JPH0820542B2 - 加圧水型原子炉 - Google Patents
加圧水型原子炉Info
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- JPH0820542B2 JPH0820542B2 JP1117603A JP11760389A JPH0820542B2 JP H0820542 B2 JPH0820542 B2 JP H0820542B2 JP 1117603 A JP1117603 A JP 1117603A JP 11760389 A JP11760389 A JP 11760389A JP H0820542 B2 JPH0820542 B2 JP H0820542B2
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- Japan
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- core
- container
- water
- conduit
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、一次冷却循環炉内の官の破損時に水の流出
を一時的に補償するように原子炉容器に外部溜め内に貯
蔵した非常用水の流れを送出す水噴射装置を持つ加圧水
型原子炉に関する。
を一時的に補償するように原子炉容器に外部溜め内に貯
蔵した非常用水の流れを送出す水噴射装置を持つ加圧水
型原子炉に関する。
〔従来の技術〕 このような噴射装置を設けた原子炉（FR−Ａ・1,597,
057）は以前から知られている。多くの従来の噴射装置
の欠点の１つは、外部溜め内に大気圧で貯蔵した常温の
非常用水の噴射によりこの水が高い運転温度の原子炉容
器に入ると熱衝撃を生ずることである。このことは炉心
の水平レベルに位置する容器のリングの部分にとくに有
害な影響を及ぼす。その理由は、この部分に受ける照射
のレベルが高いので、この部分の機械的特性の低下する
ことがあるからである。原子炉容器は、一次循環路が破
壊し非常噴射の生じたときに残留内圧に耐える必要があ
る。今日の原子炉では、容器壁からできるだけ離れた循
環路の１個所又は複数個所の場所で水を噴射して常温水
がその容器側壁に接触するのに先だつて循環路内になお
存在する高温水と混合するようにすることにより、問題
を解決する提案が行われている。
057）は以前から知られている。多くの従来の噴射装置
の欠点の１つは、外部溜め内に大気圧で貯蔵した常温の
非常用水の噴射によりこの水が高い運転温度の原子炉容
器に入ると熱衝撃を生ずることである。このことは炉心
の水平レベルに位置する容器のリングの部分にとくに有
害な影響を及ぼす。その理由は、この部分に受ける照射
のレベルが高いので、この部分の機械的特性の低下する
ことがあるからである。原子炉容器は、一次循環路が破
壊し非常噴射の生じたときに残留内圧に耐える必要があ
る。今日の原子炉では、容器壁からできるだけ離れた循
環路の１個所又は複数個所の場所で水を噴射して常温水
がその容器側壁に接触するのに先だつて循環路内になお
存在する高温水と混合するようにすることにより、問題
を解決する提案が行われている。
カバーにより閉じられ、冷却水流入流出ノズルを持
ち、非常用溜めから加圧水を噴射する少なくとも１本の
導管に連結した容器を備えた別の加圧水型原子炉がFR−
Ａ−2,314,919号明細書に提案されている。全部のノズ
ルのレベルと同じレベル又はその上方で容器にダクトが
開口している。この原子炉はさらに、容器からつり下げ
られ炉心支持板を持ち容器の側壁と共に環状の下向きの
水流れ通路を形成する内部構造を備えている。この流れ
通路は、流入ノズル又は各流入ノズルから炉心支持板の
下方に位置する分配空間に延びている。下向きの導管を
延長するダクトは内部構造の分割体（そらせ板及び型
類）内に位置させてある。
ち、非常用溜めから加圧水を噴射する少なくとも１本の
導管に連結した容器を備えた別の加圧水型原子炉がFR−
