JPS633294A - 原子炉及びその受動安全系 - 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】 １１へＩＬ 本発明は、冷却材喪失事故の場合に液体冷却材を炉心内
にスプレィするための一体的なスプレィ手段を備えた、
改良式加圧水型原子炉、及び改良された原子炉容器を含
んだ受動安全系に関するものである。

原子カニ業においては、より安全に原子炉を運転させる
ために種々の努力が払われてきた。これ等の努力には、
より“アクティブ°°もしくは能動的な安全装置を付加
した後、確率解析を行ってリスクが非常に少ないことを
示す形を取るものが幾つかあったが、−般の人々の一部
には納得が得られていない。従来技術のかかる能動安全
系においては、電力により　（又は、停電の際にはディ
ーゼル機関により）駆動されるポンプやファンのような
多数の要素が用いられている。従って、冷却材喪失事故
と呼ばれる配管破断の際には、ポンプによって一次回路
に、次に原子炉容器に水が供給される。また、モータに
より駆動されるファンやポンプにより作動されるスプレ
ィ装置が格納容器の熱を除去するために用いられる。原
子炉崩壊熱や格納容器からの熱も、緊急冷却水系に移さ
れる。これ等の安全系は、成る要素の故障が安全系含無
効としないように、全て冗長性をもつことが要求されて
いる。従って、原子カプラントの安全性に対する能動的
アプローチは、非常に複雑て高価な原子カプラント構造
になる。

そのため、既に相当に高価となっているコストをこれ以
上高くすることなく、全ての面で安全性の高い加圧水型
原子炉の必要性が存在する。従って、最も成功の可能性
の高いアプローチは、受動安全系、即ち、オペレータに
よる操作を殆どか全く必要とせず、その機能を果すため
に重力又は蓄積されたエネルギーを使用する性質のもで
ある。

本発明の目的は、一次冷却材回路に冷却材喪失事故が起
こった時にポンプその他の能動要素を必要とせずに、炉
心中にスプレィされる比較的低温の多重の補給加圧水を
原子炉容器内に内蔵しておく加圧水型原子炉を提供する
ことにある。

本発明の別の目的は、本発明の原子炉を含んだ受動安全
系を提供することにある。

免肌夏鷹１− 液体冷却材を炉心内にスプレィするための受動系を有す
る加圧水型原子炉は、液体冷却材の蓄積された供給源を
有し、この液体冷却材の一部分は、原子炉の減圧時にフ
ラッシュして蒸気を生成させ、冷却材を原子炉の炉心領
域に強制的に流入させる。

底壁とを有する、実質的に円筒状の中容器もしくは中間
流れ容器を備えている。円筒状のバレルは、中間流れ容
器内にその底部から離隔して配置され、同バレルの回り
に環状室を、また内部に昇氷室を、それぞれ形成し、こ
の昇氷室は、燃料棒集合体及び制御棒集合体を含む下部
炉心槽遺物を収納している。中間流れ容器は、着脱自在
な頂部、中間の壁部及び下方の壁部を備えた圧力容器内
に収納され、この下方の壁部は、中間流れ容器から隔置
されて第２の環状室を形成している。圧力容器の中間の
壁部は入口ノズル及び出口ノズルを有し、これ等のノズ
ルは、中間流れ容器の低温冷却材の入口ボート及び高温
冷却材の出口ボートと連通している。圧力容器の中間の
壁部は、中間流れ容器の高温の冷却材出目ボート及び冷
却された冷却材の返却ボートと連通する入口ノズル及び
出口ノズルを備えている。環状室への冷却された一次冷
却材の入口ノズルと高温の一次冷却材の出口ノズルとは
、一次冷却材を循環させるために設けられた循第２の環
状室には、補給冷却材の供給源が設けられている。断熱
手段が設けられていて、補給冷却材の大部分を第１の高
温に維持すると共に、補給冷却材の局在化された小部分
をこれよりも高温の第２の高温に保持するために用いら
れる。第２の環状室と円筒状の中間流れ容器の内部の昇
水室とを連通させて該昇水室内の炉心に補給冷却材をス
プレィするための連通手段が設けられている。

この連通手段は、好ましくは、中間流れ容器の底壁及び
バレルの下部支持板に軸方向に整列して設けられた開口
を含み、これ等の開口を中空管状部材が互いに連結して
おり、また、長手方向に離間した通孔が形成された長い
シンブルが炉心内に配置されている。

