JPH04109197A - 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 - Google Patents

Abstract

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Description

【発明の詳細な説明】

［０００１３

【産業上の利用分野］ 本発明は、加圧水型原子炉に関し、特に同原子炉の非常
用炉心冷却設備に適用することができる炉心崩壊熱除去
装置に関するものである。 ［０００２］ 【従来の技術】 図４は、蒸気発生器２及び一次冷却材ポンプ３をそれぞ
れ２基づつ有する従来の代表的な２ループ加圧水型原子
炉の一次冷却系を概略的に示すもので、一次冷却系設備
には、原子炉容器１、蒸気発生器２、一次冷却材循環ポ
ンプ３、これ等を接続して閉回路を形成する一次冷却材
配管５．７からなる一次冷却系ループ６及び加圧器４等
が含まれる。 原子炉容器１内の炉心１０で加熱された一次冷却材は、
原子炉容器１から、各ループ６の高温側配管５を経て縦
置きの蒸気発生器２内のＵ字形伝熱管８へ搬送され、そ
こで該伝熱管８の周囲を流れる二次冷却材と熱交換する
。このようにして蒸気発生器２で冷却された一次冷却材
は、一次冷却材循環ポンプ３で水頭が付与され、低温側
配管７を経て再び原子炉容器１内に戻される。 ［０００３］ ところ力八一次冷却系圧力の大巾な低下をもたらし、非
常用炉心冷却設備が作動するような事故、例えば、符号
９で示すような一次冷却系の配管等の箇所の破断事故に
伴う一次冷却材喪失事故時には、配管破断箇所９からの
一次冷却材の系外への流出により、炉心１０は一旦露出
する。この場合には、原子炉は、事故発生直後に停止さ
れるようになっている力飄炉心内には核燃料が存在する
ので、原子炉停止後も炉心崩壊熱が発生している。仮に
長期にわたり炉心の露出状態が続き炉心が十分に冷却さ
れない場合、この崩壊熱により炉心溶融のような最悪の
事態に至ることも想定される。従って、一次冷却材喪失
事故時には、一次冷却系内に非常用炉心冷却水を注入し
、注入された冷却水を炉心内に効率良く、且つ早期に供
給し蓄積させることが重要であるため、非常用炉心冷却
設備が設けられている。 ［０００４］ 従来の非常用炉心冷却設備は、蓄圧注入タンク１２から
なる蓄圧注入系機器と、ＡＣ電源のような外部駆動源を
必要とする高圧注入ポンプ１９等を含む高圧注入系機器
と、同様にＡＣ電源のような外部駆動源を必要とする低
圧注入ポンプ１８等を含む低圧注入系機器とからなる。 蓄圧注入タンク１２は、図４では１基のみ示されている
力飄一次冷却系の１ループ当たり１基の蓄圧注入タンク
が用いられるのが普通であり、また、同蓄圧注入タンク
１２は、常時ほう酸水１３を窒素ガス１１で加圧保持し
ており、万一冷却材喪失事故が起こった時には、一次冷
却系の減圧に伴って逆止弁１５が自動的に開き、配管１
４を介して一次冷却系の低圧側配管７にほう酸水１３を
注入する。また、低圧注入ポンプ１８及び高圧注入ポン
プ１９は、燃料取替時に原子炉キャビイテイーに水張り
するためにほう酸水を貯蔵した燃料取替用水タンク２０
を水源として使用しており、一次冷却系の圧力低下を検
知する手段（図示せず）に接続された制御装置の制御下
に高圧注入ポンプ１９から順次作動され、一次冷却系へ
の注水を行うようになっている。 ［０００５］ 低圧注入ポンプ１８としては、原子炉を冷態停止する場
合に使用する余熱除去ポンプが利用されている。また、
この低圧注入ポンプ１８は、燃料取替用水タンク２ｏの
水を使い切った後は原子炉格納容器１６の底部サンプ（
図示せず）に溜まった水を再循環して使用するよう、同
底部サンプにも接続されているので、低圧注入系には、
再循環水を冷却する熱交換器（図示せず）を必要とする
。 更に、燃料取替用水タンク２０には、原子炉格納容器１
６からの放射性物質の漏れを減少するために、格納容器
スプレィ系が接続されている。この格納容器スプレィ系
は、ＡＣ電源のような外部駆動源を必要とする格納容器
スプレィポンプ２１と、熱交換器２２と、格納容器スプ
レィ２３とを有する。この熱交換器２２も、低圧注入系
の上述の熱交換器も２次側は原子炉補機冷却水系統（図
示せず）に接続されており同原子炉補機冷却水系統から
海水系に放熱するようになっている。 ［０００６］

