JPH05134078A - 原子炉プラント用の予備安全注入系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【目的】核分裂炉プラントのための改良された二重液体
予備安全注入系と、推進ガスの代替補助源をそなえた液
体予備安全注入系とを提供する。 【構成】核分裂炉プラント１０のための多重液体予備安
全注入系は、補助冷却水２４を原子炉圧力容器１２に注
入することにより燃料コア１４を冷却するための手段
と、中性子吸収溶液４２を燃料コア１４のまわりの原子
炉圧力容器１２に注入することにより核分裂を低減する
ための手段を含む。冷却水および中性子吸収材溶液はそ
れぞれ個別の系をそなえ、加圧された推進ガスによりそ
れぞれの供給容器から送られる。冷却水および溶液のた
めの個別予備安全注入系は、一方の供給容器から他方の
供給容器に推進ガスを移して、他方の供給容器から引き
出すことによりいずれかの系に対する液体推進ガスの供
給源および利用可能な体積を増強する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明はいわゆる沸騰水形の水冷
核分裂炉に関するものである。沸騰水原子炉には蒸気発
生プラントが含まれている。この蒸気発生プラントで
は、熱を発生する核分裂燃料コアを通って原子炉冷却水
が循環することにより、燃料から熱エネルギーが冷却水
に移動し、蒸気が発生する。次に、発電等のため、蒸気
を使用することによりタービンや他の蒸気を使用する機
械を駆動する。

【０００２】

【従来の技術】分裂核燃料が生じる莫大な量の熱エネル
ギーのため、商用の水冷形核分裂炉の燃料コアを熱伝達
冷却水の中に沈めた状態に維持しなければならない。燃
料コアユニットの中の過熱した炉心溶融で生じ得るよう
な危険な状態の可能性を排除するために、冷却液により
エネルギー生成燃料コアから熱を伝達して取り除く必要
がある。

【０００３】このような破壊の危険は主要な炉冷却液の
入れ物または導管の広範囲にわたる割れ目による冷却材
喪失事故（ＬＯＣＡ：ｌｏｓｓ−ｏｆ−ｃｏｏｌａｎ
ｔ）から生じ得る。この仮想の事故事象に対処するため
商用の水冷形核分裂炉に、補助冷却水を原子炉容器に供
給することにより燃料コアを冷却して、より低いか正規
の動作温度を維持することができる大きなタンクおよび
専用の安全注入系（一つまたは複数）が設けられる。必
要に応じて燃料コアにこの補助冷却液を供給することに
より、故障で失われたもとの冷却水を交換または補充す
るための系を駆動し、動作させるために、通常、自動安
全手段が用いられる。

【０００４】商用の水冷形核分裂炉で一般に用いられる
付加的な安全手段には、設計された核分裂調節機能を有
効に遂行するため原子炉制御棒の故障を処理する手段が
含まれている。ホウ素またはその化合物のような中性子
吸収物質の入っている細長いユニットを含む原子炉制御
棒が核分裂性物質の燃料コアに出入りするように相互に
動けるように設計されている。炉心内の燃料物質の核分
裂活性のレベル、したがって、生成される熱は制御棒ユ
ニットで燃料コアから出し入れされる中性子吸収材の量
により決定または制御される。更に、プラントの核分裂
反応を臨界未満または終了とするためには、制御棒内に
収容されている充分な中性子吸収材を燃料コアに挿入す
ることにより無限に継続し得る核分裂反応すなわち連鎖
反応を維持して熱を生成するための所要量の核分裂生成
中性子を奪えばよい。

【０００５】しかし、機械的、電気的、または職員の機
能不全等何らかの理由により核分裂反応を調節したり停
止したりする所期の役割を制御棒が果たせない場合に
は、熱生成核分裂反応を維持するために欠くことのでき
ない中性子を燃料コアから奪うために補助後備システム
がしばしば設けられる。一般にこのシステムには、可溶
性ホウ素またはガドリニウム化合物すなわちいわゆる毒
物の水溶液の供給源が含まれている。原子炉容器に入る
と、この水溶液は原子炉冷却材と融合して燃料コア領域
に行き渡ることにより、核分裂反応を継続するために必
要な核分裂生成中性子を吸収する。したがって、制御棒
に故障が生じた場合には、核分裂反応を終了させる故障
信号に応じて、毒物溶液がタンクから原子炉容器に与え
られる。