Ａ−2,314,919号明細書に提案されている。全部のノズ
ルのレベルと同じレベル又はその上方で容器にダクトが
開口している。この原子炉はさらに、容器からつり下げ
られ炉心支持板を持ち容器の側壁と共に環状の下向きの
水流れ通路を形成する内部構造を備えている。この流れ
通路は、流入ノズル又は各流入ノズルから炉心支持板の
下方に位置する分配空間に延びている。下向きの導管を
延長するダクトは内部構造の分割体（そらせ板及び型
類）内に位置させてある。
このような原子炉では導管の噴射機能は二次的であ
る。その主要な目的は、流出ノズルに連結した水再循環
路により送出される水を再導入することである。ダクト
はその機能を原子炉の正常運転中だけしか果さないか
ら、ダクトは事故の生じた場合に非常用噴射に利用でき
るという自然な考え方に基づいて、ダクトを非常用噴射
に使用する。しかしダクトは炉心支持板の上方に開口す
るから、水はその或る程度加熱される前に燃料集合体に
達し、燃料集合体を損傷しとくに燃料棒被覆の破損を招
く。
る。その主要な目的は、流出ノズルに連結した水再循環
路により送出される水を再導入することである。ダクト
はその機能を原子炉の正常運転中だけしか果さないか
ら、ダクトは事故の生じた場合に非常用噴射に利用でき
るという自然な考え方に基づいて、ダクトを非常用噴射
に使用する。しかしダクトは炉心支持板の上方に開口す
るから、水はその或る程度加熱される前に燃料集合体に
達し、燃料集合体を損傷しとくに燃料棒被覆の破損を招
く。
容器を貫通し非常用冷却水を噴射するだけに使われる
導管を持つ原子炉も又知られている。この冷却水の容器
への出口には、流入水の噴流を容器の底部に向かい差向
けるようにそらせ板を設けてある（FR−Ａ−2,286,478
号明細書）。この解決法では、容器の側部リングに対す
る熱衝撃の問題は解決しない。これに反して各そらせ板
が常温水の流れを容器に沿いその最も敏感な部分に向か
い直接差向けるから、問題が増すようになる。
導管を持つ原子炉も又知られている。この冷却水の容器
への出口には、流入水の噴流を容器の底部に向かい差向
けるようにそらせ板を設けてある（FR−Ａ−2,286,478
号明細書）。この解決法では、容器の側部リングに対す
る熱衝撃の問題は解決しない。これに反して各そらせ板
が常温水の流れを容器に沿いその最も敏感な部分に向か
い直接差向けるから、問題が増すようになる。
本発明の目的は、容器内に非常用冷却水を直接噴射し
従つて最高の効率を得ることができるが、これと同時に
炉心の水平レベルにおける容器の側部リングと燃料集合
体とのような敏感な部品に熱衝撃の生ずるのを防ぐ前記
したような原子炉を提供することにある。
従つて最高の効率を得ることができるが、これと同時に
炉心の水平レベルにおける容器の側部リングと燃料集合
体とのような敏感な部品に熱衝撃の生ずるのを防ぐ前記
したような原子炉を提供することにある。
このために、ダクトが少なくとも炉心と同じ水平レベ
ルで容器の側壁から熱的に隔離され、炉心支持板の下方
で噴射される冷却水の温度が多量の水との混合により急
速に上昇する分配空間内に開口するようにした原子炉を
提供するものである。
ルで容器の側壁から熱的に隔離され、炉心支持板の下方
で噴射される冷却水の温度が多量の水との混合により急
速に上昇する分配空間内に開口するようにした原子炉を
提供するものである。
特定の実施例では各ダクトは、内部構造に属するケー
シングに固定され、対応する導管の出口に対し実質的に
水密の状態で接触して衝合する端部シール手段を備えて
いる。１変型では、各ダクトは、これを保持する容器側
壁にこの側壁から或る距離を隔てて固定してある。
シングに固定され、対応する導管の出口に対し実質的に
水密の状態で接触して衝合する端部シール手段を備えて
いる。１変型では、各ダクトは、これを保持する容器側
壁にこの側壁から或る距離を隔てて固定してある。
実施例について図面を参照して説明すると、第１図に
線図的に示した加圧水型原子炉は大体普通の構造のもの
