JPH03502005A - 水冷原子炉のための全圧受動型緊急炉心冷却・余熱除去装置 - 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】 ゛　ヱ灯のための　　　　刑　７、灯Ｉ′−合　。

倉竺旅夫装！ 本発明は加圧器付きの集合式水冷原子炉に関し、殊に組込み加圧器を有する集合 式加圧水型原子炉（ＰＷＲ）型および集合式間接サイクル沸騰水型原子炉（ＢＷ Ｒ）型の水冷原子炉に通用可能である。しかし、本発明はまた分離型加圧器を有 する集合式水冷原子炉および分離型加圧器を有する分散式またはループ式加圧水 型原子炉（ＰＷＲ）にも通用可能である。

水冷原子炉に伴う一つの問題は、成る種の重大事故状態の下で、原子炉炉心の有 効な冷却が掻く急速に失われることがあり得ることである。緊急炉心冷却装置は 従来技術において与えられているが、成る種のきびしい状況の下では、これらの 装置は原子炉に何らかの損傷が生ずる前に冷却を回復するほど充分な早さで動作 しない、これらの緊急炉心冷却装置の設計理念は、あらゆる状況の下で原子炉炉 心の損傷を防ぐことよりもむしろ、炉心の損傷が炉心の冷却不能の形態を招く前 に、炉心の冷却を回復することにある。

水冷原子炉に伴ういま一つの問題は、正規の装置による熱除去が失われた場合に 、原子炉炉心から長期的に余熱を除去することである。従来技術において、余熱 除去装置はそのような緊急事態のために設けられている。

従来技術の緊急炉心冷却・余熱除去装置は、必要な時に機能を失うことのできる 能動的要素によって制御罪され、作動される。

従来技術の余熱除去装置はまた能動的ポンプ装置要素を有する。

このような能動的要素は、緊２．状況において作動を止める恐れもある外部の電 源または他のエネルギー源を必要とする。そのような可能性を減するために、従 来技術の緊ゑ、炉心冷却・余熱除去装置およびその支援装置は重複していて、装 置を複雑にし、高価にする。そのような従来技術の緊ゑ、炉心冷却・余熱除去装 置では、低出力または中間出力縁の、費用効果の高い水冷原子炉電力プラントを 制作することが困難となる。

原子炉が正常に運転されている時に持続的に使用可能な、原子炉炉心損傷を防ぐ 受動的安全装置によって、重大事故状態中に常時、原子炉炉心の冷却を維持する 緊ゑ、炉心冷却・余熱除去を与えることが、本発明の目的である。

安全装置を単純化し、重複の必要性を無くすることにより、低および中間出力縁 の、低価格の水冷原子炉発電プラントを与えることも本発明の目的である。

本発明によれば、水冷原子炉は、圧力容器と、炉心と、炉心を冷却するように仕 組まれた一次冷却水回路と、を有し、炉心と少なくとも一次冷却水回路の一部分 は圧力容器内に配置され、また床空間と蒸気空間を有する加圧器と、少な（とも １個の全圧炉心冷却器装置と、−次冷却水回路の上方部分を各全圧炉心冷却器装 置に接続する第１のパイプ装置と、−次冷却水回路の下方部分を各全圧炉心冷却 器装置に接続する第２のパイプ装置と、を有し、各第１のパイプ装置は第１の逆 Ｕ字形ベンドを有空間と蒸気空間を貫通して各第１の逆Ｕ字形ベンド内にベーパ ロックを発生し、そのため、正常運転中の各ベーパロックは一次冷却水回路から 第１のパイプ装置、全圧炉心冷却器装置および第２のパイプ装置を通って一次冷 却水回路に至る一次冷却水の自然循環を実質的に阻止し、各ベーパロックは炉心 、−次冷却水回路、加圧器の何れかの異常作動、または−次冷却水の逸失を感知 することにより第１の逆Ｕ字形ベンドがら移動して、−次冷却水回路から第１の パイプ装置、全圧炉心冷却器装置、および第２のパイプ装置を通る一次冷却水の 自然循環を可能にし、比較的冷たい一次冷却水が全圧炉心冷却器装置から一次冷 却水回路に、つまりそれを通って流れることを可能にする。

望ましくは、全圧炉心冷却器装置は一次冷却水の予備供給分を有する全圧緊急炉 心冷却剤タンクを含むことができ、第１のパイプ装置は一次冷却水回路の上方部 分を全圧緊急炉心冷却剤タンクの上方部分に接続し、第２のパイプ装置は一次冷 却水回路の下方部分を全圧緊急炉心冷却剤タンクの下方部分に接続し、全圧緊急 炉心冷却剤タンクの少なくとも一部分は炉心の上方に配置され、第１のパイプ装 置は第１の逆Ｕ字形ベンドを有し、第１のパイプ装置の第１の逆Ｕ字形ベンドは 加圧器の床空間と蒸気空間を貫通して第１の逆Ｕ字形ベンド内にベーパロックを 形成し、そのため、正常運転中にはベーパロックが一次冷却水回路から、第１の パイプ装置、全圧緊急炉心冷却剤タンク、および第２のパイプ装置を通って一次 冷却水回路に至る一次冷却水の自然循環を実質的に阻止し、ベーパロックは炉心 、−次冷却水回路、加圧器の異常作動、または−次冷却水の逸失を感知して第１ の逆Ｕ字形ベンドから移動して、−次冷却水回路から第１のパイプ装置、全圧緊 急炉心冷却剤タンクおよび第２のパイプ装置を通って一次冷却水回路に至る一次 冷却水の自然循環を可能にし、全圧緊急炉心冷却剤タンク内の比較的冷たい一次 冷却水が炉心を通って流れるのを可能にし、または−次冷却水蒸気が一次冷却水 回路から第１のパイプ装置を通って全圧緊急炉心冷却剤タンクに流通されて、全 圧緊工、炉心冷却剤タンクから一次冷却水回路に一次冷却水が重力供給され易く することを可能にする。

全圧炉心冷却器装置の少なくとも１個は全圧余熱除去熱交換器を存することがで き、第１のパイプ装置は一次冷却水回路の上方部分を全圧余熱除去熱交換器の上 方部分に接続し、第２のパイプ装置は一次冷却水回路の下方部分を全圧余熱除去 熱交換器の下方部分に接続し、全圧余熱除去熱交換器の少なくとも一部分１次冷 却水回路の上方に配置され、第１のパイプ装置は第１の逆Ｕ字形ベンドを有し、 第１のパイプ装置の第１の逆Ｕ字形ベンドは加圧器の床空間と蒸気空間を貫通し て第１の逆Ｕ字形ベンドの中にベーパロックを形成し、そのため、正常運転中に はベーパロックが１次冷却水回路から第１のパイプ装置、全圧余熱除去熱交換器 および第２のパイプ装置を通って１次冷却水回路に達する１次冷却水の自然循環 を実質的に阻止し、ベーパロックは炉心、１次冷却水回路、加圧器の異常作動、 または１次冷却水の逸失を感知することにより第１の逆Ｕ字形ベンドから移動し て、１次冷却水回路から第１のパイプ装置、全圧余熱除去熱交換器および第２の パイプ装置を通って１次冷却水回°路に達する１次冷却水の自然循環を可能にし て比較的冷たい１次冷却水が炉心を通って流れるようにする。

全圧余熱除去熱交換器と全圧緊急炉心冷却剤タンクとは一体化して、共通の第１ のパイプ装置、第１の逆Ｕ字形ベンドおよび第２のパイプ装置を共有するように 流れの順序に流体接続されることができる。

全圧余熱除去熱交換器と全圧緊急炉心冷却剤タンクは分離して、それぞれ固をの 第１のパイプ装置、第１の逆Ｕ字形ベンドおよび第２のパイプ装置を有すること ができる。

全圧緊急炉心冷却剤タンクの少なくとも一部分は１次冷却水回路の上方に配置さ れることができる。

第１のパイプ装置にある逆Ｕ字形ベンドは、ベーパロックの形成、維持を助け、 非凝縮性ガスの除去を容易にするように、沈漬式電気ヒータを有することができ る。

原子カプラントの正常運転中には、第１のパイプ装置内での温水渦流の循環を助 けるが、温水渦流が全圧炉心冷却器装置に入るのを妨げ、炉心、１次冷却水回路 または加圧器の異常作動によってベーパロックが第１の逆Ｕ字形ベンドから移動 した場合には、１次冷却水回路から第１のパイプ装置、全圧炉心冷却器装置およ び第２のパイプ装置を通る１次冷却水の自然循環を可能にする、流体静力学的熱 シールを、各第１のパイプ装置が有することができる。

各第１のパイプ装置にある第２の逆Ｕ字形ベンドが１個の流体静力学的熱シール を形成することができる。

第１のパイプ装置にあるＵ字形ベンドも１個の流体静力学的熱シールを形成する ことができる。

各第２のパイプ装置は、原子炉の正常運転中、１次冷却水回路から全圧炉心冷却 器装置への温水の熱対流を妨げる流体静力学的熱シールを有することができる。

第２のパイプ装置にあるＵ字形ベンドが流体静力学的熱シールを形成することが できる。

各第２のバイブ装置内に直列に接続される逆Ｕ字形ベンドとＵ字形ベンドの少な くとも１対が流体静力学的熱シールを形成することができ、逆Ｕ字形ベンドは比 較的高温の領域に配置され、Ｕ字形ベンドは比較的低温の領域に配置されて、流 体静力学的熱シール内で低密度と高密度の水の交替する成層域を生ずる 加圧器は補助容器を有することができ、補助容器は木菟間と蒸気空間を有し、補 助容器の少なくとも木菟閲は加圧器の木菟間に連結され、第１のパイプ装置の第 １の逆Ｕ字形ベンドは補助容器の木菟間と蒸気空間を貫通する。

加圧器は補助容器を有することができ、補助容器は木菟間と蒸気空間を有し、補 助容器の少なくとも木菟間は１次冷却水回路の上方部分に連結され、パイプ装置 の第１の逆Ｕ字形ベンドは補助容器の木菟間と蒸気空間を貫通する。

補助容器の蒸気空間は加圧器の蒸気空間に連結されることができる。

補助容器は補助容器の木菟間と蒸気空間の飽和状態を保つための沈漬型電気ヒー タを有することができる。

補助容器は第１の逆Ｕ字形ベンドの一部分を画成することができ、補助容器の蒸 気空間はベーパロックを形成することができる。

比較的細い通気管がベーン＜ｏツクと加圧器の蒸気空間とを連結して、ベーパロ ックから加圧器の蒸気空間への非凝縮性ガスの流れを可能にし、正常運転中にベ ーパロックの形成、維持を助け、ベーパロックに所要の過渡応答性を与えること ができる。

全圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除去装置は、全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置内の１ 次冷却水から熱を除去するための、少な（とも１個の余熱除去装置を有すること ができる。

各全圧緊急炉心冷却剤タンク全圧余熱除去熱交換器と一体化させることができ、 該熱交換器は、組合わせ全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置内の１次冷却水から熱 を除去するための、少なくとも１個の余熱除去回路を有する。

少なくとも１個の、組合わせ全圧炉心冷却・余熱除去タンクは包囲領域を有する ことができ、第１のパイプ装置は１次冷却水回路と包囲領域を連結し、１次冷却 水から余熱除去回路への熱伝達率を高めるための、余熱除去回路の１つを包囲領 域が有する。

余熱除去回路は、全圧緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク内に配置される第１の熱 交換器と、全圧緊急炉心冷却剤・余熱除去タンクの外側に配置される第２の熱交 換器と、作用流体を相互間に伝送するために第１と第２の熱交換器を連結する配 管と、を含むことができる。

原子炉圧力容器は全圧緊ゑ、炉心冷却剤タンク内に配置することができる。

原子炉圧力容器と加圧器は、組合わせ全圧緊ゑ、炉心冷却剤・余熱除去タンクの 中に集合型ユニットして配置されることができ、全圧緊急炉心冷却剤タンクは集 合型圧力容器となり、圧力容器は、１次回路と全圧緊急炉心冷却剤の予備容積と の間の熱と流量の制御境界となる。

第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去装置は、低圧の１次冷却水のいま一つの予備 供給源を有するタンクを含むことができ、低圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除去タンク の少なくとも一部分は全圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除去装置の上方に配置され、ま た、第２の低圧緊２．炉心冷却・余熱除去タンクの下方部分を全圧緊２、炉心冷 却剤・余熱除去装置または１次回路に連結するための第３のパイプ装置と、加圧 器の蒸気空間を低圧緊急炉心冷却剤タンクに連結するための第４のパイプ装置と 、を含むことができ、第３のパイプ装置は逆止め弁と制御弁を有し、第４のパイ プ装置は制御弁を有する。

少なくとも１個の第２の余熱除去装置が、第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去タ ンク内の水から熱を除去するように仕組まれることができる。

低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内の水は全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置の ためのヒートシンク（吸熱材）を形成することができる。

全圧余熱除去冷却器は低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内にあることができる 。

全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置は、低圧緊２、炉心冷却・余熱除去タンク内に あることができる。

圧力容器は円筒壁部材によって画成される無水室の中にあることができ、円筒壁 部材は低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内に配置されることができ、無水室の 上方領域を緊急炉心冷却・余熱除去タンクの下方領域に、通気管が連結する。

封じ込め建物は、原子炉圧力容器と、炉心と、１次冷却水回路と、加圧器と、全 圧緊急炉心冷却・余熱除去装置と、第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクと 、を包含することができ、第５のパイプ装置がポンプ装置を低圧緊急炉心冷却・ 余熱除去タンクに連結することができ、封じ込め建屋内の所定の高さを超える漏 れ冷却水を低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクに圧送するようにポンプ装置が仕 組まれ、第５のパイプ装置は逆止め弁を有することができる。少なくとも１個の 第２の余熱除去回路は、第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内に配置され る。第３の熱交換器と、封じ込め建屋の外側に配置される第４の熱交換器と、作 用流体を相互間に伝送するために第３と第４の熱交換器を連結する配管装置と、 を含むことができる。