実質的に円筒状の中間流れ容器の内部が、またそれに附
随して、第２の環状室の内部が減圧すると、補給冷却材
のうちの高温の局在化された部分は、フラッシュして蒸
気となり、このようにして生じた体積の増大は、補給冷
却材を強制的に昇水室中の炉心領域に流入させる。

圧力容器には、はう酸水溶液のような冷却材の化学制御
溶液を注入し除去する手段が設けられており、圧力容器
の回りには、補給冷却材を更に冷却するための液体冷却
材のプールが設けられている。

本発明による受動安全系には、一次冷却材系のホットレ
ッグからコールドレッグに自然対流のみによって水を循
環させるための循環手段と共に、前記の原子炉が組み込
まれており、この循環手段には、熱交換手段と、蓄積さ
れた冷却材を超大気圧の圧力下に実質的に円筒状の容器
に導入するための導入手段とが含まれている。

色乱ｒ乳監 本発明は、炉心内に冷却材をスプレィするための受動系
を備えた改良式加圧水型原子炉及びこの原子炉を組み込
んだ受動安全系に関するものである。

図中、第１図は、本発明による加圧水型原子炉１の一実
施例を示している９図示のように、実質的に円筒状の中
容器、即ち中間流れ容器は、開放された上端５と、円筒
状の壁部７と、底壁９とを備えている。円筒状の壁部７
は、その頂壁１３の回りの外向きの支持フランジ１１と
、少なくとも１個、好ましくは２〜４個の入口ボート１
５と、やはり少なくとも１個、好ましくは２〜４個の出
口ボート１７とを有し、これ等のボート１５．１７は、
支持フランジ１１を通り抜けるように形成されている。

中間流れ容器３は、圧力容器１９の内部に垂直に配置さ
れて囲まれており、圧力容器１９は、着脱自在な上方の
耐圧頂部２１と、中間流れ容器３の入口ボート１５及び
出口ボート１７に連通ずる少なくとも１個、好ましくは
２〜４個の入口ノズル２５及び少なくとも１個、好まし
くは２〜４個の出口ノズル２７を有する、中間の円筒状
の耐圧壁部２３と、中間流れ容器３の円筒状壁部７及び
底壁９を囲んだ下方の球状の耐圧壁部２９とを備えてい
る。中間の円筒状の耐圧壁部２３は、その内面３３の回
りに棚部３１を有し、この棚部には、中間流れ容器３の
外向きの支持フランジ１１が載置され、それにより支持
されている。

中間流れ容器３の円筒状壁部７は、下部炉心構造物を配
置するための昇水室３５をその内部に形成している。中
間流れ容器３の円筒状の壁部７から隔てられて、その内
側に、円筒状の直立バレル３７が収容されており、この
バレルは、中間流れ容器３の頂壁１３上に載置された外
向きに指向するフランク３９によって中間流れ容器３の
内部に支持されている４円筒状の直立バレル３７は、中
間流れ容器３の底壁９から隔てられた下部支持板４１を
備えている。中間流れ容器３の円筒状の壁部７と、そこ
から離間された円筒状の直立バレル３７とは、冷却材の
環状降水通路４３を形成しており、バレル３７は、その
内部に上述した直立昇水室３５を形成している。

下部炉心横遺物部分４５は、複数の燃料集合体４９を有
する炉心４７を収納している。各燃料集合体４９は、通
常のように、核分裂連鎖反応を行う核燃料含装填した複
数の長い燃料棒５１と、これ等の燃料棒５１の間に配設
された長いシンブル５５中に入った複数の長い制御棒集
合体５３とを含んでおり、これ等は全て昇水室３５中に
配設されている。燃料棒５１及び制御棒集合体５３の配
置を制御するための、図示しない制御機構は、従来の原
子炉系統と同様に、中間流れ容器３の上方部分に配置さ
れている。冷却材ポンプ（循環手段）５７は、高温の一
次冷却材を、出口ボート１７、出口ノズル２７、配管５
９及び蒸気発生器６１を経て循環させ、配管６３を経て
入口ノズル２５に戻すように、一次冷却材を循環させる
ために設けられている。運転時に、炉心４７を通ること
によって加熱された後の高温の一次冷却材は、出口ボー
ト１７及び出口ノズル２７を経て放出され、冷却された
後、入口ボート１５及び入口ノズル２５を経て戻される
。高圧になっている低温の一次冷却材は、環状降水通路
４３を通って流下した後、炉心４７及び昇水室３５を通
って上方に流れ、この昇水室３５において加熱された後
、出口ノズル２７に指向され放出される。

