JPH0797146B2

JPH0797146B2 - 原子炉及びその受動安全系

Info

Publication number: JPH0797146B2
Application number: JP62142420A
Authority: JP
Inventors: スティーブン・ネルソン・タワー; テリー・リー・シュルツ
Original assignee: ウエスチングハウスエレクトリックコ−ポレ−ション
Priority date: 1986-06-11
Filing date: 1987-06-09
Publication date: 1995-10-18
Anticipated expiration: 2010-10-18
Also published as: US4702879A; IT8720799A0; IT1204685B; JPS633294A

Description

【発明の詳細な説明】発明の背景本発明は、冷却材喪失事故の場合に液体冷却材を炉心内
にスプレイするための一体的なスプレイ手段を備えた、
改良式加圧水型原子炉、及び改良された原子炉容器を含
んだ受動安全系に関するものである。

原子力工業においては、より安全に原子炉を運転させる
ために種々の努力が払われてきた。これ等の努力には、
より“アクティブ”もしくは能動的な安全装置を付加し
た後、確率解析を行ってリスクが非常に少ないことを示
す形を取るものが幾つかあったが、一般の人々の一部に
は納得が得られていない。従来技術のかかる能動安全系
においては、電力により（又は、停電の際にはディーゼ
ル機関により）駆動されるポンプやファンのような多数
の要素が用いられている。従って、冷却材喪失事故と呼
ばれる配管破断の際には、ポンプによつて一次回路に、
次に原子炉容器に水が供給される。また、モータにより
駆動されるファンやポンプにより作動されるスプレイ装
置が格納容器の熱を除去するために用いられる。原子炉
崩壊熱や格納容器からの熱も、緊急冷却水系に移され
る。これ等の安全系は、或る要素の故障が安全系を無効
としないように、全て冗長性をもつことが要求されてい
る。従って、原子力プラントの安全性に対する能動的ア
プローチは、非常に複雑で高価な原子力プラント構造に
なる。

そのため、既に相当に高価となっているコストをこれ以
上高くすることなく、全ての面で安全性の高い加圧水型
原子炉の必要性が存在する。従って、最も成功の可能性
の高いアプローチは、受動安全系、即ち、オペレータに
よる操作を殆どか全く必要とせず、その機能を果すため
に重力又は蓄積されたエネルギーを使用する性質のもの
である。

本発明の目的は、一次冷却材回路に冷却材喪失事故が起
こった時にポンプその他の能動要素を必要とせずに、炉
心中にスプレイされる比較的低温の多量の補給加圧水を
原子炉容器内に内蔵しておく加圧水型原子炉を提供する
ことにある。

本発明の別の目的は、本発明の原子炉を含んだ受動安全
系を提供することにある。

発明の概要液体冷却材を炉心内にスプレイするための受動系を有す
る加圧水型原子炉は、液体冷却材の蓄積された供給源を
有し、この液体冷却材の一部分は、原子炉の減圧時にフ
ラッシュして蒸気を生成させ、冷却材を原子炉の炉心領
域に強制的に流入させる。

原子炉は、開放された上端と、円筒形の壁部と、底壁と
を有する、実質的に円筒状の中容器もしくは中間流れ容
器を備えている。円筒状のバレルは、中間流れ容器内に
その底部から離隔して配置され、同バレルの回りに環状
室を、また内部に昇水室を、それぞれ形成し、この昇水
室は、燃料棒集合体及び制御棒集合体を含む下部炉心構
造物を収納している。中間流れ容器は、着脱自在な頂
部、中間の壁部及び下方の壁部を備えた圧力容器内に収
納され、この下方の壁部は、中間流れ容器から隔置され
て第２の環状室を形成している。圧力容器の中間の壁部
は入口ノズル及び出口ノズルを有し、これ等のノズル
は、中間流れ容器の低温冷却材の入口ポート及び高温冷
却材の出口ポートと連通している。圧力容器の中間の壁
部は、中間流れ容器の高温の冷却材出口ポート及び冷却
された冷却材の返却ポートと連通する入口ノズル及び出
口ノズルを備えている。環状室への冷却された一次冷却
材の入口ノズルと高温の一次冷却材の出口ノズルとは、
一次冷却材を循環させるために設けられた循環手段によ
り、蒸気発生器に連結されている。

