JPS62187291A - 原子炉の受動的安全装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉、特に、加圧水型の原子炉に関し、よ
り詳しくは、規制当局によって求められているような想
定事象の影響を緩和する、安全上重要な流体系に関する
ものである。より特定的には、これ等の流体系は、炉心
の緊急冷却、原子炉建屋の熱の除去及び減圧、並びに原
子炉建屋の核分裂生成物の制御を行う。これ等の流体系
は、原子炉プラントの特別のレイアウトについての配慮
と現行の原子炉プラント設計において典型的に用いられ
る他の設備とに関連して、原子炉の工学的セーフカード
施設を構成している。本発明は、制御棒に関係していた
り、或は原子炉の運転を監視するか工学的セーフカード
施設を作動させる信号を出す計装及びそれに関連した電
気的要素に関係していたりする工学的セーフガード施設
のこれ等の部分を特に考慮するものではないが、これ等
の部分の使用は、流体系の適用において想定され、利用
されている。

これ等の流体系は、通常運転している要素又は系統の故
障によって生じたり、或は原子炉の通常運転のために設
計された系統の能力によっては必要な補償ができない状
況を生じさせたりするような事象に対して、熱の除去及
び水インベントリ−の制御というような基本的機能を遂
行するために、原子炉で待機する、安全上重要なもので
ある。これ等の事象のうちで典型的なものは、小径管の
ヘヤクラックから主管のギロチン破断に及びうる１次側
冷却水回路の任意の場所においての割れ又は破断であり
、これによって、１次側冷却水回路から格納容器の床へ
の、緩慢な漏れからカスケード又は流状の流出に及ぶ水
の喪失が生じる。従って、除去すべき熱、即ち再供給す
べき冷却材の増大の度合及び速度は、冷却材喪失の速度
に依存して大きく変わりつる。

安全上重要なこれ等の流体系は、確立された原子力関係
の技術基準及び当局の規制に従って、事象の重大さに見
合った処置を自動的に開始し実行するようになっている
。

先ｊ」支術！夏先朋− 加圧水型原子炉において使用される通常の安全系は、オ
フサイトの電力が利用可能ではない場合に緊急ディーゼ
ルエンジン及び関連電力系統によって駆動可能なファン
及びポンプのような多数の能動的要素に依存するのが典
型的である。従って、例えば冷却材系統の配管の大きな
破断（冷却材喪失事故と呼ばれる）が起こった場合に、
ポンプを含む安全系によって１次側回路に、従って原子
炉容器に水が供給される。また、格納容器の加熱は、ポ
ンプで駆動されるスプレィ装置によって緩和されると共
に、格納容器からの熱は、モータ駆動のファンクーラー
によって除去される。原子炉の崩壊熱と格納容器からの
熱とは、やはりポンプを利用する緊急冷却水系に移され
る。その他の能動的“安全等級′系も、その他の安全機
能のために必要であり、それ等には、蒸気発生器への緊
急給水系と、前記の能動的要素を冷却するための換気装
置及び空気調和装置とがある。これ等の安全系は、どれ
か１つの要素の故障が安全機能の喪失にならないように
、全て冗長性をもつことが必要とされる。更に、安全系
における能動的要素の運転を確保す、るために、原子力
発電所においては、冗長設備系列間に火災及び洪水に対
する保護のため物理的な分離が必要とされている。原子
炉の安全性に対するこのアプローチにより、原子炉プラ
ントの設計は、指令、保守及び品質保証に関係した大規
模な試験、構造及び運転上の努力を必要とする非常に複
雑で高価なものとなる。

丸弧へ」１ 本発明の目的は、原子炉特に加圧水型原子炉のために、
熱の除去及び水の補給を行うために流体を駆動する能動
的要素が存在しないことを特徴とする安全系であって、
この安全系による是正を必要とする種々の条件の展開、
過程及び度合に依存して、逐次的段階で、全ての必要な
安全機能、即ち原子炉冷却材系への水の供給又は注入と
熱の除去とを行う安全系を供給することにある。また、
この安全系は、原子炉格納容器から環境への熱の除去、
格納容器の減圧及び格納容器の雰囲気の核分裂生成物濃
度の減少も行う。