【発明が解決しようとする課題】

このように、従来の加圧水型原子炉の非常用炉心冷却設
備は、事故発生直後に緊急に大量の非常用冷却水を一次
冷却系ループの低温側配管７に注入し、原子炉容器１に
蓄積せしめるために、蓄圧系注入設備、即ち前述の蓄圧
注水タンク１２を利用している点については問題がない
としても、その後の長期にわたる炉心崩壊熱による冷却
材の蒸発放散分を補給するために、ＡＣ電源等の外部駆
動源を必要とする前述の低圧注入ポンプ１８及び高圧注
入ポンプ１９のような動的機器主体の安全系（アクティ
ブ安全系という）に依存している。 アクティブ安全系は、事故の収束能力・拡大防止能力の
点では優れているが、ＡＣ電源のような外部駆動源を必
要とするポンプ等の機器を含むために、運転操作も複雑
であり、作動の信頼性が劣り、安全性に全く問題がない
わけではない。 ［０００７］ 従って、本発明の目的は、動的機器の使用を弁のような
信頼性の高い機器に最小限度に止どめて、実質的に静的
に崩壊熱を除去することができる事故時静的炉心崩壊熱
除去装置を提供することである。 ［０００８］

【課題を解決するための手段】

この目的を達成するために、請求項１に記載の発明によ
ると、頂部に蓋体を有すると共に、一次冷却材の入口ノ
ズル及び出口ノズルを有する原子炉容器と、該原子炉容
器内に配設された炉心と、入口室及び出口室に仕切られ
た水室を含み、該水室の前記入口室及び出口室にそれぞ
れ一次冷却材の入口ノズル及び出口ノズルを有して縦置
きに配置され、前記入口室及び出口室に複数のＵ字管が
両端部で連通している蒸気発生器と、該蒸気発生器に接
続され、その前記Ｕ字管の周囲に二次冷却材を循環供給
するための入口管及び出口管を有する二次冷却系と、冷
却材循環ポンプと、前記原子炉容器の出口ノズル及び前
記蒸気発生器の入口ノズルを接続するホットレッグ配管
と、前記蒸気発生器の出口ノズル及び前記原子炉容器の
入口ノズルを前記冷却材循環ポンプを介して接続するコ
ールドレッグ配管とを有する加圧水型原子炉の炉心崩壊
熱除去装置は、前記原子炉容器の蓋体に接続された第］
減圧手段と、前記二次冷却系よりも上方に配設され、弁
を有する配管を介して同二次冷却系に連通した第１水源
と、前記二次冷却系に接続された第２減圧手段と、前記
ホットレッグ配管及びコールドレッグ配管よりも上方に
配設され、弁を有する配管が接続され、該配管により前
記原子炉容器内に連通した第２水源とを備える。蒸気発
生器は、その入口ノズルが原子炉容器の出口ノズルより
も下方に配設され、第２水源は、該第２水源に接続され
た配管にある前記弁の開弁時に放出される水により、少
なくとも前記ホットレッグ配管及びコールドレッグ配管
を冠水させるに足る水容量を有する。 ［０００９］ また、上述の目的を達成するために、請求項２に記載さ
れた発明によると、頂部に蓋体を有すると共に、一次冷
却材の入口ノズル及び出口ノズルを有する原子炉容器と
、該原子炉容器内に配設された炉心と、入口室及び出口
室に仕切られた水室を含み、該水室の前記入口室及び出
口室にそれぞれ一次冷却材の入口ノズル及び出口ノズル
を有すると共に、前記入口室及び出口室に複数のＵ字管
が両端部で連通している蒸気発生器と、該蒸気発生器に
接続され、その前記Ｕ字管の周囲に二次冷却材を循環供
給するための入口管及び出口管を有する二次冷却系と、
冷却材循環ポンプと、前記原子炉容器の出口ノズル及び
前記蒸気発生器の入口ノズルを接続するホットレッグ配
管と、前記蒸気発生器の出口ノズル及び前記原子炉容器
の入口ノズルを前記冷却材循環ポンプを介して接続する
コールドレッグ配管とを有する加圧水型原子炉の炉心崩
壊熱除去装置は、二次冷却系よりも上方に配設され、弁
を有する配管を介して同二次冷却系に連通した第１水源
と、前記二次冷却系に接続された減圧手段と、前記ホッ
トレッグ配管及びコールドレ・ノブ配管よりも上方に配
設され、弁を有する配管が接続され、該配管を介して前
記原子炉容器に連通した第２水源とを備える。蒸気発生
器は、横置きに配設されると共に前記水室の入口室に設
けられたベント管を有し、前記第２水源は、該第２水源
に接続された配管にある前記弁の開弁時に放出される水
により、少なくとも前記ホットレッグ配管及びコールド
レッグ配管を冠水させるに足る水容量を有する。 ［００１０］