第２の環状室には、補給冷却材の供給源が設けられてい
る。断熱手段が設けられていて、補給冷却材の大部分を
第１の高温に維持すると共に、補給冷却材の局在化され
た小部分をこれよりも高温の第２の高温に保持するため
に用いられる。第２の環状室と円筒状の中間流れ容器の
内部の昇水室とを連通させて該昇水室内の炉心に補給冷
却材をスプレイするための連通手段が設けられている。
この連通手段は、好ましくは、中間流れ容器の底壁及び
バレルの下部支持板に軸方向に整列して設けられた開口
を含み、これ等の開口を中空管状部材が互いに連結して
おり、また、長手方向に離間した通孔が形成された長い
シンブルが炉心内に配置されている。

実質的に円筒状の中間流れ容器の内部が、またそれに附
随して、第２の環状室の内部が減圧すると、補給冷却材
のうちの高温の局在化された部分は、フラッシュして蒸
気となり、このようにして生じた体積の増大は、補給冷
却材を強制的に昇水室中の炉心領域に流入させる。

圧力容器には、ほう酸水溶液のような冷却材の化学制御
溶液を注入し除去する手段が設けられており、圧力容器
の回りには、補給冷却材を更に冷却するための液体冷却
材のプールが設けられている。

本発明による受動安全系には、一次冷却材系のホットレ
ッグからコールドレッグに自然対流のみによって水を循
環させるための循環手段と共に、前記の原子炉が組み込
まれており、この循環手段には、熱交換手段と、蓄積さ
れた冷却材を超大気圧の圧力下に実質的に円筒状の容器
に導入するための導入手段とが含まれている。

詳細な説明本発明は、炉心内に冷却材をスプレイするための受動系
を備えた改良式加圧水型原子炉及びこの原子炉を組み込
んだ受動安全系に関するものである。

図中、第１図は、本発明による加圧水型原子炉１の一実
施例を示している。図示のように、実質的に円筒状の中
容器、即ち中間流れ容器は、開放された上端５と、円筒
状の壁部７と、底壁９とを備えている。円筒状の壁部７
は、その頂部13の回りの外向きの支持フランジ11と、少
なくとも１個、好ましくは２〜４個の入口ポート15と、
やはり少なくとも１個、好ましくは２〜４個の出口ポー
ト17とを有し、これ等のポート15、17は、支持フランジ
11を通り抜けるように形成されている。中間流れ容器３
は、圧力容器19の内部に垂直に配置されて囲まれてお
り、圧力容器19は、着脱自在な上方の耐圧頂部21と、中
間流れ容器３の入口ポート15及び出口ポート17に連通す
る少なくとも１個、好ましくは２〜４個の入口ノズル25
及び少なくとも１個、好ましくは２〜４個の出口ノズル
27を有する、中間の円筒状の耐圧壁部23と、中間流れ容
器３の円筒状壁部７及び底壁９を囲んだ下方の球状の耐
圧壁部29とを備えている。中間の円筒状の耐圧壁部23
は、その内面33の回りに棚部31を有し、この棚部には、
中間流れ容器３の外向きの支持フランジ11が載置され、
それにより支持されている。

中間流れ容器３の円筒状壁部７は、下部炉心構造物を配
置するための昇水室35をその内部に形成している。中間
流れ容器３の円筒状の壁部７から隔てられて、その内側
に、円筒状の直立バレル37が収容されており、このバレ
ルは、中間流れ容器３の頂壁13上に載置された外向きに
指向するフランジ39によって中間流れ容器３の内部に支
持されている。円筒状の直立バレル37は、中間流れ容器
３の底壁９から隔てられた下部支持板41を備えている。
中間流れ容器３の円筒状の壁部７と、そこから離間され
た円筒状の直立バレル37とは、冷却材の環状降水通路43
を形成しており、バレル37は、その内部に上述した直立
昇水室35を形成している。

