JPH0690302B2

JPH0690302B2 - 沸騰水型原子炉のシュラウドタンクと注入管

Info

Publication number: JPH0690302B2
Application number: JP1027770A
Authority: JP
Inventors: ダグラス・マービン・グランズ
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1988-02-08
Filing date: 1989-02-08
Publication date: 1994-11-14
Anticipated expiration: 2009-11-14
Also published as: JPH01308997A; EP0332817A1; US4812286A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は沸騰水型原子炉用非常炉心冷却系に関し、特
に、原子炉容器内の上位に配置されそして低温冷却材を
供給されるシュラウドタンクに関する。シュラウドタン
ク内のこの低温冷却材は、冷却材喪失事故に伴う減圧中
の液体の蒸気化を最少に保つ。また、シュラウドタンク
の他の特徴によれば、本来この冷却材は、炉心を覆う残
留冷却材を補給するように原子炉の底部内に放出され
る。

発明の背景原子炉は電力を送電グリッドに供給する原子力発電所で
使用される。このような原子炉の炉心を構成する燃料集
合体は、核分裂過程と核分裂副産物の放射性崩壊過程中
に生ずる熱エネルギーを除去するために冷却材を供給さ
れなければならない。両過程は出力運転中進行する。核
分裂に直接起因する熱エネルギー発生は、原子炉出力運
転中の主な発熱過程である。放射性崩壊過程は、出力運
転の中止後数週間または数か月も、無視し得ない熱エネ
ルギー発生率で進行する。

燃料集合体の冷却は、出力運転中、燃料集合体を通過す
る全ての原子炉冷却材を大流量で循環させることにより
達成される。原子炉停止中の冷却が、炉心を液体冷却材
で十分覆った状態に保つことにより達成され、この冷却
材は、残熱除去系の熱交換器を比較的低い全流量で循環
することにより熱を奪われる。

正常な出力運転の場合、原子力発電所の発電サイクルの
熱効率は、原子炉（従ってその冷却材）を非常に高い圧
力と温度で使用することにより高められる。このような
原子力発電所で用いる沸騰水型原子炉（BWR）では、炉
心を格納する原子炉容器内の冷却材は、わずかにサブク
ールされた水、飽和水、汽水混合物、飽和蒸気の形態を
取り、これらは全て温度が約546゜Fで圧力が約1020psi絶
対圧である。

様々な仮想事態により、原子炉の貯留冷却材を喪失する
おそれがある。このような貯留冷却材喪失の諸事態の一
部類として冷却材喪失事故（LOCA）があり、この場合、
管が破損すれば、原子炉貯留冷却材はその最初の高圧と
高温によって原子炉から放出される。この貯留冷却材喪
失を防ぐかまたは少なくともその程度を軽減するため、
原子炉に連結した管炉に隔離弁を設ける。しかし、他の
或仮想事態、例えば、原子炉と管炉の最も内側の隔離弁
との管に起こる管破損の場合、隔離弁閉止作用は原子炉
の完全ブローダウンを防ぎ得ない。別の仮想事態として
原子炉の意図的な完全制御減圧がある。これは、高圧冷
却材噴射系が万一機能しなくなった場合の結果として、
低圧冷却材噴射系が所要の冷却材補給をなし得るように
迅速な減圧が必要になるため行われるものである。この
ような事故が万一発生した場合の重大な炉心損傷の防止
に必要なことは、炉心を常時冷却材で覆った状態に保つ
のに十分な冷却材を最初に貯留するように原子炉を設計
することである。そうすれば核燃料集合体の燃料棒が許
容値以上に昇温することはない。

LOCA中の炉心の適切な冷却を確実にするため幾つかの非
常炉心冷却計画が進展してきた。このような適切な冷却
の必要に応じて原子力蒸気供給系の一部として設けられ
る補足的な安全級系統が非常炉心冷却系（ECCS）として
知られている。例えば、ジー・イー・ニュークレア・エ
ナジー（GE Nuclear Energy）によって生産される一つ
のBWR製品ラインはそのECCSを構成する主要素として水
の高圧および低圧噴射を用いる。事故中に必要な高圧冷
却材噴射をなすにはかなりのエネルギー消費が必要であ
る。このような高圧をもたらすECCSを事故中働かせなけ
れがならない。さらに、このような冷却系は、非常ディ
ーゼル発電機のような電源およびそれと接続した電気ポ
ンプに依存するので、所要信頼性裕度に合うように設計
すると、多くの費用がかかる。