圧力容器１９の球状の下方壁部２９は、第１図に示すよ
うに、円筒状の壁部７及び底壁９から隔てられて、第２
の環状室６５を形成している。実際には、上方の頂部２
１と、中間の円筒状の壁部２３と、球状の下方壁部２９
とは、一次冷却材系統及び炉心４７のための耐圧境界を
形成している。

第２の環状室６５と昇水室３５との間に流体連通を行な
わせるための複数の流体連通手段６７が設けられている
。この流体連通手段６７は、中間流れ容器３の底壁９に
貫通形成された少なくとも１つの開口６９と、Ｍ開され
た下部支持板４１に貫通形成された、軸方向に整列する
開ロア１と、これ等の開口６９．７１間に流体の連通を
行なわせる手段、例えば中空管状部材７３とを含んでお
り、この中空管状部材の一端７５は、底壁９に連結され
て開口６９を囲み、他端７７は、下部支持板４１に連結
されて開ロア１を囲んでいる。長いシンブル８１は、開
ロア１の別の端７９のところで、下部支持板４１に連結
され、燃料集合体４９の一部分の内部において昇水室３
５中に上方に延びている。シンブル８１は、その上端８
３で■ざされており、同シンブル８１に沿って、複数の
離間した通孔８５が燃料集合体４９の底部から上端８３
まで、形成されている。

補給冷却材８７は、第２の環状室６５の内部において、
中間流れ容器３の円筒状の壁部７及び底壁９と圧力容器
１９の下方の壁部２９との間に入っており、第２の環状
室６５と昇水室３５との間の流体連通は、流体連通手段
６７によって実現される。第２の環状室６５中の補給冷
却材８７の大部分を第１の高温に冷却するための冷却手
段８９は、球状の耐圧下方壁部２９内の円筒状の壁部７
及び底壁９における断熱手段からなっている。第１図に
おいて、この断熱手段は、ステンレス鋼等の材料からな
る密な間隔の複数の平らな板材９１で壁部７及び底壁９
を形成することからなり、互いに隣接した板材の間には
、水のような液体９５によって満たされた隔室９３が形
成されている。

球状の耐圧下方壁部２９は、第２の環状室６５の補給冷
却材８７の大部分を更に冷却するために、壁部９９及び
底部１０１を備えた容器９７のような囲い内に配設され
ており、容器９７中には、別の液のブール１０３が耐圧
下方壁部２９と容器９７の壁部９９及び底部１０１との
間に配設されている。

第２の環状室６５中の補給冷却材８７の大部分が冷却さ
れる間に、その局在化された小部分１０７を前記第１の
高温よりも高い温度である第２の高温に維持するための
温度維持手段１０５が設けられている。この温度維持手
段１０５は、液体冷却材のプール１０３に球状の耐圧下
方壁部２９の上部領域１０９を浸漬させることなく該上
部領域を大気に露出させること、及び球状の耐圧下方壁
部２９の露出された上部領域１０９の外面１１３上に１
！７ｒ熱材層１１１を配設すること、としうる。

球状の耐圧下方壁部２９には、第２の環状室６５中の補
給冷却材８７に対してほう酸水その他の化学制御溶液を
注入したり抽出するための、注入−抽出手段１１５が設
けられている。第４図に示ずように、この注入−抽出手
段は、球状の耐圧下方壁部２９に固着された囲い１１７
を含み、導管１１９が下方壁部２９を通り抜けている。

化学制御溶液の図示しない供給源に接続された配管１２
１は、囲いの壁部１２３を通り抜けており、例えば管継
手１２５によって中間配管１２７の一端に連結され、中
間配管１２７の他端は、管継手１２９によって導管１１
９に連結されている。この連結は全て囲い１１７の内部
においてなされている、ソレノイド締切弁１３１り事故
時閉止）は、中間配管１２７に配設されている。弁１３
３も配管１２１に設けられている。囲いは、上部部分１
３５と下部部分１３７とから形成してよく、これ等の部
分は、点検及び修理含可能とするように、フランジ部１
３９．１４１でボルト１４３によってガスフット１４５
を介して互いに連結されている。

