JPS6238393A - 非常用炉心冷却方法及び装置 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉の事故時に炉心を冷却するための非常用
炉心冷却方法及び装置に関する。

〔発明の背景〕 従来の非常用炉心冷却装置は、ポンプ及び弁等の駆動機
器を有するものが一般的であり、このようなものでは機
器の故障を考慮して独立に複数の系統を設けなければな
らず、設備が過大となる欠点があった。また、非常用炉
心冷却装置を簡略化するため、特開昭５３−５１３９５
号公報に記載されているように、原子炉容器内にタンク
を設け、このタンク内に冷却水を貯蔵し、タンク内と炉
内の圧力差を利用してタンク内の冷却水を炉心に注入す
る技術が考えられている。このような技術によれば駆動
部は逆止弁のみとなるが、冷却水の蓄水容量及び炉心の
冷却性能については考慮されていない。すなわち、原子
炉容器内には各種の炉内構造物がありタンクを設置可能
な客間が制限され、一方、タンク設置のために原子炉容
器を大型化すると製造コストが上昇する。また、原子炉
容器内にタンクを設置すると、タンク内の冷却水は原子
炉容器内の一次冷却材と熱的に平衡となりタンク内の冷
却水温度が一次冷却材温度と等しくなるため。

タンク内冷却水の炉心への注水にともなって減圧沸騰し
冷却水は蒸気となって炉心に供給されることになり、こ
のため炉心の冷却効果は小さかった。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、ポンプ及び弁等の駆動機器がなく高信
頼性であり、かつ炉心冷却効果の高い非常用炉心冷却方
法及び装置を得ることにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、蓄水容器内に高温冷却材と低温冷却材
を保有させ、原子炉事故時において原子炉容器内が減圧
したときこの減圧を利用して前記蓄水容器内の高温冷却
材を沸騰させ、この沸騰による高温冷却材の体積膨張を
利用して前記低温冷却材を前記圧力容器内の炉心部に供
給することを特徴とする非常用炉心冷却方法にある。

本発明の他の特徴は、高温冷却材と低温冷却材を保有す
る蓄水容器備え、この蓄水容器内の低温冷却材の部分と
原子炉容器内の炉心部とを連通させたことを特徴とする
非常用炉心冷却装置にある。

〔発明の実施例〕

本発明は、蓄水容器内に高温冷却材と低温冷却材を保有
し、原子炉事故時の減圧にともなう高温冷却材の減圧沸
騰による体積膨張力で低温冷却材を炉心に供給するもの
である。本発明では、低温冷却材を炉心に供給する駆動
源に高温冷却材の減圧沸騰による体積膨張力という自然
法則を用いているため、駆動機器が不要となり高信頼性
の非常用炉心冷却装置を実現できる。また、本発明では
炉心に低温冷却材を供給する構成として炉心の冷却効果
を高めている。

また、本発明では、高温冷却材の温度を２１０℃以上に
して炉心が露出する２０気圧以上で低温冷却材を炉心に
供給できるようにして炉心冷却を促進し、低温冷却材の
温度は１８０℃以下にして注水期間中に低温冷却材が減
圧沸騰するのを防止している。

さらに本発明では、例えば原子炉容器内に隔離壁を設け
、原子炉容器の一部と隔離壁とで蓄水容器を形成し、原
子炉容器内の一次冷却材を熱源として蓄水容器内冷却材
の一部のみ高温化し、原子炉容器からの放熱により蓄水
容器内冷却材の大部分を低温に保つようにしている。し
たがって、非常用炉心冷却装置としての構造物の追加を
最小限にでき、低コストの非常用炉心冷却装置が得られ
る。

以下、本発明を実施例により詳細に説明する。

本発明を沸騰水型原子炉に適用した本発明の第１実施例
を第１図により説明する。沸騰水型原子炉の通常運転時
には、再循環系配管１１、再循環ポンプ１２及びジェッ
トポンプ１３を通って一次冷却材５が炉心２に供給され
、炉心２で沸騰した一次冷却材５は気液分離器１４で気
水分離された後、乾燥器１５で過熱蒸気となり主蒸気配
管工６を通ってタービンに供給され、復水器で復水され
た一次冷却材は給水配管エフを通って再び原子炉容器１
内に供給される。

ここで、再循環系配管１１の破断による冷却材喪失事故
を想定すると、原子炉容器１内の一次冷却材５が破断口
から流出し、−次冷却材５の流出により原子炉容器１内
の水位及び圧力が低下する。

このような事故時には、制御棒３を炉心２に挿入するこ
とにより原子炉は停止され炉心２での発熱量は急減する
が、崩壊熱により炉心２での発熱は持続する。このよう
な事故時に炉心を冷却す条のが非常用炉心冷却装置であ
る。第１図において、非常用炉心冷却装置は、原子炉容
器１内に隔離壁３１を設け、原子炉容器１の一部と隔離
壁３１とで蓄水容器３２を形成する。原子炉容器１内の
一次冷却材５は約２８０℃と高温であり、隔離壁３１を
通しての伝熱により蓄水容器３２内の上部冷却水が加熱
され高温冷却材３３が形成される。

