含んでいて、それらの動力は原子炉の蒸気から引出
されるか、あるいは現場のディーゼル発電機電力によっ
て支援された外部のＡＣ電力から引出される。能動安全
系の各区分の構成は、公知のＡＢＷＲの場合と同様であ
る。本発明に基づく受動区分は、プラントの蓄電池母線
から電力供給を受けている。この区分は（後述のごと
く）次のような受動装置を含んでいる。すなわち、短期
および長期の原子炉水供給のための重力駆動冷却系（Ｇ
ＤＣＳ）、一次格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、サプレッ
ションプール（ＳＰ）に連結された能動原子炉熱除去用
熱交換器（ＲＨＲ−ＨＸ）に対するバックアップ手段と
しての原子炉熱除去用凝縮器（ＲＨＲ−ＣＮＤ）、およ
びＲＨＲ−ＣＮＤをＲＰＶに連結する圧力解放弁（ＲＬ
Ｖ）が含まれている。ＰＣＣＳおよびＲＨＲ−ＣＮＤは
いずれも、ドライウェルの上方の凝縮器プール内に配置
されている。
置を含んでいて、それらの動力は原子炉の蒸気から引出
されるか、あるいは現場のディーゼル発電機電力によっ
て支援された外部のＡＣ電力から引出される。能動安全
系の各区分の構成は、公知のＡＢＷＲの場合と同様であ
る。本発明に基づく受動区分は、プラントの蓄電池母線
から電力供給を受けている。この区分は（後述のごと
く）次のような受動装置を含んでいる。すなわち、短期
および長期の原子炉水供給のための重力駆動冷却系（Ｇ
ＤＣＳ）、一次格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、サプレッ
ションプール（ＳＰ）に連結された能動原子炉熱除去用
熱交換器（ＲＨＲ−ＨＸ）に対するバックアップ手段と
しての原子炉熱除去用凝縮器（ＲＨＲ−ＣＮＤ）、およ
びＲＨＲ−ＣＮＤをＲＰＶに連結する圧力解放弁（ＲＬ
Ｖ）が含まれている。ＰＣＣＳおよびＲＨＲ−ＣＮＤは
いずれも、ドライウェルの上方の凝縮器プール内に配置
されている。
【０００９】単一の構造中において能動安全系と受動安
全系とを併用することによって幾つかの利益が得られ
る。第一に、得られる原子炉系は能動安全系および受動
安全系のそれぞれの長所を併せ持つ。第二に、受動安全
系は能動安全系が動作不能になった場合に負荷を引受け
ると共に、プラントの劣化条件下で負荷を分担する。そ
れ故、受動安全系は能動安全系に対するバックアップ機
能を果たす。第三に、得られる構造はＡＢＷＲおよびＳ
ＢＷＲにおいて得られた経験に基づいているために実行
可能なものである。最後に、得られる能動／受動複合安
全系の信頼度はＡＢＷＲの完全に能動的な安全系の信頼
度よりも高い。
全系とを併用することによって幾つかの利益が得られ
る。第一に、得られる原子炉系は能動安全系および受動
安全系のそれぞれの長所を併せ持つ。第二に、受動安全
系は能動安全系が動作不能になった場合に負荷を引受け
ると共に、プラントの劣化条件下で負荷を分担する。そ
れ故、受動安全系は能動安全系に対するバックアップ機
能を果たす。第三に、得られる構造はＡＢＷＲおよびＳ
ＢＷＲにおいて得られた経験に基づいているために実行
可能なものである。最後に、得られる能動／受動複合安
全系の信頼度はＡＢＷＲの完全に能動的な安全系の信頼
度よりも高い。
【００１０】ＡＢＷＲの能動安全系とＳＢＷＲの受動安
全系とを併用して成るＢＷＲ構造は、両者の長所を総合
して炉心冷却、原子炉水補給、減圧および最終ヒートシ
ンク（ｈｅａｔ ｓｉｎｋ）に関する多様性を達成する
という点で新しいアプローチを成すものである。更にま
た、本発明の能動／受動複合安全系は第４の受動区分が
与える多様性に基づいてプラントの信頼度の向上をもた
らす。
全系とを併用して成るＢＷＲ構造は、両者の長所を総合
して炉心冷却、原子炉水補給、減圧および最終ヒートシ
ンク（ｈｅａｔ ｓｉｎｋ）に関する多様性を達成する
という点で新しいアプローチを成すものである。更にま
た、本発明の能動／受動複合安全系は第４の受動区分が
与える多様性に基づいてプラントの信頼度の向上をもた
らす。
【００１１】本発明に基づく第４の受動区分は、発電所
の機能喪失（ブラックアウト）や原子炉の隔離のごとき
現象の発生に際してＲＰＶのバックアップ減圧並びにバ
ックアップ熱除去および水位制御を可能にするためＲＬ
Ｖと共に使用される新規な装置としてＲＨＲ−ＣＮＤを
含んでいる。これは中圧装置であって、それの動作は従
来の隔離凝縮器 （高圧）および受動格納容器冷却系
（低圧）に比べて独特である。
の機能喪失（ブラックアウト）や原子炉の隔離のごとき
現象の発生に際してＲＰＶのバックアップ減圧並びにバ
ックアップ熱除去および水位制御を可能にするためＲＬ
Ｖと共に使用される新規な装置としてＲＨＲ−ＣＮＤを
含んでいる。これは中圧装置であって、それの動作は従
来の隔離凝縮器 （高圧）および受動格納容器冷却系
（低圧）に比べて独特である。
【００１２】プラントの稼動性および労働力の利用を改
善するため、ＥＣＣＳネットワークについてはオンライ
ン保守が望ましいものと考えられる。第４の区分を受動
的なものとすることにより、ディーゼル発電機、サービ
ス装置および部品冷却水装置の数を増加させることなし
にオンライン保守を達成することができる。
善するため、ＥＣＣＳネットワークについてはオンライ
ン保守が望ましいものと考えられる。第４の区分を受動
的なものとすることにより、ディーゼル発電機、サービ
ス装置および部品冷却水装置の数を増加させることなし
にオンライン保守を達成することができる。
【００１３】
【好適な実施の態様の詳細な説明】先ず図１を見ると、
本発明の好適な実施の態様に従って３つの能動区分およ
び１つの受動区分を有する能動／受動複合ＥＣＣＳネッ
トワークが示されている。能動区分は、ＡＢＷＲの能動
安全系に炉心隔離冷却系（ＲＣＩＣ）または原子炉熱排
出・水位制御系（ＲＨＶＬＣ）を具備すると共に、１つ
または２つの高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）を具備したも
のから主として成っている。評価した構成については、
高圧能動装置は設計基準の要求条件を満たす必要がな
い。それ故、本発明に従って３つの能動区分および１つ
の受動区分から成る構成においては、高圧装置は非安全
装置として分類することができる。とは言え、区分III
内にＨＰＣＦを設置すれば炉心損傷の頻度を更に低下さ
せることができる。このような場合、能動／受動複合安
全系内における能動装置の数はＡＢＷＲの場合と同じで
ある。あるいはまた、ＡＢＷＲのＥＣＣＳ能動安全系を
用いた能動／受動複合ＥＣＣＳネットワークを使用する
ことも可能である。このような場合には、高圧ＥＣＣＳ
装置のオンライン保守を実施する必要性があるかどうか
に応じ、第３の安全関連ＨＰＣＦの設置を考慮すると共
に、ＲＣＩＣを非安全装置として分類することができ
る。
本発明の好適な実施の態様に従って３つの能動区分およ
び１つの受動区分を有する能動／受動複合ＥＣＣＳネッ