本発明による原子炉は、第２の環状室６５中に補給冷却
材の供給源を含み、球状の耐圧下方壁部２９は、一次冷
却材系の下部の境界を形成している。

従って、補給冷却材８７は、流体連通手段６７のため、
中間流れ容器３３通過する一次冷却材と同じ圧力、例え
ば約２２５０ｐｓｉａ即ち１５５．１バール（絶対圧力
で約１５８．２に！？／ｃｚ２になっている。流体連通
手段６７を経て補給冷却材を炉心４７に押し込むための
エネルギーは、補給冷却材の大部分の前記第１の高温よ
り高い第２の高温で補給冷却材の小部分（１０％よりも
少ない）を閉じ込めておくことによって与えられる。補
給冷却材の局在化された小部分の該第２の高温は、温度
維持手段１０５により、１次系コールドレッグ温度（約
２８８〜２９３°Ｃ）との伝導及び自然対流によって達
せられる。

冷却材喪失事故が起こると、原子炉の一次冷却材系は、
急速に減圧され、補給冷却材８７を収容した第２の環状
室６５中の圧力を結果的に減少させる。

第２の環状室６５中の圧力が、補給冷却材８７の局在化
された高温の小部分１０７の飽和圧力［５５０下で約Ｉ
Ｑ５０ｐｓｉａ、即ち２８８℃で約７２．４バール（約
７３．８ｋｇ／ｃｚ２、絶対圧力］に達すると、この局
在化された小部分１０７は、水／蒸気混合物中にフラッ
シュし始める。このフラッシングは、その結果として、
補給冷却材８７の局在化された小部分１０７の大きな体
ＴｆｔＳ張によって、補給冷却材８７の前記小部分を、
下方に、次に中間流れ容器３の底壁９の開口６９中に、
次に中空管状部材７３を通って上方に、長いシンブル８
１に入るように進めさせる。補給冷却材８７は、これ等
のシンブルから、通孔８５を経て炉心４７中に直接にス
プレィされる。そのため、補給冷却材８７は、容器底部
もしくは降水通路に冷却材８７を入れてここで炉心を全
く冷却することなく破断部に多くを失うようになる代り
に、炉心の熱発生源に直接に与えられる。

本発明は、実際には、補給冷却材の大部分（約９０％以
上）は第１の高温（約１４９℃）に保持し、補給冷却材
の局在化された小部分はコールドレッグの温度に近い第
２の高温（約２８８℃）に保持することの能力に依存す
る０円筒状の壁部７及び底壁９の断熱手段即ち冷却手段
８９は、原子炉の二次冷却材系からの熱損失を制限する
。外部の水のプール１０３は、球状の下方壁部２９含は
ぼ水の沸点（約９３〜１２１℃）まで冷却することによ
って、原子炉の一次冷却材系から失われた熱及び放射エ
ネルギーを補給冷却材８７の供給源に移行させる。補給
冷却材８７の局在化された小部分は、水のブール１０３
の水位よりも上方にあり、断熱材層１１１によって絶縁
されている。そのため、局在化された小部分１０７から
失われる熱は伍かであり、この小部分１０７の補給冷却
材８７は、中間流れ容器３の円筒状の壁部７を通る損失
と、圧力容器１９の中間の壁部２３にある高温ノズルか
らの壁伝導とによって加熱される。

補給冷却材は、原子炉１の通常運転中は基本的に停滞し
ているので、補給冷却材８７のうちの頂部の高温の流体
（約２８８°Ｃ）とその底部の低温の流体（約１４９℃
）との間の密度差のため、層状化が起こる。

補給冷却材８７は、クミカルシム及び原子炉の運転停止
を可能とするために、溶解したほう酸としてのほう素を
含有していてもよい。補給冷却材が、停滞した水である
ことと、相互に連結する中空管状部材の断面積が小さい
ことと、系統間の温度／密度差が境界での混合を妨げる
こととによって、昇水室を通る一次冷却材と補給冷却材
との混合は、殆どか又は全く起らない。

６００Ｍｊ４ｅの加圧水型原子炉について原子炉容器の
特徴及び構造を示すためには、以下の説明が有用であろ
う、この構造によれば、熱エネルギー１８００Ｍ−及び
電力的６００８Ｗを発生させるために、本出願人の標準
型の１７Ｘ　１７燃料集合体が１４５体使用される。炉
心の有効長さは約３０ｉ＋（Ｌｏｆｔ）である。原子炉
の冷却材系は、燃焼度補償及び冷態停止時の反応変制御
のために、可溶性のほう素を使用する。

