JPH06201882A

JPH06201882A - 緊急冷却系及び方法

Info

Publication number: JPH06201882A
Application number: JP5273290A
Authority: JP
Inventors: Willem J Oosterkamp; ウィレム・ジャン・オースターカンプ; Yee Kwong Cheung; イー・ウォン・チェウン
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1992-11-02
Filing date: 1993-11-01
Publication date: 1994-07-22
Also published as: US5276720A; EP0596703A1

Abstract

(57)【要約】【目的】沸騰水型原子炉の、改良された緊急冷却系を
提供する。【構成】環状ドライウエル(14)の中の原子炉圧力容器
(RPV;10)と、該ドライウエルを収容すると共に圧力抑制
液体プール(20)を有する環状ウエットウエル(16)と、を
含む沸騰水型原子炉(BWR)(1)の緊急冷却系に、(a)(i)ガ
ス相の伝熱流体(30,32) と非凝縮性物とを受入れ、該伝
熱流体の少なくとも一部を凝縮する引き入れ口(34)と、
(ii)該伝熱流体の凝縮した部分を上記圧力容器(10)に戻
す第１出口(44)と、(iii) 凝縮しなかった上記伝熱流体
の残部と上記非凝縮性物とをドライウエル(14)に戻す第
２出口(48)と、を有する抑制コンデンサ(containment c
ondensor)(26) と；(b) 該コンデンサから熱を伝導で除
去する水のプール(24)と；を備えせしめる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）に関し、詳細には、斯かる原子炉の異常発生時に於
ける原子炉の抑制法(containment) に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子炉の正常運転中に、原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）内に収容された核燃料と伝熱関係に
ある冷却水の強制循環或いは自然循環から水蒸気が発生
する。核燃料は、ウラニウム等のような放射性物質の分
裂から大量の内部熱を発生する燃料棒から成る。運転の
普通の成り行きとしての或いは緊急事態の場合の原子炉
の運転停止の後でさえ、燃料棒で発生しつつある崩壊反
応は長期間に亘って熱を発生し続ける。原子炉圧力容器
の構造上の完全性を維持するために、この崩壊熱の除去
は必要であるが、放射性水蒸気或いは水の環境への放出
なしに実施されねばならない。

【０００３】原子炉の運転停止を必要とする最も深刻な
緊急状態は、何れもが冷却剤喪失事故（ＬＯＣＡ）とし
て知られる事故に至る、原子炉圧力容器或いはその容器
に連結する主冷却ラインの破壊であると一般に理解され
る。熱発生の減少のみが必要とされて原子炉の全面運転
停止は必要としない他の緊急事態は、沸騰水型原子炉で
生じた水蒸気で動かされたタービンによる発電機の駆動
に関連して発生する。発電機は急激な負荷喪失を経験す
ることがあり得る。それに付随するのは、同時発生的
な、原子炉制御系と通常の冷却系の適応能力を越える速
度での、水蒸気要求量の減少である。前記の緊急事態の
いずれの場合でも、放射性物質の環境への放出なしに、
崩壊或いは過剰熱は原子炉から消散されねばならない。

【０００４】緊急事態に於ける放射性生成物の放出を防
止するために、原子炉圧力容器は典型的には１次或いは
２次封格納容器として知られる一連の封じ込め構造の中
へ置かれる。１次格納容器は、ドライウエル(drywell)
とウエットウエル(wetwell)から成る。ドライウエルは
原子炉及び冷却剤循環ポンプを格納し、より最近の沸騰
水型原子炉に於てはドーム状のトップを持ったコンクリ
ートのシリンダーである。ウエットウエルは、一般に、
水のプールが内部の後部壁と１次封格納容器によって保
持されている環状室である。冷却剤喪失事故の間、冷却
水のフラッシュ(flashing)で放出された水蒸気は、ウエ
ットウエルの水の中に強制的に導入されて凝縮され、ド
ライウエル雰囲気の温度と圧力を下げる。このため、ウ
エットウエルは一般に圧力抑制プールと言われる。ドラ
イウエルとウエットウエル間の連絡は、一般にドライウ
エル壁の下部にある多数の水平円筒状通気孔によって提
供される。補強コンクリート遮蔽構造物が通常、２次格
納容器を構成する。

