JP7389764B2 - 原子炉格納容器の冷却システム - Google Patents

Description

本発明は、原子炉格納容器の冷却システムに関する。

従来の改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）においては、原子炉圧力容器内で発生する蒸気を原子炉格納容器内のサプレッションプールに導入して凝縮させ、原子炉圧力容器および原子炉格納容器の過圧を防止している。また、サプレッションプールに導入される蒸気で駆動しサプレッションプールの冷却水を原子炉圧力容器内に注水し、炉心の冠水および冷却を維持している。

また、蒸気により熱せられるサプレッションプールの冷却水は、残留熱除去系のポンプにより原子炉格納容器外の熱交換器に送られ冷却される。これにより、原子炉格納容器は、温度および圧力の上昇を防止されている。

しかし、例えば、全交流電源喪失（Station Black Out:ＳＢＯ）により残留熱除去系のポンプが停止した場合、サプレッションプールの冷却水を原子炉格納容器外の熱交換器に送ることができず、原子炉格納容器の温度および圧力が長期的に緩やかに上昇する。これにより、原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能に影響を及ぼす可能性がある。

全交流電源喪失時に原子炉格納容器を継続して冷却できる冷却システムが、特許文献１に開示されている。特許文献１の原子炉格納容器の冷却システムは、冷却水が原子炉格納容器を冷却する外周プールへ原子炉格納容器の外に設置した補給水タンクから重力により給水され、給水調整弁により外周プールの水位に応じて補給水タンクから外周プールへ供給される冷却水の水量が調整される。

特開２０１５－２２７８３０号公報

特許文献１の原子力格納容器の冷却システムは、大量の冷却水を貯蔵する外周プールと補給水タンクが必要で、これらの建設のためにかかる工期やコストの点で改善の余地がある。

本発明の目的は、全交流電源喪失時等により既存の冷却システムが停止した場合でも原子炉格納容器を継続して冷却でき、工期とコストを抑制できる冷却システムを提供する。

上記目的を達成するために、本発明は、炉心を内蔵する原子炉圧力容器を格納する鋼製の原子炉格納容器を冷却する冷却システムであって、前記原子炉鋼製容器の外壁に接触する複数の水冷伝熱管と、前記複数の水冷伝熱管の各々の両端と連結し、前記複数の水冷伝熱管の各々に冷却水を流通させる冷却水配管と、前記冷却水配管と連通し、前記冷却水配管に冷却水を供給する冷却水槽とを備える。

本発明によれば、全交流電源喪失時等により既存の冷却システムが停止した場合でも原子炉格納容器を継続して冷却でき、工期とコストを抑制できる冷却システムを提供できる。上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

本発明の第１の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムを用いた原子力発電プラントの構成を示す概略図である。 本発明の第１の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムにおける複数の水冷伝熱管と原子炉格納容器の配置を示す概略断面図である。 本発明の第２の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムに用いられる水冷伝熱管の断面図である。 本発明の第３の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムにおける複数の水冷伝熱管の各々の断面形状と、複数の水冷伝熱管と原子炉格納容器の配置を示す概略断面図である。 本発明の第４の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムを用いた原子力発電プラントの構成を示す概略図である。 本発明の第５の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムを用いた原子力発電プラントの構成の一例を示す概略図である。 本発明の第５の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムを用いた原子力発電プラントの構成の他の例を示す概略図である。 本発明の第６の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムを用いた原子力発電プラントの構成を示す概略図である。 本発明の第７の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムを用いた原子力発電プラントの構成を示す概略図である。

以下、図面を用いて、本発明の第１～第７の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムの構成及び動作について説明する。なお、各図において、同一符号は同一部分を示す。また、各図面は、互いに直交するＸＹＺ軸により方向を特定し、＋Ｘを「右」、－Ｘを「左」、＋Ｙを「上」、－Ｙを「下」、＋Ｚを「前」、－Ｚを「後」と規定する。また、本発明の冷却システムは、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）に用いることができ、原子力発電プラントの熱出力に対して原子炉格納容器の表面積が大きい小型炉（ＳＭＲ）に特に好適である。

