JPH09243779A

JPH09243779A - 原子炉

Info

Publication number: JPH09243779A
Application number: JP8052131A
Authority: JP
Inventors: Yuzuru Yoshioka; 岡譲吉; Mitsuto Kadotani; 谷光人門; Hiroaki Tabata; 畑広明田; Minoru Sugano; 野実菅; Yasumasa Yoshihisa; 久恭正吉; Sunao Narabayashi; 直奈良林; Kenji Arai; 井健司新; Takashi Yano; 野隆矢; Akio Shioiri; 入章夫塩; Hirohide Oikawa; 川弘秀及
Original assignee: Toshiba Corp; Japan Atomic Power Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp; Japan Atomic Power Co Ltd
Priority date: 1996-03-08
Filing date: 1996-03-08
Publication date: 1997-09-19

Abstract

(57)【要約】【課題】中小破断事故等に対して適切に対応すること
ができ、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提
供する。【解決手段】原子炉容器内で生成された蒸気を蒸気供
給手段によってスチームインジェクタに供給する。一
方、貯水手段に貯えられた水を給水手段によってスチー
ムインジェクタに供給する。そして、スチームインジェ
クタにおいて加圧された水を吐出手段によって原子炉圧
力容器内に注入する。また、スチームインジェクタを起
動する際に生じる起動用ドレン水は排水手段によってド
レン水受け手段に排出する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子炉に係わり、特
に、原子炉容器で生成された蒸気を利用して原子炉容器
内に注水を行うようにしたことを特徴とする原子炉に関
する。

【０００２】

【従来の技術】近年、高い安全性と良好な経済性を備え
た次世代炉の研究開発が精力的に進められており、図２
７はこのような次世代炉の１つである単純化沸騰水型原
子炉（以下、「ＳＢＷＲ」という。）の概略を示してい
る。

【０００３】図２７において符号１００はＳＢＷＲの全
体を示し、このＳＢＷＲ１００は原子炉格納容器１０１
を備えている。この原子炉格納容器１０１の内部には原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０２が設けられており、この
原子炉圧力容器１０２の内部には核分裂反応によって熱
を発生する炉心１０３が設けられている。なお、図２７
中の符号ＴＡＦは燃料発熱部の頂部を示している。原子
炉圧力容器１０２の上部には、炉心１０３で発生した熱
によって生成された水蒸気を蒸気タービン（図示せず）
に送るための主蒸気管１０４ａ、１０４ｂが接続されて
いる。この主蒸気管１０４ａの途中には自動減圧系（Ａ
ＤＳ）１０５の一部を構成する主蒸気逃し安全弁（ＳＲ
Ｖ）１０６が設けられており、この主蒸気逃し安全弁１
０６には排気管１０７が接続されている。この排気管１
０７の出口端部にはクエンチャー１０８が設けられてお
り、このクエンチャー１０８はサプレッションプール１
０９の中に水没している。

【０００４】原子炉格納容器１０１の外側上部にはプー
ル１１０が設けられており、このプール１１０の中には
隔離時復水器１１１が設けられている。この隔離時復水
器１１１には、主蒸気管１０４ａから分岐した入口配管
１１２、及び原子炉圧力容器１０２の中程に接続された
出口配管１１３が接続されており、この出口配管１１３
の途中には弁１１４が設けられている。

【０００５】主蒸気管１０４ｂの途中には、冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）の際に開放する火薬駆動型減圧弁（Ｄ
ＰＶ）１１５が設けられている。

【０００６】原子炉格納容器１０１の内部には、重力落
下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１１６が設けられており、
この重力落下式炉心注水系１１６はその水源であるＧＤ
ＣＳプール１１７を備えている。このＧＤＣＳプール１
１７には口径３インチのＧＤＣＳ配管１１８の一端が接
続されており、このＧＤＣＳ配管１１８の他端は原子炉
圧力容器１０２に接続されている。また、ＧＤＣＳ配管
１１８の途中には、逆止弁１１９、及び重力落下式炉心
注水系（ＧＤＣＳ）１１６を作動させる際に開放するＧ
ＤＣＳ小型火薬駆動弁１２０が設けられている。

【０００７】原子炉格納容器１０１の外側上部には静的
格納容器冷却系１２１が設けられており、この静的格納
容器冷却系１２１は静的格納容器冷却系プール１２２を
備えており、この静的格納容器冷却系プール１２２の中
には４基の静的格納容器冷却器１２３が設けられてい
る。この静的格納容器冷却器１２３は複数の伝熱管１２
４を備えており、この伝熱管１２４の入口側は入口配管
１２５を介して原子炉格納容器１０１の気相部を形成す
るドライウェルＤＷに連通し、伝熱管１２４の出口側は
出口配管１２６を介してＧＤＣＳプール１１７に連通し
ている。

【０００８】原子炉圧力容器１０２の下方には制御棒駆
動機構１２７が設けられており、この制御棒駆動機構１
２７は常用系としての制御棒駆動ポンプ１２８によって
駆動される。この制御棒駆動ポンプ１２８は、ディーゼ
ル発電機１２９から給電できるようになっており、原子
炉圧力容器１０２に接続された小口径配管が破断した場
合（小破断事故の場合）に高圧水を原子炉圧力容器１０
２に注入することができる。

【０００９】また、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０２の
底部には、口径２インチのＲＰＶドレン配管１３０が接
続されており、このＲＰＶドレン配管１３０の途中には
弁１３１が設けられている。

【００１０】上述した従来のＳＢＷＲにおいて配管破断
事故が発生した場合には、図２８（ａ）に示したよう
に、（１）配管破断後の炉内水位の低下に応じて自動減
圧系（ＡＤＳ）１０５を作動させると共に、（２）ＬＯ
ＣＡ信号によって火薬駆動型減圧弁（ＤＶＰ）１１５を
作動させて開放し、原子炉圧力容器１０２の内部圧力を
約１０分間で大気圧付近まで減圧する。そして、原子炉
圧力容器１０２の内部が減圧されたら、図２８ｂに示し
たように、（３）ＧＤＣＳ配管１１８に設けられたＧＤ
ＣＳ小型火薬駆動弁１２０を作動させて開放し、ＧＤＣ
Ｓプール１１７から原子炉圧力容器１０２の内部に重力
によって水を注入する。

【００１１】重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１１６
の作動後は、原子炉格納容器１０１のドライウェルＤＷ
内に放出された蒸気は、静的格納容器冷却系１２１の入
口配管１２５を経由して伝熱管１２４に流入し、この伝
熱管１２４を介して静的格納容器冷却系プール１２２の
水と熱交換を行って凝縮される。凝縮水は、出口配管１
２６を経由してＧＤＣＳプール１１７に送られ、このＧ
ＤＣＳプール１１７からＧＤＣＳ配管１１８を経由して
原子炉圧力容器１０２の内部に環流され、炉心１０３を
冷却する。

