JPH032277B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、原子炉を内蔵した原子力発電装置
に関し、有機物冷却材を用いて炉心冷却と中性子
減速の新規な組み合わせを提供する。

熱原子炉において有機物冷却材と中性子減速材
を使用することは、既に提案されており、また、
特に米国の有機物冷却実験炉（OMRE）では、
冷却材及び減速材の両方の目的のために有機物の
液体の使用が計画されたが、別々の回路系統での
使用であつた。その原子炉では、比較的低温の有
機物液体減速材を収納している別個の炉心容器を
利用したのであつて、循環率は比較的に緩慢であ
つた。有機物冷却材は、実質的に一層温度が高い
燃料チヤンネル内の燃料上を通過したが、ごく僅
かな期間運転した後、この考えは、減速材回路に
おいて、また、時折、冷却材回路において有機物
冷却材の劣化がひどかつたので、放棄された。

この経験が重水有機物冷却炉（HWOCR）の
開発となつたが、その炉は、重水を減速材とし
て、有機物液体を冷却材として、利用したのであ
ろう。しかし、この計画は進行しなかつたのであ
つて、その理由は、多分、加圧水形原子炉
（PWR）と沸騰水形原子炉（BWR）が、当時、
米国の経済計画に採用されたからであろう。

カナダでも、カナダ産ジユウテリウム−ウラニ
ウム（CANDU）計画の一環として、有機物液体
冷却材が潜在可能性のある有利な冷却材として認
められ、しかして、カナダ有機物冷却形原子炉
（CANDU−OCR）が開発され、その炉には、有
機物液体が冷却材として重水が減速材として使用
された。原形原子炉であるホワイトシエルダブリ
ユーアール１（Whiteshell WR−１）は製作され
おり、有機物冷却材の使用を示すためには成功し
ている。実用上の設計は、提案されているが、実
行されていない。

この発明の目的は、濃縮ウラン燃料を含む原子
炉炉心と、炉心を冷却するための閉鎖一次冷却回
路を形成する装置と、前記炉心を上方に通過し
て、一次冷却材および減速材としての有機物液体
の単一方向の流れを発生させるための手段と、改
良された緊急冷却系とから成る原子力発電装置を
提供することにある。

特に、前記改良された緊急冷却系は、前記一次
冷却回路が破損したときに炉心に冠液させる装置
と、前記原子炉炉心の上方に配設された熱交換器
を備えて、事故後の状態において前記炉心の冷却
状態を維持させるための熱交換装置と、さらに事
故後の状態で前記炉心と前記熱交換器の一方の側
とを通じて有機物液体を対流させるために、一次
冷却回路に平行する自然対流閉鎖形放熱回路を形
成させるための装置とから成り、前記炉心に冠液
させる装置は、アキユムレータ装置と、前記アキ
ユムレータ装置内にあつて、通常の作動温度にお
いては前記一次有機物冷却材および減速材の飽和
圧力以上の圧力にある有機物冷却材と、前記一次
冷却回路内の圧力損失が生じた場合に、前記アキ
ユムレータ装置内の圧力下においてアキユムレー
タ装置から炉心へ前記有機物冷却材を供給する装
置とから成るものである。

上記のとおり、緊急冷却系が、炉心冠液装置
と、冷却状態維持のための熱交換装置と、自然対
流形放熱用の閉鎖回路とを含む少くとも３段の安
全保護系統を備えたものであり、さらにこの発明
の好適な形態においては、各保護系統内における
冷却材の圧力を適正値に規正する装置等を付加す
ることを特徴とするものである。

この発明の発電装置は、前記冷却材が提供する
冷却系の圧力が低いので、該冷却系が緊急炉心冷
却装置がその発動のための簡単な非常に少ない数
の構成部分によつて簡単な方法で事故後の状態で
冷却機能を発揮することが可能であることを利用
しているものである。

制御棒の炉内挿入と弁に対する電源の引きはず
しという緊急停止だけが、事故後少なくとも10分
間の原子炉の安全維持に必要であり、また、多
分、一層長い期間の安全維持に必要であり、な
お、また、一次冷却材回路での重大な破損のよう
な重大な仮定の事故でも、前記の緊急停止だけが
原子炉の安全維持に必要である。それよりも重大
でない事故及びたいていの想定故障については、
これらの行動は一週間以上の長期間にわたる原子
炉の安全に十分である。水冷原子炉の同様な故障
状態についても、独立の電源を用いてのポンプの
緊急冷却系は、数秒以内に起動させ、かつ約１分
間以内に十分に効果があるようにすることが必要
である。

例えば、この発明の発電所の有機物一次冷却材
は、400p.s.i.g.（2758800パスカル）以下の圧力で、
また、一実施例では動作温度においてその飽和蒸
気圧を越えて50p.s.i.g.（344850パスカル）以下で、
使用できる。一般に、一次冷却材回路の設計圧力
は50p.s.i.g.（446000パスカル）乃至500p.s.i.g.
（3893000パスカル）の範囲であつてよい。

