JP2001166081A - ヒートパイプによる炉心キャッチャの冷却 - Google Patents

ヒートパイプによる炉心キャッチャの冷却

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JP2001166081A
JP2001166081A JP2000348885A JP2000348885A JP2001166081A JP 2001166081 A JP2001166081 A JP 2001166081A JP 2000348885 A JP2000348885 A JP 2000348885A JP 2000348885 A JP2000348885 A JP 2000348885A JP 2001166081 A JP2001166081 A JP 2001166081A
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Perng-Fei Gou
パーン−フェイ・ゴウ
Graig Delaney Sawyer
クレイグ・デラニー・ソウヤー
Hubert Allen Upton
フーベルト・アレン・アプトン
Shyam Satinder Khorana
シャム・サティンダー・コーラナ
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    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • 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
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 原子炉容器の下方領域の熱除去装置。 【解決手段】 溶融した炉心（１４）が原子炉圧力容器
（１２）の下側ヘッド（２０）から漏れ出るような思い
がけない重大な事故が起きた場合に、溶融した炉心１４
の砕片による破壊作用から格納部の区画境界部（２２）
の保護と溶融した炉心の砕片の冷却による格納部の区画
境界部（２２）の破損の防止との両方を行なう、沸騰水
型原子炉（１０）の原子炉圧力容器の下方領域（７０）
の熱除去装置が説明されている。熱除去装置は格納部の
床（６６）に隣接して配置されるガラス基質スラブ（６
４）と少なくとも一部がガラス基質スラブ（６４）に埋
め込まれ、原子炉圧力容器（１２）の下方領域（７０）
へ延びている複数のヒートチューブ（６８）を含む。冷
却装置はまた、受動形格納部冷却装置（３８）と、サプ
レッションプール（３０）をドライウェル（２４）に接
続する可融ベント管（３２）を含む。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は一般的に原子炉に関
し、さらに具体的には原子炉容器の下方領域の熱除去装
置に関する。
【０００２】
【従来の技術】既知の沸騰水型原子炉はドライウェル又
は格納容器内に配置される原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、
及び受動冷却形格納装置（ＰＣＣＳ）を含む。ＲＰＶは
炉心を含んでおり、格納装置は運転中にＲＰＶと炉心に
よって生じる圧力に耐えるように設計されている。ＰＣ
ＣＳは格納装置内の圧力を格納装置の設計圧力以下の圧
力に制限し、ＲＰＶの炉心を実質的に冷却状態に保つよ
うに構成されている。
【０００３】通常、格納容器の床は原子炉建造物の基礎
の上に載置される。基礎は、岩盤の上に設けられてお
り、一般的に原子炉建造物と原子炉の内部構成要素を支
持している。溶融した炉心が原子炉の下側ヘッドを漏れ
出るような重大な事故が発生したとすると、溶融した炉
心は原子炉圧力容器の下方の領域に流れ込み、格納容器
の床を破壊作用し始め、結果的に格納部の区画境界部が
破損する。
【０００４】格納部の床を、溶融した炉心の砕片の破壊
作用から保護する方法は幾つか知られている。しかしな
がら、これらの方法は、溶融した炉心の砕片を冷却する