下部炉心構造物部分45は、複数の燃料集合体49を有する
炉心47を収納している。各燃料集合体49は、通常のよう
に、核分裂連鎖反応を行う核燃料を装填した複数の長い
燃料棒51と、これ等の燃料棒51の間に配設された長いシ
ンブル55中に入った複数の長い制御棒集合体53とを含ん
でおり、これ等は全て昇水室35中に配設されている。燃
料棒51及び制御棒集合体53の配置を制御するための、図
示しない制御機構は、従来の原子炉系統と同様に、中間
流れ容器３の上方部分に配置されている。冷却材ポンプ
（循環手段）57は、高温の一次冷却材を、出口ポート1
7、出口ノズル27、配管59及び蒸気発生器61を経て循環
させ、配管63を経て入口ノズル25に戻すように、一次冷
却材を循環させるために設けられている。運転時に、炉
心47を通ることによって加熱された後の高温の一次冷却
材は、出口ポート17及び出口ノズル27を経て放出され、
冷却された後、入口ポート15及び入口ノズル25を経て戻
される。高圧になっている低温の一次冷却材は、環状降
水通路43を通って流下した後、炉心47及び昇水室35を通
って上方に流れ、この昇水室35において加熱された後、
出口ノズル27に指向され放出される。

圧力容器19の球状の下方壁部29は、第１図に示すよう
に、円筒状の壁部７及び底壁９から隔てられて、第２の
環状室65を形成している。実際には、上方の頂部21と、
中間の円筒状の壁部23と、球状の下方壁部29とは、一次
冷却材系統及び炉心47のための耐圧境界を形成してい
る。

第２の環状室65と昇水室35との間に流体連通を行なわせ
るための複数の流体連通手段67が設けられている。この
流体連通手段67は、中間流れ容器３と底壁９に貫通形成
された少なくとも１つの開口69と、離間された下部支持
板41に貫通形成された、軸方向に整列する開口71と、こ
れ等の開口69、71間に流体の連通を行なわせる手段、例
えば中空管状部材73とを含でおり、この中空管状部材の
一端75は、底壁９に連結されて開口69を囲み、他端77
は、下部支持板41に連結されて開口71を囲んでいる。長
いシンブル81は、開口71の別の端79のところで、下部支
持板41に連結され、燃料集合体49の一部分の内部におい
て昇水室35中に上方に延びている。シンブル81は、その
上端83で閉ざされており、同シンブル81に沿って、複数
の離間した通孔85が燃料集合体49の底部から上端83ま
で、形成されている。

補給冷却材87は、第２の循環室65の内部において、中間
流れ容器３の円筒状の壁部７及び底壁９と圧力容器19の
下方の壁部29との間に入っており、第２の環状室65と昇
水室35との間の流体連通は、流体連通手段67によって実
現される。第２の環状室65中の補給冷却材87の大部分を
第１の高温に冷却するための冷却手段89は、球状の耐圧
下方壁部29内の円筒状の壁部７及び底壁９における断熱
手段からなっている。第１図において、この断熱手段
は、ステンレス鋼等の材料からなる密な間隔の複数の平
らな板材91で壁部７及び底壁９を形成することからな
り、互いに隣接した板材の間には、水のような液体95に
よって満たされた隔室93が形成されている。

球状の耐圧下方壁部29は、第２の環状室65の補給冷却材
87の大部分を更に冷却するために、壁部99及び底部101
を備えた容器97のような囲い内に配設されており、容器
97中には、別の液のプール103が耐圧下方壁部29と容器9
7の壁部99及び底部101との間に配設されている。

第２の環状室65中の補給冷却材87の大部分が冷却される
間に、その局在化された小部分107を前記第１の高温よ
りも高い温度である第２の高温に維持するための温度維
持手段105が設けられている。この温度維持手段105は、
液体冷却材のプール103に球状の耐圧下方壁部29の上部
領域109を浸漬させることなく該上部領域を大気に露出
させること、及び球状の耐圧下方壁部29の露出された上
部領域109の外面113上に断熱材層111を配設すること、
としうる。