この範囲の一次回路圧力については、緊急冷却
系において、冷却材の飽和蒸気圧力と正常な一次
回路作動圧力との間の圧力に対して、一次回路と
同じ圧力に設計され、かつ不活性気体容量によつ
て加圧された非常に大容量の緊急冷却材アキユム
レータを提供することが実施可能であり、また経
済的である。従つて、これらのアキユムレータ
は、単一の逆止め弁のみによつて一次回路からそ
れぞれ分離させることができる。その理由は、一
次冷却材回路からアキユムレータへの逆漏れは、
一次回路の健全性を害するものではないからであ
る。

アキユムレータは冷却材の飽和圧力以上の圧力
で噴射すので、一次回路の最大の仮定損傷以外で
は、冷却材は、故障後の期間中、サブクールさ
れ、かつ液体を維持している。

損傷を受けてない故障と過度後の破損回路の状
態については、一次冷却材の循環そう失のとき、
緊急冷却系は有機物二次冷却材熱交換器への有機
物冷却材から更に成つており、冷却材は原子炉容
器上部支持構造物に内蔵されているばね荷重逆止
め弁によつて回路に入れられ、前記弁は、主冷却
材循環ポンプの圧力ヘツド、または動力操作弁に
よつて通常に閉じられている。

有機物二次冷却材回路は、閉じこめ建屋の外側
の高いところに設置されている熱交換器を介して
大気に対して熱を除去する。有機物の二次回路の
冷却材の循環は、原子炉のトリツプ信号によつて
通常循環をさまたげる弁が開いたときの自然の対
流によるのであり、トリツプ信号は、弁をばねに
対して通常閉じている電源を切る。炉心冷却回路
を維持するための電源は必要ではない。

ウラン燃料は、濃縮酸化ウランまたは濃縮炭化
ウランでよい。炭化ウランの使用は特に有利であ
る。その理由は、炭化ウランは酸化ウランよりも
実質的に運転上及び安全上有利であるからであ
る。例えば、発電用原子炉に代表的な一定の線形
ヒイートレイテイングについては、伝導性が高い
ので燃料温度が低く、そのような低い温度では、
核分裂生成物ガスの解放は、無視してよい程少な
いのである。更に、燃料温度が低いので、重大事
故条件下で燃料に蓄積されているエネルギーは、
非常に少なく、燃料の温度偏倚運動は、それに従
つて、一定の過渡期が経過すると減じる。

炭化ウランを有機物冷却炉に使用することは実
行可能である。その理由は、炭化ウランが有機物
冷却材と相溶性であるからである。炭化ウランの
使用は、ホワイトシエルダブリユーアール
（White−shell WR−１）炉が実証している。他
方、炭化ウランは、水と相溶性ではないので、水
冷却炉には使用されていない。

有機物一次冷却材の炉心流量率は、冷却材の品
位低下率を最小限とするために、燃料上に炭質劣
化生成物が堆積すること（よごれ）を防止するた
めに、また、燃料に必要な熱伝達条件を維持する
ために、最適値で、選択しなければならない。こ
れは、加圧水形原子炉の炉心での大量流れの約２
倍を必要とし、またいくらか速い流速を必要とす
る。これらの条件は、炉心の直径率に対する高さ
を決定する。

正常な運転条件では、有機物一次冷却材は、約
400℃までの温度で維持可能であり、その温度で
は、熱的な、また照射で生じた化学的な品位低下
は、非常に低く、冷却材の品質を主冷却材回路へ
の少量のバイパス流量での連続処理で維持でき、
主冷却材回路内で望ましくない部分が除去され、
新しい構造の冷却材が所望によつて添加される。

この発明の原子力発電装置が更に有利とすると
ころは、炉心熱の一次冷却材から二次冷却材への
放散に使用できる熱交換器の実際上の設計の選択
範囲が広いことである。この融通性は、有機冷却
材の次の三つの特性から生ずるのである。すなわ
ち、上記のように回路の設計圧力が低いこと、有
機物冷却材自体が炉心内での照射により非常な放
射性とはなつていないという事実、及び有機物冷
却材中での回路材料の腐食率が非常に低いことで
ある。後者の特性は、その回路内に放射性腐食生
成物を運ぶレベルが（水回路で堆積腐食生成物の
放射性が非常に高いレベルであることと対照し
て）非常に低いこととなる。

二次冷却材が液体及び蒸気としての水である用
途において、二次回路の圧力は一次回路の圧力よ
りも非常に高く、代表的には、一次回路での300
乃至500p.s.i.g.または2170000乃至3893000パスカ
ルに比較して、二次回路では1000乃至1600p.s.i.g.
または7000000乃至11140000パスカルである。

