JPH0769454B2 - 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の分野 本発明は液冷型の原子炉プラント施設に関するものであ
る。更に詳しく言えば、本発明は核燃料を含んだ原子炉
を収容する格納構造物用の自己作動式の受動冷却系に関
する。

発明の背景 典型的な発電用原子炉は、安全対策として格納構造物の
内部に収容されている。原子炉格納構造物は、熱を発生
する核燃料の炉心および原子炉系の補助的な構成部品
［たとえば、冷却材管路（または伝熱管路）の一部な
ど］を収容した原子炉圧力容器を閉込めるように設計さ
れかつ使用されている。それらの内容物は放射線や放射
性核分裂生成物の発生源および（または）輸送手段を構
成するから、原子炉を収容する格納構造物はそれの内部
に閉込められた原子炉系を効果的に隔離しなければなら
ない。すなわち、原子炉圧力容器とりわけそれに付随す
る冷却系統から漏れ出ることのある水、水蒸気、ガスや
蒸気、およびそれらに同伴する核分裂生成物やその他の
放射線源を含めた全ての内容物を閉込める必要があるの
である。

閉込められた内容物を外界から確実に隔離する流体不透
過性の効果的な格納構造物を用いて上記のごとき要求条
件を満足する構造を実現することには、技術上および建
設上の観点からすれば大きな障害は存在しないのが通例
である。

しかしながら、原子炉系においてある種の事故（たとえ
ば冷却材の喪失）が起こった場合には、非常に高温の加
圧水が原子炉系から格納構造物の内部に大量に放出され
ることがある。かかる非常に高温の加圧水はフラッシュ
蒸発して水蒸気になるが、この水蒸気は放射性の核分裂
生成物を運搬すると共に、格納構造物内の圧力および温
度を実質的に上昇させることがある。このような事故に
より、「漏れ防止」型の格納構造物の内部には極めて高
い圧力および温度が発生することがある。それ故、原子
炉系に由来する全ての潜在的に危険な物質を保持すると
いう所期の役割を果たすため、格納構造物の保全性およ
び能力には厳しい要求条件が課されることになる。

原子炉特有の大きい熱エネルギーおよびフラッシュ蒸発
した水蒸気がもたらす潜在的に有害な高圧は、格納構造
物からの単なるガス抜きによって解放したり、あるいは
その他の手段によって外部の大気中に逃がしたりするこ
とはできない。なぜなら、かかる水蒸気は放射性の核分
裂生成物を同伴もしくは運搬することがあるため、それ
らの核分裂生成物もまた環境中に放出される恐れがある
からである。

過圧の問題に対処するため、これまでにも様々な圧力抑
制手段が提唱されかつ考案されてきた。それらの中に
は、発生した水蒸気を凝縮させ、それによって事故に原
因する過圧を低下させるための様々な対策および装置が
含まれている。それらの実例は、米国特許第3713968、4
362693、4473528および4526743号明細書中に開示されて
いる。

水蒸気によって生じた高圧を緩和するのに有効な圧力抑
制手段が存在しない場合には、巨額の費用をかけて格納
構造物の設計および建設を行うと共に、甚だしく高い内
部の流体圧力に耐えてそれを保持し得るように保守を行
うことが必要となる。しかし、格納構造物をいかに強化
したとしても、典型的な発電用原子炉プラントにおいて
発生し得る温度および圧力を考慮すれば、それが絶対に
破壊しないという保証は得られない。

事故条件下では、圧力容器内において核燃料の炉心から
発生した崩壊熱は圧力抑制用のガス抜き系または圧力容
器の安全弁および減圧弁を通して格納構造物内に放出さ
れる。従来の原子炉プラントにおいては、かかる過剰の
熱エネルギーは電動機、ポンプ、弁および熱交換器から
成る能動冷却系によって除去されるのが普通であった。
これらの能動部品の動作は、外部の動力および（また
は）運転員の適切な操作に依存している。

発明の要約 本発明は、原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式
受動冷却系に関するものである。かかる受動冷却系は原
子炉格納構造物の内部環境の温度を低下させるための手
段を提供するものであって、周囲温度を低下させて水蒸
気を凝縮させることによって格納構造物内の過圧を緩和
もしくは排除するために役立つ。かかる受動冷却系は、
汚染をもたらす放射性の核分裂生成物を伴うことなしに
熱エネルギーを外部環境中に安全に放散させることを可
能にする自然循環式の熱伝達機構に基づいている。