【００１２】図２９は、破断事故発生後の原子炉圧力容
器１０２の内部の圧力（炉内圧力）及び水位（炉内水
位）の経時変化を示したグラフである。このグラフから
分かるように、ＬＯＣＡが発生してから約１０分経過後
に炉内圧力がほぼ大気圧まで低下して重力落下式炉心注
水系（ＧＤＣＳ）１１６が作動し、ＧＤＣＳプール１１
７からの注水によって炉内水位が徐々に上昇する。そし
て、ＬＯＣＡが発生してから約３０経過後には、炉内水
位は燃料発熱部頂部ＴＡＦよりも十分に高い位置まで回
復する。炉内水位が十分に回復した後の炉心１０３の長
期的な冷却は、静的格納容器冷却系プール１２２内の水
の昇温と蒸発によって行われ、３日間程度は運転による
操作を何等行うことなく原子炉が安全な状態に維持され
る。

【００１３】

【発明が解決しようとする課題】ところが、上述した従
来の原子炉は、破断面積がさほど大きくない中小破断事
故、例えば口径２インチのＲＰＶドレン配管１３０や口
径３インチのＧＤＣＳ配管１１８の破断事故の場合にも
火薬駆動型減圧弁（ＤＰＶ）１１５を作動させるように
している。このため、中小破断事故の場合も、大破断事
故の場合と同様に原子炉格納容器１０１のドライウェル
ＤＷの内部に放射能を含んだ高温高圧の蒸気が放出され
る。ドライウェルＤＷ内に放射能を含んだ蒸気が放出さ
れると、原子炉格納容器１０１内にある各種の機器が放
射能で汚染されるなど、原子炉の財産保護上の問題があ
り、汚染された機器の洗浄や部品の交換に多大の費用が
必要となる。

【００１４】また、重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）
１１６は炉内圧力が大気圧付近まで低下しないと注水を
開始できない。そこで、炉内圧力を迅速に低下させるた
めに、図３０に示したように、主蒸気管１０４ｂが原子
炉格納容器１０１内で延長され、この延長された主蒸気
管１０４ｂに大型の火薬駆動型減圧弁（ＤＰＶ）１１５
が８台も設置されている。このため、物量が増加し、原
子炉格納容器１０１内の配置やメインテナンスにおいて
多くの制約を課している。

【００１５】さらに、８台の火薬駆動型減圧弁１１５の
うちの１台でも誤作動を起こして開放すれば、それは即
ち大破断事故（大ＬＯＣＡ）であり、放射能を含んだ多
量の噴出蒸気ＳがドライウェルＤＷ内に放出される。し
たがって、火薬駆動型減圧弁１１５の誤作動を確実に防
止するために、その起動信号回路や火薬は高度の信頼性
が要求され、この信頼性は原子炉の全寿命期間にわたっ
て維持されなければならない。このため、火薬駆動型減
圧弁１１５の起動信号回路の基盤や、それを監視するコ
ンピュータの回路部品や結線のメインテナンスに多くの
労力を必要とする。

【００１６】また、静的格納容器冷却器１２３は１基あ
たり４００本の伝熱管１２４を備えており、４基合計で
伝熱管１２４の本数は１，６００本に達する。そして、
事故が終結した後に、１，６００本すべての伝熱管１２
４に対して溶接部の検査や除染を行って静的格納容器冷
却系プール１２２内の水を清浄に維持する必要がある。

【００１７】このように従来の原子炉は、中小破断事故
（中小ＬＯＣＡ）に対しても、大破断事故（大ＬＯＣ
Ａ）と同様の手段及び方法によって対処するように構成
されているため、上述した種々の問題を生じている。

【００１８】そこで、本発明は、上述した種々の問題を
解消し、中小破断事故等に対して適切に対応することが
でき、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提供
することを目的とする。

【００１９】

【課題を解決するための手段】請求項１記載の発明によ
る原子炉は、原子炉容器と、この原子炉容器内で生成さ
れた蒸気によって駆動されるスチームインジェクタと、
このスチームインジェクタに前記原子炉容器内で生成さ
れた蒸気を供給する蒸気供給手段と、前記スチームイン
ジェクタに送られる水を貯えた貯水手段と、この貯水手
段に貯えられた水を前記スチームインジェクタに供給す
る給水手段と、この給水手段によって前記スチームイン
ジェクタに送られて加圧された水を前記原子炉容器内に
注入する吐出手段と、前記スチームインジェクタを起動
する際に生じる起動用ドレン水を排出する排水手段と、
この排水手段によって排出された起動用ドレン水を受け
入れるドレン水受け手段とを備えたことを特徴とする。

【００２０】請求項２記載の発明による原子炉は、重力
落下式炉心注水系の水源を備え、前記貯水手段は前記水
源であることを特徴とする。

【００２１】請求項３記載の発明による原子炉は、原子
炉格納容器を備え、前記貯水手段は前記原子炉格納容器
の外部に設置されていることを特徴とする。

【００２２】請求項４記載の発明による原子炉は、サプ
レッションプールを備え、前記ドレン水受け手段は前記
サプレッションプールであることを特徴とする。

【００２３】請求項５記載の発明による原子炉は、原子
炉格納容器を備え、前記ドレン水受け手段は前記原子炉
格納容器の内部に設けられた気密構造の容器を有するこ
とを特徴とする。

【００２４】請求項６記載の発明による原子炉は、原子
炉格納容器を備え、前記ドレン水受け手段は前記原子炉
格納容器の外部に設けられた気密構造の容器を有するこ
とを特徴とする。

【００２５】請求項７記載の発明による原子炉は、サプ
レッションプールを備え、前記貯水手段は前記サプレッ
ションプールであることを特徴とする。

【００２６】請求項８記載の発明による原子炉は、前記
蒸気供給手段は遠隔操作によって開閉可能な蒸気供給弁
を有することを特徴とする。

【００２７】請求項９記載の発明による原子炉は、前記
給水手段は遠隔操作によって開閉可能な給水弁を有する
ことを特徴とする。

【００２８】請求項１０記載の発明による原子炉は、重
力落下式炉心注水系の注水配管を備え、前記吐出手段
は、前記注水配管の途中に一端が接続され、他端が前記
スチームインジェクタに接続された吐出配管を有するこ
とを特徴とする。

【００２９】請求項１１記載の発明による原子炉は、主
蒸気逃し安全弁と、この主蒸気逃し安全弁に接続された
排気管とを備え、前記蒸気供給手段は、前記排気管の途
中に設けられたオリフィスと、このオリフィスと前記主
蒸気逃し安全弁との間の前記排気管に一端が接続され、
他端が前記スチームインジェクタに接続された蒸気供給
配管とを有することを特徴とする。

【００３０】請求項１２記載の発明による原子炉は、作
動蒸気の圧力範囲が異なる複数の前記スチームインジェ
クタを有することを特徴とする。

【００３１】請求項１３記載の発明による原子炉は、前
記スチームインジェクタは、前記原子炉容器からの蒸気
によって駆動されるアクチュエータと、このアクチュエ
ータによってその引き抜き長さを調節し得る水ノズルと
を有することを特徴とする。