簡易沸騰水型原子炉（SBWR）等の先進設計は、LOCA中ポ
ンプ圧送系に依存しないことを目ざしている。これらの
冷却系は、原子炉に配管で連結した「サプレッションプ
ール」として知られる大きな水のプールを新しい方式で
用いるものである。SBWR設計におけるサプレッションプ
ールは、原子炉格納容器内に、炉心より高い位置に配置
される。サプレッションプール内の水は今日、原子炉が
LOCA発生直後に減圧した後、重力作用のみにより炉心を
水で覆うように用い得る。

SBWR用ECCSは、今日、前述のサプレッションプールと、
このサプレッションプールを原子炉に連結する前記噴射
管路と、減圧サブシステムとからなっている。この在来
のSBWR用ECCSには幾つかの制限がある。第１に、減圧サ
ブシステムは原子炉圧力を迅速に減らす必要がある。加
えて、原子炉容器内の原子炉冷却材の最初の貯留量は、
減圧中の蒸気化により失われる貯留冷却材を補うのに適
当な量でなければならない。この初期貯水量は、蒸気化
後の残留水がサプレッションプールによる追加水の重力
噴射まで炉心を冷却材で覆った状態に保つような量でな
ければならない。その結果、SBWRは従来のBWRに要する
より多量の初期貯水を必要とする。約15〜20フィートの
余計な原子炉容器高さが、SBWRに要する非常炉心冷却に
必要である。

SBWRのこの15〜20フィート区域はまた、燃料集合体を通
過する冷却材の循環を促進する煙突として使用される。
炉心内の水の加熱によって生じた２相汽水混合物は炉心
から自然に上昇してこの区域を通流し、複数の管柱を通
って汽水分離器立体に達する。汽水分離器組立体によっ
て２相混合物から分離した飽和液体は煙突外部の原子炉
区域内に戻るように放出される。この放出飽和水は低速
で流れて原子炉下降域内に戻り、そこで原子炉に戻りつ
つあるさらに低温の給水と混合する。この混合冷却材は
原子炉圧力をもちそして20°〜30°サブクールされてお
り、依然として極めて高温である。この高温冷却材は、
その高温ゆえに、かなりの部分がLOCA後の原子炉減圧中
蒸気化する。

原子炉冷却材の温度と圧力が最初546゜Fと1020psiaであ
る場合、LOCA後の212゜Fと大気圧への原子炉減圧の結
果、水の質量の約３分の１が蒸気化しそして３分の２が
水として残る。原子炉減圧中の蒸気化により失われるこ
の冷却材貯留量の補足に要する追加的な原子炉容器の高
さと容積は、原子力発電所の原子炉部の設備費をかなり
増大させる。

発明の要約本発明はLOCA後の減圧中の蒸気化によって失われる原子
炉冷却材の量を減らすものである。

本発明によれば、原子炉内においてシュラウドタンクが
炉心上に配置される。シュラウドタンクは管柱を囲みか
つ開頂部と閉底部を有する。またシュラウドタンクはそ
の底部周囲に沿って配設した複数の排水孔を有する。正
常運転中の原子炉は、シュラウドタンクの頂部上方に周
囲水位を有する。シュラウドタンク内外の水圧はほぼ同
じである。

シュラウドタンクは、正常な原子炉運転中、低温冷却材
を低流量で供給され、この冷却材は注入管を通ってシュ
ラウドタンク内に導入される。シュラウドタンク内へ注
入された冷水（サブクール給水）は、シュラウドタンク
内の既存液状冷却材と連続的に入れ替わる。シュラウド
タンク内の短期間の滞留中、冷却材は幾分温まり得る。
なぜなら、シュラウドタンクを垂直方向に通過している
汽水分離器管柱が非常に高温の原子炉冷却材を通すから
である。従って、低温冷却材の連続注入により、シュラ
ウドタンク内の冷却材の温度は、到着直後の新しい冷却
材の温度より無視し得る程度高くなる。

シュラウドタンク排水孔は個数とオリフィス流れ面積が
適切であるように設けられる。シュラウドタンク内外間
の水圧差が少ないので、正常運転中、取るに足らない体
積流量の流れが排水孔を通り、また、入れ替えられるシ
ュラウドタンク貯留水の主な排出はタンク開頂部から上
方に生ずる。従って、シュラウドタンク内の貯留サブク
ール給水は、原子炉内の或体積の常に放出される上昇低
温冷却材として保たれる。