発明の効果 本発明の主たる目的は、原子炉プラント用の新規で改良
された格納構造物冷却系を提供することにある。

また、原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式冷却
系を提供することも本発明の目的の１つである。

更にまた、原子炉プラントの格納構造物において、流体
の対流による熱伝達に基づく自己作動式の受動冷却系か
ら成る機能的改良を提供することも本発明の目的の１つ
である。

更にまた、自然対流による熱伝達に基づくような原子炉
プラントの格納構造物用の受動圧力抑制系を提供するこ
とも本発明の目的の１つである。

更にまた、自然循環による熱伝達に基づくような原子炉
プラントの格納構造物用の冷却系を提供することも本発
明の目的の１つである。

発明の詳細な説明 先ず第１図を見ると、原子炉プラント施設10が示されて
いる。かかる原子炉プラント施設10は、熱を発生する核
燃料の炉心14を収容した圧力容器12から成る原子炉を含
んでいる。核燃料は、核分裂から生じた熱を周囲の冷却
材（通例は水）に伝達する。冷却材としての水は、いわ
ゆる沸騰水型原子炉においては水蒸気を直接に発生させ
るために役立ち、またいわゆる加圧水型原子炉において
は間接的に水蒸気を発生させるための伝熱媒体として役
立つ。冷却材循環管路16および18により、核燃料からの
熱出力を伝達するため原子炉圧力容器12内に冷却水を送
り込むと共に、加熱された水および（または）水蒸気を
原子炉圧力容器12から導き出すことが可能になってい
る。こうして導き出された水および（または）水蒸気は
発電のごとき用途に使用され、次いで回路を通って再循
環させられる。

圧力容器12、炉心14および若干の関連部品から成る原子
炉は、格納構造物20の内部に収容されている。かかる格
納構造物20は底部または床、垂直な側壁、およびドーム
または屋根を含むが、それらの表面上には放射性物質が
内部から外部の大気中に漏れ出るのを防止するように設
計された流体不透過性のライナ22が設置されている。

典型的な水冷型原子炉プラントにおいては、原子炉圧力
容器12に加えて、格納構造物20は特定の機能または目的
を構成するように設計された複数の隔室もしくは区画室
をも含んでいる。たとえば、原子炉圧力容器12はそれに
隣接した１つ以上のドライウェル室24によって包囲され
ている。これらのドライウェル室24は、原子炉の運転に
関連した漏れやその他の原因によって溢れ出る水、水蒸
気またはその他の蒸気を受入れて保持するために役立
つ。

また、部分的に水で満たされた１つ以上の隔室26は、内
部の水プールの水面下において水蒸気を冷却して凝縮さ
せるためのサプレッションプール室として役立つ。かか
るサプレッションプール室26は導管28を介して１つ以上
のドライウェル室24に通じている。導管28の一端はドラ
イウェル室24の上部に開いており、また他端はサプレッ
ションプール室26内に含まれる水プールの水面より下方
の位置においてサプレッションプール室26に開いてい
る。その結果、圧力容器およびそれの関連回路の高温高
圧区域から漏れ出た水蒸気あるいは流出した熱水からフ
ラッシュ蒸発した水蒸気はドライウェル室24内に導入さ
れる。漏れ出た水蒸気あるいは流出した熱水からフラッ
シュ蒸発した水蒸気は本質的に高い圧力を有するため、
かかる水蒸気は導管28を通してドライウェル室24から排
出され、そして最終的にはサプレッションプール室26内
の水プールの水面より下方の位置においてサプレッショ
ンプール室26内に導入される。かかる水蒸気は、水面下
において水プールに接触することによって凝縮する。そ
の結果、漏れ出た水蒸気あるいは流出した高温高圧の水
からフラッシュ蒸発した水蒸気のために上昇した格納構
造物20内の圧力は低下することになる。

本発明の好適な実施の態様に従えば、水プールを含んだ
隔室から成る１つ以上の冷却プール室30がサプレッショ
ンプール室26の上方に隣接して設置される。

本発明の受動冷却系は１個以上の密閉伝熱容器32を使用
するものであって、それらの使用形態に応じて幾つかの
実施の態様が存在する。本発明において使用される密閉
伝熱容器32は密閉されたタンク状の容器または受け器か
ら成るが、それは密閉されたパイプ断片のごとき細長い
ものであってもよい。かかる密閉伝熱容器32の内部に
は、適当な温度範囲（たとえば約50〜150℃）内に沸騰
を有しかつ比較的大きい気化熱（または蒸発熱）を有す
る流体（たとえば水）が封入されている。かかる流体
は、上記のごとき物理的性質に加えて、系全体を構成す
る他の部品や材料に対して化学的に不活性であることが
必要である。すなわち、かかる流体はそれが接触し得る
いかなる部分に対しても化学的な作用や反応を示しては
ならないのである。