【００３２】請求項１４記載の発明による原子炉は、前
記スチームインジェクタは、所定形状の一対の細長板状
体を対向して形成された水ノズルと、この水ノズルの外
側に設けられた細長の蒸気ノズルと、前記水ノズル及び
前記蒸気ノズルの下流側に設けられた細長の混合ノズル
と、を有することを特徴とする。

【００３３】請求項１５記載の発明による原子炉は、加
圧された窒素の圧力を利用して前記原子炉容器内に注水
する注水手段を有することを特徴とする。

【００３４】

【発明の実施の形態】第１の実施形態以下、本発明による原子炉の第１実施形態について図１
を参照して説明する。

【００３５】図１において符号１は原子炉格納容器１を
示し、この原子炉格納容器１の内部には原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）２が設けられている。この原子炉圧力容器２
の内部には核分裂反応によって熱を発生する炉心３が設
けられている。なお、図１中の符号ＴＡＦは燃料発熱部
の頂部を示している。原子炉圧力容器２の上部には、炉
心３で発生した熱によって生成された水蒸気を蒸気ター
ビン（図示せず）に送るための主蒸気管４が接続されて
いる。この主蒸気管４の途中には自動減圧系（ＡＤＳ）
５の一部を構成する主蒸気逃し安全弁（ＳＲＶ）６が設
けられており、この主蒸気逃し安全弁６には排気管７が
接続されている。この排気管７の出口端部にはクエンチ
ャー８が設けられており、このクエンチャー８はサプレ
ッションプール９の中に水没している。

【００３６】原子炉格納容器１の内部には、重力落下式
炉心注水系（ＧＤＣＳ）１０が設けられており、この重
力落下式炉心注水系１０はその水源であるＧＤＣＳプー
ル１１を備えている。このＧＤＣＳプール１１には口径
３インチのＧＤＣＳ配管１２の一端が接続されており、
このＧＤＣＳ配管１２の他端は、ＧＤＣＳ注水ノズル１
３を介して原子炉圧力容器２に接続されている。また、
ＧＤＣＳ配管１２の途中にはＧＤＣＳ逆止弁１４が設け
られ、このＧＤＣＳ逆止弁１４よりも原子炉圧力容器２
側のＧＤＣＳ配管１２には、原子炉圧力容器２からの逆
流を防止すると共にＧＤＣＳ逆止弁１４の漏洩を防止す
るために、小型の火薬駆動弁であるＧＤＣＳ注水開始弁
１５が設けられている。

【００３７】さらに、原子炉格納容器１の内部には、原
子炉圧力容器２の内部の蒸気を利用して注水を行う低圧
炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６が設けられており、
この低圧炉心注水系１６はスチームインジェクタ（Ｓ
Ｉ）１７を備えている。このスチームインジェクタ１７
には給水配管１８の一端が接続されており、この給水配
管１８の他端はＧＤＣＳプール１１に接続されている。
給水配管１８の途中には、給水弁１９が設けられてい
る。また、スチームインジェクタ１７には、ＧＤＣＳプ
ール１１からの水を原子炉圧力容器２の内部に送るため
の吐出配管２０の一端が接続されており、この吐出配管
２０の他端は、ＧＤＣＳ注水開始弁１５とＧＤＣＳ逆止
弁１４との間のＧＤＣＳ配管１２に対して分岐するよう
にして接続されている。吐出配管２０の途中には吐出逆
止弁２１が設けられている。さらに、スチームインジェ
クタ１７には、蒸気供給配管２２の一端が接続されてお
り、この蒸気供給配管２２の他端は原子炉圧力容器２に
接続されている。蒸気供給配管２２の途中には蒸気供給
弁２３が設けられている。また、スチームインジェクタ
１７には起動用ドレン配管２４の一端が接続されてお
り、この起動用ドレン配管２４の他端はサプレッション
プール９の上部の気相部に配置されている。起動用ドレ
ン配管２４の途中には起動用ドレン逆止弁２５が設けら
れている。

【００３８】また、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２の底部
には、口径２インチのＲＰＶドレン配管２６が接続され
ており、このＲＰＶドレン配管２６の途中には弁２７が
設けられている。

【００３９】さらに、主蒸気管４の途中には、破断事故
（ＬＯＣＡ）発生後の長期の崩壊熱除去を行う際にアク
チュエータによって開放される小容量のドライウェル開
放弁（図示せず）が設けられている。

【００４０】次に、本実施形態の作用について説明す
る。上述した本実施形態による原子炉において、破断面
積がさほど大きくない中小破断事故（中小ＬＯＣＡ）が
発生した仮定する。中小破断事故が発生したら、自動減
圧系（ＡＤＳ）５又は隔離時復水器（図示せず）を作動
させ、原子炉圧力容器２の内部の圧力を低下させる。例
えば自動減圧系５を作動させると主蒸気逃し安全弁（Ｓ
ＲＶ）６が開放し、原子炉圧力容器２内の高温高圧の蒸
気は排気管７を経由してサプレッションプール９内のク
エンチャー８に導かれる。クエンチャー８に導かれた蒸
気はサプレッションプール９内で冷却されて凝縮水とな
る。

【００４１】自動減圧系５又は隔離時復水器によって原
子炉圧力容器２の内部の圧力が所定値まで低下したら、
低圧炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６を作動させる。
低圧炉心注水系１６を作動させると、まず給水弁１９が
開放され、ＧＤＣＳプール１１からの水が給水配管１８
を経由してスチームインジェクタ（ＳＩ）１７に送られ
る。次に、蒸気供給弁２３及が開放され、原子炉圧力容
器２内の蒸気が、蒸気供給配管２２を経由してスチーム
インジェクタ１７に送られる。また、蒸気供給弁２３の
開放と共にＧＤＣＳ注水開始弁１５を開放する。なお、
蒸気供給弁２３を先に開放し、その後に給水弁１９を開
放させることもできる。このようにして低圧炉心注水系
１６を作動させると、その作動の直後はスチームインジ
ェクタ１７の吐出圧力が低いので、この時点では吐出逆
止弁２１は閉じている。したがって、低圧炉心注水系１
６の作動直後においては、給水配管１８を経由してスチ
ームインジェクタ１７に送られたＧＤＣＳプール１１か
らの水は、起動用ドレン配管２４及び起動用ドレン逆止
弁２５を経由してサプレッションプール９に排水され
る。

【００４２】そして、スチームインジェクタ１７におい
てＧＤＣＳプール１１からの水と原子炉圧力容器２から
の蒸気との合体が進行し、作動開始後約数秒間後合体水
の吐出圧力が十分に高くなると吐出逆止弁２１が開放さ
れる。吐出逆止弁２１が開放されると、吐出配管２０、
吐出逆止弁２１及びＧＤＣＳ注水開始弁１５を経由して
スチームインジェクタ１７からの合体水が原子炉圧力容
器２の内部に注入される。ここで、スチームインジェク
タ１７の吐出圧力は、供給される蒸気の圧力、つまり原
子炉圧力容器２の内部圧力よりも高い圧力が得られるの
で、原子炉圧力容器２内への注水を確実に行うことがで
きる。

