JP2001228280A - 原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】配管破断等の事故時において、格納容器を大型
化すること無く格納容器の圧力を低減するとともに、自
然力を用いて、外部から操作することなく長期の冷却を
確立し事故事象を収束させる。 【解決手段】格納容器１１を、圧力容器１の配置領域を
除いて上下方向に３分割し、上部を圧力抑制プール１
４、ドライウェル１２、下部ウェットウェル１６とし、
ドライウェル１２と圧力抑制プール１４をベント管１８
で連通し、圧力抑制プール１４の上部空間１５とウェッ
トウェル１６を複数の連通管１９で連通する。圧力抑制
プール１４と圧力容器１の間に重力落下注水管２４を、
圧力抑制プール１４とドライウェル下部空間１３の間に
圧力容器下部冠水管５１を設ける。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、炉心の核***で発
生する熱を利用する原子炉に係わり、特に、原子炉の異
常時や事故時における熱除去の信頼性を向上した原子炉
に関する。

【０００２】

【従来の技術】現行の原子炉では、原子炉一次系配管の
破断等の事故時に、原子炉格納容器内に噴出した蒸気を
導いて凝縮させ圧力上昇を抑える圧力抑制プールや、こ
の圧力抑制プールあるいは復水貯蔵タンクを水源として
電動ポンプあるいは蒸気タービン駆動のポンプにより圧
力容器内に冷却水を注水し炉心を冷却する高圧注水系、
低圧注水系等の冷却系が設けられている。圧力抑制プー
ルは、格納容器内の下部ドライウェルの周囲に配置され
ている。

【０００３】また、次世代の原子炉として、例えば特開
平６−３４７８３号公報、特開平６−２４２２７９号公
報に記載のように、格納容器内の圧力容器の上方に冷却
水プールを設け、冷却水の自重で圧力容器内に冷却水を
注水して炉心を冷却する重力落下式原子炉冷却系が検討
されている。

【０００４】また、原子炉の事故時において、原子炉固
有の出力制御能力、およびポンプなどの動的機器を使用
しない静的な冷却システムを有する受動的安全炉とし
て、例えば電気学会誌平成７年５月号Ｐ１９−Ｐ２４に
記載された原子炉が提案されている。これは、原子炉圧
力容器を内包する原子炉格納容器を内側格納容器と外側
格納容器の二重格納容器構造とし、内外格納容器間の空
間に、蒸気を導いて凝縮させ格納容器の圧力を抑制する
圧力抑制プールを兼ねた重力落下式原子炉冷却系の冷却
水プールを設けたものである。冷却水プールの水中と内
側格納容器空間部を流路で連通し、冷却水プール中の水
中と外側格納容器外の大気中にそれぞれ熱交換器を設け
て熱交換器間を閉流路で連通する。このとき、冷却水プ
ールにおける重力落下式原子炉冷却系の冷却水取り入れ
口は、冷却水プール中の熱交換器よりも上方に配置され
る。また、内側格納容器内に圧力容器の上部プレナムと
余熱除去熱交換器を設け、重力落下式原子炉冷却系の注
水管に逆止弁を介して接続される。

【０００５】これにより、原子炉一次系配管の破断等の
事故時において、重力落下により原子炉に冷却水が注水
されるとともに、内側格納容器内に流出した蒸気が冷却
水プール中に導かれて凝縮することにより、内外格納容
器内の圧力を抑制することができる。さらに、冷却水中
に伝えられた熱は、冷却水プール中の熱交換器から閉流
路を通して大気中に設けた熱交換器に冷却水の自然循環
により伝えられ、大気中に放出される。冷却水プールに
おいて重力落下式原子炉冷却系の冷却水取り入れ口より
プール液面が低下した後は、圧力容器内の蒸気が内側格
納容器内に設置された余熱除去熱交換器に流入し、冷却
水プールの冷却水により冷却、凝縮され逆止弁を介して
圧力容器内に注水される。冷却水プールの冷却水は、余
熱除去熱交換器により加熱されるが、この冷却水は冷却
水プール中の熱交換器により冷却される。したがって、
冷却水プール中の熱交換器から大気中の熱交換器による
放熱が長期に渡って継続することにより、動的機器を用
いることなく原子炉を冷却できる。

【０００６】また、別の方式による静的な冷却システム
を有する受動的安全炉として、ＩＣＯＮＥ５−２１６６
に記載された原子炉が提案されている。これは、原子炉
圧力容器を内包する原子炉格納容器の上部外側に、蒸気
を導いて凝縮させ格納容器の圧力を抑制する圧力抑制プ
ールを有する付加的な格納容器を設けたものである。圧
力抑制プールの水中と格納容器内はベント管により連通
される。また、圧力抑制プール水中に、原子炉圧力容器
内の蒸気を導いて凝縮する熱交換器を設けて、凝縮水を
原子炉圧力容器に注水するとともに、圧力抑制プールの
水中と外側格納容器外の大気中にそれぞれ熱交換器を設
けて熱交換器間を閉流路で連通する。

【０００７】これにより、原子炉一次系配管の破断等の
事故時において、原子炉圧力容器内の蒸気の凝縮水が重
力落下により原子炉に注水されるとともに、原子炉圧力
容器内およびベント管を通した格納容器内の蒸気の流入
により圧力抑制プールに伝えられた熱が、圧力抑制プー
ル中の熱交換器から閉流路を通して大気中に設けた熱交
換器に冷却水の自然循環により伝えられ、大気中に放出
される。圧力抑制プール中の熱交換器から大気中の熱交
換器による放熱が長期に渡って継続することにより、動
的機器を用いることなく原子炉を冷却できる。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】現行および現在検討中
の次世代の原子炉では、原子炉一次系配管の破断等の事
故時において、圧力抑制プール内に、蒸気とともに格納
容器内に存在した不凝縮性気体が流入し、蒸気の分圧と
不凝縮性気体の分圧の和が圧力抑制プールおよびその上
部空間にかかるため、圧力抑制プールおよびその上部空
間の容積を拡大して圧力を下げるか、格納容器の耐圧を
高める必要があった。圧力抑制プールおよびその上部空
間の容積を拡大するためには格納容器の容積を拡大する
ことが必要であり、この場合は、格納容器構造材の物量
が増加するため、原子炉の製造に係わる経済性が低下す
る問題点があった。格納容器の耐圧を高める場合も同様
に、格納容器構造材の物量が増加するため、原子炉の製
造に係わる経済性が低下する問題点があった。

【０００９】また、現在の原子炉では、高圧注水系、低
圧注水系等の冷却系により冷却水を圧力容器内に注水し
炉心を冷却できるが、これらは電動ポンプあるいは蒸気
タービン駆動ポンプを必要とするため、信頼性の向上の
ためにポンプ等の動的機器を必要としない冷却系が望ま
れている。

