JPH05509165A - 専用の発電機をそなえた炉心隔離冷却系 - 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】 専用の発電機をそなえた炉心隔離冷却系技術分野 本発明は原子炉に関するものであり、更に詳しくは炉心隔離冷却（ＲＣＩＣ：ｒ ｅａｃｔｏｒ−ｃｏｒｅ　ｉｓ。

１ａｔｉｏｎ　ｃｏｏｌｉｎｇ）系に関するものである。

本発明の主要な目的は一体となっている原子炉プラントに対する電力が失われた 場合の有効性を増強したＲＣＩＣ系を提供することである。

核分裂炉はウラン同位元素（Ｕ２３３、Ｕ２３５）およびプルトニウム同位元素 （Ｐｕ２３９、Ｐｕ２４１）のような核分裂性原子の核分裂に頼っている。中性 子の吸収時に、核分裂性原子が壊変して、数個の高エネルギー中性子とともに低 原子量、高運動エネルギーの原子が生じる。核分裂生成物の運動エネルギーは熱 として素早く消散される。

熱は原子炉の主要なエネルギー生成物である。壊変の間に放出される中性子のい くつかが他の核分裂性原子によって吸収され、壊変と熱発生の連鎖反応が生しる 。原子炉内の核分裂性原子は連鎖反応が自己維持できるように配列される。

二相原子炉では、主として液状の熱伝達媒体の蒸発によって生しる蒸気圧の形で 炉心の発生する熱が蓄積される。

この蒸気圧を使ってタービンを回転させることができ、タービンは発電機を駆動 して電気を発生する。タービンからの凝縮液を原子炉に戻して、再循環液と合流 させ、更に熱伝達と冷却を行うことができる。二相炉の主要な例は沸騰水炉（Ｂ ＷＲ：ｂｏｉｌｉｎｇ−ｗａｔｅｒ　ｒｅａｃｔｏｒ）である。二相炉は単相炉 と対照的である。単相炉は主として液体金属のような液状の熱伝達媒体の温度上 昇の形でエネルギーを蓄積する。沸騰水炉に関連する下記の説明は容易に他の形 式の二相炉に一般化して適用できる。

地震によって誘起され得る故障のような広範囲の故障シナリオを取り扱うように 、新式の原子炉プラントは設計されている。たとえば、過熱による損傷から炉心 を防護しながら原子炉を安全に停止させて、原子炉からタービンを急速に隔離す るように原子炉を設計しなければならない。炉心の反応度を下げるために炉心内 に制御棒を挿入することができる。それにも拘わらず、炉心はかなりの量の「崩 壊」熱を発生し続ける。防護系が無い場合は、崩壊熱により原子炉容器の中に圧 力増加が生じることがある。この圧力により、原子炉容器内または結合された導 管内にひびが生じることがある。ひびにより、冷却材の喪失が生じることがある 。冷却材の喪失によって、炉心からの熱伝達が妨げられることがあり、次に炉心 溶融が生じることがある。これにより、本質的にプラントは回復不能となる。

炉心隔離冷却（ＲＣＩ　Ｃ）系は主タービンが原子炉から隔離された場合に炉心 を防護するために沸騰水炉で使用される防護系の一種を構成する。ＲＣＩＣ系は 水位が所定のしきい値より下降したときに外部タンクからの水を容器内にポンプ 作用で送り込むことにより原子炉圧力容器内の水位を調節する。ＲＣＩＣポンプ はＲＣＩＣタービンによって駆動される。原子炉圧力容器からの蒸気出力は（主 タービンに供給する）主蒸気管路からそらされて、ＲＣＩＣタービンを駆動する 。

ＲＣＩＣタービン自体の動力は蒸気により与えられるが、普通のＲＣＩＣ系は電 力に依存している。たとえば、ＲＣＩＣ運転では普通、電気的に動作するある弁 を開閉することにより蒸気と水の流れの道筋を決定し直さなければならない。更 に、ＲＣＩＣ系が原子炉圧力容器内にポンプ作用で水を送り込む速度を調節する 制御ループは電気を必要とする。詳しく述べると、このループには普通、ＲＣＩ Ｃポンプ出力を測定するために使用される流れ要素、測定された流れを目標流と 比較するために必要とされる制御用電子回路、および電子的に制御される流体圧 駆動タービン加減弁が含まれる。付加的なＲＣＩＣ制御用電子回路も、それらの 動作のため電気を必要とする。