【０００６】補助冷却水を注入することにより燃料コア
の温度を調節するか、または中性子吸収溶液を注入する
ことにより燃料から中性子を奪う上記の予備安全系を含
むための商用水冷形核分裂炉プラントに於ける代表的な
構成では、液状水またはホウ素溶液をその供給源または
タンクから連絡導管を介して原子炉容器へと駆動するた
めの推進材として、窒素のような適当なガスが使用され
てきた。したがって、補助冷却水または毒物溶液が充分
なガス圧力のもとで閉じた容器またはタンクの中に維持
される。これにより、機能不全に応じて手動または自動
で作動された信号により、適当な導管構成を介して原子
炉容器に液体内容物が注入される。

【０００７】

【発明の概要】本発明では水冷形核分裂原子炉のための
予備安全注入系が改良される。本発明の改良では、注入
送出し手段が増強され、また各系に対する推進ガスの代
替補助源を構成するために二つの安全系のタンクが相互
接続される。更に本発明では、原子炉の緊急事態または
機能不全を処理するためにどちらかの系の予備安全注入
ユニットを起動して適当に動作させるように、検知手段
に結合された制御弁および流体導管の独特の構成が含ま
れる。

【０００８】

【発明の目的】本発明の主要な目的は核分裂炉プラント
のための改良された二重液体予備安全注入系を提供する
ことである。本発明の付加的な目的は推進ガスの代替補
助源をそなえた水冷形核分裂炉プラントのための液体予
備安全注入系を提供することである。

【０００９】本発明のもう一つの目的は改良された推進
ガスをそなえた水冷形核分裂炉プラントのための多重液
体予備安全注入系および性能と経済的利益を高める応用
系を提供することである。本発明の更にもう一つの目的
は流体伝達導管および流量制御弁をそなえた水冷形核分
裂炉プラントのための液体予備安全注入系を提供するこ
とである。

【００１０】本発明の更にもう一つの目的は動作センサ
と組合わされた流体伝達導管および流量制御弁の独特の
構成と結合された、選択的に印加または転送される推進
ガスの共通源をそなえた冷却材または中性子吸収材のい
ずれかを注入するための、水冷形核分裂炉プラントのた
めの改良された多重液体予備安全注入系を提供すること
である。

【００１１】

【詳しい説明】図１に示すように、水冷形核分裂炉プラ
ント１０には原子炉圧力容器１２が含まれている。都合
のよい大きさのバンドルにまとめられた密封金属管の中
に入れられた濃縮酸化ウランペレットのような核分裂性
燃料物質１４のコアが原子炉圧力容器１２に収容されて
いる。燃料バンドルは同一配向のパターンで配列され
る。このパターンは一般に公称の長さと直径の寸法が同
等の直円柱として集合的に構成される。原子炉の発電動
作の間、燃料物質の中性子誘起核分裂反応は適当な量に
配置された中性子吸収材制御棒またはブレードおよび制
御棒引抜きパターンにより制御されて、莫大な量の熱エ
ネルギーを生成する。燃料集合体のコアはほぼ冷却液１
６の中に沈められる。冷却液１６は燃料コア１４を通っ
て循環することにより熱を運び去って蒸気を生成する。
これにより、発電のためのタービン駆動のような仕事が
行われる。ホウ素のような中性子吸収材を含む制御棒１
８は燃料コア１４に出入りするように相互に動くことが
できる。これにより、燃料の中性子誘起核分裂反応の速
度の制御または調節、もしくは反応の終了が行われる。
これにより、仕事のために生成される熱量が安全に調節
される。

【００１２】通常、このような原子炉プラント１０には
補助冷却水系２０が設けられる。補助冷却水２４の予備
供給源の入っている補助冷却水タンク２２すなわち容器
が補助冷却水系２０に含まれている。タンク２２は適当
な供給源（図示しない）から流体導管２６を介して水２
４を再補給することができる。補助冷却水系２０は一般
に、タンク２２から原子炉容器１２に補助冷却水２４を
駆動するための手段として、窒素のような加圧された推
進ガスが充填される。推進ガスは高圧ガス供給タンク２
８から流体導管３０を介して補助冷却水タンク２２に与
えられる。したがって、補助冷却水２４は加圧された推
進ガスによりタンク２２から流体導管３２を介して押し
やることができる。冷却水循環系の大きな割れ目により
冷却水が急に失われたとき、補助冷却水２４を原子炉容
器１２に注入して燃料コア１４をおおっている動作原子
炉冷却水１６に置き換えることができる。