【００１０】電気学会誌平成７年５月号Ｐ１９−Ｐ２４
に示した例では、原子炉一次系配管の破断等の事故時に
おいて、内側格納容器から蒸気とともに格納容器内に存
在した不凝縮性気体が流入し、蒸気の分圧と不凝縮性気
体の分圧の和が外側格納容器にかかるため、この場合も
格納容器の耐圧を高める必要があった。したがって、格
納容器構造材の物量が増加するため、原子炉の製造に係
わる経済性が低下する問題点があった。

【００１１】また、静的な冷却システムである重力落下
式原子炉冷却系において、逆止弁を用いて通常運転時の
圧力容器からの冷却水の逆流を防止しているが、逆止弁
の閉止等の故障によって冷却系が機能しない場合につい
ては考慮されていない。

【００１２】さらに、冷却水プール中の水中の熱交換器
と大気中の熱交換器を連通して除熱する方法では、両熱
交換器における伝熱形態が自然対流熱伝達であるため、
熱伝達が低く（除熱効率が低く）、熱交換器を大型化す
る必要がある。

【００１３】次に、ＩＣＯＮＥ５−２１６６に示した例
では、原子炉一次系配管の破断等の事故時において、圧
力抑制プール内に、蒸気とともに格納容器内に存在した
不凝縮性気体が流入し、蒸気の分圧と不凝縮性気体の分
圧の和が圧力抑制プールにかかるため、はやり格納容器
の耐圧を高める必要があった。したがって、格納容器構
造材の物量が増加するため、原子炉の製造に係わる経済
性が低下する問題点があった。

【００１４】また、静的な冷却システムである原子炉圧
力容器への凝縮水注水系において、弁を用いて通常運転
時に圧力容器から隔離しているが、弁の閉止等の故障に
よって冷却系が機能しない場合については考慮されてい
ない。

【００１５】さらに、圧力抑制プール中の水中の熱交換
器と大気中の熱交換器を連通して除熱する方法では、両
熱交換器における伝熱形態が自然対流熱伝達であるた
め、熱伝達が低く（除熱効率が低く）、熱交換器を大型
化する必要がある。

【００１６】以上の従来技術は、原子炉の設計時に想定
される事故事象を対象として、安全系が設計されてい
る。これに加えて、受動的安全炉の目的は、究極的な原
子炉の固有安全性を確保することにある。したがって、
設計の想定を超える苛酷な事故事象、例えば冷却水の注
水に失敗し原子炉炉心が溶融して圧力容器の下部ヘッド
上に落下するような事象、いわゆるシビアアクシデント
への対策についても考慮する必要がある。

【００１７】本発明の第１目的は、格納容器を大型化す
ること無く、原子炉一次系の配管破断等の事故時におい
て、格納容器の圧力を低減し、安全で経済的な原子炉を
提供することである。

【００１８】本発明の第２目的は、原子炉の事故時にポ
ンプ等の動的機器を必要としない信頼性の高い冷却シス
テムを備えた原子炉を提供することである。

【００１９】本発明の第３目的は、シビアアクシデント
において、弁を含めて動的機器を必要とせず、自然力の
みで冷却できる安全性の高い冷却システムを備えた原子
炉を提供することである。

【００２０】本発明の第４目的は、弁等の動的機器を削
除して自然力を用いるとともに、外部から操作すること
なく長期の冷却を維持できる安全性と信頼性の高い冷却
システムを備えた原子炉を提供することである。

【００２１】本発明の第５目的は、除熱効率が高くかつ
冷却系配管の単一破断により格納容器内部の冷却材が格
納容器外に流出することがなく、長期冷却性と安全性お
よび信頼性の高い冷却システムを備えた原子炉を提供す
ることである。

【００２２】

【課題を解決するための手段】（１）上記第１および第
２目的を達成するために、本発明は、炉心を内蔵する圧
力容器と、前記圧力容器を取り囲む格納容器とを備えた
原子炉において、前記圧力容器の配置領域を除いて前記
格納容器内部を上下方向に３区分して上部を冷却水を有
する圧力抑制プール、中央部を給水管や主蒸気管などを
配置するドライウェル、下部を圧力抑制空間であるウエ
ットウェルとし、前記ドライウェルと前記圧力抑制プー
ルを複数のベント管で連通し、前記圧力抑制プールと前
記圧力容器との間に隔離弁を有する複数の重力落下注水
管を配置して構成される重力注水設備を設け、前記重力
落下注水管の上端を前記ベント管の出口より高い位置に
配置すると共に、前記圧力抑制プールの上部空間と前記
ウエットウェルを複数の連通管で連通するものとする。

【００２３】これにより格納容器を大型化すること無
く、原子炉一次系の配管破断等の事故時において、格納
容器の圧力を低減できるので、圧力の低下による安全性
と格納容器の設計を最適化できる経済性の高い原子炉を
提供することができる。

【００２４】（２）また、上記第２目的を達成するため
に、本発明は、上記（１）において、前記圧力抑制プー
ルと前記ドライウェルの下部との間に複数の圧力容器下
部冠水管を配置して構成される圧力容器下部冠水設備を
設け、前記圧力容器下部冠水管の上端を前記ベント管の
出口より高い位置に配置したものとする。

【００２５】これによりポンプ等の動的機器を使用する
ことなく圧力抑制プールの冷却水を圧力容器に注水でき
るとともに、圧力容器の下部を冠水して外部から冷却で
きるので、安全機器の信頼性向上およびシビアアクシデ
ントまでを対象とする安全性と機器の簡素化による経済
性の高い原子炉を提供することができる。

【００２６】（３）上記（１）または（２）において、
好ましくは、前記圧力抑制プールの上端を前記圧力容器
の上端と前記格納容器の上部に位置する運転床との間に
配置する。

【００２７】これにより圧力抑制プール水を圧力容器に
注水する場合に、注水水頭を増加させることが可能であ
り、安全性の高い原子炉を提供することができる。

【００２８】（４）また、上記（１）〜（３）のいずれ
かにおいて、好ましくは、前記圧力抑制プールを複数に
区分する。

【００２９】これにより圧力抑制プールから圧力容器へ
の注水系統を多重系にでき、安全設備の信頼性を向上で
きるので、安全性の高い原子炉冷却システムを提供する
ことができる。

【００３０】（５）また、上記第３目的を達成するため
に、本発明は、上記（２）〜（４）のいずれかにおい
て、前記圧力容器下部冠水管の下部を複数の系統に分岐
し、少なくとも１系統は隔離弁を介して前記ドライウェ
ルの下部空間に開口させ、少なくとも１系統は前記圧力
容器の底部の外表面に接して配置した溶融弁に接続した
ものとする。