ことを含まず、ただ溶融した炉心の砕片が格納部の区画
境界部を破損させるまでの時間を長引かせるだけであ
る。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】溶融した炉心１４が原
子炉圧力容器の下側ヘッドから漏れ出るような思いがけ
ない重大な事故が起きた場合に、溶融した炉心の砕片に
よる破壊作用からの原子炉格納部の保護を提供すること
は望ましいことである。溶融した炉心の砕片を冷却する
ことによって格納部の区画境界部の破損を防ぐことを含
む格納部の保護を提供することはさらに望ましいといえ
る。
【０００６】
【課題を解決するための手段】沸騰水型原子炉の原子炉
圧力容器の下方領域の熱除去装置は、溶融した炉心が原
子炉圧力容器の下側ヘッドから漏れ出るような思いがけ
ない重大な事故が起きた場合に、溶融した炉心の砕片に
よる破壊作用から格納部の区画境界部を保護し、同時に
溶融した炉心の砕片を冷却し格納部の区画境界部の破損
を防止する。例示的な実施形態では、熱除去装置は、格
納部の床に隣接して配置されるガラス基質スラブと、少
なくとも一部がガラス基質スラブに埋め込まれ、原子炉
圧力容器の下方領域へ延びている複数のヒートチューブ
を含む。冷却装置はまた、ウェットウェルに設けられた
サプレッションプールをドライウェルに接続する可融ベ
ント管と受動形格納部冷却装置とを含む。
【０００７】各ヒートチューブは蒸発部と凝縮部を含
む。各蒸発部は円筒状の蒸発チューブを含み、各凝縮部
は円筒状の凝縮チューブを含む。ヘッダパイプは複数の
蒸発チューブを複数の凝縮チューブに接続し、蒸発チュ
ーブは凝縮チューブと連通している。
【０００８】各蒸発チューブの少なくとも１部は格納部
の床に平行に位置し、ガラス基質スラブに埋め込まれて
いる。各蒸発チューブの一端はガラス基質スラブを通抜
け原子炉容器の下方のドライウェル領域へ延び、ヘッダ
パイプに連結している。
【０００９】溶融した炉心が原子炉圧力容器の下側ヘッ
ドから漏れ出るような思いがけない重大な事故が起こっ
た場合、溶融した炉心の砕片はガラス基質スラブ上へ落
下する。ガラス基質スラブが軟化して、ウランと核***
生成物がガラス基質に混入される。ドライウェル内の熱
が上昇するため、可融性バルブが開き、サプレッション
プールからベント管を通して水が流れ込み、部分的にド
ライウェルを満たし、凝縮チューブの上までくる。ガラ
ス基質内に埋まっている蒸発チューブは、熱をガラス基
質スラブから凝縮チューブへ搬送し、その後凝縮チュー
ブは熱を凝縮チューブに覆い被さっている水へ放出す
る。ＰＣＣＳは格納容器の内部から熱を除去し、熱を原
子炉建造物の外の大気へ放出する。格納容器の温度が下
がると、ガラス基質スラブは再び凝固し、従って格納部
の区画境界部の完全性が維持される。
【００１０】上記の熱除去装置のガラス基質スラブは、
溶融した炉心が原子炉圧力容器の下側ヘッドから漏れ出
るような思いがけない重大な事故が起きた場合に、原子
炉の格納部を溶融した炉心の砕片による破壊作用から保
護する。また、ヒートチューブとＰＣＣＳはさらに、溶
融した炉心の砕片を冷却することによって格納部を保護
し、格納部の区画境界部の破損を防止する。
【００１１】
【発明の実施の形態】図１は本発明の一つの実施形態に
よる原子炉装置１０の概略図である。原子炉装置１０
は、炉心１４を取囲む円筒形の原子炉圧力容器１２（Ｒ
ＰＶ）を含む。ＲＰＶ１２は一端を上側ヘッド１８によ
って、他端を下側ヘッド２０によって密封された円筒形
の壁１６を含む。ＲＰＶ１２は１次格納容器２２（ＰＣ
Ｖ）内に格納されている。１次格納容器２２はドライウ
ェル２４とウェットウェル２６を含む。一つ実施形態で
は、ドライウェル２４はドーム型をした頂部を持つコン
クリート筒であり、ウェットウェル２６は壁２８と１次
格納容器２２によって形成された環状の室である。水の
サプレッションプール３０はウェットウェル２６内に位
置し、ＲＰＶ１２はドライウェル２４内に位置してい
る。ドライウェル２４とウェットウェル２６間の接続
は、ドライウェル壁２８の下部にある複数の可融バルブ