トワークが示されている。能動区分は、ＡＢＷＲの能動
安全系に炉心隔離冷却系（ＲＣＩＣ）または原子炉熱排
出・水位制御系（ＲＨＶＬＣ）を具備すると共に、１つ
または２つの高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）を具備したも
のから主として成っている。評価した構成については、
高圧能動装置は設計基準の要求条件を満たす必要がな
い。それ故、本発明に従って３つの能動区分および１つ
の受動区分から成る構成においては、高圧装置は非安全
装置として分類することができる。とは言え、区分III
内にＨＰＣＦを設置すれば炉心損傷の頻度を更に低下さ
せることができる。このような場合、能動／受動複合安
全系内における能動装置の数はＡＢＷＲの場合と同じで
ある。あるいはまた、ＡＢＷＲのＥＣＣＳ能動安全系を
用いた能動／受動複合ＥＣＣＳネットワークを使用する
ことも可能である。このような場合には、高圧ＥＣＣＳ
装置のオンライン保守を実施する必要性があるかどうか
に応じ、第３の安全関連ＨＰＣＦの設置を考慮すると共
に、ＲＣＩＣを非安全装置として分類することができ
る。
【００１４】図１に示されるごとく、各々の能動区分
（区分Ｉ〜III ）はディーゼル発電機１０によって駆動
されるポンプ１２を具備した低圧注水系（ＬＰＦＬ）を
含んでいる。ポンプ１２は、原子炉熱除去用熱交換器
（ＲＨＲ−ＨＸ）１４を介してサプレッションプール８
からＲＰＶ２に水を輸送する。各々のＲＨＲ−ＨＸはま
た、中間熱交換器（ＲＳＷ−ＨＸ）１６によって最終の
ヒートシンク（海水、河川水または冷却池）に連結され
ている。各々のＲＳＷ−ＨＸ用ポンプ（図示せず）は、
それぞれのディーゼル発電機１０によって駆動される。
かかるＲＨＲ−ＨＸ／ＲＳＷ−ＨＸ対は、協力してサプ
レッションプールからＲＰＶに供給される水から熱を除
去する。ＬＰＦＬはまた、別のモードでも動作する。す
なわち、(1)プール冷却モードにおいてＲＨＲ−ＨＸか
らの水をサプレッションプールに戻すための手段（図示
せず）が設けられている。(2) ＲＨＲ−ＨＸは、ドライ
ウェル温度が高過ぎる場合にドライウェル内に冷却水を
散布するためのドライウェルスパージャ（図示せず）に
連結されている。(3) ＲＨＲ−ＨＸはまた、ウェットウ
ェル温度が高過ぎる場合にウェットウェルの上方に冷却
水を散布するためのウェットウェルスパージャ（図示せ
ず）にも連結されている。
（区分Ｉ〜III ）はディーゼル発電機１０によって駆動
されるポンプ１２を具備した低圧注水系（ＬＰＦＬ）を
含んでいる。ポンプ１２は、原子炉熱除去用熱交換器
（ＲＨＲ−ＨＸ）１４を介してサプレッションプール８
からＲＰＶ２に水を輸送する。各々のＲＨＲ−ＨＸはま
た、中間熱交換器（ＲＳＷ−ＨＸ）１６によって最終の
ヒートシンク（海水、河川水または冷却池）に連結され
ている。各々のＲＳＷ−ＨＸ用ポンプ（図示せず）は、
それぞれのディーゼル発電機１０によって駆動される。
かかるＲＨＲ−ＨＸ／ＲＳＷ−ＨＸ対は、協力してサプ
レッションプールからＲＰＶに供給される水から熱を除
去する。ＬＰＦＬはまた、別のモードでも動作する。す
なわち、(1)プール冷却モードにおいてＲＨＲ−ＨＸか
らの水をサプレッションプールに戻すための手段（図示
せず）が設けられている。(2) ＲＨＲ−ＨＸは、ドライ
ウェル温度が高過ぎる場合にドライウェル内に冷却水を
散布するためのドライウェルスパージャ（図示せず）に
連結されている。(3) ＲＨＲ−ＨＸはまた、ウェットウ
ェル温度が高過ぎる場合にウェットウェルの上方に冷却
水を散布するためのウェットウェルスパージャ（図示せ
ず）にも連結されている。
【００１５】能動安全系の区分Ｉはまた、蒸気タービン
５２によって動力供給される高圧ポンプ１８を具備した
原子炉熱排出・水位制御系（ＲＨＶＬＣ）をも含んでい
る。ＲＨＶＬＣはサプレッションプールから給水管路２
０に水を輸送し、それによって水はＲＰＶに供給され
る。ＲＨＶＬＣ用タービン５２はまた、蓄電池を再充電
するために使用される発電機（図示せず）をも駆動す
る。あるいはまた、通常のＲＣＩＣ蒸気タービン系を使
用することもできる。
５２によって動力供給される高圧ポンプ１８を具備した
原子炉熱排出・水位制御系（ＲＨＶＬＣ）をも含んでい
る。ＲＨＶＬＣはサプレッションプールから給水管路２
０に水を輸送し、それによって水はＲＰＶに供給され
る。ＲＨＶＬＣ用タービン５２はまた、蓄電池を再充電
するために使用される発電機（図示せず）をも駆動す
る。あるいはまた、通常のＲＣＩＣ蒸気タービン系を使
用することもできる。
【００１６】能動安全系の区分IIはまた、ディーゼル発
電機によって駆動される高圧ポンプ２２を具備した高圧
炉心注水系（ＨＰＣＦ）をも含んでいる。ＨＰＣＦは、
注水管路を通してサプレッションプールからＲＰＶ２に
水を輸送する。受動区分の構成要素としては、ＧＤＣ
Ｓ、ＰＣＣＳ、ＲＨＲ−ＣＮＤおよび圧力解放弁が挙げ
られる。これらの装置の各々を以下に詳しく説明しよ
う。
電機によって駆動される高圧ポンプ２２を具備した高圧
炉心注水系（ＨＰＣＦ）をも含んでいる。ＨＰＣＦは、
注水管路を通してサプレッションプールからＲＰＶ２に
水を輸送する。受動区分の構成要素としては、ＧＤＣ
Ｓ、ＰＣＣＳ、ＲＨＲ−ＣＮＤおよび圧力解放弁が挙げ
られる。これらの装置の各々を以下に詳しく説明しよ
う。
【００１７】ＧＤＣＳは、ＬＯＣＡおよび原子炉の減圧
後において原子炉の環状区域に原子炉水を供給するもの
である。ＧＤＣＳは、ＬＯＣＡ後に炉心に注水して再び
溢水させるために役立つ加圧された短期サブシステム
（ＧＤＣＳ−ＳＴ）２４と、ＧＤＣＳ−ＳＴの排出後に
おいて長期の原子炉水供給をもたらす長期サブシステム
（ＧＤＣＳ−ＬＴ）２６とから構成されている。これら
のサブシステムは、ＬＯＣＡおよびそれに続く崩壊熱ボ
イルオフに際して失われる原子炉水を補充するため、活
性炉心領域の上方の位置においてドライウェル内に配置
された水プールから重力の作用下で冷却水を供給する。
ＧＤＣＳ−ＳＴは短期の水補給を可能にする一方、ＧＤ
ＣＳ−ＬＴは長期の炉心崩壊熱ボイルオフ要求条件を満
たすようなＬＯＣＡ後の長期原子炉水補給を可能にす
る。
後において原子炉の環状区域に原子炉水を供給するもの
である。ＧＤＣＳは、ＬＯＣＡ後に炉心に注水して再び
溢水させるために役立つ加圧された短期サブシステム
（ＧＤＣＳ−ＳＴ）２４と、ＧＤＣＳ−ＳＴの排出後に
おいて長期の原子炉水供給をもたらす長期サブシステム
（ＧＤＣＳ−ＬＴ）２６とから構成されている。これら
のサブシステムは、ＬＯＣＡおよびそれに続く崩壊熱ボ
イルオフに際して失われる原子炉水を補充するため、活
性炉心領域の上方の位置においてドライウェル内に配置
された水プールから重力の作用下で冷却水を供給する。
ＧＤＣＳ−ＳＴは短期の水補給を可能にする一方、ＧＤ
ＣＳ−ＬＴは長期の炉心崩壊熱ボイルオフ要求条件を満
たすようなＬＯＣＡ後の長期原子炉水補給を可能にす
る。