しかし、LOCAは排水孔を通る貯留サブクール冷却材の流
出をより急速にする。通例、LOCAによる全原子炉冷却材
の減圧により、シュラウドタンク外の水の多くの部分
（すなわち３分の１）が蒸気化する。というのはこの水
は全て非常に高温だからである。その結果、LOCAにより
原子炉内の水位が下がる。この水位はシュラウドタンク
の開頂部のレベルの下方に下がる。シュラウドタンクの
頂部レベル以下の水位降下時には、排水孔に圧力差が生
ずる。この圧力差は、シュラウドタンクの内側の高い静
圧とシュラウドタンクの外側のそれに対応する比較的低
い静圧との差である。この圧力差に応じて、貯留サブク
ール給水の流れがかなり増大した体積流量でシュラウド
タンクの内側からシュラウドタンクの外側へ向かう。そ
の結果、炉心を冷却材で覆った状態に保つことを助ける
冷却材の放出が生ずる。

従って、本発明は、もし本発明を用いなければLOCA発生
時に原子炉内に存在するはずの貯留高温冷却材の代わり
に低温冷却材を用いる。その結果、LOCA後の減圧中の蒸
気化により失われる原子炉冷却材の量は減少する。喪失
冷却材の減少は原子炉容器の容積と高さの要件の軽減を
可能にし、従って、原子炉格納費を減らし得る。喪失冷
却材の減少はまた、使用されるいかなる主非常炉心冷却
系の性能要件の緩和も可能にする。例えば、重力駆動式
非常冷却系のサプレッションプールの高さを低くし得る
か、またはその容積を減らし得る。あるいは、原子炉容
器減圧系の要件を軽減し得る。

本発明の他の目的と特徴は、添付図面と関連する以下の
詳述を参照すればよく理解されよう。

図面による発明の詳細な説明第１図は本発明の一実施例による簡易沸騰水型原子炉30
を含む原子力発電装置を示す。沸騰水型原子炉39はター
ビン発電機40への蒸気出口を有する。タービン発電機40
は電力を生じ、復水器42へ蒸気を排出する出口を有す
る。復水器42はこの排出蒸気を凝縮して復水にするもの
で、復水ポンプ51の吸入側への復水出口を有する。復水
ポンプ51は復水の圧力を給水ポンプ52の入口圧力に高め
る。給水ポンプ52は復水の圧力を原子炉30内の圧力より
高いレベルに高める。こうして排出され加圧された復水
は、給水として、原子炉30内のスパージャ54を通って原
子炉容器内に入る。

原子炉30は原子炉容器38を備え、この容器には、炉心36
と汽水分離器34と蒸気乾燥器32が格納されている。炉心
36は水を加熱して２相汽水混合物を生ずる。２相汽水混
合物は炉心36直上の炉心シュラウドヘッド33から炉心を
流出する。この２相汽水混合物は、炉心シュラウドヘッ
ド33上に装着した複数の管柱37を通って汽水分離器34に
導かれる。そこで分離された湿り蒸気が蒸気乾燥器32を
通ってタービン発電機40に流れる。分離された飽和水は
原子炉容器内に放出され原子炉下降域28に流入する。こ
の放出された飽和水冷却材は、スパージャ54から原子炉
に戻りつつあるさらに低温の給水と混合する。

原子炉内の水の循環は理解しやすい。水は原子炉容器38
の底部から原子炉容器38の頂部に向かって中央部を上方
に流れる。上昇中の水は炉心36で加熱される。加熱され
て２相になった冷却材は、炉心シュラウドヘッド33に囲
まれた炉心上部プレナム31に入る。

２相汽水混合物はさらに上昇して蒸気管柱37を通り、管
柱37の頂部で汽水分離器34に達する。汽水分離器34で汽
水混合物から水が排除される。（他方、蒸気は上方に導
かれて蒸気乾燥器32を通流し蒸気出口22を流出する。）排除された水はシュラウドタンク60の頂部をあふれ出
る。次いで、この排除された水は下降域28においてシュ
ラウドタンク60と原子炉容器38の側壁との間隙を流れ
る。下降域28を通った水は原子炉容器の底部に戻り、そ
して原子炉内の冷却材の循環が無限に繰返される。