３２によってもたらされる。バルブ３２は可融性で、ド
ライウェル２４内の温度が所定の温度を超えるまでは閉
じたままである。所定の温度に達すると、バルブ３２は
開口し、サプレッションプール３０からドライウェル２
４へ水を流すことができる。加えて、給水配管３４がＲ
ＰＶ１２に水を供給し、そして蒸気配管３６がＲＰＶ１
２から蒸気を逃がす。
【００１２】また、図１には２つの一次格納部冷却装置
３８及び４０が示され、本明細書では時にＰＣＣＳ３８
及び４０として説明する。ＰＣＣＳ３８及び４０は復水
器又は熱交換器４２及び４４を含んでおり、それらは蒸
気を復水し、大気へ通気している大型の復水プール４６
内の水へ熱を伝える。各復水器４２及び４４は、燃料プ
ールとほぼ同じ高さにおいて、原子炉建造物の高所に位
置している復水プール４６のそれぞれのコンパートメン
ト中に沈められている。復水プール４６はＰＣＶ２２の
上方かつその外側に位置している。
【００１３】各々の復水器４２及び４４は、上側ドラム
４８及び下側ドラム５０に連結されている。蒸気は、配
管又は流路５２及び５４を介してＰＣＣＳ３８及び４０
へ入る。蒸気−ガス混合物もまた、ＰＲＶ１２から配管
又は流路５６を介してＰＣＣＳ３８に入ることができ
る。蒸気は復水器４２及び４４内で復水され、下側ドラ
ム５０へ落下する。蒸気の復水と非凝縮性ガスは、下側
ドラム５０から、サプレッションプール３０内に沈んだ
排出口を持つ配管５８及び６０を介して排水、排気する
ことができる。
【００１４】ＰＣＣＳ３８及び４０からの熱により、復
水プール４６の温度は復水プールの水が沸騰する程度ま
で上昇する。復水プールの水は約１０１℃(２１４°
Ｆ）まで加熱される可能性がある。発生した蒸気は、放
射能をもたず、その区画の周囲圧力に比して僅かに正圧
であるので、各ＰＣＣＳ３８及び４０の上方の蒸気空間
から放出口６２を介して原子炉建造物の外へ排気され
る。水分分離器を放出口６２の入口に設置して、放出口
６２を介して過剰な水分が持ち出され、復水プールの水
が失われるのを防止することができる。
【００１５】原子炉装置１０はまた、ＰＣＶ２２の床６
６に隣接して配置されたガラス基質スラブ６４と、少な
くともその一部がガラス基質スラブ６４に埋め込まれＲ
ＰＶ１２の下方領域７０へ延びている複数のヒートチュ
ーブ６８を含む。
【００１６】ガラス基質スラブ６４は、適していればあ
らゆるガラスから造られる。前記ガラスは、ＰＣＶ２２
が過熱されるのを避けるために、低温で溶融し、低粘性
で高い熱膨張率を持ち、炉心１４の砕片の急速溶解と熱
移動のための強力な対流混合流を作り出すことが好まし
い。加えて、ガラスは炉心４の砕片すべてを溶解できな
ければならない。一つの実施形態では、酸化鉛と酸化ホ
ウ素を含んだホウ酸鉛ガラスがガラス基質スラブ６４に
使用されている。特に、ホウ酸鉛ガラスは酸化ホウ素１
モル当り少なくとも２モルの酸化鉛を含んでいる。
【００１７】従来からのガラスは酸化物混合物で、金属
ではなく酸化物を溶解することができる。炉心１４の砕
片内の活性金属を除去するために、酸化鉛のような犠牲
的金属酸化物がガラス内に含まれている。酸化鉛は活性
金属を酸化させ、金属酸化物や鉛を副産物として生成す
る。酸化ジルコニウムのような活性金属の酸化生成物は
ガラス基質の中へ溶解されることができる。もちろん、
酸化鉛以外の他の犠牲的金属酸化物を使用することがで
きる。
【００１８】図２を参照すると、各ヒートチューブ６８
は蒸発部７２と凝縮部７４を含んでいる。各蒸発部７２
は円筒状の蒸発チューブ７６を含み、各凝縮部７４は円
筒状の凝縮チューブ７８を含んでいる。ヘッダパイプ８
０は複数の蒸発チューブ７６を複数の凝縮チューブ７８
に接続し、蒸発チューブ７６は凝縮チューブ７８と連通
している。
【００１９】各蒸発チューブ７６の少なくとも１部は格
納部の床６６に平行に位置し、ガラス基質スラブ６４に
埋め込まれている。各蒸発チューブ７６の一端はガラス
基質スラブ６４を通抜けＲＰＶ１２の下方のドライウェ
ル領域７０へ延び、ヘッダパイプ８０に連結されてい
る。また、蒸発チューブ７６は格納床６６からさまざま
