JPS6346397B2

JPS6346397B2 -

Info

Publication number: JPS6346397B2
Application number: JP55144329A
Authority: JP
Inventors: Michoshi Yamamoto; Katsumi Oosumi; Shinji Mitani; Yoshe Takashima; Hiroo Igarashi
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1980-10-17
Filing date: 1980-10-17
Publication date: 1988-09-14
Also published as: US4533514A; SE8106122L; CA1180137A; JPS5769293A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は、原子炉の脱気方法およびその脱気シ
ステムに係り、特に、原子炉容器内の冷却材中の
溶存酸素濃度を低下するのに好適な原子炉の脱気
方法およびその脱気システムに関するものであ
る。

本発明に目的は、原子炉容器内の冷却材中の溶
存酸素濃度をより低減させることにある。

本発明の特徴は、原子炉容器内の冷却材を冷却
器に導いて得られる低温状態になつた冷却材を原
子炉容器内の空間にスプレイする手段の冷却器を
使用することなしに、原子炉容器内の冷却材を、
高温状態で空間内にスプレイし、空間内のガスを
抽気することにある。

本発明は、沸騰水型原子炉の起動時および停止
時の特性を検討することによつてなされたもので
ある。

まず最初に沸騰水型原子炉の停止時について述
べる。

沸騰水型原子炉の通常運転時は、原子炉圧力容
器で発生した蒸気は、主蒸気配管を通つてタービ
ンに送られる。通常運転時における原子炉圧力溶
器の内圧は約70Kg／cm²および原子炉圧力容器内の
冷却水温度は約280℃である。原子炉の運転を停
止する時は、まず、炉心部内に全制御棒が挿入さ
れ、核分裂が停止される。次に主蒸気配管の主蒸
気弁が閉鎖され、バイパス配管を通して復水器に
蒸気が放出され、原子炉圧力容器内の圧力が減圧
される。原子炉圧力容器の内圧が10Kg／cm²以下に
低下した時、バイパス配管からの蒸気の放出を停
止し、残留熱除去系によつて原子炉圧力容器内の
冷却水が冷却される。それによつて、原子炉圧力
容器の内圧も低下する。原子炉の停止時に、原子
炉圧力容器は負圧になつている復水器に連絡され
ている。

第１図の特性は、前述した従来の原子炉停止
時における原子炉圧力容器内の冷却水中の溶存酸
素濃度の変化を示している。冷却水温度が低下し
ても冷却水中の溶存酸素濃度は約0.1ppmで一定
であるが、残留熱除去系が駆動される時（点Ｂ）
すなわち、原子炉圧力容器内の冷却水温度が約
130℃になつた時、冷却水中の溶存酸素濃度が急
激に増大している。しかし冷却水温度が約100℃
まで低下すると、原子炉圧力容器内の冷却水中の
溶存酸素濃度は約0.1ppmに低下する。特性で
示されるような冷却水中の溶存酸素濃度の急激な
増加は、残留熱除去系の作動に起因している。す
なわち、残留熱除去系は、原子炉の起動時および
通常の一定出力運転時での運転中には作動されな
い。そのような運転中には残留熱除去系内に冷却
水が滞留しているので、冷却水中の溶存酸素濃度
が徐々に増加する。この溶存酸素濃度の高い残留
除去系内の冷却水が原子炉の運転停止時に原子炉
圧力容器内に供給されることにより、原子炉圧力
容器内の冷却水の溶存酸素濃度が上昇するのであ
る。第１図の点Ａは全制御棒を挿入が完了した
時、点Ｃは原子炉圧力容器のヘツドベント弁を開
いた時を示している。第１図で示すように、温度
が約100℃以上でしかも溶存酸素濃度が約0.2ppm
を越えた領域Ｓ（SCC感受性領域）に含まれる溶
存酸素濃度を有する冷却水にステンレス鋼製の溶
接構造物が長時間にわたつて接触した場合、その
構造物に応力腐食割れが発生する危険性がある。