これ等の目的及び以下の説明によって明らかとなる他の
目的は本発明によって達成され、本発明によれば、簡略
に述べると、原子炉の受動的安全系は、任意の圧力にお
いて原子炉冷却材回路から崩壊熱を除去するために蒸気
発生器は迂回して原子炉冷却材回路の第１分岐路から第
２分岐路に自然対流のみによって水を循環させるための
第１部分系統もしくはサブシステムを備えている。第１
分岐路は、原子炉からの加熱された水を蒸気発生器内に
導き、第２分岐路は、蒸気発生器からの冷却された水を
原子炉容器内に導く。第１サブシステムは、第１分岐路
からの水を第２分岐路に流入する前に冷却するための熱
交換器と、運転上の安全性に関連するパラメータ値のみ
に応答して第１分岐ＩＩ３から第２分岐路への水の流れ
を許容する弁とを備えている。任意の圧力において原子
炉冷却材回路中の喪失水を補給するために重力のみに依
存して、貯蔵された低温水を原子炉容器内に導入するた
めの第２部分系統もしくはサブシステムも設けられてい
る。第２サブシステムは、貯蔵された低温水を運転上の
安全に関連するパラメータ値のみに依存して原子炉容器
内に導入するための弁を備えている。更に、この受動的
安全系は、原子炉冷却材回路の第１分岐路及び第２分岐
路の上方の高さまで格納容器内に張水するために、原子
炉冷却材回路内の圧力が格納容器内の圧力に少なくとも
ほぼ等しい圧力まで減少した時に、貯蔵された低温水を
重力のみによって原子炉容器中に導くための第３サブシ
ステムを備えている。第３サブシステムは、運転上の安
全に関連するパラメータ値に応答して原子炉冷却材回路
を減圧する弁を含んでいる。

・　ｆ＝　　の；ｌ 第１図には遮蔽建屋１が水平断面で概略的に示されると
共に、原子炉の各要素が本発明による安全系（受動的安
全袋Ｗ）と共に示されている。原子炉炉容器３に収納さ
れた炉心２は、原子炉冷却材系の一部を形成する１次側
冷却材回路を循環する水を連続的に加熱する。炉心２中
において加熱された水は、１次側水回路のループ配管の
ボットレッグ（第１分岐路）５を経て蒸気発生器４に供
給される。ホットレッグ５は、原子炉炉容器３から蒸気
発生器４まで延長しており、該蒸気発生器４において、
２次側冷却材回路（図示しない）を循環する水によって
熱が吸収される。蒸気発生器４における熱交換の後、１
次側冷却材回路のループ配管のコールドレッグ（第２分
岐路）６を経て蒸気発生器４から水が収り出され、原子
炉炉容器３に再び導入される。配管８によってホットレ
ッグ５と連通している加圧器７は、１次側冷却材回路中
に所要の圧力を維持する。

第２図も参照して、水はコールドレッグ６から原子炉炉
容器３に流入すると、原子炉炉容器３内において下方に
流れ、ダウンカマーもしくは降水路９を経て、原子炉炉
容器３の底部に流れる。水は、この底部から炉心２を通
って上方に圧送され、前記のようにホットレッグ５を通
り加熱された状態で原子炉炉容器３を離れる。１次側冷
却材回路（即ち、原子炉冷却材系）中の水は、複数の原
子炉冷却材ポンプ１０（１つのみ示す）によって、循環
状態に保たれている。

前述した原子炉の諸要素とその配列及び作用は、以下に
説明する原子炉冷却材ポンプの配列を除いて、周知のも
のである。また、従来と同様に、種々の要素の内部及び
それに沿つ、た温度、水位、圧力等のパラメータは、既
知のセンサ並びに記録及び／又は表示システムによって
定期的に連続方式で検出される。かかる従来のパラメー
タ検出システムは符号１１によって表されている。

次に、特に第２図を参照して、本発明による受動的安全
系の好適な実施例の基本的要素について説明する。尚、
以下の説明では、構造部分の説明は簡単に行い、従って
、原子炉安全系において一般的に必要とされる例えば冗
長要素の説明及び図示は省略する。また、例示的な数値
は、４５ＭＷ出力の熱中性子加圧水型原子炉に基ついた
近似値に過ぎない。