前述のように、高温２相混合物は複数の管柱37によって
炉心上部プレナム31から汽水分離器34に導かれる。原子
炉容器38は、汽水分離器管柱を囲む区域に546゜Fと1020p
siaの或体積の水82を内蔵する。この冷却材貯留域は、
自然循環沸騰水型原子炉では、通例炉心シュラウドヘッ
ド33の少なくとも20フィート上方に及んでいる。

LOCAは生ずると、様々な装備計器が原子炉スクラム信号
を発し、制御棒（図示せず）が炉心36に挿入される。主
蒸気隔離弁（図示せず）の閉止と他の関連事故対策とを
含む正常な事故制御方策が自動的に開始される。前述の
ように、もしLOCAが隔離弁より内側で起こると、原子炉
冷却材は、高温高圧であるから、原子炉から放出され
る。

原子炉冷却材が失われるにつれ、減圧装置が働いて原子
炉の圧力を減らす。SBWRのような沸騰水型原子炉では、
原子炉から噴出する蒸気の排出と凝縮のためにサプレッ
ションプール（図示せず）を用いる。

また第１図に示すように、原子炉容器38内には本発明に
よるシュラウドタンク60が配置されている。シュラウド
タンク60は管柱37を囲み、上端における汽水分離器組立
体34と下端におけるシュラウドヘッド33との間に配設さ
れている。シュラウドタンク60は開頂部と閉底部を有
し、底部に複数の排水孔62を設けてある。排出孔62はシ
ュラウドタンクの底部近くにタンク外周に沿って配設さ
れることが好ましい。

管柱37はシュラウドタンク60の底部を貫通しその開頂部
の上方に突出している。これらの管柱は汽水混合物を通
すので汽水混合物はシュラウドタンク内の流体と混合す
ることなくシュラウドタンク内を通る。

シュラウドタンク60は注入管66を有する。注入管66は給
水ポンプ52から低温冷却材を受入れる。

原子炉30に供給される給水の温度は通例546゜Fより少な
くとも120゜F低い。さらに、通例、給水ポンプ52からの
給水排出後かつ原子炉30内への給水噴射前に給水を加熱
する。従って、給水ポンプ52を通る給水の温度は通例28
5゜Fである。その結果、比較的低温の高圧給水がシュラ
ウドタンク60を満たす冷却材として用いられる。従っ
て、シュラウドタンク60は、従来の沸騰水型原子炉内の
同区域に収容される高温飽和水に対して、ある体積の低
温冷却材を収容する。

原子炉内部部品は通例ステンレス鋼で作られていること
を想起されたい。ステンレス鋼は熱電導率が低い。それ
ゆえ、シュラウドタンク60は液体をサブクール状態に保
つ。さらに、やはりステンレス鋼で作られている管柱37
はシュラウドタンク60内の過冷給水を大して温めない。
代替的に、シュラウドタンク60と管柱37に絶縁材61a
（図示せず）と絶縁材61b（図示せず）を設け得る。

第２図は本発明によるシュラウドタンクを内部に配置し
た沸騰水型原子炉２の拡大詳細断面図である。第２図は
示すように、原子炉２は炉心36と炉心上部プレナム31を
備えている。シュラウドヘッド33が２相汽水混合物を炉
心出口で受入れそして汽水混合物を１群の管柱37に入れ
る。その結果、汽水混合物は汽水分離器34に流れる。汽
水分離器34は湿り蒸気を放出して蒸気乾燥器32に送り、
この乾燥器は蒸気ノズル22への排出口を有する。この蒸
気ノズルにより原子炉２は主蒸気管路24を介してタービ
ン発電機40に連結される。（第１図参照）給水がスパージャ54から噴射され原子炉容器38に供給さ
れる。また、高温飽和冷却材が汽水分離器組立体34によ
って放出され下降域28に入る。噴射された給水は、下降
域28に入る高温冷却材と混合し、そして自然循環により
炉心36に再び流入する。炉心36は冷却材を加熱して２相
汽水混合物にし、管柱37がこの２相混合物を汽水分離器
34に導く。こうして循環サイクルが無限に繰返される。