第２図は、沸騰水型原子炉の起動時における原
子炉圧力容器内の冷却水中の溶存酸素濃度の変化
を示すものである。従来の起動方法は、、特開昭
54―39791号公報の第４図および第５図に記載さ
れている運転方法である。この運転方法は、まず
最初に復水器の真空ポンプを起動して原子炉圧力
容器内の脱気を行ない、原子炉圧力容器内の冷却
水中の溶存酸素濃度が0.2ppm以下になつた時、
炉心部からの制御棒の引抜き、臨界状態になつた
後に核加熱を行なうものである。このような従来
の起動時における原子炉圧力容器内の冷却水中の
溶存酸素濃度の変化は、第２図の特性のように
なる。原子炉圧力容器内の冷却水温度100〜175℃
の間で、SCC感受性領域Ｓの溶存酸素濃度にな
る。特性のように原子炉の起動時に原子炉圧力
容器内の冷却水中の溶存酸素濃度の増加は、制御
棒引抜きに伴なう核加熱に起因している。第２図
の点Ｄは復水器の真空ポンプを起動して脱気を開
始する点であり、点Ｅは沸騰水型原子炉が臨界状
態になつた後、制御棒を引抜いて冷却水の核加熱
を開始する点である。

第１図および第２図の特性およびに示され
るように、沸騰水型原子炉の従来の起動時および
停止時において、原子炉圧力容器内の冷却水中の
溶存酸素濃度が領域Ｓに含まれる期間が存在す
る。しかし、停止時では約１時間、起動時でも約
２時間の間、原子炉圧力容器内の溶存酸素濃度が
領域Ｓ内に入るだけであり、応力腐食割れが発生
する危険性は著しく少ない。応力腐食割れの発生
がほとんどない状態であつても、さらに応力腐食
割れの発生を皆無に近づけ、沸騰水型原子炉の信
頼性を向上させることが必要である。

本発明は、前述した実験結果に基づいてなされ
たものである。

沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実
施例を第３図に基づいて以下に説明する。原子炉
の運転中、再循環ポンプ４の駆動によつて原子炉
圧力容器１内の冷却水は、炉心部２に送られる。
冷却水は、炉心部２を通過する間に加熱されて蒸
気となる。この蒸気は、原子炉圧力容器１から主
蒸気管５を通つてタービン７に送られる。主蒸気
弁６は開いている。タービン７から吐出された蒸
気は、復水器８で凝縮された後、復水ポンプ１
３、脱塩器１４、給水加熱器１５および給水ポン
プ１６を順次連絡する給復水系配管１２を通つ
て、原子炉圧力容器１内に戻される。

原子炉圧力容器１内で冷却水の放射性分解によ
つて発生する酸素および水素のような可燃性ガ
ス、さらに放射性希ガス等の蒸気に同伴される非
凝縮性ガスは、真空ポンプ３８を駆動することに
よつて復水器８から抽気され、配管４２を通つて
再結合器３９および希ガスホールドアツプ装置４
０に送られる、抽気ガス中の酸素と水素は、再結
合器３９によつて再結合されて水となる。この水
は、図示されていないが、凝縮器および脱塩器等
によつて除去される。放射性希ガスの放射能は、
希ガスホールドアツプ装置４０にて減衰される。
放射能が減衰した抽気ガスは、排気筒４１より外
部に放出される。

原子炉の運転中、原子炉圧力容器１内の冷却水
は、炉浄化系によつて常に浄化されている。すな
わち、再循環系配管３内を流れる冷却水の一部
は、ポンプ１８の駆動によつて炉浄化系配管１９
内に供給される。この冷却水は、再生熱交換器２
２および非再生熱交換器２１によつて冷却され、
脱塩器２２に送られる。脱塩器２２にて浄化され
た冷却水は、再生熱交換器２０で脱塩器２２に流
入する冷却水によつて加熱され、配管１９を通つ
て給復水配管１２内に流入し、原子炉圧力容器１
内に戻される。

残留熱除去系が、沸騰水型原子炉に設けられ
る。残留熱除去系は、再循環系配管３に両端が接
続される残留熱除去系配管２３、熱交換器２４お
よびポンプ２５とから構成される。熱交換器２４
およびポンプ２５は、残留熱除去系配管２３に設
置される。残留熱除去系配管２３の両端部に、バ
ルブ２６および２７が設けられる。配管２８は、
残留熱除去系配管２３と原子炉圧力容器１内の頂
部に配置されるスプレイノズル３１を連絡する。
バルブ２９および３０は、配管２８の両端部に設
けられる。配管３２が、脱塩器２２の吐出側で再
生熱交換器２０より下流側の炉浄化系配管１９と
配管２８を連絡している。バルブ３３および３４
は、配管３２の両端部に設けられる。原子炉の通
常の一定出力条件下での運転中において、バルブ
１０，１２，２６，２７，２９，３０，３３およ
び３６は、閉じている。