（第１の実施形態）
図１は、本発明の第１の実施形態による原子炉格納容器の冷却システム１０を用いた原子力発電プラント１００の構成を示す概略図で、図２は、本発明の第１の実施形態による原子炉格納容器の冷却システムにおける複数本の水冷伝熱管と原子炉格納容器の配置を示す概略断面図である。

原子力発電プラント１００は沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）で、図１に示すように、炉心１と、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、原子炉圧力容器２を格納する原子炉格納容器３と、原子炉格納容器３を冷却する冷却システム１０とを備える。

原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器を格納するための気密性の高い容器で、冷却システム１０により効率よく冷却するために鋼製になっている。また、本実施形態の原子炉格納容器３は略円筒形となっている。

冷却システム１０は、鋼製の原子炉格納容器３を冷却するシステムで、原子炉格納容器３の側面に接触する複数の水冷伝熱管４と、複数の水冷伝熱管４の各々の両端と連結し、複数の水冷伝熱管４の各々に冷却水ＣＷを流通させる冷却水配管５と、冷却水配管５と連通し冷却水ＣＷを供給する冷却水槽６とを備える。

複数の水冷伝熱管４の各々は鋼管で、図１に示すように原子炉格納容器３の側面に沿ってＹ軸方向(上下方向)に伸び、原子炉格納容器３の側面に接触する。また、複数の水冷伝熱管４は、図２に示すように、原子炉格納容器３の周方向に隙間なく配列され、隣合う水冷伝熱管４どうしが接している。これにより、冷却システム１０は、原子炉格納容器３の熱を複数の水冷伝熱管４に移動させ、原子炉格納容器３を冷却できる。

冷却水配管５は、複数の水冷伝熱管４の各々の両端と連結し、複数の水冷伝熱管４の各々に冷却水ＣＷを流通させるための配管である。図１に示すように冷却水配管５は、水冷伝熱管４の上端と連結し冷却水配管５において上方（＋Ｙ軸方向）に配置される上方配管５ａと、水冷伝熱管４の下端と連結し冷却水配管５において下方（－Ｙ軸方向）に配置される下方配管５ｂと、上方配管５ａと下方配管５ｂとの間に設けられ上方配管５ａと下方配管５ｂとを連結する中間配管５ｃとを備える。中間配管５ｃには冷却水ポンプ５ｄと熱交換器５ｅが設けられ、冷却水ポンプ５ｄから熱交換器５ｅに冷却水が吐出されるように配置されている。

なお、冷却システム１０の冷却水配管５としては、原子力発電プラント１００の補機（図示せず）を冷却する冷却水系統（原子炉補機冷却水系）に含まれる既存の配管を用いることができる。この場合、冷却水ポンプ５ｄと熱交換器５ｅには、同じく原子炉補機冷却水系に含まれる冷却水ポンプと熱交換器が用いることができる。

冷却水槽６は、冷却水ＣＷが貯蔵されるタンクで、図１に示すように水冷伝熱管４の上端より上方（＋Ｙ軸方向）に配置されている。冷却水槽６の下部（本実施形態では底面）には第１排水口６ａが設けられ、第１排水口６ａには排水管６ｂの一端が取り付けられている。そして、排水管６ｂの他端には上方配管５ａが連結し、これにより冷却水槽６と上方配管５ａが連通される。そのため、冷却水槽６に冷却水ＣＷを満たすことにより、水冷伝熱管４と冷却水配管５には冷却水ＣＷが確保される。なお、冷却システム１０の冷却水槽６としては原子炉補機冷却水系に含まれるサージタンクを用いることができる。

（動作）
まず、通常通りに稼動する冷却システム１０の動作について説明する。冷却水槽６から注入され、冷却水配管５と水冷伝熱管４に充満する冷却水ＣＷは、冷却水ポンプ５ｄが稼動することにより冷却水配管５と水冷伝熱管４を循環する。

