JPH0634783A

JPH0634783A - 原子炉設備

Info

Publication number: JPH0634783A
Application number: JP4191871A
Authority: JP
Inventors: Masataka Hidaka; 政隆日▲高▼; Kazuhide Takamori; 和英高森; Tadashi Fujii; 正藤井; Yoshiyuki Kataoka; 良之片岡; Michio Murase; 道雄村瀬
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1992-07-20
Filing date: 1992-07-20
Publication date: 1994-02-10
Anticipated expiration: 2016-03-26
Also published as: JP3149553B2

Abstract

(57)【要約】【目的】原子炉冷却設備の経済性と信頼性を向上するこ
と。【構成】炉心２より上方に冷却水プ−ル９０，冷却水タ
ンク９１を設け、冷却水プ−ル９０内の水位より下方に
冷却水タンク９２を設け、冷却水プ−ル９０と冷却水タ
ンク９２内を流路９４で連通し、冷却水タンク９２内に
おける流路９４開口部より上方と冷却水タンク９１内に
おける水位より上方を流路９５で連通し、冷却水タンク
９１と原子炉圧力容器１内を逆止弁９７を有する流路９
３で連通し、冷却水タンク９２と原子炉圧力容器１内を
逆止弁９８を有する流路９６で連通する。冷却水プ−ル
９０から冷却水タンク９２への流路９４による水頭圧力
を冷却水タンク９２内の流路９４開口部より上方に形成
された水位によって水封して冷却水タンク９１内に加え
て、冷却水タンク９１から原子炉圧力容器１内への注水
圧力とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉設備に関し、特
に事故時に必要とされる原子炉冷却設備に係る。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子炉では、配管破断事故等の
冷却水喪失事故時に原子炉圧力容器内の炉心を冷却する
方法としては、火力原子力発電Ｖol．３９，Ｎo.８(１
９８８)に記載のように、ポンプ等の動的機器を用いな
い非常用炉心冷却系がある。これは、炉心冷却用の貯水
槽にあらかじめガス圧をかけ、原子炉圧力容器内との圧
力差によって冷却水を注水する静的な方法をとる蓄圧注
水系を２系統設け、系統の簡素化を図るものである。

【０００３】また、その他の静的な炉心冷却系統として
は、特開昭57−69289 号記載のように、冷却水の貯水槽
と原子炉圧力容器内を均圧化し、重力のみによって冷却
水を原子炉圧力容器内に注水する重力落下式注水系があ
る。

【０００４】この重力落下式注水系を有する原子炉の信
頼性を向上するための方法としては、貯水槽と原子炉圧
力容器内の均圧化のための連通路を設けず、貯水槽を原
子炉格納容器ドライウェルに開放する方法がとられる。
この場合、配管破断事故時に貯水槽と原子炉圧力容器内
を早期に均圧化して原子炉圧力容器内への注水を開始す
るために、主蒸気系には大容量の減圧系が取り付けら
れ、原子炉圧力容器内を急速に減圧する。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】配管破断事故等の冷却
水喪失事故時に原子炉圧力容器内の炉心を冷却する方法
として、ポンプ等の動的機器を用いる場合、機械的可動
部があるために、故障，出力低下等の不調が生じるが、
上記の均圧化手段を用いた注水系や蓄圧注水系の従来技
術ではその可能性が低減される良さが有る。

【０００６】しかし、蓄圧式注水装置を用いた場合は、
事故後に早期の注水が可能である反面、通常運転時にお
いても貯水槽に高圧ガス圧を加えてその貯水槽を高圧状
態に保つ必要があるため、貯水槽は水圧の他にその高圧
ガス圧を加えた極めて高圧な圧力に耐える耐圧構造にし
なければならない。

【０００７】このため、貯水槽を大きく出来ずに貯水量
を多量に確保出来ず、長期にわたる注水ができない問題
がある。貯水量を大きくした場合には、原子炉製造に係
る経済性が低下する。