原子炉容器の下部炉心構造物及び下部炉心構造物は、上
部挿入式炉内計装系念組み込むように上部炉心構造物パ
ッケージが変更されていることを除いては、本出願人の
標楚的な設計に従っている。

炉心４７と下部炉心構造物とは、外径が３，４１の炉心
バレル３７の内側に嵌合し、このバレルは、中間流れ容
器３の内径が３，７１の円筒状の壁部７の内側に１茨合
している。中間流れ容器３は、圧力容器１９の頂部に近
いところでフランジ１１から支持されている。壁部７及
び底壁９はオーステナイトステンレス鋼製であり、厚さ
は約８．９ｃｍである。この壁厚は、冷却材喪失事故の
間に生ずる外部圧力差による壁部の崩壊と防止するに足
る大きさである。壁部７及び底壁９は、７．６ｃｘの厚
さの断熱層によって被覆されている。耐圧下方壁部２９
は内径が７．３１の球形の壁で、壁厚は約１８．３ｃｚ
であり、３４３°Ｃで２５００ｐｓｉｇ即ち１７２．４
バール（約１７５．８＆ｇ／ｃｚ２、ゲージ圧力）に対
して設計された低合金炭素鋼からできている０球形の形
状は、円筒形状に比べて壁厚及び重呈を減少させるが、
原子炉の直径を増大さぜるという不具合がある０球状の
耐圧下方壁部２９の内面は３０４ステンレス鋼によって
被覆されている。第２の環状室６５は、前述したように
温度が制御される約１１９ｚ３の補給冷却材を供給する
。底壁９を通り抜けて各燃料集合体４９のシンブル８１
に至るように、１４５個の中空管状部材７３が設けられ
ている。

燃料集合体４９のジルカロイ製シンブル８１は、内径が
１．１ｃｚであり、直径が０．１３ｃｚの２４０個の通
孔８５が、シンブル８１にその全長に亘って平等な分布
で穿設されている。昇水室３５と第２の環状室６５との
間に、約９．ＩＡｇ／ｃｚ２（１ｉｎ２当り約１３０１
ｂ、即ち約９バール）の圧力が発生すると、１個のシン
ブル８１当り１分間に９４．６（即ち１秒間に全体で１
９７．３Ａｇの補給冷却材が、シンブル８１の通孔８５
を経て、炉心４７中にスプレィされる。これによって、
冷却材喪失事故のブローダウン中に炉心４７が適切に冷
却される。

以上に説明した第１図の６００ＭＷｅ原子炉は、点検可
能である。中間流れ容器３は、それと−体の絶縁部と共
に、取り外し、点検及び修理のため、燃料交換キャビテ
ィに収納することができる。耐圧容器もしくは圧力容器
１９の内部及び外部は、その場合、目視及び超音波によ
る検査ないしは試験のために完全にアクセス可能となる
。

第５図には、円筒状の耐圧下方壁部２９′を使用した、
本発明の別の実施例による原子炉が示されている０図示
のように、耐圧下方壁部２９′は円筒状であり、中間流
れ容器３の円筒状の壁部７及び底壁９から隔てられてい
る。この実施例においても、冷却手段８９は、壁部７及
び底壁９の外面１′４９上の絶縁材層１４７として図示
されている。

本発明による原子炉は、受動安全系中に容易に組み込む
ことができる。例えば、この原子炉は、その補給冷却材
の供給源と共に、本出願人の特願昭６２−２４９２２号
明細書に示されているような受動的安全装置に組み込む
ことができる。この先行出願の内容は、引照によって、
本明細書の一部分となる。本発明による原子炉をこの先
行出願による受動的安全装置に組み込む場合に、２個の
球形の炉心部給水タンクは割愛され、その代りに、本発
明による補給冷却材を収納した原子炉を取り１寸けるこ
とになる。