次に、第２図を参照しながら本発明の実施の一態様を説
明すれば、少なくとも１個の密閉伝熱容器32Aが圧力容
器12に隣接して（たとえば、ドライウェル室24）の内部
に）配置されている。その結果、密閉伝熱容器32Aは圧
力容器12またはそれに関連した冷却系統（たとえば冷却
材循環管路16および18）から漏れ出た過剰の熱エネルギ
ーに容易に暴露されることになる。この実施の態様にお
ける密閉伝熱容器32Aは、１本以上のダクト36を介して
少なくとも１個の密閉凝縮容器34Aに連通している。こ
の実施の態様に従えば、密閉凝縮容器34Aは冷却プール
室30内の水プール中に沈められており、しかも密閉伝熱
容器32Aより上方に配置されている。

本発明の自然対流式熱伝熱機構に従って述べれば、原子
炉から発生した過剰の熱エネルギーが発散して密閉伝熱
容器32Aに接触すると、その熱エネルギーは密閉伝熱容
器32A内の液体を加熱する。こうして液体の温度がそれ
の沸点にまで達すると、液体は気化して蒸気となる。熱
エネルギーを含んだ蒸気が密閉系内において膨張する結
果、その蒸気はダクト36を通って移動し、そして冷却プ
ール室30内の水プール中に沈められた密閉凝縮容器34A
に到達する。水中に沈められた密閉凝縮容器34Aの冷却
環境中において高温の蒸気は冷却され、そしてそれが含
んでいた熱エネルギーを密閉凝縮容器34Aから冷却プー
ル室30内の水プール中に放出して液体に戻る。このよう
に冷却されて凝縮した液体は、重力の作用下で密閉伝熱
容器32Aに還流する。

冷却プール室30の水プールは原子炉系および上記の冷却
系から物理的に隔離されているから、かかる水プール中
に導入された熱エネルギーは任意適宜の手段によって大
気中に排出することができるのであって、それに伴って
放射性物質または放射線を放出する恐れは全くない。

本発明の上記のごとき実施の態様の変形例として、密閉
伝熱容器32がサプレッションプール室26内にも配置され
ている。詳しく述べれば、密閉伝熱容器32A′は水プー
ル中に沈められた状態で配置されており、また密閉伝熱
容器32A″は水プールの水面よりも上方に配置されてい
る。これらの密閉伝熱容器32A′および32A″は、ダクト
36を介して、冷却プール室30内の水プール中に沈められ
た密閉凝縮容器34A′および34A″にそれぞれ連通してい
る。その結果、原子炉からサプレッションプール室26内
に放出された過剰の熱エネルギーは自然対流によって外
部に伝達することができる。すなわち、密閉伝熱容器3
2、ダクト36および密閉凝縮容器34により、過剰の熱エ
ネルギーはサプレッションプール室26から冷却プール室
30に輸送されるが、それに伴って汚染をもたらす放射線
または放射性物質が放出されることはない。その上、か
かる冷却系は連続的かつ受動的なものであって、冷却さ
れて凝縮した液体は重力の作用下で密閉凝縮容器34から
ダクト36を通して密閉伝熱容器32に還流するから、再び
熱輸送のために利用することができる。

次に、第３図を参照しながら本発明のもう１つの実施の
態様を説明すれば、揮発性液体を含んだ密閉伝熱容器32
Bが設置され、そしてそれの内部を貫通する密閉管路38
が上記の液体に接触している。管路38は、弁40および冷
却材循環管路16、18またはそれらの両方を介して圧力容
器12に連通している。弁41または43のいずれを開くかに
応じ、管路38は圧力容器12と共に密閉伝熱容器32Bを貫
通する完全な回路を形成するように構成することもでき
るし、あるいはサプレッションプール室26にまで到達し
てそれの水プール中に熱エネルギーを排出し、それによ
って冷却および（または）凝縮を行うように構成するこ
ともできる。なお、サプレッションプール室26は本発明
の上記のごとき実施の態様に従って冷却することができ
る。