球状の耐圧下方壁部29には、第２の環状室65中の補給冷
却材87に対してほう酸水その他の化学制御溶液を注入し
たり抽出するための、注入−抽出手段115が設けられて
いる。第４図に示すように、この注入−抽出手段は、球
状の耐圧下方壁部29に固着された囲い117を含み、導管1
19が下方壁部29を通り抜けている。化学制御溶液の図示
しない供給源に接続された配管121は、囲いの壁部123を
通り抜けており、例えば管継手125によって中間配管127
の一端に連結され、中間配管127の他端は、管継手129に
よって導管119に連結されている。この連結は全て囲い1
17の内部においてなされている。ソレノイド締切弁131
（事故時閉止）は、中間配管127に配設されている。弁1
33も配管122に設けられている。囲いは、上部部分135と
下部部分137とから形成してよく、これ等の部分は、点
検及び修理を可能とするように、フランジ部139、141で
ボルト143によってガスケット145を介して互いに連結さ
れている。

本発明による原子炉は、第２の環状室65中に補給冷却材
の供給源を含み、球状の耐圧下方壁部29は、一次冷却材
系の下部の境界を形成している。従って、補給冷却材87
は、流体連通手段67のため、中間流れ容器３を通過する
一次冷却材と同じ圧力、例えば約2250psia即ち155.1バ
ール（絶対圧力で約158.2kg/cm²になっている。流体連
通手段67を経て補給冷却材を炉心47に押し込むためのエ
ネルギーは、補給冷却材の大部分を前記第１の高温より
高い第２の高温で補給冷却材の小部分（10％よりも少な
い）を閉じ込めておくことによって与えられる。補給冷
却材の局在化された小部分の該第２の高温は、温度維持
手段105により、１次系コールドレッグ温度（約288〜29
3℃）との伝導及び自然対流によって達せられる。

冷却材喪失事故が起こると、原子炉の一次冷却材系は、
急速に減圧され、補給冷却材87を収容した第２の環状室
65中の圧力を結果的に減少させる。第２の環状室65中の
圧力が、補給冷却材87の局在化された高温の小部分107
の飽和圧力［550゜Fで約1050psi、即ち288℃で約72.4バ
ール（約73.8kg/cm²、絶対圧力］に達すると、この局在
化された小部分107は、水／蒸気混合物中にフラッシュ
し始める。このフラッシングは、その結果として、補給
冷却材87の局在化された小部分107の大きな体積膨張に
よって、補給冷却材87の前記小部分を、下方に、次に中
間流れ容器３の底壁９の開口69中に、次に中空管状部材
73を通って上方に、長いシンブル81に入るように進めさ
せる。補給冷却材87は、これ等にシンブルから、通孔85
を経て炉心47中に直接にスプレイされる。そのため、補
給冷却材87は、容器底部もしくは降水通路に冷却材87を
入れてここで炉心を全く冷却することなく破断部に多く
を失うようになる代りに、炉心の熱発生源の直接に与え
られる。

本発明は、実際には、補給冷却材の大部分（約90％以
上）は第１の高温（約149℃）に保持し、補給冷却材の
局在化された小部分はコールドレッグの温度に近い第２
の高温（約288℃）に保持することの能力に依存する。
円筒状の壁部７及び底壁９の断熱手段即ち冷却手段89
は、原子炉の一次冷却材系からの熱損失を制限する。外
部の水のプール103は、球状の下方壁部29をほぼ水の沸
点（約93〜121℃）まで冷却するとによって、原子炉の
一次冷却材系から失われた熱及び放射エネルギーを補給
冷却材87の供給源に移行させる。補給冷却材87の局在化
された小部分は、水のプール103の水位よりも上方にあ
り、断熱材層111によって絶縁されている。そのため、
局在化された小部分107から失われる熱は僅かであり、
この小部分107の補給冷却材87は、中間流れ容器３の円
筒状の壁部７を通る損失と、圧力容器19の中間の壁部23
にある高温ノズルからの壁伝導とによって加熱される。
補給冷却材は、原子炉１の通常運転中は基本的に停滞し
ているので、補給冷却材87のうちの頂部の高温の流体
（約288℃）とその底部の低温の流体（約149℃）との間
の密度差のため、層状化が起こる。

補給冷却材87は、ケミカルシム及び原子炉の運転停止を
可能とするために、溶解したほう酸としてのほう素を含
有していてもよい。補給冷却材が、停滞した水であるこ
とと、相互に連結する中空管状部材の断面積が小さいこ
とと、系統間の温度／密度差が境界での混合を妨げるこ
ととによって、昇水室を通る一次冷却材と補給冷却材と
の混合は、殆どか又は全く起らない。