第５の熱交換器が実質的に封じ込め建屋の最上領域に配置されることができ、作 用流体を相互間に伝送するために第５と第４の熱交換器を配管装置が連結し、第 ５の熱交換器によって凝縮した熱気を収集するために、第５０熱交換器の下方で 、第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクの上方に収集容器が配置され、収集 容器から第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクへ凝縮蒸気を供給するための パイプ装置を有する。

配管装置が作用流体を相互間に伝送するために中間熱交換器と第４の熱交換器を 連結することができ、第２の熱交換器は中間熱交換器と熱交換し、中間熱交換器 と第２の熱交換器は封じ込め建屋の内側に配置される。

繁栄、炉心冷却・余熱除去タンクは、水に溶かした中性子吸収剤を含むことがで きる。

中性子吸収剤は、硼酸の形をとる硼素であることができる。

加圧器の木菟間の少なくとも一部分は１次冷却水回路の上方部分の上方に配置さ れることができ、加圧器の蒸気空間を１次冷却水回路の上方部分に接続するため に、加圧器と１次冷却水回路を連結する少なくとも１個の通気装置を有し、加圧 器の木菟間を１次冷却水回路の下方部分に接続するために、加圧器と１次冷却水 回路を連通ずる少なくとも１個のサージボート装置を有し、この少なくとも１個 のサージボート装置は、加圧器の木菟間から１次冷却水回路への水の流れに対し ては比較的低い抵抗を有し、１次冷却水回路から加圧器の木菟間への水の流れに 対しては比較的高い抵抗を有するように、仕組まれており、加圧器の蒸気空間と １次冷却水回路の上方部分とを連通ずる前記少なくとも１個の通気装置は、１次 冷却水回路内に形成される過剰な蒸気が加圧器の蒸気空間に流れるようにする。

炉心、１次冷却水回路および加圧器は圧力容器によって包囲される集合型ユニッ トとして装置され、少なくとも１個のケーシングが圧力容器を第１と第２の室に 実質的に分割するように圧力容器内に装置され、炉心と１次冷却水回路は第２の 室の中に装置され、加圧器は第１の室の中に装置され、ケーシングは１次冷却水 回路内の水と加圧器の木菟間内との水の相互混合作用を防ぐ。

第１のパイプ装置は加圧器の木菟間を全圧炉心冷却器装置に連結することができ る。

炉心は圧力容器の下方領域に装置されることができ、１次冷却水回路は、比較的 高温の水と蒸気を少なくとも１個の熱交換器に搬送するための上昇通路と、前記 少なくとも１個の熱交換器から炉心へ比較的低温の水を搬送するための下降通路 と、を含む。

前記少なくとも１個の熱交換器は蒸気発生器であることができる。

熱交換器は圧力容器内に配置することができる。

１次冷却水回路は１次冷却水の循環を助けるための、少な（とも１個のポンプを 含むことができる。

加圧器は分離された加圧器であることができる。

水冷原子炉は集合式加圧木型原子炉であることができる。

水冷原子炉は集合式間接サイクル沸騰水型原子炉であることができる。

以下に添付図面を参照しつつ、例示により、本発明をより詳細に説明する。

第１図は、本発明による組込み型加圧器と分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除去装 置を有する集合式水冷原子炉の略式垂直断面図、 第１Ｂ図は、逆Ｕ字形ベンド内のベーパロックを示す、第１図の一部の拡大断面 図、 第１Ｃ図は正常な定常運動時の、第１Ｂ図のベーパロックを示す図、 第１Ｄ図は炉の上昇部に異常状態が有る時の、第１Ｂ図のベーパロックを示す図 、 第１Ｅ図は加圧器の正常な高水位過渡状態が有る時の、第１Ｂ図のベーパロック を示す図、 第１Ｆ図は加圧器の異常な高水位過渡状態が有る時の、第１Ｂ図のベーパロック を示す図、 第１Ｇ図は加圧器の正常な低水位過渡状態が有る時の、第１Ｂ図のベーパロック を示す図、 第１Ｈ図は加圧器の異常な低水位過渡状態が有る時の、第１Ｂ図のベーパロック を示す図、 第１１図は代替のベーパロックおよび逆Ｕ字形ベンドの拡大断面図、 第１Ｊ図は第１Ｉ図の矢印への方向に見た断面図、第２図は、本発明による組込 み型加圧器および分離型全圧繁栄、炉心冷却・余熱除去装置を有する集合式水冷 原子炉の第２の実施例の略式垂直断面図、 第３図は、本発明による組込み型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除 去装置を有する集合式水冷原子炉の第３の実施例の略式垂直断面図、 第４図は、本発明による組込み型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除 去装置を有する集合式水冷原子炉の第４の実施例の略式垂直断面図、 第５図は、本発明による組込み型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除 去装置を有する集合式水冷原子炉の第５の実施例の略式垂直断面図、 第６図は、本発明による分割された組込み型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷 却・余熱除去装置を有する集合式水冷原子炉の第６の実施例の略式垂直断面図、 第６Ｂ図は代替のベーパロックを示す、第６図の一部の拡大断面図、 第７図は、本発明による組込み型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除 去装置を有する集合式水冷原子炉の第７の実施例の略式垂直断面図、 第８図は、本発明による組込み型加圧器および組込み型全圧緊急炉心冷却・余熱 除去装置を有する集合式水冷原子炉の第８の実施例の略式垂直断面図、 第９図は、本発明による分離型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除去 装置を有する、分散式つまりループ式水冷原子炉の略式垂直断面図、 第１０図は、本発明による分離型加圧器および分離型全圧緊急炉心冷却・余熱除 去装置を有する、分散式つまりループ式水冷原子炉の第２の実施例の略式垂直断 面図、第１０Ｂ図ないし第１０Ｆ図は、代替のベーパロックの仕組みを示す、第 １０図の一部の断面図、 第１１図は、第６図の組込み型加圧器および全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置と 共に、本発明による補助的低圧緊急炉心冷却・余熱除去装置を有する水冷原子炉 の略式垂直断面図、第１２図は、本発明による低圧緊急炉心冷却・余熱除去装置 を組み付けられた全圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除去装置と共に、組込み型加圧器を 有する水冷原子炉の略式垂直断面図、第１３図は、本発明による補助的低圧覧２ 、炉心冷却・余熱除去装置と共に、第１０図の分離型加圧器および全圧緊急炉心 冷却・余熱除去装置を有する分散式つまりループ式水冷原子炉の略式垂直断面図 である。

水冷原子炉１０が第１図に示されるが、これは本出願人により併願中の英国特願 第８８０８７０７．７号明ｔｉ！３書に、より詳しく説明されるように、組込み 型加圧器を有する型式の集合式加圧水型原子炉（Ｐ讐Ｒ）である。

原子炉１０は圧力容器１２を有し、その中に炉心１４が配置される。

炉心１４は実質的圧力容器１２の下方領域に配置され、中性子リフレクタ１６に 囲まれている。炉心１４は駆動機構（図示せず）に連接された可動中性子吸収制 御棒の装置を含む、遮熱板２０が炉心１４の下方に配置され、遮熱板１８が中性 子リフレクタ１６を囲むように配置される。遮熱板１８．２０は炉心１４から放 射される放射線から圧力容器１２を保護する。

１次冷却回路が炉心１４を冷却するのに用いられ、１次冷却水回路はポンプ圧送 流または自然循環流を用いる。１次冷却水回路は、炉心１４に整合してその垂直 方向に配置されて炉心１４からの比較的に熱い１次冷却水の自然の垂直方向上方 流のための上昇通８２４を画成する中空円筒形部材２２を含み、炉心１４への比 較的冷たい１次冷却水の自然の垂直方向下方戻り流れのための円環形下降通路２ ６が圧力容器１２と協働して画成される。１次冷却水回路には、モータ３０によ り駆動される１個以上の炉心冷却水ポンプ２８が設けられる。炉心冷却水ポンプ ２８は下降通路２６内に配置される。

ケーシング３２が圧力容器１２の中に配置されて、圧力容器１２を第１の垂直方 向上方室３４と第２の垂直方向下方室３６とに分割すす、炉心１４と１次冷却水 回路は第２の下方室３６の中に装置される。

円筒形部材２２はケーシング３２によって画成される下方室３６の頂部に向って 延在するが、それからは隔置され、円筒形部材２２の上方領域には、上昇通路２ ４から下降通路２６の上方部へ１次冷却水の流れを分配するための窓３８が設け られる。円筒形部材２２の上方端は、上昇通路２４を下降通路２６に接続し、炉 心１４がらの水と蒸気が円筒形部材２２の上端を超えて下降通路２６の中に流れ るのを可能にする大きな窓４０を有する。

２次冷却剤回路は１次冷却水回路から熱を取る。２次冷却剤回路は円環形下降這 Ｂ２６の上方領域内に配置される１個以上の熱交換器４２を含む、熱交換器４２ は複数の管を有し、管は供給パイプ（図示せず）および入口管寄せ（ヘッダ）を 介して２次冷却剤供給源から２字冷却剤を受入れるように装置され、タービン発 電機の駆動、地域暖房、熱処理または推進装置のために、出口管寄せ（図示せず ）および供給パイプ（図示せず）を介して、加熱された２次冷却剤を供給する。

本例における熱交換器４２は蒸気発生器であり、２次冷却剤に水を使用する。蒸 気発生器は、−回通過量または、出口および入口両管寄せの間に下降パイプを有 する再循環型であることができる。

ケーシング３２は圧力容器１２に固定されて密封され、また円環形部材４４を有 し、該部材４４は圧力容器１２の軸線の回りにケーシングから下方に延在し、そ の下端は閉じている。円環形部材４４は円筒形部材２２の中に同軸状に延在し、 それから隔置される。

ケーシング３２と圧力容器１２０間に形成される第１の垂直方向上方室３４の中 に加圧器４６が配置される。加圧器４６は、水／蒸気界面、つまり水面５２によ り別けられる水４８と蒸気５ｏを含む。

１個以上の大口径の通気パイプ５４が加圧器４６の蒸気空間５ｏを１次冷却水回 路の上方部分に連結する。図示のように、通気バイブ５４は加圧器蒸気空間５０ から加圧器水空間４８およびケーシング３２を通って延在する。

円環形部材４４の下方領域に複数のサージポート５６が設けられ、ボート５６は 加圧器水空間４８と１次冷却水回路の円環形下降通路２６との間を流体連通する 。サージポート５６は円筒形部材２２を通して蒸気発生器４２の領域の中に延在 する。サージポート５６は水力学的ダイオード（図示せず）を含み、ダイオード は、加圧器水空間４８から１次冷却水回路への水の流れに対しては低い抵抗を有 し、１次冷却水回路から加圧器水空間４８への水の流れに対しては高い抵抗を有 する。

炉心１４．１次冷却水回路および加圧器４６を含む圧力容器１２の垂直方向上方 に、または炉心１４の頂部より上方の高さにて圧力容器１２の側方に、少なくと も１個の組合せ型全圧緊急炉心冷却水・余熱除去タンク５８が配置される。タン ク５８には、１次冷却水回路の全作動圧における１次冷却水の予備供給分が満た される。

余熱除去回路は、タンク５８の中に配置される第１の熱交換冷却器６０と、タン ク５８の外部に配置される第２の熱交換器６２と、を含む。第１の熱交換冷却器 ６０から第２の熱交換冷却器６２への冷却流体の自然対流による熱の輸送のため に、第１の熱交換冷却器６０と第２の熱交換冷却器６２をバイブロ４．６６が流 体連結する。

全圧緊急炉心冷却水・余熱除去タンク５８の下方部分と、圧力容器１２内の１次 冷却水回路の下方部分と、を１本以上のバイブロ８が連結する０本例では、遮熱 板１８の近傍にてノズル７２によりバイブロ８が円環形下降通路２６に連結する 。バイブロ８は圧力容器１２に入る前の、適当に低い高さの所にＵ字形ベンド７ ０を有して、１次冷却水回路からバイブロ８の主体部分およびタンク５８への熱 対流を防ぐ流体静力学的熱シールを形成する。

圧力容器１２の中の１次冷却水回路の上方部分と、全圧５Ｌｔ、炉心冷却・余熱 除去タンク５８と、をバイブ７４が連結する。通気バイブ７４がケーシング３２ を通して加圧器４６の中に延在し、通気パイプ７４は加圧器４６の水工間４８と 蒸気空間５０を通過する第１の逆Ｕ字形ベンド７６を組込んでいて、逆Ｕ字形ベ ンド７６内にベーパロック７８を形成する。

通気パイプ７４はまた、Ｕ字形ベンド８０と、全圧緊急炉心冷却・余熱除去タン ク５８に入る前の、圧力容器１２の外側の適当に高い位置に第２の逆Ｕ字形ベン ド８２と、を有する。第２の逆Ｕ字形ベンド８２は原子カプラントの正常運転中 に、通気バイブ７４内を循環す温水の渦流が緊急炉心冷却・余熱除去タンク５８ に入るのを防止する流体静力学的熱シールを形成する。

集合式加圧水型原子炉１０が正常な定常状態で運転されている時、加圧器４６内 の状態が１次冷却水回路と全圧緊急炉心冷却・余熱除去系統との双方における冷 却水圧力を決定する。緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク５Ｂ内における冷却水の 温度はタンク５８内の第１の熱交換冷却器６０によって決まる。この温度は実質 的に第２の熱交換冷却器６２の周囲温度である。

圧力容器１２内の１次冷却水回路からバイブロ８への熱対流は、バイブが圧力容 器１２に入る前の低いバイブロ８の位置にあるＵ字形ベンド７０により形成され る流体静力学的熱シールによって防止される。バイブロ８の露出部分から全圧緊 急炉心冷却剤・余熱除去タンク５８への熱対流は生じ得るので、バイブロ８の露 出部分の温度は緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク５８の温度によって決まる。