【作用】

通常の原子炉運転中は、原子炉容器の入口ノズルに接続
されたコールドレッグ配管から原子炉容器内に入った一
次冷却材は、炉心内で加熱され、原子炉容器の出口ノズ
ルから出てホットレッグ配管を通り、蒸気発生器の水室
の入口室からＵ字形の伝熱管の内部を経て出口室に至り
、ここから循環ポンプにより加圧されて再び原子炉容器
内に給送される。一次冷却材は、伝熱管の内部を通る際
にその周囲を流れる二次冷却材と熱交換して冷却され、
一方、二次冷却材は加熱されて蒸気となり、これが発電
のため蒸気タービンの駆動に使用される。 ［００１１］ 例えば、一次冷却系において配管破断事故のような冷却
材喪失事故が起きると、崩壊熱による炉心溶融のような
最悪の仮想上の事故を防ぐために、本発明の炉心崩壊熱
除去装置が作動される。 即ち、冷却材喪失に伴う一次冷却系の圧力低下時に、第
１実施例の場合、第１減圧手段が作動されて、原子炉容
器の蓋体に接続された配管の弁から、炉心に発生した水
素ガス、酸素ガス等の非凝縮性ガスが格納容器に放出さ
れ、また、第２水源に接続された配管に設けられた弁が
開弁されて、第２水源の水が原子炉容器内に注入される
。第２水源は、ホットレッグ配管及びコールドレッグ配
管よりも上方に配設されると共に、十分に容量が大きい
ので、前記弁の開弁時に、水は、水頭差により放出され
て、ホットレッグ配管及びコールドレッグ配管を冠水さ
せる。 ［００１２］ そのため、非凝縮性ガスが一次冷却系の破断箇所から一
次冷却系に流入することがなく、且つ、請求項１に記載
の発明においては、蒸気発生器の入口ノズルは原子炉容
器の出口ノズルよりも下方に位置しているので、前記入
口ノズル及び出口ノズル間にループシールが形成される
ため、また、請求項２に記載の発明においては、蒸気発
生器を横置きに配設すると共にその水室に弁を有するベ
ント管を設けているため、非凝縮性ガスが伝熱管を通る
一次冷却材の自然循環を妨げることがない。 かかる一次冷却材の自然循環を利用して、蒸気発生器に
おいて二次冷却材と熱交換させることにより崩壊熱を除
去するなめに、二次冷却系に接続された第２減圧手段を
作動して二次冷却系を減圧すると共に、二次冷却系より
も上方に配設された第１水源の弁を開弁じて、同第１水
源の水を水頭差により二次冷却系に注入し、伝熱管内を
自然循環により通流する一次冷却材と熱交換させ、かく
して蒸気発生器を利用した炉心の崩壊熱除去が行われる
。 ［００１３］