加圧水形原子炉では、一次冷却材は、一層高圧
である（代表的には、1700乃至2300p.s.i.g.または
11825000乃至1596500パスカル）。あらゆる場合
に、ある形式の管状熱交換器が使用されている
が、上記の考えが、加圧水形原子炉に対して、一
次冷却材を熱交換器の管側に、二次水と蒸気を熱
交換器の胴側にすることを強制している。この強
制が蒸気の過熱を困難にしている（ただし、ある
設計では、回路が複雑になることを犠性にして、
蒸気の過熱が行なわれているのであるが）。有機
物冷却材を使用するので、一次冷却材は低圧であ
り、かつ不活性であるので、熱交換器の胴側にあ
ることを強制されないし、高圧の二次冷却材は管
内にある。この配置は、蒸気を容易に過熱され得
るようにし、また、一次冷却材の高流量率の達成
を可能にし、圧力ヘツドの損失が少ないので一次
冷却材の循環力の必要条件を実行可能にし、経済
的にしている。

熱交換器は、高圧蒸気を引き上げることができ
て、ターボ発電機を駆動する。蒸気は、蒸気発生
器内で、または、別の過熱器によつて、過熱でき
る。ターボ発電機からの凝縮物は、給水として熱
交換器にもどすことができる。一般に、二次冷却
材圧力は、有機物一次冷却材圧力を越えるので、
漏洩があれば、二次から一次回路の方向において
である。これは、加圧水形原子炉には見られない
貴重な安全性の特徴である。

所望の場合は、熱交換器内の二次冷却材は、有
機物冷却材とすることもでき、その有機物冷却材
は、第二熱交換器に供給され、その熱交換器内で
温水または蒸気の供給準備に使用される。この用
途には、温水または蒸気の炉心及び一次回路から
分離を増すという利点がある。

有機物冷却材自体が中性子束によつて注目に値
する程放射性となつておらず非常に少量の放射性
腐食生成物のみが冷却材によつて運ばれていると
いう事実は、使用ずみ燃料以外に、ごく少量の放
射性廃棄物が発電所の運転中に生成されていると
いうことを意味する。このことは、放射性廃棄物
の処理と貯蔵に必要な設備を大いに減じて加圧水
形原子炉が必要とする設備のごく僅かな部分のも
のとし、その結果、費用、運転上の必要条件及び
個人の被曝を減少させる。発電所の整備及び運転
でこうむる全体的な個人の放射線被曝は、加圧水
形原子炉でこうむつたか、あるいは予想される最
低の数字よりも低い位のものであると予想されて
いる。

有機物一次冷却材は、冷却及び中性子減速効果
を有し、また炉心内で見出される条件下で化学的
安定性のあるものであれば、どのような有機物の
液体であつてもよい。有機物一次冷却材に適して
いるものは、適した化合物としては、例えば、テ
ルフエニルを使用することができる。これは例え
ばモンサント社（Monsanto Company）から
HB40（商品名）として販売されている。現在す
でに種々の有機物冷却材が使用されているが、例
えば、カナダ国のホワイトシエルWR1原子炉に
使用されて、その性能が確認されているものは、
前記のHB40（商品名）であり、これは部分的に
水素添加されたテルフエニル（terphenyl）の混
合物である。テルフエニルは３個のベンゼン環よ
り成る化合物で、水素添加により、すべての二重
結合部分を飽和結合化することも、また部分的に
水素添加することもできるが、冷却材兼減速材と
してはいずれも使用できる。なお、米国特許第
3203867号のカラム１の第63〜66行にも冷却材お
よび減速材として引用され、さらにこれが1958年
のジユネーブ会議における第1779号書類中にトリ
リング（C.A.Trilling）氏により、有機物冷却材
として記述されていることが付記されている。な
お、日本国内文献としては、化学大辞典（共立出
版、昭．38年）の第６分冊にもその一般的記述は
見られる。

なお、この発明においてもテルフエニルはその
完全水素添加物でもまたは一部水素添加物との混
合物であつても、いずれも使用できる。さらに有
機物冷却材はテルフエニルに限定されるものでは
なく、炉心冷却用に適するものであれば、他の組
成物を使用することが可能である。

以下、添付図面を参照してこの発明の好ましい
実施例について説明する。

第１図の実施例において、原子炉炉心２を冷却
するための一次冷却回路は、炉心２と蒸気発生器
１４とを通過する閉鎖回路として形成され、ポン
プ１５によつて有機物液体が単一方向に流通され
る。

アキユムレータ２６と逆止め弁３０，３８を含
む回路は、前記一次冷却回路が損傷した場合に炉
心に冠液させるために、一次回路から分岐して設
けられた回路で、詳細は後に説明するが、その概
要は第３図のとおり、アキユムレータ２６内に封
入されている有機物冷却材は、通常の作動温度に
おいては、前記一次回路内の冷却材の飽和圧力以
上の圧力に保たれている。

また、蒸気発生器１６に付随して、熱交換器１
４を含む熱交換装置が配設され、事故発生後にお
いても炉心２の冷却状態を維持させるようになつ
ている。

さらに、熱交換コイル２０を含む回路が設けら
れ、コイル２０と空冷形放熱器２２とが閉鎖回路
を形成し、自然対流により、熱の放散が可能とな
る。なお、上記いずれの冷却系統もその詳細は以
下において個々に説明する。