【００１８】ＧＤＣＳ−ＳＴ２４は、サプレッションプ
ールと凝縮器プールとの間に配置された（図１に示され
るような）１基のタンクまたは（図５に示されるよう
な）２基以上のタンクから成り得る。ＧＤＣＳ−ＳＴお
よびＧＤＣＳ−ＬＴはいずれも、主蒸気管路２８と同じ
領域高さにおいて一次格納容器（ＰＣＶ）６内に配置さ
れている。図５には、２基のＧＤＣＳ−ＬＴタンクおよ
び２基のＧＤＣＳ−ＳＴタンクを有するＧＤＣＳのＰＣ
Ｖ６内における配置状態が示されている。この場合、ド
ライウェル１１に対する設備の取出しまたは導入を行う
ための出入口がＧＤＣＳ−ＳＴタンクの間に設けられて
いる。
ールと凝縮器プールとの間に配置された（図１に示され
るような）１基のタンクまたは（図５に示されるよう
な）２基以上のタンクから成り得る。ＧＤＣＳ−ＳＴお
よびＧＤＣＳ−ＬＴはいずれも、主蒸気管路２８と同じ
領域高さにおいて一次格納容器（ＰＣＶ）６内に配置さ
れている。図５には、２基のＧＤＣＳ−ＬＴタンクおよ
び２基のＧＤＣＳ−ＳＴタンクを有するＧＤＣＳのＰＣ
Ｖ６内における配置状態が示されている。この場合、ド
ライウェル１１に対する設備の取出しまたは導入を行う
ための出入口がＧＤＣＳ−ＳＴタンクの間に設けられて
いる。
【００１９】（図２に示されるような）ＧＤＣＳ−ＳＴ
２４は１００ｐｓｉａまで僅かに加圧され、そして低水
位信号によって始動される。このサブシステムは原子炉
の減圧後に動作する。「水位１」信号が受信された後に
ＧＤＣＳ−ＳＴタンクからの管路中のスクイブ弁５４が
開放されるように時間遅れが設定されている。また、Ｒ
ＰＶからＧＤＣＳ−ＳＴタンクへの逆流を排除するた
め、ＲＰＶに通じる管路中に逆止め弁５６が設けられて
いる。ＧＤＣＳ−ＳＴタンクは、燃料棒よりも上方の深
さまでＲＰＶを満たすために十分な量の水を含んでい
る。
２４は１００ｐｓｉａまで僅かに加圧され、そして低水
位信号によって始動される。このサブシステムは原子炉
の減圧後に動作する。「水位１」信号が受信された後に
ＧＤＣＳ−ＳＴタンクからの管路中のスクイブ弁５４が
開放されるように時間遅れが設定されている。また、Ｒ
ＰＶからＧＤＣＳ−ＳＴタンクへの逆流を排除するた
め、ＲＰＶに通じる管路中に逆止め弁５６が設けられて
いる。ＧＤＣＳ−ＳＴタンクは、燃料棒よりも上方の深
さまでＲＰＶを満たすために十分な量の水を含んでい
る。
【００２０】ＧＤＣＳ−ＬＴ２６は、最初の低水位信号
が受信されてから約1/2 〜３時間の遅れをもって原子炉
水を供給する２基のタンクから成っている。かかる時間
遅れの後、ＧＤＣＳ−ＬＴ用スクイブ弁５４が電気的に
点火されて開放される。スクイブ弁５４が開放される
と、重力水頭によってＧＤＣＳ−ＬＴタンクからＲＰＶ
２内に水が流入する。
が受信されてから約1/2 〜３時間の遅れをもって原子炉
水を供給する２基のタンクから成っている。かかる時間
遅れの後、ＧＤＣＳ−ＬＴ用スクイブ弁５４が電気的に
点火されて開放される。スクイブ弁５４が開放される
と、重力水頭によってＧＤＣＳ−ＬＴタンクからＲＰＶ
２内に水が流入する。
【００２１】ＧＤＣＳ−ＬＴ管路中にはまた、熱作動型
出水弁３０と呼ばれる追加の弁が設けられている。この
弁は下部ドライウェル内の温度が所定の閾値を越えて上
昇したときに開放され、それによってＧＤＣＳ−ＬＴか
らの水がＲＰＶを包囲する下部ドライウェルキャビティ
を満たすことになる。ＧＤＣＳ−ＳＴおよびＧＤＣＳ−
ＬＴは、ＲＰＶ上の２本のノズルを通してＲＰＶに水を
供給する。各々のＲＰＶ注水管路ノズルは、ベンチュリ
管状の限流器（図示せず）を含んでいる。各々の注水管
路中には、開放状態に固定された手動隔離保守弁５８が
ノズルの近くに設けられており、またもう１つの同様な
弁が給水源の近くに設けられている。逆止め弁の下流側
に設けられた試験用連結弁６０により、燃料交換のため
の運転休止に際して逆止め弁を試験することができる。
出水弁３０と呼ばれる追加の弁が設けられている。この
弁は下部ドライウェル内の温度が所定の閾値を越えて上
昇したときに開放され、それによってＧＤＣＳ−ＬＴか
らの水がＲＰＶを包囲する下部ドライウェルキャビティ
を満たすことになる。ＧＤＣＳ−ＳＴおよびＧＤＣＳ−
ＬＴは、ＲＰＶ上の２本のノズルを通してＲＰＶに水を
供給する。各々のＲＰＶ注水管路ノズルは、ベンチュリ
管状の限流器（図示せず）を含んでいる。各々の注水管
路中には、開放状態に固定された手動隔離保守弁５８が
ノズルの近くに設けられており、またもう１つの同様な
弁が給水源の近くに設けられている。逆止め弁の下流側
に設けられた試験用連結弁６０により、燃料交換のため
の運転休止に際して逆止め弁を試験することができる。
【００２２】各々のＧＤＣＳ注水管路中においては、逆
止め弁５６はスクイブ（ｓｑｕｉｂ）弁５４の上流側に
配置されている。スクイブ弁は、運転中に漏れを生じる
ことなく原子炉圧力に耐えるように設計されている。Ｒ
ＰＶ内の水位が「水位１」に達すると、ＲＰＶの減圧が
開始され、またスクイブ弁を作動するＧＤＣＳ論理回路
中のタイマが始動する。ひとたび作動されると、スクイ
ブ弁はＧＤＣＳ給水源からＲＰＶへの永久的な開放流路
を与える。
止め弁５６はスクイブ（ｓｑｕｉｂ）弁５４の上流側に
配置されている。スクイブ弁は、運転中に漏れを生じる
ことなく原子炉圧力に耐えるように設計されている。Ｒ
ＰＶ内の水位が「水位１」に達すると、ＲＰＶの減圧が
開始され、またスクイブ弁を作動するＧＤＣＳ論理回路
中のタイマが始動する。ひとたび作動されると、スクイ
ブ弁はＧＤＣＳ給水源からＲＰＶへの永久的な開放流路
を与える。
【００２３】逆止め弁５６は、スクイブ弁が作動された
後においてＲＰＶ内の圧力がプールの圧力とそれの重力
水頭との和よりもまだ高い場合、プールへの逆流を防止
するために役立つ。ＲＰＶ内の圧力がプールの圧力より
も低くなると、差圧が逆止め弁５６を開放し、それによ
って水がＲＰＶ内に流入し始める。逆止め弁５６は、そ
れの両側の差圧がゼロになった場合でも部分的に開放さ
れた状態に維持されるように設計されている。これは、
長期の不使用に際して逆止め弁が閉鎖状態に固着する可
能性を低減させるために役立つ。
後においてＲＰＶ内の圧力がプールの圧力とそれの重力
水頭との和よりもまだ高い場合、プールへの逆流を防止
するために役立つ。ＲＰＶ内の圧力がプールの圧力より
も低くなると、差圧が逆止め弁５６を開放し、それによ
って水がＲＰＶ内に流入し始める。逆止め弁５６は、そ
れの両側の差圧がゼロになった場合でも部分的に開放さ
れた状態に維持されるように設計されている。これは、
長期の不使用に際して逆止め弁が閉鎖状態に固着する可
能性を低減させるために役立つ。
【００２４】プールの吸水管路は、たとえば大規模な破
損によるＬＯＣＡに際してプール内に運び込まれること
のある破片の侵入を防止するための入口ストレーナ（図
示せず）を有している。熱作動型出水弁３０は２本のＧ
ＤＣＳ−ＬＴ下降管路３２のそれぞれに連結されてい