更に、いくつかのＲＣＩＣ構成要素、たとえば制御用電子回路およびモータ弁は 過熱しやすい。熱はＲＣＩＣタービンを駆動する蒸気から、そして電気回路から の消散から、伝導、ふく射、および対流により累積する。熱に鋭敏なＲＣＩＣ構 成要素を防護するため、普通交流で駆動されるプラントの加熱、換気および空気 調和（ＨＶＡＣ：　ｈ　ｅ　ａ　ｔｉｎｇ、　ｖｅｎｔｉｌａｔｉｏｎ　ａｎｄ 　ａｉｒ　ｃｏｎｄｌｔｌｏｎｉｎｇ）系によって冷却を行うことができる。

多数のＲＣＩＣ系および他の安全系は幾分電力に頼るので、安全原子炉プラント は主タービンの停止（ｓｈｕｔｄｏｗｎ）とともに交流電力の喪失に対処しなけ ればならない。地震が原子炉プラントに至る電力線を倒し、これにより主タービ ンが隔離されて、発電所の停電（ｓｔａｔｉ。

ｎ　ｂｌａｃｋｏｕｔ）に至ることがある。したがって、主タービンから、そし て外部電力網および現場のディーゼル発電機からの電力の喪失にもかかわらず、 崩壊熱を扱うためにＲＣＩＣ運転が利用できなければならない。

原子炉プラントには普通、プラントが交流電力から切り離された場合の大形後備 電池が含まれる。通常運転の間、電池は交流電力によって充電される。停電の間 は、電池が交流電力に取って代わる。しかし、このような電池によって蓄積され るエネルギーは必然的に制限される。更に、ＲＣＩＣ系は電池電力を他の多くの プラント系と共用しなければならない。普通、電池は２．３時間の電力を供給す ることができる。しかし、妥当な目標値は約８時間の後備電力である。この付加 的な電力を供給するために、より大きな寸法と数の電池を使用することができる 。しかし、必要な電池電力をそなえた系のコスト、体積、および複雑さの問題が ある。更に、電池電力を割り当てる際に問題がある。

停電の間、炉心を防護するために欠くことができないＲＣＩＣ系を犠牲にして、 重要度の低い装置が電池を枯渇させることかあるからである。

必要とされるのは、崩壊熱の長時間の取り扱いを行うこきができ、プラントの他 の部分系の要求からは比較的独立して電力にアクセスするＲＣＩＣ系である。こ のＲＣＩＣ系は付加的な大形電池や、比較的高価でかさ張る代替品を必要としな いことが好ましい。

発明の概要 本発明によれば、ＲＣＩＣ系に補助発電機を設ける。ＲＣＩＣ構成要素が使用す る電気を、この専用のＲＣＩＣ発電機が供給する。詳しく述べると、ＲＣＩＣ系 の室の冷却および制御系がこの発電機から給電される。主電池は少なくとも部分 的にＲＣＩＣ負荷から解放され得る。更に、ＲＣＩＣ発電機を使用して、主電池 またはＲＣＩＣ系専用の電池を充電することにより、ＲＣＩＣタービンが一時的 に停止しているとき電力を供給することができる。

ＲＣＩＣ発電機はＲＣＩＣポンプが運転しているときはいつでも電力を供給する ので、ＲＣＩＣ系により水が出力される速度を調節するために必要とされる電力 を都合よく供給することができる。同様に、電気エネルギーの消費とＲＣＩＣタ ービンを通る蒸気流により熱が累積するとき、ＲＣＩＣ発電機は電気を供給する 。都合のよいことに、ＲＣＩＣ系の室の冷却は少なくとも部分的にＲＣＩＣ発電 機の出力によって行うことができる。

したがって、発電所の停電の間、ＲＣＩＣ系は少なくとも部分的に自己給電する ことができる。ＲＣＩＣ系は炉心の防護に欠くことができないので、このＲＣＩ Ｃ発電機は炉心が防護される時間を伸ばすことができる。もちろん、発電機が運 転していないとき遂行されなければならないＲＣＩＣ機能を実行するため電池電 力を使用することができる。これらの機能には、ＲＣＩＣ運転を開始するために 必要とされる弁制御、および一時的な運転停止の後でＲＣＩＣタービンを再始動 するために必要とされる制御機能が含まれる。ＲＣＩＣポンプがオフである間に 必要とされる電気は主電池が供給することができ、または専用のＲＣＩＣ電池が この機能を提供することができる。いずれの場合も、ＲＣＩＣタービンが運転し ているとき主電池とＲＣＩＣ電池の一方または両方を充電することにより、発電 機は電池の動作を伸ばす。