先ず、第１図の実施例については、炉心２と一
次冷却材回路が原子炉閉じこめ建屋４内に収納さ
れている。炉心は、一次しやへい壁８に取囲まれ
ている圧力容器６（第３図）のなかに位置してお
り、その壁は、容器と冷却材出口管１２のための
流出可能なくぼみを形成している。

炉心２は、圧力容器材料の放射化が低い値に減
ずるように圧力容器において中性子束を減ずるし
やへい３によつて囲まれている。そのようなしや
へい３を備えることは、原子炉の運転圧力が低い
ので圧力容器６の壁の厚みを加圧水形原子炉の圧
力容器の壁の厚みよりも実質的に薄くできるか
ら、実施可能である。従つて、圧力容器の直径
は、しやへい３を収容するために容易に大きくす
ることができる。

しやへい３は、数枚重ねた鋼板でつくることが
でき、冷却材の流入で冷却される。脱試運転を容
易に可能とするために、しやへいはモジユール化
構造であることが好ましい。

炉心２は、燃料集合体の略々円筒形の配列組み
合わせから成つており、各集合体は燃料ピンの方
形の配列組み合わせから成つていて、端部取付具
と長さに沿つて間隔をおいて位置している支持格
子で、ともに保持されている。適当な数の燃料ピ
ンの位置は、案内筒によつて占有されており、前
記案内筒は吸収物質の制御棒６０を受け入れる。
制御棒は、必要に応じて原子炉を制御するため
に、炉心から引き上げたり、あるいは炉心に挿入
する。

燃料ピンは、酸化ウランまたは炭化ウランのペ
レツトの入つている密閉した筒から成つている。
燃料のウランは、取出し前に燃料の高燃焼の達成
に十分な低レベルに濃縮する。発電所に適切な定
格で、燃料の最高温度は、燃料からの核分裂生成
物ガスの解放が炭化燃料に対して実質的に零とな
るように、選択できる。

燃料ピンの寸法と間隔またはピツチは、炉心に
原子炉の物理的特性を決定させる。

水減速原子炉と比較して、一層大きなピツチを
必要とするが、これは、低濃度と適切に負の減速
材密度係数を、自己制御力率のため、また、冷却
材が沸騰またはそう失する条件下で原子炉を停止
させるのに十分な強さで、与えるためである。吸
収材は、反応レベルの制御（化学的原子炉制御）
のため、冷却材に添加または冷却材から取除くこ
とができるが、これは、絶対に必要なことではな
い。別個のピンのなかまたは燃料棒に関連する可
燃性毒物吸収材も、他の熱中性子炉において使用
するように、使用できる。

炉心の有機物冷却材流量率は、燃料ピン上の所
望の速度に到達するために、また正しい熱伝達条
件の維持のために、選択しなければならない。

実際には、加圧水形原子炉の炉心での大量の流
れの約２倍の流れが、少しばかり速い流速で提供
される。炉心内での、また炉心からの高流量率を
可能にするために、大直径の冷却材配管が圧力ヘ
ツドの損失限度を維持するために提供される。入
口１０（そのうち、一つだけが第３図に示されて
いる）は、出口１２（そのうち、一つだけが第３
図に示されている）と炉心の上に位置しているの
で、炉心は、冷却材そう失故障想定条件下では、
緊急系によつて冷却材で冠水され、冷却される。

加圧水形原子炉に使用するポンプ、モータ及び
モータのはずみ車は、特別の必要条件なしで採用
できる。密閉設計は、冷却材の低圧と冷却材の潤
滑特性によつて簡易化されている。

原子炉閉じこめ建屋４内には、第２図の別の部
分に示されている４基の別個の蒸気発生器１４が
ある。それぞれの蒸気発生器は、有機物一次冷却
材を胴部に有する胴と管の装置から成つているの
で、圧力エンベロツプは低圧に設計することだけ
が必要である。この圧力は、考慮中の温度におい
て冷却材の基本的な飽和圧力を越えた適切な制御
圧力でなければならない。例えば、その圧力は約
400p.s.i.g.（2758800パスカル）とすることができ、
これは、400℃という動作温度においてテルフエ
ニルの水素化混合物の飽和蒸気圧力を越えて約
300p.s.i.g.（2069100パスカル）である。

液相において有機物冷却材を維持するための過
圧力は、それぞれの蒸気発生器の頂部の窒素容量
１６によつて提供される。これは、いつもサブク
ールされている有機物冷却材を維持するために十
分である。この気体スペース１６に接続している
のが一次回路安全逃し弁１８である。

関連する過渡状態における一次回路の過圧を防
止することに加えて、安全弁１８は、一次回路内
への蒸気の漏洩を数本の管の完全破壊に至るまで
救助する寸法にもなつている。そのような故障の
場合には、原子炉と循環ポンプはトリツプし、蒸
気は優先的に救助されるように上り、サブクール
された一次冷却材を実質的に影響を受けないよう
にしている。それに代えて、別個の加圧器容器を
加圧水形原子炉と類似の方法で冷却材回路に取り
付けることができる。