圧力容器１２内の１次冷却水回路から全圧緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク５８ への、バイブ７４内の熱対流は、圧力容器１２からの出口近くのバイブ７４の適 当に低い高さにある流体静力学的熱シールが無ければ、防止されない、圧力容器 １２の外部におけるバイブ７４内の温度はバイブロ８内の温度よりも高く、緊急 炉心冷却剤・余熱除去タンク５８内の水温よりも高い。バイブ７４の外部部分か ら全圧緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク５８への熱対流は、バイブ７４の上端に ある逆Ｕ字形ベンド８２により形成される流体静力学的熱シールによって防止さ れる。

圧力容器１２の中にあるバイブ７４０部分の温度は圧力容器１２内の１次冷却水 と平衡状態になる。加圧器４６内に配置される逆Ｕ字形ベンド７６の中の状態は 加圧器４６内に行きわたっている飽和状態となる。よって原子カプラントの正常 運転中に、バイブ７６の逆Ｕ字形ベンド７６内にベーパロックつまり蒸気泡７８ が形成され、これがバイブ７４、タンク５８、バイブロ８および１次冷却水回路 を通る冷却水の自然循環を防ぐ。

１次冷却水回路から全圧緊２．炉心冷却剤・余熱除去タンク５８へのバイブ７４ のベーパロック７８の水位は、第１図に示すようにＨ４とＨ２である。基準面は １次冷却水回路から加圧器４６を分離するケーシング３２の高さとする。ベーパ ロック７８の２本の脚における水位Ｈ４とＨｌの差は、１次冷却水回路と全圧緊 急炉心冷却・余熱除去装置とによって形成される回路をめぐる正味水頭に等しい 、この正味水頭は次式により（近似的に）表わされる：ρ。＝全圧緊急炉心冷却 ・余熱除去装置の下降脚（つまりタンク５８と第２のバイブ装置６８）における 冷却水密度ρ、＝全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置の上昇脚（つまり第１のバイ ブ装置７４）における冷却水密度ρ、＝１次回路の下降通路２６における平均冷 却水密度ρｍ＝１次°回路の上昇通路２４における平均冷却水密度ρ−加加圧氷 水空間おける冷却水密度 ＨＩＩ−炉心１４と１次回路の上昇通路２４における水頭損失、またパラメータ ｚ０、ｚ８および１．１は第１図に示す寸法である。

パラメータｚ０、Ｈ２およびＨ＋ｔの適切な選択により（適切な炉心設計により ）、原子カプラントの正常な定常運転において、Ｈ。

に関する上式の最初の２項が炉心／上昇通路水頭損失の項に等しいか、またはそ れを超えるように、つまり（ρ。−ρｘ）Ｚｏ＋（ρｏ−ρｎ）Ｌｘ≧９　＋ｆ ｂとなるように、体系を設計すべきである。

炉心１４の異常状態の発生を感知し、反応する。そのような異常な炉心状態は上 昇通路２４の異常に低い冷却水密度、つまり異常に大きな水位差Ｈ１を引き起こ し、これがベーパロック７８を崩壊または移動させる。

バイブ７４のベーパロック７８の水位Ｈ４の、定常状態における加圧器４６の水 位）Ｉ＋との差は）］？＝）１４　　Ｂ＋＝）ｌＡであり、）ＩＡ＝１次冷却水 冷却水回路る流れによる１次冷却水回路の下陳通Ｂ２６の長さＡにねたろ水頭損 失である。水位Ｈ１は加圧器４６の萎気空間５０への通気パイプ５４の中の水位 Ｈ，に等しい。

ベーパロック７８内の水位Ｈ，（ひいてはＩｓ）は加圧器４６内の水位５２に近 いか、またはそれ・と緊密な関係にある。過度に高いか低い炉心１４の運転温度 、過度の水補給または冷却水漏れよる加圧器４６の異常水位もベーパロック７８ を移動させて、全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置を発動することができる。

１次冷却水回路から全圧緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク５８へのバイブ７４内 のベーパロック７８の２本の脚の水位間の水頭差■６は緊ゑ、冷却水流を開始す るために利用し得る駆動水頭を表わす、もしもベーパロック７８が破壊されると 、１次冷却水が１次冷却水回路から、バイブ７４、全圧緊急炉心冷却剤・余熱除 去タンク５８およびバイブロ８を通って流れて、１次冷却水回路に戻る。

バイブ７４の頂部における逆Ｕ字形ベンド８２内に形成される流体静力学的熱シ ールは、異常状態の下で１次冷却水回路からバイブ７４を上って流れる比較的高 温の１次冷却水がタンク５８に入るのを防ぐのに不充分である。

いったん、比較的高温の１次冷却水が逆Ｕ字形ベンド８２により形成される流体 静力学的熱シールを通って下降し始めると、全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置を 通る流れを開始する熱駆動水頭を先ず僅かに減少させることになる。この特徴は 、ベーパロック７８の再樹立を生ずるには、ベーパロック７８を破壊するのに必 要な値を通り超した最小値よりも小さなじよう乱になることを必要とさせる安定 特性である。

タンク５８を通る１次冷却水の流れが開始される時、タンク５ｓ内の温度は上り 、第２の熱交換冷却器６２への熱伝達が、第１の熱交換冷却器６０からバイブ６ ６．６４を介する冷却流体の自然対流によって自動的に開始する。結局、タンク ５８からの温水はバイブロ８を下って１次冷却水回路に行く、バイブロ８．７４ の直径、１次冷却水回路より上方の全圧緊急炉心冷却剤・余熱除去タンク５８の 高さ、および第１と第２の熱交換冷却器６０．６２の定格は、緊急時に炉心１４ から余熱を除去するために炉心１４を通して適正な冷却水流れを確保するもので なければならない。

第１のライン停止系統が故障した場合、炉心１４内の核分裂反応を停止させるた めに、炉心１４をＲ界点以下にし、炉心１４が余熱除去の間に冷却されるに従い 、炉心１４を臨界点以下の状態に保つのに充分な量と濃度の硼酸添加水をタンク ５８が含むことができる。

集合式加圧水型原子炉１０の正常運転中は、バイブ７４内のベーパロック７８を 破壊するには比較的大きなしよう乱を受けるという意味で全圧緊急炉心冷却・余 熱除去系統は準安定状態にある。

成る種の混乱状態と全ての事故状態の間、ベーパロック７８は自動的に破壊され るが、他の混乱状態または通常のプラント過渡状態の間は、破壊されない。

ベーパロックの水位Ｈ４が逆Ｕ字形ベンドの頂点に達する、つまり第１Ｆ図に示 すようにＨ４≧Ｌ、となるならば、ベーパロック７８はバイブ７４の逆Ｕ字形ベ ンド７６から崩壊する。この原因は、過度の水補給または過大な運転温度のよう な要因による加圧器４６内の水位の上昇であるか、或いは反応性増大事故による 、または負荷排除、発電所停電その他の積極的な電力不均衡の異常に伴う１次冷 却水の高い過渡温度および加圧器４６の高い水位であることがある。

ベーパロックの水位Ｈ３がバイブ７４のＵ字形ベンド８０を露出するほど低くな る、つまり第１０図および第１Ｈ図に示すようにＨ１≧Ｌ、であるならば、ベー パロック７８はバイブ７４の逆Ｕ字形ベンド７６から崩壊する。この原因は、１ 次冷却水の漏れ、または異常に低い運転温度と運転圧力のような要因による加圧 器４６内の低い水位であるか、或いは、２次蒸気パイプの破裂その他の過度の蒸 気需要事故の初期段階中、または給水追加事故中における１次冷却水の低い過渡 温度および加圧器４６の低い水位であるか、或いは、原子炉冷却水ポンプの事故 、炉心の流れの閉塞、炉心出力過大のような要因による炉心１４および１次冷却 水回路の上昇通路２４における熱的悪条件に帰因する全圧緊急炉心冷却・余１次 冷却水回路内のバイブ７４の入口を露出する程のサイズ、つまり容積の蒸気泡が １次冷却水回路内に形成され、または発達したならば、ベーパロック７８はバイ ブの逆Ｕ字形ベンド７６から崩壊する。加圧器４６のヒータの破損や加圧器４６ からの蒸気漏れに帰因する圧力滅失により、または１次冷却水の大量漏れにより 、または２次蒸気パイプの破裂その他の過大な蒸気需要事故に帰因する１次冷却 水容積の非常に大きな負のサージ（波動）により、１次冷却水回路の上昇通路２ ４内で飽和状態に達した場合に、これが生じ得る。

ベーパロック７８の崩壊または移動の条件を決定するベーパロック７８のパラメ ータは、その高さり３、圧力容器からの出口におけるＵ字形ベンド８０の高さし ５、バイブ７４が１次冷却水回路に貫入する深さＢ、並びに加圧器４６内の正常 状態および事故状態の水位に対するこれらのパラメータの関係である。ベーパロ ック７８の移動が要求される時の事故または混乱の状態に起因する加圧器４６の 水位および全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置の正味熱駆動水頭Ｈ８における変化 と、ベーパロック７８がそのままでとどまることを要求される正常な過渡または 混乱の状態における変化と、を識別するのに、これらのパラメータが選ばれてい る。

正常な過渡運転において、１次冷却水回路のためのサージタンクとして働く加圧 器４６と１次冷却水回路との間に、１次冷却水が交換される。正の容積サージを もたらす１次冷却水回路内の温度上昇は、加圧器４６内の水位を上げると同時に 、バイブ７４のベーパロック７８の水位を上げる傾向がある。水位Ｈ４が逆Ｕ字 形ベンド７６の頂点まで昇って、正常な過渡状態でベーパロック７８を破壊する のを防止するのに充分な高さり、をバイブ７４が持たなければならない。

象、激な正の容積サージにおいて、加圧器４６の蒸気空間５０は過熱領域に入る まで圧縮されて、蒸気空間５０の過熱を防いだならば生じたであろうよりも高い 過渡圧力を招く傾向がある。正の容積サージを引き起こす１次冷却水に対する動 力不均衡によって駆動される、１次冷却水回路から蒸気空間５０への１次冷却水 の過熱解消噴射が、１次冷却水回路と加圧器４６の蒸気空間５０とを連結する通 気バイブ５４によ、て可能になる。

タンク５８に至るバイブ７４のベーパロック７８の中の蒸気は急激で大きな過渡 状態にて過熱領域に圧縮される。過熱によるベーパロック７８内の比較的高い圧 力は水位Ｈ１とＨ５の上昇に対抗して作用し、ベーパロック７８の空間を破壊ま たは減殺する傾向を打消す、第１図において、逆Ｕ字形ベンド７６とベーパロッ ク７８は加圧器４６の中に配置され、通気バイブ５４から噴霧された１次冷却水 は逆Ｕ字形ベンド７６の回りを流れてベーパロック７８から熱伝達を生じて、ベ ーパロック７８内の蒸気が過熱領域まで圧縮される傾向を減殺することができる 。ベーパロック７８内の過熱の減殺は、全負荷排除のような事故により生ずる大 容積のサージにおいて、望ましくもあり、望ましくないこともある。

負の容積サージ間は、１次冷却水が加圧器４６の木菟間４８からサージボート５ ６を通って、１次冷却水回路に入って、加圧器４６の水位を下げる。

系統内の圧力は加圧５４６その他の場所で飽和水が負の容積サージに由来する過 渡的圧力降下によりフラッシュして蒸気に変わることにより維持される傾向にあ る。同様に、バイブ７４のベーパロック７８の中の水位は負の容積サージの間に 降下し、逆Ｕ字形ベンド７６の脚の中の水がフラッシュして蒸気に変わる傾向も 存在する。水の、蒸気へのフラッシングは水温の低下を伴うと同時に、発生した 蒸気がベーパロック７８を補強する。パイプ７４のＵ字形ベンド８ｏの深さり、 は、正常な負の過渡的サージの間にベーパロックの余裕を破壊する程に大きく水 位Ｈ２が落ちるのを防げるだけ充分大きくなければならない。

ベーパロック７８に関する一つの潜在的問題は、炉心１４内の１次冷却水の放射 分解によって生ずる酸素や水素のような非凝縮性ガスがベーパロック７８の中に 集ってその作動を害する可能性である。そのような非凝縮性ガスの蓄積を防ぐた めに、第１の逆Ｕ字形ベンド７６の頂部に小さな通気管５１を設けることもでき る（第１６図に示す）。これは、加圧器蒸気空間を日常的にガス抜きする時に、 非凝縮性ガスを加圧器蒸気空間５ｏに放出する。

このような通気管５１はベーパロック７８の定常状態に影響しない。

通気管５１はベーパロックの過渡性能にほとんど影響しないように、極く小サイ ズ、つまり毛管寸法とすることができる。

ベーパロック７日のガス抜きを助けるために、通気管５１を通して加圧器蒸気空 間５０に入る蒸気とガスの小さい流量を高めるように、逆Ｕ字形ベンド７６の中 に小形の沈漬式電気ヒータを配置することもできる。

ベーパロック７８は原子炉運転始動の間に自動的に発生し、以後、正常な定常運 転と正常な過渡運転の間、そのまま維持される、という意味で、ベーパロックは 自動調節性である。連通ずる系統が熱力学的平衡に向って進む傾向があるので、 加圧器４６はベーパロック７８を発生し、以後、維持する。逆Ｕ字形ベンド７６ とベーパロック７８の形態は、加圧器４Ｓとベーパロック７８の間のエネルギと 質量の伝達を助けることにより、ベーパロック７８の発生と維持を促進するよう に仕組むことができる。加圧器４６トヘーバロツク７８の間の熱伝達を高めるた めに、第１１図に示スように、複数の熱伝達フィン７９を逆Ｕ字形ベンド７６に 設けることができる。加圧器４６とベーパロック７８の間の質量とエンタルピー 　の伝達を高めるために、第１Ｂ図に示すように、逆Ｕ字形ベンド７６に小さな 通気管５１を設けることができる。これは、しよう乱のあとの、加圧器４６との ベーパロック７８の圧力および水位の同等化を促進する。しかし、加圧器４６と ベーパロック７８の間の質量とエネルギーの伝達が、異常状態でベーパロック７ ８の移動を妨げたり、ベーパロックを再形成させたりする程に急速にならないよ うに、上記の特性が設計される。

