JP2002156485A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JP2002156485A
JP2002156485A JP2000352543A JP2000352543A JP2002156485A JP 2002156485 A JP2002156485 A JP 2002156485A JP 2000352543 A JP2000352543 A JP 2000352543A JP 2000352543 A JP2000352543 A JP 2000352543A JP 2002156485 A JP2002156485 A JP 2002156485A
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pressure vessel
pressure
heat
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Masataka Hidaka
政隆 日▲高▼
Tadashi Fujii
正 藤井
Masaya Otsuka
雅哉 大塚
Naoyuki Yamada
直之 山田
Junichi Yamashita
淳一 山下
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
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Abstract

(57)【要約】 【課題】間接サイクル型原子炉において、原子炉圧力容
器内の崩壊熱を動的機器なしに除去して格納容器を小型
化して経済性を向上する。 【解決手段】間接サイクル型原子炉の熱交換器４に連通
する主蒸気管５を主蒸気隔離弁２５より上流側で分岐し
て分岐配管を圧力抑制プール１４内の熱交換器７２に隔
離弁６６を介して接続し、同様に給水管６も隔離弁６５
より上流側で分岐して分岐配管を熱交換器７２へ隔離弁
６６を介して接続し、隔離弁６５，６６を開いて崩壊熱
を熱交換器７２から圧力抑制プール１４内に放熱し、放
熱により凝縮した凝縮水を熱交換器４へ戻して圧力容器
１内を冷却する。また、圧力抑制プール１４内の熱は凝
縮式熱交換器４１から格納容器１１外の放熱器４３に移
行して格納容器１１外へ放熱される。

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１次
系の熱を熱交換により圧力容器外で利用する間接サイク
ル型原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の停止時に炉心で発生する崩壊熱
を除去する設備の１例として、例えば「原子力発電技術
読本（オーム社）」Ｐ.１７２ に記載される残留熱除去
系がある。これは、主復水器により１次系の温度を低下
させた後の崩壊熱を除去するもので、原子炉再循環ポン
プを利用して格納容器外の熱交換器により除熱を行うも
のである。また、主復水器故障等の場合に対して炉心隔
離時冷却系が設けられる。炉心の崩壊熱で発生した蒸気
は、逃し弁によって圧力抑制プールに放出され、水位の
低下は蒸気タービン駆動ポンプによって復水貯蔵タンク
を圧力容器内に注入して補う。
【０００３】第２の例として、炉心で発生した原子炉１
次系の熱を熱交換により圧力容器外で利用する原子炉に
おいて、原子炉停止時に炉心で発生する崩壊熱を除去す
る設備については、例えば特開平１−１７２８００号に
記載された崩壊熱除去装置がある。
【０００４】これは、圧力容器内の２次系熱交換器によ
り崩壊熱を熱交換し、発生した蒸気を格納容器外のプー
ル水中に設けたヒートパイプに導いて凝縮し、崩壊熱を
除去するものである。
【０００５】一方、第３の例として、炉心で発生した原
子炉１次系の熱を熱交換により圧力容器外で利用する原
子炉として、例えば特開昭５８−１５６８８号に記載さ
れた自然循環型原子炉がある。これは、圧力容器内の水
面上方と水面下方に熱交換器を設け、水面上方の熱交換
器では主に１次冷却水の凝縮により２次冷却水に熱を伝
え、水面下方の熱交換器では対流熱伝達により２次冷却
水に熱を伝える。
【０００６】水面下方の熱交換器は、炉心に流入する１
次冷却水のサブクール度の調整にも用いられる。熱交換
器を流入流出する２次冷却水は、圧力容器側面を貫通し
た流路によって、圧力容器外に連通する。
【０００７】第４の例として、特開昭６０−１３５８９
０号に記載された自然循環型原子炉がある。これは、シ
ュラウド上部にシュラウドより断面積の広い円筒状バッ
フル板を配置して、水面の噴流による盛り上がりを防止
するとともに、熱交換器に直接冷却水が接触して凝縮伝
熱性能が低下することを防止するものである。
【０００８】第５の例として、特開２０００−２２１２
９１に記載された熱供給原子炉がある。これは、シュラ
ウド上部に板状バッフル板を配置して、熱交換器に直接
冷却水が接触して凝縮伝熱性能が低下することを防止す
るものである。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】株式会社オーム社から
昭和４７年５月２０日に発行された「原子力発電技術読
本」第１版第４刷の第１７２頁から第１７３頁にかけて
示された例では、崩壊熱を除去するための動的機器から
なる系統を格納容器外部に引き回す必要があり、原子炉
の建設に係わる経済性が低下する問題点があった。
【００１０】さらに、間接サイクルにおいて、主復水器
が使用できない場合に、１次系を冷却するとともに、格
納容器内に対する１次系冷却水の流出を防止する設備も
重要である。特開平１−１７２８００号公報に示した例
においても、崩壊熱を除去するための系統を格納容器外
部に引き回す必要があり、原子炉の建設に係わる経済性
が低下する問題点があった。
【００１１】また、特開昭５８−１５６８８号公報に示
した例では、圧力容器の水位より下方にノズル等の開口
部があるため、通常は起こり得ないことではあるが、開
口部が破損した場合に、１次冷却水が流出する可能性が
あった。
【００１２】このため、１次冷却水の流出を考慮した安
全系を設置する必要があった。また、圧力容器のメンテ
ナンス時に熱交換器を取り外す場合に、圧力容器の上部
蓋を空けた後、圧力容器壁から熱交換器を取り外した
後、上部に引き抜く操作を行う必要があった。
【００１３】次に、特開昭６０−１３５８９０号公報お
よび特開２０００−２２１２９１号公報に示した例で