第２図はまたシュラウドタンク60を示す。シュラウドタ
ンク60は管柱37を囲みそして開頂部を有し、管柱37はこ
の頂部を越えて突出している。シュラウドタンク60の底
部はシュラウドヘッド33によって実質的に閉ざされてい
る。複数の排水オリフィスまたは排水孔62がシュラウド
タンク60の底部近くにその周囲に沿って配設されてい
る。これらの排水孔62はLOCA中シュラウドタンク60のか
なり急速な排水を可能にするような寸法を有することが
好ましい。前述のように、このような事故中、原子炉内
の水位はシュラウドタンク60の頂縁のレベル以下に下が
る。排水孔62は、シュラウドタンク内の低温冷却水がシ
ュラウドタンク壁を半径方向外向きに通って下降域28内
に流出し得るように配置される。

LOCAに応じた減圧中、原子炉容器内に急減圧力勾配が生
ずるということを想起されたい。この減圧状態は排水孔
62を通ってシュラウドタンク60から流出する過冷冷却材
に大した影響を与えない。その代りに排水孔62から流体
を押出す力は、排水孔62の高さにおけるシュラウドタン
ク60の内側とシュラウドタンク60の外側との間の静ヘッ
ド差である。

注入管66は低温冷却材をシュラウドタンク60内に供給す
る。注入管66は原子炉圧力容器38を貫通している。図示
の注入管66はシュラウドタンク60の底部まで下降してお
り、低温冷却材をシュラウドタンク60の底に放出する。

次に本発明の作用を説明する。第２図を用いて正常運転
中の作用を説明し、第３図を用いてLOCA中の作用を説明
する。

原子炉の正常運転中、飽和高温冷却材が管柱の頂部に配
置した汽水分離器の下端から放出される。この飽和液体
はシュラウドタンクの開端を越えて半径方向外方へ流れ
る。供給スパージャを通って原子炉に戻る給水が、汽水
分離器から出て横方向へ流れる飽和冷却材と混合する。

他方、低温水が比較的低速でシュラウドタンク60内に注
入される。シュラウドタンク60内の液体冷却材は、注入
管66を通ってタンク60の底部に連続的に到達するサブク
ール冷却材によって徐々に排除される。

排除される低温冷却材はシュラウドタンク60の開頂部か
ら非常にゆっくり流出する。従って、シュラウドタンク
の貯留冷却材は低温冷却材で常に補われる。シュラウド
タンク内の冷却材は、給水と汽水分離器排出液体との混
合物に対して明らかに低温である。その結果、わずかな
静ヘッド差が給水と高温冷却材の混合物とシュラウドタ
ンク内の低温冷却水との間に生ずる。この静ヘッド差に
より、シュラウドタンクから出る低温水はシュラウドタ
ンク60の排水孔62を非常にゆっくり外方に通流して下降
域28に入る。このような流れはシュラウドタンク60内の
貯留サブクール水をほとんど減らさない。

原子炉の正常運転中、低温冷却材は全給水流量の少部分
に相当する流量でシュラウドタンク60内に注入される。
しかし、本発明によれば、低温冷却材はLOCA中注入され
る必要がない。従って、本発明の付加的な利点として、
冷却材をシュラウドタンクに注入するために用いる冷却
材注入系は安全級系統である必要はない。

次に第３図について説明すると、LOCA中、原子炉は急速
な減圧を起こす。その結果、原子炉内の冷却水位は、高
温貯留冷却材の蒸気化と蒸気の吹出しにより低下する。
下降域からの水は炉心に流入し、蒸気化した水と入れ替
わることになる。原子炉水の作用レベルは低下する。

結局、高温貯留冷却材の水位はシュラウドタンク60の頂
部以下に下がる。この時、重力による圧力差がシュラウ
ドタンクの内側と下降域28の間に生ずる。この圧力差
は、シュラウドタンク60内の比較的大きな静水圧とシュ
ラウドタンク60外の比較的小さな静水圧との差である。
この増大圧力差により、低温冷却材はシュラウドタンク
60の低周壁の排水孔62を通流し原子炉容器下降域28に流
入して炉心を覆う。

排水孔62を通るサブクール冷却材の流れは、最初、少な
い静水圧差に応じて低流量であることを理解されたい。
シュラウドタンク外の水位が下がるにつれ、駆動用静水
圧差が増し、それに応じて排水流量が増す。簡単に述べ
ると、事故がひどくなるにつれて冷却材の供給量が増
す。