な距離に位置させることができる。
【００２０】蒸発チューブ７６は、約２０００℃の高温
に耐えることができる、例えばタングステンやモリブデ
ンなどの材料からできている。凝縮チューブ７４もま
た、耐熱性の材料からできているが、ステンレス鋼から
つくることもできる。
【００２１】図３を参照すると、ヘッダパイプ８０は壁
２８に隣接するＲＰＶ１２の下方領域７０周囲を取り巻
いて延びている。図３で示されている実施形態では、各
ヘッダパイプ８０が、部分的に円弧を形成して領域７０
周囲を取り巻いて延びている。複数の蒸発チューブ７６
が、扇形に似た形状を形成してヘッダパイプ８０から領
域７０の中心へ向かって延びている。さらに、ヘッダパ
イプ８０からのびている蒸発チューブ７６は長さが異な
る。図３は、蒸発チューブ７６の長いものや短いものや
中間の長さのものが交互に並んだ配置を示している。別
の実施形態においては、蒸発チューブ７６の異なった長
さの他の配置を用いることができ、あるいは、すべての
蒸発チューブ７６を同じ長さとすることもできる。
【００２２】溶融した炉心１４が原子炉圧力容器の下側
ヘッド２０から漏れ出るような思いがけない重大な事故
が起こった場合、溶融した炉心１４の砕片はガラス基質
スラブ６４上へ落下する。ガラス基質スラブ６４が軟化
して、ウランと核***生成物がガラス基質に混入され
る。ドライウェル２４内の熱が上昇するため、可融性バ
ルブ(図示せず）が開き、サプレッションプール３０か
らベント管３２を通して水が流れ込み、部分的にドライ
ウェル２４を満たし、凝縮チューブ７４の上までくる。
ガラス基質６４内に埋まっている蒸発チューブ７６は、
熱をガラス基質スラブ６４から凝縮チューブ７４へ搬送
し、その後凝縮チューブ７４は熱を凝縮チューブ７４に
覆い被さっている水へ放出する。ＰＣＣＳ３８及び４０
は格納容器２２の内部から熱を除去し、熱を格納容器２
２の外側の大気へ放出する。格納容器２２内部の温度が
下がると、ガラス基質スラブ６４は再び凝固し、従って
格納部の区画境界部の完全性が維持される。
【００２３】ガラス基質スラブ６４、ヒートチューブ６
８及びＰＣＣＳ３８及び４０を含む上記の熱除去システ
ム８２は、溶融した炉心１４が原子炉圧力容器１２の下
側ヘッド２０から漏れ出るような思いがけない重大な事
故が起きた場合に、原子炉１０のＰＣＶ２２を溶融した
炉心１４の砕片による破壊作用から保護する。特に、ガ
ラス基質スラブ６４は溶融した炉心１４の砕片による破
壊作用からＰＣＶ２２の床６６を保護する。また、ヒー
トチューブ６８とＰＣＣＳ３８及び４０はさらに、溶融
した炉心１４の砕片を冷却することによってＰＣＶ２２
を保護し、格納部の区画境界部の破損を防止する。
【００２４】本発明をさまざまな特定の実施形態に関し
て説明し示してきたが、当業者には本発明が特許請求項
の範囲の技術思想と技術的範囲内における変更形態で実
施できることが理解されるであろう。
【図面の簡単な説明】
【図１】 本発明の実施形態に基ずく原子炉装置の概略
図。
【図２】 図１に示されている原子炉装置の一部を取除
いた概略側面図。
【図３】 図１に示されている原子炉装置の一部を取除
いた概略平面図。
【符号の説明】
１０ 原子炉装置 １２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ） １４ 炉心 １６ 円筒壁 １８ 上側ヘッド ２０ 下側ヘッド ２２ １次格納容器 ２４ ドライウェル ２６ ウェットウェル ２８ 壁 ３０ サプレッション水プール ３２ 可融性バルブ ３４ 給水配管 ３６ 蒸気配管 ３８ 一次格納部冷却装置 ４０ 一次格納部冷却装置 ４２ 熱交換器 ４４ 熱交換器 ４６ 復水プール ４８ 上側ドラム ５０ 下側ドラム ５２ 配管又は流路 ５４ 配管又は流路 ５６ 配管又は流路 ５８ 配管 ６０ 配管 ６２ 放出口 ６４ ガラス基質スラブ ６６ 床 ６８ ヒートチューブ ７０ ＲＰＶ１２の下方のドライウェル領域 ７２ 蒸発部 ７４ 凝縮部 ７６ 蒸発チューブ ７８ 凝縮チューブ ８０ ヘッダパイプ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 