【０００５】冷却剤喪失事故後に原子炉から崩壊熱或い
は過剰熱を除去するために、２次格納容器内に普通は、
原子炉からの過剰水蒸気を受取り、凝縮すること及び燃
料棒の崩壊熱が消散するまでの封じ込めを目的として、
水プール吸熱器の中に配置された抑制コンデンサ(conta
inment condensor) が提供される。凝縮した水蒸気の特
定及び潜在熱が原子炉から除去されるように、水プール
吸熱器は一般に大気に開かれている。しかし、放射性水
蒸気と凝縮物それ自体は、環境上の理由によって、原子
炉格納容器内に残らねばならない。

【０００６】長期的な熱の除去は抑制コンデンサで保障
されるが、抑制コンデンサ内に蓄積し伝熱に悪影響を及
ぼす恐れのある非凝縮性ガスを除去するために、コンデ
ンサは或る程度のウエットウエルへの排気(bleeding)を
必要とする。従って、抑制コンデンサからウエットウエ
ルへの排気ラインが提供される。この排気ラインの出口
は、ドライウエルとウエットウエル境界のドライウエル
側にある最上段水平通気孔の上の圧抑制プール中に潜ら
せねばならない。排気ラインの出口をこのように配置す
ることによって、ドライウエル中の高圧とウエットウエ
ル中の低圧との圧力差が、残留する非凝縮水蒸気及び非
凝縮物を抑制コンデンサからウエットウエルに押し込む
ために用いられる。凝縮物は、普通は原子炉圧力容器に
再循環して送り返される。

【０００７】従来の沸騰水型原子炉では、緊急事態での
崩壊熱或いは過剰熱を除去するための冷却水の動きは、
電気或いはディーゼルエンジン駆動の水ポンプによる強
制循環の結果として実施された。しかし、この種のポン
プは、危機的な時点で故障する恐れがあるので、最近の
沸騰水型原子炉の特徴は、ポンプ等の能動的な装置を使
用しない受動的或いは自然循環式緊急時冷却である。封
じ込み容器からの抑制コンデンサへの流れに関しては、
ドライウエルとウエットウエル間で発生する圧力差を駆
動力として用いるためにコンデンサを適切に配置して自
然循環流が達成される。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】特に受動的或いは自然
循環式緊急冷却系に対しては、抑制コンデンサ内部に存
在する非凝縮性物の存在に特別な考慮が与えられねばな
らない。特に非凝縮性物は抑制コンデンサに蓄積して、
崩壊熱或いは過剰熱の除去が不可能になるまでに熱伝達
を低下させるかも知れない。ドライウエルとウエットウ
エル間の圧力差を用いて非凝縮性物及び残留する非凝縮
水蒸気を抑制コンデンサからウエットウエルに抜くこと
は、部分的な解決となる。しかし、ウエットウエルに通
気された水蒸気は、ウエットウエル内の上部ガス層に移
動されることになる特定の及び潜在する熱を持ち込む。
上層の高い温度は、ウエットウエル内の圧力を増加し、
究極的にはドライウエル内の圧力を増加することにな
る。もしウエットウエルがドライウエルよりも高い圧力
を持っていれば、コンデンサ内の非凝縮性物は通気ライ
ンを通してウエットウエルに送られないであろう。従っ
てコンデンサを通しての熱の除去は、非凝縮性物の蓄積
によって悪化し、崩壊熱で生じた水蒸気が継続して発生
するのでドライウエル内の圧力が増加するであろう。ド
ライウエル内の圧力がウエットウエル内の圧力を越え、
非凝縮性物がウエットウエルに抜かれて初めて熱伝達が
再開するであろう。ウエットウエルを冷却すべき受動的
手段がないので、能動的な冷却系が提供されなければ、
圧力は高いままであろう。従って、沸騰水型原子炉に対
して改良された緊急冷却系の必要性が残されていること
が理解されよう。

