JPS61167896A - 原子力発電プラント - 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】 ｉ匪曵１１ 本発明は、−次エネルギ源が原子炉である発電プラント
に関するものである。本発明は、特に、−次側の管を流
れる原子炉冷却材と前記管を囲む外側の二次側の胴部に
おける水との間の熱交換により蒸気が生成される蒸気発
生器を含むプラントと関連を有する。冷却材は、典型的
には約１４０Ｋｇ／ｃｍ’　　（２，０００ｐｓｉ）の
高い圧力にある。胴部内の水および生成された蒸気中の
湿分は更に実質的に低い圧力にある。典型的には、冷却
材は前記胴部内の水と熱交換関係にある多数のＵ字形の
管内を循環させられる。

このような原子力発電プラントの運転においては、一本
以上の管が破裂することが時々ある。この破裂は、管に
穴がおいて生じるか、あるいは管が完全に破断すること
もある。管の完全な破断は、「両端破裂」と称される。

両端破裂は、これが原子力発電プラントの設計において
考慮されねばならない要因の１つであるため、設計基準
の管破裂と呼ばれる。どんな破裂の場合であっても、放
射性を有する冷却材は冷却材系における圧力下で胴部内
の水中に噴射される。

緊急給水および破裂した管の両端部から胴部への冷却材
の流入の故に蒸気発生器の胴部が急速に水で充満状態と
なるため、両端破裂の結果重大な緊急事態を生じること
になる。管における穴の発生の場合は、両端破裂の場合
とは異なって緊急度はそれ程重大ではなく、蒸気発生器
の胴部は、両端破裂の場合程急速に充満状態にはならな
い。しかし、この場合には穴の発生した管内の高圧によ
り胴部内の液体に対して冷却材が噴出し、ある場合には
溢水状態を防止する措置が取られねばならない。確立さ
れた設計上の配慮は、一本以上の管の両端破裂を想定し
ている。緊急の程度は、多くの両端破裂の発生に従って
必然的に増大する。

蒸気発生器の胴部から流出する液体の放射能が監視され
ている。放射能の実質的な増加が認められると、プラン
トのオペレータは破裂の可能性を判断する。放射能の増
加に応じて、オペレータは蒸気発生器内の二次液体のレ
ベルの上昇を検査して、どの蒸気発生器が故障したかを
表示するある蒸気発生器における急速な増加があるかど
うかを決定する。急速な増加を示すどの蒸気発生器に対
しても補助的な給水流が直ちに停止されるが、破裂が生
じた管（単数または複数）を介する二次側の胴部への給
水が問題を提起する。従来技術の教訓によれば、蒸気発
生器の冷却材即ち一次側は、破裂の発生と同時に、蒸気
発生器の胴部側即ち二次側の弁からの蒸気の放出および
原子炉のドリッピング（ｔｒｉｐｐｉｎｇ）操作によっ
て冷却される。更に、冷却材は、その圧力が二次側の液
体の圧力より低くなるように減圧される。オペレータが
このような時間のかかる過程の完了を待つ間、冷却材は
蒸気発生器の胴部側に注入される。破裂部から流出する
冷却材は、これもまた蒸気発生器の胴部側への冷却材の
噴出が遅滞なく継続するように炉心の過熱を防ぐため破
裂の発生と同時に付勢される安全注入系によって炉心内
に再充填される。

ＲＣ 対す泌柑云の指針は、このような事象の発生の衝撃およ
び考えられるパニックに打克って、何事が起ったかまた
どんな行動をとるかを検討する時間を運転要員に与える
ために、条件ＩＶの事象の発生後最初の３０秒間は一切
の操作を要求しないことを推奨している。しかし、研究
の結果、従来技術の慣例の下に、オペレータは両端破裂
の発生後１０分以内に行動を開始しなければならない。