第６図には、本発明による原子炉を組み込んだ受動安全
系１５１の一実施例が図示されている。図示のように、
前述した原子炉１と同一の符号によって示された諸要素
を有する原子炉１が配設されている。また、２個の出口
ノズル２７と、配管５９と、蒸気発生器６１と、原子炉
１の冷却材ポンプ５７と、入口ノズル２５とが設けられ
ている。炉心４７は、一次冷却材、即ち一次冷却材系を
循環する水を加熱し、加熱された水は、配管５９又はホ
ットレッグを経て、１対の（又はそれ以上の数の）蒸気
発生器６１に供給される。蒸気発生器６１において熱交
換された後の冷却された低温一次冷却材は、原子炉の冷
却材ポンプ５７によってコールドレッグ即ち配管６３を
経て原子炉容器１９に戻され、ここで環状降水通路４３
を通って導かれ、次に炉心４７を通って上方に向けられ
る。加圧器１５３は、導管１５５によりホットレッグと
なる配管５９と連通され、一次冷却材回路中に所要の圧
力を保持する。格納容器内の貯留タンク１５７は、その
体積の大部分が原子炉冷却材配管のレベルよりも上方に
あるように配置されており、逆止弁１６１を含む配管１
５９を経て、中間流れ容器３の環状降水通路４３に連結
されている。この逆止弁１６１は、環状降水通路４３（
Ｉｌ！Ｉに関して逆止弁１６１のタンク側に相対的に低
い圧力が存在している限り、開状態に保たれている。

貯留タンク１５７は、上述した先行出願に記載されてい
るような、受動的に残留熱を除去する熱交換器（熱交換
手段）１６３を収納している。この熱交喚器１６３は、
貯留タンク１５７内の水に通常浸漬されており、水平な
入口マニホルド１６５と、出口マニホルド１６７と、相
互に連結する複数の熱交換管１６９とを有する。熱交換
器１６３の入口マニホルド１６５は、配管（循環手段）
１７１によってホットレッグである出口配管５９に連結
されており、出口マニホルド　１６７は、事故時に開成
する常閉絞り弁（弁手段）１７５を含む配管（循環手段
）１７３に、こり、原子炉ｌのコールドレッグである入
口配管６３に連結されている。

配管１７７は、加圧器１５３の蒸気スペースから延長し
て、貯留タンク１５７中に開口する減圧配管からなり、
動力付勢される常閉圧力逃し弁１７９を含んでいる。配
管１７７は、スプレィ装置１８１を介して貯留タンク１
５７に放出している。別の配管１８３は、ホットレッグ
である出口配管５９を格納容器内の貯留タンク１５７に
連結するために設けられており、この配管１８３は動力
付勢される常閉弁１８５を含んでいる。

冷却材アキュムレータタンク（導入手段）１８７は、部
分的に水１８９によって満たされ、水位の上方のスペー
スには、窒素のような加圧ガス１９１が収容されている
。アキュムレータタンク１８７は、環状降水通路４３に
至る配管１５９に常閉弁１９５を含む配管（導入手段）
１９３を介して連結されている。別の同じ形式のアキュ
ムレータタンク（導入手段）１９７は、水１９９で部分
的に満たされ、窒素のような加圧ガス２０１を収容しす
ると共に、常閉弁２０５を含む配管（導入手段）２０３
を介して環状降水通路４３に連通している。

受動安全系の前述した全ての要素は、格納シールドもし
くはシェル２０７中に配設されている。入口配管２０９
が、格納容器内の貯留タンク１５７に設けられていても
よく、この配管は、逆止弁２１１によって通常は閉状芯
に保たれ、この逆止弁は、格納容器内の貯留タンク１５
７からの水の流出は阻止するが、必要に応じて、溢水し
た格納容器から貯留タンク１５７への水流を許容する。