第３図に示したのは極端な例であることを認識された
い。原子炉内の水位はシュラウドタンクの底のレベル以
下に下がっているように例示してある。これは排水孔62
から出る流れを明示し得るからである。しかし、炉心を
覆うための冷却材の流れは炉内水位が第３図に示した水
位に達するはるか前から始まるということを重視された
い。

シュラウドタンク60内の冷却材は比較的低温であるか
ら、この流体は高温貯留冷却材と同じ程度に蒸気化する
ことはない。その結果、幾つかの重要な利点が得られ
る。第１に、減圧中に失われる原子炉冷却材の量が減
る。従って、より多くの残留冷却材を、LOCA中に炉心露
出を防ぐため、あるいは炉心露出の持続時間を最少にす
るために利用し得る。第２に、減圧がより急速に起こり
得る。なぜなら、全蒸気放出量が極めて少なくなるから
である。さらに、原子炉から放出される蒸気の量が減る
ので、減圧に係わる蒸気量とエネルギー量の処理に要す
る収容装置の設計要件も軽減し得る。

本発明を重力駆動冷却系と関連して用いる実施例では、
別の利点も得られる。残留冷却材の増加により、重力駆
動冷却系の水噴射発生前の炉心露出の可能性が極めて少
なくなる。さらに、原子炉圧力容器をより急速に減圧し
得るので、重力駆動冷却系は原子炉圧力容器に追加冷却
材をより早く補給し始めることができる。代替的に、炉
心に対するサプレッションプールの高さを減らすことが
でき、従って、収納高さを短縮するかまたはサプレッシ
ョンプールの寸法を減らし得る。また、貯留水が比較的
低温のため原子炉から放出される蒸気の量が減るので、
再使用される蒸気量とエネルギー量を処理するためのサ
プレッションプールの負担も軽減される。

第３図はLOCA中の本発明の作用を示す図解である。第３
図に示すように、原子炉圧力容器内の高圧貯留冷却材の
水位はシュラウドタンクの底部周囲に沿って配設された
オリフィスまたは孔の高さ以下に下がっている。その結
果、低温貯留水はシュラウドタンクから流出して原子炉
圧力容器の下降域に入る。

第２図と第３図に示した孔の使用と寸法は単に例示のた
めのものであり、実際には、全体的な設計要目によって
定められる。

シュラウドタンクを原子炉容器内に配置してLOCA中作用
させることにより、本発明は原子炉容器外の独立的な非
常用外部冷却材源の建設費と運用費を無くするかまたは
少なくとも最少にする。また、本発明は「受動的」であ
ること、すなわち、本発明はLOCA後いかなるスイッチ、
ポンプ、電源も動かすことなく作用することも理解され
よう。

代替実施例において、正常運転中冷却材をシュラウドタ
ンクに注入するために複数本考案の注入管を設け得る。

他の実施例では、管柱からシュラウドタンク内の冷却材
への熱伝達を防ぐために熱伝達遮断手段を設け得る。こ
のような熱伝達遮断手段は管柱の内部か外部に設けた絶
縁材の形態を取り得る。同様に、熱伝達遮断手段を炉心
シュラウドヘッドに設け得る。また、シュラウドタンク
自体を絶縁してもよい。望ましくない熱伝達を最少にす
る他の代替策として、シュラウドタンクと、管柱と、炉
心シュラウドヘッドまたは原子炉圧力容器の他の部分を
熱伝導率の比較的低い材料で構成し得る。

他の実施例では、複数のシュラウドタンクを利用し得
る。これらのシュラウドタンクは原子炉の垂直軸線を中
心として同心的に配置し得る。この実施例において、タ
ンクの高さは最も内側のシュラウドタンクが最も高く、
それから半径方向外方に配置するタンク毎に段々低くな
る。この構成の目的は、例えば、汽水分離器組立体から
放出される液体の横方向流出を容易にすることである。
この特定実施例では、従来の水位「クラウニング（crow
ning）問題を許容限界内に保ち得る。このような構成の
場合、排水孔の寸法と位置と個数は、設計要件に従い各
シュラウドタンクによりかなり異なり得る。