遅れをとると、蒸気発生器の溢水状態および蒸気発生器
により供給される蒸気管路の溢流状態を招く結果となる
。蒸気管路の溢流は蒸気管路の構造的な健全性を脅かす
詐りでなく、二次安全施設および動力で作動する逃し弁
に結果として流れる水流がこれらの弁が弁座に戻ること
を阻止して米連邦法１００号の第１Ｏ項に規定された限
度を越える放射能の周囲への拡散を招くおそれがある。

本発明の目的は、従来技術の欠点部よび短所を克服して
、冷却材を導く管（単数または複数）に破裂が発生した
時に原子炉の蒸気発生器が溢水状態となること、”なら
びに蒸気発生器により供給される蒸気管路が溢流状態に
なることを有効に阻止する原子力発電プラントを提供す
ることにある。

また本発明の別の目的は、管に破裂が発生した時に上述
したように原子力発電プラントを運転する方法の提供に
ある。

免肌五１１ 本発明によれば、−次側の管の破裂の発生時の原子力発
電プラントの蒸気発生器−の溢水状態および蒸気管路の
溢流状態は、蒸気発生器の胴部側におけるレベルを監視
し、溢流レベルより充分に低いある予め定めたレベルに
達すると、加圧器調圧タンクに対して蒸気発生器の胴部
内の液体を放出することによって防止される。胴部側に
おける水が予め定めたレベルに達すると警報が鳴る。オ
ペレータは、他の更に高い安全レベルに達する迄は加圧
器の調圧タンクに対する放出を開始しない。

この比較的高いレベルには、放射能の増加により示され
る破裂の約３０秒後または他の規定された時間後に達す
る。前記の放出が蒸気発生器の溢水状態を有効に阻止し
、また規定時間中運転要員が一切の行動を取らないでも
済むようにする。

この放出操作は、原子力発電プラントの各蒸気発生器の
胴部側に対し適当な高さに接続されたノズルおよび排水
管路を介して行なわれる。排水管路は、並列に結合され
た２つの分岐管路の各々に直列の状態にある典型的には
４つの電動弁、１つの常開弁および１つの常閉弁を含む
弁装置を介して、加圧器調圧タンクに対して結合されて
いる。

このような弁装置は、系の運転の開始および終了の双方
に対する単一故障の保護措置を講じるものである。加圧
器の調圧タンクは、周期的な系の流動試験のための収集
地点を提供する。このタンクは管の破裂に続いて起る溢
水の全量を格納するようにする。この流動試験は、弁が
適正に作動することを確認するため周期的に行なわれる
。蒸気発生器の管の破裂に続くこの溢水の放出分は、最
終的には加圧器の調圧タンクから出てタンクの破裂ディ
スクを経て格納サンプに流入することになる。

蒸気発生器の管破裂（ＳＧＴＲ）の後、オペレータは手
操作により２つの常閉弁の一方を操作することにより蒸
気発生器溢水系を始動する。

最適の始動レベルは、典型的な蒸気発生器における管板
上面の上方約１，３６７ｃｍ　　（５３８インチ）に設
定されるのが典型的な水の上限レベルの上方約１２７ｃ
ｍ　　（５０インチ）である。この始動レベルは、オペ
レータの行動が要求される前の設計基準の管破裂を前提
としてオペレータに約３０分の余裕を与える。始動後、
オペレータは）１１水準設定点の上方のレベルを維持す
るため蒸気発生器の溢水系の流量を手動制御する。この
弁はまた、蒸気発生器の水準がＨ１１水準設定まで降下
することをオペレータが不注意から許した場合でも、自
動的に閉鎖するように連動されている。この連動が蒸気
発生器の溢水系のノズルを介する蒸気の解放を阻止し、
またこれにより故障した蒸気発生器の制御不能な圧力降
下を防止するのである。