前述した配管１８３は、格納容器から貯水タンク１５７
を経て　（配管２０９及び弁２１１を経て）逆止弁１６
１を含む配管１５９を通って原子炉冷却材系に水を循環
させることによって、コールドレッグの破断後の原子炉
内のほう酸の長期間の濃縮を阻止する。水は、炉心４７
内において加熱され、出口ノズル２７、ホットレッグで
ある配管５９及び弁１８５を備えた配管１８３を経て、
原子炉冷却材系を去る。逆止弁２１７を含む配管２１５
を介して蒸気発生器６１に連結された蒸気発生器補給水
タンク２１３と、格納シールド２０７を冷却するための
水２２１を収容した格納容器の冷却ブール２１９とが、
格納シールド２０７の外側に配設されていてもよい、蒸
気発生器６１からの蒸気は、配管２２３を経て格納シー
ルド２０７の外側に向けられる。この受動安全系全体は
、遮蔽建屋２２５に囲まれている。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による原子炉の一部断面側面図、第２
図は、第１図の原子炉の一部の上部領域の詳細図であり
、原子炉の第２の環状室に収納された液体冷却材の化学
制御溶液の注入−抽出手段を示す図、第３図は、第２図
の円で囲んだ領域■の円筒状壁部に用いられている絶縁
手段の断面図、第４図は、原子炉の第２の環状室中に収
納された液体冷却材の化学制御溶液の注入−抽出手段を
示す一部断面側面図、第５図は、変形実施例による絶縁
手段を備えた本発明による原子炉の円筒形耐圧容器の変
形例を示す側面断面図、第６図は、本発明による原子炉
を組み込んだ受動安全系の概略図である。 １・・・加圧水型原子炉　３・・・中間流れ容器５・・
・開放された上端　７・・・円筒状の壁部９・・・中間
流れ容器の底壁 １５・・高温一次冷却材の戻し手段（入口ボート）１７
・・−高温一次冷却材の出口手段（出口ボート）１９・
・・原子炉容器もしくは圧力容器２１・・・着脱自在な
頂部　２３・−・中間の壁部２５・・・入口ノズル　　
　２７・・出口ノズル２９・・・下方の壁部　　　３５
・・・直立昇水室３７・・・バレル　　　　　４１・・
・下部支持板４３・・・環状降水通路　　４５・・・下
部炉心横遺物部分４７・・・炉心　　　　　　４９・・
・燃料集合体５１・・・燃料棒　　　　　５３・・・制
御棒５５・・・シンブル　　　　６１・・・蒸気発生器
５７・・・一次冷却材の循環手段（冷却材ポンプ）５９
・・・ホットレッグもしくは配管 ６３・・・コールドレッグもしくは配管６５・・第２の
環状室　　６７・・連通手段８７・・・第２の環状室内
の補給冷却材８９・・・冷却手段　　　１０５・・・維
持手段１０７・・・補給冷却材の小部分 １５１・・受動安全系　　１５３・・・加圧器１６３・
・・熱交換手段（熱交換器） １７１．１７３・・・循環手段（配管）１７５・・・弁
手段く絞り弁） １９３．２０３・・・導入手段（配管）１８７．１９７
・・・導入手段（アキュムレータタンク）２０７・・・
格納シェル　　２２５・・・遮蔽建屋ＦＩＧ、　　１゜ ＦＩＧ、　　２゜