【０００９】

【課題を解決するための手段】本発明は、沸騰水型原子
炉に対する改良された緊急冷却系方法を提供する。ガス
相の熱伝達流体と非凝縮性物を原子炉圧力容器から受け
とる抑制コンデンサと沸騰水型原子炉の封じ込め構造物
の外の環境にガス抜きされた水プールとの間の改良され
た熱伝達を提供することにより、本発明は、緊急事態発
生時に沸騰水型原子炉を取り囲む封じ込め構造物の構造
上の完全性を保障するために、冷却剤喪失事故中の原子
炉圧力容器に格納された炉心から過剰或いは崩壊熱を効
率的に除去することができる。

【００１０】改良された熱伝達は、熱伝達の障害となる
非凝縮性物の抑制コンデンサからの高度の除去によって
実施される。更に、抑制コンデンサからの非凝縮性物の
高度の除去は、これらの非凝縮性物及び非凝縮水蒸気を
沸騰水型原子炉のウエットウエルの代わりにドライウエ
ル中にガス抜きされることを可能にする。従って、ドラ
イウエルとウエットウエル間の真空破壊逆止弁並びにウ
エットウエル用の能動的冷却系は除去してよい。

【００１１】従って、本発明の目的は、沸騰水型原子炉
に対する改良された緊急冷却系を提供することである。
炉心及びその炉心と熱伝達関係を持って循環される熱伝
達流体を格納する原子炉圧力容器が環状の密封されたド
ライウエル中に収容されていて、緊急事態では原子炉圧
力容器に存在するガス相の熱伝達流体と非凝縮性物を送
り込めるようにドライウエルと流体連通関係にあり、環
状の密閉されたウエットウエルがドライウエルを収容し
ていて、そして、圧抑制液体プールがウエットウエルに
配置され液面下開孔によってドライウエルに連結されて
いる構成の、この改良された緊急冷却系は、沸騰水型原
子炉への組み入れに特に適合可能である。改良された緊
急冷却系は、ガス相の凝縮可能な熱伝達流体と非凝縮性
物を受けて熱伝達流体の少なくとも一部を凝縮するため
に、抑制コンデンサを持っている。抑制コンデンサは、
ガス相伝熱流体及び非凝縮性物をドライウエルから受け
とるためにドライウエルと流体連通関係にある引き入れ
口を持ち、伝熱流体の凝縮した部分を原子炉圧力容器に
返すために原子炉圧力容器と流体連通関係にある第１出
口、及び伝熱流体の凝縮しなかった残り部分と非凝縮性
物をドライウエルに通すためのドライウエルと流体連通
関係にある第２出口を持っている。抑制コンデンサから
ドライウエルに通された凝縮しなかった伝熱流体の残り
及び非凝縮性物は、原子炉圧力容器からのガス相伝熱流
体及び非凝縮性物と混合されて抑制コンデンサ中に通さ
れる。改良された緊急冷却系はまた、抑制コンデンサと
伝熱関係にあって、抑制コンデンサから移された熱をウ
エットウエル及びドライウエルから伝熱除去するために
ドライウエル及びウエットウエルの外の環境と緊急事態
に於いては熱的に通じ得る関係にある水プールをも持
つ。

【００１２】本発明の一つの具体例に於ては、改良され
た熱伝達と抑制コンデンサからの非凝縮性物のより高め
られた流出は、ドライウエルからのガス相伝熱流体及び
非凝縮性物を通すために、第１出口及び複数の配管と流
体連通関係にある空間を規定する囲いを抑制コンデンサ
に提供することによって実施される。配管は延びて、引
き入れ口に連結した水蒸気ドームと流体連通関係を持
ち、そして環中心と内面を持ってよい。伝熱流体の少な
くとも一部分が配管の中で凝縮して配管の中を内面に沿
って流れてよい。凝縮物が配管の一方の側に集まるよう
に配管は垂直に対して２０°乃至４０°の角度を成して
配向していてよく、こうして、配管の残りの側に沿って
は凝縮物はより薄くなって抑制コンデンサから回りの水
プールへの熱伝達速度を上げる。配管の中を内面に沿っ
て流れる伝熱流体の凝縮した部分を小滴化するために、
空間近傍の配管の中にフロートリップ(flowtrip)を取り
入れてよい。小滴化は、凝縮物と非凝縮性物間の分離(s
hear) を増加し、これによって、非凝縮性物を配管から
引き摺り出す。