【０００８】また、重力落下式注水装置では、貯水槽を
大きくすることができるが、早期に原子炉圧力容器内に
冷却水を注水するためには、減圧系の容量を増加する
か、あるいは貯水槽を従前よりも高い位置に置いて重力
落下式注水装置の注水静水頭を増加しなければならな
い。

【０００９】しかし、減圧系による減圧過程では、原子
炉圧力容器内に飽和状態の冷却水が大量に存在し、沸騰
蒸気が大量に発生するため減圧系の容量を大きくしても
原子炉圧力容器内の圧力が容易に低下せず、重力落下式
注水装置の作動時期が遅くなり、炉心を十分に冷却でき
ない問題が生じる可能性がある。

【００１０】また、注水静水頭を増加するために貯水槽
の設置位置を高くする場合には、設置位置が原子炉格納
容器高さによって制限されるため、十分な注水静水頭の
増加ができない問題がある。あるいは、貯水槽の設置位
置を高くするために原子炉格納容器高さを高くすると、
原子炉格納容器だけでなく原子炉建屋の高さも高くな
り、原子炉製造に係る経済性が低下する問題がある。

【００１１】その他、一旦、蓄圧式注水装置，重力落下
式注水装置による注水が開始されると、短時間に全量が
注水され、余分の冷却水は原子炉圧力容器から流出す
る。

【００１２】蓄圧式注水装置あるいは重力落下式注水装
置を用いて炉心冷却を効果的に行なうためには、炉心で
発生する崩壊熱に応じた冷却水量を注水しなければなら
ず、そのためには時間の経過にともなう原子炉圧力容器
内圧力の低下にともなって、注水静水頭を減少させて注
水流量を制御する必要がある。

【００１３】本発明の目的は、原子炉冷却設備におい
て、重力落下式注水装置の早期の原子炉圧力容器内への
注水を原子炉格納容器等の格納手段の大型化を極力抑制
しながら可能にすることを目的とする。

【００１４】

【課題を解決するための手段】第１手段は、水に付加さ
れた位置エネルギー又は注水必要時に水に付加された熱
エネルギーを気相の圧力に変換する第１手段と、前記手
段による気体圧力を原子炉圧力容器内に弁を介して接続
されて原子炉炉心位置よりも高所の位置に有る冷却水タ
ンク内へ印加する第２手段とから成る原子炉冷却装置で
ある。

【００１５】第２手段は、第１手段において、冷却水プ
ール内の水位よりも下方に位置する第１冷却水タンク
と、前記冷却水プールの液相部と前記第１冷却水タンク
内とを連通する第１流路とを備えた第１手段と、前記第
１冷却水タンクの気相部と前記第１冷却水タンクよりも
高所の第２冷却水タンク内との間に備えられた連通路を
備えた第２手段と、前記第２冷却水タンク内の液相部と
原子炉圧力容器内とを弁を介して接続した第２流路とを
備えたことを特徴とした原子炉冷却装置である。第３手
段は、第２手段において、第１冷却水タンクは原子炉圧
力容器内と弁を介して冷却水を連通する第３流路が備わ
ることを特徴とした原子炉冷却装置である。

【００１６】第４手段は、第３手段において、第２流路
と第３流路とは互いに独立していることを特徴とした原
子炉冷却装置である。

【００１７】第５手段は、第２手段において、第１冷却
水タンクと第２冷却水タンクとの間の連通路は、途中
に、高低差を付けて配備された第３冷却水タンクと第４
冷却水タンクとの内、相対的に高所の第３冷却水タンク
の液相部と相対的に低所の第４冷却水タンク内とを連通
する第４流路とを備えた増圧手段が第１冷却水タンクと
第２冷却水タンクとに対して直列に備わることを特徴と
した原子炉冷却装置である。

【００１８】第６手段は、第５手段において、第１冷却
水タンクは原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通
する第３流路が備わり、第４冷却水タンクは原子炉圧力
容器内と弁を介して冷却水を連通する第５流路が備わる
ことを特徴とした原子炉冷却装置である。