クレイグ・デラニー・ソウヤー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、ロ ス・ガトス、ハイランド・アベニュー、63 番 (72)発明者 フーベルト・アレン・アプトン アメリカ合衆国、カリフォルニア州、モー ガン・ヒル、セレン・ドライブ、17675番 (72)発明者 シャム・サティンダー・コーラナ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ノゼ、ヒルローズ・ドライブ、5963番

Claims (24)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 床（６６）を持ち、ドライウェル（２
    ４）、サプレッションプール（３０）及び受動形格納部
    冷却装置（３８）を備える一次格納部（２２）内に配置
    される原子炉圧力容器（１２）を含む原子炉（１０）の
    容器の下方領域（７０）の熱除去装置であって、 前記格納部の床（６６）に隣接して配置されるガラス基
    質スラブ（６４）と、 各々が、少なくとも１部が前記格納部の床（６６）にほ
    ぼ平行に位置し、前記ガラス基質スラブ（６４）に埋め
    込まれ、また、１端が前記ガラス基質スラブ（６４）を
    通抜け前記原子炉圧力容器（１２）の下方の前記領域
    （７０）へ延びる円筒状の蒸発チューブ（７６）を含む
    蒸発部（７２）と、前記蒸発チューブ（７６）と連通
    し、前記原子炉圧力容器（１２）の下方の前記領域（７
    ０）で前記格納部の床（６６）から離れる方向に延びる
    円筒状のチューブ（７８）を含む凝縮部（７４）とを備
    える複数のヒートチューブ（６８）と、を含むことを特
    徴とする熱除去装置。
  2. 【請求項２】 各々が、少なくとも１つの蒸発チューブ
    （７６）と少なくとも１つの凝縮チューブ（７８）とに
    連結され連通している複数のヘッダパイプ（８０）をさ
    らに含むことを特徴とする請求項１に記載の熱除去装
    置。
  3. 【請求項３】 前記複数のヘッダパイプ（８０）が前記
    格納部の床（６６）の周囲を取り巻いて位置しているこ
    とを特徴とする請求項２に記載の熱除去装置。
  4. 【請求項４】 前記ヘッダパイプ（８０）の各々が、前
    記格納部の床（６６）の周囲の一部を取り巻いて延びる
    ように構成されていることを特徴とする請求項３に記載
    の熱除去装置。
  5. 【請求項５】 前記ヘッダパイプ（８０）の各々が、円
    の円弧を形成することを特徴とする請求項４に記載の熱
    除去装置。
  6. 【請求項６】 前記蒸発チューブ（７６）の第１の端部
    が前記ヘッダパイプ（８０）に接続され、前記蒸発チュ
    ーブ（７６）の第２の端部が前記格納部の床（６６）の
    中心部位置に向かって延びるように、前記蒸発チューブ
    （７６）は前記ヘッダーチューブ（８０）から逆扇形に
    延びていることを特徴とする請求項５に記載の熱除去装
    置。
  7. 【請求項７】 前記ガラス基質スラブ（６４）がホウ酸
    鉛ガラスを含むことを特徴とする請求項１に記載の熱除
    去装置。
  8. 【請求項８】 前記ホウ酸鉛ガラスが酸化鉛と酸化ホウ
    素を含むことを特徴とする請求項７に記載の熱除去装
    置。
  9. 【請求項９】 前記ホウ酸鉛ガラスが、酸化ホウ素１モ
    ル当り少なくとも２モルの酸化鉛を含むことを特徴とす
    る請求項８に記載の熱除去装置。
  10. 【請求項１０】 前記複数の蒸発チューブ（７６）がタ
    ングステン又はモリブデンから成ることを特徴とする請
    求項１に記載の熱除去装置。
  11. 【請求項１１】 前記複数の凝縮チューブ（７８）がス
    テンレス鋼、タングステン又はモリブデンから成ること
    を特徴とする請求項１に記載の熱除去装置。