は、バッフル板の外側の熱交換器を収納する空間部が狭
くなるため、熱交換器の伝熱面積が制限される。したが
って、出力を確保するためには、熱交換器を高くする必
要があった。このため、圧力容器および格納容器の高さ
が高くなり、原子炉の建設に係わる経済性が低下する問
題点があった。
【００１４】本発明の第１目的は、主復水器が使用でき
ないような故障，熱交換器の破損および事故時に、１次
系の冷却水が格納容器外部に漏洩することがない安全性
の高い原子炉を提供することである。
【００１５】第２目的は、１次冷却水の流出する可能性
が低く安全性の高い原子炉および圧力容器メンテナンス
時の操作性の容易な原子炉を提供することである。
【００１６】第３目的は、原子炉圧力容器および格納容
器を小型化した経済性の高い原子炉を提供することであ
る。
【００１７】第４目的は、原子炉の熱出力を高めた経済
性の高い原子炉および運転性の高い原子炉を提供するこ
とである。
【００１８】第５目的は、原子炉の熱出力をさらに高め
た経済性の高い原子炉を提供することである。
【００１９】
【課題を解決するための手段】上記第１目的は、炉心で
加熱された１次冷却水により加熱されタービンあるいは
熱供給のための蒸気を発生する熱交換器を圧力容器内に
設け、格納容器内の圧力抑制プール水中に熱交換器を設
け、圧力容器内の熱交換器の２次蒸気の流路を分岐して
隔離弁により圧力抑制プール内の熱交換器に連通し、圧
力容器内の熱交換器の２次冷却水の流路を分岐して隔離
弁により圧力抑制プール内の熱交換器に連通し、原子炉
隔離時に炉心で発生した崩壊熱を圧力容器内の熱交換器
で熱交換し、崩壊熱で発生した蒸気を圧力抑制プール内
の熱交換器で凝縮するとともに、凝縮水を圧力容器内の
熱交換器に供給することにより達成される。
【００２０】上記第２目的は、炉心で加熱された１次冷
却水により加熱されタービンあるいは熱供給のための蒸
気を発生する熱交換器を圧力容器内に設け、熱交換器で
発生する２次蒸気および熱交換器に供給する２次冷却水
の流路を前記圧力容器の上部から挿入するとともに、熱
交換器を圧力容器内の水位より上方に設け、熱交換器に
おいて１次冷却水の蒸気を凝縮して２次冷却水に熱を伝
えること、熱交換器を制御棒駆動軸とともに圧力容器の
上部蓋に支持することにより達成される。
【００２１】上記第３目的は、シュラウド上方にシュラ
ウドより流路断面積の狭い環状バッフル板を設け、熱交
換器を圧力容器内部でかつバッフル板の外側に設けると
ともに、シュラウド上部とバッフル板の間に間隙を設け
ることにより達成される。また、バッフル板の内部に前
記シュラウド内からバッフル板内に流入する二相流冷却
水の流れに直交するバッフル板を１枚以上設け、直交す
るバッフル板面に複数の流路口を設けることにより達成
される。さらに、直交するバッフル板を複数設ける場合
に、直交するバッフル板面の複数の流路口を各直交する
バッフル板で異なる位置に設け、シュラウド内からバッ
フル板内に流入する二相流冷却水の流れの向きを各直交
するバッフル板間で変化させて気水分離効果を与えるこ
とにより達成される。
【００２２】上記第４目的は、圧力容器内のバッフル板
の内側に炉心で加熱された１次冷却水により加熱されタ
ービンあるいは熱供給のための蒸気を発生する熱交換器
あるいは蒸気を過熱する過熱器を設けること、およびダ
ウンカマ内に前記２次冷却水の予熱器を設けることによ
り達成される。
【００２３】上記第５目的は、バッフル板の内部にシュ
ラウド内からバッフル板内に流入する二相流冷却水の流
れに直交してバッフル板を１枚以上設け、直交するバッ
フル板面に複数の流路孔を設け、複数の流路孔を各直交
するバッフル板で異なる位置に設けることにより達成さ
れる。
【００２４】
【発明の実施の形態】本発明の好適な一実施例である原
子炉を、以下に説明する。第１実施例を適用した原子炉
格納容器の縦断面図を図１，図２に示す。核燃料で構成
される炉心３，シュラウド２，制御棒７を収納する圧力
容器１は、格納容器１１に格納される。格納容器１１
は、圧力容器１を設置するドライウエル１２と、主蒸気
管５破断等の原子炉事故時に蒸気をベント管１８を通し
て凝縮し、格納容器１１の圧力を抑制する圧力抑制プー
ル１４，圧力抑制プール１４の上部空間１５と連通管１
９で連通したウエットウエル１６から構成される。圧力
容器１内とクエンチャー２２の間には、自動減圧弁２１
を備えた配管が取り付けられ、圧力容器１内の蒸気はク
エンチャー２２を通して、圧力抑制プール１４に放出可
能とされる。この鉄筋コンクリート製格納容器１１は、
圧力容器１の配置領域を除いて上下方向に３分割され、
上部を冷却水を有する圧力抑制プール１４，中央部を主
蒸気管５、等の機器を配置するドライウエル１２、下部
を圧力抑制空間であるウエットウエル１６とし、ドライ
ウエル１２と圧力抑制プール１４は、複数のベント管１
８で連通される。また、圧力容器１と圧力抑制プール１
４の間に、隔離弁２３を有する複数の重力落下注水管２
４が設けられる。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が設けら
れ、冷却容器３１の液面より下方に熱交換器３４が設け
られ、熱交換器３４と圧力容器１内の通常運転時水位よ
り下方が圧力容器注水管３５と流入管３３で連通され
る。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が設けられ、放熱器３７と冷却
容器３１上部が気体流入管３６で連通され、放熱器３７
と冷却容器３１内が液体戻り管３８で連通される。
【００２５】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
３９に放熱器４３が設けられ、凝縮式熱交換器４１と放
熱器４３が液体戻り管４２と気体流入管４４で連通さ
れ、ヒートパイプ式格納容器冷却設備が構成される。
【００２６】圧力容器下部冠水管５１，隔離弁５２，溶
融弁５３は、可能性は極めて低いものの炉心が溶融し圧
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
ントが発生した場合に、炉心溶融物を圧力容器１の内部
に保持することを目的とし、圧力抑制プール１４の冷却
水を圧力容器下部冠水管５１を通して、下部ドライウエ
ル１３に注水して圧力容器１の下部ヘッド外表面を冷却
する設備である。
【００２７】以上の原子炉格納容器１１内において、圧
力抑制プール１４内に、熱交換器７２を設ける。主蒸気