各熱交換器１４（第１図）の二次側は、循環蒸
発器部１４Ａから成つていて、蒸気の分離は、原
子炉の閉じ込め建屋の外部に位置している別個の
蒸気ドラム１４Ｂ内で行なわれ、その蒸気ドラム
１４Ｅで給水が供給される。蒸気発生器１４は、
すべての給水のそう失につづく原子炉のトリツプ
崩壊熱排除後の約15分間に等しい実質的な二次側
の冷却材の在庫量を外側の蒸気ドラムで提供し、
すべての補助的保障措置システムの作用に適切な
余裕を与える。

蒸気分離工程に続いて、乾いているが依然とし
て飽和している蒸気が１４Ｃを通過して蒸気発生
器１４にもどり、そこで、過熱され、１４Ｄでタ
ーボ発電機（図示せず）に供給される。この蒸気
サイクルは、水の初期加熱と蒸気の過熱とを分離
しているために、蒸気圧力を比較的低く維持して
おり、一方、依然として、高品質の蒸気を効率的
な蒸気サイクルで提供している。

第２図と第３図に示す蒸気発生器は、直立形の
管状熱交換器であつて、垂直で割れ目のない管板
を経由して各管への個々の入口を有している。こ
の配置は、管の徹底的かつ容易な検査を可能に
し、また、非常に高い信頼性と容易な保守整備と
を提供している。

これに代えるに、一層小型の蒸気発生器を使用
できるが、その理由は、蒸気発生器の管材は、例
えば、低合金鋼とすることができ、公知のものか
ら選択でき、水／蒸気側の確立された条件下で非
常に信頼性のある役目をするからである。多起動
つるまきコイル管蒸気発生器を、その場所で管の
供用期間中検査ができるような方法で、製造でき
る。そのような蒸気発生器は第３図Ａに１４′と
して略図的に示されており、二つのつるまき管束
１０２と１０４を内蔵している胴１００から成つ
ている。有機物の一次冷却材は、胴１００に供給
され、バツフル１０６を上り、管束１０２と１０
４のつるまき線を通つて下りる。水は、蒸発のた
め下部つるまき管１０２を通過し、分離後、蒸気
は上部つるまき管１０４を通過して過熱される。

冷却材循環ポンプは、所望の場合には、この設
計の蒸気発生器の出口１０８に半径方向に便宜的
に設置できる。

原子炉の安全余裕が、上述の循環ボイラーに固
有の二次冷却材の在庫なしで適当であると判断さ
れた場合、外側の蒸気ドラムを用いないで、過熱
器を内蔵している一回通過ボイラーを使用するこ
とができる。原子炉閉じこめ建屋の外側に位置し
ている小形の起動蒸気溜めは、所望の場合利用で
きる。

原子炉圧力容器６と配管、ポンプ管１５及び蒸
気発生器１４から成つている全体の一次冷却材圧
力バウンダリーは、内面に何も被覆しないで炭素
鋼でつくることができる。構成部分の寸法と圧力
度については、適度な部分のみが、例えば圧力容
器の胴部分に対して約２インチ（4.8センチ）、必
要とされる。従つて、設計は全体の圧力回路に対
する漏洩前漏洩という健全性論議に基づいて行う
ことができ、それが安全性の問題としての圧力回
路の大災害的な故障を防止する。有機物の冷却材
による鋼の腐食の程度は非常に低く、運転温度
は、すべりによる構造物の変形が注目に値するよ
うなレベル以下である。ごく少量の放射性腐食生
成物が回路に堆積するだけであるので、燃料また
は放射性部分から直接放射を受ける部分以外のす
べての部分には、問題になるような個人の放射問
題もなく、しやへい、または複雑な遠隔操作ある
いは自動装置を必要としないで、検査や保守整備
のために出入できる。

圧力容器６内で、炉心は、しやへい３で囲まれ
ており、そのしやへいは、圧力容器が中性子に照
射されるのを防止している。これは、鋼が照射脆
性をおこす可能性を防止しており、また、圧力容
器の検査のために出入を容易にしている。そのよ
うな出入は、原子炉の内部構造物を取除いたと
き、内部からまたは外部からできる。内部のしや
へい３をそなえていることは、炉心に直接関連し
ているものだけが中性子束の相当な放射をうける
ということを意味している。このことは、原子炉
の供用期間中の修理をより一層実行可能にしてい
るのであつて、例えば、圧力容器の交換が必要な
はずである。

すべての放射能の高い部分は、これらを破壊し
ない方法で除去することができるので、発電所が
耐用寿命に達した時期等における撤去作業はきわ
めて容易である。放射能の高い構造部分は、小型
でかつ小質量の各部材によつてモジユール化され
ているので、包装して容易に処分することができ
る。軽度の汚染を受けた部分があつたとしても、
その部分の付属回路のみを通常の破壊方法によつ
て除去すれば十分である。これらの特徴により、
撤去に要する経費が低減されるのみならず、現用
のいずれの原子炉におけるよりも遥かに迅速に、
設置場所の清浄化が可能となる。