本発明における可動部品の使用は一般に望ましくない
が、他の実施例では、LOCA中に低温冷却水の流出を可能
にするため排水孔の代わりにまたはそれらに加えて弁装
置を用い得る。弁は、原子炉容器内の圧力が所定圧力以
下に下がるまでシュラウドタンクからの低温冷却水の流
出を防止する。所定圧力は、例えば、原子炉冷却水位が
シュラウドタンクの底近くの孔以下に下がった時に存在
する差圧である。

さらに、シュラウドタンクは原子炉容器外部の専用冷却
材ポンプおよび（または）復水源によって冷却材を供給
され得るが、シュラウドタンクに要する冷却材噴射速度
が低い場合、既存の給水入口を用い得る。

以上、本発明を前述の実施例と添付図面によって説明し
たが、本発明の範囲内で多様な改変が可能であることを
理解されたい。例えば、本発明の適用は、簡易沸騰水型
原子炉に限定されず、また自然冷却または自然循環式沸
騰水型原子炉にも限定されない。さらに、本発明は重力
駆動冷却系サプレッションプール以外の装置とともに用
い得る。

【図面の簡単な説明】第１図は原子炉と、本発明によるシュラウドタンクを用
いる戻り給水冷却材系統とを含む原子力発電装置の図、
第２図は本発明によって内部にシュラウドタンクを配置
した沸騰水型原子炉の詳細断面図、第３図はLOCA後の減
圧中にシュラウドタンクから低温冷却材が流出して原子
炉容器に入る状態を示す図である。 2,30:沸騰水型原子炉、28:下降域、33:炉心シュラウド
ヘッド、34:汽水分離器、36:炉心、37:管柱、38:原子炉
容器、51:復水ポンプ、52:給水ポンプ、60:シュラウド
タンク、62:排水孔、66:注入管。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】飽和水を貯留冷却材として内蔵する原子炉
容器と、この原子炉容器内の水を加熱して蒸気と水の２
相混合物を生ずる炉心と、前記２相混合物の前記水から
前記蒸気を分けそして分離した前記水を前記炉心に戻す
汽水分離器組立体と、前記２相混合物を前記炉心から前
記汽水分離器に導く複数の管柱とを有する沸騰水型原子
炉において、前記原子炉容器内で前記炉心上にシュラウ
ドタンクを配置し、このシュラウドタンクは前記管柱を
囲みかつ開頂部と閉底部を有し、前記シュラウドタンク
は、前記原子炉の正常運転中に前記シュラウドタンクに
低温冷却材を満たすために低温冷却材源に通じている冷
却材注入手段を有し、また前記シュラウドタンクは、冷
却材喪失事故中に前記炉心を冷却するために前記シュラ
ウドタンクから低温冷却材を送給する排出手段を有する
ようにした沸騰水型原子炉。
【請求項２】前記注入手段は少なくとも１本の注入管を
含む、請求項１記載の原子炉。
【請求項３】前記排出手段は前記シュラウドタンクの底
部周囲に沿って配設した複数の孔からなり、前記低温冷
却材は前記飽和水冷却材の水面が前記孔の下方に下がっ
た時前記シュラウドタンクから前記原子炉容器内に流出
する、請求項１記載の原子炉。
【請求項４】前記排出手段を前記タンクの側部に形成し
た請求項３記載の原子炉。
【請求項５】自然循環冷却系を有する請求項１記載の原
子炉。
【請求項６】重力駆動冷却系に連結した請求項１記載の
原子炉。
【請求項７】前記２相混合物による熱伝達を減らすため
に前記管柱を絶縁した請求項１記載の原子炉。
【請求項８】飽和水の前記シュラウドタンク内への侵入
を実質的に防止するような流量で注入する低温冷却材を
備えた請求項１記載の原子炉。
【請求項９】前記シュラウドタンクは前記低温冷却材に
よる熱吸収を減らすような熱的構造を有する、請求項１
記載の原子炉。
【請求項１０】前記管柱は前記炉心を炉心シュラウドヘ
ッドから出ており、前記シュラウドタンク底部は前記炉
心シュラウドヘッドに載置されかつ同ヘッドによって実
質的に閉ざされている、請求項１記載の原子炉。
【請求項１１】前記シュラウドタンク内に同心的に配置
した複数の他のシュラウドタンクをさらに含む請求項１