管５を主蒸気隔離弁２５と熱交換器４の間で分岐し、隔
離弁６６を有し主蒸気管５と熱交換器７２を連通する蒸
気管６８を設ける。また、給水管６を隔離弁６５と熱交
換器４の間で分岐し、隔離弁６７を有し給水管６と熱交
換器７２を連通する冷却水戻り管６９を設ける。
【００２８】原子炉停止時に主復水器が使用できない場
合、あるいは圧力容器１内が過熱状態となる事故を起こ
した場合、主蒸気隔離弁２５と隔離弁６５を閉じ、隔離
弁６６と隔離弁６７を開く。原子炉１次系の崩壊熱は、
熱交換器４の２次系冷却水の沸騰により除熱され、２次
系蒸気が蒸気管６８から熱交換器７２に流入して圧力抑
制プール１４内の水によって冷却され凝縮する。
【００２９】一方、冷却水戻り管６９に熱交換器７２の
凝縮水が流れ込み、熱交換器４に給水される。熱交換器
７２によって、原子炉１次系の崩壊熱は圧力抑制プール
１４の水に伝わり、圧力抑制プール１４の水温が上昇す
る。
【００３０】圧力抑制プール１４の水温が飽和温度を越
えると蒸気が発生し、圧力抑制プール１４の上部空間１
５の蒸気が凝縮式熱交換器４１により凝縮されることに
より、圧力抑制プール１４は冷却される。最終的に原子
炉１次系の崩壊熱は、凝縮式熱交換器４１と液体戻り管
４２，気体流入管４４で連通された放熱器４３により格
納容器外に放出される。
【００３１】これにより、原子炉１次系の冷却水を格納
容器内に流出させることなく、原子炉１次系の崩壊熱を
除去できる。本実施例では、ポンプ等の動的機器を用い
ることなく、原子炉１次系の冷却水を格納容器内に流出
させることなく原子炉１次系の崩壊熱を除去できるの
で、従来の沸騰水型原子炉において格納容器外に設けら
れていた隔離時冷却プール設備および放射線に対する遮
蔽構造を設ける必要がなくなるため、原子炉の経済性と
信頼性および安全性が向上する。
【００３２】本発明の第２実施例を図３に基づき以下に
説明する。第２実施例は第１実施例に示した原子炉にお
いて、主蒸気管５を主蒸気隔離弁２５と熱交換器４の間
で分岐し、隔離弁６６を有し主蒸気管５と圧力抑制プー
ル１４を連通する蒸気管６８を設ける。蒸気管６８の出
口には、蒸気凝縮時の圧力変動を緩和するクエンチャー
７１を設ける。また、給水管６を隔離弁６５と熱交換器
４の間で分岐し、隔離弁６７を有し給水管６と圧力抑制
プール１４を連通する冷却水戻り管６９を設ける。
【００３３】原子炉停止時には、原子炉１次系の崩壊熱
を除熱する必要があるが、その際可能性は低いものの主
復水器が使用できない場合が考えられる。従来の原子炉
では、このような場合を想定した動的機器を用いた冷却
系が具備されているが、本実施例では、本発明の熱交換
器を利用して１次系の崩壊熱を除熱する設備を説明す
る。
【００３４】原子炉停止時に主復水器が使用できない場
合、主蒸気隔離弁２５と隔離弁６５を閉じ、隔離弁６６
と隔離弁６７を開く。
【００３５】原子炉１次系の崩壊熱は、熱交換器４の２
次系冷却水の沸騰により除熱され、２次系蒸気が蒸気管
６８から圧力抑制プール１４に流入して凝縮する。一
方、冷却水戻り管６９に圧力抑制プール１４内の冷却水
が流れ込み、熱交換器４に給水される。これにより、原
子炉１次系の冷却水を格納容器内に流出させることな
く、原子炉１次系の崩壊熱を除去できる。本実施例で
は、ポンプ等の動的機器を用いることなく、原子炉１次
系の冷却水を格納容器内に流出させることなく原子炉１
次系の崩壊熱を除去できるので、原子炉の信頼性と経済
性および安全性が向上する。その他の構成や作用は第１
実施例と同じである。
【００３６】本発明の各実施例で採用するに好適な原子
炉圧力容器内構造の一例を第３実施例として以下に説明
する。第３実施例を適用した圧力容器１内の縦断面図を
図４に、圧力容器１内の横断面図を図５に、熱交換器伝
熱管の縦断面図を図６に、熱交換器給水ヘッダー、蒸気
ヘッダー間の１次系冷却水と２次系冷却水の熱バランス
を図７に示す。
【００３７】第１実施例および第２実施例に採用された
原子炉圧力容器内の構造は以下の通りである。原子炉の
圧力容器１内のシュラウド２上方にシュラウド２より流
路断面積が狭い環状バッフル板１０を設け、バッフル板
１０の外側に熱交換器４を設ける。熱交換器４は、圧力
容器１内の通常運転時の水位より上方に設けられ、１次
冷却水の蒸気が交換器４において凝縮することにより２
次冷却水に熱が伝えられる。
【００３８】また、シュラウド２の上部とバッフル板１
０の間に間隙を設けて流路２６を形成し、炉心３で加熱
されシュラウド２内を上昇した１次冷却水の一部は、流
路２６からダウンカマ８０に下降して循環する。
【００３９】熱交換器４で発生した２次蒸気は、蒸気ヘ
ッダー２８，主蒸気隔離弁２５を通って主蒸気管５から
格納容器１１外部に送られ、発電用タービンの駆動ある
いは熱供給の目的で使用される。格納容器１１外からの
給水は、給水管６，隔離弁６５を通って給水ヘッダー２
７から熱交換器４に供給される。上部蓋７９から２次冷
却水を抽出，供給することにより、圧力容器１の１次冷
却水の水位より下方に大口径配管が配置されないため、
１次冷却水の喪失をともなう事象の発生を防止できる。
【００４０】図５の横断面図は、図４のＡ−Ａ′断面を
表しており、熱交換器４を主蒸気管５の系統本数と同じ
数の４系統設置し、各主蒸気管５毎に一台の熱交換器４
を割り当てて接続する。このように、熱交換器４を複数
系統配置することにより、主蒸気管５や給水管６である
２次系配管の破断時においても、破断し無かった系統を
用いて圧力容器１内の１次冷却水の冷却が継続する。
【００４１】図６の横断面図には、熱交換器４の伝熱管
２９が示される。熱交換器４の１次側では、上部から流
入した１次系蒸気が伝熱管２９の上部で凝縮し、液膜と
なった１次系凝縮水３０が伝熱管下部に流下する。熱交
換器４の２次側では、下部から単相の２次系給水４０が
流入し、１次系流下液膜によって加熱されて沸騰し、さ
らに、１次系の凝縮熱伝達によって加熱されて２次系蒸
気が生成される。１次系では凝縮，液膜熱伝達によっ
て、２次系では沸騰熱伝達によって伝熱を行うため、高
効率の熱交換を行うことができる。
【００４２】また、シュラウド２よりもバッフル板１０
の外径を小さく構成して、そのバッフル板１０と圧力容
器１との環状の空間に図５のように熱交換器４の設置空
間を広く確保し、熱交換器４の熱交換伝熱面積を広く確
保した。
【００４３】図７に、本実施例の原子炉の熱バランス概
念を示す。本実施例では、典型的な沸騰水型原子炉寸法
を用い、１次系圧力を１２.３ＭＰａ，２次系圧力を７.