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）開放された上端と、円筒状の壁部と、底壁とを有し
   、前記円筒状の壁部が、下部炉心構造物室を形成してい
   る、実質的に円筒状の中間流れ容器と、 前記底壁から離間した下部支持板を有して前記円筒状の
   壁部内に垂設された円筒形のバレルであつて、該バレル
   及び前記円筒状の壁部の間に環状降水通路を形成すると
   共に、該バレル内に直立昇水室を形成する、前記バレル
   と、 核分裂連鎖反応を行う核燃料を収納した複数の細長い燃
   料棒と、該燃料棒間に配設された細長いシンブル内に入
   る複数の細長い制御棒とからなる少なくとも１体の燃料
   集合体を有して、前記バレルの前記直立昇水室中に配設
   された炉心を含む、前記中間流れ容器内の下部炉心横遺
   物部分と、前記下部炉心構造物部分と前記開放された上
   端との間で前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１
   つの高温一次冷却材の出口手段と、 前記下部炉心構造物部分と前記開放された上端との間で
   前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１つの低温一
   次冷却材の戻し手段と、 一次冷却材を前記炉心及び前記直立昇水室を高圧下で上
   方に循環させて、同一次冷却材を加熱し前記炉心及び前
   記直立昇水室から放出すると共に、低温の一次冷却材を
   前記環状降水通路を経て下向きに循環させるための、循
   環手段と、 上方の着脱自在な頂部と、中間の壁部と、下方の壁部と
   を有して、前記中間流れ容器及び前記下部炉心構造物部
   分を取り囲んだ圧力容器であつて、前記下方の壁部は、
   前記中間流れ容器から離間して該下方の壁部と該中間流
   れ容器との間に第２の環状室を形成し、前記中間の壁部
   は、前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つ
   の出口手段に連通する少なくとも１つの出口ノズルと、
   前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つの戻
   し手段に連通する少なくとも１つの入口ノズルとを含ん
   でいる、前記圧力容器と、 前記第２の環状室中に含まれている補給冷却材の供給源
   と、 前記第２の環状室及び前記昇水室間に連通して、前記昇
   水室内の前記炉心に補給冷却材を直接供給する連通手段
   と、 前記第２の環状室内の該補給冷却材の大部分を第１の高
   温に冷却する冷却手段と、 該補給冷却材の局在化された小部分を、前記第１の高温
   よりも高く且つ前記戻し手段中の低温一次冷却材の温度
   にほぼ等しい第２の高温に維持する維持手段と、 を備え、前記昇水室中の一次冷却材の圧力が所定圧力以
   下に低下した際に、補給冷却材の前記局在化された小部
   分が気化し、気化により前記第２の環状室における圧力
   上昇が残留する補給冷却材を前記第２の環状室及び前記
   昇水室間に連通する前記連通手段を介して該昇水室内の
   前記炉心に給送する、原子炉。 ２）圧力容器を収納した遮蔽建屋内には、熱伝導性の格
   納シェルが、加圧水型原子炉と、少なくとも１つの蒸気
   発生器と、ホットレッグ及びコールドレッグを有する前
   記原子炉の一次冷却材回路とを含んで配設されると共に
   、前記一次冷却材回路には、該一次冷却材回路における
   一次冷却材を所定圧力に維持すべく加圧器が接続されて
   いる、加圧水型原子炉の受動安全系であつて、 ａ）開放された上端と、円筒状の壁部と、底壁とを有し
   、前記円筒状の壁部が、下部炉心構造物室を形成してい
   る、実質的に円筒状の中間流れ容器と、前記底壁から離
   間した下部支持板を有して前記円筒状の壁部内に垂設さ
   れた円筒形のバレルであつて、該バレル及び前記円筒状
   の壁部の間に環状降水通路を形成すると共に、該バレル
   内に直立昇水室を形成する、前記バレルと、 核分裂連鎖反応を行う核燃料を収納した複数の細長い燃
   料棒と、該燃料棒間に配設された細長いシンブル内に入
   る複数の細長い制御棒とからなる少なくとも１体の燃料
   集合体を有して、前記バレルの前記直立昇水室中に配設
   された炉心を含む、前記中間流れ容器内の下部炉心構造
   物部分と、前記下部炉心構造物部分と前記上端との間で
   前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１つの高温一
   次冷却材の出口手段と、 前記下部炉心構造物部分と前記上端との間で前記中間流
   れ容器に設けられた少なくとも１つの低温一次冷却材の
   戻し手段と、 一次冷却材を前記炉心及び前記直立昇水室を高圧下で上
   方に循環させて、同一次冷却材を加熱し前記炉心及び前
   記直立昇水室から放出すると共に、低温の一次冷却材を
   前記環状降水通路を経て下向きに循環させるための、循
   環手段と、 上方の着脱自在な頂部と、中間の壁部と、下方の壁部と
   を有して、前記中間流れ容器及び前記下部炉心構造物部
   分を取り囲んだ圧力容器であつて、前記下方の壁部は、
   前記中間流れ容器から離間して該下方の壁部と該中間流
   れ容器との間に第２の環状室を形成し、前記中間の壁部
   は、前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つ
   の出口手段に連通する少なくとも１つの出口ノズルと、
   前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つの戻
   し手段に連通する少なくとも１つの入口ノズルとを含ん
   でいる、前記圧力容器と、 前記第２の環状室中に含まれている補給冷却材の供給源
   と、 前記第２の環状室及び前記昇水室間に連通して、前記昇
   水室内の前記炉心に補給冷却材を直接供給する連通手段
   と、 前記第２の環状室内の該補給冷却材の大部分を第１の高
   温に冷却する冷却手段と、 該補給冷却材の局在化された小部分を、前記第１の高温
   よりも高く且つ前記戻し手段中の低温一次冷却材の温度
   にほぼ等しい第２の高温に維持する維持手段と、 を備え、前記昇水室中の一次冷却材の圧力が所定圧力以
   下に低下した際に、補給冷却材の前記局在化された小部
   分が気化し、気化により前記第２の環状室における圧力
   上昇が残留する補給冷却材を前記第２の環状室及び前記
   昇水室間に連通する前記連通手段を介して該昇水室内の
   前記炉心に送する、原子炉と、 ｂ）前記ホットレッグから前記コールドレッグに流れる
   水を冷却する熱交換手段と、前記ホットレッグから前記
   コールドレッグへの水の流れを許容する弁手段とを含み
   、前記蒸気発生器を迂回して前記ホットレッグから前記
   コールドレッグに自然対流のみによって水を循環させる
   循環手段と、ｃ）蓄積された冷却材を超大気圧のガス圧
   力の下に前記原子炉の前記圧力容器に導入する導入手段
   と、 を備える原子炉の受動安全系。