蒸気発生器の溢水系の手動操作を可能にするため、２つ
の別の蒸気発生器レベル・チャネルが推奨される。これ
らのレベル・チャネルは、既設の狭い範囲のチャネル（
即ち、典型的には管板上方約１．４：１８ｃ＋ａ　（５
６６インチ））の頂部から管板の頂部上方的１，６５１
ｃ■（６５０インチ）のレベルまてのレベル表示をオペ
レータに提示する。

蒸気発生器の溢水系が許容する典型的な大きさである最
大流量は、約８４ｋｇ／ｃｍ’　　（１２，Ｏｎ　ｐｓ
ｉ）の蒸気発生器の圧力における飽和液体で約６ａｋｇ
／秒（１５０１ｂ／秒）である。この最大流量（制御弁
全開状態）は、３本の蒸気発生器の管の故障の結果−次
側の溢流流量を二次側の均衡流量に整合させることにな
り、また単一の管の設計基準の事故を上回る安全余裕度
を提供することになる。別の配慮は、溢水系が通常の運
転中に操作されかつ蒸気を解放することを面提として、
約６８ｋｇ／秒（１５０１ｂ／秒）の容量が僅かに約７
．６ｃｍ＋　（３インチ）の蒸気発生器のノズルを必要
とするに過ぎず、またこの大きさのノズルがプラントの
温度降下量を約３８℃（１００下）７時より小さく制限
することである。

本発明による蒸気発生器の溢水系は下記の如き利点を有
する。即ち、 １、蒸気発生器の胴部側の溢水状態および蒸気管路の溢
流状態を防止する独特の手段が提供される。

２、本溢水系は、蒸気発生器の溢水状態および蒸気管路
の溢流状態が阻止されるため、管の破裂後オペレータの
行動が要求される前に比較的長い期間が許容される。本
溢水系は、ある設計基準の管の破裂に対しオペレータの
行動の遅れ時間を１０分から少なくとも３０分まで延長
させる。これは、オペレータの安全等級の行動に関する
最近の全案および政府の指針を満たすものである。

３、本溢水系は、ＮＲＣが指導する設計基準の管の破裂
、単一管の故障を越える安全要因を提供する。実際に、
本溢水系は両端破裂を有する最大３本までの管の多重故
障からの回復を容易にすることができる。本溢水系はま
た、破裂箇所の水流が最終的には必要に応じて安全注入
ポンプにより比較的長期の使用が可能な格納サンプに対
して送られるため、安全注入水（即ち、燃料交換時の供
給水）を保有する。本溢水系がなければ、破裂時の水流
は７０次安全弁および逃し弁を介して失われるおそれが
ある。

４、本溢水系は、周囲に対して放射能を放出することな
く故障した蒸気発生器を長期に減圧状態にする手段を提
供する。一旦初期のプラントの修復が完了したら、次の
ステップはプラントを低温の運転停止状態に置くことで
ある。低温の運転停止状態にするためには、故障した蒸
気発生器の圧力を下げねばならず、またもし外部の給電
が止る場合には、このことは常圧の電動弁を介して周囲
に放射能を帯びた蒸気が逃げることを意味する。しかし
、本発明は、故障した蒸気発生器のこのような圧力低下
を実施することにより、長期の周囲への放射能の漏洩を
排除するため用いることができる。

５、蒸気発生器の溢水系のコストの大きな部分が、各蒸
気管路に通常供給される２つの常圧電動逃し弁（ＰＯＲ
Ｖ）の一方を取除くことにより相殺可能である。２つの
弁は安全基準の低温の運転停止のため冗長性を提供する
ため各蒸気管路に設けられるが、本発明は所要の冗長性
を提供することにより一方のＰＯＲＶおよびその関連す
る閉塞弁を各蒸気管路から除去する上で役立つ。

本発明の他の目的および利点と共に、本発明をその構成
およびその運転方法に関して更に理解するため、図面に
関して以下の記述を照合されたい。

゛な　　の 図面に示された原子力発電プラントは、複数の蒸気発生
器１３．１５と熱交換関係にある原子炉１１を含む電力
供給装置である。各々がポンプ１８．２０を含む一次側
ループ１７．１９はそれぞれ、原子炉１１および蒸気発
生器１３．１５の各々を熱的に結合する。