【００１３】他の具体例に於ては、改良された伝熱と抑
制コンデンサからの非凝縮性物のより高められた流出
は、ドライウエルからのガス相伝熱流体及び非凝縮性物
を通すために、第１出口及び複数の垂直配管と流体連通
関係にある空間を規定する囲いを抑制コンデンサに提供
することによって実施される。配管は延びて、引き入れ
口に連結した水蒸気ドームと流体連通関係を持ち、そし
て環中心と内面を持ってよい。伝熱流体の少なくとも一
部分が配管の中で凝縮して配管の中を内面に沿って流れ
てよい。配管の中を内面に沿って流れる伝熱流体の凝縮
した部分を小滴化するために及び小滴化で作り出された
水滴を配管の環中心に向けるために、配管の中にフロー
トリップを取り入れてよい。

【００１４】緊急事態発生時に沸騰水型原子炉を冷却す
る方法を提供することも本発明の目的である。炉心及び
その炉心と熱伝達関係を持って循環される熱伝達流体を
格納する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）が環状の密封された
ドライウエル中に収容されていて、緊急事態では原子炉
圧力容器に存在するガス相の熱伝達流体と非凝縮性物を
送り込めるようにドライウエルと流体連通関係にあり、
環状の密閉されたウエットウエルがドライウエルを収容
していて、そして、圧抑制液体プールがウエットウエル
に配置され液面下開孔によってドライウエルに連結され
ている構成の、この方法は沸騰水型原子炉に特に適して
いる。熱伝達流体は、原子炉圧力容器中に置かれた炉心
の崩壊熱によって、蒸発させられる。気化した流体は、
冷却剤喪失事故検出時に開かれる原子炉圧力容器に連結
した通気孔を経てドライウエル中に流入することにな
る。

【００１５】従って、その好ましい具体例では、その方
法は、この方法の後工程からの伝熱流体及び非凝縮性物
と混合するために、伝熱流体の少なくとも一部分と非凝
縮性物を原子炉圧力容器からドライウエルに通すことを
含む。混合された伝熱流体と非凝縮性物は、伝熱流体の
少なくとも一部分を凝縮するために、ドライウエルから
抑制コンデンサの中を通される。凝縮した伝熱流体は原
子炉圧力容器に返される。伝熱流体の凝縮しなかった残
り部分及び非凝縮性物はドライウエルに返されて、そこ
で抑制コンデンサに通すために原子炉圧力容器からの伝
熱流体及び非凝縮性物と混合される。

【００１６】本方法の一つの具体例に於ては、抑制コン
デンサには、ドライウエルからの伝熱流体及び非凝縮性
物を通すために、原子炉圧力容器及び複数の配管と流体
連通関係にある空間を規定する囲いが提供される。配管
は延びて、ドライウエルと流体連通関係にある水蒸気ド
ームと流体連通関係を持ち、そして環中心と内面を持っ
てよい。伝熱流体の少なくとも一部分が配管の中で凝縮
して配管の中を内面に沿って流れてよい。凝縮物が配管
の一方の側に集まるように配管は垂直に対して２０°乃
至４０°の角度を成して配向していてよく、こうして、
配管の残りの側に沿っては凝縮物はより薄くなって抑制
コンデンサから回りの水プールへの熱伝達速度を上げ
る。配管の中を内面に沿って流れる伝熱流体の凝縮した
部分を小滴化するために、空間近傍の配管の中にフロー
トリップを取り入れてよい。小滴化は、凝縮物と非凝縮
性物間の分離を増加し、これによって、非凝縮性物を配
管から引き摺り出す。

【００１７】本方法の他の具体例に於ては、抑制コンデ
ンサには、ドライウエルからの伝熱流体及び非凝縮性物
を通すために、原子炉圧力容器及び複数の垂直配管と流
体連通関係にある空間を規定する囲いが提供される。配
管は延びて、ドライウエルと流体連通関係にある水蒸気
ドームと流体連通関係を持ち、そして環中心と内面を持
ってよい。伝熱流体の少なくとも一部分が配管の中で凝
縮して配管の中を内面に沿って流れてよい。配管の中を
内面に沿って流れる伝熱流体の凝縮した部分を小滴化す
るために及び小滴化で作り出された水滴を配管の環中心
に向けるために、配管の中にフロートリップを取り入れ
てよい。