【００１９】第７手段は、第６手段において、第２流路
と第３流路と第５流路とは互いに独立していることを特
徴とした原子炉冷却装置である。

【００２０】第８手段は、第２又は第３手段において、
冷却水プールは圧力的に内外間の移行が制限された構造
を備え、原子炉圧力容器内で発生した圧力を前記冷却水
プール内に弁を介して印加する系統を備えることを特徴
とした原子炉冷却装置である。

【００２１】第９手段は、第２又は第３手段において、
第２冷却水タンクは、冷却水プールの一部を他部から隔
離して構成されていることを特徴とした原子炉冷却装置
である。

【００２２】第１０手段は、第１手段から第７手段迄及
び第９手段のいずれかの一手段において、冷却水プール
は原子炉格納容器内のドライウエル領域内に開放されて
いることを特徴とした原子炉冷却装置である。

【００２３】第１１手段は、第１手段において、冷却水
を貯蔵する冷却水タンクと、原子炉圧力容器内で発生し
た熱を冷却水タンク内の冷却水に付加する手段を第１手
段として備え、前記冷却水タンクと前記冷却水タンク内
外間での圧力移行を抑制する排圧制限手段を第２手段と
して備えることを特徴とした原子炉冷却装置である。第
１２手段は、第１１手段において、熱を冷却水タンク内
の冷却水に付加する手段は、原子炉圧力容器の自動減圧
時の排気蒸気の熱を冷却水タンク内の冷却水中に導く系
統により構成されることを特徴とした原子炉冷却装置で
ある。

【００２４】第１３手段は、第１２手段において、熱を
冷却水タンク内の冷却水中に導く系統は、原子炉圧力容
器の自動減圧時の排気蒸気を冷却水タンク内の冷却水中
に装備された凝縮器内に導く系統により構成されること
を特徴とした原子炉冷却装置である。

【００２５】第１４手段は、第１２手段において、排圧
制限手段は、冷却水タンクの気相部と前記冷却水タンク
外とを連通する経路内に装備された弁であることを特徴
とした原子炉冷却装置である。

【００２６】第１５手段は、第１２手段において、排圧
制限手段は、冷却水タンクの気相部を覆うタンク壁の一
部に開口した穴であって、前記穴の大きさは、冷却水タ
ンク内への導入熱により上昇する前記冷却水タンク気相
部の圧力の上昇が前記穴から冷却水タンク外へ逃げる圧
力による冷却水タンク内の圧力の降下を上回る開口面積
であることを特徴とした原子炉冷却装置である。

【００２７】第１６手段は、第１２手段において、排圧
制限手段は、冷却水タンクの液相内と前記冷却水タンク
外とを連通するベント管であることを特徴とした原子炉
冷却装置である。

【００２８】第１７手段は、第１１手段から第１４手段
迄及び第６手段のいずれかの一項において、冷却水タン
ク内の気相部は原子炉格納容器内のドライウエル領域内
に弁を介して開放可能とされていることを特徴とした原
子炉冷却装置である。

【００２９】第１８手段は、高所の水に付加された位置
エネルギーをそれより低所の液体タンク内の気相の圧力
に変換する手段と、前記手段による気相の圧力を原子炉
圧力容器内への注水圧力として付加される冷却水注水系
統とを備えた原子炉冷却装置である。

【００３０】第１９手段は、互いに連通されて高低２か
所に配備されたプールとタンク間の静水頭差圧を前記低
所のタンク内の気相部に印加する系統と、前記気相部の
圧力を注水冷却水を蓄える冷却水タンク内に印加する系
統とを備えた注水冷却水の加圧装置である。

【００３１】第２０手段は、注水冷却水を貯蔵する冷却
水タンクと、熱エネルギーを前記注水冷却水を媒体とし
て前記冷却水タンク内の気相部の気相圧力に変換する手
段とから成る注水冷却水の加圧装置である。