典型的には約１４０にｇ７ｃｍ’　　（２，０００ｐｓ
ｉ）に加圧された水である冷却材は、原子炉１１の炉心
部（図示せず）および蒸気発生器１３．１５の各々を流
通する。炉心から各−次側ループ１７．１９により得ら
れる熱は、各蒸気発生器１３．１５内の水を蒸発させる
。＝゛１次側ループ２１．２３はそれぞれ各蒸気発生器
１３．１５と関連している。

本発明は特に蒸気で駆動される装置に適合するものであ
るが、本願における「水」および「蒸気」の表現は本発
明を限定する意図はない。本発明が水以外の流体により
駆動される発電機に適合し得る程度において、このよう
な用途は本発明の意図された範囲内にあり、便宜上用い
られる本文および特許請求の範囲における用語「水」お
よび「蒸気」の使用はこのような他の流体をその範囲内
に含めるように意図されるものである。

図面に示されるプラントはまた、タービン２５と、この
タービン２５によって駆゛動される発電機２７を含んで
いる。各二次側ループ２１．２３は、タービン２５を駆
動するため各蒸気発生器１３．１５から蒸気を供給する
ための第１の分岐管路２９と、タービン２５から対応す
る蒸気発生器１３、Ｉ５に対し供給水を供給するための
二次側分岐給水管路３１とを有する。給水管路３１と共
通しているのはタービン２５からの流体を凝縮するため
の復水器゛３３と、復水ポンプ３５と、複数の加熱器３
７である。各給水管路３１もまた、給水ポンプ３９と、
加熱器４１と、弁装置４３とを有する。弁装置４３につ
いては、本発明の理解を助けとなる程度に参考のため本
文に引用される米国特許第４，４２４，１８８号明細書
に更に詳細に記載されている。

原子炉１１は、この原子炉の出力に従って中性子束から
信号を得るための従来周知のセンサ５１を含んでいる。

各蒸気発生器１３．１５は、これら蒸気発生器における
二次側の水レベルに従って信号を取得するためのセンサ
５３．５５を含む。また、給水管路３１からの給水の流
量を測定する信号を取得するセンサ５６．５８と、典型
的には蒸気管路６４．６６からの蒸気流量を測定する信
号を取得するセンサ６０．６２と、典型的には蒸気ヘッ
ダ７２から蒸気の圧力の測定数値を取得するセンサ６Ｂ
、７０がある。センサ５１、５３および５５．５６およ
び５８．６０および６２、ならびに６８都よび７０から
の信号は、各弁制御装置５７．５９に対して与えられる
。弁制御装置５７．５９は、各給水管路３１における弁
を制御する。これらの弁制御装置の目的および機能につ
いては、前記特許に詳細に記載されている。これらの弁
制御装置は本発明とは側面的に関連しているに過ぎない
。

各蒸気発生器１３．１５（第２図および第３図）は、人
口ブレナム１０３および出口プレナム１０５を底部に備
えた容器即ち胴部（蒸発装置）　１０１を含んでいる。

これらのプレナム　１０３．１０５は壁１０６により分
割されている。ループ１７または１９の高温域１０７は
入口ブレナム１０３と結合され、各ループの低温域１０
９は出口プレナム１０５に対して結合されている。原子
炉１１からの冷却材は、前記高温域を経てプレナム１０
３へ導かれ、またプレナム１０５から低温域１０９を介
して原子炉１１へ戻される。人口ブレナム１０３．１０
５は、管束１１２の複数のＵ字形管（チャネル）１１１
が跨がりかつこれと連通状態にある。管束１１２は、前
記管の端部がその内部に封止された管板１１４を含んで
いる。この管板１１４は、容器１０１の両側にわたって
延在し、その周部に沿って容器の内表面に対して圧力が
漏れない状態に封止されている。管板１１４の上面は、
第３図に示されたレベルがこれから測定される基準とな
っている。プレナム１０３．１０５は０字形管１１１に
より相互に連結されている。管１１１は、胴部１０１を
流れるように冷却材を導いて熱を給水１１３に対して伝
達し、タービン２５を駆動するための蒸気を発生する。