【００１３】タンク２２から導管３２を介して原子炉容
器１２への補助冷却水２４の移動は導管３２に設けられ
た流れ注入弁３４によって制御される。この流れ注入弁
３４は原子炉循環系の中に配置された検知素子３６から
の信号に応動して開く。この信号は弁駆動手段に送られ
て、流れ注入弁３４を動作させる。一般に、これらの原
子炉プラント１０には非常用中性子吸収溶液系４０も設
けられる。供給タンク４４すなわち容器の中に用意され
ている水溶性のホウ素化合物のような中性子吸収水溶液
４２の供給源が非常用中性子吸収溶液系４０に含まれて
いる。タンク４４は適当な供給源（図示しない）から流
体導管４８を介して中性子吸収水溶液を再供給すること
ができる。

【００１４】非常用中性子吸収溶液系４０には一般に、
供給タンク４４から原子炉容器１２に非常用中性子吸収
溶液４２を駆動するための手段として窒素のような加圧
された推進ガスも充填される。推進ガスは高圧ガス供給
タンク２８からガス導管４６を介して中性子吸収溶液供
給タンク４４に推進ガスを供給することができる。した
がって、非常用中性子吸収溶液４２は供給タンク４４か
ら流体導管５０を介して、加圧された推進ガスによって
押しやることができる。ありそうもないことだが万一正
規動作の注入制御棒の機能不全が生じた場合、非常用中
性子吸収溶液４２を原子炉容器１２に注入して燃料コア
１４を中性子吸収液体で包むことができる。

【００１５】供給タンク４４から導管５０を介した原子
炉容器１２への非常用中性子吸収溶液４２の移動は導管
５０に設けられた流れ注入弁５２によって制御される。
制御棒１８の動作を監視する検知素子５４からの信号に
応動して弁５２が開く。この信号は弁駆動機構５６に送
られ、流れ注入弁５２が動作する。圧力検知素子５８は
補助冷却水タンク２２の中の推進ガス圧力を監視して、
弁駆動機構６０を制御する。弁駆動機構６０は高圧ガス
供給タンク２８と通じているガス供給パイプ３０の中の
弁６２を動作させる。したがって、必要なときにタンク
２２から流体導管３２を介して原子炉容器１２内に冷却
水２４を押しやるためのタンク２２内の推進ガスの圧力
は高圧ガス供給タンク２８からの加圧されたガスを適当
に加えることにより自動的に適当な範囲内に維持するこ
とができる。

【００１６】同様に、圧力検知素子６４が非常用中性子
吸収溶液供給タンク４４の中の推進ガス圧力を監視し、
弁駆動機構６６を制御する。弁駆動機構６６は高圧ガス
供給タンク２８と通じているパイプ４６の中の弁６８を
動作させる。したがって、必要なときにタンク４４から
流体導管５０を介して原子炉容器１２内に中性子吸収溶
液４２を押しやるためのタンク４４内の推進ガスの圧力
は高圧ガス供給タンク２８からの加圧されたガスを適当
に加えることにより自動的に適当な範囲内に維持するこ
とができる。

【００１７】高圧ガス供給タンク２８の中のガス圧力が
不充分で、受動的な流量動作によりタンク４４またはタ
ンク２２をそれの所要の初期動作圧力まで加圧できない
場合には、適当な設計のガス圧縮器および駆動手段を設
けることにより充填作業を行うのが決まりである。通
常、推進ガス圧力は補助冷却水タンク２２および中性子
吸収溶液供給タンク４４の中で異なるレベル、すなわち
範囲に維持される。これらのタンクはそれらのそれぞれ
の機能に対応するために大幅に異なる大きさまたは容積
となっている。通常、補助冷却水タンク２２の方がずっ
と寸法が大きい。これはある期間の間、原子炉冷却水１
６の原子炉からのかなりの喪失に取って代わるために大
きな体積の冷却水２４を入れるためである。これに対し
て、中性子吸収溶液４２は一般に中性子吸収溶液の冷却
水１６の中に希釈されているが有効な濃度を生じること
により、制御棒動作がない状態で燃料コア１４を臨界未
満にできる量さえあればよい。補助冷却水タンク２２の
中の推進ガス圧力は比較的低い。割れ目のため圧力およ
び冷却水がたとえば平方インチ当たり約４００ポンドの
割合で喪失している原子炉系内に補助冷却水を駆動する
ために、補助冷却水タンク２２の中の推進ガス圧力が一
般に必要とされるからである。