【００３２】第２１手段は、炉心を内蔵した原子炉圧力
容器と、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に
凝縮するサプレッションプールと、前記炉心より高所に
あって前記サプレッションプールのプール水を弁を介し
て原子炉圧力容器内に連通可能に接続した冠水系と、前
記サプレッションプールよりも高所に配備されて弁を介
して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続された重力
落下式注水系の冷却水プールと、これら前記構成を格納
する原子炉格納容器とを備えた原子炉設備において、前
記重力落下注水系は、前記冷却水プール内の水位よりも
下方に位置する第１冷却水タンクと、前記冷却水プール
の液相部と前記第１冷却水タンク内とを連通する第１流
路と、前記第１冷却水タンクの気相部と前記第１冷却水
タンクよりも高所の第２冷却水タンク内との間に備えら
れた連通路と、前記第２冷却水タンク内の液相部と原子
炉圧力容器内とを弁を介して接続した第２流路と、前記
第１冷却水タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して
冷却水を連通する第３流路とを備えていることを特徴と
した原子炉設備である。

【００３３】第２２手段は、炉心を内蔵した原子炉圧力
容器と、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に
凝縮するサプレッションプールと、前記炉心よりも高所
に配備されて弁を介して前記原子炉圧力容器内に連通可
能に接続された重力落下式注水系の冷却水プールと、弁
を介して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続されて
おり前記重力落下式注水系の注水圧力よりも高圧で冷却
水が封入された蓄圧注水系の高圧タンクと、これら前記
構成を格納する原子炉格納容器とを備えた原子炉設備に
おいて、前記重力落下注水系は、前記冷却水プール内の
水位よりも下方に位置する第１冷却水タンクと、前記冷
却水プールの液相部と前記第１冷却水タンク内とを連通
する第１流路と、前記第１冷却水タンクの気相部と前記
第１冷却水タンクよりも高所の第２冷却水タンク内との
間に備えられた連通路と、前記第２冷却水タンク内の液
相部と原子炉圧力容器内とを弁を介して接続した第２流
路と、前記第１冷却水タンクと前記原子炉圧力容器内と
弁を介して冷却水を連通する第３流路とを備えているこ
とを特徴とした原子炉設備である。

【００３４】第２３手段は、炉心を内蔵した原子炉圧力
容器と、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に
凝縮するサプレッションプールと、前記炉心より高所に
あって前記サプレッションプールのプール水を弁を介し
て原子炉圧力容器内に連通可能に接続した冠水系と、前
記サプレッションプールよりも高所に配備されて弁を介
して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続された重力
落下式注水系の冷却水プールと、弁を介して前記原子炉
圧力容器内に連通可能に接続されており前記重力落下式
注水系の注水圧力よりも高圧で冷却水が封入された蓄圧
注水系の高圧タンクと、これら前記構成を格納する原子
炉格納容器とを備えた原子炉設備において、前記重力落
下注水系は、前記冷却水プール内の水位よりも下方に位
置する第１冷却水タンクと、前記冷却水プールの液相部
と前記第１冷却水タンク内とを連通する第１流路と、前
記第１冷却水タンクの気相部と前記第１冷却水タンクよ
りも高所の第２冷却水タンク内との間に備えられた連通
路と、前記第２冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容
器内とを弁を介して接続した第２流路と、前記第１冷却
水タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を
連通する第３流路とを備えていることを特徴とした原子
炉設備である。

【００３５】第２４手段は、第２１手段において、冷却
水プールは複数に区画され、その全区画の一部が第１冷
却水タンク側に連通され、他部が弁を介して直接前記原
子炉圧力容器内へ連通可能に接続されていることを特徴
とした原子炉設備である。

【００３６】第２５手段は、第２１手段において、冷却
水プールの全区画のうちの他部の区画内には原子炉圧力
容器からの排蒸気を凝縮する凝縮器が装備されているこ
とを特徴とした原子炉設備である。

【００３７】第２６手段は、第２２手段又は第２３手段
において、蓄圧注水系の高圧タンクは、タンク内の圧力
が異なって複数存在していることを特徴とした原子炉設
備である。

【００３８】第２７手段は、第２２手段又は第２３手段
又は第２４手段又は第２５手段において、サプレッショ
ンプールのプール水は原子炉格納容器の鋼板製壁の内面
に接しており、その内面に対応する外面には前記原子炉
格納容器外の外周プールのプール水が接触していること
を特徴とした原子炉設備である。