【実施例】

次に、本発明の好適な実施例について添付図面を参照し
て詳細に説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部
分を示すものとする。 図面を参照すると、図１及び図２には、加圧水型原子力
発電プラントに適用された本発明の第１実施例にかかる
非常用炉心冷却設備が示されている。図１において、加
圧水型原子力発電プラントは、その出力規模に応じて、
一般的に２〜４ループの一次冷却系を有するが、図示の
例では、蒸気発生器２及び一次冷却材ポンプ３をそれぞ
れ２基づつ有する２ループ（１ループのみを図示）原子
力発電プラントの一次冷却系を概略的に示すもので、一
次冷却系設備には、原子炉容器１、蒸気発生器２、一次
冷却材循環ポンプ３、これ等を接続して閉回路を形成す
るホットレッグ配管５、コールドレッグ配管７からなる
一次冷却系ループ６、及び加圧器４等が含まれている。 ［００１４］ 原子炉容器１内の炉心１０で加熱された一次冷却材は、
原子炉容器１の出ロノズル１ａから、各ループ６のホッ
トレッグ配管５を介して、入口ノズル２ａを経て蒸気発
生器２の水室２ｂ内に入り、ここからＵ字形伝熱管（Ｕ
字管）８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲を流れる
二次冷却材と熱交換する。このようにして蒸気発生器２
で冷却された一次冷却材は、出口ノズル２ｃから蒸気発
生器２を出て、一次冷却材循環ポンプ３で水頭が付与さ
れ、コールドレッグ配管７を経て入口ノズル１ｂから再
び原子炉容器１内に戻される。 蒸気発生器２の水室２ｂは、仕切板２ｄにより、入口ノ
ズル２ａを有するホットレッグ側部分（入口室）と、出
口ノズル２ｃを有するコールドレッグ側部分（出口室）
とに区画されており、前述したＵ字形伝熱管８は、管板
２ｅを介して一端がホットレッグ側部分に連通し、他端
がコールドレッグ側部分に連通している。 また、縦置きの蒸気発生器２は、図２に最も良く示すよ
うに、その入口ノズル２ａが原子炉容器１の出口ノズル
１ａより上方に位置するように配置されているため、原
子炉容器１の出口ノズル１ａ及び蒸気発生器２の入ロノ
ズル２ａ間の配管部分には、事故時に水素ガス、溶存ガ
ス等の非凝縮性ガスが蒸気発生器２に流入するのを防止
するループシール１７が形成される。このループシール
１７の目的は、上述したように非凝縮性ガスが蒸気発生
器２に流入するのを防止することである。 ［００１５］ 蒸気発生器２には、二次冷却系を構成する給水管（入口
管）２８及び蒸気管（出口管）２９が接続されており、
給水管２８がら蒸気発生器２の二次側内に流入した給水
は、伝熱管８を介して一次冷却材と熱交換して加熱され
、蒸気となって蒸気管２９から蒸気発生器２を去り、蒸
気タービン（図示せず）へ送られる。この給水管２８は
弁３１を有する配管３２を介して復水タンク（第１水源
）３０に接続され、蒸気管２９には、例えば出力３０Ｋ
Ｗｅクラスの原子炉で１０インチロ径の大容量の逃し弁
（第２減圧手段）３５を有する配管３６が接続されてい
る。復水タンク３ｏは少なくとも給水管２８の上方に配
設されている。 加圧器４には、例えば出力３０万ＫＷｅクラスの原子炉
で８インチ口径の大容量の複数（実施例では２個）の逃
し弁２４を有する配管２５が接続され、また、原子炉容
器１の蓋体１ｃの好ましくは頂部には、ベント弁（第１
減圧手段）２６を有する配管２７が接続されている。 また、一次冷却系ループ６の少なくともホットレッグ及
びコールドレッグ配管５．７よりも上方には、非常用貯
蔵タンク（第２水源）５０が設置されている。この貯蔵
タンク５０には、格納容器１６内に直接貯蔵水を注入す
る弁３３と、原子炉容器１内に貯蔵水を注入する弁３４
とが設けられている。 尚、図では弁２６．３１．３４．３３．３５はそれぞれ
１個のみ示されているが、並列に複数個設けて、冗長系
とすることができる。 ［００１６］ 以上のような構成を有する非常用炉心冷却設備において
、事故時には、図示しない制御装置が一次冷却系の圧力
低下の第１信号を周知の圧力検知手段（図示せず）から
受けると、同制御装置の制御下に、原子炉容器１の蓋体
ＩＣに接続された配管２７に設けられたベント弁２６が
開弁じ、後述するように冷却材の自然循環の妨げとなる
炉心１０で発生した水素ガス、酸素ガス、窒素ガス等の
非凝縮性ガスを蒸気と共に原子炉容器１から格納容器１
６内へ放出する。また、前記圧力低下の信号により、加
圧器４の逃し弁２４も開弁し、一次冷却系の圧力を早期
に減圧する。 これにより一次冷却系の圧力が更に低下し、第２信号が
発信されると、非常用貯蔵水タンク５０の弁３３及び３
４が開いて、貯蔵水を水頭差で格納容器１６内と炉心１
０内とに注入する。弁３３．３４の開弁による注水で、
一次冷却系ループ６は、少なくともそのホットレッグ配
管５及びコールドレッグ配管７が冠水する。 一方、蒸気発生器２の二次冷却系に接続された逃し弁３
５が前記第１信号もしくは別の信号で開弁じて、蒸気発
生器の二次側を大気圧近くまで減圧し、その後復水タン
ク３０の弁３１を開弁して、復水タンク３０内の水を水
頭差により蒸気発生器二次側へ注水する。 ［００１７］ この状態の時、格納容器１６内には、上述のように一次
冷却系ループ６の少なくともホットレッグ配管５及びコ
ールドレッグ配管７を超えるレベルまで、水が張られて
おり、冷却材喪失事故の原因となった破断箇所９も冠水
されている。従って、炉心１０で発生した崩壊熱は、炉