一方、冷却水は熱伝導率が低いこと及び蓄水容器３２と
兼用される原子炉容器１からの放熱により蓄水容器３２
の下部の冷却水は低温に保持され、低温冷却材３４が形
成される。前述したような原子炉の事故時には、原子炉
容器１内の圧力低下にともない蓄水容器３２上部の高温
冷却材３３が減圧沸騰し体積膨張する。この体積膨張力
によって蓄水容器３２下部の低温冷却材３４が制御棒案
内管４下部に設けられた流出口３５から制御棒案内管４
を通って炉心２に供給される。この時、原子炉容器１内
の圧力が２０気圧まで低下する以前に炉心２が露出し燃
料棒の温度が上昇するが、燃料棒が高温になった後に冷
却材を注水しても燃料棒表面で冷却材がはじかれること
により冷却効果が著しく低下する。本実施例では、高温
冷却材３３の温度を２９０℃以上とし炉心２が露出する
２０気圧以前に低温冷却材３４の注水を可能とし、高い
冷却効果が得られるようにしている。本実施例において
重要な事項を次に説明する。

（１）高温冷却材３３の加熱のための加熱源は蓄水容器
３２の上部に設けるのがよい。蓄水容器３２の下部に加
熱源を設けると自然対流により蓄水容器３２内の冷却水
の温度が均一化されるためである。

（２）蓄水容器３２内冷却水の流出口３５は蓄水容器３
２の下部に設けるのがよい、流出口３５を蓄水容器３２
の上部に設けると減圧沸騰した高温冷却材３３が蒸気と
なって炉心２に供給されてしまい炉心２を冷却する能力
が低下するためである。

（３）蓄水容器３２は制御棒案内管４を含む領域に設け
るのが最も効果的である。原子炉の通常運転時には、制
御棒３は炉心２から引き抜かれており制御棒案内管４の
高さは炉心２の高さ以上が必要である。一方、炉心２下
部の空間では大部分の領域で一次冷却材５が滞留してお
り有効利用されていないばかりでなく、事故時には炉心
２を冷却水で満たす前に炉心２下部の空間を冷却水で満
たす必要があり余分な非常用炉心冷却水を供給しなけれ
ばならない、炉心２下部の空間容積は約Ｌｏｏｍ’あり
、その内の約７０％すなわち約７０ｍ３を蓄水容器３２
として有効利用することが可能である。さらに、制御棒
案内管４は炉心２と連通しており、蓄水容器３２内冷却
水の炉心２への供給配管を特別に設ける必要がなくなる
。

また１本実施例によれば以下の効果がある。

（１）隔離壁３１を設けるのみで約７０ｍ８もの非常用
炉心冷却水を蓄水可能であり低コストの非常用炉心冷却
装置を提供できる。

（２）隔離壁３１を通しての伝熱による高温冷却材３３
の形成、蓄水容器３２を形成する原子炉容器１からの放
熱による低温冷却材３４の形成。

事故時の減圧にともなう高温冷却材３３の減圧沸騰によ
る体積膨張力で低温冷却材３２の炉心２への供給とすべ
て自然法則を利用しており。

ポンプ及び弁等の駆動機器がないため高信頼性の非常用
炉心冷却装置を得ることができる。

次に１本発明の原理を第２図〜第５図を用いて説明する
。

第２図は原子炉の通常運転時における一次冷却材５及び
蓄水容器３２内の高温冷却材３３及び低温冷却材３４の
温度を示す、−次冷却材５の温度は約２８０℃である。

この−次冷却材５から隔離壁３１を通しての伝熱により
蓄水容器３２内上部の冷却水が加熱される。この時、隔
離壁３１の構造材料である金属の熱伝導率は４０ｋｃａ
Ｑ／ｍｈ”ｃであり、冷却水の熱伝導率０．５　ｋｃａ
Ω／ｍｈ”ｃの８０倍であるため隔離壁３１の伝熱抵抗
は無視でき、蓄水容器３２上端の冷却水の温度はほぼ２
８０℃となる。２８０℃の冷却水の沸騰開始圧力は６５
気圧であり、炉心が露出する２０気圧以上で注水可能と
なる。一方、２８０℃の冷却水の密度は７５ｋｇ／ｍ”
であり、４０℃程度である。蓄水容器下部の低温冷却水
の密度９９０ｋｇ／ｍ’より小さいため高温冷却材３３
は蓄水容器３２の上部に滞留する。また、前述したよう
に冷却水の熱伝導率は低いため高温冷却材３３から低温
冷却材３４への伝熱量は小さく、−次冷却材５から高温
冷却材３２への伝熱量の大部分は蓄水容器３２を兼用す
る原子炉容器１の側壁から放熱される。したがって、蓄
水容器３２下部の冷却水は４０〜５０℃に保持され、低
温冷却材３４を形成する。

本発明では、高温冷却材３３の減圧沸騰による体積膨張
力を低温冷却材３４の炉心２への供給用駆動源としてい
る。第３図は高温冷却材３３の温度が２８０℃の場合に
おける圧力と体積比との関係を示す。２８０℃の冷却水
の飽和圧力は６５気圧であり、したがって６５気圧以上
では沸騰せず冷却水の体積Ｖｐは初期の体積Ｖｏに等し
く体積比（Ｖｐ／Ｖｏ）−１である。６５気圧以下にな
ると冷却水が減圧沸騰し、５０気圧では（Ｖ　Ｐ　／　
Ｖ　ｏ　）＝２．５．３０　気圧テは（Ｖｐ／Ｖ）＝７
．３と圧力が低くなるほど体積Ｖｐが大きくなる。第３
図に示すように減圧沸騰による体積膨張は大きいため、
蓄水容器内のごく一部のみ高温化すればよい。