沸騰水型原子炉の運転停止時の操作を第３図お
よび第４図に基づいて述べる。第４図の特性F₁
は電気出力、特性G₁は原子炉圧力容器内の冷却
水温度、特性H₁は復水器の真空度を示す。

炉心部２を流れる冷却水流量を低減させて、原
子炉出力を低下させる。原子炉出力が低下し始め
るとともに、特性F₁で示されるように電気出力
も低下する。原子炉出力が60％に低下した時原子
炉の一定出力条件下での運転中に出力調節のため
に炉心部２に挿入されている制御棒３５だけでな
く、原子炉の運転中に炉心部２から完全に引抜か
れている制御棒３５を含めて全制御棒３５が、制
御棒駆動装置３６の操作によつて炉心部２内に挿
入され始める。電気出力が十分に低下した時、主
蒸気弁６が閉じられ、バイパス弁１０が開く。原
子炉圧力容器１内の蒸気は、主蒸気管５および主
蒸気管５と復水器８を連結するバイパス配管９を
通つて復水器８に放出される。これによつて、タ
ービン７へ蒸気の供給が停止される。同時に、タ
ービン７に接続されていた発電機（図示せず）
が、タービン７と解列される。やがて、タービン
７がトリツプされる。その後、全制御棒３５の炉
心部２内への全挿入が完了する。原子炉圧力容器
１内の圧力および冷却水温度は、バイパス配管９
によつて復水器８に蒸気を放出しているので、急
激に低下する。

全制御棒の挿入が完了する前にバルブ３３およ
び３４が開かれる。炉浄化系配管１９内を流れて
いる冷却水の一部が、配管３２内に流入し、スプ
レイノズル３１より原子炉圧力容器１内の冷却水
液面３７より上方の空間４４内にスプレイされ
る。スプレイ開始時の原子炉圧力容器１内の冷却
水温度は約240℃であり、配管３２を通してスプ
レイノズル３１よりスプレイされる炉浄化系出口
の冷却水温度は約210℃である。このようなスプ
レイを行なうことによつて冷却水は微細な水滴と
なり、空間４４に存在するガスと接触する面積が
増大する。このため、炉心部２等において冷却水
の放射線分解によつて発生して冷却水中に溶込ん
でいる酸素および水素は、真空度の高い復水器８
に連絡されている空間４４内に脱気される。微細
な水滴となるので溶存酸素の脱気効率が向上す
る。水滴から脱気された酸素および水素は、主蒸
気管５およびバイパス配管９を通つて復水器８内
に導かれ、再結合器１４にて処理される。溶存酸
素濃度の低下した水滴が落下して、原子炉圧力容
器１内の冷却水中に混入される。このようにスプ
レイによる脱気を連続して行なうことによつて、
第１図の特性に示されるように原子炉圧力容器
１内の冷却水中の溶存酸素濃度はスプレイ開始前
の約0.1ppmから約0.05ppmまで急激に減少する。
炉浄化系配管３２内には、原子炉圧力容器１内で
脱気された溶存酸素濃度の低い冷却水が、原子炉
の運転中、常に流れている。このような炉浄化系
配管３２内の冷却水を、空間４４にスプレイして
脱気を行なつても、原子炉圧力容器１内の冷却水
中の溶存酸素濃度が増加することはない。

配管３２を通して冷却水のスプレイは、溶存酸
素濃度の高い残留熱除去系内の冷却水が原子炉圧
力容器１内に注入される残留熱除去系の作動前に
行なうことが望ましい。しかし、主蒸気弁６の閉
鎖前に空間４４へのスプレイを行なうと、水滴が
蒸気に同伴されるので、主蒸気管５およびタービ
ン７が水滴により浸食される可能性がある。した
がつて、配管３２を流れる冷却水の空間３３への
主蒸気弁６の閉鎖後でスプレイはしかも残留熱除
去系の作動前に行なうことが望ましい。