【００１８】しかし、後備冷却水２４が導管３２を介し
てタンク２２内の減損点まで吐出されている間、タンク
２２の中の初期推進ガスの所要有効性を維持するため
に、タンク２２の初期ガス体積の物理的寸法は必然的に
比較的大きくなり、たとえば冷却水２４の初期体積の１
倍以上（プラス／マイナス）となる。その結果、実際上
はタンク２２がかさばる、重いタンクとなり得る。この
ようなかさばる、重い装置に伴う諸問題の中でも、それ
の製造、輸送、据付け、および高価なプラントビル構造
内のスペース収容に関する厄介な問題が生じる。中性子
吸収溶液供給タンク４４の中の推進ガス圧力は比較的高
い。したがって、原子炉圧力が異常に高くなった場合、
たとえば平方インチ当たり約１５００ポンドになった場
合でも、中性子吸収溶液供給タンク４４の中の推進ガス
は溶液を原子炉容器１２の中に駆動することができる。

【００１９】本発明によれば、圧力が適当に調節された
加圧されたガスを直接タンク４４とタンク２２との間で
移動するために、加圧された補助冷却水タンク２２を加
圧された非常用中性子吸収溶液供給タンク４４と相互接
続することにより、タンク２２および４４に関連する加
圧された推進ガス供給源およびガス分配手段は統合され
る。図１に示すように、導管７０は非常用中性子吸収溶
液供給タンク４４と補助冷却水タンク２２の上側ガス収
容領域相互の間で直接、流体を通じる。導管７０を通る
流体の流れは流量制御弁７２によって調節される。弁駆
動機構および両方のタンク２２、４４の圧力を測定する
圧力監視検知素子７４が流量制御弁７２を動作させる。
たとえば圧力監視素子７４をプログラミングすることに
より、駆動液から原子炉容器１２への圧力の散逸または
単純な漏れによりタンク４４、２２のうち一つのタンク
の与圧が所定の低レベルまで下がったとき、流量制御弁
７２が駆動されてタンク２２、４４の中の一方のタンク
から他方のタンクに加圧ガスが流れるようにすることが
できる。

【００２０】本発明のこの構成は、予備の加圧された推
進ガスの付加的な供給源またはタンクを設けて、補助冷
却水を効果的に原子炉容器に駆動することにより適度な
温度を維持するか、または非常用中性子吸収溶液を原子
炉燃料コアに駆動することにより核分裂反応を終了させ
ることにより、かなりの安全率を提供する。安全性が向
上する他に、この構成によれば、補助冷却水および加圧
された推進ガス、もしくは非常用中性子吸収溶液および
推進ガスを入れるためのタンクの寸法のようなプラント
系の経済性が得られる。これは液体の上の領域に加圧さ
れた推進ガスを入れるために使用されるタンクの体積ま
たは寸法を小さくするのに寄与し得る。加圧された推進
ガスの付加的な予備供給源がどちらのタンクのガス含有
量を増大するのにも利用できるからである。

【００２１】本発明のもう一つの有益な側面は補助冷却
水系２０または非常用中性子吸収溶液系４０を介して推
進ガスが原子炉容器１２に入らないようにする自動遮断
構成である。液位測定系が補助冷却水タンク２２および
中性子吸収溶液供給タンク４４の各々に適用される。液
体含有量が所定の最低液位にまで減ったときにこれらの
タンクから原子炉容器１２へのすべての流体流を終了さ
せるための制御手段が液位測定系に設けられる。