600MWeの加圧水型原子炉について原子炉容器の特徴及び
構造を示すためには、以下の説明が有用であろう。この
構造によれば、熱エネルギー1800MW及び電力約600MWを
発生させるために、本出願人の標準型の17×17燃料集合
体が145体使用される。炉心の有効長さは約30m（10ft）
である。原子炉の冷却材系は、燃焼度補償及び冷態停止
時の反応度制御のために、可溶性のほう素を使用する。
原子炉容器の上部炉心構造物及び下部炉心構造物は、上
部挿入式炉内計装系を組み込むように上部炉心構造物パ
ッケージが変更されていることを除いては、本出願人の
標準的な設計に従っている。炉心47と下部炉心構造物と
は、外径が3.4mの炉心バレル37の内側に嵌合し、このバ
レルは、中間流れ容器３の内径が3.7mの円筒状の壁部７
の内側に嵌合している。中間流れ容器３は、圧力容器19
の頂部に近いところでフランジ11から支持されている。
壁部７及び底壁９はオーステナイトステンレス鋼製であ
り、厚さは約8.9cmである。この壁厚は、冷却材喪失事
故の間に生ずる外部圧力差による壁部の破壊を防止する
に足る大きさである。壁部７及び底壁９は、7.6cmの厚
さの断熱層によって被覆されている。耐圧下方壁部29は
内径が7.3mの球形の壁で、壁厚は約18.3cmであり、343
℃で2500psig即ち172.4バール（約175.8kg/cm²、ゲージ
圧力）に対して設計された低合金炭素鋼からできてい
る。球形の形状は、円筒形状に比べて壁厚及び重量を減
少させるが、原子炉の直径を増大させるという不具合が
ある。球状の耐圧下方壁部29の内面は304ステンレス鋼
によって被覆されている。第２の環状室65は、前述した
ように温度が制御される約119cm³の補給冷却材を供給す
る。底壁９を通り抜けて各燃料集合体49のシンブル81に
至るように、145個の中空管状部材73が設けられてい
る。

燃料集合体49のジルカロイ製シンブル81は、内径が1.1c
mであり、直径0.13cmの240個の通孔85が、シンブル81に
その全長に亘って平等な分布で穿設されている。昇水室
35と第２の環状室65との間に、約9.1kg/cm²（1in²当り
約130lb、即ち約９バール）の圧力が発生すると、１個
のシンブル81当り１分間に94.6即ち１秒間に全体で19
7.3kgの補給冷却材が、シンブル81の通孔85を経て、炉
心47中にスプレイされる。これによって、冷却材喪失事
故のブローダウン中に炉心47が適切に冷却される。

以上に説明した第１図の600MWe原子炉は、点検可能であ
る。中間流れ容器３は、それと一体の絶縁部と共に、取
り外し、点検及び修理のため、燃料交換キャビティに収
納することができる。耐圧容器もしくは圧力容器19の内
部及び外部は、その場合、目視及び超音波による検査な
いしは試験のために完全にアクセス可能となる。

第５図には、円筒状の耐圧下方壁部29′を使用した、本
発明の別の実施例による原子炉が示されている。図示の
ように、耐圧下方壁部29′は円筒状であり、中間流れ容
器３の円筒状の壁部７及び底壁９から隔てられている。
この実施例においても、冷却手段89は、壁部７及び底壁
９の外面149上の絶縁材層147として図示されている。

本発明による原子炉は、受動安全系中に容易に組み込む
ことができる。例えば、この原子炉は、その補給冷却材
の供給源と共に、本出願人の特願昭62−24922号明細書
に示されているような受動的安全装置に組み込むことが
できる。この先行出願の内容は、引照によつて、本明細
書の一部分となる。本発明による原子炉をこの先行出願
による受動的安全装置に組み込む場合に、２個の球形の
炉心補給水タンクは割愛され、その代りに、本発明によ
る補給冷却材を収納した原子炉を取り付けることにな
る。