【００３１】これにより原子炉炉心が溶融して落下した
場合は自然に溶融弁が開き、自然現象を用いて注水を開
始するので、シビアアクシデントにおいて、弁を含めて
動的機器を必要とせず、自然力のみで冷却でき、安全設
備の信頼性向上による安全性の高い原子炉を提供するこ
とができる。

【００３２】（６）更に、上記第４目的を達成するため
に、本発明は、炉心を内蔵する圧力容器と前記圧力容器
を取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、前記炉
心より上方の前記格納容器内に、冷却液を封入しこの冷
却液中に熱交換器を内蔵した冷却容器を設け、前記熱交
換器と前記圧力容器を流入管と注水管で連結し、前記流
入管の下端と前記注水管の下端を原子炉運転時の水位よ
り低い位置で前記圧力容器内に開口させると共に、前記
冷却容器より上方の原子炉建屋の外部に放熱器を設け、
前記冷却容器の上端と前記放熱器を気体流入管で連通
し、前記放熱器と前記冷却容器を液体戻り管で連通して
構成される原子炉隔離時冷却設備を設けたものとする。

【００３３】これにより弁等の可動部を有する機器を用
いず、自然現象を用いて圧力容器に冷却水を注水し、炉
心で発生した熱を原子炉建屋外部に除熱できることか
ら、事故時の炉心冷却に対する安全設備の信頼性向上と
長期冷却性能向上による安全性の高い原子炉を提供する
ことができる。

【００３４】（７）また、上記第５目的を達成するため
に、本発明は、炉心を内蔵する圧力容器と前記圧力容器
を取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、前記格
納容器を少なくともドライウェルと圧力抑制プールで構
成し、前記圧力抑制プールの上部空間に熱媒体を封入し
た凝縮式熱交換器を配置し、この凝縮式熱交換器より上
方の原子炉建屋の外部に放熱器を設け、前記凝縮式熱交
換器と前記放熱器を液体戻り管と気体流入管で連通して
構成されるヒートパイプ式格納容器冷却設備を設けたも
のとする。

【００３５】これにより弁等の可動部を有する機器を用
いず、自然現象を用いて炉心で発生した熱を原子炉建屋
外部に除熱できるとともに、格納容器の圧力を抑制で
き、また伝熱形態が自然対流熱伝達でなく、冷媒の気
化、凝縮を利用するため、熱伝達が良く、高い除熱効率
が得られ、更に、凝縮式熱交換器の配管が破断する単一
破断では格納容器内部の冷却材が格納容器外に流出せ
ず、事故時の格納容器冷却に対する安全設備の信頼性向
上と長期冷却性能向上による安全性の高い原子炉を提供
することができる。

【００３６】（８）また、上記第１〜第５目的を達成す
るために、本発明は、炉心を内蔵する圧力容器と前記圧
力容器を取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、
前記圧力容器の配置領域を除いて前記格納容器内部を上
下方向に３区分して上部を冷却水を有する圧力抑制プー
ル、中央部を給水管や主蒸気管などを配置するドライウ
ェル、下部を圧力抑制空間であるウエットウェルとし、
前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを複数のベント
管で連通し、前記圧力抑制プールと前記圧力容器との間
に隔離弁を有する複数の重力落下注水管を配置して構成
される重力注水設備を設け、前記重力落下注水管の上端
を前記ベント管の上端より高い位置に配置すると共に、
前記圧力抑制プールの上部空間と前記ウエットウェルを
複数の連通管で連通し、前記圧力抑制プールと前記ドラ
イウェルの下部との間に複数の圧力容器下部冠水管を配
置して構成される圧力容器下部冠水設備を設け、前記圧
力容器下部冠水管の上端を前記ベント管の上端より高い
位置に配置し、前記圧力容器下部冠水管の下部を複数の
系統に分岐し、少なくとも１系統は隔離弁を介して前記
ドライウェルの下部空間に開口させ、少なくとも１系統
は前記圧力容器の底部の外表面に接して配置した溶融弁
に接続し、前記炉心より上方の前記格納容器内に、冷却
液を封入しこの冷却液中に熱交換器を内蔵した冷却容器
を設け、前記熱交換器と前記圧力容器を流入管と注水管
で連結し、前記流入管の下端と前記注水管の下端を原子
炉運転時の水位より低い位置で前記圧力容器内に開口さ
せると共に、前記冷却容器より上方の原子炉建屋の外部
に放熱器を設け、前記冷却容器の上端と前記放熱器を気
体流入管で連通し、前記放熱器と前記冷却容器を液体戻
り管で連通して構成される原子炉隔離時冷却設備を設
け、前記圧力抑制プールの上部空間に熱媒体を封入した
凝縮式熱交換器を配置し、この凝縮式熱交換器より上方
の原子炉建屋の外部に放熱器を設け、前記凝縮式熱交換
器と前記放熱器を液体戻り管と気体流入管で連通して構
成されるヒートパイプ式格納容器冷却設備を設けたもの
とする。

【００３７】これにより上記（１）〜（７）に記載の発
明を組み合わせた、安全性と信頼性および経済性の高い
原子炉を提供することができる。

【００３８】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を図面
を用いて説明する。

【００３９】本発明の第１の実施の形態による原子炉の
縦断面図を図１および図２に、概略横断面図を図３に、
作動原理図を図４〜図７に示す。ここで、図１は本実施
の形態の原子炉の一縦断面図、図２は、図１の原子炉を
異なる角度で見た縦断面図である。

【００４０】図１〜図３において、本実施の形態の原子
炉は圧力容器１を有し、圧力容器１は核燃料で構成され
る炉心３、シュラウド２、ドライヤ４、制御棒７を収納
し、かつ鉄筋コンクリート製の格納容器１１内に格納さ
れている。格納容器１１は、圧力容器１、主蒸気管５等
の機器を配置するドライウェル１２と、主蒸気管５の破
断等の原子炉事故時に蒸気をベント管１８を通して導い
て凝縮し、格納容器１１の圧力を抑制する、冷却水を有
する圧力抑制プール１４と、圧力抑制プール１４の上部
空間１５と連通管１９で連通した圧力抑制空間であるウ
ェットウェル１６とから構成される。主蒸気管５には、
自動減圧弁２１が取り付けられ、減圧された蒸気はクエ
ンチャー２２を通して、圧力抑制プール１４に放出され
る。

【００４１】本実施の形態では、格納容器１１の内部
を、圧力容器１の配置領域を除いて上下方向に３分割
し、上部を圧力抑制プール１４、中央部をドライウェル
１２、下部をウェットウェル１６とし、ドライウェル１
２と圧力抑制プール１４を複数のベント管１８で連通
し、圧力抑制プール１４の上部空間１５とウェットウェ
ル１６を複数の連通管１９で連通する。