故障及び冷却材そう失条件下での適切な炉心冷
却を維持する流体保障措置システムは、下記の四
つの主要システムから成つているが、そのうち、
２と３は、原動機や動力源を必要としないで、事
故後の状態で炉心の冠水と冷却とを維持するもの
である。

１ 二次冷却材側における緊急供給システム１４
Ｆ。これは、主再循環フイードサプライそう失
のとき、蒸気発生器への水の供給を維持する。

これは、すべての損傷をうけていない一次回
路の故障に対して、一次及び二次回路における
自然循環を経由して炉心２を冷却する。

蒸気は、復水器（図示せず）または大気中
に、動力操作逃し弁あるいはばね発動安全弁を
経由して、送り出すことができる。

２ 崩壊熱排除ループ。これは、二次回路を経由
する冷却のそう質の場合、炉心の冷却を維持す
る。これは、例えば、損傷を受けてない一次回
路の故障で、あるいは過渡後の一次回路の破損
状態でおこる。第１図及び第３図に示す熱交換
コイル２０は、冷却材入口１０の下に圧力容器
６内に位置している。熱交換コイル２０には、
一次回路で使用のものと同じ有機物冷却材、ま
たは他の同等の性質を有する有機物冷却材が充
填され、このコイル２０は、原子炉格納建屋４
の外部の高位置に設置された空冷形熱交換器２
２と同一の回路内に接続されている。このよう
に、一次有機物冷却材−中間有機物冷却材−大
気熱排除系が提供されており、これは、弁２４
（第１図）を開いて動かすことができ、必要な
場合に炉心の冷却を提供する。弁２１は、原子
炉のトリツプ後主冷却材ポンプが停止したと
き、自動的に動く。

３ ４基の有機物冷却材アキユムレータ２６（第
１図、２図、３図中では１基のみを示す）は、
窒素により通常の回路動作圧力以下で、かつ作
動温度における冷却材の飽和圧力よりも高い圧
力に加圧されている。

アキユムレータ２６の内、２基は大直径パイ
プ２８により、また、他の２基は小直径パイプ
により、原子炉の入口ループに接続されてお
り、それぞれ、シングルの逆止め弁３０で分離
されている。アキユムレータ２６の在庫及び引
渡率は、一次冷却材回路の可成り大きな破損に
対しても、過渡状態全般を通じて冷却材がサブ
クールされているといつたものである。非常に
大きな破損に対しては、サブクールされた有機
物冷却材在庫物が噴射される前に過渡的にの
み、フラツシング状態がおこる。小直径パイプ
で接続されている２基のアキユムレータは、原
子炉に冷却剤を少なくとも10分間連続して供給
し、事故直後の状態において炉心の冷却を行な
う。この段階において、上述の自然対流、一次
有機物冷却材−中間有機物冷却材−大気熱排除
ループが、ばね荷重の逆止め弁２４の作用によ
つて作動を開始するが、以下に説明する再循環
系によつて、追加的な強制流れが確立される。

４ 緊急冷却系循環ポンプ３２（第１図）は、原
子炉閉じこめ建屋４の溜め３４に漏れた冷却材
を取り上げ、それを熱交換器３６内に冷却し、
それを逆止め弁３８を通過させて炉心２に再循
環させて、重大事故後の長期間冷却を維持す
る。発電所の他の操作上及び保守整備上の態様
は、公知の技術を利用する。例えば、補助回路
は、連続的なバイパスクリーンアツププロセス
によつて有機物の冷却材の清浄さを維持する。
冷却材は、多くの他の方法のうちどれか一つで
浄化できる。最も簡単なのは、アタパルガス粘
土を通して過を行なつて高分子量の品位低下
生成物を除去することである。冷却材は、ま
た、低圧でガス抜きできる。酸素と塩素の不純
物レベルを厳密な限度で制御することが望まし
いが、冷却材は比較的に含水量が高く、システ
ム内への少量の蒸気の漏洩には耐性がある。

燃料装入方法は、原則として、加圧水形原子炉
と類似である。燃料装入は、オフロードで、圧力
容器ヘツドと上部の原子炉の内部構造物を取除い
て、行なう。燃料は、炉心から有機物冷却材をみ
たしたフラスク内で作業するグラブで取除き、そ
のグラブは燃料を移送庫に移し、移送庫から燃料
は有機物冷却材の下で使用ずみ燃料貯蔵池に移さ
れる。燃料は、貯蔵池に必要な期間、有機物冷却
材をみたしたステンレス鋼のかんに密閉して、通
常の方法で水中に貯蔵する。

有機物冷却材は不透明であるので、燃料の取扱
技術は、加圧水形原子炉での方法とある特定の点
で異なつていなければならない。しかし、液体金
属冷却原子炉用に開発された超音波検査技術を確
実に安全に燃料を取扱うために利用できる。