１ＭＰａ，炉心の熱出力を４３４ＭＷｔ，熱交換器４の
高さ４ｍ，伝熱面積を2500ｍ2 として１次系，２次系の
流動様式と冷却水温度を計算した。熱交換器４の１次系
入口蒸気温度を５９８Ｋとすると、熱交換により１次系
出口冷却水温度は５９３Ｋになり、一方、２次系入口冷
却水温を現行沸騰水型原子炉の給水温度相当の４８９Ｋ
とした場合、温度５５９Ｋの２次系蒸気が得られる。
【００４４】本実施例によれば、１次系では凝縮，液膜
熱伝達によって、２次系では沸騰熱伝達によって高効率
の熱交換を行うことができるため、原子炉の経済性が向
上する効果がある。
【００４５】本発明の第１実施例と第２実施例に採用出
来る原子炉の圧力容器内構造の一例を第４実施例，第５
実施例として以下に説明する。第４実施例を適用した原
子炉圧力容器１の縦断面図を図８に、第５実施例を適用
した原子炉圧力容器１の縦断面図を図９に、熱交換器４
の横断面図を図１０に示す。
【００４６】本実施例では、第３の実施例に示した圧力
容器１において、バッフル板１０の内側に炉心３を循環
する１次冷却水により加熱される過熱器６１および熱交
換器４を設ける。図８，図９において、圧力容器１は、
制御棒７が上部から挿入される型式であり、制御棒駆動
機構８が、上部蓋７９に取り付けられる。
【００４７】過熱器６１および熱交換器４またはいずれ
か一方を制御棒駆動機構８の制御棒駆動軸とともに圧力
容器１の上部蓋７９に支持することにより、圧力容器１
のメンテナンス時に過熱器６１および熱交換器４または
いずれか一方を取り外す場合に、圧力容器１の上部蓋７
９ごと過熱器６１および熱交換器４またはいずれか一方
を上部に引き抜くことにより、過熱器６１および熱交換
器４またはいずれか一方を容易に圧力容器１から外に取
り外すことができる。
【００４８】図８に示した圧力容器１では、バッフル板
１０の内側に過熱器６１を設ける。給水ヘッダー２７か
ら熱交換器４に流入した２次冷却水は、加熱され蒸気に
なって蒸気ヘッダー２８に達した後、過熱器６１を下降
する間に炉心３を循環する１次冷却水によりさらに過熱
され、湿分の低い良質の蒸気となって蒸気ヘッダー６２
から主蒸気管５に流出する。図９に示した圧力容器１で
は、バッフル板１０の内側に熱交換器７０を設ける。給
水ヘッダー２７から熱交換器４に流入した２次冷却水
は、熱交換器４および熱交換器７０内で加熱され蒸気に
なって蒸気ヘッダー２８に達した後、主蒸気管５に流出
する。
【００４９】本実施例では、１次冷却水の喪失をともな
う事象の発生を防止できるため、原子炉の安全性が向上
する効果がある。また、２次系配管の破断時において
も、１次冷却水の冷却が継続するとともに、２次冷却水
の喪失が防止されるため、原子炉の安全性が向上する効
果がある。また、圧力容器のメンテナンス時に過熱器６
１および熱交換器４またはいずれか一方を取り外す場合
に、圧力容器１の上部蓋と一体として取り外すことがで
きるため、原子炉のメンテナンス性が向上する効果があ
る。
【００５０】さらに、図８に示した実施例では、２次蒸
気の湿分を低減できるため熱効率が向上し、原子炉の経
済性が向上する効果がある。図９に示した実施例では、
熱交換器の総伝熱面積が増加して原子炉出力を増加でき
るため、原子炉の経済性が向上する効果がある。
【００５１】本発明の第１実施例と第２実施例に採用出
来る原子炉の圧力容器１内構造の一例を第６実施例とし
て以下に説明する。第６実施例を適用した原子炉圧力容
器の縦断面図を図１１に示す。即ち、第３実施例および
第４実施例に示した圧力容器において、熱交換器４の下
方でかつダウンカマ８０の冷却水水位より下方に予熱器
６３を設ける。給水ヘッダー２７から予熱器６３に流入
した２次冷却水は、ダウンカマ８０内の１次冷却水によ
って加熱され、サブクール度が低下した沸騰しやすい状
態で熱交換器４に流入する。
【００５２】その後、２次冷却水は熱交換器４で加熱さ
れ蒸気になって蒸気ヘッダー２８に達した後、主蒸気管
５に流出する。熱交換器４における沸騰伝熱区間が増加
するため、２次冷却水の伝熱が向上して蒸気の湿分が低
下する。
【００５３】さらに、予熱器６３の給水ヘッダーと熱交
換器４の給水ヘッダーを分離するとともに、両系統の給
水流量を制御することにより、ダウンカマ８０内の１次
冷却水の伝熱量を制御できる。これにより、炉心入口の
１次冷却水のサブクール度を調整可能となり、原子炉の
運転性能が向上する。
【００５４】本実施例では、熱交換器の伝熱性能が向上
して２次蒸気の湿分を低減できるため熱効率が向上し、
原子炉の経済性が向上する効果がある。また、炉心入口
の１次冷却水のサブクール度が調整可能となり、原子炉
の運転性能が向上する効果がある。
【００５５】第３実施例又は第４実施例又は第５実施例
の圧力容器１を第１実施例又は第２実施例に採用するに
は、圧力容器１の上方に抜き出て上方と下方とに分岐し
た主蒸気管５の内、上方に分岐した主蒸気管５は隔離弁
６６に接続されてて熱交換器７２へ蒸気管６８を介して
接続され、下方に分岐した主蒸気管５は主蒸気隔離弁２
５に接続される。また、圧力容器１の上方に抜き出て上
方と下方とに分岐した給水管６の内、上方に分岐した給
水管６は隔離弁６７に接続されてて熱交換器７２へ冷却
水戻り管６９を介して接続され、下方に分岐した給水管
６は隔離弁６５に接続される。
【００５６】本発明の第１実施例と第２実施例に採用出
来る原子炉の圧力容器１内構造の一例を第７実施例とし
て以下に説明する。第７実施例を適用した原子炉圧力容
器１の縦断面図を図１２に示す。図１２は、本実施例を
第３実施例の原子炉圧力容器に適用した例であり、図１
２に示すように、第３実施例に示した原子炉圧力容器１
において、バッフル板１０の内側に、シュラウド２内か
らバッフル板１０内に流入する二相流冷却水の流れに直
交してバッフル板７３およびバッフル板７４を設ける。
バッフル板７３およびバッフル板７４は、それぞれ複数
の流路孔７５，流路孔７６を有し、両バッフル板７３，
７４の流路孔７５，流路孔７６を互いに上下方向に重な
らない配置の位置に設ける。
【００５７】バッフル板１０内部を上昇した二相流状態
の１次冷却水は、バッフル板７４に衝突し、流れ方向を
水平方向に変化させた後、その一部が流路孔７６からバ
ッフル板７３とバッフル板７４の間隙に流入する。流路
孔７６と流路孔７５の位置が異なっているため、流路孔
７６から間隙に流入した冷却水はバッフル板７３に衝突
する。そして、流れ方向を水平方向に変えた後、流路孔
７５からバッフル板７３の上方空間に抜ける。バッフル
板１０内部からバッフル板７３の上方に抜けるまでの衝
突と流れ方向の変化により、気水分離が促進され、バッ
フル板７３から熱交換器４に達する１次冷却水の湿分が
低下する。これにより、熱交換器の伝熱性能が向上して
原子炉の熱効率が向上する。