原子炉の事故時には、原子炉容器からの一次冷却材の流
出により圧力が第４図に示すように低下し、　　（（ａ
）参照）、飽和温度も圧力低下にともなって低下する（
（ｂ）参照）、高温冷却水温度が飽和温度になると沸騰
を開始し、沸騰しながら飽和温度に沿って温度低下する
。この時、高温冷却水は第３図に示した圧力と体積比の
関係に従って体積膨張し、この体積膨張力によって低温
冷却水が炉心に注入される。高温冷却水の体積は圧力低
下によりほぼ指数関数的に増加するため、この体積変化
率に等しい低温冷却水の注入流量は圧力低下に比例して
増加する（（Ｃ）参照）。

第５図は注水開始時（ａ）、注水中（ｂ）、注水末期（
Ｑ）における蓄水容器３２内の状態を示す、注水開始時
には減圧沸騰で発生した気泡の体積３０１１／ｋｇと冷
却水の体積１．３　Ｑ　／ｋｇ−（いずれも６５気圧）
の差が体積膨張力となる。注水中には発生した気泡が蓄
水容器３２上部にたまり蒸気層を形成し、圧縮性流体で
ある蒸気の減圧による体積膨張が主体になる。したがっ
て、第３図に示したように圧力が低下し蒸気層の体積が
大きくなるほど体積比は大きくなり、第４図に示したよ
うに低温冷却水の注水流量も多くなる。低温冷却水がす
べて炉心に注水された時注水を完了する。

第６図は本発明の第２の実施例を示すものである・本実
施例は加圧木型原子炉に本発明を適用した場合のもので
ある。加圧水型原子炉の通常運転時には、コールドレグ
２２から原子炉容器１に供給された一次冷却水５は炉心
２で加熱されホットレグ２１を通って蒸気発生器に供給
され二次冷却水を加熱した後、循環ポンプによりコール
ドレグ２２、炉心２へと再循環される。加圧水型原子炉
では制御棒３が上部から炉心２に挿入され、制御棒案内
管４は炉心２の上部に設置されており、炉心２の上方に
広い空間を有する。したがって１本実施例では、炉心２
の上部に隔離壁３１を設けることにより原子炉容器１の
一部と隔離壁３１とで蓄水容器３２を形成する。炉心２
上部の一次冷却水５の温度は約３２０℃であり、隔離壁
３１を通しての伝熱により蓄水容器３２内の冷却水は加
熱。

膨張されることにより上昇し、蓄水容器３２を兼用する
原子炉容器１の上面からの放熱で冷却されて下降する自
然対流が発生する。この自然対流により蓄水容器３２内
の温度は均一化され約１６０℃となる。本実施例では、
この１６０℃の冷却水を低温冷却材３４とする。１６０
℃の水の飽和圧力は６気圧であり、原子炉容器１内の圧
力が６気圧以下にならなければ沸騰を開始しないから低
温冷却材として十分使用可能である。一方、コールドレ
グ２２から原子炉容器１に流入した約２８０℃の一次冷
却材５の微量はシュラウド６０の上部に形成されたリー
ク孔３７を通して原子炉容器上部に流入している。上記
リーク孔３７の上部には中空二重壁構造などによる断熱
材からなる支切板３６によって高温冷却材室３２ａを形
成しており、上記リーク孔３７からこの室３２ａに流入
した一次冷却材は約２８０℃でこの室３２ａに保持され
、高温冷却材３３を形成する。高温冷却材室３２ａは低
温冷却材が保有されている低温冷却材室３２ｂと連通さ
れている。原子炉の事故時には、第１図に示した実施例
の場合と同様に、減圧にともない高温冷却材３３が減圧
沸騰し、その体積膨張力で低温冷却材３４が炉心２に注
入される。すなわち、制御棒案内管４の前記蓄水容器３
２下部の低温冷却材３４に面する部分には流出口３５を
形成しており、高温冷却材の減圧沸騰により低温冷却材
３４は前記流出口３５及び制御棒案内管を通り。

炉心に注入される。

また、炉心冷却の大事な期間は原子炉容器内の圧力が１
０気圧以上とのときであり、少くとも１０気圧では低温
冷却材３４が沸騰しないようにして低温冷却材による冷
却効果の低下を防止する必要がある。そのためには低温
冷却材３４の温度を１８０℃以下にする必要がある。本
実施例では前述したように１６ｃｍ程度になる。また、
原子炉容器内の圧力が１０気圧以下となった後でも炉心
へ冷却水を注入できるようにするため、ポンプ。

注水弁、逆止弁及び注水管などからなる従来の非常用炉
心冷却装置を前述した本発明装置と組み合わせた実施例
も考えられる。このような実施例においても、前記ポン
プの注水圧力を１０気圧程度に低減できるから安価なポ
ンプを使用でき、低圧時の非常用炉心冷却装置のコスト
を安価にできる。