原子炉圧力容器１内の圧力が3atmに低下した
時、すなわち、原子炉圧力容器１内の冷却水温度
が約130℃になつた時、残留熱除去系が作動され
る。バルブ２６および２７が開き、ポンプ２５が
駆動される。再循環系配管３内を流れる溶存酸素
濃度の低い冷却水の一部が、残留熱除去系配管２
３内に流入し、もともと残留熱除去系配管２３内
に存在していた溶存酸素濃度の高い冷却水が、再
循環系配管３を介して原子炉圧力容器１内に導か
れる。しかし、前述のスプレイによる脱気が連続
して行なわれているので、第１図の特性に示さ
れるように原子炉圧力容器１内の溶存酸素濃度は
約0.05ppmに保持されている。残留熱除去系は、
原子炉圧力容器１内の冷却水を熱交換器２４によ
つて冷却するので、原子炉圧力容器１内の圧力お
よび冷却水温度をより低下させる機能を有してい
る。

残留熱除去系が作動して所定時間経過後、バル
ブ２９および３０が開かれる。熱交換器２４で冷
却された冷却水が、配管２８を通りスプレイノズ
ル３１より空間４４内にスプレイされる。残留熱
除去系配管２３の熱交換器２４から吐出された冷
却水の温度は、炉浄化系配管３２より給復水系配
管１２に供給される冷却水の温度よりも低くなつ
ている。バルブ２９および３０が開くと同時に、
バルブ３３および３４は閉じられる。原子炉圧力
容器１の冷却水液面３７の上方に存在する部分は
冷却水と接触せず冷却効率の悪いところである
が、残留熱除去系内の冷却水をスプレイノズル３
１から噴出させることによつて、冷却水液面３７
より上方に存在する原子炉圧力容器１の部分を効
率良く冷却することができる。しがつて、熱料交
換等の保守点検を行なうために、原子炉圧力容器
１の上蓋の取外しが早くできる。所定時間ヘツド
スプレイが行なわた後、バルブ２９および３０が
閉じられる。その後、主蒸気管５であつて原子炉
圧力容器１を取囲む格納容器を貫通する部分に設
けられる主蒸気隔離弁（図示せず）が閉じる。ヘ
ツドベント弁４３が開く。続いて真空ポンプ３８
が停止され、真空破壊弁から復水器８内に空気が
流入され、復水器８内の真空が破壊される。この
空気は、バイパス配管９および配管１１を介して
空間４４内に流入する。空間３３の圧力が大気圧
になつた後、前述したように原子炉圧力容器１の
上蓋が取外される。

残留熱除去系は、原子炉の運転停止時および原
子炉が停止している間、作動し、炉心部で発生す
る熱（原子炉停止後に発生する燃料の崩壊熱も含
めて）を除去する機能を有している。

本実施例においては、原子炉の運転停止時に原
子炉圧力容器１内の冷却水中の溶存酸素濃度が著
しく低くなり、その濃度が領域Ｓに入ることがな
いので、原子炉圧力容器１およびその内部構造物
に応力腐食割れが発生することを完全に防止する
ことができる。

配管２８および３２の両者を開放状態にして各
各の配管内を流れる冷却水を同時に空間４４内に
スプレイしてもよい。しかし、この場合は、配管
３２内を流れる冷却水の温度が配管２８内を流れ
る冷却水の温度よりも高いので、配管２８内を流
れる冷却水のスプレイによる原子炉圧力容器１の
冷却効果が阻害される。また、配管３２内を流れ
る冷却水のスプレイ後の水滴の温度が低下し、蒸
発効果が抑制されるので脱気効果が幾分阻害され
る。

燃料交換等の原子炉圧力容器１内の保守点検を
行なわず、原子炉圧力容器１の上蓋を取外す必要
のない時は、バルブ２９および３０を開く必要は
ない。このため、配管３２内を流れる冷却水の空
間３３へのスプレイを残留熱除去系を作動させた
後においても前述の実施例のように停止させる必
要はない。