て、それらはＲＰＶの下部鏡板が破損して溶融した核燃
料が下部ドライウェルキャビティの床にまで達するよう
な炉心溶融事故に際して下部ドライウェルキャビティに
注水するための手段を提供する。
損によるＬＯＣＡに際してプール内に運び込まれること
のある破片の侵入を防止するための入口ストレーナ（図
示せず）を有している。熱作動型出水弁３０は２本のＧ
ＤＣＳ−ＬＴ下降管路３２のそれぞれに連結されてい
て、それらはＲＰＶの下部鏡板が破損して溶融した核燃
料が下部ドライウェルキャビティの床にまで達するよう
な炉心溶融事故に際して下部ドライウェルキャビティに
注水するための手段を提供する。
【００２５】（図３に示されるような）ＰＣＣＳ３４
は、一次格納容器６を設計基準事故に関する圧力限界内
に維持するものである。この系は能動的に機能する構成
要素を含まない受動系として設計されており、また格納
容器基準激甚事故性能の上限と同等もしくはそれ以上の
条件に対して設計されている。ＰＣＣＳは自然循環によ
って動作する。最初、ＰＣＣＳはＬＯＣＡに際して格納
容器のドライウェルとサプレッションプールとの間に生
じる差圧によって駆動され、次いで管内において凝縮し
た蒸気の重力排出によって駆動される。従って、それを
機能させるために感知装置、制御装置、論理回路および
動力作動装置は必要とされない。ＰＣＣＳは安全関連格
納容器の延長部であって、隔離弁は全く含んでいない。
は、一次格納容器６を設計基準事故に関する圧力限界内
に維持するものである。この系は能動的に機能する構成
要素を含まない受動系として設計されており、また格納
容器基準激甚事故性能の上限と同等もしくはそれ以上の
条件に対して設計されている。ＰＣＣＳは自然循環によ
って動作する。最初、ＰＣＣＳはＬＯＣＡに際して格納
容器のドライウェルとサプレッションプールとの間に生
じる差圧によって駆動され、次いで管内において凝縮し
た蒸気の重力排出によって駆動される。従って、それを
機能させるために感知装置、制御装置、論理回路および
動力作動装置は必要とされない。ＰＣＣＳは安全関連格
納容器の延長部であって、隔離弁は全く含んでいない。
【００２６】ＰＣＣＳは完全に独立した２つの低圧ルー
プから成っていて、各々のループは蒸気を凝縮させかつ
大気に通じる大型の凝縮器プール内の水に熱を伝達する
熱交換器を含んでいる。各々のＰＣＣＳ凝縮器は（各々
のＲＨＲ−ＣＮＤと同じく）原子炉建屋内において燃料
プールとほぼ同じ高さに配置された凝縮器プール３６の
それぞれの区画室（図６参照）内に沈められている。な
お、凝縮器プール３６はドライウェルの上方かつ外部に
配置されている（図１参照）。１つのＰＣＣＳユニット
と１つのＲＨＲ−ＣＮＤユニットとの組合せが、単一の
ＧＤＣＳ−ＬＴユニット内に水を排出するように設計さ
れている。重力駆動プールの水をサプレッションプール
から補給するため、サプレッションプールはＬＰＦＬポ
ンプ１２を介してＧＤＣＳ−ＬＴプールに連結されるこ
とがある。
プから成っていて、各々のループは蒸気を凝縮させかつ
大気に通じる大型の凝縮器プール内の水に熱を伝達する
熱交換器を含んでいる。各々のＰＣＣＳ凝縮器は（各々
のＲＨＲ−ＣＮＤと同じく）原子炉建屋内において燃料
プールとほぼ同じ高さに配置された凝縮器プール３６の
それぞれの区画室（図６参照）内に沈められている。な
お、凝縮器プール３６はドライウェルの上方かつ外部に
配置されている（図１参照）。１つのＰＣＣＳユニット
と１つのＲＨＲ−ＣＮＤユニットとの組合せが、単一の
ＧＤＣＳ−ＬＴユニット内に水を排出するように設計さ
れている。重力駆動プールの水をサプレッションプール
から補給するため、サプレッションプールはＬＰＦＬポ
ンプ１２を介してＧＤＣＳ−ＬＴプールに連結されるこ
とがある。
【００２７】各々のＰＣＣＳ凝縮器は、図３に示される
ごとく、凝縮管によって連結された上部ドラムおよび下
部ドラムを有している。蒸気−ガス混合物が管路３８を
通してドライウェルからＰＣＣＳ内に直接に流入するか
ら、いかなる弁も開放する必要はなく、従ってＰＣＣＳ
は常に「待機」状態にある。次いで、蒸気は凝縮管内に
おいて凝縮し、そして下部ドラムに落下する。下部ドラ
ムからは、非凝縮性ガスはサプレッションプール８内に
沈められた管路４０を通して排出することができる。他
方、凝縮した復水はＧＤＣＳ−ＬＴプール２６に排出さ
れる。ＧＤＣＳ−ＬＴプールの気体空間からＰＣＣＳ凝
縮器に蒸気が流入するのを防止するために役立つ水トラ
ップを形成するため、ＧＤＣＳ−ＬＴプール内の管路中
にはＵ字形の曲り管４２が設けられている。
ごとく、凝縮管によって連結された上部ドラムおよび下
部ドラムを有している。蒸気−ガス混合物が管路３８を
通してドライウェルからＰＣＣＳ内に直接に流入するか
ら、いかなる弁も開放する必要はなく、従ってＰＣＣＳ
は常に「待機」状態にある。次いで、蒸気は凝縮管内に
おいて凝縮し、そして下部ドラムに落下する。下部ドラ
ムからは、非凝縮性ガスはサプレッションプール８内に
沈められた管路４０を通して排出することができる。他
方、凝縮した復水はＧＤＣＳ−ＬＴプール２６に排出さ
れる。ＧＤＣＳ−ＬＴプールの気体空間からＰＣＣＳ凝
縮器に蒸気が流入するのを防止するために役立つ水トラ
ップを形成するため、ＧＤＣＳ−ＬＴプール内の管路中
にはＵ字形の曲り管４２が設けられている。
【００２８】ＰＣＣＳ凝縮器からの熱は凝縮器プールの
温度を上昇させ、そして遂にはそれを沸騰させる。こう
して生じた蒸気は原子炉建屋の外部に放出される。ＰＣ
ＣＳ凝縮器に流入した蒸気が凝縮してＧＤＣＳ−ＬＴプ
ールに排出されるという連続循環が確立され、それによ
って格納容器の熱が除去される。図３には、ＧＤＣＳ−
ＬＴプールをＲＰＶに連結するＧＤＣＳ管路がＧＤＣＳ
の一部を成すものとして示されている。この管路を図３
中に含めた目的は、ＧＤＣＳ−ＬＴプールに流入したＰ
ＣＣＳからの復水が続いてＲＰＶに戻り得ることを示す
ことにある。
温度を上昇させ、そして遂にはそれを沸騰させる。こう
して生じた蒸気は原子炉建屋の外部に放出される。ＰＣ
ＣＳ凝縮器に流入した蒸気が凝縮してＧＤＣＳ−ＬＴプ
ールに排出されるという連続循環が確立され、それによ
って格納容器の熱が除去される。図３には、ＧＤＣＳ−
ＬＴプールをＲＰＶに連結するＧＤＣＳ管路がＧＤＣＳ
の一部を成すものとして示されている。この管路を図３
中に含めた目的は、ＧＤＣＳ−ＬＴプールに流入したＰ
ＣＣＳからの復水が続いてＲＰＶに戻り得ることを示す
ことにある。
【００２９】２基のＰＣＣＳ凝縮器は、２つの全く同じ
モジュールから成っている。これら２基のＰＣＣＳ凝縮
器は、ＬＯＣＡの発生後において格納容器の冷却を可能
にすると共に、ＬＯＣＡの発生後から少なくとも７２時
間にわたって格納容器の圧力をそれの設計圧力未満に制
限するために役立つ。ＰＣＣＳ凝縮器は中央に蒸気供給
管を有している。この蒸気供給管の下端は格納容器に開
いており、またそれの上端は２本の枝管を通して２本の