このような実施例の非常用炉心冷却装置によれば原子炉
容器高圧時の短期冷却は減圧沸騰を利用し。

また低圧時の冷却はポンプを利用して長期冷却を実現す
る。

上記した実施例によれば以下の効果がある。

（１）加圧水型原子炉におけるサポートプレートの流路
孔を閉塞するだけで隔離壁３１と実現でき、これによっ
て約４０ｍ８の容積をもっ蓄水容器３２を形成できる。

４０ｍ５の冷却水の内リーク孔３７から逆流出する冷却
水を除いても約３６ｍδ　（全量の９０％）の冷却水を
炉心２に供給可能である。なお、従来の非常用炉心冷却
装置では、その一部として３８ｍ８の、蓄圧注水装置４
基が設置されている。しかし、この非常用炉心冷却装置
からの冷却水はコールドレグ２２に注水されるため、大
部分の冷却水が破断口から流出し、炉心に流入する冷却
水は全量の２０〜２５％（すなわち３８ｍ’Ｘ４Ｘ０．
２５＝　３８　ｍ　”程度）にすぎない。これに対し本
実施例では３６ｍ３の冷却水を炉心２に供給可能であり
、従来の非常用炉心冷却装置（蓄圧注装置４基など）を
削除したり、その容量を小型化できる。

（２）第１図に示した実施例と同様に、自然法則のみを
利用し駆動機器がないため高信頼性の非常用炉心冷却装
置が得られる。

（３）従来の非常用炉心冷却袋−では低温の冷却水をコ
ールドレグ２２を通して原子炉容器１に供給するように
しているため、原子炉容器１が急冷されることによって
熱［１！が発生し、原子炉容器が損傷することがある。

これに対し本発明では、冷却水の温度が１６０’Ｃと比
較的高温であること及び大きな圧力が作用していない炉
心２に直接冷却水を供給することにより熱衝撃による構
造物の損傷を防止することができる。

次に上記第６図に示した本発明の第２実施例の作用を第
７図及び第８図を用いて詳細に説明する６原子炉の通常
運転時における蓄水容器内の状態を第７図に示す。前述
したように、炉心２上部の高温（３２０℃）−次冷却材
５から隔離壁３１を通しての伝熱により蓄水容器３２の
下面が加熱され、蓄水容器３２と兼用する原子炉容器１
の上面から放熱されるため蓄水容器３２内には自然循環
が発生し、冷却水温度は均一化され約１６０”Ｃの低温
冷却材３４が形成される。この低温冷却材３４の温度は
隔離壁３１の熱抵抗と原子炉容器１上面の熱抵抗の比で
決まり、その温度をさらに低くしたい場合には、隔離壁
３１を断熱構造等にすればよい、原子炉容器１への入口
（コールドレグ２２）と出口（ホットレグ２１）では２
．５気圧の差圧があり、蓄水容器３２にリーク孔３７を
設けると、コールドレグ２２がら原子炉容器１内の高温
冷却材室３２’ａに約２８０℃の一次冷却材の一部が流
入し、炉心２上部からホットレーグ２１に流出するリー
ク流が発生する６例えば、リーク孔３７の流路面積を２
０ｃｍ”とすると、リーク流量２５ｋｇ／ｓとなり、こ
のリーク流による熱輸送量は７．４　Ｘ　Ｉ　Ｏ’　ｋ
ｃａＱ／　８となり隔離壁３１がら伝熱され蓄水容器３
２と兼用される原子炉容器１上面から放熱される全伝熱
量１．６Ｘ　１０”　ｋｃａＱ／Ｓの４６倍となる。し
たがって、２８０’Ｃのリーク流からの放熱は無視でき
、支切板３６内の冷却水の温度は２８０℃に保持され高
温冷却材３３が形成される。一方、リーク流量２５ｋｇ
／ｓは、全炉心流量４．Ｉ　Ｘ　Ｉ　Ｏ番ｋｇ／ｓの０
．０６　　％であり原子炉通常運転への影響は無視でき
る。

原子炉事故時における冷却水の注水状況を第８図に示す
、加圧木型原子炉は通常時には約１６０気圧で運転され
ているが、事故時の減圧により原子炉容器１内の圧力が
６５気圧まで低下すると支切板３６内の高温冷却材３３
が減圧沸騰を開始し、この体積膨張力によって蓄水容器
３２内の低温冷却材３４が流出口３５及び制御棒案内管
４を通って直接炉心２に注水される。体積膨張した高温
冷却材３３は低温冷却材３４より軽いため蓄水容器３２
の上部にたまる。この時、リーク孔３７から冷却水の一
部が流出するが、リーク孔３７の面積は高温冷却材３３
と低温冷却材３４との連結部の面積より十分小さく、リ
ーク孔３７から流出する冷却水量は蓄水量の数％にすぎ
ない、炉心２への冷却水注入により蓄水容器３２上部の
蒸気層が拡太しリーク孔３７に達すると、リーク孔３７
から蒸気が流出する。蒸気は密度が小さいため流出する
質量流量は小さいが、容積流量は大きくなる。

一方、第３図に示したように、高温冷却材３３の体積は
圧力が低くなると急激に大きくなり、第４図に示したよ
うに注水流量も圧力が低くなるに従って増加する。した
がって、リーク孔３７から蓄水容器３２上部の蒸気層の
一部を流出させることにより、低圧での体積膨張力を緩
和し、はぼ一定の流量で冷却水を炉心に注水することが
できる。