である。この原子炉は、カバー（12）により密封状態に
閉じた圧力容器（10）を備えている。容器（10）の肩部
には、本原子炉の内部構造に属するケーシング（14）の
フランジを当てがつている。炉心支持板（16）は、ケー
ニング（14）に固定され、容器（10）の底部と共に分配
空間（18）を仕切る。炉心（20）は、支持板（16）に支
えられ、高さｈにわたり並置した直立の燃料集合体から
形成してある。容器（10）には、本原子炉の冷却材及び
減速材を生成する加圧水用の流入ノズル（22）及び流出
ノズル（24）を設けてある。図示のようにこの原子炉に
は４個のノズルを設けてある。正常運転の際には加圧水
は、流入ノズル（22）に達し、容器（10）の側部リング
により又ケーシング（14）により仕切つた環状通路を経
て分配空間（18）に向かい流下し、炉心支持板（16）の
各穴を経て炉心（20）を通りプレナムに上向きに流れノ
ズル（24）を経て逃げる。この加圧水は第１図及び第２
図に矢印ｆにより示した径路に追従する。
線図的に示した加圧水型原子炉は大体普通の構造のもの
である。この原子炉は、カバー（12）により密封状態に
閉じた圧力容器（10）を備えている。容器（10）の肩部
には、本原子炉の内部構造に属するケーシング（14）の
フランジを当てがつている。炉心支持板（16）は、ケー
ニング（14）に固定され、容器（10）の底部と共に分配
空間（18）を仕切る。炉心（20）は、支持板（16）に支
えられ、高さｈにわたり並置した直立の燃料集合体から
形成してある。容器（10）には、本原子炉の冷却材及び
減速材を生成する加圧水用の流入ノズル（22）及び流出
ノズル（24）を設けてある。図示のようにこの原子炉に
は４個のノズルを設けてある。正常運転の際には加圧水
は、流入ノズル（22）に達し、容器（10）の側部リング
により又ケーシング（14）により仕切つた環状通路を経
て分配空間（18）に向かい流下し、炉心支持板（16）の
各穴を経て炉心（20）を通りプレナムに上向きに流れノ
ズル（24）を経て逃げる。この加圧水は第１図及び第２
図に矢印ｆにより示した径路に追従する。
本発明によればこの原子炉に、非常用冷却加圧水を噴
射する噴射手段を設けてある。この噴射手段は、多くの
普通の構造のうちの任意のものを持てばよい非常用設備
により送給される導管（26）と、導管（26）により送出
される水を受けてこれを炉心支持板（16）の下方の場所
に運ぶダクト（28）とを備えている。このような構造で
は一次冷却循環炉（LOCA）の破損時に噴射される常温水
は、この水が炉心支持板の各穴（図示してない）を通過
した後、その自然対流によつて通流する炉心を冷却する
のに先だつて、空間（18）内の残留高温水と混合する。
射する噴射手段を設けてある。この噴射手段は、多くの
普通の構造のうちの任意のものを持てばよい非常用設備
により送給される導管（26）と、導管（26）により送出
される水を受けてこれを炉心支持板（16）の下方の場所
に運ぶダクト（28）とを備えている。このような構造で
は一次冷却循環炉（LOCA）の破損時に噴射される常温水
は、この水が炉心支持板の各穴（図示してない）を通過
した後、その自然対流によつて通流する炉心を冷却する
のに先だつて、空間（18）内の残留高温水と混合する。
図示のように導管（26）の出口は各ノズル（22）、
（24）のレベルと同じ又はその上方のレベルになければ
ならない。各ダクト（28）の頂部部分の校正したオリフ
イス（43）により形成したサイホンブレーカーも又、各
ノズルのレベルと同じか又はその上方にして、非常用水
噴射循環路の管破断時に炉心（20）の膨満のおそれを増
大しないようにしなければならない。前記の非常用水噴
射循環路については、これが公知の構造のうちの任意の
ものたとえば前記した仏国特許第1,597,057号明細書に
記載している構造でよいから、説明を省くことにする。
第２図に示すように本原子炉は、それぞれ流入ノズル
（22）及び流出ノズル（24）の間の中間に位置させた２