本発明の目的は、１本もしくはいく本かの管１１１が破
裂した時、特に１本以上の管Ｉｌｌが破断されて放射能
を帯びた冷却材が給水１１３に対して噴射される場、合
に生じる緊急事態に対してオペレータが有効に対処する
ことを可能にすることである。

各蒸気発生器１３．１５は、底部において入口プレナム
１０３と出口プレナム＋０５を備えた容器１０１を含ん
でいる。プレナム１０３．１０５は壁１０６によって分
割されている。ループ１７または１８の高温域１０７は
人口ブレナム１０３と結合され、このループの低温域１
０９は出口ブレナム１０５に対して結合されている。プ
レナム１０３　、１０５は冷却材を蒸気発生器内に導い
てタービン２５の駆動のための蒸気を生じるため給水１
１３に対して熱を伝達する多数の０字形管１１１　　（
または直線状の管）によって相互に連結されている。給
水１１３は、給水管路３１を経て蒸気発生ｒｆｔ１３．
１５に対して供給される。

また、蒸気発生器１３．１５は、蒸気が発生する領域１
１９からの給水が流入する環状の領域１１７を分割する
ラッパー１１５（第２図）を含んでいる。領域１１７は
環状降下領域と呼ばれ、領域１１９は沸騰領域と呼ばれ
る。沸騰領域１１９および環状降下領域１１７における
条件に従って、給水１１３は矢印１２０　、１２１およ
び１２３により示されるようにＵ字形管Ｉ１１の開口底
部を経て、また蒸気分離装置１２４からこれらの領域間
で前後に流動する。プレナム１０３．１０５および管束
１１２を含む蒸気発生器の部分は、しばしば蒸気発生器
の「冷却材側」または「−次側」と呼ばれ、給水１１３
と蒸気を保有する蒸気発生器の部分は、しばしば「胴部
側」または「二次側」と呼ばれる。蒸気発生器の胴部側
は水と蒸気を保有する。この混合物は、時には「流体」
と呼ぶ。

また図面に示されるプラントは加圧器１３１を有する。

この加圧器１３１は、冷却材の圧力を所要の大きさに維
持するためループ１７．１９に対して結合されている。

加圧器１３１は、弁装置１３３を介して加圧器調圧タン
クないしは加圧器逃しタンク！３５に対して結合され、
加圧器１３１内の圧力が予め定めた大きさを越える時、
水は弁装置１３３を介して調圧タンク１３５内に排出さ
れる。圧力センサＰもこの加圧器１３１に結合されてい
る。加圧器内の圧力が実質的に降下すると、自動的な原
子炉のトリップおよび安全注入が可能にされる。即ち、
原子炉１１は、炉心内へ制御装置を挿入すること、およ
び冷却材に対してシムを追加することによって停止され
、炉心ならびに冷却材の一次側ルーブ１７および１９へ
の水の注水が炉心の過熱を防止するため可能にされる。

また、圧力の低下もプラントの表示パネル（図示せず）
上に表示される。復水器３３が抜気される時この復水器
から出る空気の放射能もセンサＲによって監視される。

放射能の大きさは表示パネル上に表示される。蒸気発生
３１３．１５の各々の胴部側は、本発明によれば、ノズ
ル１３７および弁装ｆｆ　Ｉ　３９を介して加圧器の調
圧タンク１３５に対して結合されている。