前述したように、蒸気の一部を流出させることにより低
圧時の注水流量増加を緩和でき１、この方法を第１図に
示した沸騰水型原子炉の場合に適用すると第９図（第３
実施例）に示すようになる。

第１図に示した実施例の場合と同様に、高温の一次冷却
材５から隔離壁８１を通しての伝熱により蓄水容器３２
の上部には高温冷却材３３が形成され、原子炉容器１か
らの放熱により下部には低温冷却材３４が形成される。

この実施例の特徴は、制御棒案内管４にリーク孔３９を
設けるかもしくは蒸気ベント管４０を設けたことである
。原子炉の事故時には高温冷却材３３の減圧沸騰による
体積膨張力で低温冷却材３４が流出口３５及び制御棒案
内管４を通って炉心２に供給される。この時、蓄水容器
３２上部には蒸気層が形成され、この蒸気層の下端がリ
ーク孔３９に達すると、第１０図に示すように、体積膨
張した蒸気層の一部がリーク孔３９及び制御棒案内管４
を通って流出するため体積膨張力の増加が緩和され、低
温冷却材３４の炉心２への注水流量が均一化される。制
御棒案内管４にリーク孔３９を設けた場合、蒸気層の一
部が炉心２内に放出される。炉心２内に蒸気を放出する
ことが望ましくない場合には、蒸気ベント管４０を設け
、蒸気を炉心２の下部に放出すればよい、但し、この場
合、低温冷却材３４の一部が蒸気ベント管４０を通って
炉心２の下部に流出するが、蒸気ベント管４０の流路面
積は小さくてよく流出流量の割合は十分小さい９本実施
例によれば、リーク孔３９もしくは蒸気ベント管４ｏの
高さ及び寸法を調節することにより体積膨張力、すなわ
ち注水流量の変化を自由に調節できる効果がある。例え
ば、圧力低下に対して注水流量を一定としたい場合には
、第３図に示した高温冷却水の体積比が圧力に逆比例す
るようにリーク孔３９もしくは蒸気ベント管４０の高さ
及び寸法を決定すればよい。

本発明では、高温冷却材３３の温度によって注水開始圧
力を、高温冷却材３３と低温冷却材３４との容積比によ
って注水流量を、リーク孔３９もしくは蒸気ベント管の
高さ及び寸法によって注水特性を必要に応じて設定する
ことができる。

第１図、第４図及び第９図に示した本発明の実施例では
、原子炉容器の一部を蓄水容器と兼用したが、蓄水容器
を原子炉容器の外部に設けることも可能である。

第１１図は本発明の第４実施例を示す。本実施例も、加
圧木型原子炉に本発明を適用したものであり、原子炉容
器１の外部に蓄水容器３２を設けている０図において、
２は炉心、３は制御棒、４は制御棒案内管、５は一次冷
却材、２１はホットレグ、２２はコールドレグ、２３は
コアプレート、２４はサポートプレートである。本実施
例では、前記蓄水容器３２内の冷却水の上部のみ加熱器
４２で加熱することによりこの蓄水容器３２の上部に高
温冷却材３３を形成している。温度検出器４５により高
温冷却材３３の温度を検出し、温度コントローラ４４で
加熱器電源４３の出力を制御することにより高温冷却材
３３の温度を所定の値に設定する。前述したように、冷
却水の熱伝導率は小さいため加熱器４２のない蓄水容器
３２下部の冷却水は低温に保持され低温冷却材３４が形
成される。原子炉の事故時には、第１図及び第６図に示
した実施例の場合と同様に、高温冷却材３３の減圧沸騰
による体積膨張力で低温冷却材３４が注水管４１．コー
ルドレグ２２を通って炉心２に供給される。なお、注水
管４１をホットレグ２１に接続し、ホットレグ２１を通
して低温冷却材３４を炉心２に供給してもよい。ところ
で、従来の蓄圧注水装置は、第１２図に示すように、蓄
水容器３２内に低温冷却材３４を保有し、蓄水容器３２
下部には加圧ガス供給系２６からの加圧ガス２７（例え
ばＮｚ）が封入されており、原子炉の事故時に原子炉容
器内の圧力が一定値以下に低下したとき注水弁２５を開
放し、前記加圧ガス２７で低温冷却材３４を注水管４１
及びコールドレグ２２を通して炉心に供給するものであ
る。この場合、加圧ガスの体積膨張は、第１３図に示す
ように、本発明による高温冷却水の減圧沸騰時の一体積
膨張に対し２０〜２５％と小さく、従って、蓄水容器３
２内の加圧ガス２７が保有される部分の容積を大きくと
る必要があり、蓄水容器が大型化する。

上述した本発明の第４実施例によれば以下の効果がある
。

（１）ポンプ及び弁などの駆動機器がなく高信頼性であ
る。

（２）高温冷却水の減圧沸騰による体積膨張は従来の加
圧ガスを利用するものに対し１体積膨張が４〜５倍と大
きく、同一容積の蓄水容器に対してより多くの低温冷却
水を蓄水可能である。