水平ヘッダに連結されている。蒸気は垂直の凝縮管中に
おいて凝縮し、そして生じた復水は２本の下部ヘッダ内
に集められる。各々の下部ヘッダからのガス抜き管路お
よび排水管路は、単一の格納容器貫通穴を通してドライ
ウェルに導かれる。復水はガス抜き管を取巻く環状のダ
クト内に排出され、次いで他方のヘッダからの復水をも
受入れる太い共通排水管路に連結された管路に流入す
る。
モジュールから成っている。これら２基のＰＣＣＳ凝縮
器は、ＬＯＣＡの発生後において格納容器の冷却を可能
にすると共に、ＬＯＣＡの発生後から少なくとも７２時
間にわたって格納容器の圧力をそれの設計圧力未満に制
限するために役立つ。ＰＣＣＳ凝縮器は中央に蒸気供給
管を有している。この蒸気供給管の下端は格納容器に開
いており、またそれの上端は２本の枝管を通して２本の
水平ヘッダに連結されている。蒸気は垂直の凝縮管中に
おいて凝縮し、そして生じた復水は２本の下部ヘッダ内
に集められる。各々の下部ヘッダからのガス抜き管路お
よび排水管路は、単一の格納容器貫通穴を通してドライ
ウェルに導かれる。復水はガス抜き管を取巻く環状のダ
クト内に排出され、次いで他方のヘッダからの復水をも
受入れる太い共通排水管路に連結された管路に流入す
る。
【００３０】図６に示されるごとく、各々の凝縮器は凝
縮器プール３６のそれぞれの区画室内に配置されてい
る。各々のサブループの動作状態に関係なくプール水全
体を十分に利用し得るようにするため、全ての区画室は
それらの下端において連通している。凝縮器プール３６
の各々の区画室の底部には、それぞれの区画室を空にし
て凝縮器の保守を可能にするために閉鎖し得る弁が設け
られている。
縮器プール３６のそれぞれの区画室内に配置されてい
る。各々のサブループの動作状態に関係なくプール水全
体を十分に利用し得るようにするため、全ての区画室は
それらの下端において連通している。凝縮器プール３６
の各々の区画室の底部には、それぞれの区画室を空にし
て凝縮器の保守を可能にするために閉鎖し得る弁が設け
られている。
【００３１】凝縮器プールの水は約１０１℃（２１４°
Ｆ）まで加熱することができる。発生する蒸気は放射能
を持たずかつ発電所の周囲圧力に比べて僅かに正の圧力
を有するが、これは各々のＰＣＣＳ凝縮器セグメントの
上方の蒸気空間から排出される。かかる蒸気は大径の排
気口４６を通して大気中に放出される。過度の水分のキ
ャリオーバおよび凝縮器プールの水の損失を防止するた
め、排気管路の入口には水分分離器が設けられている。
Ｆ）まで加熱することができる。発生する蒸気は放射能
を持たずかつ発電所の周囲圧力に比べて僅かに正の圧力
を有するが、これは各々のＰＣＣＳ凝縮器セグメントの
上方の蒸気空間から排出される。かかる蒸気は大径の排
気口４６を通して大気中に放出される。過度の水分のキ
ャリオーバおよび凝縮器プールの水の損失を防止するた
め、排気管路の入口には水分分離器が設けられている。
【００３２】凝縮器プールの水位を維持するため、いわ
ゆる「補給水脱塩系」（図示せず）から清浄な補給水が
供給される。水位調節は、補給水供給管路中に設けられ
た空気圧弁の使用によって達成される。かかる弁の開閉
は、凝縮器プール内の水位を感知する水位送信機から送
信される水位信号によって制御される。凝縮器プールの
水の冷却または浄化は、燃料および補助プール冷却系
（図示せず）によって達成される。正常なプラント運転
に際して維持する必要のある最低水位よりも上方の位置
において、（相異なる位置に設けられた）複数の吸引管
路が凝縮器プールの側面から水を吸出す。かかる水は冷
却または浄化され、次いで凝縮器プールに戻される。凝
縮器プールの水を再循環させるための帰り管路上には、
ＬＯＣＡ後のプール水補給管路が設けられている。
ゆる「補給水脱塩系」（図示せず）から清浄な補給水が
供給される。水位調節は、補給水供給管路中に設けられ
た空気圧弁の使用によって達成される。かかる弁の開閉
は、凝縮器プール内の水位を感知する水位送信機から送
信される水位信号によって制御される。凝縮器プールの
水の冷却または浄化は、燃料および補助プール冷却系
（図示せず）によって達成される。正常なプラント運転
に際して維持する必要のある最低水位よりも上方の位置
において、（相異なる位置に設けられた）複数の吸引管
路が凝縮器プールの側面から水を吸出す。かかる水は冷
却または浄化され、次いで凝縮器プールに戻される。凝
縮器プールの水を再循環させるための帰り管路上には、
ＬＯＣＡ後のプール水補給管路が設けられている。
【００３３】図６に示されるごとく、受動区分は凝縮器
プールのそれぞれの区画室内に配置された１対のＲＨＲ
−ＣＮＤ４８をも含んでいる。かかるＲＨＲ−ＣＮＤの
１つが図４に示されている。ＲＨＲ−ＣＮＤ４８の動作
は、ＲＰＶからの主蒸気管路２８に連結された対応する
圧力解放弁５０の開放によって開始される。圧力解放弁
５０が開放されると、ＲＰＶ２内の圧力と対応するＧＤ
ＣＳ−ＬＴタンク２６内の圧力との差により、ＲＰＶ２
からＲＨＲ−ＣＮＤ４８に蒸気が流される。この蒸気は
凝縮管中において凝縮し、そして生じた復水はＧＤＣＳ
−ＬＴプール２６に戻される。かかる蒸気の凝縮は凝縮
器プール３６を沸点にまで加熱して非放射性の蒸気を発
生するが、この蒸気は原子炉建屋の外部に放出される。
低圧のＧＤＣＳ−ＬＴがＲＨＲ−ＣＮＤ４８の下流側に
連結されている結果、ＲＨＲ−ＣＮＤ４８の動作圧は低
圧ないし中圧（すなわち、１００〜２００ｐｓｉ）の範
囲内にある。ＲＨＲ−ＣＮＤ４８を通しての圧力降下
は、全能力動作時において１０〜３０ｐｓｉ程度であ
る。ＲＨＲ−ＣＮＤは非安全装置として分類することが
でき、そしてかかるユニットの動作は他の能動装置の複
合破損を伴う緊急状態に対して設計されている。
プールのそれぞれの区画室内に配置された１対のＲＨＲ
−ＣＮＤ４８をも含んでいる。かかるＲＨＲ−ＣＮＤの
１つが図４に示されている。ＲＨＲ−ＣＮＤ４８の動作
は、ＲＰＶからの主蒸気管路２８に連結された対応する
圧力解放弁５０の開放によって開始される。圧力解放弁
５０が開放されると、ＲＰＶ２内の圧力と対応するＧＤ
ＣＳ−ＬＴタンク２６内の圧力との差により、ＲＰＶ２
からＲＨＲ−ＣＮＤ４８に蒸気が流される。この蒸気は
凝縮管中において凝縮し、そして生じた復水はＧＤＣＳ
−ＬＴプール２６に戻される。かかる蒸気の凝縮は凝縮
器プール３６を沸点にまで加熱して非放射性の蒸気を発
生するが、この蒸気は原子炉建屋の外部に放出される。
低圧のＧＤＣＳ−ＬＴがＲＨＲ−ＣＮＤ４８の下流側に
連結されている結果、ＲＨＲ−ＣＮＤ４８の動作圧は低
圧ないし中圧（すなわち、１００〜２００ｐｓｉ）の範
囲内にある。ＲＨＲ−ＣＮＤ４８を通しての圧力降下
は、全能力動作時において１０〜３０ｐｓｉ程度であ
る。ＲＨＲ−ＣＮＤは非安全装置として分類することが
でき、そしてかかるユニットの動作は他の能動装置の複
合破損を伴う緊急状態に対して設計されている。
【００３４】図４中に示された圧力解放弁（ＲＬＶ）５