ベーパロックの形成と維持を助けるために、小形の沈漬式ヒータを設けることも できる。

異常状態中にベーパロック７８の移動を助けるために、いったん異常状態が定着 したならば、蒸気泡または非凝縮性ガス泡の搬送を促進するように、逆Ｕ字形ベ ンド７６を設計することができる。第１Ｉ図の逆Ｕ字形ベンド７６は蒸気または ガスの泡の搬送を高める形状を有する。逆Ｕ字形ベンド７６の上流層の直径、つ まり断面積は上流層のそれよりも大きく、他方、逆Ｕ字形ベンドの頂部は下流脚 への入口に向って傾斜する。これは、１水冷を助長し、ガスまたは蒸気の泡が搬 送される傾向を高める。

第２図は、組込み加圧器を有する型式の、集合式加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の代 替実施例１０Ｂを示し、これは第１図に示す実施例と実質的に等しく、等しい部 品には同一番号が付されている。

本実施例において、全圧緊急炉心冷却剤タンクと全圧余熱除去装置は別々の回路 にあり、各回路は独自のベーパロックと接続導管を有する。

少なくとも１個の全圧緊急炉心冷却剤タンク５８が設けられる。

各全圧緊急炉心冷却剤タンク５８は炉心１４よりも高い位置に配置され、望まし くは、圧力容器１２よりも高位に配置される。パイプ７４は圧力容器１２内の１ 次冷却水回路の上方部分を全圧緊急炉心冷却剤タンク５８の上方部分に連結する 。パイプ７４はケーシング３２を通って加圧器４６の中に延在し、パイプ７４は 第１の逆Ｕ字形ベンド７６を組込んでいて、このベンド７６は加圧器４６の木菟 間４８と蒸気空間５０を貫通して、逆Ｕ字形ベンド７６の中にベーパロック７８ が形成される。

１本以上のバイ１６８が全圧緊急炉心冷却剤タンク５８の下方部分を１次冷却水 回路の下方部分、本例では熱交換器４２の下方の下降通路２６、に連結する。バ イブロ８と圧力容器１２への入口にて逆Ｕ字形ベンド７０を組込んで、１次冷却 水回路からバイブロ８の主要部分および全圧緊急炉心冷却タンク５８への熱対流 を防止する流体静力学的熱シールを形成する。

少なくとも１個の全圧余熱除去装置も設けられる。各全圧余熱除去装置は、少な くとも熱交換器４２と同じ高さ、望ましくは圧力容器１２よりも高い位置に配置 される熱交換器６０を有する。

余熱除去熱吸収材は水を含んだ大形タンク６１である。代りに、余熱除去熱吸収 材は熱輸送冷却剤を含む熱交換器であることもできる。余熱除去熱交換器６０は タンク６１内の水に浸漬された管のＮ６７を含む。管のＪｉ６７は管の間に１次 冷却水を有効に配分するために入口管寄せ６５と出口管寄せ６３を有する。パイ プ７４′が圧力容器１２内の１次冷却水回路の上方部分を管層６７の入口管寄せ ６５に連結する。バイ１７４′はケーシング３２を通して加圧器４６の中に延在 し、パイプ７４′は第１の逆Ｕ字形ベンド７６′を組込んでおり、このベンド７ ６′は加圧器４６の木菟間４８と蒸気空間５０を貫通して、第１の逆Ｕ字形ベン ド７６′の中にベーパロック７８′が形成される。パイプ７４′はまたＵ字形ベ ンド８０′および第２の逆Ｕ字形ベンド８２′を有する。第２の逆Ｕ字形ベンド ８２′は、パイプ７４′がタンク６１に入る前の、圧力器１２の外側の適当な高 さにある。原子カプラントの正常運転中、バイ１７４′内を循環する温水の渦流 が全圧余熱除去熱交換器６０の管６７に入るのを防止するための流体静力学的熱 シールを形成する。

１本以上のバイブロ８′が全圧余熱除去熱交換器６０の管６７の出口管寄せ６３ を１次冷却水回路の下方部分、本例では熱交換器４２の下方の下降通路２６、に 連結する。バイブロ８′は圧力容器１２への入口に逆Ｕ字形ベンド７０′を組込 んでいて、１次冷却水回路からバイブロ８′の主要部分および管６７への熱対流 を防ぐ流体静力学的熱シールが形成される。

全圧緊急炉心冷却剤タンク５８は圧力容器１２に並置され、露出したパイプ７４ 内の熱による渦流はパイプ７４に立上り部分を設けないことによって防止される 。タンク５８がより高い位置にあるならば、パイプ７４の露出した立上り部分は 、渦流が全圧緊急炉心冷却剤タンク５８の中に循環するのを防ぐために、第１図 に示すように、逆Ｕ字形ベンドを必要とするであろう。

本例におけるケーシング３２はダイヤフラム・ケーシングである。ベーパロック ７８．７８′の作動は第１図について説明したことと実質的に同じである。しか し、全圧炉心冷却剤系統を余熱除去系統から分離したことから、２つのベーパロ ック７８．７８′の崩壊点を異なる事象に対して設計することが可能となる。全 圧緊急炉心冷却剤タンク５８のベーパロック７８は、圧力容器１２内へのバイブ ７４の入口の高さにより、加圧器４６または１次冷却水回路の低水位で崩壊し、 移動するように設定することができる。

本例では、バイブ７４の入口は１次冷却水回路に直接に接続される。

補助的配管の破損または圧力容器１２の破損による冷却水漏れに起因する１次冷 却水回路からの冷却水の逸失によって、低水位が生ずることが有り得る。全圧緊 ゑ、炉心冷却剤系統は、タンク５８および連結バイブロ８．７４のサイズにもよ るが、小、中、または大規模の漏れに対する補給水の迅速な供給源を与える。

全圧余熱除去装置のベーパロック７８′は、加圧器の過度の高水位、およびベー パロック７８′の前後の過度に高い正味水頭で、崩壊し、移動するように設定す ることができる。高水位は熱吸収材逸失事故が、またベーパロック７８′前後の 高い正味水頭は原子炉冷却ポンプの損傷事故が、それぞれ原因となり得る。

第３図は集合式加圧木型原子炉１０Ｃを示し、これは第２図に示す実施例と実質 的に等しく、等しく部品には同じ番号が付せられる０本例では、全圧緊急炉心冷 却剤タンク５８の上方部分を１次冷却水回路に連結するバイブ７４が加圧器４６ の木菟間４８内でケーシング３２の上方に入口を有する点が、第２図とは異なる 。

第４図は、本出願人により出願中の英国特願第８８０８７０７．７号に、より詳 しく説明される集合式間接沸騰水型原子炉（ＢＩＥＲ）を示す０本例のケーシン グ３２はダイヤフラム・ケーシングである。

第２図の全圧緊急炉心冷却剤タンク装置と全圧余熱除去装置が第４図の原子炉に 組込まれており、等しい部品に同じ番号が付せられる。

第２図のものと異なる点は、ベーパロック７８′を含むバイブ７４′とバイブロ ８′が１次冷却水回路の下降通路２６の上方部内に配置される熱交換器管７７の 層によって連結されていることである。

この熱交換器管７７の層は出口管寄せ７５を介してバイブ７４′と流体連通し、 また熱交換器管７７は入口管寄せ８１を介してバイブロ８′に流体連通する。熱 交換器管７７の層、出口管寄せ７５、バイブ７４′、余熱除去熱交換器６０、バ イブロ８′および入口管寄せ８１は、余熱除去冷却水を循環させる閉回路を形成 する。

この回路の加圧は、熱交換器管７７の入口管寄せ８１から１次冷却水回路の下降 通路２６に抜ける小口径のオリフィス８３を介して、１次冷却水回路および加圧 器４６によって与えられる。

原子カプラントの正常運転中に、全圧余熱除去装置は加圧オリフィス８３におけ る圧力に相当する圧力にある水で満たされる。

しかし、全圧余熱除去装置内の水はベーパロック７８′によって循環を防止され ている。異常状態中、ベーパロック７８′は移動して、全圧余熱除去装置、つま り熱交換器７７、バイブ７４′、熱交換器６７およびバイブロ８′を通して、水 を循環させる。

全圧余熱除去装置のベーパロック７８′は加圧器の過度の高または低水位により 崩壊し得る。

加圧器の低水位によるベーパロック７８′の崩壊の場合、全圧余熱除去装置内に ２相の熱伝達および流れが生じ、熱交換器管７７内には蒸発が、熱交換器管６７ 内には凝縮が生ずる。

全圧余熱除去装置の配管に漏れがある場合、加圧オリフィス８３０口径が小さい ことにより１次冷却水の損失率が制限される、という点で、第４図の全圧余熱除 去装置は第３図のそれより優っている。

第５図において、全圧緊急炉心冷却剤タンクは余熱除去熱交換器から分離してい る。１次冷却水は、余熱除去タンク６１内の低圧、低温の大量の冷却水の中を通 って、または別個の熱交換器を通ることによって、冷却される。バイブ７４は第 ２の逆Ｕ字形ベンド８２と全圧緊急炉心冷却剤タンク５８との間に直列に接がる 熱交換器部分に達し、余熱除去タンク６１を貫通する。熱交換器部分は入口管寄 せ６５と出口管寄せ６３の間に延在する冷却管６７の層を有する。１次冷却水を 介して炉心から除去された余熱はタンク６１内の水に伝達され、これはタンク６ １内の水を沸騰させる。タンク６１には、沸騰を防止または少なくするためにタ ンク６１内の水から熱を除くための冷却回路を設けることも当然有り得る。

第６図は組付は加圧器を有する型式の集合式加圧水型原子炉（ＰＷＲ）　ＩＯＦ を示し、これは第１図に示す実施例と実質的に等しく、等しい部品には同じ番号 が付せられる。ケーシング３２がケーシング３２の周囲領域から垂直方向下方に 延在する円環形部材８６を有し、円環形部材８６の底部領域がサージボート５６ Ｂの真直ぐ下方で圧力容器１２に固定され、密封されることが第１図と異なる。

サージポー）　５６Ｂは加圧器４６の木菟間４８を１次冷却水回路の下方部分に 連結する。

加圧器４６は補助容器８８も有し、補助容器８８は、加圧器４６の木菟間４８を 補助容器８８の木菟間９４に連結するバイブ９０または窓、および加圧器４６の 蒸気空間５０を補助容器８８の蒸気空間９６に連結するバイブ９２または窓、に よって主加圧器４６に連結される。バイブ７４の逆Ｕ字形ベンド７６とベーパロ ック７８は加圧器４６の主容器ではなく補助容器８８を貫通する。加圧器４６の 木菟間または加圧器４６の下方の１次冷却水回路の上方部分のみに補助容器８８ を連結するように仕組むことが可能であろう、蒸気空間９６を増加または発生す るために、補助容器の木菟間９４の中に沈漬式ヒータを設けることもできる。

補助容器自体が逆Ｕ字形ベンドの機能を果して、第６Ｂ図に示すように、自体の 沈漬しきヒータ５３により発生した蒸気空間がベーパロックを形成することもで きる。ベーパロック７８から加圧器蒸気空間５０へ余分の蒸気および非凝縮性ガ スを抜（ために、ベーパロックから加圧器蒸気空間への小さな通気管５１を設け ることもできる。

バイブ７４は主タンク５８に解放される前に、全圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除去タ ンク５８内の包囲領域８４に連結する。包囲領域８４は第１の熱交換冷却器の一 つの６０Ｂを有し、これはバイ１６４Ｂ、６６Ｂを介して第２の熱交換冷却器６ ２に流体接続される。これはタンク５８に対する熱衝撃を減じ、第２の熱交換冷 却器６２への急速な熱伝達を促進する。

圧力容器１２は第２の垂直方向下方室３６の中に第２のケーシング９８を配置さ れ、ケーシング９８は圧力容器１２に代って炉心１４を囲んで、円環形下降通路 ２６の一部分を画成する。ケーシング９８は圧力容器１２から隔置されて、水兄 満室１００を形成する。室１００と１次冷却水回路との間に１次冷却水を流すた めの穴１０２がケーシング９８の底にある。バイブロ８がタンク５８と室１００ を連結する。この補助ケーシング９８を用いることで、正常運転中の圧力容器１ ２への熱衝撃を減する。タンク５８からの水は炉心１４の下方の主１次冷却水回 路に入る。緊急、炉心冷却・余熱除去装置の作動中の圧力容器１２への熱衝撃を 滅するために、バイブロ８の端末７２を穴１０２の中に置くこともできる。室１ ００内の水は圧力容器１２およびその外部における中性子放射量を減する外部の 熱遮薮つまり生物学的遮蔽を形成する。

本実施例において、パイプ７４内のベーパロック７８は、バイブ９２．９０また は窓によって加圧器４６の蒸気空間５ｏと木菟間４８に連通ずる補助容器８Ｂの 中にある。補助容器８８における定常および緩漫な過渡の状態は加圧器４６内の それらと似ている。飽和状態が拡がり、補助容器８８内に形成される水位は加圧 器４６内の水位と同高である。バイブ９０．９２の位置と設計とにより、加圧器 ４６の蒸気空間５０からの噴射が侵入するのを防止または制御される。

これらのバイブはまた、加圧器４６と補助容器８８との間の過渡的流れを制約す るように設計することもできる。よって、ベーパロック７８は加圧器４６内の過 渡状態から比較的に隔離されて、ベーパロック７８を過熱の状態に圧縮する傾向 を生じて、ベーパロック余裕を無くしたり減じたりする急激で大きな正の容積サ ージの傾向を減する、つまりこの仕組みによって、１次冷却水の容積サージ中の ベーパロックの過熱解消が防がれる。