【００４３】このようにして原子炉圧力容器２への注水
が開始された時点ではスチームインジェクタ１７の内部
は負圧になっているので、起動用ドレン逆止弁２５は閉
じており、サプレッションプール９への排水は行われな
い。また、吐出配管２０の内部の圧力、すなわちＧＤＣ
Ｓ逆止弁１４の下流側の圧力はＧＤＣＳプール１１の水
頭圧よりも高いので、ＧＤＣＳ逆止弁１４は閉じてお
り、この時点では重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１
０による原子炉圧力容器２への注水は行われていない。

【００４４】そして、低圧炉心注水系１６による注水に
よって原子炉圧力容器２の内部の圧力が低下し、ＧＤＣ
Ｓ逆止弁１４の下流側の圧力がＧＤＣＳプール１１の水
頭圧よりも低くなると、ＧＤＣＳ逆止弁１４が開放し、
ＧＤＣＳプール１１からの水がＧＤＣＳ配管１２を経由
して原子炉圧力容器２の内部に注入される。

【００４５】このように、中小破断事故（中小ＬＯＣ
Ａ）の発生直後においては、低圧炉心注水系１６及び重
力落下式炉心注水系１０からの注水によって原子炉圧力
容器２内の水位の回復と維持を図り、炉心３の冷却を確
保する。そして、炉心３における崩壊熱を除去するため
に、アクチュエータを作動させて小容量のドライウェル
開放弁（図示せず）を開放し、原子炉圧力容器２内の蒸
気を原子炉格納容器１のドライウェルＤＷ内に放出して
長期の冷却を確保する。ドライウェル開放弁は、事故が
終結した後に運転員の操作によって閉止する。

【００４６】次に、本実施形態による原子炉において中
小破断事故が発生した場合のコンピュータによるシミュ
レーション解析結果について説明する。なお、コンピュ
ータ解析コードにはＴＲＡＣコードを使用した。解析条
件としては、（１）口径３インチのＧＤＣＳ配管１２の
破断事故、（２）口径２インチのＲＰＶドレン配管２６
の破断事故、（３）主蒸気管４の小破断事故（破断面積
が管断面積の５％）、及び（４）主蒸気管４の中破断事
故（破断面積が管断面積の２０％）の４つの事故条件を
選定した。以下、それぞれの解析結果について説明す
る。

【００４７】（１）口径３インチのＧＤＣＳ配管１２の
破断事故図２は、口径３インチのＧＤＣＳ配管１２が破断した場
合の解析結果を示したグラフであり、このグラフには原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）２の内部の圧力（炉内圧力）、
低圧炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６の注水流量、及
び重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１０の注水流量の
それぞれの経時変化が示されている。グラフの横軸は破
断事故発生時点からの経過時間である。

【００４８】低圧炉心注水系１６は、炉内圧力が０．７
ＭＰａ以下になった時に起動信号が発せられて作動する
ように設定されている。図２から分かるように、破断事
故発生後、炉内圧力が徐々に低下し、約５３０秒後に低
圧炉心注水系１６からの注水が開始されている。ここ
で、低圧炉心注水系１６からの注水流量（ＳＩ−ＬＰＣ
Ｉ注水流量）は３０ｋｇ／ｓに設定されている。低圧炉
心注水系１６が作動した後も炉内圧力は徐々に低下し、
事故発生後約７６０秒後に重力落下式炉心注水系（ＧＤ
ＣＳ）１０からの注水が開始されている。

【００４９】図３は、破断事故発生後の原子炉圧力容器
２内の水位（炉内水位）の経時変化を示したグラフであ
り、このグラフから分かるように低圧炉心注水系１６か
らの流量３０ｋｇ／ｓの注水、及び重力落下式炉心注水
系１０からの注水によって、炉内水位は常に燃料発熱部
頂部ＴＡＦよりも上に維持されており、炉心３の冠水状
態が維持されている。

【００５０】また、図４は、破断事故後の原子炉格納容
器１内の圧力（ドライウェルＤＷの圧力）の経時変化を
示したグラフであり、このグラフから分かるように、原
子炉格納容器１内の圧力は最大でも約０．１６ＫＰａで
あり、事故発生後３０分以内に約０．１３ＭＰａ（０．
３ｋｇ／ｃｍ²ｇ）まで低下している。一方、図２７に
示した従来の原子炉は、ＧＤＣＳ配管１２のような小口
径配管が破断した場合でも、火薬駆動型減圧弁（ＤＰ
Ｖ）１１５が開放されて原子炉圧力容器１０２内の高温
高圧の蒸気が原子炉格納容器１０１内に放出されるた
め、破断事故（ＬＯＣＡ）直後の原子炉格納容器１０２
内のピーク圧力が０．４ＭＰａ（３ｋｇ／ｃｍ²ｇ）ま
で上昇する。

【００５１】（２）口径２インチのＲＰＶドレン配管２
６の破断事故次に、口径２インチのＲＰＶドレン配管２６が破断した
場合の解析結果について説明する。図５は、ＲＰＶドレ
ン配管２６が破断した場合の解析結果を示したグラフで
あり、このグラフには炉内圧力、ＳＩ−ＬＰＣＩ注水流
量、及びＧＤＣＳ注水流量のそれぞれの経時変化が示さ
れている。グラフの横軸は破断事故発生時点からの経過
時間である。

【００５２】低圧炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６
は、前記（１）の場合と同様に炉内圧力が０．７ＭＰａ
以下になった時に起動信号が発せられて作動するように
設定されている。図５から分かるように、破断事故発生
後、炉内圧力が徐々に低下し、約８５０秒後に低圧炉心
注水系１６からの注水が開始されている。ここで、ＳＩ
−ＬＰＣＩ注水流量は３０ｋｇ／ｓに設定されている。
低圧炉心注水系１６が作動した後も炉内圧力は徐々に低
下し、事故発生後約１０９０秒後に重力落下式炉心注水
系（ＧＤＣＳ）１０からの注水が開始されている。

【００５３】図６は、破断事故発生後の炉内水位の経時
変化を示したグラフであり、このグラフから分かるよう
に低圧炉心注水系１６からの３０ｋｇ／ｓの注水、及び
重力落下式炉心注水系１０からの注水によって、炉内水
位は常に燃料発熱部頂部ＴＡＦよりもかなり上に維持さ
れており、炉心３の冠水状態が確実に維持されている。

【００５４】また、図７は破断事故後の原子炉格納容器
１内の圧力（ドライウェルＤＷの圧力）の経時変化を示
したグラフであり、このグラフから分かるように、原子
炉格納容器１内の圧力は最大でも約０．１７ＫＰａであ
り、前記（１）の場合と同様に従来の原子炉の場合に比
べて事故直後のピーク圧力が大幅に低減されている。