発電機で得られる利点の１つとして、発電所の停電の間、空間の冷却（冷房）の ための電力の供給がある。これらの特徴により、ＲＣＩＣ系は制御用電子回路お よびアクチュエータの過熱を避けることができる。したがって、ＲＣＩＣ系は長 期間有効に運転することができる。その結果、比較的長い発電所の停電の間、炉 心を防護することができる。

本発明のこれらの特徴および利点ならびに他の特徴および利点は付図を参照した 詳細な説明で明らかとなる。

図面の簡単な説明 図１は本発明による沸騰水炉プラントの概略図である。

実施例の説明 本発明によれば原子炉プラント１００には、炉心１０６を取り囲む原子炉圧力容 器１０４を持つ沸騰水炉１０２が含まれている。炉心１０６を通る容器１０４内 の冷却水の再循環はポンプ１０８によって行われる。炉心１０６を通って上向き に流れる水の幾分かは蒸気に変換される。蒸気は水から分離され、通常の運転の 間、常時開の弁１１４で定められた通り主蒸気管路１１２を介して主タービン１ １０に送られる。蒸気はタービン１１０を駆動するので、その軸１１６が出力発 電機１１８を駆動することにより、電気が出力線１２０を介して電力網に供給さ れる。蒸気はその圧力エネルギーをタービン１１０に伝えて、凝縮する。

復水は水管路１２４を介して流体取扱系１２２に流出する。

流体取扱系１２２は水管路１２６ならびに常時開の逆止め弁１２８および１３０ を介して復水を容器１０４にポンプ作用で戻す。ＲＣＩＣ系により水を送るとき は、逆止め弁１２８は水の流体取扱系１２２への逆流を防止する。

発電所の停電の場合には、原子炉１０２は停止される。

この停止には、制御棒を炉心１０６に挿入してその反応度を制限すること、およ び弁１１４および１２８を閉じてタービン１１０を原子炉１０２から隔離するこ とが含まれる。

炉心反応度の低下にもかかわらず、かなりの崩壊熱が数日間続くことがあり得る 。容器１０４の内側の温度が約５００°Ｆから比較的安全な３００°Ｆに下がる まで炉心を防護するように炉心隔離冷却（Ｒ，ＣＩＣ）系１３２が設計される。

この３００°Ｆの温度では、他の炉心冷却手段が用いられる。

炉心の防護には、容器１０４内の安全な水位を維持することが含まれる。水位が 落ち過ぎると、熱が炉心から伝達されず、炉心が損傷する。水位が高過ぎると、 水が蒸気管路に流出１．て、タービンの作用を乱すことがある。

低水位表示器ＬＬからの低水位表示に応動して、ＲＣＩＣ系は水貯蔵タンク】３ ４からポンプにより容器゛１０４に水を送り込む。更に詳しく述べると、水位表 示器ＬＬは計測バス１３５を介して低水位表示をＲＣＩＣ系１３２に送る。ＲＣ ＩＣ系１３２はＲＣＩＣポンプ１３６に、水タンク１３４から常時開の弁１４０ および水管路１３８を通して水をくみ出させる。水はポンプ１３６から、原子炉 の低水位に応動して開かれる弁１４４および水管路１４２を通して送り出される 。水管路１４２は水管路１２６と合流する。原子炉の低水位の間、逆止め弁１３ ０は開いたままになっているが、上記のように逆止め弁１２８は閉じられる。

したがって、ＲＣＩＣポンプ１３６からの水は容器１０４に送り込まれる。代表 的なポンプ流量は毎分約８００ガロンである。タンク１３４内の水は通常の運転 の間に流体取扱系１２２から供給される原子炉復水であり、原子炉１０２への８ 時間の給水に対して復水が適切に供給される。給水の純度の適当なレベルを確保 するために復水が使用される。

ＲＣＩＣポンプ１３６はＲＣＩＣタービン１４６により軸１４８を介して駆動さ れる。ＲＣＩＣタービンは主タービン１１０に比べてかなり小さい。寸法が小さ いので、運転停止の間に原子炉が供給する蒸気管路１５０に沿った、より小さな 蒸気流でＲＣＩＣタービンを駆動することができる。この小さい寸法はＲＣＩＣ ポンプ１３６を駆動するには十分である。寸法が十分であるので、ＲＣＩＣター ビン１４６にはその回転速度を制限するタービン加減弁１５１が含まれている。