第６図には、本発明による原子炉を組み込んだ受動安全
系151の一実施例が図示されている。図示のように、前
述した原子炉１と同一の符号によつて示された諸要素を
有する原子炉１が配設されている。また、２個の出口ノ
ズル27と、配管59と、蒸気発生器61と、原子炉１の冷却
材ポンプ57と、入口ノズル25とが設けられている。炉心
47は、一次冷却材、即ち一次冷却材系を循環する水を加
熱し、加熱された水は、配管59又はホットレッグを経
て、１対の（又はそれ以上の数の）蒸気発生器61に供給
される。蒸気発生器61において熱交換された後の冷却さ
れた低温一次冷却材は、原子炉の冷却材ポンプ57によっ
てコールドレッグ即ち配管63を経て原子炉容器19に戻さ
れ、ここで環状降水通路43を通って導かれ、次に炉心47
を通って上方に向けられる。加圧器153は、導管155によ
りホットレッグとなる配管59と連通され、一次冷却材回
路中に所要の圧力を保持する。格納容器内の貯留タンク
157は、その体積の大部分が原子炉冷却材配管のレベル
よりも上方にあるように配置されており、逆止弁161を
含む配管159を経て、中間流れ容器３の環状降水通路43
に連結されている。この逆止弁161は、環状降水通路43
側に関して逆止弁161のタンク側に相対的に低い圧力が
存在している限り、閉状態に保たれている。

貯留タンク157は、上述した先行出願に記載されている
ような、受動的に残留熱を除去する熱交換器（熱交換手
段）163を収納している。この熱交換器163は、貯留タン
ク157内の水に通常浸漬されており、、水平な入口マニ
ホルド165と、出口マニホルド167と、相互に連結する複
数の熱交換管169とを有する。熱交換器163の入口マニホ
ルド165は、配管（循環手段）171によってホットレッグ
である出口配管59に連結されており、出口マニホルド16
7は、事故時に開成する常閉絞り弁（弁手段）175を含む
配管（循環手段）173により、原子炉１のコールドレッ
グである入口配管63に連結されている。

配管177は、加圧器153の蒸気スペースから延長して、貯
留タンク157中に開口する減圧配管からなり、動力付勢
される常閉圧力逃し弁179を含んでいる。配管177は、ス
プレイ装置181を介して貯留タンク157に放出している。
別の配管183は、ホットレッグである出口配管59を格納
容器内の貯留タンク157に連結するために設けられてお
り、この配管183は動力付勢される常閉弁185を含んでい
る。

冷却材アキュムレータタンク（導入手段）187は、部分
的に水189によって満たされ、水位の上方のスペースに
は、窒素のような加圧ガス191が収容されている。アキ
ュムレータタンク187は、環状降水通路43に至る配管159
に常閉弁195を含む配管（導入手段）193を介して連結さ
れている。別の同じ形式のアキュムレータタンク（導入
手段）197は、水199で部分的に満たされ、窒素のような
加圧ガス201を収容しすると共に、常閉弁205を含む配管
（導入手段）203を介して環状降水通路43に連通してい
る。