【００２２】補助冷却水タンク２２にはタンク２２の中
の最低液位を登録している液位センサ７６が設けられ
る。センサ７６は流量制御弁８０（８０’）を動作させ
る弁駆動機構７８（７８’）を調節する。したがって、
タンク２２の中の冷却水が吐出しによって所定の液位に
下がったとき、流量制御弁８０（８０’）が閉じてタン
ク２２から冷却材パイプ３２を通って原子炉容器１２に
入る流れを止める。多重流量制御弁８０を用いることに
より、ユニットの二重化による確実な動作が保証され
る。

【００２３】同様に、中性子吸収溶液供給タンク４４に
液位センサ８２が設けられ、これにはタンク４４の中の
最低液位が登録されている。センサ８２は（一つまたは
複数の）流量制御弁８６を動作させる（一つまたは複数
の）弁駆動機構８４を調節する。したがって、中性子吸
収溶液供給タンク４４が所定の液位に下がったとき、
（一つまたは複数の）流量制御弁８６が閉じてタンク４
４から溶液パイプ５０を通って原子炉容器１２に入る流
れを止める。また補助冷却水パイプ３２の中の弁８０お
よび８０’ならびに弁制御機構７８および７８’と同様
に、確実な動作を保証するため多重流量制御弁８６を使
用することもできる。

【００２４】更に推進ガスが補助冷却水タンク２２また
は中性子吸収溶液供給タンク４４から逃げて原子炉に入
らないようにするため、各タンク２２にケージの中に収
容されたフロート作動弁８８および８８’が選択的に設
けられる。フロート作動弁は、液体含有量が与えられた
低点まで下がったときに下降して底のタンク出口を閉じ
る弁手段をそなえている。

【００２５】原子炉容器１２および冷却液／蒸気回路を
通って循環する放射能汚染された冷却水が補助冷却水注
入パイプ３２を通って戻る可能性を排除するため、原子
炉容器１２の中のパイプ３２の吐出し端に逆止め弁９０
を設けることが好ましい。スクィブ（ｓｑｕｉｂ）弁３
４より下流の導管３２の部分は通常、原子炉の動作圧力
まで内部加圧される。したがって、このパイプセグメン
トはそのグループのパイプセグメントおよび原子炉１２
の付属物の中に含まれている。それら（セグメント／付
属物）の破断は一度に一つづつ仮想開始事象として取り
上げられる。これらの事象は、他の予想される偶発事態
とともに、冷却水注入系２０により対処しようとする一
連の事故シナリオを構成する。したがって、導管３２に
沿った対象パイプセグメントの破断は仮想事故シナリオ
の中の開始事象を表す。これはタンク２２の中の冷却液
２４が原子炉１２に達する可能性を排除する。開始事象
にかかわりなく冷却液注入に対する原子炉の要求を処理
するため、原子炉設計者がそれぞれ専用の注入管路３２
をそなえた冗長冷却水注入系２０を設けるのが従来この
分野では普通であった。これにより多くの場合、これら
の後備系に対する余計なコストが大きくなり、また原子
炉の補助ビル内には後備構成要素を収容するためのスペ
ースが必要となり、これもコストを要する。

【００２６】次に、本発明の付加的な新しい特徴を図２
により開示する。図２には「安全端」９２の炉内終端に
配置された常時閉の取り外し可能な逆止め弁９０が示さ
れている。当業者には理解されるように、安全端９２は
管路３２のような外部管路と通じている、原子炉の内側
に突き出たパイプ状セグメントであり、クランプ９４を
介して安全端９２に取付けられた取り外し可能な逆止め
弁９０により原子炉容器内で適当に終端される。逆止め
弁９０は安全端９２を通って来る内側を向く流れに対し
て零に近い流れ抵抗を与えるが、安全端９２を通って動
く外側を向くどの流れに対してもほぼ無限の流れ抵抗を
示す。

【００２７】安全端９２の破断は普通、ありそうな開始
事象とは考えられない。安全端９２の中と外の圧力は通
常、等しいかそれに近いからである。したがって、機械
的応力は普通、零に近いので、破局破断は起こりそうに
ない。しかし、管路３２の破断はありそうな開始事象で
ある。しかし、管路３２が原子炉内側の安全端９２およ
び逆止め弁９０と通じている状態では、ただちに明らか
なように、管路３２の破局的破断は常時閉状態にある逆
止め弁９０の動作により本来、即座に緩和される。管路
３２を通って外側に出る原子炉冷却液の漏れが零または
零に近い値に制限されるので、一般に冷却水注入系２０
のような原子炉安全冷却水注入系が動作する必要は無く
なる。その代わりに、仮想された破局的破断（＝開始事
象）が検出されたときプラント操作者または原子炉の自
動系が普通の原子炉停止および減圧の対策を講じる。逆
止め弁９０は漏れがないことは要求されず、外への漏れ
を低流量に制限することさえできればよい。その低流量
の特定の値は通常、給水が得られないと仮定したときの
（この仮定は通常、仮想事故事象シナリオの一部であ
る）原子炉の普通の高圧冷却水補給系の値である。