燃料サイクルは、代表的には３年であつて、炉
心の３分の１を毎年新しい燃料と交換する。残り
の燃料集合体は、必要に応じて、新しい位置に移
して、加圧水形原子炉と同じ様な方法で反応度レ
ベルを最も効率的に利用する。

次に第４図及び第５図の実施例については、少
しばかり小形の原子力発電装置が、都市の熱の必
要条件のために提案された有用性、またはさらに
余裕をもつた安全性が望ましいと考えられる都市
の場所での熱と動力の必要条件の組み合わせで示
されている。この実施例は、有機物冷却材の特性
を一層十分に利用しており、一次回路の運転を実
質的に大気圧で可能としている。このように、一
次回路に破損が生じた場合でも二相状態のおこる
危険がない。

第４図及び第５図に示した原子力発電装置は、
原子炉閉じこめ建屋５０と、それと一体構造のし
やへい壁５２と、その中に位置している炉心容器
５４とから成つている。容器５４のなかには、第
５図に非常に明瞭に示すように中性子しやへい５
７と６基の熱交換器５８に囲まれた炉心５６があ
る。炉心５６は、燃料集合体の円筒形の配列から
成つており、各燃料集合体は、端部取付具と長さ
に沿つて間隔を置いて位置している支持格子で保
持されている燃料ピンの配列から成つている。第
一番目の実施例で説明したように、燃料ピンのい
くつかの場所では、吸収物質の制御棒６０を受入
れることができる。

一次ポンプ６２が３基準備されていて、それぞ
れそれら自体のポンプモータ６４によつて動かさ
れ、またそれぞれ作用して有機物冷却材を２基の
隣接する熱交換器５８の胴を介して下方に引つぱ
つている。ポンプで引かれた有機物の冷却材は、
熱交換器の入口６６に向つて上方に炉心５６を通
過する。

各熱交換器５８は、以下に説明する崩壊熱排除
ループ内に有機物冷却材を含んでいる上部管バン
ク６８と二次冷却材を含んでいる下部管バンク７
０とから成つている。コイル７０内の二次冷却材
は、一次回路で使用されるものと同じ有機物冷却
材か、またはそれと相溶性のものであつて、各対
の隣接する熱交換器５８から二次ポンプ７２によ
つて蒸気発生器７０のような熱交換器を、二次冷
却材が熱交換器７０にもどる前に、循環する。二
次ポンプ７２と蒸気発生器７４は、原子炉閉じこ
め建屋５０の外側に位置しており、一次有機物冷
却材−二次有機物冷却材−水熱移動サイクルは、
水がすべての放射能汚染から十分に保護されるよ
うになつている。蒸気または高圧水がどのように
中間回路へ漏洩しても、原子炉閉じこめ建屋の外
側に位置している安全弁（図示せず）によつて放
出される。

一次回路の破損に対して保護を行なうために、
加圧器容器７６が設置されていて、大直径配管７
８によつて炉心容器５４に接続している。加圧器
７６の能力は、一次回路が破損すると、容器の空
所を完全に冠水させることを可能とするものであ
る。それで、炉心容器５４の重要な構造上の故障
が確かなものであると考えられない場合には、い
ずれの段階においても一次回路が注目に値するよ
うな気泡を含んでいる可能性はないのである。

この状態は、炉心容器５４の非常に妥当な役目
で知り得るのである。しかし、構造上の故障が万
一おこつても、暫定的であつても炉心のカバーを
外すことはあり得ないのである。原子炉閉じこめ
建屋は、大気圧よりも僅かに高い圧力で操作され
ているので、加圧器７６が空になる前に、閉じ込
め圧力と加圧器圧力とは等しいのである。その
後、重力だけが働いて、緊急冷却材噴射系を全面
的に自動的にする。

上述の崩壊熱排除ループは、管ループ６８を組
み込んでいて、一次有機物冷却材−二次有機物冷
却材−大気ループであり、これは、トリツプ後の
崩壊熱を直接大気に排除することができ、また、
動力作動弁８０を開くと自然循環によつて炉心を
冷却できる。

この実施例の燃料装入と、有機物冷却材の清浄
さの維持のような補助機能は、第１図乃至第３図
の実施例に関して説明したものと類似のものであ
る。第５図には、炉心閉じこめ建屋５０内の燃料
取扱い穴８２を略図的に示す。圧力容器ヘツド７
９の中心部分だけを、燃料装入のために取除く必
要がある。完全な容器ヘツド８１は、重要な保守
整備と検査の必要条件のためにのみ取除く必要が
ある。