容器１−０４への水流速度を調節するように、タービン加減弁１５１がＲＣＩＣ 制御器１５２により制御バス１５４を介して制御される。更に詳しく述べると、 水管路１４２を通る流量は流れ要素（ＦＥ：ｆｌｏｗ　ｅｌｅｍｅｎｔ）１５６ によって測定される。流量測定値は信号線１５７を介してＲＣＩＣ制御器１５２ に伝えられる。ＲＣＩＣ制御器１５２は測定された流量を目標流量と比較する。

測定された流量が過大であれば、ＲＣＩＣ制御器１５２はタービン加減弁１５１ を部分的に閉じることによりタービン１４６への蒸気流を減らす。これにより、 タービン１４６の回転速度およびＲＣ■Ｃポンプ１３６の回転速度が低下する。

測定された流量が目標流量より低下したときは、上記と逆の作用が行われる。

ＲＣ■Ｃ制御器１５２は水位表示器ＬＬから低水位表示を計測バス１５９を介し て受け、玉形弁１５８およびタービン加減弁］−５１を開くことによりＲＣＩＣ タービン１４６を始動する。上側水位しきい値になったことを高水位表示器ＨＬ が示すと、対応する表示がバス１−５９を介してＲＣＩＣ制御器１５２に送られ る。このときＲＣＩＣ制御器１５２は蒸気供給弁１−５８およびタービン加減弁 １５１に閉じるように命しる。これにより、タービン１−４６およびポンプ１３ ６は停止し、それは水位が低水位表示器Ｌ　Ｌによって監視される水位より再び 低くなるまで続く。

ＲＣＩＣの数個の構成要素は温度に敏感である。すべての構成要素は約１００° Ｆの周囲温度で動作するように設計されている。しかｊ７．１４０°Ｆから１５ ０°Ｆより高い温度で性能の悪化や損傷が生じることがあり得る。詳！−２く述 べると、ＲＣＩＣ制御器１５２の電子構成要素、流体圧駆動式タービン加減弁１ ５１用の制御器、弁１４０．１４４．１５８．１８２および１９０を動作させる 電動機はすべて高過ぎる温度を受けやすい。したがって、ＲＣＩＣ系１３２はル ームクーラ１６０を使用することによりＲＣＩＣエンクロージャ１６２の内部を 冷却する。ＲＣＩＣエンクロージャ１６２の中には、害をこうむりやすいＲＣｒ Ｃ構成要素が入っている。ルームクーラ１６０は電気で動作するフレオン利用真 空冷却装置である。蒸気がエンクロージャ１６２内に漏れた場合に生じるように ルームクーラ１６０が温度を約１４０°Ｃより低く維持できなかった場合には、 ＲＣＩＣ系１３２が運転停止する。

主タービン１１０が原子炉〕０２から隔離されたとき交流電力が利用可能なまま になっていれば、プラントの加熱、換気および空気調和系はまだ利用できる。し かし、発電所の停電の場合には、代替電源が必要とされる。プラント１００には 後備電池１６４が含まれるが、その容量は２．３時間プラントの要求にこたえら れるに過ぎない。

本発明によれば、ＲＣＩＣ系１３２には補助の発電機２００が設けられる。発電 機２００はＲＣＩＣタービン１４６の軸１４８によって駆動される。したがって 、ポンプ１３６によって水が送られているときは常に、電気が供給される。この 電気を使用して、ルームクーラ１６０、ＲＣＩＣ制御器】−５２、ＲＣＩＣター ビン１４６の調速機、および玉形弁１−５８の電動機が動作する。容器１０４内 への水流を制限するためにポンプ１３６をオフにした後、隔離の開始時と隔離中 にＲＣＩＣタービン１４６を始動するために電池電力が使用される。ルームクー ラ装置、ＲＣＩＣ制御器１５２、ＲＣＩＣモータ弁、タービン付属品、計測器、 および制御器を動作させるためにも電池電力が使用される。

電力は電力管理器１６６によって管理される。電力管理器１６６はバス１６８を 介して交流電力を受け、バス１７０を介して電池１６４から電池電力を受け、ま た線１７２を介してＲＣＩＣ発電機２００から電力を受けるように構成される。