上記のごとき構成のいずれにおいても、管路38は熱発生
源から過剰の熱エネルギーを移送し、そして密閉伝熱容
器32Bに含まれる揮発性液体中を通過する。その結果、
パイプ42を介して密閉伝熱容器32B内の液体を気化させ
ることによって熱エネルギーが除去される。こうして生
じた蒸気はダクト36を通して冷却プール室30内の密閉凝
縮容器34Bに移動し、そこにおいて凝縮して熱エネルギ
ーを放出する。凝縮した液体は重力の作用で密閉凝縮容
器34Bからダクト36を通して密閉伝熱容器32Bに還流し、
そして新たな熱輸送サイクルのために利用される。

次の第４図は、第３図に関連して上記に記載された実施
の態様の変形例を示している。この場合には、密閉伝熱
容器32Bに１本以上のダクト36（36′）が装備されてお
り、それにより密閉凝縮容器34として役立つ冷却プール
室30との間に流体の循環ループが形成されている。詳し
く述べれば、管路38から送られてパイプ42を通過する流
体および（または）原子炉圧力容器の周囲の雰囲気によ
り、密閉伝熱容器32B内の液体は加熱されて気化する。
こうして生じた蒸気はダクト36を通って冷却プール室30
内の水プール中に入り、そこで凝縮して熱を放出する。
他方、水プールからの液体がダクト36′を通って密閉伝
熱容器32bに還流し、そして新たな熱輸送サイクルのた
めに利用される。

次に、本発明の更に別の実施の態様を第５および６図に
示された２つの変形例に関連して説明しよう。この実施
の態様に従えば、密閉伝熱容器32がサプレッションプー
ル室26内に配置される。詳しく述べれば、密閉伝熱容器
32Cはサプレッションプール室26内の水プール中に沈め
られた状態で配置されており、また密閉伝熱容器32C′
は水プールの水面より上方に配置されている。原子炉格
納構造物20の外部には対応する密閉凝縮容器34Cおよび3
4C′が配置されていて、内部の密閉伝熱容器32Cまたは3
2C′とそれに対応する外部の密閉凝縮容器34Cまたは34
C′とは少なくとも１本のダクト36によって連通してい
る。この場合の熱伝熱機構は、他の実施の態様の場合と
同じである。すなわち、サプレッションプール室26に入
った過剰の熱エネルギーは密閉伝熱容器32Cおよび32C′
内に含まれる液体を気化させる。こうして生じた蒸気は
ダクト36を通って格納構造物の外部の密閉凝縮容器34C
および34C′に移動し、そしてかかる低温の環境中にお
いて凝縮して気化熱を放出する。冷却されて凝縮した液
体は重力の作用下で密閉凝縮容器34Cおよび34C′からダ
クト36を通って密閉伝熱容器32Cおよび32C′に還流し、
そして新たな熱輸送および熱発散サイクルのために利用
される。

第５図の変形例においては、密閉凝縮容器34Cおよび34
C′は空気またはその他の気体の加速された流れを誘起
するような煙道様のガス通路内に配置されている。たと
えば、第５図に示されるごとく、原子炉格納構造物20の
外壁から外側に離隔して通路外壁44が設置され、それに
よって気流を誘起するための通路46が形成されている。
ガス通路46の下部ばかりでなく、ガス通路46の途中にも
流入口48を設けることにより、密閉凝縮容器34Cおよび3
4C′の周囲における冷却気流を増加させることができ
る。なお、冷却表面積を増大させて冷却効率を向上させ
るため、密閉凝縮容器34Cおよび34C′を図示のごとくに
２個以上の相互連結された小さい容器から構成すること
もできる。

第６図の変形例においては、原子炉格納構造物20の外部
に配置された密閉凝縮容器34C″は比較的多量の冷却液
（たとえば水）中に沈められている。かかる目的のため
には、たとえば池、湖または沼を使用することができ
る。