格納容器内にある上端が開放された貯水タンク（第１手
段）１２は、その容積の大部分が原子炉冷却材系配管の
レベル即ち、原子炉炉容器３内の水経路、コールドレッ
グ６及びポットレッグ５の高さレベルよりも上方にある
ように、遮蔽建屋１内に配置されている。従って、貯水
タンク１２はｌ１ｍの全高を有し、その底部が原子炉炉
容器３の頂部よりも約２．５ｚ下方となるように配設し
うる。貯水タンク１２は、内径３１、容積７８屑３の直
円筒状である。

貯水タンク１２は、配管１３によって原子炉容器３の降
水路９に接続されており、該配管１３は、逆止弁１４の
降水路９側よりもその貯水タンク１２側で圧力が低くな
っている限り、逆止弁１４により閉止状態に保持される
。

貯水タンク１２は、受動型の残留熱除去用の熱交換器（
熱交換手段）１５を収容している。熱交換器１５は、高
さが６１てあり、貯水タンク１２の底部の上方約２１の
ところで貯水タンク１２の内壁に固着されている。従っ
て、熱交換器１５は、貯水タンク１２内に貯蔵された水
中に通常完全に浸漬されており、原子炉冷却材系のルー
プ配管よりも上方の高さ位置にある。そのため、貯水タ
ンク１２中の低温水は、熱交換器１５に対して、最初の
ヒートシンクもしくは吸熱器として作用する。

熱交換器１５の構造は第３図に詳細に図示されている。

熱交換器１５は、頂部の水平な入口マニホルド１６と底
部の水平な出口マニホルド１７とを備えている。入口マ
ニホルド１６は、複数（例えば２０本の）の熱交換管１
８によって、出口マニホルド１７と連通しており、各熱
交換管１８は２ｃｚの直径を有し、マニホルド１６．１
７の長さに沿って平行な列状に配置されている。この′
ｊＲ造は、熱交換器１５に熱応力に対する高い耐性を与
えると共に、点検及び保守のために熱交換器１５に近付
くことを容易にする。

再び第２図を参照すると、入口マニホルド１６は、ホッ
トレッグ５から垂直に、少なくとも入口マニホルド１６
のレベルまで延長した後、入口マニホルド１６に向かっ
て水平に延びた配管１９によって、原子炉冷却材系のホ
ットレッグ５に接続されている。

熱交換器１５の出口マニホルド１７は、垂直下方に延び
る配管２０によって原子炉冷却材系のコールドレッグ６
に連結されており、配管２０は、後述するように種々の
状態に応答する故障時開の常閉絞り弁（第１弁手段）２
１によって遮断されている。配管１９．２０の直径は８
ｃｚとしてよい。絞り弁２１は、例えばパラメータ検出
システム１１に基づいて配管２０を通る流量を調整する
能力を有する。

原子炉冷却材系のポットレッグ５及びコールドレッグ６
の高さレベルの上方には、球状の２つの炉心補給タンク
（第２手段）２２がある　（第１図には２つとも図示す
るが、第２図には１つのみ示す）。

各炉心補給タンク２２の容積は７ｚ３である。一方の炉
心補給タンク２２に関連する配管連結について以下に説
明するが、他方の炉心補給タンク２２についても、冗長
性を与えるために、同一の複式配管が用いられている。

低温水が満たされた炉心補給タンクＺ２の内部スペース
の上部は、比較的小径（例えば直径５　Ｃ１）の配管２
３によって、加圧器７の上部スペースと連通している。

また、炉心補給タンク２２の上部スペースは、比較的大
径（例えば直径１０Ｃ１１）の配管２４によって、コー
ルドレッグ６に連結されている。逆止弁２５は、配管２
３を経て加圧器７に向かう流体の流れを阻止するために
、配管２３中に配設されている。

炉心補給タンク２２の底部は、後述するように種々の状
態に応答する故障時開の遮断弁（第２弁手段）２７によ
り通常遮断された配管２６によって、原子炉炉容器３の
降水路９に連結されている。

加圧器７の蒸気スペースから延びる減圧用配管２８は、
貯水タンク１２に開放しており、後述する種々の状態に
応答する動力作動型の圧力逃がし弁２９によって常開状
態に保持されている。