【００５５】（３）主蒸気管４の小破断事故（破断面積
が管断面積の５％）次に、主蒸気管４の小破断事故（破断面積が管断面積の
５％）の解析結果について説明する。図８は、主蒸気管
４が破断した場合の解析結果を示したグラフであり、こ
のグラフには炉内圧力及びＧＤＣＳ注水流量のそれぞれ
の経時変化が示されている。グラフの横軸は破断事故発
生時点からの経過時間である。

【００５６】図８から分かるように、このケースの場合
には、低圧炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６は作動せ
ずに、重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１０が事故後
約１０００秒の時点で作動している。図９は炉内水位の
経時変化を示したグラフであり、ＧＤＣＳ注水のみで炉
内水位が十分に高く維持されていることが分かる。

【００５７】（４）主蒸気管４の中破断事故（破断面積
が管断面積の２０％）次に、主蒸気管４の中破断事故（破断面積が管断面積の
２０％）の解析結果について説明する。図１０は、主蒸
気管４が破断した場合の解析結果を示したグラフであ
り、このグラフには炉内圧力及びＧＤＣＳ注水流量のそ
れぞれの経時変化が示されている。グラフの横軸は破断
事故発生時点からの経過時間である。

【００５８】図１０から分かるように、このケースの場
合も前記（３）の場合と同様に、低圧炉心注水系（ＳＩ
−ＬＰＣＩ）１６は作動せずに、重力落下式炉心注水系
（ＧＤＣＳ）１０が作動している。図１１は炉内水位の
経時変化を示したグラフであり、前記（３）の場合と同
様にＧＤＣＳ注水のみで炉内水位が十分に高く維持され
ていることが分かる。なお、本ケースと前記（３）のケ
ースとを比較すると、本ケースの方が主蒸気管４の破断
面積が大きいために、炉内圧力の低下速度が速くなって
いる。このため、ＧＤＣＳ注水の開始時間も早く、炉内
水位の最小値がケース（３）に比べて大きくなってい
る。

【００５９】図１２は前記（１）乃至（４）の解析結果
をまとめたものであり、図２７に示した従来の原子炉の
場合と比較したものである。図１２から分かるように、
従来の原子炉は、中小ＬＯＣＡが発生すると火薬駆動型
減圧弁（ＤＰＶ）１１５が作動し、原子炉圧力容器１０
２内の高温高圧の蒸気が原子炉格納容器１０１内のドラ
イウェルＤＷに放出される。

【００６０】これに対して本実施形態によれば、大ＬＯ
ＣＡ、及び主蒸気管破断事故（ＭＳＬＢ）のうちの中小
破断に対しては重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１０
によって注水を行い、一方、中小ＬＯＣＡ（主蒸気管破
断事故を除く。）に対しては低圧炉心注水系（ＳＩ−Ｌ
ＰＣＩ）１６及び重力落下式炉心注水系１０によって注
水を行うようにしている。また、破断事故発生後の長期
の崩壊熱除去は、ドライウェル開放弁の開放によって原
子炉圧力容器２内の蒸気をドライウェルＤＷに放出する
ことによって行う。

【００６１】以上述べたように本実施形態によれば、低
圧炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６を設け、主蒸気管
破断事故を除く中小破断事故（中小ＬＯＣＡ）に対して
は低圧炉心注水系１６によって原子炉圧力容器２内へ注
水するようにしたので、原子炉格納容器１の内部が不必
要に汚染されることがなく、また、火薬駆動型減圧弁
（ＤＰＶ）を使用していないので同弁の誤作動による大
破断事故（大ＬＯＣＡ）の恐れが全くない。

【００６２】また、中小破断事故発生後の長期の崩壊熱
除去においては、従来の火薬駆動型減圧弁（ＤＰＶ）に
代えてアクチュエータによって駆動されるドライウェル
開放弁を使用しているので、誤作動を防止できると共
に、事故終結後に運転員の操作によって再び弁を閉じる
ことができる。

【００６３】このように本実施形態による原子炉は、従
来の原子炉よりも安全性及び経済性において格段に優れ
ている。

【００６４】第２の実施形態次に、本発明による原子炉の第２実施形態について図１
３を参照して説明する。なお、前記第１実施形態と同一
部材には同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実
施形態においては、図１３に示したように原子炉格納容
器１の上方外側にＳＩ−ＬＰＣＩタンク３０が設置され
ており、このＳＩ−ＬＰＣＩタンク３０を低圧炉心注水
系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１６の水源として使用する。ＳＩ
−ＬＰＣＩタンク３０は、給水配管３１を介してスチー
ムインジェクタ１７に接続されており、給水配管３１の
途中には給水逆止弁３２が設けられ、この給水逆止弁３
２の下流側には給水弁３３が設けられている。

【００６５】また、原子炉格納容器１の外側には起動用
ドレン容器３４が設けられており、この起動用ドレン容
器３４は気密構造を備えている。起動用ドレン容器３４
は起動用ドレン配管３５を介してスチームインジェクタ
１７に接続されており、起動用ドレン配管３５の途中に
は起動用ドレン逆止弁３６が設けられている。

【００６６】このような構成を備えた本実施形態におい
ては、中小破断事故（中小ＬＯＣＡ）が発生したら、低
圧炉心注水系１６を起動し、給水弁３３を開放してＳＩ
−ＬＰＣＩタンク３０から給水を行う。そして、低圧炉
心注水系１６の起動直後のドレン水（起動用ドレン水）
は、起動用ドレン配管３５を経由して起動用ドレン容器
３４に排出する。ここで、起動用ドレン容器３４は気密
構造であるので、原子炉格納容器１内の放射性物質が環
境中に放出されることがない。

【００６７】以上述べたように本実施形態によれば、低
圧炉心注水系１６の水源として原子炉格納容器１の外部
に設けられたＳＩ−ＬＰＣＩタンク３０を使用し、さら
に、起動用ドレン水の排出先として同じく原子炉格納容
器１の外部にある起動用ドレン容器３４としたので、ス
チームインジェクタ１７への給水圧力が事故後のドライ
ウェルＤＷの圧力に依存することがなく、低圧炉心注水
系１６の作動条件が大幅に緩和されると共に、前記第１
実施形態と同様の効果が得られる。

【００６８】第３の実施形態次に、本発明による原子炉の第３実施形態について図１
４を参照して説明する。なお、前記第１及び第２実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。

【００６９】本実施形態にておいては、低圧炉心注水系
１６の水源としてサプレッションプール９を使用する。
すなわち、スチームインジェクタ１７は給水配管４０を
介してサプレッションプール９に接続されており、給水
配管４０の途中には給水弁４１が設けられている。ま
た、原子炉格納容器１内部には気密構造からなる起動用
ドレン容器４２が設けられており、この起動用ドレン容
器４２は起動用ドレン配管４３を介してスチームインジ
ェクタ１７に接続されている。起動用ドレン配管４３の
途中には起動用ドレン逆止弁４４が設けられている。ま
た、蒸気供給配管２２の途中には蒸気逆止弁４５が設け
られている。