記載の原子炉。
【請求項１２】飽和水を貯留冷却材として内蔵する沸騰
水型原子炉容器と、水を加熱して蒸気と水の２相混合物
を生ずる前記原子炉容器内の炉心と、前記２相混合物の
前記水から前記蒸気を分けそして分離した前記水を前記
炉心に戻す汽水分離器と、前記２相混合物と前記炉心か
ら前記汽水分離器に導く複数の管柱と、前記炉心上に存
在しかつ前記管柱を囲むように前記原子炉容器内に配置
されそして開頂部と閉底部を有するシュラウドタンク
と、原子炉の外部から前記シュラウドタンクの内部に通
じている冷却材注入手段と、原子炉の正常運転中に前記
シュラウドタンクに低温冷却材を満たすために原子炉外
部にあって前記注入手段に通じている低温冷却材源と、
冷却材喪失事故中に前記炉心を冷却するために前記シュ
ラウドタンクから低温冷却材を送給するように前記シュ
ラウドタンクの底部近辺に設けた排出手段とを備える沸
騰水型原子炉。
【請求項１３】飽和水を冷却材として内蔵する原子炉容
器と、水を加熱して蒸気と水の２相混合物を生ずるため
に前記原子炉容器内に格納された炉心と、前記２相混合
物の前記水から前記蒸気を分けそして分離した水を前記
炉心に戻す汽水分離器と、前記２相混合物を前記炉心か
ら前記汽水分離器に導く複数の管柱とを有する沸騰水型
原子炉において前記炉心を冷却する方法であって、シュ
ラウドタンクを設ける段階と、前記原子炉容器内に前記
シュラウドタンクをそれが前記炉心上に存在しかつ前記
管柱を囲みそして開頂部と閉底部を有するように配置す
る段階と、前記原子炉の外部から前記シュラウドタンク
の内部に通じている冷却材注入手段を設ける段階と、低
温冷却材源を設ける段階と、前記低温冷却材を前記冷却
材注入手段に導く段階と、前記原子炉の正常運転中に前
記シュラウドタンクに低温冷却材を満たす段階と、冷却
材喪失事故中に前記炉心を冷却するために前記シュラウ
ドタンクから前記原子炉容器内に前記冷却材を導く段階
とからなる炉心冷却方法。
【請求項１４】前記炉心を冷却するために前記冷却材を
導く前記段階は、前記シュラウドタンクの底部周囲に沿
って配設した複数の孔から前記低温冷却材を放出するこ
とからなる、請求項13記載の方法。
【請求項１５】前記２相混合物による熱伝達を減らすた
めに前記管柱を絶縁する段階をさらに含む請求項13記載
の方法。
【請求項１６】前記給水冷却材は、飽和水の前記シュラ
ウドタンク内への侵入を実質的に防止するような流量で
前記シュラウドタンクを満たす、請求項13記載の方法。
【請求項１７】重力駆動冷却系を用いて冷却材喪失事故
中前記炉心を冷却する段階をさらに含む請求項13記載の
方法。
【請求項１８】給水を加熱して蒸気を生ずる沸騰水型原
子炉と、前記蒸気を受入れて発電しそして復水を戻すタ
ービン発電機と、前記復水を前記沸騰水型原子炉に導く
給水系とを備える原子力発電装置において、前記沸騰水
型原子炉は、飽和水を貯留冷却材として内蔵する原子炉
容器と、水を加熱して蒸気と水の２相混合物を生ずる前
記原子炉容器内の炉心と、前記２相混合物の前記水から
前記蒸気を分けそしてその分離した水を前記炉心に戻す
汽水分離器と、前記２相混合物を前記炉心から前記汽水
分離器に導く複数の管柱と、前記炉心上に存在しかつ前
記管柱を囲むように前記原子炉容器内に配置されそして
開頂部と閉底部を有するシュラウドタンクと、冷却材を
前記シュラウドタンク内に導く冷却材注入手段と、前記
原子炉の正常運動中に前記シュラウドタンクに低温冷却
材を満たすために前記注入手段に通じている低温冷却材
源と、冷却材喪失事故中に前記炉心を冷却するために前
記シュラウドタンクから低温冷却材を送給するように前
記シュラウドタンクの底部近辺に設けた排出手段とを備
えることを特徴とする原子力発電装置。
【請求項１９】前記低温冷却材源は前記シュラウドタン
クの底部と連通している、請求項18記載の発明。
【請求項２０】前記給水系を用いて前記低温冷却材を前
記注入手段に導く請求項18記載の発明。