貯水タンク１２の下部には、逆止弁３１によって常開状
態に保持された排出ニップル３０が配設してあり、この
逆止弁３１は、貯水タンク１２から水が流出することは
阻止するが、後述するように、張水された遮蔽建屋１か
ら貯水タンク１２中に水が流れることは許容する。

配管２３．２６．２４を含む配管系は、第４図に示した
原子炉冷却材ポンプ１０を含む好適な実施例について示
されている。原子炉冷却材ポンプ１０は、垂直に配向さ
れ、ポンプモーターは、ポンプの羽根車及びケーシング
の下方にある。この構成は、蒸気発生器４と冷却材ポン
プ１０との間の配管ループシールの必要性を無くすもの
であるため、好ましい。

第４図には、円筒状の金属製格納容器本体３２を収納し
た遮蔽建屋１が、立面図によって図示されている。格納
容器本体３２は、遮蔽建屋】の内部スペースの容器の大
部分を囲み、遮蔽建屋１の内壁と共に環状スペースを画
定している。従って、格納容器本体３２は、前述した原
子炉及び安全系の全要素を収納している。第４図には図
示の都合上これ等の要素のうちの一部分のみが図示され
ている。

複数の水スプレィノズル３３は、格納容器本体３Ｚの内
側の上部に配分されている。スプレィノズル３；（は、
格納容器スプレィ蓄圧タンク（第３手段）３４に配管３
５によって連結されている。蓄圧タンク３４は、格納容
器本体３２を囲む環状スペース内に配置されており、部
分的に水により満たされているが、この水のレベルより
も上方のスペースにはＮ２のような加圧ガスが閉じ込め
られている。配管３５は、後述する種々の状態に応答す
る動力作動式の遮断弁（第３弁手段）３６によって常開
状態に保持されている。

原子炉冷却材系の配管に重大な破断が生じた後、格納容
器本体内に放出されると想定される核分裂ガスの景に考
慮を払うべきことが、米国原子力規制委員会（Ｎｕｃｌ
ｅａｒ　Ｒｅｇｕｌａｔｉｏｎ　Ｃｏｍｍ１ｓｓｉｏｔ
＋）によって現在要求されている。この要求に答えるた
めに、スプレィノズルを介して格納容器本体中に水を散
布する、典型的には能動型の格納容器スプレィポンプが
設けられていた。この機能は、格納容器スプレィ蓄圧タ
ンク３４、配管３５．３Ｊ！断弁３６及びスプレィノズ
ル３３によって、本発明による受動的安全系に与えられ
ている。遮断弁３６は、格納容器本体３２中の圧力が所
定の設定点を超過した時に自動的に開放される。遮断弁
３６が開弁されると水はスプレィノズル３３に供給され
る。蓄圧タンク３４は、半球形の頭部を備えた直円筒タ
ンクであり、その全容積は２２．５ｖ３である。蓄圧タ
ンク３４は、格納容器本体３２の容積から十分な量の核
分裂生成物を除去するに足る時間の間十分な量のスプレ
ィ流を供給する。

前述の受動的安全系の機能は、１次側原子炉冷却材系に
ついて他の予期もしくは想定される事象のために遂行す
る必要のある機能を網羅する。前記の事象及びここに記
載しない他の事象（例えば蒸気発生器管の破断）に応答
して、格納容器の自動遮断や、蒸気発生器の給水管、蒸
気管及びブローダウン管の自動遮断のような機能を遂行
するために、他の安全等級の特徴も必要とされよう６遮
蔽建屋１の底部に空気を流入させるための空気人口３７
及び遮蔽建屋１がら空気を流出させるための空気出口３
８として用いちれるＥ口が　遮蔽建屋１を貫通するよう
に形成されている。空気人口３７は、空気流入通路４０
を画成する仕切壁３９として示されたダクトを有して、
遮蔽建屋１の頂部において第４図に示され、該空気流入
通路４０は、遮蔽建屋１の底部において、格納容器本体
３２を囲む環状スペースと符号４１で示すように連通し
ている。