心１０内の水、格納容器１６内の水及び健全な一次冷却
系ループ６の水の自然循環で蒸気発生器２へ輸送され、
同蒸気発生器２において、復水タンク３０から注水され
た二次側の水と熱交換して、除去される。このような自
然循環の際に、破断箇所９は冠水されているので、そこ
から非凝縮性ガスが侵入することはなく、また、健全な
一次冷却系ループ６の冷却材中に非凝縮性ガスが含まれ
ていても、蒸気発生器２の入口ノズル２ａ側にはループ
シール１７が設けられているので、この非凝縮性ガスは
ループシール１７のところで蒸気発生器２の伝熱管８へ
の進行を阻まれ、そこには達しない。 ［００１８］ 次に、図３を参照して、本発明による炉心崩壊熱除去装
置の第２実施例について、第１実施例とは異なる点に関
し説明する。 図３において、格納容器１６の外側は、同外側に離間し
て配設された好ましくは鋼板構造の外部遮蔽３７により
、覆われている。また、格納容器１６の内側には、環状
の重力落下タンク（第２水源）３８がコンクリート壁３
９により画成されており、同重力落下タンク３８内には
水が充填されている。実施例では、この重力落下タンク
３８は、後述するように水頭差で注水可能なように、炉
心１０よりも約１０ｍ上方まで延びると共に、図４に関
連して説明した燃料取替用水タンク２０の役割も果たし
ている。 第１実施例では、逃し弁２４を有する配管２５は格納容
器１６内の空間に開放していたが、この第２実施例では
、逃し弁２４を有する配管２５はコンクリート壁３９を
貫いて重力落下タンク３８内に延入し、そこで開放して
いる。 また、図１の実施例では、蒸気発生器２が縦型であった
ので、非凝縮性ガスが伝熱管８に達するのを防止するた
めに、原子炉容器１の出口ノズル１ａと蒸気発生器２の
入口ノズル２ａとの間にループシール１７を設けたり、
原子炉容器１の蓋体ＩＣにベント弁２６を設けていたが
、第２実施例では蒸気発生器４０が横置きであるためル
ープシール１７の代わりに、水室４０ａのうちホットレ
ッグ側の入口室にガス抜きの弁４１を有する配管（ベン
ト管）４２を接続している。 更に、復水タンク３０の配管３２には弁３１に加えて、
バックアップのため、タービン駆動の補助給水ポンプ４
３とモータ駆動の補助給水ポンプ４４とが設けられてい
る［００１９］ 次に、一次冷却材喪失事故時の第２実施例の非常用炉心
冷却設備の作動について以下に述べる。 事故初期には、一次冷却系内の圧力は高圧〜中圧となり
、この時の炉心冷却のために注水するには、急速に一次
冷却系を減圧し、蓄圧注入タンク１２を用いるのが好適
である。そのため、事故初期に一次冷却系の圧力低下を
圧力検知手段により検知して、制御装置から第１信号が
出ると、早期に一次冷却系を蓄圧注入タンク（第２水源
）１２の作動圧力（実施例では約５０Ｋｇ／ｃｍ２）以
下に減圧するため、加圧器４の逃し弁２４を開いて蒸気
を格納容器１６内のスペースではなく重力落下タンク３
８内にフラッシュする。これにより一次冷却系が蓄圧注
入タンク１２の作動圧力以下に低下して、蓄圧水が炉心
１０内に放出され、炉心１０を冷却する。 事故中期には、一次冷却系内の圧力は中圧〜低圧となっ
ており、この時、炉心冷却のために注水するにはかなり
の量の水が必要となり、蓄圧注入タンクを利用していて
は、設備が大きくなり過ぎるので、大容量の重力落下タ
ンク３８を用いる。従って、圧力検知手段が更に低い圧
力を検知して、制御装置が第２信号を発信すると、コー
ルドレッグ配管７及び重力落下タンク３８に連通した配
管４５に設けられた弁４６を開いて、重力落下タンク３
８内の水を水頭差により炉心１０へ注水し、同炉心１０
を冷却する。この段階では、蓄圧注入タンク１２及び重
力落下タンク３８内に入っていた水により、一次冷却系
ループ６の少なくともホットレッグ配管５及びコールド
レッグ配管７は図示のように冠水している。 このようにして、冷却材喪失事故時には、一次冷却系内
に非常用炉心冷却水を注入し、注入された冷却水を炉心
内に効率良く、且つ早期に供給し蓄積させることができ
る。 ［００２０］ 一方、この後、一次冷却系内の圧力と格納容器内の圧力
とがほぼ等しくなっている長期冷却の際には、炉心を水
没させている水を自然循環により蒸気発生器４０に通流
させ、炉心１０の崩壊熱を除去する。このために、逃し
弁３５を開いて蒸気発生器二次側を減圧してから、復水
タンク３０に接続された配管３２の弁３１を開き、復水
タンク３０から水頭差により二次側の給水管２８に給水
する。 この状態の時、前述したように、格納容器１６内には、
一次冷却系ループ６の少なくともホットレッグ配管５及
びコールドレッグ配管７を超えるレベルまで、水が張ら
れており、冷却材喪失事故の原因となった破断箇所９も
冠水されている。 従って、炉心１０で発生した崩壊熱は、第１実施例と同
様に、炉心１０内の水、格納容器１６内の水及び健全な
一次冷却系ループ６の水の自然循環で蒸気発生器４０へ
輸送され、同蒸気発生器４０において、復水タンク３０
から注水された二次側の水と伝熱管８を介して熱交換し
て、その水を沸騰させ、逃し弁３５を介して大気に放出
することにより、除去される。このような自然循環の際
に、破断箇所９は冠水されているので、そこから非凝縮
性ガスが侵入することはなく、また、健全な一次冷却系
ループ６の冷却材中に非凝縮性ガスが含まれていても、
蒸気発生器４０の水室４０ａのホットレッグ側に設けら
れた配管４２のベント弁４１が開放しているので、この
非凝縮性ガスが溜まることなく格納容器内に放出され、
自然循環を妨げることはない。 ［００２１］