【００４２】圧力抑制プール１４の上端は圧力容器１の
上端と格納容器１１の上部に位置する運転床９との間に
位置している。また、連通管１９の上部開口端は後述す
る不凝縮性ガスと蒸気との分離効果を高めるため圧力抑
制プール１４の上部空間１５の可能な限り上方に位置し
ている。

【００４３】また、圧力容器１と圧力抑制プール１４の
間に、隔離弁２３を有する複数の重力落下注水管２４を
設ける。重力落下注水管２４の上端はベント管１８の出
口１８ａより上方に位置している。

【００４４】圧力容器１内の炉心３より上方の格納容器
１１内に、冷却液を封入した冷却容器３１を設け、冷却
容器３１の液面より下方に熱交換器３４を設け、熱交換
器３４と圧力容器１内の通常運転時水位より下方を熱交
換器流入管３３と圧力容器注水管３５で連通する。熱交
換器流入管３３の圧力容器１内の開口端部（流入口）は
圧力容器注水管３５の圧力容器１内の開口端部（注水
口）よりも上方に位置している。また、冷却容器３１よ
りも上方の原子炉建屋外部の通風ダクト３９内に放熱器
３７を設けて、放熱器３７と冷却容器３１上部を気体流
入管３６で連通し、放熱器３７と冷却容器３１内を液体
戻り管３８で連通する。

【００４５】さらに、圧力抑制プール１４の上部空間１
５に熱媒体を封入した凝縮式熱交換器４１と、凝縮式熱
交換器４１より上方の格納容器１１外部の通風ダクト３
９に放熱器４３を設け、凝縮式熱交換器４１と放熱器４
３を液体戻り管４２と気体流入管４４で連通し、ヒート
パイプ式格納容器冷却設備を構成する。

【００４６】圧力抑制プール１４とドライウェル１２の
下部との間に複数の圧力容器下部冠水管５１を設け、圧
力容器下部冠水管５１の上端をベント管１８の出口１８
ａより高い位置に配置する。また、圧力容器下部冠水管
５１の下部を少なくとも２系統に分岐し、１系統は隔離
弁５２を介しドライウェル１２の下部空間に開口させ、
他の１系統は圧力容器１の底部の外表面に接して配置し
た溶融弁５３に接続する。

【００４７】圧力抑制プール１４は、図３に示すように
複数、例えば２つに区分され、各圧力抑制プール１４
ａ，１４ｂに上記の構成が備えられている。冷却容器３
１は周方向で圧力抑制プール１４ａ，１４ｂ間に位置し
ている。

【００４８】以下に、圧力容器１の配置領域を除いて格
納容器１１内部を上下方向に３分割し、上部を圧力抑制
プール１４、中央部をドライウェル１２、下部をウェッ
トウェル１６とした構成の作用を説明する。

【００４９】主蒸気管５の破断等の原子炉事故時には、
圧力容器１から流出した蒸気は、格納容器１１のドライ
ウェル１２内に流れ、ベント管１８から圧力抑制プール
１４に吹き込まれて凝縮する。これにより、格納容器１
１内の圧力上昇が抑制される。このとき、初期には、圧
力容器１から流出した蒸気が流入する前に格納容器１１
内にあった不凝縮性ガスが圧力抑制プール１４に流入
し、後期には蒸気とともに不凝縮性ガスが圧力抑制プー
ル１４に流入するため、格納容器１１内の圧力が不凝縮
性ガスの分圧分高くなる問題がある。本実施の形態で
は、上部空間１５内において、初期に流入した不凝縮性
ガスが連通管１９を通りウェットウェル１６に移行する
とともに、後期には比重の軽い不凝縮性ガスが上部空間
１５に蓄積し、連通管１９を通りウェットウェル１６に
移行するため、上部空間１５内の不凝縮性ガスの分圧が
低下し、格納容器１１の圧力上昇を防止することができ
る。

【００５０】図４に事故時の作動原理図を、図５に従来
と本発明の圧力抑制の効果を比較検討した結果を示す。
ここで、従来の原子炉としては、格納容器内に配置され
る圧力抑制プール１４の上部空間１５を本発明で設けた
ウェットウェル１６と同じ容積まで拡大したものを想定
した。

【００５１】図４（１）は原子炉の通常運転時の状態で
ある。一次系配管破断等の事故時には、図４（２）に示
すように、初期にドライウェル１２内の不凝縮性ガスが
ベント管１８を通って圧力抑制プール１４に流入し、圧
力抑制プール１４の上部空間１５に存在した不凝縮性ガ
スとともに、連通管１９を通りウェットウェル１６に流
入する（図５（２）のｔ１）。次に、配管破断箇所から
流出した蒸気が圧力抑制プール１４に流入し、プール水
により凝縮する。圧力抑制プール１４の上部空間１５内
は、プール上方に残った不凝縮性ガスとプール水の飽和
圧力に対する蒸気圧の蒸気で満たされる（図５（２）の
ｔ１→ｔ２→ｔ３）。さらに蒸気の流入が続くと、比重
の軽い不凝縮性ガスは連通管１９を通り、ウェットウェ
ル１６に流入するする。このときの圧力抑制プール圧力
すなわち格納容器圧力は、従来の原子炉では、図５
（１）に示すように、不凝縮性ガス分圧と蒸気分圧の和
となるが、本発明の原子炉では不凝縮性ガスをウェット
ウェル１６に、蒸気を圧力抑制プール１４に分離するた
め、図５（２）に示すように、格納容器圧力はそれぞれ
の分圧のうち、高いほうの圧力となる。つまり、圧力抑
制プール１４水温が低い場合は、不凝縮性ガスの分圧が
高いため、圧力抑制プール１４上部に不凝縮性ガスが残
り、格納容器圧力は不凝縮性ガスの圧力に等しくなる
（図５（２）のｔ１→ｔ２→ｔ３）。これに対して、圧
力抑制プール１４水温が高い場合は、蒸気分圧が高いた
め、格納容器圧力は蒸気分圧に等しくなるとともに、図
４（３）に示すように、蒸気の一部がウェットウェル１
６に流れ込む（図５（２）のｔ３→ｔ４→ｔ５）。図４
（４）は事象静定後の状態である。

【００５２】ウェットウェル１６の体積がドライウェル
１２および下部ドライウェル１３の体積の和と等しい場
合について計算すると、不凝縮性ガス分圧は約２気圧と
なり、蒸気分圧はプール水温１６０度において約５気圧
である。したがって、従来の技術では格納容器圧力は約
７気圧に達する。これに対して、本発明では格納容器圧
力が約５気圧に抑制される。このように、事故時の圧力
上昇を抑制できることにより、原子炉の安全性が向上す
るとともに、格納容器の設計圧力を低減できて構造材の
強度を最適化できるため、原子炉の製造に係わる経済性
が向上する。