この構成によれば、格納容器本体３２を囲む高温の空気
を空気出口３８を経て大気中に排出することによって、
空気の自然循環を可能にする。この高温空気の上向きの
排出は、空気人口３７を介して自然循環によって引き込
まれ空気流入通路４０を通って流下する低温空気によっ
て助けられる。空気入口：（７及び空気出口３８は、図
示のように常時開放されていても、例えば、格納容器本
体３２中の所定の温度レベルを表す信号をダンパーロッ
クが受けた時に、開放位置に落下する、ダンパー機構に
よって常時閑止されていてもよい。

受動的安全系を完全にするために設けられる他の安全等
級の特徴は、使用済み燃料ピッｌ−＜図示せず）からの
熱の受動的除去である。使用済み燃料ビットからの熱の
除去は、使用済み燃料ビットの四りの空気の自然循環を
許容する２重壁の又はジャケット付きの使用済み燃料ビ
ットと組み合わせて、空気人口３７−空気出口３８−仕
切壁３９−空気流入通路４０と同様の空気ダクトを用い
ることによって達せられる。

次に、第２図及び第４図を特に参照して、前述した受動
的安全系の作動について説明する。

通常の運転中には、本発明による受動的安全系は、不作
動の待期状態になっている。貯水タンク１２と炉心補給
タンク２２とには低温水が満たされている。従って、上
端が開放された貯水タンク１２は格納容器本体３２中の
封込め圧力に、また、炉心補給タンク２２は、この炉心
補給タンク２２と原子炉冷却材系とに接続された配管２
３及び２４によって、原子炉冷却材系の圧力に保たれて
いる。弁２１．２７と動力作動型の圧力逃し弁２９とは
、能動的手段（例えば、励磁されたソレノイド）によっ
て閉弁状態に保持さたれている。逆止弁１４は、貯水タ
ンク１２内よりも原子炉冷却材系内が高圧であるため、
配管１３を遮断している。配管１９．２０及び熱交換器
１５によって形成されたループは、水によって満たされ
、この水は、静止状態にあり、原子炉冷却材系の圧力に
ある。遮蔽建屋１からの熱は、（空気人口：）７及び空
気出口３８に配設された冷却空気タクトが図示しないダ
ンパーによって閉ざされていると想定して）、格納容器
本体３２の内部に配設された安全に関連しないファンク
ーラー（やはり図示しない）によって除去される。

同様に、プラントのトリップ（原子炉の運転停止）後、
通常の利用可能な系統が蒸気発生器４を介して原子炉冷
却材系から崩壊熱を十分に除去し、原子炉冷却材系の水
インベントリ−が、通常の化学体積制御系の補給ポンプ
によって保たれていれば、本発明による受動的安全系は
作動しない。

例えば蒸気発生器４が十分な熱を除去しないと、ホット
レッグ５における温度は上昇する。この温度が成る所定
値を超えると、パラメータ検出システム１１からの信号
によって、配管２０中の故障時開の絞り弁２１が消勢さ
れるため、絞り弁２１は開弁する。原子炉冷却材ポンプ
１０が停止していると想定して、熱交換器１５を通る水
の自然循環が開始される。配管１９中の・高温の水は、
上昇し、熱交換器１５に流入し、熱交換器１５からの冷
却された水は、今や開放された配管２０を経て、コール
ドレッグ６に流入する。水のこの自然な循環は、配管１
９．２０中の水の密度差によって生ずる。即ち、熱交換
器１５は、原子炉冷却材系からの熱を、貯水タンクＩＺ
に収容された水（ｉ＆初のヒートシンク）に伝達する。

冷却材ポンプ１０の運転中に絞り弁２１が開弁すると、
配管２０を経て熱交換器１５に、更にそこから配管１９
を経てホットレッグ５に向かって、水の強制循環が生ず
る。この強制循環は、熱交換器１５による原子炉冷却材
系から貯水タンク１２中の水への熱伝達も生じさせる。

熱交換器１５を通って流れる水の流速は、パラメータ検
出システム１１（例えば主管制盤）から絞り弁２１を調
節することによって　（特にコールドレッグ６からポッ
トレッグ５への逆向きの強制循環の場合）制御すること
ができる。