上記のごとき各種の実施の態様における受動冷却系の動
作は、対流による熱伝達および重力による還流に基づい
て連続的な冷却液の循環を維持するというものである。
この場合の冷却液回路は、流体が密閉伝熱容器から連通
ダクトを通って密閉凝縮容器に移動し、次いで逆の経路
をたどって還流することから成っている。密閉伝熱容器
の周囲の温度が上昇した場合、その内部に含まれた水ま
たはその他適宜の液体は沸騰もしくは蒸発し、それによ
って熱エネルギーを吸収する。こうして生じた水蒸気ま
たはその他の蒸気はダクトを通って高所にある密閉凝縮
容器に移動するが、この密閉凝縮容器は冷却環境または
放熱媒体（たとえば冷却液）によって包囲されている。
その結果、水蒸気またはその他の蒸気は冷却されて凝縮
し、それによって吸収していた熱エネルギーを放出す
る。輸送してきた熱エネルギーを放出して凝縮した液体
は、重力の作用下で密閉凝縮容器からダクトを通って密
閉伝熱容器に還流する。

本発明の各種の実施の態様における冷却機構は受動的な
ものである。すなわち、それはひとりでに動作を開始し
て実行するのであって、弁、ポンプまたはその他の原動
力の手動制御や自動制御を必要としない。冷却は熱伝達
用液体の自然循環によって達成されると共に、その液体
は重力の作用下で再循環して自己補給される。このよう
にして、外部の動力や運転員の操作を必要とすることな
く、長期間にわたって原子炉格納構造物の冷却が達成さ
れるのである。

更にまた、熱伝達用液体は冷却系の内部に完全に閉込め
られているから、格納構造物内の汚染物質からは隔離さ
れている。それ故、本発明の密閉冷却系は原子炉格納構
造物を貫通して外部の周囲大気中にまで延長することが
可能であり、それによって放射線や放射性物質の漏れを
防止しながら格納構造物の外部にまで熱エネルギーを輸
送することができるのである。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉プラントを収容した格納構造物の縦断面
図、第２図は第１図中に示されたサプレションプール室
およびそれの上方の冷却プール室の拡大断面図、第３図
は原子炉圧力容器およびドライウェル室と共にサプレッ
ションプール室およびそれの上方の冷却プール室を示す
拡大断面図、第４図は原子炉圧力容器およびドライウェ
ル室と共にサプレッションプール室およびそれの上方の
冷却プール室を示す拡大断面図、第５図はサプレッショ
ンプール室および格納構造物の外部を示す拡大断面図、
そして第６図はサプレッションプール室および格納構造
物の外部を示す拡大断面図である。 図中、10は原子炉プラント施設、12は圧力容器、14は炉
心、16および18は冷却材循環管炉、20は格納構造物、22
はライナ、24はドライウェル室、26はサプレッションプ
ール室、28は導管、30は冷却プール室、32は密閉伝熱容
器、34は密閉凝縮容器、36はダクト、38は管路、42はパ
イプ、44は通路外壁、46はガス通路、そして48は流入口
を表わす。