（３）蓄水容器を原子炉容器外に設置しているため蓄水
容量が制限されず、また高温冷却材の加熱器に加熱器を
用いているため、高温冷却材の温度を任意に選択でき、
これによって原子炉容器内の圧力が通常運転時の圧力程
度であっても注水可能であり、注水開始圧力を任意にす
ることができる。

第１４図は本発明の第５実施例を示すものである。前記
第６図の実施例で説明したように、冷却材を直接炉心に
供給するとコールドレグを通して注水する場合に比べて
冷却材がより有効に炉心に流入する。本実施例は第１１
図に示した実施例において、注水管４１を原子炉容器１
内に挿入し。

多孔板からなるバッフル板４６を介して蓄水容器３２内
の低温冷却材３４を炉心２に直接注水可能としたもので
ある。本実施例によれば、注水した冷却材がダウンカマ
６を通って配管破断口から流出することはなく、蓄水容
器３２内の低温冷却材３４の全量を炉心２に注水可能と
なるから蓄水容器３２を小型化できる効果がある。

第１図、第６図、第９図、第１１図及び第１４図に示し
た本発明の各実施例では、−次冷却材またはそれと同一
の物質（冷却水）を加熱することにより冷却水注入用の
駆動源となる高温冷却材を形成したが、−次冷却材より
密度及び沸騰開始温度が低い物質であれば高温冷却材と
して使用できる。第１５図は本発明の第６実施例を示す
もので、第１４図に示した実施例の一部を変更したもの
である。この実施例の特徴は一次冷却材５と異なる物質
を高温冷却材４７に使用し、蓄水容器３２に封入したこ
とである０例えば、フロンＲ１５２（ＣＨＦｘＣＨａ）
を高温冷却材４７として使用すると、液体の密度は０．
３６　ｇ　／　ｃ　ｍδ　（４５気圧）と低温冷却材３
４の密度１−０ｇ／ｃｍ８より小さく軽いため蓄水容器
３２上部にたまり低温冷却材３４と混合することはない
。万一、原子炉容器１内に混入した場合にも、常温の大
気圧条件では全て蒸気となるため容易に分離・同県可能
である。

また、飽和温度が４５気圧で１１５℃と低いため。

加熱器４２の容量を小さくでき、かつ、低圧力条件下で
も大きな体積膨張力を得ることができる。

したがって１本実施例によれ゛ば、低圧力で運転する原
子炉への適用が可能となり、加熱器容量を低減できる効
果がある。

第１６図は本発明の第７実施例を示す縦断面図である。

本実施例は、−次冷却材５の再循環にインターナルポン
プ１８を使用し、制御棒３を原子炉容器１の上部から挿
入した沸騰水型原子炉に適用した場合の実施例である。

インターナルポンプ型原子炉の特徴は大口径の再循環配
管がないため配管破断事故時の一次冷却材５の流出流量
が少く、非常用炉心冷却装置の容量を減少できることで
ある。インターナルポンプ型原子炉ではインターナルポ
ンプ１８のインペラ設置のためダウンカマ６の容積が大
きくなる。したがって１本実施例においては、ダウンカ
マ６内に隔離壁３１を設け、隔離壁３１と原子炉容器１
の一部とで蓄水容器３２を形成する。この場合、隔離壁
３１と一次冷却材５との接触面積が広く蓄水容器３゛２
内の冷却材が高温化されやすいため、隔゛離壁３１の上
部を除いて断面層４８を設ける。断熱層４８の材料には
耐熱セラミック、ガラス綿、耐熱プラスチック等を使用
できる。蓄水容器３２の上部には高温の一次冷却材５か
らの伝熱により高温冷却材３３が形成されるが、下部で
は断熱層４８による断熱効果と原子炉容器１からの放熱
で冷却材が低温に保持され低温冷却材３４が形成される
。原子炉の事故時には、原子炉容器１内の圧力低下にと
もなって蓄水容器３２内の高温冷却材３３が減圧沸騰し
。

この時の体積膨張力で低温冷却材３４が流出口３５及び
注水管４１を通って炉心２に供給される。

本実施例によれば、前述した実施例と同、様に、駆動機
器がないので信頼性が高く、かつ製造コストが低い非常
用炉心冷却装置が得られる。

第１７図は、本発明の第８実施例を示す縦断面図である
。この実施例は、蓄水容器３２を原子炉容器１の外部に
設け、従来の非常用炉心冷却装置と組み合わせている点
に特徴がある。すなわち、加熱器４２、温度検出器４５
、温度制御器４４及び加熱器用電源４３によって蓄水容
器３２上部の冷却材のみ加熱し温度制御して高温冷却材
３３を形成する。原子炉の通常運転時には、炉心２の上
部は蒸気と冷却水の混合相で満たされているが、蓄水容
器３２の流出口３５の位置がノズル１９の位置より低く
構成されているため炉内の蒸気が蓄水容器３２に流入す
ることはない。原子炉の事故時には、高温冷却材３３の
減圧沸騰により低温冷却材３４が流出口３５、注水管４
１を通ってノズル１９から炉心２上部にスプレィ状に散
布される。