０は、ＲＰＶからの蒸気管路に取付けられたプラント自
動減圧系（ＡＤＳ）の弁と同様な機能を果たす。この弁
の容量はＡＤＳ弁の容量の約1/2 である。ＲＬＶ５０は
バックアップ減圧機能を果たすものであって、ＲＨＲ−
ＨＸ１４が利用できなくなるか、あるいはサプレッショ
ンプールの温度が安全限界に近づいたような条件下でＲ
ＨＲ−ＣＮＤ４８の使用を可能にする。手動操作される
ＲＬＶ５０は、ＲＨＲ−ＣＮＤがそれのＭＷ能力または
設計圧力を越えないように設計する必要がある。ＲＨＲ
−ＣＮＤは、５０〜１２５０ｐｓｉａの動作圧力範囲内
においてＲＰＶと共に使用することができる。
０は、ＲＰＶからの蒸気管路に取付けられたプラント自
動減圧系（ＡＤＳ）の弁と同様な機能を果たす。この弁
の容量はＡＤＳ弁の容量の約1/2 である。ＲＬＶ５０は
バックアップ減圧機能を果たすものであって、ＲＨＲ−
ＨＸ１４が利用できなくなるか、あるいはサプレッショ
ンプールの温度が安全限界に近づいたような条件下でＲ
ＨＲ−ＣＮＤ４８の使用を可能にする。手動操作される
ＲＬＶ５０は、ＲＨＲ−ＣＮＤがそれのＭＷ能力または
設計圧力を越えないように設計する必要がある。ＲＨＲ
−ＣＮＤは、５０〜１２５０ｐｓｉａの動作圧力範囲内
においてＲＰＶと共に使用することができる。
【００３５】ＲＨＲ−ＣＮＤは、主として事故の制御お
よび軽減を行うように設計されている。ＲＨＲ−ＣＮＤ
に関連する凝縮器プールは、安全関連のプール冷却を必
要としない。ＲＨＲ−ＣＮＤの流量および熱負荷は、Ｒ
ＰＶとＧＤＣＳ−ＬＴとの間における強制差圧によって
調節される。ＲＨＲ−ＣＮＤの強制動作特性は、それの
全能力の利用を可能にすると共に、幾つかの機能の達成
を可能にする。このような機能としては、(1) 制御下に
おける原子炉の減圧、(2) ポンプの故障または高いサプ
レッションプール温度の条件下における能動ＲＨＲ−Ｈ
Ｘのバックアップ、および(3) ＧＤＣＳ−ＬＴとの協力
下における原子炉水の供給が挙げられる。
よび軽減を行うように設計されている。ＲＨＲ−ＣＮＤ
に関連する凝縮器プールは、安全関連のプール冷却を必
要としない。ＲＨＲ−ＣＮＤの流量および熱負荷は、Ｒ
ＰＶとＧＤＣＳ−ＬＴとの間における強制差圧によって
調節される。ＲＨＲ−ＣＮＤの強制動作特性は、それの
全能力の利用を可能にすると共に、幾つかの機能の達成
を可能にする。このような機能としては、(1) 制御下に
おける原子炉の減圧、(2) ポンプの故障または高いサプ
レッションプール温度の条件下における能動ＲＨＲ−Ｈ
Ｘのバックアップ、および(3) ＧＤＣＳ−ＬＴとの協力
下における原子炉水の供給が挙げられる。
【００３６】事故の経過に伴い、先ず最初に能動安全系
が動作を開始するが、能動安全系の部品の故障や条件の
悪化が起こると受動安全系が動作するようになる。激甚
事故対策（たとえば、格納容器のガス抜き）は、事故の
経過における最後の手段である。受動安全系は、能動安
全系の動作開始と激甚事故対策との間における緩衝手段
として役立つ。その結果、激甚事故対策の使用を必要と
する激甚事故状態に至る可能性は大幅に低下するのであ
る。
が動作を開始するが、能動安全系の部品の故障や条件の
悪化が起こると受動安全系が動作するようになる。激甚
事故対策（たとえば、格納容器のガス抜き）は、事故の
経過における最後の手段である。受動安全系は、能動安
全系の動作開始と激甚事故対策との間における緩衝手段
として役立つ。その結果、激甚事故対策の使用を必要と
する激甚事故状態に至る可能性は大幅に低下するのであ
る。
【００３７】第４の区分中に含まれる受動装置は、原子
炉水の供給、格納容器の冷却、最終のヒートシンク、原
子炉の減圧および発電所の機能喪失の軽減のごときＢＷ
Ｒの安全機能を果たす能動装置に対する複数のバックア
ップ手段を提供する。すなわち、ＧＤＣＳ−ＳＴおよび
ＧＤＣＳ−ＬＴは原子炉水供給用のＬＰＦＬおよびＨＰ
ＣＦ／ＲＨＶＬＣに対するバックアップ手段として役立
つ。ＰＣＣＳおよびＲＨＲ−ＣＮＤはサプレッションプ
ール／格納容器冷却用のＲＨＲ−ＨＸに対するバックア
ップ手段として役立つ。凝縮器プールは最終のヒートシ
ンクに対するバックアップ手段として役立つ。ＲＬＶは
原子炉減圧用のＡＤＳ弁に対するバックアップ手段とし
て役立つ。ＲＬＶ／ＧＤＣＳ／ＲＨＲ−ＣＮＤは発電所
の機能喪失軽減用のＲＨＶＬＣに対するバックアップ手
段として役立つ。
炉水の供給、格納容器の冷却、最終のヒートシンク、原
子炉の減圧および発電所の機能喪失の軽減のごときＢＷ
Ｒの安全機能を果たす能動装置に対する複数のバックア
ップ手段を提供する。すなわち、ＧＤＣＳ−ＳＴおよび
ＧＤＣＳ−ＬＴは原子炉水供給用のＬＰＦＬおよびＨＰ
ＣＦ／ＲＨＶＬＣに対するバックアップ手段として役立
つ。ＰＣＣＳおよびＲＨＲ−ＣＮＤはサプレッションプ
ール／格納容器冷却用のＲＨＲ−ＨＸに対するバックア
ップ手段として役立つ。凝縮器プールは最終のヒートシ
ンクに対するバックアップ手段として役立つ。ＲＬＶは
原子炉減圧用のＡＤＳ弁に対するバックアップ手段とし
て役立つ。ＲＬＶ／ＧＤＣＳ／ＲＨＲ−ＣＮＤは発電所
の機能喪失軽減用のＲＨＶＬＣに対するバックアップ手
段として役立つ。
【００３８】受動装置は、それらの性質上、能動装置よ
りも保守が少なくて済む。ＡＢＷＲの３つの能動区分に
第４の受動区分を追加することは、ＥＣＣＳネットワー
クに関するＡＢＷＲの全保守作業に僅かな影響しか及ぼ
さない。かかる受動区分を使用すれば、ＥＣＣＳのオン
ライン保守を実施することができる。これは運転停止時
におけるＥＣＣＳ保守作業の低減または排除を可能に
し、その結果として運転停止期間の短縮およびプラント
の稼動性の向上をもたらす。
りも保守が少なくて済む。ＡＢＷＲの３つの能動区分に
第４の受動区分を追加することは、ＥＣＣＳネットワー
クに関するＡＢＷＲの全保守作業に僅かな影響しか及ぼ
さない。かかる受動区分を使用すれば、ＥＣＣＳのオン
ライン保守を実施することができる。これは運転停止時
におけるＥＣＣＳ保守作業の低減または排除を可能に
し、その結果として運転停止期間の短縮およびプラント
の稼動性の向上をもたらす。
【００３９】受動装置に関する保守作業は、能動装置に
関して必要とされる保守に比べて遥かに少ない。受動装
置の保守は、主として、弁の試験、水あかの蓄積の防止
および詰まりの除去のために役立つ共通注水管路のフラ
ッシング、並びに受動熱交換管の超音波検査から成って
いる。ＡＢＷＲの３つの能動区分に第４の受動区分を追
加することは、電力供給および部品構造に関する冗長性
および多様性を与え、その結果としてプラントの安全性
の向上をもたらす。詳しく述べれば、かかる受動区分は
追加の原子炉水供給手段（ＧＤＣＳ）および一次格納容
器冷却手段（ＰＣＣＳ）を提供することによってＢＷＲ
の設計基準要求条件を満たしながらオンライン保守を可
能にする。かかる受動区分はまた、追加の多様な激甚事
故軽減手段をも提供する。ＰＣＣＳは炉心損傷の発生後
において格納容器を安定化する。可動部品を含まないＰ