個のダクト（28）、（28）を備れている。各ダクト（2
8）は、図示のようなだ円形横断面の代りに、円形、台
形又はその他の形状の横断面を備えてもよい。
（24）のレベルと同じ又はその上方のレベルになければ
ならない。各ダクト（28）の頂部部分の校正したオリフ
イス（43）により形成したサイホンブレーカーも又、各
ノズルのレベルと同じか又はその上方にして、非常用水
噴射循環路の管破断時に炉心（20）の膨満のおそれを増
大しないようにしなければならない。前記の非常用水噴
射循環路については、これが公知の構造のうちの任意の
ものたとえば前記した仏国特許第1,597,057号明細書に
記載している構造でよいから、説明を省くことにする。
第２図に示すように本原子炉は、それぞれ流入ノズル
（22）及び流出ノズル（24）の間の中間に位置させた２
個のダクト（28）、（28）を備れている。各ダクト（2
8）は、図示のようなだ円形横断面の代りに、円形、台
形又はその他の形状の横断面を備えてもよい。
各ダクト（28）は、正常運転中又は非常用水噴射中に
水流により生成する乱流によつて各ダクト（28）が引裂
かれ又は変形するのを防ぐのに十分なだけ短い間隔で炉
心ケーシング（14）に固定してある。各ダクト（28）を
炉心ケーシング（14）に固定してあるから、各ダクト
（28）は、下方内部構造と同時に取りはずされ、原子炉
の各運転サイクル間に必要な周期的検査のために容器の
前内面を自由に調べられるようにする。各ダクト（28）
と容器の壁との間には半径方向すきまを設けてある。ダ
クト（28）を容器から隔離するこのすきまは、常温水の
噴射により容器にその全長にわたり直接接触することに
基づいて通常生ずる熱衝撃に対して容器を保護する熱絶
縁クツシヨンを形成する。数cmの厚さを持つ中間温度の
水シート（又は故障の場合には最終的に水蒸気）による
絶縁は、容器を臨界高さｈを越えて保護するのに十分で
ある。
水流により生成する乱流によつて各ダクト（28）が引裂
かれ又は変形するのを防ぐのに十分なだけ短い間隔で炉
心ケーシング（14）に固定してある。各ダクト（28）を
炉心ケーシング（14）に固定してあるから、各ダクト
（28）は、下方内部構造と同時に取りはずされ、原子炉
の各運転サイクル間に必要な周期的検査のために容器の
前内面を自由に調べられるようにする。各ダクト（28）
と容器の壁との間には半径方向すきまを設けてある。ダ
クト（28）を容器から隔離するこのすきまは、常温水の
噴射により容器にその全長にわたり直接接触することに
基づいて通常生ずる熱衝撃に対して容器を保護する熱絶
縁クツシヨンを形成する。数cmの厚さを持つ中間温度の
水シート（又は故障の場合には最終的に水蒸気）による
絶縁は、容器を臨界高さｈを越えて保護するのに十分で
ある。
さらにダクト（28）自体は、このダクトが容器の鋼材
より低い熱伝導率を持つオーステナイトステンレス鋼か
ら一般に形成されるので、熱絶縁作用を生ずる。
より低い熱伝導率を持つオーステナイトステンレス鋼か
ら一般に形成されるので、熱絶縁作用を生ずる。
各導管（26）の出口と対応するダクト（28）との間の
連結は、流出ノズル（24）とケーシング（14）を貫いて
形成した水流出穴との間に実質的に水密の継手を形成す
るのに使うのと同様な手段により形成する。ケーシング
（14）には、送出しノズル（24）及び導管（26）に向き
合うスリーブ（30）を設けてある。この原子炉が常時の
ときは、スリーブ（30）及び容器（10）の間に半径方向
すきまが存在する。この原子炉がその運転温度に達する
と、容器を形成する金属とケーシングを形成する金属と
の間の熱膨張係数の差によりスリーブ（30）を接触状態
にする。密封は、製造公差によつて不完全である。しか
しすきまを経て逃げる噴射流れの部分は、つねに低い値
に留まり容器に低温衝撃を生ずるには不十分のままにな
つている。
連結は、流出ノズル（24）とケーシング（14）を貫いて
形成した水流出穴との間に実質的に水密の継手を形成す