【００２８】安全端９２およびそれにクランプ９４で固
定された常時閉の逆止め弁９０の新しい組み合わせを使
うことにより、原子炉プラントに対する後備安全冷却水
注入系をなくすという予想外の利点を得ることができ
る。後備安全冷却水注入系に対する設計の基になる事故
には、他の任意の単一の活性の故障とともに加圧された
管路の一つだけの破局的破裂が含まれる。

【００２９】タンク２２から容器１２に至る補助冷却水
パイプ３２およびタンク４４から容器に至る非常用溶液
パイプ５０の中にそれぞれある流量制御弁３４および５
２は図に示すように並列に配置された弁対のような多重
並列弁で構成することも本発明では好ましい。更に、弁
３４および５２は、単一であっても並列対であっても、
爆発チャージ（explosive charge）形であることが好ま
しい。これにより、爆発チャージは冷却水注入パイプ２
６および溶液注入パイプ５０を通る流れを阻止する弁閉
成を除去する役目を果たす。

【００３０】更に、スクィブ（ｓｑｕｉｂ）形、すなわ
ち爆発作動弁９６が導管７０の中に配置されることが好
ましい。爆発作動弁９６は論理系信号に応動して開き、
タンク４４の中の高圧ガスが低圧タンク２２に流れ出な
いようにする信頼度の高い、漏れのない分離動作を行
う。本実施例では、センサ手段３６および５４を適当な
論理系と一緒に使用することにより弁作動手段９８を起
動して弁９６を開かせることができる。弁９６も図の弁
３４について示してあるように並列の二重弁として設け
ることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の改良された多重液体予備安全注入系を
示す核分裂炉の系統図である。

【図２】本発明の一部を含む一つの型の制御弁の横断面
図である。

【符号の説明】

１０ 水冷形核分裂炉プラント １２ 原子炉圧力容器 １４ 燃料コア ２２ 補助冷却水タンク ２４ 補助冷却水 ２８ 高圧ガス供給タンク ３０ ガス供給パイプ ３２ 導管 ３４ 流れ注入弁 ４２ 中性子吸収溶液 ４４ 中性子吸収溶液供給タンク ４６ ガス導管 ５０ 流体導管 ５２ 流れ注入弁 ６２ 弁 ６８ 弁 ７０ 導管 ７２ 流量制御弁 ７４ 圧力監視素子 ７６ 液位センサ ７８ 弁駆動機構 ８０ 流量制御弁 ８２ 液位センサ ８４ 弁駆動機構 ８６ 流量制御弁 ９０ 逆止め弁

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 マウロ・カビグリオネ アメリカ合衆国、カリフオルニア州、サ ン・ホセ、ナンバー４、ルクレテイア・ア ベニユー、2364番