ＣＣＳがＰＣＶ内にすることは、格納容器のガス抜きを
低減もしくは回避させることになる。ＰＣＣＳを使用す
れば、条件付きの格納容器破損の可能性が低くなる。Ｇ
ＤＣＳは下部ドライウェルへの注水を可能にする。すな
わち、ドライウェル内の温度が所定の閾値まで上昇した
場合に熱作動型出水弁が開放される結果、ＧＤＣＳタン
クからの水がＲＰＶを包囲する下部ドライウェルキャビ
ティを満たすことになる。ＲＨＲ−ＣＮＤは、発電所の
機能喪失を軽減すると共に、Ｎ＋２能力を有するような
ＲＨＲ−ＨＸに対するバックアップ手段を提供するため
に役立つ。受動区分はまた、高圧能動装置を非安全装置
として分類することができる。ＨＰＣＦおよびＲＨＶＬ
Ｃの高圧装置が非安全装置として分類されれば、プラン
トの運転および過渡状態に対する応答が簡略化されるの
である。
関して必要とされる保守に比べて遥かに少ない。受動装
置の保守は、主として、弁の試験、水あかの蓄積の防止
および詰まりの除去のために役立つ共通注水管路のフラ
ッシング、並びに受動熱交換管の超音波検査から成って
いる。ＡＢＷＲの３つの能動区分に第４の受動区分を追
加することは、電力供給および部品構造に関する冗長性
および多様性を与え、その結果としてプラントの安全性
の向上をもたらす。詳しく述べれば、かかる受動区分は
追加の原子炉水供給手段（ＧＤＣＳ）および一次格納容
器冷却手段（ＰＣＣＳ）を提供することによってＢＷＲ
の設計基準要求条件を満たしながらオンライン保守を可
能にする。かかる受動区分はまた、追加の多様な激甚事
故軽減手段をも提供する。ＰＣＣＳは炉心損傷の発生後
において格納容器を安定化する。可動部品を含まないＰ
ＣＣＳがＰＣＶ内にすることは、格納容器のガス抜きを
低減もしくは回避させることになる。ＰＣＣＳを使用す
れば、条件付きの格納容器破損の可能性が低くなる。Ｇ
ＤＣＳは下部ドライウェルへの注水を可能にする。すな
わち、ドライウェル内の温度が所定の閾値まで上昇した
場合に熱作動型出水弁が開放される結果、ＧＤＣＳタン
クからの水がＲＰＶを包囲する下部ドライウェルキャビ
ティを満たすことになる。ＲＨＲ−ＣＮＤは、発電所の
機能喪失を軽減すると共に、Ｎ＋２能力を有するような
ＲＨＲ−ＨＸに対するバックアップ手段を提供するため
に役立つ。受動区分はまた、高圧能動装置を非安全装置
として分類することができる。ＨＰＣＦおよびＲＨＶＬ
Ｃの高圧装置が非安全装置として分類されれば、プラン
トの運転および過渡状態に対する応答が簡略化されるの
である。
【００４０】能動／受動複合安全系における受動区分を
１つだけに制限することは、ＥＣＣＳネットワークの最
適化を可能にすると共に、受動装置の数および寸法を最
小限に抑えるために役立つ。とは言え、ＧＤＣＳタンク
およびそれに付随した配管を収容するため、ＰＣＶの寸
法は僅かに増大させることが必要となる場合がある。ま
た、凝縮器プールを組込むために原子炉建屋の燃料装荷
床の再配置も必要となる。このことを念頭に置けば、プ
ラントの建設費は多少増加するが、建設費の増加は運転
維持費の減少によって少なくとも部分的に相殺されるこ
とが予想されよう。
１つだけに制限することは、ＥＣＣＳネットワークの最
適化を可能にすると共に、受動装置の数および寸法を最
小限に抑えるために役立つ。とは言え、ＧＤＣＳタンク
およびそれに付随した配管を収容するため、ＰＣＶの寸
法は僅かに増大させることが必要となる場合がある。ま
た、凝縮器プールを組込むために原子炉建屋の燃料装荷
床の再配置も必要となる。このことを念頭に置けば、プ
ラントの建設費は多少増加するが、建設費の増加は運転
維持費の減少によって少なくとも部分的に相殺されるこ
とが予想されよう。
【００４１】上記のごとき本発明の好適な実施の態様
は、例示を目的として開示されたものである。開示され
た構成に対して様々な変形や変更を加え得ることは、Ｂ
ＷＲの安全系に精通した当業者にとって自明であろう。
かかる変形や変更の全てが前記特許請求の範囲によって
包括されるものと理解すべきである。
は、例示を目的として開示されたものである。開示され
た構成に対して様々な変形や変更を加え得ることは、Ｂ
ＷＲの安全系に精通した当業者にとって自明であろう。
かかる変形や変更の全てが前記特許請求の範囲によって
包括されるものと理解すべきである。
【図１】本発明の好適な実施の態様に基づく能動／受動
複合安全系を有する原子炉系の略図である。
複合安全系を有する原子炉系の略図である。
【図２】本発明の能動／受動複合安全系中に組込まれた
重力駆動冷却系の略図である。
重力駆動冷却系の略図である。
【図３】本発明の能動／受動複合安全系中に組込まれた
一次格納容器冷却系の略図である。
一次格納容器冷却系の略図である。
【図４】本発明の能動／受動複合安全系中に組込まれた
原子炉熱除去用凝縮器および圧力解放弁の略図である。
原子炉熱除去用凝縮器および圧力解放弁の略図である。
【図５】本発明に従って一次格納容器内に重力駆動冷却
系を配置したところを示す略図である。
系を配置したところを示す略図である。
【図６】本発明に従ってドライウェルの上方に一次格納
容器冷却系および原子炉熱除去用凝縮器を配置したとこ
ろを示す概念図である。
容器冷却系および原子炉熱除去用凝縮器を配置したとこ
ろを示す概念図である。
２ 原子炉圧力容器 ４ 核燃料炉心 ６ 一次格納容器 ８ サプレッションプール １２ ポンプ １４ 原子炉熱除去用熱交換器 １６ 中間熱交換器 １８ 高圧ポンプ ２０ 給水管路 ２２ 高圧ポンプ ２４ 重力駆動冷却系の短期サブシステム ２６ 重力駆動冷却系の長期サブシステム ２８ 主蒸気管路 ３０ 熱作動型出水弁 ３２ 下降管路 ３４ ＰＣＣＳ凝縮器 ３６ 凝縮器プール ３８ 入口管路 ４０ ガス抜き管路 ４２ 曲り管 ４４ ガス抜き管路 ４６ 排気口 ４８ ＲＨＲ凝縮器 ５０ 圧力解放弁 ５４ スクイブ弁 ５６ 逆止め弁 ５８ 隔離保守弁
Claims (10)
- 【請求項１】 一次格納容器、前記一次格納容器によっ
て包囲された原子炉圧力容器、前記原子炉圧力容器内に
配置された核燃料炉心、前記一次格納容器の内部かつ前
記原子炉圧力容器の外部に配置された、水を入れたサプ
レッションプール、並びに互いに分離独立した安全装置
によって構成されかつ第１および第２の区分として表わ
される少なくとも２つの区分から成る非常用安全系を含
む沸騰水型原子炉において、前記第１の区分が能動的な
構成要素から成り、かつ前記第２の区分が受動的な構成
要素から成ることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 【請求項２】 前記第１の区分が、前記サプレッション
プールから前記原子炉圧力容器に水を流すことのできる
流路、前記サプレッションプールから前記原子炉圧力容
器に前記水を輸送するためのポンプ手段、前記流路中の
前記水と最終のヒートシンクとの間で熱交換を行わせる
ための熱交換手段、および緊急状態に応答して前記ポン