【００１８】本発明のこれら及び他の目的、特徴及び利
点は、下記の開示に基づいて、当業者には容易に明白と
なろう。

【００１９】

【実施例】以下、添付図面を参照して、本発明を更に詳
細に説明する。まず、図１に於て、沸騰水型原子炉は一
般に１で示されている。炉心３と作動流体５を格納する
原子炉１０は、ドライウエル１４をも規定する原子炉格
納容器１２に収容されていることが分かる。作動流体５
は、炉心３と伝熱関係で循環して気化されて主水蒸気ラ
インを経由しタービン（示されていない）に通される液
体水から一般に成る。更に原子炉１０は、不活性ガス等
の様なガス状非凝縮性物を格納してもよい。原子炉格納
容器１２にまた収容されているのは、壁１８によって規
定されるウエットウエル１６である。環状圧力抑制液体
プール２０がウエットウエル１６中に格納され、ドライ
ウエル１４とウエットウエル１６を開孔２２によって連
結する。原子炉格納容器１２の外に配置されているの
は、一般に２６で示される抑制コンデンサを格納する上
部プール２４である。或いは、抑制コンデンサ２６は原
子炉格納容器１２内に配置されてもよい。

【００２０】本発明の主題である緊急冷却系の実施に関
して、仮定の緊急事態に於て原子炉１０が通気孔２８を
経由してドライウエル１４と連通関係にあると見てよ
い。原子炉からの主水蒸気ラインが閉じられるか或いは
その中を通る水蒸気流が減少している仮定の冷却剤喪失
事故或いは他の緊急事態に於ては、通気孔２８が作動す
るとガス相水蒸気と非凝縮性物の混合物が原子炉１０か
らドライウエル１４に流入するであろう。原子炉１０か
らのドライウエル１４への緊急事態流の方向は、矢印３
０及び３２で示されている。原子炉容器１０から放出さ
れたガス相水蒸気と非凝縮性物はドライウエル１４中の
急激な圧力上昇をもたらすので、環状圧力抑制液体プー
ル２０がこのような一時的な現象を押さえ、それによっ
て、放射性物質が環境中に放出されないように原子炉格
納容器１２の構造上の完全性を保障するために提供され
ている。

【００２１】ドライウエル１４中の圧力が抑制コンデン
サ２６中のそれを越える時には、ガス相水蒸気と非凝縮
性物の混合物は、矢印３６で示されるライン３４を経由
してドライウエル１４から抑制コンデンサ２６中に流入
するであろう。水蒸気と非凝縮性物の混合物の潜在及び
特定の熱の少なくとも一部分は、上部プール２４への移
送及び矢印４０で示される通気孔３８による排気を経て
ドライウエル１４から除去される。水蒸気と非凝縮性物
の混合物から抑制コンデンサ２６を経由した上部プール
２４への熱伝達は、抑制コンデンサ２６を通された水蒸
気と非凝縮性物の混合物の水蒸気成分の凝縮をもたら
す。凝縮物は、抑制コンデンサ２６から、矢印４６で示
されるライン４４を経て原子炉１０に通過させられる。
水蒸気の凝縮しなかった残り部分と非凝縮性物の混合物
は出口４８を経てドライウエル１４に返される。ドライ
ウエル１４に戻ると、凝縮しなかった残り部分は、原子
炉１０からドライウエル１４に通された水蒸気及び非凝
縮性物と混合される。原子炉１０から通気孔２８を経て
ドライウエル１４に加えられた水蒸気は、温度差及び抑
制コンデンサ２６中での凝縮が加わって、ライン３４を
経由する抑制コンデンサ２６への再循環流をもたらすで
あろう。