るのに使うのと同様な手段により形成する。ケーシング
（14）には、送出しノズル（24）及び導管（26）に向き
合うスリーブ（30）を設けてある。この原子炉が常時の
ときは、スリーブ（30）及び容器（10）の間に半径方向
すきまが存在する。この原子炉がその運転温度に達する
と、容器を形成する金属とケーシングを形成する金属と
の間の熱膨張係数の差によりスリーブ（30）を接触状態
にする。密封は、製造公差によつて不完全である。しか
しすきまを経て逃げる噴射流れの部分は、つねに低い値
に留まり容器に低温衝撃を生ずるには不十分のままにな
つている。
第３図に示した本発明の変型では各ダクト（28a）
は、ケーシング（14）に固定するのではなくて、容器
（10）の側壁に固定してある。この構造は第１図及び第
２図に比べて一層漏れを減らすことのできる利点があ
る。ダクト（28）に固定した継手（32）は導管（20）を
受入れる管（24）内にはめることによつて密封すること
ができる。容器の熱勾配を制限するように熱保護スリー
ブ（36）を設けてある。第１図及び第２図に示した実施
例にも同様なスリーブを設けてもよい。
は、ケーシング（14）に固定するのではなくて、容器
（10）の側壁に固定してある。この構造は第１図及び第
２図に比べて一層漏れを減らすことのできる利点があ
る。ダクト（28）に固定した継手（32）は導管（20）を
受入れる管（24）内にはめることによつて密封すること
ができる。容器の熱勾配を制限するように熱保護スリー
ブ（36）を設けてある。第１図及び第２図に示した実施
例にも同様なスリーブを設けてもよい。
各ダクト（28a）を容器（10）の壁から高さｈにわた
り熱的に絶縁するように、この区域の外側にできるだけ
多数の支持体（38）を位置させる。各支持体（38）と容
器との間の接触面積の値はできるだけ小さくするが、又
各支持体（38）とこれ等の支持体を囲む流体（水又は水
蒸気）との間の接触面積はできるだけ広くする。容器の
十分な検査ができるようにするには、遠隔の場所で取り
はずしのできる部材により各支持体を容器に固定するの
がよい。
り熱的に絶縁するように、この区域の外側にできるだけ
多数の支持体（38）を位置させる。各支持体（38）と容
器との間の接触面積の値はできるだけ小さくするが、又
各支持体（38）とこれ等の支持体を囲む流体（水又は水
蒸気）との間の接触面積はできるだけ広くする。容器の
十分な検査ができるようにするには、遠隔の場所で取り
はずしのできる部材により各支持体を容器に固定するの
がよい。
若干の原子炉では炉心に最も近い容器部分を「熱スク
リーン」と呼ばれる中性子吸収スクリーンによる保護す
る必要がある。第５図はたとえば、炉心の形状が多角形
なので容器（10）の４個所の領域が中性子流に著しく露
出する原子炉を示す。これ等の４個所の領域では、一般
に鋼板から形成した熱スクリーン（40）を炉心から正確
には分割壁（図示してない）により隔離した炉心ケーシ
ング（14）に当てがつてある。
リーン」と呼ばれる中性子吸収スクリーンによる保護す
る必要がある。第５図はたとえば、炉心の形状が多角形
なので容器（10）の４個所の領域が中性子流に著しく露
出する原子炉を示す。これ等の４個所の領域では、一般
に鋼板から形成した熱スクリーン（40）を炉心から正確
には分割壁（図示してない）により隔離した炉心ケーシ
ング（14）に当てがつてある。
このような原子炉では非常用水噴射ダクト（28）は若
干の熱スクリーン（40）と一体である。そのために１つ
又は複数の熱スクリーン（40）の形状は、各スクリーン
（40）及びケーシング（14）の間に水噴射空間（42）を
形成するように局部的に変えてある。このために各スク
リーン（40）はその角度方向の展開の少なくとも一部分
にわたり上下に延長してある。第４図に示すように各ス
クリーンは、これ等が単に噴射ダクト（28）を形成する
場合には、これ等のスクリーンが又中性子保護機能も又
果す場合よりも高さｈにわたり厚さを一層薄くしてあ
る。
干の熱スクリーン（40）と一体である。そのために１つ