【００５３】また、本発明では、格納容器１１の上部に
圧力抑制プール１４を配置し、これに重力落下式注水系
の水源を兼ねさせ、現行の原子炉で圧力抑制プールが配
置されていた下部ドライウェル周囲の余った場所をウェ
ットウェル１６の設置スペースとして利用している。こ
のため、本発明の原子炉の格納容器は基本的に現行の原
子炉の格納容器と同じ大きさでよい。つまり、格納容器
を大型化すること無く、上記のように事故時の圧力上昇
を抑制できる。このため、上記の検討で想定した原子炉
の格納容器や、ウェットウェル１６を圧力抑制プール１
４より上方に設置して同じ効果を持たせたものと比較し
て、格納容器の寸法を小さくできるので、原子炉の製造
に係わる経済性がさらに向上する。

【００５４】次に、格納容器１１内に、冷却容器３１を
設け、熱交換器３４を冷却容器３１内に設置し、熱交換
器３４と圧力容器１内を圧力容器注水管３５と熱交換器
流入管３３で連結し、格納容器１１外部に放熱器３７を
設けて、放熱器３７と冷却容器３１上部を気体流入管３
６と液体戻り管３８で連通した構成の作用を図６により
説明する。

【００５５】図６（１）に示すように、原子炉の通常運
転時には、圧力容器注水管３５と熱交換器流入管３３
は、圧力容器１内の水位より下方に開口し、内部が冷却
水で満たされているため、圧力容器１内と熱交換器３４
の間には流動が生じない。主蒸気管５の破断等の原子炉
事故時には、図６（２）に示すように、冷却水が圧力容
器１外に流出し、圧力容器１内の水位が低下する。これ
により、圧力容器注水管３５と熱交換器流入管３３およ
び熱交換器３４内の冷却水は、圧力容器１内に流下し、
図６（３）に示すように、圧力容器注水管３５と熱交換
器流入管３３および熱交換器３４内は蒸気で満たされ
る。熱交換器３４内では、冷却容器３１内の冷却水によ
る除熱で蒸気が凝縮し、図６（４）に示すように、凝縮
水が圧力容器注水管３５を下降し、圧力容器１内に注水
される。凝縮水の下降により熱交換器流入管３３から新
たに圧力容器１内の蒸気が吸い込まれ、熱交換器３４内
の凝縮と圧力容器１内への凝縮水の注水が継続する。

【００５６】一方、熱交換器３４内の凝縮により冷却容
器３１内の冷却水に熱が伝えられるため、冷却容器３１
内の冷却水は沸騰する。この沸騰による蒸気は、図６
（４）に示すように、気体流入管３６に流入し、放熱器
３７で原子炉建屋外部の通風ダクト３９内の大気により
冷却され凝縮する。放熱器３７の凝縮水は、液体戻り管
３８を通って冷却容器３１に循環する。これにより、炉
心３で発生した熱は、熱交換器３４、冷却容器３１、放
熱器３７を通して、通風ダクト３９を自然対流する大気
に伝えられ、格納容器１１が冷却される。

【００５７】以上の除熱は、ポンプ、弁等の機器を全く
用いておらず、配管と熱交換器のみで達成され、冷却水
量に制限されないとともに、大気による除熱が永久に続
くため、事故事象が完全に収束するまで長期の冷却が可
能である。また、圧力容器１から流入する蒸気を熱交換
器３４で隔離し、冷却容器３１内の冷却水が放熱器３７
で隔離する二重隔離構造のため、放射能を有する一次冷
却水の格納容器１１外への流出を重ねて防止できる。

【００５８】次に、圧力抑制プール１４の上部空間１５
に熱媒体を封入した凝縮式熱交換器４１を設け、格納容
器１１外部に放熱器４３を設け、凝縮式熱交換器４１と
放熱器４３を液体戻り管４２と気体流入管４４で連通し
た構成の作用を図７により説明する。

【００５９】図７（１）は原子炉の通常運転時の状態で
あり、図７（２）〜（４）は、それぞれ、主蒸気管５の
破断等の原子炉事故時における重力落下式注水系作動
時、重力落下式注水系非作動時、全ての弁の非作動時の
状態を示す図である。

【００６０】図７の例えば図７（２）に示すように、主
蒸気管５の破断等の原子炉事故時にドライウェル１２に
流出した蒸気は、ベント管１８から圧力抑制プール１４
に流入し凝縮される。凝縮により蒸気の潜熱は、圧力抑
制プール１４の冷却水に伝わり、冷却水温度および上部
空間１５の圧力が上昇する。上部空間１５の圧力を抑制
するためには、長期に渡って上部空間１５内を冷却する
必要がある。本実施の形態におけるヒートパイプ式格納
容器冷却設備では、上部空間１５内の蒸気を凝縮式熱交
換器４１により凝縮し、除熱する。凝縮式熱交換器４１
内の熱媒体は、加熱されて気化し、気体流入管４４内か
ら放熱器４３に流れ、原子炉建屋外部の通風ダクト３９
を自然対流する大気により冷却されて凝縮する。その凝
縮水は、液体戻り管４２から凝縮式熱交換器４１に循環
する。これにより、炉心３で発生した熱は、ドライウェ
ル１２、ベント管１８、上部空間１５、凝縮式熱交換器
４１、放熱器４３を通して、原子炉建屋外部の通風ダク
ト３９内の大気に伝えられ、格納容器１１が冷却され
る。

【００６１】以上の除熱は、ポンプ、弁等の機器を全く
用いておらず、配管と熱交換器のみで達成され、冷却水
量に制限されないとともに、大気による除熱が永久に続
くため、事故事象が完全に収束するまで長期の冷却が可
能である。

【００６２】また、伝熱形態が自然対流熱伝達でなく、
冷媒の気化、凝縮を利用するため、熱伝達が良く、高い
除熱効率が得られる。

【００６３】更に、上部空間１５内の凝縮式熱交換器４
１の配管が破断する単一破断では格納容器１１内部の冷
却材が格納容器外に流出することがなく、原子炉の安全
性と信頼性が向上する。

【００６４】また、不凝縮性ガスはウェットウェル１６
に流入しており、上部空間１５の不凝縮性ガス濃度は低
くなっているため、上部空間１５に配置した凝縮式熱交
換器４１の伝熱が良好となり、凝縮式熱交換器４１を小
型化することができる。

【００６５】次に、圧力容器１と圧力抑制プール１４の
間に隔離弁２３を有する複数の重力落下注水管２４を設
け、圧力抑制プール１４とドライウェル１２の間に複数
の圧力容器下部冠水管５１を設け、重力落下注水管２４
の上端および圧力容器下部冠水管５１の上端を圧力抑制
プール１４のベント管１８出口より上方に配置した構成
の作用を図７により説明する。