【００５８】この第７実施例の原子炉圧力容器１を第１
実施例又は第２実施例に適用するには、第６実施例の主
蒸気管５を原子炉圧力容器１の外側において二股に分岐
し、一方を隔離弁６６に他方を主蒸気隔離弁２５に接続
する。その一方、給水管６は、原子炉圧力容器１の外側
において二股に分岐し、一方を隔離弁６７に他方を主蒸
気隔離弁６５に接続する。
【００５９】同じく第８実施例を図１３に、その横断面
図を図１４にしめす。第８実施例では第４実施例に第７
実施例のバッフル板７３とバッフル板７４を過熱器６１
の下方に第６実施例と同様に適用した例である。
【００６０】図１３は、図１１に示した原子炉圧力容器
内構造において、バッフル板１０の内側に、シュラウド
２内からバッフル板１０内に流入する二相流冷却水の流
れに直交してバッフル板７３およびバッフル板７４を設
けたものであるから、過熱器６１に対して図１２で示す
第７実施例と同様の作用と効果を有する。
【００６１】本実施例では、熱交換器の伝熱性能が向上
して２次蒸気の湿分を低減できるため熱効率が向上し、
原子炉の経済性が向上する効果がある。
【００６２】この第８実施例の原子炉圧力容器１を第１
実施例又は第２実施例に適用するには、第４実施例の場
合と同様に主蒸気管５，給水管６を各隔離弁に接続す
る。
【００６３】以上の各実施例におけるシュラウド２とバ
ッフル板１０との原子炉圧力容器１内の組立て関係を以
下に説明する。その説明にあたって、本発明の第５実施
例を例にして説明するが、他の各実施例にも同様に適用
される。
【００６４】即ち、炉心３を囲むシュラウド２を下部シ
ュラウド９１と上部シュラウド９２のように複数に分割
する。下部シュラウド９１と上部シュラウド９２の間は
ボルト９３により上下に接続される。その上部シュラウ
ド９２とバッフル板１０の間はボルト９４により上下に
接続される。
【００６５】このようにバッフル板１０と上シュラウド
９２と下シュラウド９１とをボルト９３，９４を緩める
ことで互いに分割可能としてある。このようにすれば、
バッフル板１０と上シュラウド９２と下シュラウド９１
とを上部より順に取り外すことにより、原子炉の定期点
検時等の分解時において、他の部材と干渉することなく
炉心３および制御棒７を取り出すことができる。
【００６６】このようなバッフル板１０と上シュラウド
９２と下シュラウド９１との組立て構造を採用すれば、
原子炉の定期点検時等における分解時間を短縮できるた
め、定期点検の日数を短縮でき、原子炉の経済性が向上
する効果がある。
【００６７】このような組立て構造のシュラウド２とバ
ッフル板１０を用いた第３実施例から第８実施例までの
いずれかの原子炉圧力容器１が第１実施例又は第２実施
例の崩壊熱除去系を備えた格納容器１１内に設置され
る。
【００６８】そのいずれかの原子炉圧力容器１が設置さ
れた格納容器１１内で主蒸気管５又は給水管６が破断す
るような事故が生じたことを想定すると、まずは通常運
転時には、主蒸気管５を経由して発電用タービンへ駆動
用蒸気として供給し、使用後の蒸気の凝縮水が給水管６
を経由して熱交換器４に戻されるように開かれていた各
隔離弁２５，６５が閉じられて格納容器外への事故の影
響を遮断する。
【００６９】同時に各隔離弁６６，６７を開いて、第１
実施例や第２実施例の説明に際して説明した通りに崩壊
熱を圧力容器１内から圧力抑制プール１４内に放熱す
る。破断した主蒸気管５又は給水管６に接続された熱交
換器４から破断した主蒸気管５又は給水管６に接続され
た図３中のクエンチャー２２や熱交換器７２側には圧力
容器１内の熱が伝達され難い。しかし、主蒸気管５又は
給水管６や熱交換器４から熱交換器７２又は図３中のク
エンチャー２２への崩壊熱除去系は複数系統圧力容器１
と圧力抑制プール１４間に装備されているので、破断し
ていない系統で崩壊熱除去を進める。ただし、第２実施
例の場合には、破断した主蒸気管５に連通する各隔離弁
６６，６７は閉じておくことにより、圧力抑制プール１
４内の水が主蒸気管５又は給水管６から抜け出ることを
防止する。
【００７０】主蒸気管５又は給水管６が破断するような
事故が生じると、初期にドライウエル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上部空間に存在した不凝縮性ガ
スとともに、連通管１９を通りウエットウエル１６に流
入する。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。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、ウエットウエル１６に流入す
る。
【００７１】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
をウエットウエル１６に、蒸気を圧力抑制プール１４に
分離するため、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。そのため、不凝縮性ガス分圧と
蒸気分圧の和となることで格納容器１１ないの圧力が増
大することを抑制出来る。
【００７２】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。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、蒸気の一部がウエッ
トウエル１６に流れ込む。
【００７３】ウエットウエル１６の体積がドライウエル
１２および下部ドライウエル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、圧力を２気圧低減できる。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。
【００７４】事故によって蒸気が破断口から格納容器内
に放出されると、冷却水が圧力容器１外に流出すると同
等であるから、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の下端
が圧力容器１内の水位よりも上になるので、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内に
充填されていた冷却水は、圧力容器１内に流下し、その
代りに圧力容器注水管３５と熱交換器流入管３３および
熱交換器３４内は圧力容器内の蒸気で満たされる。
【００７５】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、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。
【００７６】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。