第６図の実施例は、第２図に示す分離型全圧緊２．炉心冷却剤タンク５８および 分離型余熱除去タンク６１と共に使用することができるであろう。

第７図は、組込み式加圧器を有する集合式間接サイクル沸騰水型原子炉（ＢＷＲ ）　ＬＯＧを示し、これは第６図に示す実施例と実質的に等しく、等しい部品に は同じ番号が付せられる。異なる点は、通気パイプ５４が、１次冷却水回路内の 正常運転時の有効水位の範囲よりも下方の、１次冷却水回路の上方部分に、加圧 器４６の蒸気空間５０を連結することである。

１次冷却水と炉心内の大量沸騰からの凝縮熱伝達はＢＷＲ変形では助長されるが 、ＰＷＲでは防止される。水冷間接サイクル沸騰水型原子炉において、熱交換器 ４２の上方部分は１次冷却水回路内のを動水位の上方に、ケーシング３２により 画成される蒸気空間１０６の中に突き出しているのに対し、水冷ＰＷＲ型原子炉 では、ケーシング３２の下方の１次冷却回路は完全に溢水している。

タンク５８と１次冷却水回路の上方部分とを連結するバイブ７４は１次冷却水回 路に、つまり１次冷却水回路内の有効水位１０４の正常運転範囲より下方の上昇 通路２４に、つながる、バイブ７４は同様に正常水位の下方の下降通路２６につ ながることもできる。

バイブ７４は補助容器を垂直方向に離れてＵ字形ベンド８ｏを形成し、バイブ７ ４内の熱対流を防ぐ、補足の流体静力学的熱シールを生ずる。バイブ７４は、パ イプ７４内の熱対流を促進するように、第３図のように、水平方向に補助容器を 離れるように仕組むこともできるであろう。

ＰＷＲとＢＷＲの主な相違は、ＢＷＲ変形の方が１次冷却水回路がらタンク５８ へのバイブ７４を通る２相流、つまり水と蒸気、を含みやすく、タンク５８内で 凝縮熱伝達が生ずることである。バイブ７４と第１の熱交換冷却器は２相の流れ と熱伝達に適するように設計されている。

集合式沸騰水型原子炉の正常運転中、全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置は１次冷 却水回路の上方部分からタンク５８へのバイブ７４の中のベーパロック７８を破 壊させるのに充分な大きさのしよう乱を引き受ける、という意味で準安定状態に ある９成る種の混乱状態および全ての事故・緊急状態の間にベーパロック７８は 自動的に崩壊するが、他の混乱状態または正常な原子濾過波状態中は崩壊しない ように、この装置が設計されている。

ベーパロック７８の水位Ｈ４が逆Ｕ字形ベンドの頂点に達する、つまりＨ４≧Ｌ 、であるならば、ベーパロック７８はバイブ７４の逆Ｕ字形ベンド７６から崩壊 する。その原因は、過度の水補給、または過大な運転温度もしくは運転圧力のよ うな要因による加圧器４６内の高水位５２　（Ｈ、）であるか、あるいは、反応 率増大事故の結果、または負荷の排除、発電所停電もしくは他の積極的な動力不 均衡の後（つまり１次冷却水回路と加圧器の状態が大きく異なる時）の高い過渡 的な１次冷却水回路温度、圧力および有効水位ｌ０４（Ｈ＠）であるか、あるい は炉冷却剤ポンプの故障、炉心流れの閉塞、炉心過出力杖態、過度の炉心沸騰、 および上昇通路の空洞化のような事象によって発生する炉心１４および１次冷却 水回路上昇通路２４の中の熱的悪条件に起因する、緊ゑ、炉心冷却・余熱除去回 路の比較的高い正味熱駆動水頭Ｈ４であるが、あるいは加圧器４６からの漏れで あることがあり得る。

ベーパロック７８の水位Ｈ３がバイブ７４のＵ成形ベンド８ｏを露出する程充分 に下がる、っまりＨｓ≧Ｌ、であるならば、バイブ７４の逆Ｕ字形ベンド７６か らベーパロック７８が崩壊する。この原因は、１次冷却水の漏れ、または異常に 低い運転温度のような要因による加圧器４６内の低水位Ｈ１であるか、あるいは 、２次蒸気バイブ破損その他の過度の蒸気需要事故または給水事故の初期段階に おける低い過渡的な１次冷却水温度および加圧器４６水位であるか、あるいは、 炉冷却剤ポンプ故障、炉心流れ閉塞、炉心過圧力状態または炉心内の過度の沸騰 および上昇通路内の過度の空洞化のような要因による炉心１４および１次冷却水 回路の上昇通路２４の中の熱的悪条件による、緊急炉心冷却・余熱除去装置の高 い正味熱駆動水頭Ｈ４であるが、あるいは１次冷却水回路がらの漏れであること があり得る。

１次冷却水回路の上方部分からタンク５８へのバイブ７４への入口よりも下方に 、１次冷却水回路内の有効水位が落ちたならば、ベーパロック７８はバイブ７４ の逆Ｕ字形ベンド７６がら崩壊する。

その原因は、１次冷却水回路または加圧器４６の中で漏れが成長するか、２次蒸 気バイブ破壊その他の過度の蒸気需要事故、または給水添加事故から生じ得るよ うな急激な負の容積サージの初期段階であるか、あるいは、連続的で緩慢な反応 率増強の間、または負荷排除および発電所停電の後、に生じ得るような長期の積 極的な動力不均衡の間であることがあり得る。

ベーパロック７８の崩壊する条件を決定する設計パラメータは、その高さり３、 深さり１、入口高さＢ、および加圧器４６と１次冷却水回路とにおける正常水位 と異常水位に対する上記の数値の関係である。ベーパロック７８を崩壊させるべ きでないベーパロック７８内の水位Ｈ４とＨ，の正常な変化と、ベーパロック７ ８を崩壊させて全圧繁栄２炉心冷却・余熱除去系統を通る水の流れを開始すべき 事故または混乱状態における水位の異常な変化と、を区別するためにこれらのパ ラメータが選ばれる。

正常なプラント運転中のベーパロック７８の挙動は第１図ないし第３図の集合式 加圧水型原子炉に定性的に似ているが、しがし、１次冷却水回路内の空洞の存在 と、１次冷却水回路のかなり大きな容積にわたって飽和状態が普及しているとい う事実と、が集合式沸騰水型原子炉の挙動を定量的に異なるものにする。

第４図に示す集合式ＢＷＲの実施例は、第２図に示す分離式全圧緊急炉心冷却タ ンク５８と分離式低圧余熱除去タンク６１と共に使用することができるであろう 。

第８図は、集合式加圧器を存する型式の集合式間接サイクル沸騰水型原子炉１０ Ｂ（ＩＢＷＲ）を示し、これは第１図に示す実施例と実質的に等しく、等しい部 品には同じ番号が付せられる。蒸気発生器４２内と炉心１４内の大量沸騰の凝縮 熱伝達を促進するように１次回路内の蒸気空間と有効水位１０４の形成を助ける ために、通気パイプ５４の成るものがケーシング３２の下方の１次回路の中に突 き出ている点が異なる。炉心１４と上昇通路２４の中の蒸気流れのために生ずる 自然循環の潜在性の高揚により、炉冷用剤ポンプを削除することもできるように なる。

本実施例はまた、圧力容器１２がその中味と共に、組合せ式全圧緊急炉心冷却・ 余熱除去タンク５８の中にそっくり配置され、そこでタンク５８の壁が実際の集 合式圧力容器を形成している点でも、第１図のそれと異なる。ここで、圧力容器 １２は、１次冷却水回路および加圧器４６の中の水と、タンク５８内の水とが混 合するのを防ぐ低圧力差の境界を形成する。容器１２はその壁の中に熱絶縁材を 含んでいて、１次冷却水回路および加圧器の中の１次冷却水がタンク５８内の水 よりもかなり高温で動作し、しかも１次冷却水からタンク５８内の水への過度の 熱損失を生じないようにすることもできる。

タンク５８はその最上部領域に配置される第１の熱交換冷却器６０を含み、冷却 器６０は原子カプラントの正常運転中はタンク５８を低温に保ち、プラントの緊 急、状態中はプラントから余熱を除去する。自然対流によるタンク５８内の水の 自然循環によって、熱が熱交換冷却器６０に伝達される。

ここでも１本以上のパイプ７４が１次冷却水回路の上方部分をタンク５８の上方 部分に連結する。少なくとも１本のバイブ７４は加圧器４６の中に配置される逆 Ｕ字形ベンド７６を有してベーパロック７８を形成し、またバイブ７４は、容器 １２の外部のパイプ７４内の熱対流を防ぐための流体静力学的熱シールを形成す るＵ字形ベンド８０を有する。

１次冷却水回路の下方部分を炉心１４下方のタンク５８の下方部分に連結する１ 本以上のバイブ１０８がある。パイプ１０８は流れの順に１対以上の、高温１次 回路内の逆Ｕ字形ベンド１１０と冷却剤タンク５８内のＵ字形ベンド１１２とを 含み、逆Ｕ字形およびＵ字形ベンドの中に生ずる冷却剤の温度成層によって、正 常な定常または過渡運転中に、タンク５８から１次冷却水回路への望ましくない 水の進入を制限または防止する流体静力学的熱シールを形成する。

容器１２の外側のタンク５８内の水は、集合式間接サイクル沸騰水型原子炉の正 常作動中は、圧力容器１２内側の水よりもがなり低い温度にあり、炉心１４、上 昇通路２４．１次冷却水回路からタンク５８へのパイプ７４、タンク５８、およ び１次冷却水回路の下部へのパイプ１０８によって形成される緊急炉心冷却・余 熱除去回路をめぐって正味熱駆動水頭が形成される。この正味熱駆動水頭はバイ ブ７４内の逆Ｕ字形ベンド７６内のベーパロック７８によって、緊急炉心冷却・ 余熱除去回路をめぐる流れを開始するの防止される。

正常運転中は、逆Ｕ字形ベンド１１０とＵ字形ベンド１１２の組は冷水がタンク ５８から１次冷却水回路に流れるのを防ぐ。逆Ｕ字形ベンド１１０とＵ字形ベン ド１１２は圧力容器１２の内と外とてそれぞれ等しい長さを有し、逆Ｕ字形ベン ド１１０は１次冷却水回路の温度にある水を含んでいるのに対し、Ｕ字形ベンド ＩＩ２はタンク５８内の水のかなりの低温度にある水を含む。逆Ｕ字形ベンド１ １０とＵ字形ベンド１１２の中に結果として生ずる冷却水の温度／密度の成層化 は、正常運転中にタンク５８から１次回路への望ましくない水の進入を少なくす る流体静力学的熱シールを生じる。

この仕組みは第１図ないし第７図の実施例とほぼ等しい仕方で動作する。

タンク５８によって画成される組込み式圧力容器は、本例では、オーステナイト 合金またはプレストレスト・コンクリートの圧力容器であることができる。

第１図ないし第６図の集合式ＰＷＲおよび第４図ないし第７図の集合式ＢＷＲも 同様に第８図に示す仕方で全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクと一体化し得るこ とは当然である。

第９図は、単一の分散式熱交換器と分離式加圧器を有する分散式、つまりループ 式の加圧水冷却原子炉（ＰＷＲ）ＩＯＩを示す。

分散式ＰＷＲ原子炉１０１は、中に炉心２１４が配置された圧力器２１２を有す る。炉心２１４は駆動機構（図示せず）に連接された中性子吸収制御棒の装置を 含む。炉心２１４を冷却するために、１次冷却水回路が設けられる。１次冷却水 回路は、上昇通路ブリナム（与圧室）、つまり炉心出ロプリナム２１６と、熱交 換器２２２、すなわち蒸気発生器の入口管寄せ２２０に比較的高温の水を運ぶ第 １のバイブ２１８と、を含む。入口管寄せ２２０は、蒸気発生器の管群２２４を 通して出口管寄せ２２６に高温水を供給する。比較約６たい水は第２のパイプ２ ２８を通して下降進路２３０に戻され、いまや冷たい水は炉心入ロブリナム２３ ２を介して炉心２１４に戻る。炉心ポンプ２３４が１次冷却水回路を通して水を 駆動するために設けられ、ポンプ２３４はモータ２３６により駆動される。

本例において、熱交換器２２２は、炉心２１４を含む圧力容器２１２の外側に配 置され、１次冷却水回路の一部分のみが圧力容器２１２の中に含まれる。

第９図において、１個の熱交換器２２２だけが示されているが、それぞれのバイ ブ２１８．２２８と共に２個、３個または４個の熱交換器を設けることができる 。

沸騰することなく１次冷却水回路内で１次冷却水の高温を得ることができるよう に、１次冷却水回路内の冷却水を高圧に保つために、分離式加圧器２３８が設け られる。加圧器２３８は、水面２４６によって分けられた蒸気空間２４２と水室 間２４４を有する。

サージバイブ２４８は加圧器２３８の水室間２４４を１次冷却水回路の第１のパ イプ２１８に接続する。炉心２１４によって発生する動力と熱交換器２２２によ って抽出する動力との潤製的不均衡により１次冷却水回路内の冷却水の平均温度 が上り、または下るにつれて冷却水が膨張または収縮する時、１次冷却水回路か ら余分の冷却水を受は入れ、または同回路に冷却水を供給する、１次冷却水回路 のためのサージタンクとして加圧器２３８が働く。

圧力容器２１２の垂直方向上方に１個以上の全圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除去タン ク２５０が設けられる。圧力容器２１２は炉心２１４と１次冷却水回路の一部分 を含んでいる。硼酸を添加することのできる１次冷却水の補充分がタンク２５０ に満たされる。

余熱除去回路は、タンク２５０内に配置される第１の熱交換冷却器２５２Ａ、　 ２５２Ｂと、タンク２５０外に配置される第２の熱交換冷却器２５８を含む、第 １の熱交換器２５２Ａ、２５２Ｂから第２の熱交換器２５８への冷却流体の自然 対流によって熱を輸送するために、パイプ２５４．２５６が第１と第２の熱交換 冷却器２５２Ａ、２５２Ｂと２５８を流体連結する。