水冷伝熱管４を流通する冷却水ＣＷには、原子炉格納容器３から水冷伝熱管４に移動した熱が移動する。熱が移動した冷却水ＣＷは、水冷伝熱管４から上方配管５ａへ、上方配管５ａから中間配管５ｃへ流入する。中間配管５ｃには冷却水ポンプ５ｄが設けられていて、冷却水ＣＷは冷却水ポンプ５ｄにより熱交換器５ｅへ吐出される。熱交換器５ｅに送られた冷却水ＣＷは熱交換器５ｅにより熱が奪われ冷却される。冷却された冷却水ＣＷは、中間配管５ｃから下方配管５ｂへ流入し、下方配管５ｂから再び水冷伝熱管４に送られる。水冷伝熱管４では再び原子炉格納容器３から水冷伝熱管４に移動した熱が冷却水ＣＷに移動する。このように、通常通りに原子力発電プラント１００が稼動する場合の冷却システム１０は、冷却水ポンプ５ｄを稼動させることにより冷却水ＣＷを循環させ、原子炉格納容器３を冷却する。

次に、全交流電源喪失時等により冷却水ポンプ５ｄが停止した場合の冷却システム１０の動作について説明する。この場合、冷却水ポンプ５ｄが停止するため、冷却水ＣＷは冷却水配管５と水冷伝熱管４を循環せず、冷却水配管５と水冷伝熱管４に滞留する。

水冷伝熱管４に滞留する冷却水ＣＷは、原子炉格納容器３から水冷伝熱管４に移動した熱により熱せられる。これにより、水冷伝熱管４の冷却水ＣＷは、冷却水配管５と冷却水槽６の冷却水ＣＷと比較して相対的に高温になる。そのため、水冷伝熱管４の冷却水ＣＷは上昇し、上方配管５ａを介して冷却水槽６に流入する。また、冷却水槽６の冷却水ＣＷは下降し、上方配管５ａを介して水冷伝熱管４に流入する。そのため、水冷伝熱管４と冷却水槽６の間には、冷却水ＣＷの自然対流現象が発生する。これにより、水冷伝熱管４の熱を冷却水ＣＷに移動させ、原子炉格納容器３を冷却することができる。

特に原子炉圧力容器２と原子炉格納容器３の間に存在する配管（図示せず）が破断し原子炉圧力容器２の崩壊熱を含んだ蒸気が原子炉格納容器３に流入する原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時において、原子炉格納容器３を密閉したまま効率よく原子炉格納容器３を冷却できるので、本実施形態は好適である。

なお、水冷伝熱管４の上端から第１排水口６ａに至るまでの上方配管５ａ及び排水管６ｂの高さは単調に増加するように設けることが好ましい。このように上方配管５ａ及び排水管６ｂを設けると、冷却水槽６内の冷却水ＣＷが重力により水冷伝熱管４内に容易に導入されるので、水冷伝熱管４と冷却水槽６の間における冷却水ＣＷの対流が発生しやすくなり、原子炉格納容器３を冷却しやすくなる。

（効果）
本実施形態の原子炉格納容器３の冷却システム１０は、全交流電源喪失時等により冷却水ポンプ５ｄが稼動せず、通常時における冷却システム１０が停止する非常時において、原子炉格納容器３に接する水冷伝熱管４と冷却水槽６の間に冷却水ＣＷの自然対流現象が発生し、原子炉格納容器３を継続して冷却できる。

また、本実施形態の原子炉格納容器３の冷却システム１０は、大量の冷却水を貯蔵する外周プールを備えないため、工期とコストを抑制できる。特に、本実施形態の原子炉格納容器３の冷却システム１０は、冷却水配管５として原子炉補機冷却水系に含まれる既存の配管を用い、冷却水槽６として原子炉補機冷却水系に含まれる既存のサージタンクを用いることができる。そのため、冷却水配管５と冷却水槽６として新規設備を設けなくてもよく、工期とコストをさらに抑制できる。

（第２の実施形態）
図３は、本発明の第２の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム１０に用いられる水冷伝熱管４の断面図である。

本実施形態に係る冷却システム１０が第１実施形態と異なる点は、水冷伝熱管４の内壁に複数の伝熱フィン４ａが設けられている点である。これにより、水冷伝熱管４は冷却水ＣＷと接する表面積が大きくなり、原子炉格納容器３の熱を第１実施形態の円環の水冷伝熱管４よりも多く冷却水ＣＷに移動させることができる。