【発明の効果】

以上のように、本発明によれば、冷却材喪失事故時に炉
心に発生した非凝縮性ガスが冷却材の自然循環を妨げな
いように、原子炉容器と蒸気発生器の間にガス溜まり防
止手段を設けたので、蒸気発生器を利用して冷却材を一
次冷却系ループ内で自然循環させることができ、ＡＣ電
源等の外部駆動源を必要とする低圧注入ポンプ及び高圧
注入ポンプのような動的機器主体の従来の安全系（アク
ティブ安全系という）に依存する必要がないため、運転
操作が単純で、安全系の信頼性も高い。 特に、蒸気発生器は、常用されている設備であるから、
これを利用すれば追加の設備が不要となり、設備の簡素
化、経済性向上を図ることができ、また、本来、通常運
転時の炉心除熱のために設計されたものであるから、優
れた冷却機能を有する。 ［００２２］ また、好適な実施例においては、逃し弁を有して加圧器
に一端で接続された配管は、その他端が重力落下タンク
内に開放しているので、事故時に、動的機器である格納
容器スプレィポンプを含む従来の格納容器スプレィ系に
依存することなく、格納容器内を減圧することができ、
安全系の信頼性向上に大きく寄与する。

【図面の簡単な説明】

【図１】 本発明による炉心崩壊熱除去装置の第１実施例を含む加
圧水型原子炉の概要図

【図２】 図１の加圧水型原子炉の一次冷却系に設けられたループ
シールの拡大部分断面図。

【図３】 本発明による炉心崩壊熱除去装置の第２実施例を含む加
圧水型原子炉の概要図

【図４】 従来の炉心崩壊熱除去装置を含む加圧水型原子炉の概要
図。

【符号の説明】

原子炉容器 ａ 出口ノズル ｂ 入口ノズル Ｃ 蓋体 蒸気発生器 ａ 入口ノズル ｂ 水室 Ｃ 出口ノズル 冷却材循環ポンプ ホットレッグ配管 コールドレッグ配管 伝熱管（Ｕ字管） 炉心 蓄圧注入タンク （第２水源） １フ ループシール 逃し弁（第１減圧手段） 給水管（入口管） 蒸気管（出口管） 復水タンク（第１水源） 配管３２の弁 第１水源を二次冷却系に連通させる配管逃し弁（第２減
圧手段） 重力落下タンク（第２水源） 蒸気発生器 水室 配管（ベント管） 第２水源を原子炉容器に連通させる配管配管４５の弁 非常用貯蔵タンク（第２水源）