電力管理器１６６はこれら三つの電源からの電力をＲＣＩＣ制御器１５２に供給 する。電力管理器１６６は必要に応じて利用可能な交流電力を電池１６４の充電 およびＲ，ＣＩ　Ｃ制御器１５２に分配する。交流電力が無い場合には、電力管 理器１６６はバス１７４を介してＲＣＩＣ発電機２００からの電力をＲＣＩＣ制 御器１５２に送る。

交流電力もＲＣＩＣ発電機の電力も無い場合には、電力管理器１６６は必要に応 じて電池電力をＲＣＩＣ制御器１５２に送る。電力管理器１６６はＲＣＩＣ発電 機の余分の電力を電池１６４の充電に使うこともできる。電力管理器には、交流 電力を直流に変換し、またその逆を行うために、適当なインバータおよび積分器 が含まれる。

ＲＣＩＣ制御器１５２は原子炉計測器および専用のＲＣＩＣ計測器と協力して、 原子炉の水位、原子炉の圧力、ＲＣＩＣエンクロージャ１６２の中の温度、ポン プ１３６を通る水の流量、および弁１５８を通る蒸気の流量を監視する。この監 視の結果に基づいて、ＲＣＩＣ制御器１５２はタービン加減弁１５１を調節する ことにより炉心を防護する。ＲＣＩＣ構成要素に対する安全な温度レベルを維持 するための必要に応して、ＲＣＩＣ制御器１５２はバス１７６を介してルームク ーラ１６０も動作させる。これらの機能の遂行の必要に応じて、ＲＣＩＣ制御器 １５２は電力および制御信号を１５８．１４４．１−８２．１４０、および１９ ０のようなＲＣＩＣの電動弁に分配する。（図を簡単にするため、これらの弁に 対する制御線および電力線は図示されていない。） 付加的な安全手段を設けるため、原子炉プラント１００ではウェットウェル１８ ０内のサプレッションプール１７８がＲＣＩＣ系１３２に結合される。何らかの 理由で貯蔵タンク１３４からの流れが止まると、弁１４０が閉じられ、常時閉の 弁１８２が開かれることにより、原子炉１０２に対する代替の冷却水源が用意さ れる。ＲＣＩＣポンプ１３６と通じるようにするため、弁１４０の下流にある水 管路１３８に、弁１８２によって制御される水管路１８４が結合されている。サ プレッションプール１７８は冷却材喪失事故の間、圧力軽減を行うように設計さ れている。このプールの中味はポンプ１３６を防護するためにストレーナ（ｓｆ ＋ｘｉｎｅ＋）　１８６によって濾過しなければならない粒子状物質を含んでい る可能性が高い。

サプレッションプール１７８はＲＣＩＣタービン１４６からの排気の凝縮も行う 。排気は排気管路１８８を通って排出される。排気管路１８８は常時開の弁１９ ０および逆止め弁１９２によって制御される。ＲＣＩＣタービン１４６が停止し た後、排気管路の冷却によって管路１８８内に負の圧力が生じたとき、逆止め弁 １９２がタービン１４６への逆流を防止する。

ＲＣＩＣ系発電機を使用しているにもかかわらず、本発明の実施例はいくつかの ＲＣＩＣ機能、特にタービンの始動について電池電力に頼っている。この機能は 主電池が提供することができる。しかし、停電中、タービンを後で再始動するた めの手段が用意されていなければならない。発電機による支援および電池に蓄積 されたエネルギーの適切な管理により、主電池の貯蔵量は十分にすることができ る。

代案として、ＲＣＩＣ系専用の電池をタービン始動のために使用することができ る。この専用電池と主電池の一方または両方を充電するために、タービンの余分 のエネルギーを使用することができる。

冷却系は様々な方法で運転することができる。ルームクーラは、それを介して比 較的冷たい水、または他の冷却材がＲＣＩＣ構成要素の近傍を流れるマニホール ドとすることができる。ＲＣＩＣエンクロージャ内の空気を循環させることによ り、空気からの冷却材への熱の伝達を容易にすることができる。水はＲＣＩＣポ ンプへの経路上の貯蔵タンク内の復水、またはもう一つの供給源からの水とする ことができる。いずれの場合も、水は重力送りとして、マニホールドを介して水 をおくるためのエネルギーを不要とすることができる。交流電力が利用できる間 に水を予備冷却することにより、停電の間のそれの有効性を高めることができる 。この概念を更に延長して、交流電力を使用して凍らせ、カプセルに入れた氷を ＲＣＩＣエンクロージャの中に貯蔵することにより、停電の間のヒートシンクと することができる。