【図面の簡単な説明】

第１図は、この発明の原子力発電装置の工程系
統図であり、第２図は、第１図の原子炉閉じこめ
建屋の内部の略平面図であつて、一次冷却材に対
する４つの異なつた循環ループを示し、それぞれ
第３図のレベルＡ−Ａ，Ｃ−Ｃ、及びＤ−Ｄにお
ける平面または断面で示し、第３図は、第２図の
線Ｅ−Ｅに沿つた縦断面図であり、第３図Ａは、
第３図の蒸気発生器１４と換えることのできるつ
き巻きコイル蒸気発生器の縦断面図であり、第４
図は、この発明による別の原子力発電装置の縦断
面図であり、第５図は、第４図の原子炉閉じこめ
建屋の内部の略平面図であり、原子炉から温水と
蒸気の出力を得るために設置する３基の追加の熱
交換器を示すものである。 ２，５６……炉心、３，５７……しやへい、
４，５０……原子炉閉じこめ建屋、６，５４……
圧力容器、８，５２……圧力容器の壁、１４，３
６，５８……熱交換器、１４，７４……蒸気発生
器（熱交換器）、２６……アキユムレータ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 濃縮ウラン燃料を含む原子炉炉心と、炉心を
   冷却するための閉鎖一次冷却回路を形成する装置
   と、前記炉心を上方に通過して、一次冷却材およ
   び減速材としての有機物液体の単一方向の流れを
   発生させるための手段と、改良された緊急冷却系
   とから成る原子力発電装置であつて、前記改良さ
   れた緊急冷却系は、前記一次冷却回路が破損した
   ときに炉心に冠液させる装置と、前記原子炉炉心
   の上方に配設された熱交換器を備えて、事故後の
   状態において前記炉心の冷却状態を維持させるた
   めの熱交換装置と、さらに事故後の状態で前記炉
   心と前記熱交換器の一方の側とを通して有機物液
   体を対流させるために、一次冷却回路に平行する
   自然対流閉鎖形放熱回路を形成させるための装置
   とから成り、前記炉心に冠液させる装置は、アキ
   ユムレータ装置と、前記アキユムレータ装置内に
   あつて、通常の作動温度においては前記一次有機
   物冷却材および減速材の飽和圧力以上の圧力にあ
   る有機物冷却材と、前記一次冷却回路内の圧力損
   失が生じた場合に、前記アキユムレータ装置内の
   圧力下においてアキユムレータ装置から炉心へ前
   記有機物冷却材を供給する装置とから成ることを
   特徴とする原子力発電装置。 ２ 自然対流閉鎖形放熱回路には動力そう失の場
   合を除いて前記自然対流閉鎖形放熱回路中の有機
   物液体の対流を妨げるためばね荷重閉鎖形弁装置
   が備えられている請求項１記載の原子力発電装
   置。 ３ 始めに原子炉炉心に充填される第１次有機物
   冷却及び減速材はその物理的性質が炉心の温度と
   照射条件により変動する有機物冷却材であり、ア
   キユムレータ装置中の有機物冷却材は始めに前記
   原子炉炉心に充填するのと同じ有機物冷却材であ
   る請求項１記載の原子力発電装置。 ４ 事故後の自然対流形放熱回路は空気冷却形放
   熱器と熱交換器の二次側及び前記空気冷却形放熱
   器の液体側を通る中間有機物冷却材の自然対流の
   ための中間自然対流閉鎖形放熱回路を限定する装
   置とから成り、前記閉鎖形放熱回路と前記中間閉
   鎖形放熱回路中の有機物冷却材は始めに原子炉炉
   心に充填するのと同じ有機物冷却材である請求項
   ３記載の原子力発電装置。 ５ 閉鎖一次冷却回路は38.7Kg／cm（550p.s.i.g.）
   までの作動圧力に耐えることができる一次冷却回
   路圧力限界を有する装置を含む請求項１記載の原
   子力発電装置。 ６ 熱交換器内において前記一次冷却回路は、二
   次冷却回路内の二次冷却材と熱交換関係にあり、
   前記熱交換器の胴部分内に一次有機物冷却材の流
   通路が存在し、管部分内に二次冷却材の流通路が
   存在するところの熱交換器を備えた請求項５記載
   の原子力発電装置。 ７ 前記胴部分と管部分より成る熱交換器は蒸気
   発生器であり、二次冷却材は水である請求項６記
   載の原子力発電装置。 ８ 一次有機物冷却および減速材はその動作温度
   において大気圧以下の飽和蒸気圧を持ち、二次冷
   却回路は3.5Kg／cm（50p.s.i.g.）までの動作圧力
   に耐えるように設計されている二次冷却材圧力限
   界を限定する装置を含む請求項６記載の原子力発
   電装置。 ９ 胴と管の熱交換器は同じ又は類以特性の一次
   及び二次冷却材を含む有機物一次冷却材から有機
   物二次冷却材への熱交換器であり、二次冷却回路
   は原子炉格納建屋の外の蒸気発生器又は水加熱器
   にその熱を伝達する装置を備える請求項７記載の
   原子力発電装置。 １０ 炉心の圧力容器と炉心の燃料及び前記圧力
   容器の壁の間に中性子吸収物質のしやへいとを備
   える請求項１記載の原子力発電装置。 １１ 発電装置の設備撤去操作を容易ならしめる
   ために、しやへい機構がモジユール化構造である
   ことを特徴とする請求項１０記載の原子力発電装
   置。