原子炉容器１内の圧力がさらに低下するとポンプ５２注
水弁５３、逆止弁５４及び注水管５５などから構成され
た従来と同一構成の非常用炉心冷却装置が作動し、サプ
レッションプール５１内の冷却水を炉心２に′供給する
。このように本実施例によれば、事故発生後の高圧時に
は減圧沸騰を利用した非常用炉心冷却装置、すなわち蓄
水容器３２内の冷却材を炉心２に注入して冷却（短期冷
却）し、ｙＫ子子宮容器内圧力が大きく低下した後は従
来と同一構成の非常用炉心冷却装置、すなわちサプレッ
ションプール５１からの冷却材により炉心２を冷却（長
期冷却）する。本実施例によれば効果的かつ長期的な炉
心冷却が可能である。また、本実施例による非常用炉心
冷却装置では、減圧沸騰を利甲した冷却装置で高圧条件
下での注水を行うためポンプ５２を利用した冷却装置で
は低圧条件下でのみ注水できればよく、シたがってポン
プ５２の容量およびコストの低減が可能となる。なお、
前述した本発明の各実施例についても、この第８実施例
と同様に従来と同様の非常用炉心冷却装置を組み合わせ
て使用す墨ことが可能である。

以上述べた本発明の各実施例によれば、以下の効果が得
られる。

（１）蓄水容器内に高温冷却材と低温冷却材を保有し、
原子炉事故時の圧力低下にともなう高温冷却材の減圧沸
騰による体積膨張力を駆動源として低温冷却材を炉心に
供給するため、炉心冷却性能を低下させることなしに駆
動機器がない高信頼性の非常用炉心冷却装置を実現でき
る。

（２）減圧沸騰、伝熱、放熱等の自然法則を利用してい
るため構造が簡単であり、低コストの非常用炉心冷却装
置を提供できる。

（３）高温冷却材の温度で注水開始圧力をｉ！ＩＷｖＩ
Ｌ、高温冷却材の容積で注水流量を調整することが可能
であり、設計に対する自由度の大きい非常用炉心冷却装
置を提供できる。