【００７７】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。
【００７８】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
た構成の作用を説明する。
【００７９】主蒸気管５の破断等の原子炉事故時にドラ
イウエル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１
５の圧力を抑制するためには、長期に渡って上部空間１
５内を冷却する必要がある。
【００８０】第１実施例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。
【００８１】これにより、炉心３で発生した熱は、ドラ
イウエル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。
【００８２】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、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。更に、上部空間１５内の凝縮式熱交
換器４１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。また、不凝縮性ガスはウ
エットウエル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。
【００８３】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とドライウエル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
の作用を説明する。
【００８４】主蒸気管５の破断等の原子炉事故時には、
圧力容器内１の冷却が進み圧力容器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。また、圧
力容器１内がまだ高圧の場合には、破断を免れた健全な
主蒸気管５に連通する自動減圧弁２１のみが開き、図１
のクエンチャー２２から圧力容器１内の蒸気が圧力抑制
プール１４中に吹き込まれて凝縮される。そのようなこ
とで圧力容器１内の圧力が圧力容器外に逃されて圧力容
器内の圧力が低下したら、隔離弁２３を開いて圧力抑制
プール１４内に貯まった水を重力落下注水管２４を通じ
て圧力容器１内への注水して圧力容器内の冷却を行う。
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、
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エル１３に注水す
る。その注水が始まると、下部ドライウエル１３内の気
体はドライウエル１２内に抜けて下部ドライウエル１３
が注水された冷却水で満たされる。このようになると、
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の内部はその下部ヘッドの壁面の熱伝導を介して冷
却される。
【００８５】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エル
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。
【００８６】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。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、下部ドライウエル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。
【００８７】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
熱伝導と下部ドライウエル空間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。
【００８８】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。
【００８９】
【発明の効果】請求項１から請求項４に記載の本発明に
よれば、ポンプ等の動的機器を用いることなく、原子炉
１次系の冷却水を格納容器内に流出させることなく原子
炉１次系の崩壊熱を除去できるので、信頼性と経済性お
よび安全性の高い原子炉を提供することができる。
【００９０】請求項５に記載の本発明によれば、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。
【００９１】請求項６に記載の本発明によれば、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ので、安全機器の信頼性向上
と機器の簡素化による安全性および経済性の高い原子炉
を提供することができる。
【００９２】請求項７に記載の本発明によれば、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。
【００９３】請求項８に記載の本発明によれば、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】請求項９に記載の本発明によれば、請求項
１から請求項８に記載の発明を組合わせることにより、
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。
【００９５】請求項１０に記載の本発明によれば、請求
項１から請求項３のいずれかに記載の発明の効果に加
え、１次系では凝縮，液膜熱伝達によって、２次系では
沸騰熱伝達によって高効率の熱交換を行うことができる
ため、経済性の高い原子炉を提供することができる。
【００９６】請求項１１に記載の本発明によれば、請求
項１０に記載の発明の効果に加え、熱交換器の総伝熱面
積が増加して原子炉出力を増加できるため、経済性の高
い原子炉を提供することができる。
【００９７】請求項１２に記載の本発明によれば、請求
項１０から請求項１１のいずれかに記載の発明の効果に
加え、炉心の自然循環流量を高めることができるため、
熱効率が高く経済性の高い原子炉を提供することができ
る。
【００９８】請求項１３に記載の本発明によれば、請求
項１０から請求項１２のいずれかに記載の発明の効果に
加え、熱交換器の総伝熱面積が増加して原子炉出力を増
加できるため、経済性の高い原子炉を提供することがで
きる。
【００９９】請求項１４に記載の本発明によれば、請求
項１０から請求項１２のいずれかに記載の発明の効果に
加え、２次蒸気の湿分を低減できるため熱効率が向上
し、経済性の高い原子炉を提供することができる。