ブｒ装置１３９は少なくとも４つの弁＋４１．１４３．
１４５　、１４７　　（第３図）を有する。弁１４１と
１４５は常開弁であり、弁１４３および＋４７は常閉弁
（常閉弁装置）である。弁１４１および１４３は１つの
分岐管路において直列に結合され、□弁１４５および１
４７はこの１つの分岐管路に対して並列の第２の分岐管
路に直列に結合されている。弁１４１　、１４３、＋４
５　、＋４７の各々は別個のモータＭによって作動する
ことができる。モータＭを作動させるため２つの動力系
統１４９　、１５１が設けられている。動力系統１４９
はＡで示され、動力系統１５１ｒｉｉＢで示される。弁
１４＋　、１４７は動力系統１４９により作動させられ
、弁１４３　、１４５は動力系統＋５１によって作動さ
せられる。弁１４１　、１４：ｌ　、　１４５．１４７
のこのような接続は、もし一方の動力系統が故障するな
らば他方の動力系統が蒸気発生器の胴部側と加圧器調圧
タンク間の弁を閉鎖または開口させるため使用できるこ
とを保証する。例えば、弁装置１３９が開路される時動
力系統Ａが付勢されるとしよう。従って動力系統Ｂは弁
１４３を開口するように作用する。次に弁１４３が開か
れた後弁装置＋３９を再び閉じることが必要となるが、
動力系統Ａが作動中に動力系統Ｂが故障したとしよう。

このため、動力系統Ａは弁１４１を閉じるように作用す
る。反対に動力系統Ｂが故障するならば、動力系統Ａは
弁１４７を開くように作用し、もし弁１４７が開かれた
後に動力系統Ａが故障するならば、動力系統Ｂが弁１４
５を閉じるように作用することになる。、原子力発電プ
ラントを管理する規則では、動力系統ＡとＢの双方が同
時に故障することは想定していない。

弁装置１３９は手動で操作可能である。オペレータはこ
の弁装置における開度を変化させることにより弁装置を
流れる流量によって蒸気発生器１３．１５内の液体のレ
ベルを制御することができる。

各センサ５３．５５は２つのレベルの範囲（第３図）に
おけるサブセンサＬ１、Ｌｌを含む。ＬｌおよびＬｌは
、予め定めたレベル、典型的には第３図に示されるよう
に管板の上方約１，１１３ｃｍ（４３８インチ）より高
い蒸気発生器１３．１５における液体のレベルを検出す
る。即ち、Ｌｌは、頂部と胴部間の溶接線の高さ、典型
的には管板１１４よりも約１，６５１ｃｍ　（８５０イ
ンチ）上方の高さまでの蒸気発生器１３．１５における
液体のレベルを検出してこれを表示する。このように、
サブセンサＬ１は弁装置１３９が開路されるべきレベル
を検出する。サブセンサＬ２は、管板１１４上方の予め
定めたレベルと第３図に示される管板の上方約１，４３
８ｃｍ　（５６６インチ）の中間レベルとの間の液体の
レベルを検出する。サブセンサＬ２は、蒸気発生器１３
．１５における液体のレベルに応答して制御および運転
停止を行なう目的のため原子力発電プラント内に含まれ
る通常のセンサである。精度を期すため、このサブセン
サの範囲はこれが弁装置１３９が開かれるべきレベルの
下方のあるレベル、典型的には約１．４３８ｃ■（５６
６インチ）までのレベルしか検出できないように限定さ
れている。上記の如く、サブセンサＬ１は、弁装置ｌ′
３９が開かれるべき典型的には約１，４９４ｃｍ（５８
８インチ）のレベルに達したことを検出してこれを表示
する。サブセンサＬ２は、連動装置１５３を介して動力
系統１４９および１５１と結合されている。もし緊急事
態にある開鎖操作の結果蒸気発生器１３．１５内の液体
のレベルが蒸気がノズル１３７を流過する高さまで低下
するならば、この連動装置１５３は弁装置１３９を再び
閉鎖するよう作動する。サブセンサＬ１およびＬｌによ
って測定されるレベルもまた表示装置１５５．１５７に
対して伝達される。