【００６６】図７（２）に示すように、主蒸気管５の破
断等の原子炉事故時には、圧力容器１内の圧力が低下し
た時点で隔離弁２３を開くことにより、圧力抑制プール
１４内の冷却水を圧力容器１内に注水できる。このと
き、圧力抑制プール１４のベント管１８からの蒸気凝縮
作用を妨げないように、重力落下注水管２４の上端はベ
ント管１８より上方としている。また、圧力容器１内が
高圧の場合には、自動減圧弁２１が開き、クエンチャー
２２から圧力抑制プール１４中に蒸気が吹き込まれ、圧
力容器１内の圧力が低下して、重力落下注水管２４から
圧力容器１内への注水が可能となる。

【００６７】また、万が一、重力落下注水管２４の隔離
弁２３が開かず重力落下式注水系が作動しない状態を仮
定した場合、図７（３）に示すように、圧力容器下部冠
水管５１の隔離弁５２を開き、圧力抑制プール１４内の
冷却水を下部ドライウェル下部１３に注水する。下部ド
ライウェル１３に冷却水を満たすことにより、圧力容器
１の下部ヘッドの外側が冷却水に浸り、圧力容器１の内
部は下部ヘッド壁面の熱伝導を介して冷却される。

【００６８】次に、万が一、圧力容器１内の冷却水水位
がさらに低下し炉心が露出した場合、あるいは全ての弁
が作動せず冷却水が圧力容器１および下部ドライウェル
１３に注水されず炉心が露出した場合、炉心が溶融し圧
力容器１下部ヘッド上に落下するようなシビアアクシデ
ントに至る可能性がある。このようなシビアアクシデン
トでは、炉心溶融物を圧力容器１の内部に保持すること
が安全上重要である。このような溶融炉心の落下に至
る、シビアアクシデントを仮定した場合の作用を説明す
る。

【００６９】図７（４）に示すように、全ての弁が作動
せず、圧力容器１内の冷却水が失われ、炉心３が溶融し
て圧力容器１の下部ヘッドに落下すると、圧力容器１の
下部ヘッド壁面温度が上昇し、外表面に接して配置され
た溶融弁５３が溶融して開口する。圧力抑制プール１４
の冷却水が、圧力容器下部冠水管５１を通して、下部ド
ライウェル１３に流入し、圧力容器１の下部ヘッド外表
面が冷却される。これにより、圧力容器１の下部ヘッド
上に落下した溶融炉心が冷却され、圧力容器１の破損が
回避される。溶融炉心からの熱は、圧力容器１下部ヘッ
ドの熱伝導とドライウェル下部空間１３の冷却水への熱
伝達、発生した蒸気の圧力抑制プール１４への吹き込
み、熱交換器３４あるいは凝縮式熱交換器４１、放熱器
４３を通して、原子炉建屋外部の通風ダクト３９を自然
対流する大気に伝えられる。

【００７０】以上の除熱は、ポンプ、弁等の機器を全く
用いておらず、配管と溶融弁のみで達成され、冷却水量
に制限されないとともに、大気による除熱が永久に続く
ため、シビアアクシデント事象が完全に収束するまで長
期の冷却が可能である。

【００７１】本発明の第２の実施の形態による原子炉を
図８により説明する。図８は第２の実施の形態による原
子炉建屋の縦断面図である。

【００７２】本実施の形態では、鋼製格納容器に対して
第１の実施の形態に示した原子炉設備を適用したもので
ある。

【００７３】図８において、圧力容器１は鋼製格納容器
１１１に格納される。鋼製格納容器１１１は、圧力容器
１、主蒸気管５等の機器を配置するをドライウェル１１
２と、主蒸気管５破断等の原子炉事故時に蒸気をベント
管１１８を通して導いて凝縮し鋼製格納容器１１１の圧
力を抑制する、冷却水を有する圧力抑制プール１１４
と、圧力抑制プール１１４の上部空間１１５と連通管１
１９で連通した圧力抑制空間であるウェットウェル１１
６とから構成される。主蒸気管５には、自動減圧弁１２
１が取り付けられ、減圧された蒸気はクエンチャー１２
２を通して、圧力抑制プールに放出される。

【００７４】本実施の形態では、鋼製格納容器１１１の
内部を、圧力容器１の配置領域を除いて上下方向に３分
割し、上部を圧力抑制プール１１４、中央部をドライウ
ェル１１２、下部をウェットウェル１１６とし、ドライ
ウェル１１２と圧力抑制プール１１４を複数のベント管
１１８で連通し、圧力抑制プール１１４の上部空間１１
５とウェットウェル１１６を複数の連通管１１９で連通
する。

【００７５】圧力抑制プール１１４の上端は圧力容器１
の上端と格納容器１１１の上部に位置する運転床９との
間に位置している。また、連通管１１９の上部開口端は
後述する不凝縮性ガスと蒸気との分離効果を高めるため
圧力抑制プール１１４の上部空間１１５の可能な限り上
方に位置している。

【００７６】また、圧力容器１と圧力抑制プール１１４
の間に、隔離弁１２３を有する複数の重力落下注水管１
２４を設ける。重力落下注水管１２４の上端はベント管
１１８の出口１１８ａより上方に位置している。

【００７７】圧力容器１の炉心３より上方の鋼製格納容
器１１１内に、図示していないが、第１の実施の形態で
図１に示したのと同様に、冷却液を封入した冷却容器を
設け、冷却容器の液面より下方に熱交換器を設け、熱交
換器と圧力容器１内の通常運転時水位より下方を圧力容
器注水管と流入管で連通する。冷却容器よりも上方の原
子炉建屋外部の通風ダクト１３９内に放熱器を設けて、
放熱器と冷却容器上部を気体流入管で連通し、放熱器と
冷却容器内を液体戻り管で連通する。

【００７８】さらに、圧力抑制プール１１４の上部空間
１１５に熱媒体を封入した凝縮式熱交換器１４１と、凝
縮式熱交換器１４１より上方の鋼製格納容器１１１外部
の通風ダクト１３９に放熱器１４３を設け、凝縮式熱交
換器１４１と放熱器１４３を液体戻り管１４２と気体流
入管１４４で連通し、ヒートパイプ式格納容器冷却設備
を構成する。

【００７９】圧力抑制プール１１４とドライウェル１１
２の下部との間に複数の圧力容器下部冠水管１５１を設
け、圧力容器下部冠水管１５１の上端をベント管１１８
の出口１１８ａより高い位置に配置する。また、圧力容
器下部冠水管１５１の下部を少なくとも２系統に分岐
し、１系統は隔離弁１５２を介しドライウェル１１２の
下部空間に開口させ、他の１系統は圧力容器１の底部の
外表面に接して配置した溶融弁１５３に接続する。