貯水タンク１２中の水と熱交換器１５との間の熱交換が
進行している間に、貯水タンク１２中の水量は、貯水タ
ンク１２から格納容器への何時間もの蒸気噴射（スチー
ミング）を防止するに足る量である。この期間中に、蒸
気発生器４による原子炉冷却材系からの崩壊熱の除去の
回復、又は能動型のく即ちポンプで圧送される）熱除去
冷却系（図示せず）の冷却機能を例えば使用した熱の除
去開始によって、プラントが通常の（非安全時用の）冷
却モードに復帰することがある。蒸気発生器４又は使用
済み燃料ビット冷却系が利用できないか又はプラントを
通常の冷却モードに復帰させることができない場合に、
貯水タンク１２からの連続したスチーミングによって、
より長い期間（日数）に亘る原子炉冷却材系の熱の除去
が確保され、空気人口３７及び出口：）８の開放（これ
等が常開でない場合）によって、原子炉冷却材系から格
納容器本体３２を経て環境に向かう熱の伝達が生起され
、格納容器本体３２と遮蔽建屋１との間の環状スペース
に出入りする空気の自然循環が許容される。

１次側原子炉冷却材系に熱交換器１５を配設したことと
、自然循環空気による格納容器本体３２からの熱の除去
とによって、眼用加圧水型原子炉の典型的な安全等級の
残留熱除去系、例えば、多重蒸気発生器、安全等級緊急
給水系、安全等級ファンクーラー、慣用の安全等級残留
熱除去系、安全要素冷却水系及び安全等級重要雑用水系
等の必要性が除かれる。更に、安全等級の熱除去の機能
を遂行するための能動型ポンプが不要になるので、加熱
、通気及び空気調和装置並びに緊急用ディーゼルを維持
する必要性も除かれる。

原子炉冷却水系に僅かな漏れが発生し、且つ例えば電力
の喪失又は通常の補給ポンプの故障によって原子炉冷却
材系の通常の補給水が利用できないものと想定する。本
発明による受動的安全系は、次のようにして、炉心補給
タンク２２から原子炉冷却材系に水を供給する。即ち、
加圧器７の液位は、漏れによって徐々に降下する。この
液位が成る所定値以１ζになると原子炉は運転停止とな
る。加圧器７の液位が降下し続けると、故障時開の３Ｘ
断弁２７は、パラメータ検出システム１１からの信号に
よって消勢され、配管２６は開放される。それと同時に
原子炉冷却材ポンプ１０は消勢する。満水時の炉心補給
タンクＺ２の水位は、加圧器７内の水位よりも高いので
、炉心補給タンク２２からの水は、重力によって配管２
６を経て原子炉容器３の降水路９に流入する。この事象
は、遮断弁２７の開放に関係した所定の水位よりも上方
の水位に加圧器７の水位を回復する傾向をもっている。

炉心補給タンク２Ｚのこの重力排水は、加圧器７の蒸気
スペースからの蒸気か各々の炉心補給タンク２２の頂部
に流れることによって行なわれ、それによって、該頂部
の圧力は加圧器７の圧力に等しくなる。炉心の崩壊熱は
、熱交換器１５又は蒸気発生器４を通る原子炉冷却水の
自然循環によって除かれ続ける。格納容器からの熱除去
は、通常の格納容器ファンクーラーによって続けられる
。これ等のファンが故障すると格納容器の温度は徐々に
上昇する。格納容器本体３２を囲む環状スペースに出入
りする空気ダクトは、（常開ダンパーが設けられている
場合）数時間後に開放され、前記のように、空気人口３
７及び出口３８に人出する空気の自然循環によって、格
納容器の冷却が確保される。

従って、漏れの量が少ないと仮定すれば、炉心補給タン
ク２２の前記の作動及び関連した通常の処置によって、
所要のレベルにおいての崩壊熱の除去と共に、原子炉冷
却材系中の水の再設定及び保持が行なわれる。

原子炉冷却材ポンプ１０の運転は、前記のように、遮断
弁２７の消勢（従って、開弁）と同時に停止される。遮
断弁２７がスプリアス（偽）信号によって開弁するとく
従って、原子炉冷却材ポンプ１０は運転している）、加
圧器７の内部の水位は、炉心補給タンク２２中の水位よ
りも高くなるので、炉心補給タンク２２から原子炉容器
３の降水路９への水の注入は行なわれなくなると共に、
配管２９が降水路９中に開放している個所と配管２４が
コールドレッグ６中に開放している個所との間の圧力差
が非常に僅かなため、降水路９から配管２６を経て炉心
補給タンク２２に、そして配管２４から下方にコールド
レッグ６に至る逆向きの強制循環は最小になる。