本発明を沸騰水型原子炉の起動時に適用した実
施例を第３図および第５図に基づいて説明する。
燃料交換等の保守点検が終了した後、原子炉圧力
容器１の上蓋が取付けられる。やがて復水器８の
真空破壊弁（図示せず）を閉じ、真空ポンプ３８
を起動させる。これによつて、復水器８内の真空
度を上昇させる。主蒸気管５の主蒸気隔離弁、主
蒸気弁６、バイパス１０およびヘツドベント弁４
３は閉じている。バルブ２６，２７，２９，３
０，３３および３４も閉じている。復水器８内の
真空度が所定値に達した時、バイパス弁１０が開
く。続いて、主蒸気隔離弁も開く。原子炉圧力容
器１内の真空度が上昇するので、原子炉圧力容器
１内の冷却水中の溶存酸素濃度が第２図に示すよ
うに急激に低下する。再循環ポンプ４が駆動さ
れ、炉心部２内を流れる冷却水流量が20％まで増
加される。ポンプ１８も駆動され、脱塩器２２に
よる原子炉圧力容器１内の冷却水の浄化が開始さ
れる。バルブ３３および３４が開く。炉浄化系配
管１９内を流れる冷却水が、配管３２およびスプ
レイノズル３１を介して空間４４にスプレイされ
る。原子炉の運転停止時と同様に空間３３にスプ
レイされた微細な水滴中の溶存酸素が脱気され
る。

炉心部２に挿入されている制御棒３５の引抜き
が開始される。所定量の制御棒３５の引抜きが徐
徐に行なわれ、やがて臨界状態に到達する。その
後、さらに制御棒３５が引抜かれて燃料の核分裂
による冷却水の加熱（核加熱）が開始され、原子
炉圧力容器１内の昇圧および冷却水の昇温が行な
われる。原子炉出力が60％になつた時、制御棒３
５の挿入は停止され、炉心部２を流れる冷却水流
量が増加される。この冷却水流量の増加によつて
原子炉出力がさらに増加する。冷却水温度が約
220℃になつた時、バルブ３３および３４が閉じ
られ、配管３２を流れる冷却水の空間４４内への
スプレイが停止される。このスプレイは、後述す
る主蒸気弁６を開く時まで継続してもよい。主蒸
気弁６を開いた後もスプレイを行なうと、タービ
ン７に水滴を導くことになる。配管３２を介して
の空間３３へのスプレイを行なうことにより、原
子炉圧力容器１内の冷却水中の溶存酸素濃度は、
第２図の特性に示されるように約0.06ppmの著
しく低い状態に保持することができる。核加熱に
伴う冷却水の放射線分解による酸素の発生量が増
大しても、冷却水中の溶存酸素濃度が増加するこ
とはない。起動時においても、原子炉圧力容器１
およびその内部構造に応力腐食割れが発生する危
険性を完全に防止できる。炉浄化系配管１９内の
冷却水を配管３２を介して空間３３にスプレイす
る代りに、残留熱除去系を駆動して残留熱除去系
内を流れる冷却水を配管２８およびスプレイノズ
ル３１から空間４４にスプレイすることも考えら
れる。しかし、起動時のスプレイは、核加熱によ
る酸素発生量の増大に伴う溶存酸素濃度の増加を
抑制するために行なわれるが、同時に原子炉の昇
温昇圧を阻害することを避けなければならない。
例え原子炉の運転停止時に残留熱除去系を作動さ
せたとしても、冷却された残留熱除去系の冷却水
をスプレイすることは、冷却作用が働き、原子炉
の昇温昇圧を阻害することにつながる。

原子炉圧力容器１内の冷却水温度が約280℃に
到達し、その内圧が約70気圧になつた時、バイパ
ス弁１０が閉鎖されると同時に主蒸気弁５が開
く。原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は、主蒸
気管５を通つてタービン７に送られ、タービン７
を起動させる。やがて、タービン７に発電機が連
結される。

本発明の他の実施例を第６図に示す。前述した
実施例と同一の構成は、同一符号で示す。本実施
例は、配管２８に接続される配管３２の一端を、
ポンプ１８と再生熱交換器２０との間に存在する
炉浄化系配管１９に連結したものである。本実施
例においても、前述した実施例と同様に原子炉の
運転停止時および起動時の少なくとも一方におけ
る応力腐食割れの発生を防止することができる。
しかし、原子炉圧力容器１内に脱塩器２２を通ら
ない冷却水が戻ることになり、冷却水の浄化効率
が低下する。

本発明の他の実施例を第７図に示す。第３図の
実施例と同一構成は、同一符号で示す。本実施例
は、配管３２の一端を再循環系配管３に接続した
ものである。再循環系配管３内には、脱気された
冷却水が常時流れている。このような冷却水を原
子炉の運転停止時および起動時の少なくとも一方
で空間４４にスプレイする本実施例においても、
第３図と同様な効果が得られる。