パイプ２６０が、タンク２５０の下方部分１次冷却水回路の下方部分、つまり圧 力容器２１２内の炉心入ロブリナム２３２、に連結する。

パイプ２６０は圧力容器２１２の外側の適当に低い位置にＵ字形ベンド２６２を 組込んでいて、１次冷却水回路からパイプ２６０の主要部およびタンク２５０へ の熱対流を防ぐ流体静力学的熱シールを形成する。

パイプ２７８は、１次冷却水回路の上方部分、つまり圧力容器２１２内の炉心出 ロブリナム２１６をタンク２５０の上方部分に連結する。

加圧器２３８はまたパイプ２６８　、２７０により加圧器２３８に連結される補 助容器２６６をも含む、パイプ２６８は、加圧器２３８内の蒸気空間２４２を補 助容器２６６内に形成される蒸気空間２７２に連結し、パイプ２７０は加圧器２ ３８内の水室間２４４を補助容器２６６内の水室間２７４に連結する。

パイプ２７８は加圧器２３８の補助容器２６６を通過する。パイプ２７８は補助 容器２６６の水室間２７４と蒸気空間２７２を通過する第１の逆Ｕ字形ベンド２ ８０を組込んでいて、逆Ｕ字形ベンド２８０内にベーパロック２８２を形成する 。

バイ１２７８はまたＵ字形ベンド２８４と、タンク２５０に入る前の、圧力容器 ２１２の外側の適当な高さの位置に第２の逆Ｕ字形ベンド２８６を有する。第２ の逆Ｕ字形ベンド２８６は、原子炉の正常な運転中に、バイブ２７８内を循環す る温水の渦流がタンク２５８に入るのを防ぐ流体静力学的熱シールを形成する。

加圧木型原子炉の運転圧力に相当する飽和状態に加圧器２３８内の水と蒸気をほ ぼ維持するために、加圧器２３８は木菟間内に浸漬式電気ヒータを有することが できる。蒸気／水界面を生ずる飽和状態を発生するため、つまり加圧器２３８に より生ずる飽和状態を補足するために、補助容器２６６の水室間２７４は沈漬式 電気ヒータを有することができる。

パイプ２７８の２つの部分、つまり１次冷却水回路と逆Ｕ字形ベンド２８０の間 の部分２７８Ａと、逆Ｕ字形ベンド２８０とタンク２５０の間の部分２７８Ｂと 、は温度が異なることができる。

小口径のパイプ２８８が加圧器２３８の蒸気空間２４２を１次冷却水回路の第２ のパイプ２２８に連結する。これは、炉心２１４前後の水頭損失によって駆動さ れる、加圧器２３８の蒸気空間への１次冷却水の過熱解消噴霧を可能にする。１ 次冷却水の噴霧はパイプ２８８内の弁２８９によって制御される。

本実施例の仕組みは第１図の実施例とほぼ同じ仕方で作動し、全圧緊急炉心冷却 ・余熱除去装置の上昇バイブ２７８と下降バイブ２６０の高さ水頭によって炉心 を通る水頭損失の平衡をとることについて、同様の条件が通用されて、正味駆動 水頭Ｈ６が１次回路の下降通路と上昇通話の密度差に釣合う。実際には、このこ とは、ループ型ＰＷＲについて比較的低い水頭損失を有する炉心を必要とさせる か、さもないと、第９図における高さＺｏを非常に大きくする必要がある。

第１０図は、単独の分散式熱交換器と分離型加圧器を有する分散式、つまりルー プ式加圧水冷却型原子炉（ＰＷＲ）　ＩＯＪの第２の実施例を示し、これは第６ 図の実施例とほぼ同じである。しかし、本実施例は分離した全圧炉心冷却タンク ２５０と分離した全圧余熱除去タンク２６１を有する。パイプ２７８が、流れの 順に全圧緊急炉心冷却剤タンク２５０に接がる、タンク２６１内の熱交換器２６ ７に導かれる。熱交換器は、入口管寄せ２６３と出口管寄せ２６５の間に延在す る冷却管２６７の群を有する。

第１図および第２図の集合式水冷原子炉の場合と同様に、分散式、つまりループ 式、のＰＷＨの加圧器の内側にベーパロックが配置されることができる。そのよ うな２つの仕組みが第１０Ｂ図および第１０Ｃ図に図解される。これらの仕組み に゛おいて、サージパイプ２４８はまた第９図および第１０図のパイプ２７８の 部分２７８Ａの機能をも果たす、サージパイプ２４８は第９図および第１θ図に おけるパイプ２７８Ａのように直接に、またはパイプ２４３のように間接に、炉 心出ロプリナムに接続されることができる。第１０Ｃ図において、加圧器２３８ は逆Ｕ字形ベンドの一部を画成し、蒸気空間２４２はベーパロックを形成する。

第１０Ｂ図および第１０Ｃ図に示される水位は、正常な運転中における炉心を通 る水頭損失よりも大きな熱駆動水頭を全圧緊ゑ、炉心冷却剤・余熱除去回路に与 えるのに充分な高さＺｏが得られる場合を図解する。第１００図は、炉心水頭損 失がこの回路をめぐる熱水頭より大きい場合の水位を図解する。

正常な運転中の緊急炉心冷却剤・余熱除去回路をめぐる熱駆動水頭よりも炉心水 頭損失が大きくても、ベーパロックは集合式水冷原子炉の場合についてさきに述 べた崩壊機能の全範囲を保有しないこともある。殊に、異常な加圧器の水位を感 知する能力と余熱除去回路をめぐって正しい方向に自然の循環流を開始する能力 とが影響されることがある。しかし、幾つかの安全機能である。殊に、冷却水逸 失事故には対処し得るであろう。

第１０Ｅ図および第１０Ｆ図は、正常運転中の炉心を通る水頭損失よりも大きい 正味の熱的高さ水頭を全圧緊急冷却剤・余熱除去装置の外部上昇部分および下降 部分に生ずるのに、高さＺｏが不充分である時に、緊２．炉心冷却剤装置の稼（ 物を助けるためのべ−バロック７８の仕組みを図解する。緊急炉心冷却剤タンク ２５０の頂部の高さは加圧器２４０の底部よりも上方であるが、加圧器水位の正 常範囲よりも下方にある０通気パイプ装置は緊定、炉心冷却剤タンクの頂部を加 圧器の蒸気空間に接続する。通気バイブ装置の、緊ゑ、炉心冷却剤タンクより上 方の部分に水位が形成される。この水位が加圧器水位を超える量は、炉心、高温 脚、サージライン、加圧器、通気パイプ、緊急冷却剤タンク及びその原子炉圧力 容器内の炉心入ロプリナムへの供給バイブを含む閉回路をめぐる自然循環水頭を 炉心水頭損失が超える分に等しい。

１次回路内の漏れがある場合、加圧器と通気バイブの水位は共に落ち、後者の水 位は究極的に聚ゑ、冷却剤タンクの中に入る。

通気バイブは緊急冷却剤タンク内の水を原子炉圧力容器の炉心入ロブリナムの中 に流して、炉心を水浸しに保つことを可能にする。圧力が落ちるにつれて、炉心 と原子炉圧力容器の中に蒸気が形成される場合、原子炉圧力容器に直接または高 温脚の配管を介して接がるサージラインを介して、この蒸気が加圧器の中に通気 される。

第１１図は、第６図に示す集合式加圧器と組合せ式全圧緊ゑ、炉心冷却・余熱除 去装置を有する集合式加圧水型原子炉を、補足の低圧緊急炉心冷却・余熱除去装 置と共に示す。

集合式加圧木型原子炉１０Ｆ、集合式加圧器４６および組合せ式全圧緊急炉心冷 却・余熱除去タンク５８は、連結バイブと共に適当な基礎１２０の上に建てられ た封じ込め建物１２２の中にそっくり配置される。集合式加圧水型原子炉１０Ｆ は封じ込め建物１２２の垂直方向下方領域に配置され、集合式加圧水型原子炉お よび集合式加圧器の頂部とほぼ同じ高さまで上方に延在する壁１２４に包囲され る。壁１２４と封じ込め建物１２２の間に室１２８が形成され、室にはプールを 形成するように水が満たされ、これを、使用済炉心燃料を格納するために使用す ることができる。中に集合式加圧水型原子炉力頌己１さ装る、壁１２４により形 成される室１３０は通常は無水であるが、加圧式型原子炉から１次冷却水の漏れ が生じた場合に、圧力容器１２を１次冷却水に浸したままにするために、室１３ ０に１次冷却水が入れられる。

第２の低圧緊急、炉心冷却・余熱除去系統は、封じ込め建物内の比較的高い位置 にあるタンク１３４を有するので、第２の低圧炉心緊急冷却・余熱除去タンクの 少なくとも一部分は全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク５８の垂直方向上方にあ る。バイブ１３６が第２のタンク１３４の下方領域をタンク５８に連結し、バイ １１３６に、常時閉の逆止め弁１３８と弁１４０が設けられる。バイブ１３６は 、１次冷却水回路の圧力喪失のあとで、タンク５８、そして引続き圧力容器１２ の中に第２のタンク１３４内の水を重力によって排水させる。

代りに、弁１３８．１４０付きのバイブ１３６をタンク５８でなく、原子炉圧力 容器１２に直接に連結することもできる。

バイブ１４２が加圧器４６の蒸気空間５０を第２のタンク１３４に連結し、バイ ブ１４２は常時閉の弁１４４を有する。バイブ１４２は圧力器４６の蒸気空間５ ０からタンク１３４内の水の中に蒸気を放出することにより、加圧器４６の制御 された減圧を可能にする。バイブ１４２は減圧のあと、タンク１３４から圧力容 器への冷却水の逆流を防ぐ反サイホン特性を含むことができる。

第２の余熱除去回路は、タンク１３４内に配置される第３の熱交換器冷却器１４ ６と、封じ込め建物１２２の外側の垂直方向の上方に配置される第４の熱交換冷 却器１４８と、を有する。第３の熱交換器１４６から第４の熱交換器１４８への 冷却流体の自然対流によって熱を輸送するために、バイブ１５０．１５２が第３ の熱交換器１４６と第４の熱交換器１４８を流体連結する。

第２の熱交換冷却器６２は中間熱交換器１５４と熱交換し、中間熱交換器１５４ から第４の熱交換器１４８への冷却流体の自然対流によって熱を輸送するために 、バイブ１５６．１５８が中間熱交換器１５４と第２の余熱除去回路の第４の熱 交換冷却器１４８とを流体連る第５の熱交換冷却器１６０を含み、熱交換冷却器 １６０から第２の余熱除去回路の第２の熱交換冷却器１４８への冷却流体の自然 対流によって熱を輸送するために、バイブ１６２．１６４が熱交換冷却器１６０ と第２の熱交換冷却器１４８とを流体連結する。熱交換冷却器１６０は、正常状 態および事故状態において、封じ込め建物内の温度と圧力を制御する。

大形の円環形収集容器、つまり大皿１６６が封じ込め建物１２２の内部に、熱交 換冷却器１６０の垂直方向下方でタンク１３４の上方に配置される。収集容器１ ６６は熱交換冷却Ｈ１６０によって凝縮する封じ込め建物内の凝縮水または蒸気 の少なくとも一部分を捕捉するように仕組まれる。収集容器１６６の低部領域は １本以上のバイブ１６８によってタンク１３４に連結され、凝縮した蒸気は重力 によってタンク１３４に供給される。

ポンプ１７０はバイブ１７２を介して、室１３０からタンク１３４へ、漏れた１ 次冷却水を戻すように仕組まれる。こぼれた１次冷却水の水位が下がり過ぎるの を防ぐような高さにポンプ１７０が配置される。

運転中、事故が生じた場合、ベーパロック７８が移動して硼酸添加水を炉心１４ に入らせて炉心の運転を停止し、タンク５８を通る１次冷却水の冷却流を発生す る。結局、炉心１４０余熱は低レベルに落ち、温度は下って、１次冷却水回路お よび全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置の手動または自動により制御される減圧を 可能とする。制御された減圧は弁１４４．１４０を開くことによって達成される 。タンク１３４は圧力容器１２内の１次冷却水回路および加圧器４６ならびにタ ンク５日に水を供給するヘッダータンクとして働き、加圧器４６の蒸気空間を水 で溢れさせることができる。

１次冷却水回路からの漏れの場合、１次冷却水回路からの漏れ率を少なくするた めに、１次冷却水回路と緊急炉心冷却・余熱除去装置の制御された減圧を比較的 迅速に開始することができる。漏れた１次冷却水は室１３０に集まり、ポンプ１ ７０を呼び水して作動させる水位にまで昇る。そこで、ポンプ１７０は漏れた１ 次冷却水をタンク１３４に戻して、タンク５８および／または圧力容器１２内の １次冷却水回路と加圧器４６にタンク１３４から排水された水を補充する。室１ ３０内の通切な１次冷却水水位にてポンプ作用を止めることに失敗しても、結局 、ポンプは呼び水を失って、漏れた１次冷却を室１３０から出しつくすことが避 けられる。

１次冷却水回路の漏れによりこぼれた１次冷却水は当初、全圧緊急炉心冷却・余 熱除去タンク５８からの１次冷却水の重力排水によって補給される。この１次冷 却水は直ちに、そして無くなるまで連続的に、利用可能である。しかし、圧力容 器１２の破損のような掻く大きな漏れの場合、タンク５８内の１次冷却水は間も なく使用しつくされる。考えられる最大の１次冷却水回路漏れに対しても、制御 された減圧が達成されてタンク１３４からの補給水がタンク５８を補充するのに 利用可能となるまで、１次冷却水の連続供給を与えるのに充分な１次冷却水を与 え、またはタンク１３４からの助は無しに室１３０を溢れさせるのに充分な１次 冷却水を与えるように、タンク５８のサイズが決められる。