【書類芯】

【図１】 図面

【図２】

【図３】

【図４】

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】頂部に蓋体を有すると共に、一次冷却材の
   入口ノズル及び出口ノズルを有する原子炉容器と、該原
   子炉容器内に配設された炉心と、入口室及び出口室に仕
   切られた水室を含み、該水室の前記入口室及び出口室に
   それぞれ一次冷却材の入口ノズル及び出口ノズルを有し
   て縦置きに配置され、前記入口室及び出口室に複数のＵ
   字管が両端部で連通している蒸気発生器と、該蒸気発生
   器に接続され、その前記Ｕ字管の周囲に二次冷却材を循
   環供給するための入口管及び出口管を有する二次冷却系
   と、冷却材循環ポンプと、前記原子炉容器の出口ノズル
   及び前記蒸気発生器の入口ノズルを接続するホツトレッ
   グ配管と、前記蒸気発生器の出口ノズル及び前記原子炉
   容器の入口ノズルを前記冷却材循環ポンプを介して接続
   するコールドレッグ配管とを有する加圧水型原子炉の炉
   心崩壊熱除去装置において、前記原子炉容器の蓋体に接
   続された第１減圧手段と、前記二次冷却系よりも上方に
   配設され、弁を有する配管を介して同二次冷却系に連通
   した第１水源と、前記二次冷却系に接続された第２減圧
   手段と、前記ホットレッグ配管及びコールドレッグ配管
   よりも上方に配設され、弁を有する配管が接続され、該
   配管により前記原子炉容器内に連通した第２水源とを備
   え、前記蒸気発生器は、その前記入口ノズルが前記原子
   炉容器の出口ノズルよりも下方に配設され、前記第２水
   源は、該第２水源に接続された配管にある前記弁の開弁
   時に放出される水により、少なくとも前記ホツトレッグ
   配管及びコールドレッグ配管を冠水させるに足る水容量
   を有することを特徴とする加圧水型原子炉の炉心崩壊熱
   除去装置。
2. 【請求項２】頂部に蓋体を有すると共に、一次冷却材の
   入口ノズル及び出口ノズルを有する原子炉容器と、該原
   子炉容器内に配設された炉心と、入口室及び出口室に仕
   切られた水室を含み、該水室の前記入口室及び出口室に
   それぞれ一次冷却材の入口ノズル及び出口ノズルを有す
   ると共に、前記入口室及び出口室に複数のＵ字管が両端
   部で連通している蒸気発生器と、該蒸気発生器に接続さ
   れ、その前記Ｕ字管の周囲に二次冷却材を循環供給する
   ための入口管及び出口管を有する二次冷却系と、冷却材
   循環ポンプと、前記原子炉容器の出口ノズル及び前記蒸
   気発生器の入口ノズルを接続するホットレッグ配管と、
   前記蒸気発生器の出口ノズル及び前記原子炉容器の入口
   ノズルを前記冷却材循環ポンプを介して接続するコール
   ドレッグ配管とを有する加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除
   去装置において、前記二次冷却系よりも上方に配設され
   、弁を有する配管を介して同二次冷却系に連通した第１
   水源と、前記二次冷却系に接続された減圧手段と、前記
   ホットレッグ配管及びコールドレツグ配管よりも上方に
   配設され、弁を有する配管が接続され、該配管を介して
   前記原子炉容器に連通した第２水源とを備え、前記蒸気
   発生器は、横置きに配設されると共に、前記水室の入口
   室に設けられたベント管を有し、前記第２水源は、該第
   ２水源に接続された配管にある前記弁の開弁時に放出さ
   れる水により、少なくとも前記ホットレッグ配管及びコ
   ールドレッグ配管を冠水させるに足る水容量を有するこ
   とを特徴とする加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置。