【００２２】引き続いて図１に関して、本発明の利点
は、抑制コンデンサ２６を更に詳細に検討することによ
って明らかになる。抑制コンデンサ２６は、水蒸気と非
凝縮性物の混合物の通過のために出口４８及び複数の垂
直配管５４と流体連通関係にある空間５２を規定する囲
い５０を含むと見てよい。線状或いは螺旋コイルであっ
てよい配管５４は延びて、ライン３４を経てドライウエ
ル１４に連結された水蒸気ドーム５６と流体連通関係に
あると見てよい。

【００２３】水蒸気と非凝縮性物の混合物の水蒸気成分
の少なくとも一部分は配管５４内で凝縮して、その中を
内面に沿って流れてよい。凝縮物が配管５４から空間５
２に通過させられるにつれて、水蒸気と非凝縮性物の混
合物の非凝縮性物成分への分離効果が増加する。この増
加した分離と非凝縮性物の水蒸気に比べて高い密度は、
実際上、非凝縮性物を抑制コンデンサ２６から引き摺り
出す。抑制コンデンサ２６内の熱伝達は、非凝縮性物層
を通しての水蒸気分子の配管５４の内面上を流れる層流
凝縮物膜への拡散によって支配されるので、抑制コンデ
ンサ２６の中の非凝縮性物の存在は、原子炉格納容器１
２からの熱の除去への障害と見てよい。抑制コンデンサ
２６からの非凝縮性物除去処置を講じることによって、
上部プール２４と抑制コンデンサ２６間の熱伝達が高め
られる。更に、抑制コンデンサ２６中の非凝縮性物の蓄
積がないので、抑制コンデンサ２６から抑制プール２０
へのガス抜きラインの必要性は除去される。代わりに、
非凝縮性物及び非凝縮水蒸気は直接ドライウエル１４に
ガス抜きされてよい。その結果、普通緊急冷却系に付随
している、ドライウエル１４とウエットウエル１６間の
真空破壊逆止弁及びウエットウエル１６用の能動的冷却
系はまた余分となる。

【００２４】或いは、５８に示すように、配管５４は垂
直に対して２０°乃至４０°の角度を成して配向してい
てよい。この様な傾斜での配向は、凝縮物を配管５４の
内面の一方の側に集め、配管の残りの側に沿っては凝縮
物はより薄くなって抑制コンデンサ２６から上部水プー
ル２４への熱伝達速度を上げる。好ましくは、空間５２
の長さは、配管５４の長さの約２倍である。

【００２５】有利な方策として、フロートリップを配管
５４の中に取り入れてよい。フロートリップは、配管５
４の中を内面に沿って流れる凝縮物（一般に６０で示さ
れている）を小滴化する（即ち液体の滴の形成）ために
用いられてよい。小滴化は、凝縮物と非凝縮性物間の分
離を増加し、これによって、非凝縮性物の配管５４及び
抑制コンデンサ２６からの引き出し程度を高める。垂直
配管５４に対しては、フロートリップは配管の中に約２
０−５０水力直径の好みの間隔を置いて取り入れてよ
い。傾斜配管５８に対しては、フロートリップは空間５
２近傍の配管５４の中に取り入れてよい。

【００２６】図２〜図５で、本発明によるフロートリッ
プの可能な具体例が示されている。まず図２に関してフ
ロートリップは、配管５４の内面６４に外接されＶ型溝
６２ａ〜６２ｃとなって終わる円筒状チャネル６２から
成るとして示されている。配管５４のチャネル６２を流
れ下る凝縮物６６は、溝６２ａ〜６２ｃで邪魔され、小
滴化されて配管５４の環中心６８に向けられる。図３を
見て、チャネル６２を終わらせる溝６２ａ〜６２ｃは、
配管５４の内面６４に付いて等辺的に間隔を置かれてい
るのが理解されよう。

【００２７】図４に移ると、本発明によるフロートリッ
プの他の具体例が、３個の等辺的に間隔を置かれている
フィン７０ａ〜７０ｃから成るとして示されている。図
５に関して見られるように、フィン７０ａ〜７０ｃは、
配管５４の内面６４から環中心６８の方に延びてよい。
フィン７０ａ〜７０ｃは配管５４の内面６４に対して鋭
角をなしていてよい。配管５４のチャネル６４を流れ下
る凝縮物６６は、フィン７０ａ〜７０ｃで邪魔され、小
滴化されて配管５４の環中心６８の方に向けられる。