【０１００】請求項１５に記載の本発明によれば、請求
項１０から請求項１４のいずれかに記載の発明の効果に
加え、２次蒸気の湿分をさらに低減できるため熱効率が
向上し、経済性の高い原子炉を提供することができる。
【０１０１】請求項１６に記載の本発明によれば、請求
項１０から請求項１５のいずれかに記載の発明の効果に
加え、１次系冷却水の気水分離により熱交換器の伝熱性
能が向上して２次蒸気の湿分を低減できるため、熱効率
が向上し、経済性の高い原子炉を提供することができ
る。
【０１０２】請求項１７に記載の本発明によれば、請求
項１６に記載の発明の効果に加え、１次系冷却水の気水
分離効果が向上することにより熱交換器の伝熱性能が向
上して２次蒸気の湿分を低減できるため、熱効率が向上
し、経済性の高い原子炉を提供することができる。
【０１０３】請求項１８に記載の本発明によれば、請求
項１０から請求項１７のいずれかに記載の発明の効果に
加え、１次冷却水の喪失をともなう事象の発生を防止で
きるため、また、２次系配管の破断時においても、１次
冷却水の冷却が継続するとともに、２次冷却水の喪失が
防止されるため、安全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実施例による原子炉格納容器の縦
断面図。
【図２】本発明の第１実施例による原子炉格納容器の図
１とは別の断面における縦断面図。
【図３】本発明の第２実施例による原子炉格納容器の縦
断面図。
【図４】本発明の第３実施例による原子炉圧力容器の縦
断面図。
【図５】図４のＡ−Ａ′断面を上からみた横断面図。
【図６】本発明の第３実施例における伝熱管の縦断面
図。
【図７】本発明の第３実施例による熱バランス概念図。
【図８】本発明の第４実施例による原子炉圧力容器の縦
断面図。
【図９】本発明の第５実施例による原子炉圧力容器の縦
断面図。
【図１０】本発明の第５実施例による原子炉圧力容器の
横断面図。
【図１１】本発明の第６実施例による原子炉圧力容器の
縦断面図。
【図１２】本発明の第７実施例による原子炉圧力容器の
縦断面図。
【図１３】本発明の第８実施例による原子炉圧力容器の
縦断面図。
【図１４】本発明の第８実施例によるバッフル板７３の
高さで下方を見た原子炉圧力容器の横断面図。
【図１５】本発明による原子炉圧力容器内のシュラウド
２とバッフル板１０の組立て状態を表した原子炉圧力容
器内の縦断面図。
【符号の説明】
１…圧力容器、２…シュラウド、３…炉心、４…熱交換
器、５…主蒸気管、６…給水管、７…制御棒、８…制御
棒駆動機構、９…運転床、１０…バッフル板、１１…格
納容器、１２…ドライウエル、１３…下部ドライウエ
ル、１４…圧力抑制プール、１５…圧力抑制プール上部
空間、１６…ウエットウエル、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、２３，５２，６５，６６，６７…隔離弁、２
４…重力落下注水管、２５…主蒸気隔離弁、２６…流
路、２７…給水ヘッダー、２８…蒸気ヘッダー、２９…
伝熱管、３０…１次系凝縮水、３１…冷却容器、３２…
冷却水、３３…流入管、３４…熱交換器、３５…注水
管、３６…気体流入管、３７…放熱器、３８，４２…液
体戻り管、３９…通風ダクト、４０…２次系給水、４１
…凝縮式熱交換器、４３…放熱器、４４…気体流入管、
５１…圧力容器下部冠水管、５３…溶融弁、６１…過熱
器、６２…蒸気ヘッダー、６３…予熱器、６４…流路、
６８…蒸気管、６９…冷却水戻り管、７０，７２…熱交
換器、７１…クエンチャー、７３，７４…バッフル板、
７５，７６…流路孔、７７，７８…制御棒管通孔、７９
…上部蓋、８０…ダウンカマ、８１…制御棒駆動軸、９
１…下部シュラウド、９２…上部シュラウド、９３，９
４…ボルト。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｇ２１Ｃ 9/004 Ｇ２１Ｃ 15/02 Ｃ 13/00 9/00 Ａ 15/02 13/00 Ｂ (72)発明者 大塚 雅哉 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発研究所内 (72)発明者 山田 直之 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発研究所内 (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 AA01 AA04 AA08 BA07

Claims (18)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】圧力容器内の核燃料炉心と炉心を囲むシュ
    ラウドとシュラウド外側領域のダウンカマから構成され
    た圧力容器と圧力容器を囲み圧力抑制プールを有する格
    納容器を備えた軽水型原子炉あるいは重水型原子炉にお
    いて、前記炉心を循環する１次冷却水により加熱されタ
    ービンあるいは熱供給のための蒸気を発生する熱交換器
    を前記圧力容器内に１系統あるいは複数系統設け、前記
    熱交換器の２次蒸気の流路を分岐して隔離弁により前記
    格納容器内の圧力抑制プール水中に連通し、前記熱交換
    器の２次冷却水の流路を分岐して隔離弁により前記格納
    容器内の圧力抑制プール水中に連通し、原子炉隔離時に
    炉心で発生した崩壊熱を前記熱交換器で熱交換し、崩壊
    熱で発生した蒸気を圧力抑制プール水中で凝縮するとと
    もに、圧力抑制プール水を熱交換器に供給することを特
    徴とする原子炉。
  2. 【請求項２】圧力容器内の核燃料炉心と炉心を囲むシュ
    ラウドとシュラウド外側領域のダウンカマから構成され
    た圧力容器と圧力容器を囲み圧力抑制プールを有する格
    納容器を備えた軽水型原子炉あるいは重水型原子炉にお
    いて、前記炉心を循環する１次冷却水により加熱されタ
    ービンあるいは熱供給のための蒸気を発生する熱交換器
    を前記圧力容器内に１系統あるいは複数系統設け、前記
    熱交換器の２次蒸気の流路を分岐して隔離弁により前記
    格納容器外に設けたプール水中に連通し、前記熱交換器
    の２次冷却水の流路を分岐して隔離弁により前記格納容
    器外のプール水中に連通し、原子炉隔離時に炉心で発生
    した崩壊熱を前記熱交換器で熱交換し、崩壊熱で発生し
    た蒸気をプール水中で凝縮するとともに、プール水を熱
    交換器に供給することを特徴とする原子炉。
  3. 【請求項３】圧力容器内の核燃料炉心と炉心を囲むシュ
    ラウドとシュラウド外側領域のダウンカマから構成され
    た圧力容器と圧力容器を囲み圧力抑制プールを有する格