比較的大きな漏れの場合、またはどんな規模の漏れでも、ポンプ１７０が作動し 損った場合、炉心１４の冷却は室１３０内で沸騰する水によって保たれる。この 沸騰中に生じた蒸気は封じ込め建物の冷却回路の熱交換器１６０によって凝縮さ れ、凝縮水は収集容器１６６の中に落下して、タンク１３４に、さらにはタンク ５８および１次冷却水回路に戻されて、炉心を冷却する。

全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク５８は、１次冷却水回路に接続するバイブロ ８．７４と共に究極の安全の第１線を形成する。

低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク１３４、タンク５８および加圧器４６に接続 するバイブ１３６．１４２はポンプ１７０およびパイプ１７２と共に、究極の安 全の、部分的に受動的であり、部分的に能動的な第２線を形成する。室１３０内 の漏れた１次冷却水の蒸発、封じ込め建物冷却回路の熱交換冷却器１２０での蒸 気の凝縮、および収集容器１６６による凝縮水の収集とタンク１３４への戻しは 、完全に受動的な、究極の安全の第３線を形成する。

第２図の分離式安全緊定、炉心冷却タンクと分離式安全余熱除去タンクはこの装 置にも同様に巧く使用し得るであろう、その場合、全圧余熱除去タンクは低圧緊 急炉心冷却・余熱除去タンクを形成するであろう。

第１２図は、第５図に示す分離式全圧緊急炉心・余熱除去装置を、封じ込め系統 内の補助的低圧緊急炉心冷却・余熱除去装置と共に、有する第８図の集合式加圧 器付きの集合式間接サイクル沸騰水型原子炉を示す。

１次冷却水回路と加圧器の仕組みは第８図に示す実施例とほぼ同じで、等しい部 品には同じ番号が付せられている。異なる点は、底部材１２３とふた部材１２５ を有する円筒壁１２４によって形成される無水室１３０の中に原子炉圧力容器１ ２が配置されることである。低圧緊急冷却剤・余熱除去タンク１３４は、原子炉 圧力容器１２を含む無水室１３０を囲み、冷却剤タンク１３４は室１３０の下方 の領域１３４Ａ、上方の領域１３４Ｂ、および封じ込め建物壁１２２の半径方向 内方の領域を有する。

分離式全圧余熱除去熱交換器６７および分離式全圧緊急冷却剤タンク５８は、低 圧余熱除去・緊急冷却剤タンク１３４の中にある。

正常運転中の加圧器によって維持されるベーパロック７８を含むパイプ７４と、 正常運転中に１次系統内の温度成層域１１０および冷たい低圧緊ゑ、冷却剤タン ク１３４Ａ内の温度成層域１１２によって維持される流体静力学的熱シールを含 む緊急冷却流パイプ１１８と、を介して、熱交換器６７とタンク５８が第８図と 同様な仕方で１次回路に連通ずる。

原子炉圧力容器１２の上方のふた１２５は原子カプラントの正常運転中に、低圧 緊ゑ、冷却剤タンク１３４の領域１３４Ｂの水が無水室１３０の中に入るのを防 ぐために、密封固定されている。無水室１３０は、１次冷却水の逸失事故の場合 の鎮圧プールとしても働く緊急冷却剤タンクの中に、大形通気管１２７を介して 通気される。この通気管１２７はサイホン作用で水を無水室１３０の中に吸い込 む可能性を避けるために、低圧緊急冷却剤タンク兼鎮圧タンク１３４の水位より 這かに上方に充分なアーチを画く。通気管１２７はサイホン防止装置（図示せず ）を含むことができる。通気管１２７は鎮圧プールの中の最先端に予備管（図示 せず）を有することもできる。

無水室１３０の円筒壁１２４のふた１１５は原子炉プラントの燃料補給その他の 保守のために取外すことができる。この場合、低圧緊急冷却剤の水位１３７は円 筒壁１２４の頂部よりも下方まで下げられなければならない。

無水室１３０と鎮圧プール１３４の上方空間１３５には窒素のような不活性ガス を満たすか、または空気抜きをすることもできる。

少なくとも１本のパイプ１４２が加圧器４６の蒸気空間５ｏを低圧緊急冷却剤タ ンク／鎮圧プール１３４に連結し、バイブ１４２は常時閉の弁１４４を有する。

バイブ１４２は、加圧器４６の蒸気空間５ｏがら鎮圧ブール１３４の中に蒸気を 放出することにより、原子炉１次系統の制御された減圧を可能にする。減圧のあ との冷却水の逆流を防ぐために、サイホン防止装置をパイプ１４２に含めること もできる。

１本以上のパイプ１３６が鎮圧プール兼低圧緊急冷却剤タンク１３４の下方領域 １３４Ａを、全圧余熱除去・緊急冷却装置から炉心下方の緊急冷却剤入口バイブ １０８へ行くバイブロ８に速切する。

バイブ１３６は、１次回路からタンク１３４への水の流れを防ぐ逆止め弁１３８ と常時閉の弁１４０を含む、制御によるか、または１次冷却水回路からの大きな 冷却水逸失のような事故による、原子炉プラントの減圧の後、弁１４０が開かれ る。

第２の低圧余熱除去回路は、タンク１３４内に配置される第３の熱交換冷却器１ ４６と、封じ込め建物１２２の外部上方に配置される第４の熱交換冷却器１４８ と、を含む。封じ込め建物内の高所に配置される第５の熱交換器１６０は、タン ク１３４内の余熱除去装置の熱交換器１４６のだめの中間熱交換器と、建物冷却 との２重の役目を有する。熱交換器１６０から熱交換器１４８への、作用流体の 自然対流による熱輸送のために、バイブ１６２．１６４が熱交換器１４８と熱交 換器１６０を流体連結する。熱交換器１４６から熱交換器１６０への、作用流体 の自然対流による熱輸送のために、バイブ１．５０．１５２が熱交換器１４６と 熱交換器１６０を流体連結する。

原子炉プラントの運転中に生ずる異常なプラントの状態の場合、ベーパロック７ ８は移動して、全圧緊２、冷却剤タンク５８内の硼酸添加水を炉心１４に入らせ て、炉心の運転を停止し、炉心からタンク１３４内の全圧余熱除去冷却器６７を 通る１次冷却水の流れを生ずる。よって、炉心の余熱、つまり減衰熱は水タンク １３４に、そして究極的には、熱交換器１４６．１６０．１４８を介して大気中 に拡散される。また必要あれば、プラントが冷却されるに従い、１次冷却水の残 量を補充するために弁１３６を開くこともできる。

例えば、原子炉圧力容器１２の破損による大量の冷却水逸失事故（ＬＯＣＡ）の 場合、無水室に放出された蒸気およびそれに含まれる水は通気管１２７を介して 鎮圧プール１３４に排水される。もしもＬＯＣＡが全圧緊急冷却・余熱除去装置 の高圧要素の破損によるものであれば、漏れる冷却水は直接、鎮圧プール１３４ に放出される。１次冷却水回路の低圧信号により作動されて弁１４４．１４０が 自動的に開かれ、パイプ１３６．１０８を介して、プラントの制御された減圧と 、低圧緊急冷却タンク兼鎮圧プール１３４からの緊急冷却流と、を助けることが できる。原子炉圧力容器１２が破裂した場合、無水室１３０はタンク１３４の水 で満たされる。炉心１４からの余熱、つまり減衰熱のその後の除去は、通気管１ ２７および／または開いた弁１４４を介したパイプ１４２を通る沸騰蒸発と、開 いた弁１４０を介してパイプ１３６．１０８を通る補充とによると共に、全圧余 熱除去冷却器６７を通る自然対流によることができる。

鎮圧プール１３４内へ放出された熱は結局、封じ込め建物１２２の外側にある冷 却器１４８によって大気中に排除される。熱輸送路は冷却器１４６．１６０か、 または鎮圧プール内の水の蒸気とその後の建物冷却器１６０でのその凝縮による ことができる。

第１３図は、単独の分散式熱交換器と分離式加圧器に、第１０図に示す分離式全 圧緊急炉心冷却・余熱除去装置と共に補助的低圧緊急炉心冷却・余熱除去装置を 有する、分散式、つまりループ式の加圧水型原子炉を示す。

この仕組みは第１１図に示す実施例とほぼ同じであり、等しい部品には同じ番号 が付される。この実施例は、全圧緊急炉心冷却剤タンクが全圧余熱除去タンクか ら分離している、第１１図の代替例である。全圧余熱除去冷却器は低圧緊急炉心 冷却・余熱除去タンク内にある。この仕組みは第１１図の実施例とほぼ同じ仕方 で作動する。

図面および説明は、１次冷却水回路の上方部分を全圧受動緊急炉心冷却タンクの 上方部分に連結する第１のパイプと、１次冷却水回路の下方部分を全圧受動緊急 炉心冷却タンクの下方部分と共に全圧余熱除去熱交換器に連結する第２のパイプ と、を示したけれども、第１のパイプ内の第１の逆Ｕ字形ベンドと共に、全圧受 動緊急炉心冷却タンクのみを用いるか、または全圧余熱除去熱交換器のみを用い ることも可能である。

水冷原子炉は、各々が第１の逆Ｕ字形ベンドを有して、全圧受動緊急炉心冷却剤 タンクに連結される１本以上の第１のパイプと、各々が第１の逆Ｕ字形ベンドを 存して、全圧余熱除去熱交換器に連結される１本以上の第１のパイプと、を有す るように仕組むこともできる。

本発明の主な特徴は： ｔ）１次冷却水回路を、全圧緊ゑ、炉心冷却タンクまたは余熱除去熱交換器に連 結する上昇パイプの第】の逆Ｕ字形ベンドに形成されるベーパロックであって、 加圧器内の異常状態を感知して崩壊するベーパロック、 ｉｉ）原子炉プラントの運転中に、この系統が静止つまり待機モードにある時に 、全圧あつ緊急炉心冷却タンクまたは余熱除去装置の上昇配管および下降配管の 温度、ひいては正常なこの系統をめぐる熱駆動ヘッド、を制御するために、逆Ｕ 字形ベンドおよび正Ｕ字形ベンドによって流体静力学的熱シールを生成すること 、 １ｉｉ）正常なプラントの過渡状態およびじよう乱の間に、全圧緊急炉心冷却剤 タンクまたは余熱除去装置を安定させるために、これらのＵ字形ベンドおよび逆 Ｕ字形ベンドを用いること：である。

国際調査報告 骨−−Ｉ−ｆ１ψ沖−−−＾−−動噂１ｍ−・”ＰＣＴ／ＪｐＨ９’００７３” Ｌ２国１１′”　　　、２８．。。７３、

Claims (42)