受動安全系の前述した全ての要素は、格納シールドもし
くはシェル207中に配設されている。入口配管209が、格
納容器内の貯留タンク157に設けられていてもよく、こ
の配管は、逆止弁211によって通常は閉状態に保たれ、
この逆止弁は、格納容器内の貯留タンク157からの水の
流出は阻止するが、必要に応じて、溢水した格納容器か
ら貯留タンク157への水流を許容する。前述した配管183
は、格納容器から貯水タンク157を経て（配管209及び弁
211を経て）逆止弁161を含む配管159を通って原子炉冷
却材系に水を循環させることによって、コールドレッグ
の破断後の原子炉内のほう酸の長期間の濃縮を阻止す
る。水は、炉心47内において加熱され、出口ノズル27、
ホットレツグである配管59及び弁185を備えた配管183を
経て、原子炉冷却材系を去る。逆止弁217を含む配管215
を介して蒸気発生器61に連結された蒸気発生器補給水タ
ンク213と、格納シールド207を冷却するための水221を
収容した格納容器の冷却プール219とが、格納シールド2
07の外側に配設されていてもよい。蒸気発生器61からの
蒸気は、配管223を経て格納シールド207の外側に向けら
れる。この受動安全系全体は、遮蔽建屋225に囲まれて
いる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による原子炉の一部断面側面図、第２
図は、第１図の原子炉の一部の上部領域の詳細図であ
り、原子炉の第２の環状室に収納された液体冷却材の化
学制御溶液の注入−抽出手段を示す図、第３図は、第２
図の円で囲んだ領域IIIの円筒状壁部に用いられている
絶縁手段の断面図、第４図は、原子炉の第２の環状室中
に格納された液体冷却材の化学制御溶液の注入−抽出手
段を示す一部断面側面図、第５図は、変形実施例による
絶縁手段を備えた本発明による原子炉の円筒形耐圧容器
の変形例を示す側面断面図、第６図は、本発明による原
子炉を組み込んだ受動安全系の概略図である。１……加圧水型原子炉、３……中間流れ容器５……開放された上端、７……円筒状の壁部９……中間流れ容器の底壁 15……高温一次冷却材の戻し手段（入口ポート） 17……高温一次冷却材の出口手段（出口ポート） 19……原子炉容器もしくは圧力容器 21……着脱自在な頂部、23……中間の壁部 25……入口ノズル、27……出口ノズル 29……下方の壁部、35……直立昇水室 37……バレル、41……下部支持板 43……環状降水通路、45……下部炉心構造物部分 47……炉心、49……燃料集合体 51……燃料棒、53……制御棒 55……シンブル、61……蒸気発生器 57……一次冷却材の循環手段（冷却材ポンプ） 59……ホットレッグもしくは配管 63……コールドレッグもしくは配管 65……第２の環状室、67……連通手段 87……第２の環状室内の補給冷却材 89……冷却手段、105……維持手段 107……補給冷却材の小部分 151……受動安全系、153……加圧器 163……熱交換手段（熱交換器） 171、173……循環手段（配管） 175……弁手段（絞り弁） 193、203……導入手段（配管） 187、197……導入手段（アキュムレータタンク） 207……格納シェル、225……遮蔽建屋