【００７０】このような構成を備えた本実施形態におい
ては、中小破断事故（中小ＬＯＣＡ）が発生したら、低
圧炉心注水系１６を起動し、給水弁４１を開放してサプ
レッションプール９から給水を行う。そして、低圧炉心
注水系１６の起動直後のドレン水（起動用ドレン水）
は、起動用ドレン配管４３を経由して起動用ドレン容器
４２に排出する。このように本実施形態においても、前
記第１実施形態と同様の効果が得られる。

【００７１】また、本実施形態の変形例として、気密構
造からなる起動用ドレン容器４２を原子炉格納容器１の
外部に設置することもできる。

【００７２】第４の実施形態次に、本発明による原子炉の第４実施形態について図１
５を参照して説明する。なお、前記第１乃至第３実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。

【００７３】本実施形態は、低圧炉心注水系１６を作動
させる際に開放する蒸気供給弁２３及び給水弁１９を、
加圧された窒素を利用した弁駆動機構によって駆動する
ようにしたものである。

【００７４】図１５に示したように、主蒸気管４から分
岐した蒸気供給配管２２の途中には２台の蒸気供給弁２
３および蒸気減圧弁９４が直列に設けられており、これ
らの蒸気供給弁２３のそれぞれには弁駆動機構５０が設
けられている。これらの弁駆動機構５０は窒素供給配管
５１を備えており、この窒素供給配管５１には、窒素圧
力を維持するための窒素アキュムレータ５２が分岐配管
５３を介して接続されている。窒素供給配管５１の途中
には電磁弁５４が設けられている。

【００７５】また、給水弁１９に対しても、蒸気供給弁
２３と同様に弁駆動機構５０が設けられている。

【００７６】また、本実施形態においては、蒸気供給弁
２３とスチームインジェクタ１７との間の蒸気供給配管
２２に蒸気減圧弁９４および蒸気逆止弁５５が設けられ
ている。さらに、給水弁１９とスチームインジェクタ１
７との間の給水配管１８に給水逆止弁５６が設けられて
いる。

【００７７】このような構成よりなる本実施形態によれ
ば、前記第１実施形態と同様の効果が得られるばかりで
なく、電磁弁５４を操作することによって蒸気供給弁２
３及び給水弁１９の開閉操作を確実に行うことができ
る。また蒸気減圧弁９４により蒸気圧が過大にならない
ようにすると共に蒸気逆止弁５５及び給水逆止弁５６を
設けたので、蒸気と冷水とが混合して凝縮することを防
止することができる。

【００７８】また、本実施形態の変形例として、図１６
に示したように、蒸気供給弁２３及び給水弁１９を、モ
ータ５７を備えたバッテリー駆動型の電動弁とすること
もできる。この場合には、電磁弁５４や窒素アキュムレ
ータ５２が不要であるので、部品点数が減少し、系統を
単純化させることができる。

【００７９】第５の実施形態次に、本発明による原子炉の第５実施形態について図１
７を参照して説明する。なお、前記第１乃至第４実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。

【００８０】図１７に示したように、主蒸気管４の管台
に取り付けられた主蒸気逃し安全弁６の排気管７の途中
にオリフィス６０が設けられており、このオリフィス６
０と主蒸気逃し安全弁６との間の排気管７に蒸気供給配
管２２が接続されている。

【００８１】このような構成よりなる本実施形態におい
ては、中小破断事故が発生した場合に、主蒸気逃し安全
弁６及び蒸気供給弁２３を開放し、蒸気減圧弁９４およ
びオリフィス６０によって適度の圧力に維持された原子
炉圧力容器２からの蒸気をスチームインジェクタ１７に
供給する。

【００８２】このように本実施形態によれば、主蒸気逃
し安全弁６を蒸気供給弁として兼用できるので、蒸気供
給弁の必要台数を減らして系統を単純化することができ
る。

【００８３】第６の実施形態次に、本発明による原子炉の第６実施形態について図１
８を参照して説明する。なお、前記第１乃至第５実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。

【００８４】図１８に示したように、重力落下式炉心注
水系（ＧＤＣＳ）１０が４系統設けられており、それぞ
れの系統に対応して４系統の低圧炉心注水系１６が設け
られている。各低圧炉心注水系１６はＧＤＣＳ配管１２
から分岐した給水配管１８を備えており、この給水配管
１８はスチームインジェクタ１７に接続されている。ま
た、スチームインジェクタ１７には吐出配管２０の一端
が接続されており、この吐出配管２０の他端は、原子炉
圧力容器２に設けられた口径２インチのＬＰＣＩ注水ノ
ズル６１に接続されている。また、吐出配管２０の途中
には吐出逆止弁２１及び注水開始弁６２が設けられてい
る。

【００８５】そして、本実施形態においては、中小破断
事故が発生した場合、低圧炉心注水系１６を作動させ、
給水弁１９及び注水開始弁６２を開放して注水を開始す
る。

【００８６】このように本実施形態においては、吐出配
管２０が口径約２インチの小径のＬＰＣＩ注水ノズル６
１に接続されているので、吐出配管２０が破断した場合
の漏洩流量を低く抑えることができる。

【００８７】また、図１９は本実施形態の第１の変形例
を示し、この変形例においては、給水配管１８が途中か
ら二股に分岐しており、分岐した各配管に給水弁１９、
スチームインジェクタ１７及び吐出逆止弁２１がそれぞ
れ設けられている。そして、分岐した給水配管１８は注
水開始弁６２の上流側で再び合流している。

【００８８】また、図２０は本実施形態の第２の変形例
を示し、この変形例においては、各ＧＤＣＳ配管１２か
ら２本の給水配管１８が分岐している。そして、分岐し
た各給水配管１８には給水弁１９、スチームインジェク
タ１７、吐出逆止弁２１及び注水開始弁６２がそれぞれ
設けられており、さらに、各給水配管１８は原子炉圧力
容器２に設けられた各ＬＰＣＩ注水ノズル６１にそれぞ
れ接続されている。

【００８９】また、図２１は本実施形態の第３の変形例
を示し、この変形例においては、各ＧＤＣＳ配管１２か
ら２本の給水配管１８が分岐しており、さらに、分岐し
た各給水配管１８は、ＧＤＣＳ注水開始弁１５の上流側
で再びＧＤＣＳ配管１２に合流している。このような構
成を備えた本変形例によれば、ＬＰＣＩ注水ノズル及び
注水開始弁６２を省略して系統を単純化することができ
る。

【００９０】第７の実施形態次に、本発明による原子炉の第７実施形態について説明
する。なお、前記第１乃至第６実施形態と同一部材には
同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実施形態に
おけるスチームインジェクタ１７は、図２２に示したよ
うに自圧式アクチュエータ７０を備えており、この自圧
式アクチュエータ７０によって水ノズル７１の引き抜き
長さを調節することができる。自圧式アクチュエータ７
０は、蒸気供給配管２２から分岐した蒸気配管７２を介
して供給される蒸気によって駆動される。このように水
ノズル７１の引き抜き長さを自圧式アクチュエータ７０
によって調節すると、図２３に示したように環状の蒸気
の流路面積Ａを変更することができ、広範囲の作動蒸気
圧力に対応することができる。