【特許請求の範囲】
1. １．圧力容器と、炉心と、１次冷却水回路と、加圧器と、を有し、前記炉心と少 なくとも前記１次冷却水回路の一部分は前記圧力容器の中にあり、前記１次冷却 水回路は前記炉心を冷却するように仕組まれており、前記加圧器は水空間と蒸気 空間を有し、さらに少なくとも１個の全圧炉心冷却器装置と、前記１次冷却水回 路の上方部分を前記全圧炉心冷却器装置に連結する第１のパイプ装置と、前記１ 次冷却水回路の下方部分を前記全圧炉心冷却装置の各々に連結する第２のパイプ 装置と、を有し、前記第１のパイプ装置の各々は第１の逆Ｕ字形ベンドを有し、 前記第１のパイプ装置の第１の逆Ｕ字形ベンドの各々は前記加圧器の前記水空間 と蒸気空間を通過して前記第１の逆Ｕ字形ベンドの中にべーパロックを形成して いる、水冷原子炉であって：正常運転中には、前記第１次冷却水回路から前記第 １のパイプ装置、前記全圧炉心冷却器装置、および前記第２のパイプ装置を通っ て前記１次冷却水回路に行く１次冷却水の自然循環を、前記各べーパロフクが実 質的に防止しており、前記各ベーパロックは、前記炉心、前記１次冷却水回路、 前記加圧器の何れかの異常作動、または１次冷却水の逸失、を感知することによ り前記第１の逆Ｕ字形ベンドから移動して、前記１次冷却水回路から前記第１の パイプ装置、前記全圧炉心冷却器装置および前記第２のパイプ装置を通る１次冷 却水の自然循環を可能にし、前記全圧炉心冷却器装置内の比較的冷たい１次冷却 水が前記１次冷却水回路に入り、または通って流れることを可能にする、水冷原 子炉。
2. ２．前記少なくとも１個の全圧炉心冷却器装置は１次冷却水の補充供給分を有す る全圧緊急炉心冷却剤タンクを有し、前記第１のパイプ装置は前記１次冷却水回 路の上方部分を前記全圧緊急炉心冷却剤タンクの上方部分に連結し、前記第２の パイプ装置は前記１次冷却水回路の下方部分を前記全圧緊急炉心冷却剤タンクの 下方部分に連結し、前記全圧緊急炉心冷却剤タンクの少なくとも一部分は前記炉 心の上方に配置され、前記第１のパイプ装置は第１の逆Ｕ字形ベンドを有し、前 記第１のパイプ装置の前記第１の逆Ｕ字形ベンドは前記加圧器の前記水空間およ び蒸気空間を通過して前記第１の逆Ｕ字形ベンドの中にべーパロックを形成し、 それにより、正常運転中には、前記１次冷却水回路から前記第１のパイプ装置、 前記全圧緊急炉心冷却剤タンク、および前記第２のパイプ装置を通って前記１次 冷却水回路に行く１次冷却水の自然循環を実質的に防止し、前記べーパロックは 、前記炉心、前記１次冷却水回路、前記加圧器の異常作動または１次冷却水の逸 失を感知することことにより前記第１の逆Ｕ字形ベンドから移動して、前記１次 冷却水回路から前記第１のパイプ装置、前記全圧緊急炉心冷却剤タンクおよび前 記第２のパイプ装置を通って前記１次冷却水回路に行く１次冷却水の自然循環を 可能にし、前記全圧緊急炉心冷却剤タンク内の比較的冷たい１次冷却水が前記炉 心を通って流れることを可能にし、または１次冷却水蒸気が前記１次冷却水回路 から前記第１のパイプ装置を通って前記全圧緊急炉心冷却剤タンクの中に通気さ れるのを可能にして、前記全圧緊急炉心冷却剤タンクから前記１次冷却水回路へ の１次冷却水の重力供給を助ける、請求項１記載の水冷原子炉。
3. ３．前記少なくとも１個の全圧炉心冷却器装置は全圧余熱除去熱交換器を含み、 前記第１のパイプ装置は前記１次冷却水回路の上方部分を前記全圧余熱除去熱交 換器の上方部分に連結し、前記第２のパイプ装置は前記１次冷却水回路の下方部 分を前記全圧余熱除去熱交換器の下方部分に連結し、前記全圧余熱除去熱交換器 の少なくとも一部分は前記１次冷却水回路の上方に配置されており、前記第１の パイプ装置は第１の逆Ｕ字形べソドを有し、前記第１のパイプ装置の前記第１の 逆Ｕ字形ベンドは前記加圧器の前記水空間および蒸気空間を通過して前記第１の 逆Ｕ字形ベンドの中にべーパロックを形成し、それにより、正常運転中には、前 記１次冷却水回路から前記第１のパイプ装置、前記全圧余熱除去熱交換器および 前記第２のパイプ装置を通って前記１次冷却水回路に行く１次冷却水の自然循環 を実質的に防止しており、前記べーパロックは前記炉心、前記１次冷却水回路、 前記加圧器の異常作動または１次冷却水の逸失を感知することにより前記第１の 逆Ｕ字形ベンドから移動して、前記１次冷却水回路から第１のパイプ装置，前記 全圧余熱除去熱交換器および前記第２のパイプ装置を通って前記１次冷却水回路 に行く１次冷却水の自然対法を可能にし、比較的冷たい１次冷却水が前記炉心を 通って法れるのを可能にする、請求項１記載の水冷原子炉。
4. ４．全圧余熱除去熱交換器と全圧緊急炉心タンクが一体化されて、それらが共通 の第１のパイプ装置、第１の逆Ｕ字形ベンドおよび第２のパイプ装置を共有する ように、流れの順に流体接続されている、請求項１記載の水冷原子炉。
5. ５．全圧余熱除去熱交換器と全圧緊急炉心冷却剤タンクが分離されて、それぞれ 固有の第１のパイプ装置、第１の逆Ｕ字形ベンドおよび第２のパイプ装置を有し ている、請求項１記載の水冷原子炉。
6. ６．前記全圧緊急炉心冷却剤タンクの少なくとも一部分は前記１次冷却水回路の 上方に配置される、請求項２記載の水冷原子炉。
7. ７．前記第１のパイプ装置内の前記逆Ｕ字形ベンドは、前記べーパロックの形成 と維持を助け、非凝縮性ガスの除去を促進するための沈漬式電気ヒータを有する 、請求項１記載の水冷原子炉。
8. ８．前記各第１のパイプ装置は流体静力学的熱シールを有して、原子炉の正常運 転中には、前記第１のパイプ装置内の温水渦流の循環を可能にし、かつ原子炉の 正常運転中に前記第１のパイプ装置内の前記温水渦流が前記全圧炉心冷却器装置 に入るの防止しており、前記流体静力学的熱シールは、前記炉心、１次冷却水回 路または加圧器の異常作動によって前記べーパロックが前記第１の逆Ｕ字形ベン ドから移動した時に、前記１次冷却水回路から前記第１のパイプ装置、前記全圧 炉心冷却器装置および前記第２のパイプ装置を通る１次冷却水の自然循環を可能 にする、請求項１記載の水冷原子炉。
9. ９．前記各第１のパイプ装置の中の第２の逆Ｕ字形ベンドが流体静力学的熱シー ルを形成する、請求項８記載の水冷原子炉。
10. １０．前記各第１のパイプ装置の中のＵ字形ベンドが流体静力学的熱シールを形 成する、請求項８記載の水冷原子炉。
11. １１．前記各第２のパイプ装置は流体静力学的熱シールを有して、前記１次冷却 水回路から前記全圧炉心冷却器装置への熱対流防止する、請求項１記載の水冷原 子炉。
12. １２．前記第２のパイプ装置にあるＵ字形ベンドが流体静力学的熱シールを形成 する、請求項１１記載の水冷原子炉。
13. １３．前記各第２のパイプ装置に直列に接続される少なくとも１対の逆Ｕ字形ベ ンドと正Ｕ字形ベンドが前記流体静力学的熱シールを形成し、前記逆Ｕ字形ベン ドは比較的高温の領域に配置され、前記正Ｕ字形ベンドは比較的低温の領域に面 面されて、前記流体静力学的熱シール内に比較的低い密度と比較的高い密度の水 の交替する成層域を生ずる、請求項１１記載の水冷原子炉。
14. １４．前記加圧器は補助容器を有し、前記補助容器は水空間と蒸気空間を有し、 前記補助容器の少なくとも前記水空間は前記加圧器の水空間に連結され、前記第 １のパイプ装置の前記第１の逆Ｕ字形ベンドは前記補助容器の前記水空間および 蒸気空間を通過する、請求項１記載の水冷原子炉。
15. １５．前記加圧器は補助容器を有し、前記補助容器は水空間と空気空間を有し、 前記補助容器の少なくとも前記水空間は前記１次冷却水回路の上方部分に連結さ れ、前記第１のパイプ装置の前記第１の逆Ｕ字形ベンドは前記補助容器の前記水 空間および蒸気空間を通過する、請求項１記載の水冷原子炉。
16. １６．前記補助容器の蒸気空間は前記加圧器の蒸気空間に連結される、請求項１ ４記載の水冷原子炉。
17. １７．前記補助容器は前記補助容器の前記水空間および蒸気空間の飽和状態を維 持するための、沈漬式電気ヒータを有する、請求項１４記載の水冷原子炉。
18. １８．前記補助容器は前記第１の逆Ｕ字形ベンドの一部分を画成し、前記補助容 器の蒸気空間は前記べーパロフクを形成する、請求項１４記載の水冷原子炉。
19. １９．前記べーパロックから前記加圧器の蒸気空間への非凝縮性ガスの法れを可 能にして、正常運転中に前記ペーパロックの形成、維持を助け、前記べーパロッ クに所要の過渡応答性を与えるために、細い通気管が前記べーパロックと前記加 圧器の蒸気空間とを連結する、請求項１記載の水冷原子炉。
20. ２０．前記加圧器は前記第１の逆Ｕ字形ベンドの一部分を画成し、前記加圧器の 蒸気空間が前記べーパロックを形成する、請求項１記載の水冷原子炉。
21. ２１．少なくとも１個の余熱除去装置を有する前記全圧余熱除去熱交換器と前記 全圧緊急炉心冷却タンクが一体化されて、組合せ式全圧緊急炉心冷却・余熱除去 装置内の１次冷却水から熱を除去する、請求項８記載の水冷原子炉。
22. ２２．前記各全圧緊急炉心冷却タンクが少なくとも１個の余熱除去回路を有して 、前記全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内の１次冷却水から熱を除去する、請 求項２１記載の水冷原子炉。
23. ２３．少なくとも１個の前記組合せ全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクは包囲領 域を有し、前記第１のパイプ装置は前記１次冷却水回路と前記包囲領域を連結し 、前記包囲領域は前記余熱除去回路の一つを有して、前記１次冷却水回路から前 記余熱除去回路への熱伝達率を増す、請求項２１記載の水冷原子炉。
24. ２４．前記余熱除去回路は、前記全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内に配置さ れる第１の熱交換器と、前記全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクの外側に配置さ れる第２の熱交換器と、作用流体を伝送するために前記第１と第２の熱交換器を 連結する配管と、を含む、請求項２２記載の水冷原子炉。
25. ２５．前記圧力容器は前記組合せ式全圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内の配置 される、請求項２３記載の水冷原子炉。
26. ２６．第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去系統が低圧における１次冷却水の追加 供給分の入ったタンクを含み、前記低圧緊急炉心冷却剤タンクの少なくとも一部 分は前記全圧緊急炉心冷却剤タンクの上方に配置され、前記低圧緊急炉心冷却・ 余熱除去タンクの下方部分を前記全圧緊急炉心冷却タンクに連結する第３のパイ プ装置と、前記加圧器の蒸気空間を前記低圧緊急炉心冷却剤タンクに連結する第 ４のパイプ装置と、を有し、前記第３のパイプ装置は逆止め弁と制御弁を有し、 前記第４のパイプ装置は制御弁を有する、請求項４記載の水冷原子炉。
27. ２７．前記全圧余熱除去熱交換器は前記第２の低圧緊急炉心冷却・余熱除去タン ク。
28. ２８．前記全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置は前記低圧緊急炉心冷却・余熱除去 タンクの中にある、請求項２６記載の水冷原子炉。
29. ２９．少なくとも１個の第２の余熱除去装置が前記第２の低圧緊急炉心冷却・余 熱除去タンクの中の水から熱を除去するように仕組まれている、請求項２６記載 の水冷原子炉。
30. ３０．前記低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンク内の水は前記全圧緊急炉心冷却・ 余熱除去装置のための吸熱材を形成する、請求項２６記載の水冷原子炉。
31. ３１．封じ込め建物、前記封じ込め建物内に配置される前記圧力容器、前記炉心 、前記１次冷却水回路、前記加圧器、前記全圧緊急炉心冷却・余熱除去装置およ び前記低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクを含み、第５のパイプ装置がポンプ装 置を前記低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクに連結し、前記封じ込め建物内の所 定水位より上方の、漏れた冷却水を前記低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクに圧 送するように前記ポンプ装置が仕組まれ、前記第５のパイプ装置は逆止め弁を有 している、請求項２６記載の水冷原子炉。
32. ３２．前記少なくとも１個の第２の余熱除去回路は、前記低圧緊急炉心冷却・余 熱除去タンク内に配置される第３の熱交換器と、前記封じ込め建物外に配置され る第４の熱交換器と、作用法体を伝送するために前記第３および第４の熱交換器 を連結する配管装置と、を含んでいる、請求項３１記載の水冷原子炉。
33. ３３．前記封じ込め建物のほぼ最上領域に配置される第５の熱交換器と、作用流 体を伝送するために前記第５の熱交換器と前記第４の熱交換器を連結する配管装 置と、前記第５の熱交換器により凝縮された蒸気を収集するために前記第５の熱 交換器の下方で前記第２の緊急炉心冷却・余熱除去タンクの上方に配置される収 集容器と、前記収集容器から前記第２の緊急炉心冷却・余熱除去タンクヘ凝縮蒸 気を供給するための配管装置と、を含む請求項３１記載の水冷原子炉。
34. ３４．中間熱交換器と、作用流体を伝送するために前記中間熱交換器および前記 第４の熱交換器を連結する配管装置と、を含み、前記第２の熱交換器は前記中間 熱交換器と熱交換し、前記中間熱交換器と前記第２の熱交換器は前記封じ込め建 物の内側に配置される、請求項３２記載の水冷原子炉。
35. ３５．無水室の壁と前記封じ込め建物の壁の間に形成される低圧緊急炉心冷却・ 余熱除去タンクによって包囲される前記無水室の中に前記原子炉圧力容器があり 、前記無水室の上方領域から前記低圧緊急炉心冷却・余熱除去タンクの下方領域 に接がる大形通気管を介して前記無水室が前記タンクに連結され、前記タンクは 建物圧力抑制プールとしても働く、請求項２８記載の水冷原子炉。
36. ３６．前記緊急炉心冷却・余熱除去タンクは水の中に溶解された中性子吸収剤を 含んでいる、請求項１記載の水冷原子炉。
37. ３７．前記中性子吸収剤は硼酸の形をとる硼素である、請求項３６記載の水冷原 子炉。
38. ３８．前記加圧器の水空間の少なくとも一部分が前記１次冷却水回路の上方部分 より上方に配置され、前記加圧器の蒸気空間を前記１次冷却水回路の上方部分に 接続するために、前記加圧器と前記１次冷却水回路の間を連通する少なくとも１ 個の装置と、前記加圧器の水空間を前記１次冷却水回路の下方部分に接続するた めに、前記加圧器と前記１次冷却水回路を連通する少なくとも１個のサージポー トと、を有し、前記少なくとも１個のサージポートは、前記加圧器の水空間から 前記１次冷却水回路への水の流れには比較的低い抵抗を示し、前記１次冷却水回 路から前記加圧器の水空間への水の流れには比較的高い抵抗を示すように仕組ま れ、前記加圧器の蒸気空間と前記１次冷却水回路の上方部の間を連通する前記少 なくとも１個の装置は前記１次冷却水回路に形成された余分の蒸気が前記加圧器 の蒸気空間に流れるのを可能にする、請求項１記載の水冷原子炉。
39. ３９．前記炉心・前記１次冷却水回路および前記加圧器は前記圧力容器に包まれ た集合ユニットであり、前記圧力容器を第１の室と第２の室に実質的に分割する ように少なくとも１個のケーシングが前記圧力容器内に仕組まれており、前記炉 心と前記１次冷却水回路は前記第２の室に仕組まれ、前記加圧器は前記第１の室 に仕組まれ、前記ケーシングは前記１次冷却水回路内の水と前記加圧器の水空間 の水との間の相互混合作用を防いでいる、請求項３８記載の水冷原子炉。
40. ４０．前記第１のパイプ装置は前記加圧器の水空間を前記全圧炉心冷却装置に連 結する、請求項１記載の水冷原子炉。
41. ４１．前記水冷原子炉は集合式加圧水型原子炉である、請求項１記載の水冷原子 炉。
42. ４２．前記水冷原子炉は集合式間接サイクル沸騰水型原子炉である、請求項１記 載の水冷原子炉。