【００２８】構成材料に関しては、好ましくは、全ての
構成部分が沸騰水型原子炉内での使用に適する材料から
制作される。更に、ここに示され、記載された構成部分
の各種のものが、当該技術分野の慣用知識によって変更
されてよく、そして、このような変更が、ここに記載さ
れた本発明の精神と教示の範囲内で実質的に変わらない
限り、間違いなく本発明の中に包含されることが理解さ
れるべきである。

【００２９】本願発明を要約すると、炉心及び炉心と伝
熱関係にある循環用伝熱流体を格納する原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）が環状の密封されたドライウエルの中に収容
されていて、ドライウエルとは、その中に緊急時に原子
炉圧力容器中のガス相伝熱流体及び非凝縮性物を送り込
む目的で流体連通関係にあり、環状の密封されたウエッ
トウエルがドライウエルを収容し、そして圧力抑制液体
プールがウエットウエルに配置され液面下開孔によって
ドライウエルに連結されている構成の、沸騰水型原子炉
に組み入れ或いは沸騰水型原子炉での使用に適合され得
る改良された緊急冷却系と方法が開示されている。改良
された緊急冷却系と方法は、凝縮可能なガス相伝熱流体
及び非凝縮性物を伝熱流体の少なくとも一部を凝縮する
ために受け取る目的で抑制コンデンサを持つ。抑制コン
デンサは、伝熱流体及び非凝縮性物を受け取る目的でド
ライウエルと流体連通関係にある引き入れ口、伝熱流体
の凝縮した部分を該原子炉圧力容器に返すために原子炉
圧力容器と流体連通関係にある第１出口、及び伝熱流体
の凝縮しなかった残り部分と非凝縮性物を通すためにド
ライウエルと流体連通関係にある第２出口を持つ。抑制
コンデンサからドライウエルに通された伝熱流体の凝縮
しなかった残り部分及び非凝縮性物は、抑制コンデンサ
の中を通すために原子炉圧力容器からの伝熱流体及び非
凝縮性物と混合される。水のプールが抑制コンデンサと
伝熱関係で提供され、緊急事態に於ては抑制コンデンサ
から移された熱をウエットウエル及びドライウエルから
伝熱除去するために、ドライウエル及びウエットウエル
の外の環境と熱的に通じ得る関係にある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明による緊急冷却系を持つ沸騰水型原子炉
の単純化した概略図である。

【図２】本発明によるフロートリップの一つの具体例の
図３の基準線２−２を通して見た立面断面図である。

【図３】本発明によるフロートリップの一つの具体例の
図２の基準線３−３を通して見た断面図である。

【図４】本発明によるフロートリップのもう一つの具体
例の図５の基準線４−４を通して見た立面断面図であ
る。

【図５】本発明によるフロートリップのもう一つの具体
例の図４の基準線５−５を通して見た断面図である。

【符号の説明】

１沸騰水型原子炉３炉心５作動流体１０原子炉１２原子炉格納容器１４ドライウエル１６ウエットウエル１８壁２０圧力抑制用の環状液体プール２２開孔２４上部プール２６抑制コンデンサ２８通気孔３０緊急事態流の方向を示す矢印３２緊急事態流の方向を示す矢印３４ライン３６圧力が増大したときのガス相水蒸気と非凝縮性物
の混合物３８通気孔４０放熱の方向４４ライン４６凝縮物の通過方向を示す矢印４８出口５０囲い５２空間５４配管５６水蒸気ドーム５８傾斜配管６０凝縮物６２円筒状チャネル６２ａ，６２ｂ，６２ｃＶ型溝６４内面６６凝縮物６８環中心７０ａ，７０ｂ，７０ｃフィン