（第３の実施形態）
図４は、本発明の第３の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム１０における複数の水冷伝熱管４の各々の断面形状と、複数の水冷伝熱管４と原子炉格納容器３の配置を示す概略断面図である。

本実施形態に係る冷却システム１０が第１実施形態と異なる点は、水冷伝熱管４の形状である。具体的には、本実施形態に係る複数の水冷伝熱管４の各々には、原子炉格納容器３の外壁に対向し、原子炉格納容器３の外壁と面接触する第１側面４ｂが設けられている。これにより、複数の水冷伝熱管４の各々の原子炉格納容器３の外壁と接触する面積が大きくなり、原子炉格納容器３から水冷伝熱管４に移動する熱を多くすることができる。

また、本実施形態に係る複数の水冷伝熱管４のうち隣合う２つの水冷伝熱管４の各々には、互いに対向し、互いに面接触する第２側面４ｃが設けられている。これにより、複数の水冷伝熱管４の各々は、冷却水ＣＷの流量と冷却水ＣＷに接する水冷伝熱管４の内壁の表面積を増加させることができ、原子炉格納容器３から冷却水ＣＷに移動する熱量が多くなるので、原子炉格納容器３を効果的に冷却できる。

（第４の実施形態）
図５は、本発明の第４の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム２０を用いた原子力発電プラント１００の構成を示す概略図である。

本実施形態に係る冷却システム２０が第１実施形態と異なる点は、冷却水槽６の形態である。即ち、本実施形態に係る冷却システム２０は、冷却水槽６として、原子炉格納容器３の上部に設けられ、燃料交換時に水が貯蔵される原子炉ウェルを用いる。そのため、冷却水槽６を新たに設けなくてもよく、工期とコストを抑制できる。なお、図５において、第１排水口６ａの位置を冷却水槽６である原子炉ウェルの側面の下部に示したが、これは一例であり、原子炉ウェルの底面でもよいことは言うまでもない。

（第５の実施形態）
図６は、本発明の第５の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム３０を用いた原子力発電プラント１００の構成の一例を示す概略図である。また、図７は、本発明の第５の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム３０を用いた原子力発電プラント１００の構成の他の例を示す概略図である。

本実施形態に係る冷却システム３０が第１実施形態または第４の実施形態と異なる点は、冷却水槽６（サージタンクまたは原子炉ウェル）に第２排水口６ｃと冷水下降用配管６ｄと冷水下降用配管６ｄの冷却水ＣＷの流れを制御する制御弁（本実施形態では逆止弁６ｅ）とを備える点である。

第２排水口６ｃは、第１排水口６ａと同様に冷却水槽６の下部に設けられ、冷水下降用配管６ｄが取り付けられている。冷水下降用配管６ｄは下方配管５ｂに連結し、冷却水槽６と下方配管５ｂを連通する。なお、冷却水槽６に貯蔵された冷却水ＣＷを水冷伝熱管４へ短時間で供給するためには、冷水下降用配管６ｄの長さはできるだけ短いことが好ましい。

また、冷水下降用配管６ｄには、冷却水槽６から下方配管５ｂへの冷却水ＣＷの流れを許容し、下方配管５ｂから冷却水槽６への冷却水ＣＷの流れを禁止する逆止弁６ｅが設けられている。なお、逆止弁６ｅは、冷却水ポンプ５ｄが停止したときに、冷水下降用配管６ｄ内の冷却水ＣＷの自重を加えた圧力によって逆止弁６ｅの弁がより開きやすいように、冷水下降用配管６ｄの下部（下方配管５ｂのできるだけ近く）に設けることが好ましい。