【００９１】例えば、水ノズル７１の引き抜き長さを９
ｍｍと１８ｍｍの２つの位置に可変とした場合、図２４
に示したように、作動蒸気圧力の範囲を約２ＭＰａから
０．２５ＭＰａの広範囲に設定することができる。

【００９２】第８の実施形態次に、本発明による原子炉の第８実施形態について説明
する。なお、前記第１乃至第７実施形態と同一部材には
同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実施形態
は、作動蒸気圧力範囲の異なる２種類のスチームインジ
ェクタ１７を組み合わせた構成を備えている。すなわ
ち、前記第７実施形態ではスチームインジェクタ１７の
作動蒸気圧力範囲を可変としたが、本実施形態において
は作動蒸気圧力範囲は固定として、作動蒸気圧力範囲の
異なる２種類のスチームインジェクタ１７を組み合わせ
たものである。

【００９３】このような構成を備えた本実施形態におい
ても、前記第７実施形態と同様に、広範囲の作動蒸気圧
力に対応することが可能である。例えば、図２４に示し
たように水ノズル７１の引き抜き長さが９ｍｍのもの
と、１８ｍｍのものの２台のスチームインジェクタ１７
を組み合わせた場合、低圧炉心注水系１６の注水開始時
間が早まるために、スチームインジェクタ１７の１台当
たりの容量を約６６％（総注入流量２０ｋｇ／ｓ）に低
減することができる。

【００９４】また、本実施形態の変形例として、作動蒸
気圧力の範囲が１種類の広いスチームインジェクタ１７
を用いることもできる。例えば、図２４に示したよう
に、水ノズル７１の引き抜き長さが１８ｍｍの場合、作
動蒸気圧力範囲は０．２５から０．６ＭＰａであり、総
注入流量は３０ｋｇ／ｓとやや大きいものの、スチーム
インジェクタ１７の設置台数を半減させることができ、
低圧炉心注水系１６を大幅に簡素化することができる。

【００９５】第９の実施形態次に、本発明による原子炉の第９実施形態について図２
５を参照して説明する。なお、前記第１乃至第８実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。本実施形態による原子炉は、図２５に示した箱形の
外形を備えたスチームインジェクタ８０を備えている。
このスチームインジェクタ８０の内部には、給水配管１
８に連通する水ノズル８１が設けられており、この水ノ
ズル８１は所定形状の一対の細長板状体８１ａ、８１ｂ
を対向させて形成されている。この水ノズル８１の外側
には、蒸気供給配管２２に連通する細長の蒸気ノズル８
２が設けられている。水ノズル８１及び蒸気ノズル８２
の下流側には細長の混合ノズル８３が設けられている。
また、スチームインジェクタ８０の内部には、起動用ド
レン配管２４に連通する起動用ドレンスリット８４が設
けられており、さらに、スロート８５、ディフューザ８
６及び吐出ポート８７が設けられている。

【００９６】このような構成を備えた本実施形態におい
ては、各ノズル８１、８２、８３の長手方向の長さを長
くすることによって、水噴流を太くすることなく大容量
のスチームインジェクタ８０を構成することができる。

【００９７】第１０の実施形態次に、本発明による原子炉の第１０実施形態について図
２６を参照して説明する。なお、前記第１乃至第９実施
形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略
する。

【００９８】本実施形態による原子炉は、図２６に示し
たように内部に水を貯えたアキュムレータ９０を備えて
おり、このアキュムレータ９０は窒素配管９１を介して
接続された窒素ボンベ９２によって加圧されている。ア
キュムレータ９０の底部には注水配管９３の一端が接続
されており、この注水配管９３の他端は吐出配管２０の
途中に分岐するようにして接続されている。注水配管９
３の途中には逆止弁９４及び窒素流入防止弁９５が設け
られている。また、アキュムレータ９０にはアキュムレ
ータ水位計９６が設けられており、このアキュムレータ
水位計９６からの水位低信号によって窒素流入防止弁９
５が閉止される。

【００９９】そして、本実施形態においては、破断事故
が発生した場合に低圧炉心注水系１６に加えてアキュム
レータ９０からの注水が可能であり、また、窒素流入防
止弁９５を設けたので、原子炉圧力容器２内に多量の窒
素が流入して静的格納容器冷却系の性能が劣化するよう
なことがない。

【０１００】以上述べたように本実施形態によれば、原
子炉圧力容器２内への注水手段として、低圧炉心注水系
１６とは別にアキュムレータ９０を設置したので、原理
の異なる複数の注水手段が確保されている。このため、
共通原因故障の発生確率を低減させて原子炉の安全性を
大幅に向上させることができる。

【０１０１】

【発明の効果】以上述べたように本発明によれば、原子
炉容器内で生成された蒸気によって駆動されるスチーム
インジェクタによって原子炉容器内に注水するようにし
たので、中小破断事故等に対して適切に対応することが
でき、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提供
することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明による原子炉の第１実施形態の概略を示
した縦断面図。