【００８０】本実施の形態の原子炉では、第１の実施の
形態による効果に加え、鋼製格納容器を用いることによ
り、格納容器の加工と機器および格納容器冷却設備の設
置、工事が容易になる効果がある。

【００８１】本発明の第３の実施の形態による原子炉を
図９により説明する。図９は、本実施の形態の原子炉建
屋の縦断面図である。

【００８２】本実施の形態は、第１および第２の実施の
形態で示した原子炉を地下あるいは半地下に設置する場
合のものである。

【００８３】図９において、本実施の形態では、図１に
示した放熱器３７に相当する放熱器１６３を地上の河
川、湖水、貯水池あるいは海中等からの水源１６０に配
置する。また、図示はしないが、図２に示した放熱器４
３に相当する放熱器も同様に水源１６０に配置する。

【００８４】本実施の形態では、放熱器１６３は大気中
の空気に対する放熱と比較して、水への放熱量が大きい
ため、格納容器１１の冷却性能がさらに向上する効果が
ある。

【００８５】本発明の第４の実施の形態による原子炉を
図１０により説明する。図１０は、本実施の形態の原子
炉建屋の縦断面図である。

【００８６】図１０において、本実施の形態では、冷却
容器３１内の液面より下方に設置した熱交換器３４と圧
力容器１内の通常運転時水位より下方を連通する熱交換
器流入管３３と圧力容器注水管３５に対し、熱交換器流
入管３３の流入管入口１６１を蒸気の流入の向きに対し
て水平より正の角度に傾斜させ、圧力容器注水管３５の
注水管入口１６２を冷却水の注水の向きに対して水平よ
り正の角度に傾斜させる。流入管入口１６１を蒸気の流
入の向きに対して水平より正の角度に傾斜させることに
より、流入管３３の曲がり部に冷却水が残留した場合に
残留冷却水を重力により排水できるので、残留冷却水が
蒸気の上昇を妨げる現象を防止できる。また、注水管入
口１６２を冷却水の注水の向きに対して水平より正の角
度に傾斜させることにより、注水管３５の曲がり部に気
相が残留した場合に残留気相を浮力により排気できるの
で、注水管３５の曲がり部に気相が残留した場合に冷却
水の下降を妨げる現象を防止できる。

【００８７】本実施の形態により、蒸気と冷却水の円滑
な流入と注水が可能となる。

【００８８】

【発明の効果】（１）格納容器を大型化すること無く、
原子炉一次系の配管破断等の事故時において、格納容器
の圧力を低減できるので、圧力の低下による安全性と格
納容器の設計を最適化できる経済性の高い原子炉を提供
することができる。

【００８９】（２）ポンプ等の動的機器を使用すること
なく圧力抑制プールの冷却水を圧力容器に注水できると
ともに、圧力容器の下部を冠水して外部から冷却できる
ので、安全機器の信頼性向上およびシビアアクシデント
までを対象とする安全性と機器の簡素化による経済性の
高い原子炉を提供することができる。

【００９０】（３）圧力抑制プール水を圧力容器に注水
する場合に、注水水頭を増加させることが可能であり、
安全性の高い原子炉を提供することができる。

【００９１】（４）圧力抑制プールから圧力容器への注
水系統を多重系にでき、安全設備の信頼性を向上できる
ので、安全性の高い原子炉冷却システムを提供すること
ができる。

【００９２】（５）原子炉炉心が溶融して落下した場合
は自然に溶融弁が開き、自然現象を用いて注水を開始す
るので、シビアアクシデントにおいて、弁を含めて動的
機器を必要とせず、自然力のみで冷却でき、安全設備の
信頼性向上による安全性の高い原子炉を提供することが
できる。

【００９３】（６）弁等の可動部を有する機器を用い
ず、自然現象を用いて圧力容器に冷却水を注水し、炉心
で発生した熱を原子炉建屋外部に除熱できることから、
事故時の炉心冷却に対する安全設備の信頼性向上と長期
冷却性能向上による安全性の高い原子炉を提供すること
ができる。

【００９４】（７）弁等の可動部を有する機器を用い
ず、自然現象を用いて炉心で発生した熱を原子炉建屋外
部に除熱できるとともに、格納容器の圧力を抑制でき、
また伝熱形態が自然対流熱伝達でなく、冷媒の気化、凝
縮を利用するため、熱伝達が良く、高い除熱効率が得ら
れ、更に、凝縮式熱交換器の配管が破断する単一破断で
は格納容器内部の冷却材が格納容器外に流出せず、事故
時の格納容器冷却に対する安全設備の信頼性向上と長期
冷却性能向上による安全性の高い原子炉を提供すること
ができる。

【００９５】（８）上記（１）〜（７）に記載の発明を
組み合わせた、安全性と信頼性および経済性の高い原子
炉を提供することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施の形態による原子炉建屋の
縦断面図である。

【図２】本発明の第１の実施の形態による図１と異なる
角度でみた原子炉建屋の縦断面図である。

【図３】本発明の第１の実施の形態による原子炉建屋の
横断面図である。

【図４】本発明の第１の実施の形態による圧力抑制プー
ルおよびウエットウェルに係わる構成の作動原理図であ
る。

【図５】従来と本発明の圧力抑制の効果を比較検討した
結果を示す図である。

【図６】本発明の第１の実施の形態による格納容器内に
設置した冷却容器に係わる構成の作動原理図である。

【図７】本発明の第１の実施の形態による圧力抑制プー
ルの上部空間に設置した凝縮式熱交換器に係わる構成、
重力落下注水管および圧力容器下部冠水管に係わる構成
の作動原理図である。

【図８】本発明の第２の実施の形態による原子炉建屋の
縦断面図である。

【図９】本発明の第３の実施の形態による原子炉建屋の
縦断面図である。

【図１０】本発明の第４の実施の形態による原子炉建屋
の縦断面図である。

【符号の説明】

１…圧力容器、２…シュラウド、３…炉心、４…ドライ
ヤ、５…主蒸気管、６…主蒸気隔離弁、７…制御棒、８
…制御棒駆動機構、９…運転床、１１…格納容器、１２
…ドライウェル、１３…下部ドライウェル、１４…圧力
抑制プール、１５…上部空間、１６…ウェットウェル、
１７…連通管、１８…ベント管、１９…連通管、２１…
自動減圧弁、２２…クエンチャー、２３…隔離弁、２４
…重力落下注水管、３１…冷却容器、３２…冷却水、３
３…流入管、３４…熱交換器、３５…注水管、３６…気
体流入管、３７…放熱器、３８…液体戻り管、３９…通
風ダクト、４１…凝縮式熱交換器、４２…液体戻り管、
４３…放熱器、４４…気体流入管、５１…圧力容器下部
冠水管、５２…隔離弁、５３…溶融弁、１１１…格納容
器、１１２…ドライウェル、１１３…下部ドライウェ
ル、１１４…圧力抑制プール、１１５…上部空間、１１
６…ウェットウェル、１１８…ベント管、１１９…連通
管、１２１…自動減圧弁、１２２…クエンチャー、１２
３…隔離弁、１２４…重力落下注水管、１３１…冷却容
器、１３２…冷却水、１３３…流入管、１３４…熱交換
器、１３５…注水管、１３６…気体流入管、１３７…放
熱器、１３８…液体戻り管、１３９…通風ダクト、１４
１…凝縮式熱交換器、１４２…液体戻り管、１４３…放
熱器、１４４…気体流入管、１５１…圧力容器下部冠水
管、１５２…隔離弁、１５３…溶融弁、１６０…水源、
１６１…流入管入り口、１６２…注水管出口、１６３…
放熱器