Claims (7)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉格納容器内の汚染物質から隔離され
   ていると共に格納容器ハウジング内の過圧に対する保護
   をもたらしている原子炉プラントの格納構造用の自然循
   環式受動冷却系であって、 熱を発生する核分裂性燃料の炉心を内部に収容している
   圧力容器を包囲している格納容器ハウジングと、前記圧
   力容器の内部と連通して該圧力容器から外部に延在して
   いる少なくとも１つの導管とを含んでいる原子炉集成体
   と、 前記圧力容器に隣接しているドライウェル室と、 冷却液体を保持するサプレッションプール室であって、
   前記ドライウェル室と該サプレッションプール室との間
   の流体連通をもたらしている導管を有しているサプレッ
   ションプール室と、 前記原子炉の格納容器ハウジング内の汚染された放射性
   核分裂生成物に対して密閉されている冷却系であって、
   前記圧力容器及び該圧力容器に連通している導管から漏
   れ出る過剰の熱エネルギを奪う位置において前記格納容
   器ハウジング内に配置されており、揮発性液体を保持し
   ている伝熱容器と、前記格納容器ハウジング内の汚染物
   質から該冷却系を隔離するように密閉されている少なく
   とも１つのダクトを介して、前記伝熱容器と閉回路の流
   体連通を成して連結されている凝縮容器とから成ってい
   る冷却系とから本質的に成っており、 揮発性液体を保持している前記伝熱容器は、前記圧力容
   器と共に流体回路を形成している管路を内部に含んでお
   り、これにより、前記圧力容器からの過剰の熱エネルギ
   は、前記管路を通して前記伝熱容器内に移送されている
   と共に、前記凝縮容器への輸送のために前記伝熱容器内
   で前記揮発性液体に伝達されている原子炉プラントの格
   納構造用の自然循環式受動冷却系。
2. 【請求項２】前記凝縮容器は、凝縮液体を内部に有して
   いる冷却液体容器を含んでおり、揮発性液体を保持して
   いる前記伝熱容器は、少なくとも１つのダクトを介して
   前記凝縮容器と流体連通している請求項１に記載の自然
   循環式受動冷却系。
3. 【請求項３】前記凝縮容器は、冷却隔室内に保持されて
   いる冷却液体のプール内に沈められている請求項１に記
   載の自然循環式受動冷却系。
4. 【請求項４】原子炉格納容器内の汚染物質から隔離され
   ていると共に格納容器ハウジング内の過圧に対する保護
   をもたらしている原子炉プラントの格納構造用の自然循
   環式受動冷却系であって、 熱を発生する核分裂性燃料の炉心を内部に収容している
   圧力容器を包囲している格納容器ハウジングと、前記圧
   力容器の内部と連通して該圧力容器から外部に延在して
   いる少なくとも１つの導管とを含んでいる原子炉集成体
   と、 前記圧力容器に隣接しているドライウェル室と、 冷却液体を保持するサプレッションプール室であって、
   前記ドライウェル室と該サプレッションプール室との間
   の流体連通をもたらしている導管を有しているサプレッ
   ションプール室と、 前記原子炉の格納容器ハウジング内の汚染された放射性
   核分裂生成物に対して密閉されている冷却系とから本質
   的に成っており、 該冷却系は、 前記ドライウェル室内に配置されており、揮発性液体を
   保持している伝熱容器であって、該伝熱容器は、該伝熱
   容器を貫通していると共に前記圧力容器と共に流体回路
   を形成している管路を有しており、これにより、前記圧
   力容器からの過剰の熱エネルギは、前記管路を通して前
   記伝熱容器内を移送されている、伝熱容器と、 前記格納容器ハウジング内の汚染物質から該冷却系を隔
   離するように密閉されている少なくとも１つのダクトを
   介して、前記伝熱容器と閉回路の流体連通を成して連結
   されている凝縮容器であって、これにより、前記圧力容
   器からの熱エネルギは、前記伝熱容器から該凝縮容器へ
   輸送されている、凝縮容器とから成っている原子炉プラ
   ントの格納構造用の自然循環式受動冷却系。
5. 【請求項５】前記凝縮容器は、液体プール内に沈められ
   て配置されている請求項４に記載の自然循環式受動冷却
   系。
6. 【請求項６】前記凝縮容器は、液体プールを含んでいる
   隔室を含んでいる請求項４に記載の自然循環式受動冷却
   系。
7. 【請求項７】原子炉格納容器内の汚染物質から隔離され
   ていると共に格納容器ハウジング内の過圧に対する保護
   をもたらしている原子炉プラントの格納構造用の自然循
   環式受動冷却系であって、 熱を発生する核分裂性燃料の炉心を内部に収容している
   圧力容器を包囲している格納容器ハウジングと、前記圧
   力容器の内部と連通して該圧力容器から外部に延在して
   いる少なくとも１つの導管とを含んでいる原子炉集成体
   と、 前記圧力容器に隣接しているドライウェル室と、 冷却液体を保持するサプレッションプール室であって、
   前記ドライウェル室と該サプレッションプール室との間
   の流体連通をもたらしている導管を有しているサプレッ
   ションプール室と、 前記原子炉の格納容器ハウジング内の汚染された放射性
   核分裂生成物に対して密閉されている冷却系とから本質
   的に成っており、 該冷却系は、 前記ドライウェル室内に配置されており、揮発性液体を
   保持している伝熱容器であって、該伝熱容器は、該伝熱
   容器を貫通していると共に前記圧力容器と共に流体回路
   を形成している管路を有しており、これにより、前記圧
   力容器からの過剰の熱エネルギは、前記管路を通して前
   記伝熱容器内を移送されている、伝熱容器と、 隔室内の液体プールに沈められている凝縮容器であっ
   て、該凝縮容器は、前記格納容器ハウジング内の汚染物
   質から該冷却系を隔離するように密閉されている少なく
   とも１つのダクトを介して、前記伝熱容器と閉回路の流
   体連通を成して連結されており、これにより、前記圧力
   容器からの熱エネルギは、前記伝熱容器から該凝縮容器
   へ輸送されている、凝縮容器とから成っている原子炉プ
   ラントの格納構造用の自然循環式受動冷却系。