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】密封された環状ドライウエルの中に収容
された原子炉圧力容器（ＲＰＶ）（これは炉心及び炉心
と伝熱関係にある循環用の凝縮可能な伝熱流体を格納
し、且つ、緊急時には該ドライウエル中に該ＲＰＶ中の
ガス相の伝熱流体及び非凝縮性物を通すようにドライウ
エルと流体連通可能になる）、該ドライウエルを収容す
る環状の密封されたウエットウエル、及び該ウエットウ
エル中に配置され液面下開孔によって該ドライウエルに
連結された圧力抑制液体プールを含む沸騰水型原子炉
（ＢＷＲ）施設内の改良された緊急冷却系に於て、（ａ）（ｉ）凝縮可能なガス相の伝熱流体と非凝縮性物
とを、該伝熱流体の少なくとも一部を凝縮するために受
け取る目的で該ドライウエルと流体連通関係にある引き
入れ口、（ｉｉ）該伝熱流体の凝縮した部分を該ＲＰＶ
に返す目的で該ＲＰＶと流体連通関係にある第１出口、
及び（ｉii）該伝熱流体の凝縮しなかった残り部分と該
非凝縮性物を該ドライウエルに通す目的で該ドライウエ
ルと流体連通関係にある第２出口、を持つ抑制コンデンサ、と、（ｂ）該抑制コンデンサか
ら熱を伝導で除去するために該抑制コンデンサと伝熱関
係にある水のプール、と、を備えて成る、改良された緊
急冷却系。
【請求項２】該抑制コンデンサが更に（ｉｖ）前記の
第１出口と流体連通関係にある空間を規定する囲い、
（ｖ）水蒸気ドーム、及び（ｖｉ）該ドライウエルから
の該ガス相伝熱流体及び非凝縮性物を通すために該水蒸
気ドームから該空間に走る複数の配管（この配管は環中
心と内面を持ち前記の伝熱流体の少なくとも一部分がこ
の配管の中で凝結し内面に沿って流れている）、を含む
請求項１記載の改良された緊急冷却系。
【請求項３】該配管が垂直に対して２０°乃至４０°
の角度を成して配置されている請求項２記載の改良され
た緊急冷却系。
【請求項４】該配管が垂直に配置されている請求項２
記載の改良された緊急冷却系。
【請求項５】該配管が線状或いは螺旋コイルである請
求項２記載の改良された緊急冷却系。
【請求項６】該空間の長さが該配管の長さの約２倍で
ある請求項２記載の改良された緊急冷却系。
【請求項７】該配管の中を内面に沿って流れる該伝熱
流体の凝縮した部分を小滴化するため及び小滴化で生じ
た小滴を該配管の環中心に向けるために、フロートリッ
プが該配管の中に取り込まれている請求項４記載の改良
された緊急冷却系。
【請求項８】該配管の中を内面に沿って流れる該伝熱
流体の凝縮した部分を小滴化するために、該囲いの近傍
の該配管の中にフロートリップが取り込まれている請求
項３記載の改良された緊急冷却系。
【請求項９】該フロートリップが該配管の内面から内
方向に伸びるフィンである請求項７或いは８記載の改良
された緊急冷却系。
【請求項１０】該フロートリップが、円筒状チャネル
を終結し且つ該配管の内面に外接した複数のＶ型溝であ
る請求項７或いは８記載の改良された緊急冷却系。
【請求項１１】該伝熱流体及び該非凝縮性物がＲＰＶ
からドライウエルに通され、それから負圧差によって該
抑制コンデンサの中を通過させられる請求項１記載の改
良された緊急冷却系。
【請求項１２】請求項１乃至１１の任意の一つの緊急
冷却系で原子炉圧力容器（ＲＰＶ）から熱を除去する方
法に於て、（ａ）この方法の後工程からの伝熱流体及び非凝縮性物
と混合するために、該伝熱流体及び該非凝縮性物の少な
くとも一部分を該ＲＰＶから該ドライウエルに通す工
程、（ｂ）伝熱流体の少なくとも一部分を凝縮するために、
前記の混合された伝熱流体と非凝縮性物を該ドライウエ
ルから抑制コンデンサの中を通す工程、（ｃ）工程（ｂ）の凝縮した伝熱流体を該抑制コンデン
サから該ＲＴＶに通す工程、及び（ｄ）工程（ａ）で該ＲＰＶからの該伝熱流体及び該非
凝縮性物と混合するために、工程（ｂ）の伝熱流体の凝
縮しなかった残り部分と非凝縮性物を該ドライウエルに
通す工程、から成る方法。