【図２】ＧＤＣＳ配管破断時の炉内圧力及び注水流量の
経時変化を示したグラフ。

【図３】ＧＤＣＳ配管破断時の炉内水位の経時変化を示
したグラフ。

【図４】ＧＤＣＳ配管破断時の格納容器内圧力の経時変
化を示したグラフ。

【図５】ＲＰＶドレン配管破断時の炉内圧力及び注水流
量の経時変化を示したグラフ。

【図６】ＲＰＶドレン配管破断時の炉内水位の経時変化
を示したグラフ。

【図７】ＲＰＶドレン配管破断時の格納容器内圧力の経
時変化を示したグラフ。

【図８】主蒸気管５％破断時の炉内圧力及び注水流量の
経時変化を示したグラフ。

【図９】主蒸気管５％破断時の炉内水位の経時変化を示
したグラフ。

【図１０】主蒸気管２０％破断時の炉内圧力及び注水流
量の経時変化を示したグラフ。

【図１１】主蒸気管２０％破断時の炉内水位の経時変化
を示したグラフ。

【図１２】図２乃至図１１に示した解析結果をまとめた
図。

【図１３】本発明による原子炉の第２実施形態の概略を
示した縦断面図。

【図１４】本発明による原子炉の第３実施形態の概略を
示した縦断面図。

【図１５】本発明による原子炉の第４実施形態の概略を
示した系統図。

【図１６】同実施形態の変形例の概略を示した系統図。

【図１７】本発明による原子炉の第５実施形態の概略を
示した系統図。

【図１８】本発明による原子炉の第６実施形態の概略を
示した系統図。

【図１９】同実施形態の第１の変形例の概略を示した系
統図。

【図２０】同実施形態の第２の変形例の概略を示した系
統図。

【図２１】同実施形態の第３の変形例の概略を示した系
統図。

【図２２】本発明による原子炉の第７実施形態のスチー
ムインジェクタを示した縦断面図。

【図２３】同スチームインジェクタの要部を示した斜視
図。

【図２４】同実施形態の作用を説明するグラフ。

【図２５】本発明による原子炉の第９実施形態のスチー
ムインジェクタを示した部分断面斜視図。

【図２６】本発明による第１０実施形態の概略を示した
系統図。

【図２７】従来のＳＢＷＲの概略を示した縦断面図。

【図２８】同ＳＢＷＲのＬＯＣＡ時の作用を説明する縦
断面図。

【図２９】同ＳＢＷＲにおけるＬＯＣＡ発生後の炉内圧
力、炉内水位及び注水流量の経時変化を示したグラフ。

【図３０】同ＳＢＷＲの火薬駆動型減圧弁の設置箇所を
示した斜視図。

【符号の説明】

１原子炉格納容器２原子炉圧力容器３炉心４主蒸気管５自動減圧系６主蒸気逃し安全弁７排気管９サプレッションプール１０重力落下式炉心注水系（ＧＤＣＳ）１１ＧＤＣＳプール１２ＧＤＣＳ配管１３ＧＤＣＳ注水ノズル１５ＧＤＣＳ注水開始弁１６低圧炉心注水系（ＳＩ−ＬＰＣＩ）１７、８０スチームインジェクタ１８、３１、４０給水配管１９、３３、４１給水弁２０吐出配管２１吐出逆止弁２２蒸気供給配管２３蒸気供給弁２４、３５、４３起動用ドレン配管２５、３６、４４起動用ドレン逆止弁３０ＳＩ−ＬＰＣＩタンク３２、５６給水逆止弁３４、４２起動用ドレン容器４５、５５蒸気逆止弁５０弁駆動機構５１窒素供給配管５２窒素アキュムレータ５３分岐配管５４電磁弁５７モータ６０オリフィス６１ＬＰＣＩ注水ノズル６２注水開始弁７０自圧式アクチュエータ７１、８１水ノズル７２蒸気配管８２蒸気ノズル８３混合ノズル９０アキュムレータ９１窒素配管９２窒素ボンベ９３注水配管９４蒸気減圧弁

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者田畑広明東京都千代田区大手町１丁目６番１号日本原子力発電株式会社内 (72)発明者菅野実東京都千代田区大手町１丁目６番１号日本原子力発電株式会社内 (72)発明者吉久恭正東京都千代田区大手町１丁目６番１号日本原子力発電株式会社内 (72)発明者奈良林直神奈川県川崎市幸区小向東芝町１株式会社東芝研究開発センター内 (72)発明者新井健司神奈川県川崎市幸区小向東芝町１株式会社東芝研究開発センター内 (72)発明者矢野隆神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者塩入章夫神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者及川弘秀神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者水町渉神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者安岡誠東京都港区芝浦一丁目１番１号株式会社東芝本社事務所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉容器と、この原子炉容器内で生成さ
れた蒸気によって駆動されるスチームインジェクタと、
このスチームインジェクタに前記原子炉容器内で生成さ
れた蒸気を供給する蒸気供給手段と、前記スチームイン
ジェクタに送られる水を貯えた貯水手段と、この貯水手
段に貯えられた水を前記スチームインジェクタに供給す
る給水手段と、この給水手段によって前記スチームイン
ジェクタに送られて加圧された水を前記原子炉容器内に
注入する吐出手段と、前記スチームインジェクタを起動
する際に生じる起動用ドレン水を排出する排水手段と、
この排水手段によって排出された起動用ドレン水を受け
入れるドレン水受け手段とを備えたことを特徴とする原
子炉。
【請求項２】前記原子炉は重力落下式炉心注水系の水源
を備え、前記貯水手段は前記水源であることを特徴とす
る請求項１記載の原子炉。
【請求項３】前記原子炉は原子炉格納容器を備え、前記
貯水手段は前記原子炉格納容器の外部に設置されている
ことを特徴とする請求項１記載の原子炉。
【請求項４】前記原子炉はサプレッションプールを備
え、前記ドレン水受け手段は前記サプレッションプール
であることを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれ
か一項に記載の原子炉。
【請求項５】前記原子炉は原子炉格納容器を備え、前記
ドレン水受け手段は前記原子炉格納容器の内部に設けら
れた気密構造の容器を有することを特徴とする請求項１
乃至請求項３のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項６】前記原子炉は原子炉格納容器を備え、前記
ドレン水受け手段は前記原子炉格納容器の外部に設けら
れた気密構造の容器を有することを特徴とする請求項１
乃至請求項３のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項７】前記原子炉はサプレッションプールを備
え、前記貯水手段は前記サプレッションプールであるこ
とを特徴とする請求項５又は請求項６に記載の原子炉。
【請求項８】前記蒸気供給手段は遠隔操作によって開閉
可能な蒸気供給弁および蒸気減圧弁を有することを特徴
とする請求項１乃至請求項７のいずれか一項に記載の原
子炉。
【請求項９】前記給水手段は遠隔操作によって開閉可能
な給水弁を有することを特徴とする請求項１乃至請求項
８のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項１０】前記原子炉は重力落下式炉心注水系の注
水配管を備え、前記吐出手段は、前記注水配管の途中に
一端が接続され、他端が前記スチームインジェクタに接
続された吐出配管を有することを特徴とする請求項１乃
至請求項９のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項１１】前記原子炉は、主蒸気逃し安全弁と、こ
の主蒸気逃し安全弁に接続された排気管とを備え、前記
蒸気供給手段は、前記排気管の途中に設けられたオリフ
ィスと、このオリフィスと前記主蒸気逃し安全弁との間
の前記排気管に一端が接続され、他端が前記スチームイ
ンジェクタに接続された蒸気供給配管とを有することを
特徴とする請求項１乃至請求項１０のいずれか一項に記
載の原子炉。
【請求項１２】作動蒸気の圧力範囲が異なる複数の前記
スチームインジェクタを有することを特徴とする請求項
１乃至請求項１１のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項１３】前記スチームインジェクタは、前記原子
炉容器からの蒸気によって駆動されるアクチュエータ
と、このアクチュエータによってその引き抜き長さを調
節し得る水ノズルとを有することを特徴とする請求項１
乃至請求項１２のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項１４】前記スチームインジェクタは、所定形状
の一対の細長板状体を対向して形成された水ノズルと、
この水ノズルの外側に設けられた細長の蒸気ノズルと、
前記水ノズル及び前記蒸気ノズルの下流側に設けられた
細長の混合ノズルとを有することを特徴とする請求項１
乃至請求項１３のいずれか一項に記載の原子炉。
【請求項１５】前記原子炉は、加圧された窒素の圧力を
利用して前記原子炉容器内に注水する注水手段を有する
ことを特徴とする請求項１乃至請求項１４のいずれか一
項に記載の原子炉。