第８図に本発明の他の実施例を示す。第３図の
実施例と同一の構成は、同一符号で示す。本実施
例は、配管３２の一端を、直接、原子炉圧力容器
１に接続したものである。ポンプ４５が、配管３
２に設けられる。原子炉の運転停止時および起動
時の少なくとも一方で空間４４に冷却水をスプレ
イする場合は、バルブ３３および３４を開き、ポ
ンプ４５を駆動させる。本実施例においても第３
図の実施例と同様な効果が得られる。しかし、原
子炉圧力容器１に接続する配管を増やすことは製
作が面倒になる。また、ポンプ４５を新たに設け
なければならない。

第９図の実施例は、本発明の他の実施例であ
り、空間４４内に配置されるスプレイノズル３１
および４６を、配管２８および３２に個々に取付
けたものである。本実施例においても、第３図の
実施例と同様な効果が得られる。

第６図，第７図，第８図および第９図のいずれ
の実施例においても、配管３２内を流れる冷却水
の温度は、配管２８内を流れる冷却水の温度より
も高くなつている。

本発明は、PWR等の他の原子炉にも適用でき
る。

本発明によれば、原子炉溶器の応力腐食割れを
完全に防止することができ、原子炉の信頼性を一
層向上することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉の運転停止時における原子炉圧
力容器内の冷却水中の溶存酸素濃度の変化を示す
特性図、第２図は原子炉の運転停止時における原
子炉圧力容器内の冷却水中の溶存酸素濃度の変化
を示す特性図、第３図は本発明の好適な一実施例
である原子炉の脱気システムの系統図、第４図は
第３図のシステムを用いた原子炉の運転停止時の
復水器真空度、電気出力および冷却水温度の変化
を示す特性図、第５図は第３図のシステムを用い
た原子炉起動時の復水器真空度、電気出力および
冷却水温度の変化を示す特性図、第６図から第９
図は本発明の他の実施例の系統図である。１…原子炉圧力容器、２…炉心部、３…再循環
系配管、５…主蒸気管、６…主蒸気弁、７…ター
ビン、８…復水器、９…バイパス配管、１０…バ
イパス弁、１９…炉浄化系配管、２２…脱塩器、
２３…残留熱除去系配管、２８，３２…配管、３
１，４６…スプレイノズル、３８…真空ポンプ、
４４…空間。

Claims

【特許請求の範囲】１原子炉容器内の冷却材を冷却器に導いて得ら
れる低温状態になつた前記冷却材を前記原子炉容
器内の空間にスプレイする手段の前記冷却器を使
用することなしに、前記原子炉容器内の前記冷却
材を、高温状態で前記空間内にスプレイし、前記
空間内のガスを抽気する原子炉の脱気方法。２原子炉容器内の冷却材を冷却器に導いて得ら
れる低温状態になつた前記冷却材を前記原子炉容
器内の空間にスプレイする手段の前記冷却器を使
用することなしに、前記原子炉容器内の前記冷却
材を、高温状態で、内部のガスが抽気されている
前記空間内にスプレイし、その後、前記原子炉容
器内の前記冷却材を前記冷却器に導いて冷却し、
低温状態になるこの冷却材を再び前記原子炉容器
内に戻し、原子炉を停止する原子炉の脱気方法。３高温状態にある前記冷却材の前記空間内への
スプレイを、前記負荷への蒸気供給停止後に行な
う特許請求の範囲第２項記載の原子炉の運転方
法。４原子炉容器内に形成される空間内のガスを抽
気し、前記原子炉容器内の冷却材を冷却器に導い
て得られる低温状態になつた前記冷却材を前記空
間にスプレイする手段の前記冷却器を使用するこ
となしに、前記原子炉容器内の前記冷却材を、内
部のガスが抽気されている前記空間内にスプレイ
し、この冷却材のスプレイを少なくとも前記負荷
に蒸気が供給される前に中止し、原子炉の出力を
設定レベルまで上昇させる原子炉の脱気方法。５原子炉容器内の冷却材を冷却器に導いて得ら
れる低温状態になつた前記冷却材を前記原子炉容
器内の空間にスプレイする手段と、前記冷却器で
冷却されることなく、前記原子炉容器内の前記冷
却材を、高温状態で、前記空間にスプレイする手
段と、前記空間内のガスを抽気する手段とからな
る原子炉の脱気システム。