又は複数の熱スクリーン（40）の形状は、各スクリーン
（40）及びケーシング（14）の間に水噴射空間（42）を
形成するように局部的に変えてある。このために各スク
リーン（40）はその角度方向の展開の少なくとも一部分
にわたり上下に延長してある。第４図に示すように各ス
クリーンは、これ等が単に噴射ダクト（28）を形成する
場合には、これ等のスクリーンが又中性子保護機能も又
果す場合よりも高さｈにわたり厚さを一層薄くしてあ
る。
本発明ではなお多数の他の構造に構成することもでき
る。熱スクリーンを必要としないときにも各ダクトは、
先広がりの各脚を持つＵ字形に又は第４図及び第５図に
示すようにΩの形状に折曲げた金属シートにより形成し
てもよい。各ダクトの下部部分は、噴射された常温水を
分散させる形状たとえば魚の尾の形状を備えてもよい。
る。熱スクリーンを必要としないときにも各ダクトは、
先広がりの各脚を持つＵ字形に又は第４図及び第５図に
示すようにΩの形状に折曲げた金属シートにより形成し
てもよい。各ダクトの下部部分は、噴射された常温水を
分散させる形状たとえば魚の尾の形状を備えてもよい。
以上本発明をその実施例について詳細に説明したが本
発明はなおその精神を逸脱しないで種種の変化変型を行
うことができるのはもちろんである。
発明はなおその精神を逸脱しないで種種の変化変型を行
うことができるのはもちろんである。
第１図は本発明による加圧水型原子炉の第１の実施例を
示す後述第２図のＩ−Ｉ線に沿う縮小断面図、第２図は
第１図のII−II線に沿う拡大断面図である。第３図は本
原子炉の１変型の噴射導管及び対応するダクトを示す軸
断面図、第４図は本原子炉の別の変型を示す後述第５図
のIV−IV線に沿う拡大断面図、第５図は第４図の原子炉
の各管のレベルにおける縮小水平断面図である。 10……容器、16……支持板、18……分配空間、20……炉
心、22……流入ノズル、24……流出ノズル、26……導
管、28……ダクト
示す後述第２図のＩ−Ｉ線に沿う縮小断面図、第２図は
第１図のII−II線に沿う拡大断面図である。第３図は本
原子炉の１変型の噴射導管及び対応するダクトを示す軸
断面図、第４図は本原子炉の別の変型を示す後述第５図
のIV−IV線に沿う拡大断面図、第５図は第４図の原子炉
の各管のレベルにおける縮小水平断面図である。 10……容器、16……支持板、18……分配空間、20……炉
心、22……流入ノズル、24……流出ノズル、26……導
管、28……ダクト
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭56−76098（ＪＰ，Ａ) 特開 昭52−101393（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】カバーにより閉じられ、冷却水の流入ノズ
ル及び流出ノズルを持つ容器と、 前記各ノズルのレベルと同じレベル又はその上方におい
て前記容器内に開口し、非常用溜めから来る加圧水を噴
射する少なくとも１本の導管と、 前記容器からつり下げられ、原子炉の炉心を支える支持
板を持ち、前記容器の側壁と共に前記流入ノズルから前
記炉心の支持板の下方の分配空間までの環状の下向き水
流通路を形成する内部構造と、 前記導管を下向きに延長し、前記容器の側壁から少なく
とも前記炉心の高さにわたつて熱的に絶縁され、前記炉
心の支持板の下方の前記分配空間内に開口するダクトと を包含する加圧水型原子炉。 - 【請求項２】前記ダクトを、前記内部構造に属するケー
シングに固定し、前記ダクトに、前記導管の出口に接触
連結する実質的に水密の端部手段を設けた請求項１記載
の原子炉。 - 【請求項３】前記ダクトを、前記容器の側壁から或る距
離を隔てて前記ダクトを保持する保持手段により、前記
側壁に固定し、前記ダクトに、前記導管の流入ノズルに
係合させられた連結区分を設けた請求項１記載の原子
炉。
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