（動作）
全交流電源喪失時等により冷却水ポンプ５ｄが停止した場合、水冷伝熱管４に滞留する冷却水ＣＷは、原子炉格納容器３から水冷伝熱管４に移動した熱により熱せられる。これにより、水冷伝熱管４の冷却水ＣＷは、冷却水配管５と冷却水槽６の冷却水ＣＷと比較して相対的に高温になる。そのため、水冷伝熱管４の冷却水ＣＷは上昇し、上方配管５ａと排水管６ｂを介して冷却水槽６に流入する。そして、冷却水槽６の冷却水ＣＷは下降し、冷水下降用配管６ｄと下方配管５ｂを介して水冷伝熱管４に流入する。これにより、水冷伝熱管４の熱を冷却水ＣＷに移動させ、原子炉格納容器３を冷却することができる。

なお、逆止弁６ｅは、冷却水ポンプ５ｄが稼動する場合（通常時）には、冷却水ポンプ５ｄにより中間配管５ｃから下方配管５ｂへ吐出された冷却水ＣＷが冷水下降用配管６ｄに流入することを防止する。一方、冷却水ポンプ５ｄが停止する場合（非常時）には、逆止弁６ｅは冷却水槽６に貯蔵されている冷却水ＣＷの水圧により開き、冷却水槽６から下方配管５ｂに冷却水ＣＷを流す。

（効果）
本実施形態の冷却システム３０は、全交流電源喪失時等により冷却水ポンプ５ｄを稼動できない非常時において、原子炉格納容器３から水冷伝熱管４に移動した熱により加熱されて上昇する冷却水（温水）ＣＷが上方配管５ａを介して排水管６ｂから冷却水槽６に流入するときに、冷却水槽６内の冷却水（冷水）ＣＷを下方配管５ｂ（水冷伝熱管４の下端）に流入できる冷水下降用配管６ｄを備えている。すなわち、本実施形態の冷却システム３０では、冷水下降用配管６ｄが追加することにより水冷伝熱管４と冷却水槽６の間を冷却水ＣＷが自然対流により循環する流路が形成されるので、原子炉格納容器３を確実に継続して冷却できる。

また、冷却水ポンプ５ｄを稼動できる場合（通常時）には、冷却水ポンプ５ｄにより中間配管５ｃから下方配管５ｂへ吐出された冷却水ＣＷは、逆止弁６ｅにより冷水下降用配管６ｄに流入することが防止されるため、水冷伝熱管４を流通する冷却水ＣＷの量の減少が抑制され冷却性能を維持できる。

（第６の実施形態）
図８は、本発明の第６の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム４０を用いた原子力発電プラント１００の構成を示す概略図である。

本実施形態に係る冷却システム４０が第５実施形態と異なる点は、逆止弁６ｅ（制御弁）に代えて、電磁弁６ｆとバッテーリー等の直流電源（図示せず）と制御装置（図示せず）を備える点である。

電磁弁６ｆは、非通電時に閉じ通電時に開くノーマルクローズタイプの電磁弁である。制御装置は、直流電源と電磁弁６ｆの通電を制御する装置で、通常時には電磁弁６ｆに通電せず、非常時には電磁弁６ｆに通電する。すなわち、通常時には、電磁弁６ｆが閉じ、冷却水ポンプ５ｄにより中間配管５ｃから下方配管５ｂへ吐出された冷却水ＣＷが冷水下降用配管６ｄに流入することが防止されるため、水冷伝熱管４を流通する冷却水ＣＷの量の減少が抑制され、冷却性能を維持できる。

一方、異常時には、制御装置が電磁弁６ｆを通電して開き、冷却水槽６の冷却水ＣＷを冷水下降用配管６ｄにより下降させ、下方配管５ｂを介して水冷伝熱管４に流入させることができる。そのため、原子炉格納容器３に接する水冷伝熱管４と冷却水槽６の間に自然対流による冷却水ＣＷの循環を発生させ、原子炉格納容器３を確実に継続して冷却できる。

（第７の実施形態）
図９は、本発明の第７の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム５０を用いた原子力発電プラント１００の構成を示す概略図である。本実施形態に係る冷却システム５０が第５実施形態と異なる点は、逆止弁６ｅに代えて、遮断弁６ｇと圧縮空気設備（図示せず）が設けられている点である。