  12. 【請求項１２】 さらに前記サプレッションプール（３
    ０）を前記ドライウェル（２４）に接続するように構成
    されたベント管（３２）をさらに含むことを特徴とする
    請求項１に記載の熱除去装置。
  13. 【請求項１３】 床（６６）を持ち、ドライウェル（２
    ４）とウェットウェル（２６）を備える一次格納容器
    （２２）と、 前記一次格納部（２２）内に配置される原子炉圧力容器
    （１２）と、 受動形格納部冷却装置（３８）と、 前記ウェットウェル（２６）に配置されるサプレッショ
    ンプール（３０）と、 前記格納部の床（６６）に隣接して配置されるガラス基
    質スラブと、 各々が、少なくとも１部が前記格納部の床（６６）にほ
    ぼ平行に位置し、前記ガラス基質スラブ（６４）に埋め
    込まれ、また、１端が前記ガラス基質スラブ（６４）を
    通抜け前記原子炉圧力容器（１２）の下方の前記領域
    （７０）へ延びる円筒状の蒸発チューブ（７６）を含む
    蒸発部（７２）と、前記蒸発チューブ（７６）と連通
    し、前記原子炉圧力容器（１２）の下方の前記領域（７
    ０）で前記格納部の床（６６）から離れる方向に延びる
    円筒状のチューブ（７８）を含む凝縮部（７４）とを備
    える複数のヒートチューブ（６８）と、 を含むことを特徴とする原子炉装置（１０）。
  14. 【請求項１４】 各々が、少なくとも１つの蒸発チュー
    ブ（７６）と少なくとも１つの凝縮チューブ（７８）と
    に連結され連通している複数のヘッダパイプ（８０）を
    さらに含むことを特徴とする請求項１３に記載の原子炉
    装置（１０）。
  15. 【請求項１５】 前記複数のヘッダパイプ（８０）が前
    記格納部の床（６６）の周囲を取り巻いて位置している
    ことを特徴とする請求項１４に記載の原子炉装置（１
    ０）。
  16. 【請求項１６】 前記ヘッダパイプ（８０）の各々が、
    前記格納部の床（６６）の周囲の一部を取り巻いて延び
    るように構成されていることを特徴とする請求項１５に
    記載の原子炉装置（１０）。
  17. 【請求項１７】 前記ヘッダパイプ（８０）の各々が、
    円の円弧を形成することを特徴とする請求項１６に記載
    の原子炉装置（１０）。
  18. 【請求項１８】 前記蒸発チューブ（７６）の第１の端
    部が前記ヘッダパイプ（８０）に接続され、前記蒸発チ
    ューブ（７６）の第２の端部が前記格納部の床（６６）
    の中心部位置に向かって延びるように、前記蒸発チュー
    ブ（７６）は前記ヘッダーチューブ（８０）から逆扇形
    に延びていることを特徴とする請求項１７に記載の原子
    炉装置（１０）。
  19. 【請求項１９】 前記ガラス基質スラブ（６４）がホウ
    酸鉛ガラスを含むことを特徴とする請求項１３に記載の
    原子炉装置（１０）。
  20. 【請求項２０】 前記ホウ酸鉛ガラスが酸化鉛と酸化ホ
    ウ素を含むことを特徴とする請求項１９に記載の原子炉
    装置（１０）。
  21. 【請求項２１】 前記ホウ酸鉛ガラスが、酸化ホウ素１
    モル当り少なくとも２モルの酸化鉛を含むことを特徴と
    する請求項２０に記載の原子炉装置（１０）。
  22. 【請求項２２】 前記複数の蒸発チューブ（７６）がタ
    ングステン又はモリブデンから成ることを特徴とする請
    求項１３に記載の原子炉装置（１０）。
  23. 【請求項２３】 前記凝縮チューブ（７８）がステンレ
    ス鋼、タングステン又はモリブデンから成ることを特徴
    とする請求項１３に記載の原子炉装置（１０）。
  24. 【請求項２４】 さらに前記サプレッションプール（３
    ０）を前記ドライウェル（２４）に接続するベント管
    （３２）をさらに含むことを特徴とする請求項１３に記
    載の原子炉装置（１０）。
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