Claims (11)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉プラントのための多重液体予備安
   全注入系に於いて、 核分裂可能な核燃料のコアが入っている原子炉圧力容器
   を含む原子炉プラント、 冷却水、および弁で制御される導管を含む注入系を介し
   て冷却水を推進するための加圧されたガスを入れるため
   の第一の水タンクであって、非常時に冷却水を核分裂可
   能な燃料に供給するために上記第一のタンクから燃料コ
   アより上の原子炉圧力容器へ流体が通じている第一の水
   タンク、 溶解可能な中性子吸収化合物の水溶液、および弁で制御
   される導管を含む注入系を介して中性子吸収水溶液を推
   進するための高圧下のガスを入れるための第二の溶液タ
   ンクであって、非常時に中性子吸収溶液を核分裂可能な
   燃料コアに供給するために上記第二のタンクから原子炉
   圧力容器へ流体が通じている第二の溶液タンク、 弁で制御される導管をそなえた高圧圧縮された推進ガス
   の供給源であって、上記推進ガス源から第一の水タンク
   および第二の溶液タンクの各々に流体が通じており、両
   タンクのそれぞれの弁で制御される導管により両タンク
   のそれぞれの注入系を介して両タンクの内容物を原子炉
   圧力容器内に推進するために両タンクに加圧されたガス
   を供給する推進ガス源、 原子炉圧力容器を監視して、第一の水タンクと圧力容器
   との間および第二の溶液タンクと圧力容器との間に流体
   を通じる導管内の流量を制御する弁を動作させる検知手
   段、および第一の水タンクと第二の溶液タンクとの間に
   流体を通じさせる流量制御弁、および上記流量制御弁を
   動作させる駆動機構を調節するために第一の水タンクお
   よび第二の溶液タンクの両方に設けられた圧力監視およ
   び検知手段をそなえた流体伝達導管を含む加圧推進ガス
   供給および分配系であって、第一の水タンクと第二の溶
   液タンクとの間の加圧されたガスの流体流がそれらのそ
   れぞれの圧力によって決定されるようにする加圧推進ガ
   ス供給および分配系を含むことを特徴とする原子炉プラ
   ント用多重液体予備安全注入系。
2. 【請求項２】 第一の水タンクの中の液位を監視するた
   めの液位測定手段が第一の水タンクに設けられ、上記液
   位測定手段は上記第一のタンクから原子炉圧力容器に流
   体を通す導管内の流量制御弁を動作させる弁駆動機構を
   調節することにより第一の水タンクから圧力容器への流
   体流を終了させる請求項１記載の原子炉プラント用多重
   液体予備安全注入系。
3. 【請求項３】 第二の溶液タンクの中の液位を監視する
   ための液位測定手段が第二の溶液タンクに設けられ、上
   記液位測定手段は上記第二のタンクから原子炉圧力容器
   に流体を通す導管内の流量制御弁を動作させる弁駆動機
   構を調節することにより第二の溶液タンクから圧力容器
   への流体流を終了させる請求項１記載の原子炉プラント
   用多重液体予備安全注入系。
4. 【請求項４】 第一の水タンクから原子炉圧力容器へ流
   体を通す導管の終端に常時閉状態の逆止め弁が設けら
   れ、これにより逆流が防止される請求項１記載の原子炉
   プラント用多重液体予備安全注入系。
5. 【請求項５】 上記第一の水タンクから原子炉圧力容器
   へ流体を通す導管の流れを止めるための液位測定フロー
   ト弁を第一の水タンクに設けること、上記第二の溶液タ
   ンクから原子炉圧力容器へ流体を通す導管の流れを止め
   るための液位測定フロート弁を第二の溶液タンクに設け
   ることの一方または両方を行った請求項１から４のいず
   れか１項記載の安全注入系。
6. 【請求項６】 第一および第二のタンクからそれぞれ原
   子炉圧力容器へ流体を通す弁で制御される導管の各々に
   は二重の並列の制御弁が含まれる請求項１から４のいず
   れか１項記載の安全注入系。
7. 【請求項７】 第一の水タンクと第二の溶液タンクとの
   間に流体を通す弁で制御される導管にスクィブ（ｓｑｕ
   ｉｂ）形の弁が含まれている請求項１から６のいずれか
   １項記載の安全注入系。
8. 【請求項８】 第一の水タンクと第二の溶液タンクとの
   間に流体を通す導管に論理系信号で動作する少なくとも
   １個のスクィブ（ｓｑｕｉｂ）形の流量制御弁が含まれ
   ている請求項１から６のいずれか１項記載の安全注入
   系。
9. 【請求項９】 第一の水タンクと第二の溶液タンクとの
   間に流体を通す導管に少なくとも１個の爆発動作弁をそ
   なえた多重流量制御弁が含まれている請求項１から６の
   いずれか１項記載の安全注入系。
10. 【請求項１０】 逆止め弁全体が上記圧力容器の中に配
    置されている請求項１から６のいずれか１項記載の安全
    注入系。
11. 【請求項１１】 第一の水タンクから原子炉圧力容器に
    流体を通す導管の終端の逆止め弁が常時閉状態にある請
    求項１０記載の安全注入系。