今、原子炉冷却材系のループ配管に例えばギロチン破断
のような重大な破断（冷却材喪失事故）が起こったもの
と想定する。この事象は、原子炉冷却材系から破断部を
経て格納容器本体３２の床に至る非常に急激な水の排出
によって特徴付けられる。

これには、原子炉のトリップを開始させると同時に弁２
１．２７を開弁する原子炉冷却材系中の圧力降下が伴な
っている。原子炉冷却材系中の水位は、破断部を通る冷
却材喪失によって降下し、原子炉冷却材系のループ配管
、特にホットレッグ５及びコールドレッグ６のレベルよ
りも低くなる。この事象は、コールドレッグ６から配管
２４を経て各々の炉心補給タンク２２に飽和蒸気を流入
させると共に、重力によって降水路９内に水を排出する
配管２６中の流量を大きくする。ここで、各々の炉心補
給タンク２Ｚは、２０１／秒の流量の初期の水注入を行
いうるが、この流量は、炉心補給タンク２２が空になる
につれて、１０１７秒に減少する。どちらかの炉心補給
タンク２２中の水位が所定レベル以下に降下すると、パ
ラメータ検出システム１１は、圧力逃し弁２９に信号を
送出するので、減圧用配管２８は開放され、（貯水タン
クＩＺ中の水の一部を介して）格納容器本体３２と加圧
器７の蒸気スペースとの間の連通を確保する。この事象
は、貯水タンク１２の底部の圧力（即ち、格納容器圧力
）十貯水タンク１２内の水位よりも原子炉冷却材系内の
圧力が低くなる程度まで原子炉冷却材系が減圧されるこ
とを確実にずろ。この状態の下に、取水タンク１２から
配管１３及び逆止弁１４を経て降水路９に入る水流が許
容される。そのため、この作動局面において、貯水タン
ク１２の水は、原子炉冷却材系に入る連続した流れを与
えて該冷却材系の破断部を経て格納容器内に潅注させる
ために用いられる。貯水タンク１２の水σ）写植と、格
納容器本体３２の床の形状とは、配管１３を通過する水
の容積が原子炉冷却材系の配管のレベル及び貯水タンク
１２への排出ニップル３０よりも上方の格納容器本体３
２の内部に潅注するのに足るように、相互に対し関連付
けられている。

炉心補給タンク２２及び貯水タンク１２の水量が前記の
ように空になった後、長期の冷却運転モードか確立され
る。カス子炉の炉心２の上部には水があり、この水は蒸
気として、破断部及び／又は減圧用配管２８を経て格納
容器本体３２に流入する。この蒸気は、空気人口３７及
び出口３８を通って格納容器の環状スペースに循環され
る空気によって冷却される。格納容器本体３２中におい
て凝縮した水は、格納容器本体３２の床に戻されるので
、その内部の水位は、原子炉冷却材系のループ配管（ホ
ラ１〜レツグ５及びコールドレッグ６）の上方に保たれ
る。

この水位は、貯水タンク１２中に残留する水の水位より
も十分に高いため、格納容器本体：３２の床から貯水タ
ンク１２の壁の排出ニップル３０及び逆止弁３１を経て
取水タンク１２中に、そして更に貯水タンク１２から配
管１３を経て炉心２中に向かう水流を生ずる。格納容器
本体３２の床の水は、原子炉冷却材系統における破断部
が格納容器本体の床上に設定された水位よりも低い場合
に、この破断部を通って炉心２に直接戻されることもあ
りうる。

原子炉冷却材系中に炉心補給タンク２２を設けたことに
よって、現行の眼用加圧水型原子炉に通常設けられる安
全等級の注入ポンプ（高圧ポンプ及び低圧ポンプ）並び
に維持用として必要な安全等級の設備例えば緊急用ディ
ーゼル発電機、冷却水系、加熱換気及び空気調和装置は
不要となる。また、炉心補給タンク２２から原子炉容器
３の降水路９への吐出量は、炉心補給タンク２２から降
水路９に水が注入される個所と配管２４及びコールドレ
ッグ６の連結個所との間の圧力差が常に非常に小さいた
め、破断個所に感知しない。