１本以上の管１１１における破裂の発生と同時に、冷却
材は蒸気発生器１３．１５の一方における給水１１３に
対して注入される。放射能センサＲは増加した放射能の
表示を伝達して、破裂が発生したかも知れないことをオ
ペレータに警告する。加圧器１３１内の圧力が低下し、
原子炉がトリップし、安全注入が可能にされる。オペレ
ータは、いくつかの蒸気発生器１３．１５のサブセンサ
Ｌ１のレベル表２ｊｉに注意を向ける。故障のある蒸気
発生器は、その胴部内の液体のレベルが予め定めたある
高さ、典型的には例えば管板の上方約１，２７５ｃｍ（
５０２インチ）の「通常のレベル」の上方における約１
，１６７ｃｉ＋　（５３８インチ）に達する時識別され
る。この時、欠陥のある蒸気発生器に対して警報が鳴る
。オペレータはこの時、弁装置１３１ｉを開く用意をす
る。この弁装置は、欠陥のある蒸気発生器１３．１５に
おける液体のレベルがある予め定めた高さ、典型的には
約１，４９４ｃ■（５８８インチ）に達する時に開かれ
る。この高さには、−次側管の破裂後約３０分、もしく
は他の規定された間隔で達する。オペレータはこの時弁
装置を開いて、胴部内の液体のレベルを制御するように
流出量を制御する。もし制御が失われて蒸気がノズル１
３７から注入されるおそれがある高さまでレベルが降下
するならば、連動装置１５３が作動し、弁装置！３９が
閉鎖される。水が加圧器の調圧タンク１３５内に流入す
ると、該タンク内の圧力が上昇して、破裂ディスク１５
７が開かれて水をタンク１３５から格納サンプ１６１内
に放出する。原子力発電プラントは最後には完全に運転
停止され、その結果是正措置を取ることができる。

本発明の望ましい実施態様について本文に開示したが、
その変更は可能である０本発明は、従来技術の主旨に照
して必要とされる範囲を除いてこれに限定されるもので
はない。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の方法の実施に役立つ本発明による原子
力発電プラントを示す概略図、第２図は第１図に示され
る装置に含まれる蒸気発生器を示す主要部分の縦断面図
、および第３図は本発明の実施において蒸気発生器の胴
部側から液体を排出するよう作用する第１図に示した装
置の一部の拡大概略図である。第３図は蒸気発生器内の
冷却液の典型的なレベルを示している。これらのレベル
は、本発明の理解に際して当業者を助ける目的のため示
すもので、本発明の範囲を如何ようにも限定する意図は
ない。 １１−一原子炉　　　　　　１３．１５・−蒸気発生器
１０１−・・胴部（蒸発装置） ｔｔｔ−ｕ字形の管（チャネル） １：１１−・・加圧器。 １３５−・・加圧器調圧タンク１３９−常閉弁装置出願
人　ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポレー
ション

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉と、蒸気発生器とを備え、該蒸気発生器は前記原
   子炉からの冷却材を循環させるため該原子炉と結合され
   たチャネルを有し、前記蒸気発生器は更に前記チャネル
   内に循環される冷却材と熱交換関係に水を保有して該水
   を蒸発させる蒸発装置を有し、前記冷却材が原子力発電
   プラントの運転中前記蒸発装置内の流体よりも実質的に
   高い圧力にある原子力発電プラントにおいて、加圧器と
   、該加圧器内に過大な圧力が発生した時に該加圧器から
   液体を受取るため該加圧器に結合された加圧器調圧タン
   クと、前記チャネルに破裂が発生し、その結果冷却材が
   前記蒸発装置内の前記水に流入した時に開かれて、前記
   蒸発装置内に生じた液体を前記加圧器調圧タンクに対し
   て放出するように前記蒸発装置および前記加圧器調圧タ
   ンク間に挿置された常閉弁装置とを更に備えた原子力発
   電プラント。