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】開放された上端と、円筒状の壁部と、底壁
とを有し、前記円筒状の壁部が、下部炉心構造物室を形
成している、実質的に円筒状の中間流れ容器と、前記底壁から離間した下部支持板を有して前記円筒状の
壁部内に垂設された円筒形のバレルであつて、該バレル
及び前記円筒状の壁部の間に環状降水通路を形成すると
共に、該バレル内に直立昇水室を形成する、前記バレル
と、核分裂連鎖反応を行う核燃料を収納した複数の細長い燃
料棒と、該燃料棒間に配設された細長いシンブル内に入
る複数の細長い制御棒とからなる少なくとも１体の燃料
集合体を有して、前記バレルの前記直立昇水室中に配設
された炉心を含む、前記中間流れ容器内の下部炉心構造
物部分と、前記下部炉心構造物部分と前記開放された上端との間で
前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１つの高温一
次冷却材の出口手段と、前記下部炉心構造物部分と前記開放された上端との間で
前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１つの低温一
次冷却材の戻し手段と、一次冷却材を前記炉心及び前記直立昇水室を高圧下で上
方に循環させて、同一次冷却材を加熱し前記炉心及び前
記直立昇水室から放出すると共に、低温の一次冷却材を
前記環状降水通路を経て下向きに循環させるための、循
環手段と、上方の着脱自在な頂部と、中間の壁部と、下方の壁部と
を有して、前記中間流れ容器及び前記下部炉心構造物部
分を取り囲んだ圧力容器であつて、前記下方の壁部は、
前記中間流れ容器から離間して該下方の壁部と該中間流
れ容器との間に第２の環状室を形成し、前記中間の壁部
は、前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つ
の出口手段に連通する少なくとも１つの出口ノズルと、
前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つの戻
し手段に連通する少なくとも１つの入口ノズルとを含ん
でいる、前記圧力容器と、前記第２の環状室中に含まれている補給冷却材の供給源
と、前記第２の環状室及び前記昇水室間に連通して、前記昇
水室内の前記炉心に補給冷却材を直接供給する連通手段
と、前記第２の環状室内の該補給冷却材の大部分を第１の高
温に冷却する冷却手段と、該補給冷却材の局在化された小部分を、前記第１の高温
よりも高く且つ前記戻し手段中の低温一次冷却材の温度
にほぼ等しい第２の高温に維持する維持手段と、を備え、前記昇水室中の一次冷却材の圧力が所定圧力以
下に低下した際に、補給冷却材の前記局在化された小部
分が気化し、気化により前記第２の環状室における圧力
上昇が残留する補給冷却材を前記第２の環状室及び前記
昇水室間に連通する前記連通手段を介して該昇水室内の
前記炉心に供給する、原子炉。
【請求項２】圧力容器を収納した遮蔽建屋内には、熱伝
導性の格納シェルが、加圧水型原子炉と、少なくとも１
つの蒸気発生器と、ホットレツグ及びコールドレッグを
有する前記原子炉の一次冷却材回路とを含んで配設され
ると共に、前記一次冷却材回路には、該一次冷却材回路
における一次冷却材を所定圧力に維持すべく加圧器が接
続されている、加圧水型原子炉の受動安全系であつて、ａ）開放された上端と、円筒状の壁部と、底壁とを有
し、前記円筒状の壁部が、下部炉心構造物室を形成して
いる、実質的に円筒状の中間流れ容器と、前記底壁から
離間した下部支持板を有して前記円筒状の壁部内に垂設
された円筒形のバレルであつて、該バレル及び前記円筒
状の壁部の間に環状降水通路を形成すると共に、該バレ
ル内に直立昇水室を形成する、前記バレルと、核分裂連鎖反応を行う核燃料を収納した複数の細長い燃
料棒と、該燃料棒間に配設された細長いシンブル内に入
る複数の細長い制御棒とからなる少なくとも１体の燃料
集合体を有して、前記バレルの前記直立昇水室中に配設
された炉心を含む、前記中間流れ容器内の下部炉心構造
物部分と、前記下部炉心構造物部分と前記上端との間で前記中間流
れ容器に設けられた少なくとも１つの高温一次冷却材の
出口手段と、前記下部炉心構造物部分と前記上端との間で前記中間流
れ容器に設けられた少なくとも１つの低温一次冷却材の
戻し手段と、一次冷却材を前記炉心及び前記直立昇水室を高圧下で上
方に循環させて、同一次冷却材を加熱し前記炉心及び前
記直立昇水室から放出すると共に、低温の一次冷却材を
前記環状降水通路を経て下向きに循環させるための、循
環手段と、上方の着脱自在な頂部と、中間の壁部と、下方の壁部と
を有して、前記中間流れ容器及び前記下部炉心構造物部
分を取り囲んだ圧力容器であつて、前記下方の壁部は、
前記中間流れ容器から離間して該下方の壁部と該中間流
れ容器との間に第２の環状室を形成し、前記中間の壁部
は、前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つ
の出口手段に連通する少なくとも１つの出口ノズルと、
前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つの戻
し手段に連通する少なくとも１つの入口ノズルとを含ん
でいる、前記圧力容器と、前記第２の環状室中に含まれている補給冷却材の供給源
と、前記第２の環状室及び前記昇水室間に連通して、前記昇
水室内の前記炉心に補給冷却材を直接供給する連通手段
と、前記第２の環状室内の該補給冷却材の大部分を第１の高
温に冷却する冷却手段と、該補給冷却材の局在化された小部分を、前記第１の高温
よりも高く且つ前記戻し手段中の低温一次冷却材の温度
にほぼ等しい第２の高温に維持する維持手段と、を備え、前記昇水室中の一次冷却材の圧力が所定圧力以
下に低下した際に、補給冷却材の前記局在化された小部
分が気化し、気化により前記第２の環状室における圧力
上昇が残留する補給冷却材を前記第２の環状室及び前記
昇水室間に連通する前記連通手段を介して該昇水室内の
前記炉心に給送する、原子炉と、ｂ）前記ホットレッグから前記コールドレッグに流れ
る水を冷却する熱交換手段と、前記ホットレッグから前
記コールドレッグへの水の流れを許容する弁手段とを含
み、前記蒸気発生器を迂回して前記ホットレッグから前
記コールドレッグに自然対流のみによって水を循環させ
る循環手段と、ｃ）蓄積された冷却材を超大気圧のガス圧力の下に前
記原子炉の前記圧力容器に導入する導入手段と、を備える原子炉の受動安全系。