プ手段を駆動するためのディーゼル発電機を含む請求項
１記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項３】 前記第２の区分が、前記炉心よりも高い
位置に配置された、水を入れた重力作動プール、前記重
力作動プールから前記原子炉圧力容器に水を流すことの
できる流路、および前記重力作動プールから前記原子炉
圧力容器への前記流路を開放して重力の作用下で水を流
れさせるために前記緊急状態に応答して電気的にトリガ
されて永久開放状態となる弁を含む請求項１記載の沸騰
水型原子炉。 - 【請求項４】 前記第２の区分が更に、前記重力作動プ
ールから前記一次格納容器内の下部ドライウェルキャビ
ティへの下降流路、および所定の温度条件に応答して前
記下降流路を開放して重力の作用下で水を流れさせるた
めの熱作動型出水弁を含む請求項３記載の沸騰水型原子
炉。 - 【請求項５】 前記第２の区分が、水を入れた、第１の
区画室を有する凝縮器プール、前記第１の区画室内にお
いて水中に沈められた第１の凝縮器、前記一次格納容器
から前記第１の凝縮器に蒸気を導くための第１の凝縮器
入口流路、前記第１の凝縮器から前記サプレッションプ
ールに非凝縮性ガスを導くための第１の凝縮器出口流
路、および前記第１の凝縮器から復水を排出するための
第２の凝縮器出口流路を含む請求項１記載の沸騰水型原
子炉。 - 【請求項６】 前記第２の区分が更に、水を入れた、第
１の区画室を有する凝縮器プール、前記第１の区画室内
において水中に沈められた第１の凝縮器、前記一次格納
容器から前記第１の凝縮器に蒸気を導くために役立つ第
１の凝縮器入口流路、前記第１の凝縮器から前記サプレ
ッションプールに非凝縮性ガスを導くための第１の凝縮
器出口流路、および前記第１の凝縮器から前記重力作動
プールに復水を導くための第２の凝縮器出口流路を含む
請求項３記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項７】 前記第２の区分が、水を入れた、第１の
区画室を有する凝縮器プール、前記第１の区画室内にお
いて水中に沈められた第１の凝縮器、前記原子炉圧力容
器から前記第１の凝縮器に蒸気を導くための第１の凝縮
器入口流路、前記原子炉圧力容器内の圧力が所定の閾値
に達したときに前記原子炉圧力容器から前記第１の凝縮
器への前記第１の凝縮器入口流路を開放するための圧力
解放弁手段、前記第１の凝縮器から前記サプレッション
プールに非凝縮性ガスを導くための第１の凝縮器出口流
路、および前記第１の凝縮器から復水を排出するための
第２の凝縮器出口流路を含む請求項１記載の沸騰水型原
子炉。 - 【請求項８】 前記第２の区分が更に、水を入れた、第
１の区画室を有する凝縮器プール、前記第１の区画室内
において水中に沈められた第１の凝縮器、前記原子炉圧
力容器から前記第１の凝縮器に蒸気を導くための第１の
凝縮器入口流路、前記原子炉圧力容器内の圧力が所定の
閾値に達したときに前記原子炉圧力容器から前記第１の
凝縮器への前記第１の凝縮器入口流路を開放するための
圧力解放弁手段、前記第１の凝縮器から前記サプレッシ
ョンプールに非凝縮性ガスを導くための第１の凝縮器出
口流路、および前記第１の凝縮器から前記重力作動プー
ルに復水を導くための第２の凝縮器出口流路を含む請求
項３記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項９】 前記第２の区分が更に、前記凝縮器プー
ルの第２の区画室、前記第２の区画室内において水中に
沈められた第２の凝縮器、前記原子炉圧力容器から前記
第２の凝縮器に蒸気を導くための第２の凝縮器入口流
路、前記原子炉圧力容器内の圧力が所定の閾値に達した
ときに前記原子炉圧力容器から前記第２の凝縮器への前
記第２の凝縮器入口流路を開放するための圧力解放弁手
段、前記第２の凝縮器から前記サプレッションプールに
非凝縮性ガスを導くための第３の凝縮器出口流路、およ
び前記第２の凝縮器から前記重力作動プールに復水を導
くための第４の凝縮器出口流路を含む請求項６記載の沸
騰水型原子炉。 - 【請求項１０】 前記第２の区分が更に、前記第１およ
び第２の区画室からの蒸気を前記一次格納容器の外部の
大気中に排出するための手段を含む請求項９記載の沸騰
水型原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US08/177,022 US5426681A (en) | 1994-01-04 | 1994-01-04 | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
| US177022 | 1994-01-04 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07253492A true JPH07253492A (ja) | 1995-10-03 |
Family
ID=22646856
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6317392A Pending JPH07253492A (ja) | 1994-01-04 | 1994-12-21 | 能動／受動複合安全系を具備した沸騰水型原子炉 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5426681A (ja) |
| JP (1) | JPH07253492A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008020234A (ja) * | 2006-07-11 | 2008-01-31 | Hitachi Ltd | 非常用炉心冷却設備 |
| US7835482B2 (en) | 2004-01-14 | 2010-11-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system |
| JP2012233737A (ja) * | 2011-04-28 | 2012-11-29 | Fujikura Ltd | 原子炉の崩壊熱除去装置 |
| KR101535479B1 (ko) * | 2014-07-03 | 2015-07-09 | 한국원자력연구원 | 원자로냉각재계통 감압 시스템 및 이를 구비하는 원전 |
| KR101658476B1 (ko) * | 2015-05-15 | 2016-09-22 | 한국원자력연구원 | 원자로냉각재계통 감압 시스템 및 이를 구비하는 원전 |
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|---|---|
| US5426681A (en) | 1995-06-20 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20031105 |