遮断弁６ｇは、空圧により閉じるノーマルオープンタイプの空圧弁である。圧縮空気設備は、例えばコンプレッサーであり、通常時（通電時）には空気を供給して遮断弁６ｇを閉じ、異常時（非通電時）には空気の供給を停止して遮断弁６ｇを開く。

すなわち、通常時には、遮断弁６ｇが閉じ、冷却水ポンプ５ｄにより中間配管５ｃから下方配管５ｂへ吐出された冷却水ＣＷは冷水下降用配管６ｄに流入できない。それにより、水冷伝熱管４を流通する冷却水ＣＷの量の減少が抑制され、冷却性能を維持できる。

一方、異常時には、遮断弁６ｇが開き、冷却水槽６の冷却水ＣＷを冷水下降用配管６ｄにより下降させ、下方配管５ｂを介して水冷伝熱管４に流入させることができる。そのため、原子炉格納容器３に接する水冷伝熱管４と冷却水槽６の間に自然対流による冷却水ＣＷの循環が発生し、原子炉格納容器３を確実に継続して冷却できる。

なお、本発明は上記した実施形態に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上述した実施形態は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。例えば、第３の実施形態による原子炉格納容器３の冷却システム１０における複数の水冷伝熱管４の各々の内壁に複数の伝熱フィン４ａを設けても良い。そして、複数の伝熱フィン４ａの形状は、複数の水冷伝熱管４の各々の内壁から複数の水冷伝熱管４の各々の中心軸に向かって突出する形状でも良く、複数の水冷伝熱管４の各々の内壁面の法線方向に突出する形状でもよく、その他の形状でもよい。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…水冷伝熱管、５…冷却水配管、６…冷却水槽

Claims (11)

1. 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を格納する鋼製の原子炉格納容器を冷却する冷却システムであって、
   前記原子炉格納容器の外壁に接触する複数の水冷伝熱管と、
   前記複数の水冷伝熱管の各々の両端と連結し、前記複数の水冷伝熱管の各々に冷却水を流通させる冷却水配管と、
   前記冷却水配管と連通し、前記冷却水配管に冷却水を供給する冷却水槽とを備えることを特徴とする冷却システム。
2. 請求項１に記載の冷却システムにおいて、
   前記冷却水配管は、補機を冷却する冷却水系統に含まれる配管であり、
   前記冷却水槽は、前記補機を冷却する冷却水系統に含まれるサージタンクであることを特徴とする冷却システム。
3. 請求項１に記載の冷却システムにおいて、
   前記冷却水槽が、原子炉ウェルであることを特徴とする冷却システム。
4. 請求項１に記載の冷却システムにおいて、
   前記冷却水槽の排水口が前記複数の水冷伝熱管の各々より上方に設けられ、
   前記複数の水冷伝熱管の下端と前記冷却水槽の排水口を連通する冷水下降用配管と、
   前記冷水下降用配管を流れる冷却水の流れを制御する制御弁を備えることを特徴とする冷却システム。
5. 請求項４に記載の冷却システムにおいて、
   前記制御弁が逆止弁であることを特徴とする冷却システム。
6. 請求項４に記載の冷却システムにおいて、
   前記制御弁が電磁弁であることを特徴とする冷却システム。
7. 請求項４に記載の冷却システムにおいて、
   前記制御弁が、空気圧により冷却水の流れを遮断する遮断弁であることを特徴とする冷却システム。
8. 請求項１に記載の冷却システムにおいて、
   前記原子炉格納容器の側面が、前記複数の水冷伝熱管により覆われていることを特徴とする冷却システム。
9. 請求項１に記載の冷却システムにおいて、
   前記複数の水冷伝熱管の内周壁に複数の放熱フィンが設けられていることを特徴とする冷却システム。
10. 請求項１に記載の冷却システムにおいて、
    前記複数の水冷伝熱管の各々には、前記原子炉格納容器の外壁に対向し、前記原子炉格納容器の外壁と面接触する第１側面が設けられていることを特徴とする冷却システム。
11. 請求項１０に記載の冷却システムにおいて、
    前記複数の水冷伝熱管のうち隣合う２つの水冷伝熱管の各々には、互いに対向し、互いに面接触する第２側面が設けられていることを特徴とする冷却システム。

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