〔発明の効果〕

以上詳述したように１本発明によれば、蓄水容器内に高
温冷却材と低温冷却材を保有させ、原子炉事故時におけ
る原子炉容器内の減圧を利用して前記高温冷却材を減圧
沸騰させ、そのときの膨張力で低温冷却材を炉心に注入
するようにしているため、従来のように冷却材を注入す
るためのポンプや弁などの駆動機器が不要となり、した
がって非常に信頼性が高くなるという効果が得られる６
また、減圧沸騰するのは高温冷却材だけであり、炉心に
注入される低温冷却材は液体のままであるから、炉心を
効率よく冷却できるという効果もある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１実施例を示す概略縦断面図、第２
図〜第５図は第１図に示す本発明の詳細な説明する図で
、第２図は原子炉の通常運転時における一次冷却材及び
蓄水容器内の冷却材の温度を示す図、第３図は減圧沸騰
による体積膨張の大きさを説明する線図、第４図は原子
炉事故時における原子炉容器内の圧力低下とそれに伴う
冷却水の飽和温度の低下及び低温冷却水の炉心への注入
量の増加を示した線図、第５図は注水開始、注水中及び
注水末期における蓄水容器内の状態を示す概略断面図、
第６図は本発明の第２実施例を示す概略縦断面図、第７
図及び第８図は第６図に示す実施例の作用を説明する図
で、第７図は原子炉の通常運転時における蓄水容器内の
状態を示す概略断面図、第８図は原子炉事故時における
冷却水の注水状況を説明する概略断面図、第９図は本発
明の第３実施例を示す蓄水容器部の概略断面図、第１０
図は第９図に示す実施例の作用を説明する概略断面図、
第１１図は本発明の第４実施例を示す系統図、第１２図
は蓄圧注水方式による従来の非常用炉心冷却装置を示す
断面図、第１３図は第１２図に示す装置と本発明とを体
積膨張で比較して示した線図、第１４図は本発明の第５
実施例を示す系統図、第１５図は本発明の第６実施例を
示す系統図、第１６図は本発明の第７実施例を示す概略
縦断面図、第１７図は本発明の第８実施例を示す系統図
である６ １・・・原子炉容器、２・・・炉心、４・・・制御棒案
内管、５・・・−水冷却材、１１・・・再循環系配管、
２１・・・ホットレグ、２２・・・コールドレグ、３１
・・・隔離壁、３２・・・蓄水容器、３３・・・高温冷
却材、３４・・・低温冷却材、３５・・・流出口、３６
・・・支切板、３７・・・リーク孔、３９・・・リーク
孔、４０・・・蒸気ベント管、４１・・・注水管、４２
・・・加熱器、４７・・・高温冷却材、４８・・・断熱
層、５１・・・サプレッションプール、５２・・・ポン
プ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、蓄水容器内に高温冷却材と低温冷却材を保有させ、
   原子炉事故時において原子炉容器内が減圧したときこの
   減圧を利用して前記蓄水容器内の高温冷却材を沸騰させ
   、この沸騰による高温冷却材の体積膨張を利用して前記
   低温冷却材を前記原子炉容器内の炉心部に供給すること
   を特徴とする非常用炉心冷却方法。 ２、特許請求の範囲第１項において、蓄水容器内の高温
   冷却材の温度は２０〜６５気圧で沸騰を開始する温度に
   保持し、また低温冷却材の温度は１０気圧以下で沸騰を
   開始する温度に保持することを特徴とする非常用炉心冷
   却方法。 ３、特許請求の範囲第１項において、蓄水容器内の高温
   冷却材の温度は２１０〜２８０℃に保持し、また低温冷
   却材の温度は１８０℃以下に保持することを特徴とする
   非常用炉心冷却方法。 ４、高温冷却材と低温冷却材を保有する蓄水容器備え、
   この蓄水容器内の低温冷却材の部分と原子炉容器内の炉
   心部とを連通させたことを特徴とする非常用炉心冷却装
   置。 ５、特許請求の範囲第４項において、蓄水容器は、原子
   炉圧力容器内に炉心に対し隔離壁を設けて形成されてい
   ることを特徴とする非常用炉心冷却装置。 ６、特許請求の範囲第４項において、蓄水容器内の高温
   冷却材の温度は２０〜６５気圧で沸騰を開始する温度に
   保持し、また低温冷却材の温度は１０気圧以下で沸騰を
   開始する温度に保持することを特徴とする非常用炉心冷
   却装置。 ７、特許請求の範囲第４項において、蓄水容器内の高温
   冷却材の温度は２１０〜２８０℃に保持し、また低温冷
   却材の温度は１８０℃以下に保持することを特徴とする
   非常用炉心冷却装置。 ８、特許請求の範囲第５項において、原子炉は沸騰水型
   原子炉であり、原子炉容器の炉心下部に隔離壁を設けて
   蓄水容器を形成し、この蓄水容器内の上部冷却材は原子
   炉容器内の一次冷却材によつて隔離壁を介して加熱され
   、また蓄水容器内の下部冷却材は原子炉容器からの放熱
   によつて冷却される構造とし、かつこの蓄水容器下部の
   低温冷却材の部分と炉心部とを連通したことを特徴とす
   る非常用炉心冷却装置。 ９、特許請求の範囲第８項において、制御棒案内管の下
   部に流出口を形成することにより、蓄水容器下部の低温
   冷却材の部分と炉心とを連通させたことを特徴とする非
   常用炉心冷却装置。 １０、特許請求の範囲第９項において、制御棒案内管の
   中央部付近にも流出口を形成したことを特徴とする非常
   用炉心冷却装置。 １１、特許請求の範囲第９項において、蓄水容器と炉心
   下部を連通する蒸気ベント管を設けたことを特徴とする
   非常用炉心冷却装置。 １２、特許請求の範囲第５項において、原子炉は加圧水
   型原子炉であり、原子炉容器の炉心上部に隔離壁を設け
   て蓄水容器を形成し、原子炉容器内のシユラウド上部に
   設けられたリーク孔をおおうように仕切板を蓄水容器内
   に設けて高温冷却材室を形成し、この高温冷却材室にリ
   ーク孔から一次冷却材の一部を流入させて高温冷却材を
   保有し、前記蓄水容器内の高温冷却材室以外の部分（低
   温冷却材室）と該高温冷却材室とを連通させると共に、
   前記低温冷却材室と炉心部とを連通させ、かつ前記低温
   冷却材室内の冷却材は原子炉容器からの放熱によつて冷
   却される構造の非常用炉心冷却装置。 １３、特許請求の範囲第１２項において、低温冷却材室
   における制御棒案内管の下部に流出口を形成することに
   より、蓄水容器下部の低温冷却材の部分と炉心とを連通
   させたことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 １４、特許請求の範囲第４項において、原子炉容器の外
   部に蓄水容器を設け、この蓄水容器内の上部には冷却材
   を加熱する加熱器を設けたことを特徴とする非常用炉心
   冷却装置。 １５、特許請求の範囲第１４項において、蓄水容器の下
   部とコールドレグとを連通する注水管を設けたことを特
   徴とする非常用炉心冷却装置。 １６、特許請求の範囲第１４項において、蓄水容器の下
   部とホツトレグとを連通する注水管を設けたことを特徴
   とする非常用炉心冷却装置。 １７、特許請求の範囲第１４項において、蓄水容器の下
   部と原子炉容器内の炉心部とを連通する注水管を設け、
   炉心部外周部には多孔板からなるバッフル板を設け、前
   記注水管からの冷却材を前記バッフル板を介して炉心部
   に注入するように構成したことを特徴とする非常用炉心
   冷却装置。 １８、特許請求の範囲第１４項において、蓄水容器内で
   高温冷却材として使用する物質として、その密度が水よ
   りも小さく、またその沸点も水よりも低い物質を使用す
   ることを特徴とする非常用炉心冷却装置。 １９、特許請求の範囲第５項において、原子炉は一次冷
   却材の再循環にインターナルポンプを使用し、かつ制御
   棒を原子炉容器の上部から挿入する型の沸騰水型原子炉
   であり、ダウンカマ内に隔離壁と原子炉容器の一部で蓄
   水容器を形成し、この隔離壁の上部を除いて断熱層を設
   け、かつ該蓄水容器の下部と炉心部とを連通する注水管
   を設けたことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 ２０、特許請求の範囲第４項において、さらにサプレッ
   ションプール、ポンプ及び弁を有する非常用炉心冷却手
   段も備えていることを特徴とする非常用炉心冷却装置。