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 山下 淳一 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所原子力事業部内 Ｆターム(参考） 2G002 AA03 BA01 BA07 CA02 CA08 DA01 DA03 EA02 EA12 EA14

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉心を内蔵する圧力容器と、前記圧力容器
   を取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、 前記圧力容器の配置領域を除いて前記格納容器内部を上
   下方向に３区分して上部を冷却水を有する圧力抑制プー
   ル、中央部を給水管や主蒸気管などを配置するドライウ
   ェル、下部を圧力抑制空間であるウエットウェルとし、 前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを複数のベント
   管で連通し、前記圧力抑制プールと前記圧力容器との間
   に隔離弁を有する複数の重力落下注水管を配置して構成
   される重力注水設備を設け、前記重力落下注水管の上端
   を前記ベント管の出口より高い位置に配置すると共に、
   前記圧力抑制プールの上部空間と前記ウエットウェルを
   複数の連通管で連通することを特徴とする原子炉。
2. 【請求項２】請求項１記載の原子炉において、前記圧力
   抑制プールと前記ドライウェルの下部との間に複数の圧
   力容器下部冠水管を配置して構成される圧力容器下部冠
   水設備を設け、前記圧力容器下部冠水管の上端を前記ベ
   ント管の出口より高い位置に配置したことを特徴とする
   原子炉。
3. 【請求項３】請求項１または２記載の原子炉において、
   前記圧力抑制プールの上端を前記圧力容器の上端と前記
   格納容器の上部に位置する運転床との間に配置したこと
   を特徴とする原子炉。
4. 【請求項４】請求項１〜３のいずれか１項記載の原子炉
   において、前記圧力抑制プールを複数に区分したことを
   特徴とする原子炉。
5. 【請求項５】請求項２〜４のいずれか１項記載の原子炉
   において、前記圧力容器下部冠水管の下部を複数の系統
   に分岐し、少なくとも１系統は隔離弁を介して前記ドラ
   イウェルの下部空間に開口させ、少なくとも１系統は前
   記圧力容器の底部の外表面に接して配置した溶融弁に接
   続したことを特徴とする原子炉。
6. 【請求項６】炉心を内蔵する圧力容器と前記圧力容器を
   取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、 前記炉心より上方の前記格納容器内に、冷却液を封入し
   この冷却液中に熱交換器を内蔵した冷却容器を設け、前
   記熱交換器と前記圧力容器を流入管と注水管で連結し、
   前記流入管の下端と前記注水管の下端を原子炉運転時の
   水位より低い位置で前記圧力容器内に開口させると共
   に、前記冷却容器より上方の原子炉建屋の外部に放熱器
   を設け、前記冷却容器の上端と前記放熱器を気体流入管
   で連通し、前記放熱器と前記冷却容器を液体戻り管で連
   通して構成される原子炉隔離時冷却設備を設けたことを
   特徴とする原子炉。
7. 【請求項７】炉心を内蔵する圧力容器と前記圧力容器を
   取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、 前記格納容器を少なくともドライウェルと圧力抑制プー
   ルで構成し、 前記圧力抑制プールの上部空間に熱媒体を封入した凝縮
   式熱交換器を配置し、この凝縮式熱交換器より上方の原
   子炉建屋の外部に放熱器を設け、前記凝縮式熱交換器と
   前記放熱器を液体戻り管と気体流入管で連通して構成さ
   れるヒートパイプ式格納容器冷却設備を設けたことを特
   徴とする原子炉。
8. 【請求項８】炉心を内蔵する圧力容器と前記圧力容器を
   取り囲む格納容器とを備えた原子炉において、 前記圧力容器の配置領域を除いて前記格納容器内部を上
   下方向に３区分して上部を冷却水を有する圧力抑制プー
   ル、中央部を給水管や主蒸気管などを配置するドライウ
   ェル、下部を圧力抑制空間であるウエットウェルとし、 前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを複数のベント
   管で連通し、前記圧力抑制プールと前記圧力容器との間
   に隔離弁を有する複数の重力落下注水管を配置して構成
   される重力注水設備を設け、前記重力落下注水管の上端
   を前記ベント管の上端より高い位置に配置すると共に、
   前記圧力抑制プールの上部空間と前記ウエットウェルを
   複数の連通管で連通し、 前記圧力抑制プールと前記ドライウェルの下部との間に
   複数の圧力容器下部冠水管を配置して構成される圧力容
   器下部冠水設備を設け、前記圧力容器下部冠水管の上端
   を前記ベント管の上端より高い位置に配置し、 前記圧力容器下部冠水管の下部を複数の系統に分岐し、
   少なくとも１系統は隔離弁を介して前記ドライウェルの
   下部空間に開口させ、少なくとも１系統は前記圧力容器
   の底部の外表面に接して配置した溶融弁に接続し、 前記炉心より上方の前記格納容器内に、冷却液を封入し
   この冷却液中に熱交換器を内蔵した冷却容器を設け、前
   記熱交換器と前記圧力容器を流入管と注水管で連結し、
   前記流入管の下端と前記注水管の下端を原子炉運転時の
   水位より低い位置で前記圧力容器内に開口させると共
   に、前記冷却容器より上方の原子炉建屋の外部に放熱器
   を設け、前記冷却容器の上端と前記放熱器を気体流入管
   で連通し、前記放熱器と前記冷却容器を液体戻り管で連
   通して構成される原子炉隔離時冷却設備を設け、 前記圧力抑制プールの上部空間に熱媒体を封入した凝縮
   式熱交換器を配置し、この凝縮式熱交換器より上方の原
   子炉建屋の外部に放熱器を設け、前記凝縮式熱交換器と
   前記放熱器を液体戻り管と気体流入管で連通して構成さ
   れるヒートパイプ式格納容器冷却設備を設けたことを特
   徴とする原子炉。