    納容器を備えた軽水型原子炉あるいは重水型原子炉にお
    いて、前記炉心を循環する１次冷却水により加熱されタ
    ービンあるいは熱供給のための蒸気を発生する熱交換器
    を前記圧力容器内に１系統あるいは複数系統設け、前記
    格納容器内の圧力抑制プールの水中に熱交換器を設け、
    前記圧力容器内の熱交換器の２次蒸気の流路を分岐して
    隔離弁により圧力抑制プール内の熱交換器に連通し、圧
    力容器内の熱交換器の２次冷却水の流路を分岐して隔離
    弁により圧力抑制プール内の熱交換器に連通し、原子炉
    隔離時に炉心で発生した崩壊熱を前記熱交換器で熱交換
    し、崩壊熱で発生した蒸気を圧力抑制プール内の熱交換
    器で凝縮するとともに、凝縮水を圧力容器内の熱交換器
    に供給することを特徴とする原子炉。
  4. 【請求項４】請求項１から請求項３のいずれか一項にお
    いて、内部に熱媒体を封入し、下部に前記圧力抑制プー
    ルの上部空間に配置した凝縮式熱交換器を有し、前記凝
    縮式熱交換器より上方の原子炉建屋の外部に配置した放
    熱器を有す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。
  5. 【請求項５】請求項１から請求項４のいずれか一項にお
    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２次冷却水の給水管や２次蒸気の主
    蒸気管などを配置するドライウエル、下部を圧力抑制空
    間であるウエットウエルとし、前記ドライウエルと前記
    圧力抑制プールを複数のベント管で連通し、前記圧力抑
    制プールの上部空間と前記ウエットウエルを複数の連通
    管で連通したことを特徴とする原子炉。
  6. 【請求項６】請求項５において、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、前記圧
    力抑制プールと前記ドライウエ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し、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
    たことを特徴とする原子炉。
  7. 【請求項７】請求項６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、少なくとも１系統は隔離弁を介して前記ドライウ
    エルの下部空間に開口したことを特徴とする原子炉。
  8. 【請求項８】請求項１から請求項４のいずれか一項にお
    いて、前記炉心より上方の前記格納容器内に冷却液を封
    入し前記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に開口し、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冷却器を気体流入管で連通
    し、前記冷却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。
  9. 【請求項９】炉心と２次蒸気を発生する熱交換器を内蔵
    する圧力容器と前記圧力容器を取り囲む格納容器を備え
    た原子炉において、前記格納容器は請求項４から請求項
    ７のいずれか一項に記載の格納容器であり、請求項８に
    記載の原子炉隔離時冷却設備を設け、前記ドライウエル
    内に配置した自動減圧弁と前記圧力抑制プール内に配置
    したクエンチャーと前記圧力容器内の蒸気空間と連通す
    る配管で構成される自動減圧装置を設け、請求項６又は
    請求項７に記載の重力注水設備と圧力容器下部冠水設備
    を設け、請求項４に記載の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。
  10. 【請求項１０】請求項１から請求項３のいずれか一項に
    おいて、前記熱交換器を前記圧力容器内の水位より上方
    に設け、前記１次冷却水の蒸気を前記熱交換器において
    凝縮することにより２次冷却水に熱を伝えることを特徴
    とする原子炉。
  11. 【請求項１１】請求項１０において、前記シュラウド上
    方にシュラウドより流路断面積が狭い環状バッフル板を
    設け、前記熱交換器を圧力容器内部でかつバッフル板の
    外側に設けたことを特徴とする原子炉。
  12. 【請求項１２】請求項１０から請求項１１のいずれか一
    項において、前記シュラウド上部と前記バッフル板の間
    に間隙を設け、前記炉心で加熱されシュラウド内を上昇
    した１次冷却水の一部が間隙から前記ダウンカマに下降
    することを特徴とする原子炉。
  13. 【請求項１３】請求項１０から請求項１２のいずれか一
    項において、前記バッフル板の内側に前記炉心で加熱さ
    れた１次冷却水により加熱され前記圧力容器内にタービ
    ンあるいは熱供給のための蒸気を発生する熱交換器を設
    けたことを特徴とする原子炉。
  14. 【請求項１４】請求項１０から請求項１２のいずれか一
    項において、前記バッフル板の内側に前記熱交換器で発
    生した２次冷却水の蒸気を過熱する過熱器を設けたこと
    を特徴とする原子炉。
  15. 【請求項１５】請求項１０から請求項１４のいずれか一
    項において、前記ダウンカマ内に前記２次冷却水の予熱
    器を設けたことを特徴とする原子炉。
  16. 【請求項１６】請求項１０から請求項１５のいずれか一
    項において、前記バッフル板の内部に前記シュラウド内
    からバッフル板内に流入する二相流冷却水の流れに直交
    してバッフル板を１枚以上設け、直交するバッフル板面
    に複数の流路孔を設けたことを特徴とする原子炉。
  17. 【請求項１７】請求項１６において、前記直交するバッ
    フル板を複数の設ける場合に、直交するバッフル板面の
    複数の流路孔を各直交するバッフル板で異なる位置に設
    け、前記シュラウド内からバッフル板内に流入する二相
    流冷却水の流れの向きを各直交するバッフル板間で変化
    させて気水分離効果を与えることを特徴とする原子炉。
  18. 【請求項１８】請求項１０から請求項１７のいずれか一
    項において、前記圧力容器内の熱交換器で発生する２次
    蒸気および熱交換器に供給する２次冷却水の流路を前記
    圧力容器の上部から挿入することを特徴とする原子炉。
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