そのため、崩壊熱の除去を必要とするか又は冷却水の喪
失を惹起させる原子炉の過渡的な事象及び／又は事故は
、重力送りか又は自然循環によって、従ってポンプのよ
うな能動的要素の助けを、全く要せずに、必要な水を供
給する受動的安全系によって補償される。同様に、格納
容器からの熱除去は、状態の深刻さに従って数段１ｆｔ
！で、自然循環又はファンなしスプレィ作動によって行
なわれる。

本発明は、前記の構成以外に、種々変更して実施できる
ため、前述した特別の構成は、単なる例示に過ぎず、本
発明を限定するものではない。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の好適な実施例の各要素を示す、原子
炉格納容器の略平面図、第２図は、第１図の実施例の概
要図、第３図は、第１図の実施例の一要素の側面図、第
４図は、好適な実施例の別の諸要素を示す、原子炉格納
容器の略断面図である。 １・・・遮蔽建屋　　　　３・・・原子炉容器４・・・
蒸気発生器　　　７・・・加圧器５・・・第１分岐路（
ホットレッグ） ６・・・第２分岐路（コールドレッグ）１０・・・原子
炉冷却材ポンプ １２・・・第１手段（貯水タンク） １５・・・熱交換３（熱交換手段） ２１・・・第１弁手段（絞り弁） ２２・・・第２手段（炉心補給タンク）２７・・・第２
弁手段（遮断弁） ：（２・・・格納容器本体

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 遮蔽建屋と、該遮蔽建屋中にあって該遮蔽建屋と共に環
   状スペースを画定する熱伝導性の格納容器本体と、該格
   納容器本体中に配置された原子炉容器と、該格納容器本
   体中に配置された蒸気発生器と、前記原子炉容器からの
   加熱された水を該蒸気発生器内に導くための第１分岐路
   及び該蒸気発生器からの冷却された水を前記原子炉容器
   内に導くための第２分岐路を有する原子炉冷却材回路と
   、該原子炉冷却材回路中に水の循環を維持するために該
   原子炉冷却材回路に接続された原子炉冷却材ポンプと、
   前記原子炉冷却材回路中の水を所定圧力に保つために該
   原子炉冷却材回路に接続された加圧器とを含む原子炉の
   受動的安全装置において、（ａ）前記原子炉冷却材回路
   からの崩壊熱をどんな圧力においても除去するために、
   前記蒸気発生器を迂回して、前記第１分岐路から前記第
   ２分岐路に自然対流のみによって水を循環させる第１手
   段であって、 （ｉ）前記第１分岐路からの水を前記第２分岐路に導入
   される前に冷却する熱交換手段と、 （ｉｉ）運転の安全性に関連するパラメータ値のみに応
   答して、前記第１分岐路から前記第２分岐路内への水の
   流れを許容する第１弁手段と、 を含む前記第１手段と、 （ｂ）どんな圧力においても前記原子炉冷却材回路中の
   喪失水を補給するために、貯蔵された低温水を重力のみ
   によって前記原子炉容器に導入する第２手段であって、
   該第２手段は、貯蔵された前記低温水を運転上の安全性
   に関連するパラメータ値のみに応答して前記原子炉容器
   に導入しうるようにするための第２弁手段を含む前記第
   ２手段と、（ｃ）前記原子炉冷却材回路中の圧力が前記
   格納容器本体中の圧力と少なくともほぼ等しい圧力まで
   減少した時に、前記原子炉冷却材回路の前記第１分岐路
   及び第２分岐路よりも上方の高さまで前記格納容器本体
   に張水するために、貯蔵された低温水を重力のみによっ
   て前記原子炉容器中に導入する第３手段であって、運転
   上の安全性に関連するパラメータ値に応答して前記原子
   炉冷却材回路を減圧するための第３弁手段を含む前記第
   ３手段と、を含むように改良された原子炉の受動的安全
   装置。