ＲＣＩＣエンクロージャ内の空気の循環は電気的に駆動されるファンによって行 わせることができる。代案として、タービン軸に取り付けられたプロペラで、必 要な空気の循環を行わせることができる。この場合、発電機の電気は冷却には不 要であり、タービンおよび蒸気流制御のような他のＲＣＩＣ機能専用とすること ができる。

代替実施例では、ＲＣＩＣタービンとＲＣＩＣポンプとの間の可変の機械的なリ ンク機構を設けることにより、タービン再始動の必要性を最小にし、発生する電 気を最大にする。水流を停止すべきとき、ＲＣＩＣポンプをタービンから切り離 すことができる。水流を調整するためにＲＣＩＣポンプの速度を歯車伝動装置に より早めたり遅（したりすることができる。タービンが絶えず回転しているので 、タービンの初期始動のためだけに電池が必要とされる。更に、タービンが常に 自由に回転しているので、最大限の電気が発生され、停電取り扱いの継続時間ま たは停電の間に継続することができる機能の数が増大する。代案として、発電機 に対する伝動を変えることにより、タービン軸に対する負荷を調整することがで きる。発電のための高レベルの機械的エネルギーを維持しながら、回転速度した がって水流量を調整することができる。

本発明を沸騰水類について説明してきたが、熟練した当業者には明らかなように 本発明は他の二相原子炉に適用することができる。説明した実施例に対する上記 の変形および変更、ならびに他の変形および変更が本発明により提供され、それ らの範囲を限定するのは請求の範囲である。

要　約　書 沸騰水原子炉プラントの炉心隔離冷却（ＲＣＩＣ）系で、給水をポンプ作用で原 子炉に送り込むために使用されるタービンにより発電機をも駆動する。発電所の 停電の間、この発電機を使用して、ルームクーラおよび制御用電子回路のような ＲＣＩＣ構成要素を動作させる。

国際調査報告

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. １．原子炉装置に於いて、 原子炉圧力容器、上記原子炉圧力容器内の炉心、および上記原子炉圧力容器内と 上記炉心を通して流体を循環させることにより上記炉心で発生される熱を伝達す る再循環手段を含む二相原子炉、 蒸気に蓄積された相変換エネルギーを発電機駆動用の機械的エネルギーに変換す るための主タービンであって、通常運転の間、蒸気管路を介して上記原子炉に結 合される主タービン、 上記機械的エネルギーを電気に変換するための主発電機であって、駆動軸を介し て上記主タービンに機械的に結合されている主発電機、 上記原子炉の外にある流体タンク、および少なくともいくつかは電力を必要とす る複数個の構成要素をそなえた炉心隔離冷却系を含み、 上記炉心隔離冷却系の上記構成要素が、上記タンクからの流体を上記原子炉圧力 容器内に送り込むための補助ポンプ、 上記補助ポンプを駆動する補助タービンであって、停電状態の間、上記原子炉圧 力容器に結合されて、上記原子炉圧力容器から蒸気を受けることができる補助タ ービン、上記補助ポンプから上記原子炉圧力容器内に流体を送り込む速度を調節 するように上記補助タービンの回転速度を調節する制御手段、 上記制御手段を冷却するための冷却手段であって、電力を受けるための入力をそ なえた冷却手段、および停電状態の間、上記構成要素が必要とする電力の少なく とも一部を供給するために上記補助タービンに結合された発電機を含んでいるこ とを特徴とする原子炉装置。
2. ２．上記冷却手段を作動するための電力が上記発電機から供給される請求項１記 載の原子炉装置。
3. ３．上記制御手段に動作させるための電力が上記発電機から供給される請求項１ 記載の原子炉装置。
4. ４．通常状態の間、第一の相に維持された物質を上記冷却手段が含み、停電状態 の間、上記物質が第二の相に遷移することにより、上記制御手段が冷却される請 求項１記載の原子炉装置。
5. ５．上記停電状態の間に上記補助タービンの始動が行えるように、通常運転状態 の間に充電される電池が設けられている請求項１記載の原子炉装置。
6. ６．上記炉心隔離冷却系に補助電池が含まれ、上記停電状態の間に上記補助ター ビンが一時的に停止した後の上記補助タービンの再始動のために上記補助電池が 用いられ、そして上記補助発電機によって充電できるように上記補助電池が上記 補助発電機に結合されている請求項１記載の原子炉装置。