【００３９】第２８手段は、第２７手段において、外周
プールよりも高所における原子炉格納容器鋼板製壁に沿
って、空冷設備の空冷ダクトが装備されていることを特
徴とした原子炉設備である。

【００４０】第２９手段は、第２１手段において、サプ
レッションプールのプール水は原子炉格納容器の鋼板製
壁の内面に接しており、その内面に対応する外面には前
記原子炉格納容器外の外周プールのプール水が接触し、
前記外周プールよりも高所における前記原子炉格納容器
の鋼板製壁に沿って、空冷設備の空冷ダクトが装備さ
れ、前記原子炉格納容器内の構造物と前記原子炉格納容
器内面との間に形成されたウエットウエル空間を上下に
仕切る仕切板を備え、前記仕切板の上下気相部分を流路
で連通し、前記上方の気相部と前記サプレッションプー
ルのプール水中とを他の流路で連通してあることを特徴
とした原子炉設備である。

【００４１】第３０手段によれば、原子炉圧力容器に対
する重力落下式注水系の貯水領域を少なくとも高低両個
所及び前記低所の貯水領域よりも高所の他の個所に配備
し、前記高低両個所の各貯水領域間の水頭差圧で前記低
所の個所の前記貯水領域の気相部を加圧し、前記気相部
の圧力を前記他の個所の前記貯水領域に印加して、前記
他の個所の貯水領域からの注水開始タイミングを高圧側
にシフトし、前記低所の貯水領域からの注水開始タイミ
ングを低圧側にシフトして成る重力落下式注水系の注水
方法である。

【００４２】

【作用】第１手段によれば、水に付加された位置エネル
ギー又は注水必要時に水に加えられた熱エネルギーが圧
力と成って冷却水タンク内に印加され、冷却水タンク内
の冷却水は弁が導通状態でその印加圧力と原子炉炉心よ
り高所の位置エネルギーとの総和による注水圧力で原子
炉炉心側に注水される作用が得られる。

【００４３】第２手段によれば、冷却水プール内水が第
１流路を通じて第１冷却水タンクへ降下しようとするこ
とにとも成って、冷却水プールと第１冷却水タンク間の
静水頭圧力差分の圧力が第１冷却水タンク内の気相部分
を圧縮してその気相部の圧力を高める。その気相部の圧
力は連通路を介して第２冷却水タンク内に伝えられて第
２冷却水タンク内の圧力を前記気相部の圧力と均等にす
る。このため、第２流路の弁が導通状態になると、第２
冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギーに前記気相
部の圧力との総和が注水圧力と成って、原子炉圧力容器
内に注水される作用が得られる。

【００４４】第３手段によれば、第２手段による作用に
加えて、第２冷却水タンクからの注水が開始された後に
第２冷却水タンクよりも低所にあって位置エネルギーの
低い第１冷却水タンク内の冷却水が原子炉圧力容器内へ
注水される作用が得られる。第４手段によれば、第３手
段による作用に加えて、第１冷却水タンクから原子炉圧
力容器への注水路である第３流路と、第２冷却水タンク
から原子炉圧力容器への注水炉である第２流路とが互い
に独立しているから、両流路の一方が注水作用に供せな
くなっても他方の流路にて注水が成される作用が得られ
る。

【００４５】第５手段によれば、第２手段による作用に
加えて、冷却水プールの水により圧力が上昇した第１冷
却水タンクの気相部の圧力は連通路により第３冷却水タ
ンクに均等になるように加えられ、その圧力と第３冷却
水タンク内の冷却水が第４冷却水タンクへ第４流路を通
って降下しようとする第４冷却水タンクに対する位置エ
ネルギーとの総和が第４冷却水タンク内の圧力を増圧さ
せる。この増圧された圧力が連通路を介して第２冷却水
タンク内に加えられ、第２流路の弁が導通状態になる
と、第２冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギーに
前記増圧された圧力との総和が注水圧力と成って、原子
炉圧力容器内に第２流路を通して注水される作用が得ら
れる。

【００４６】第６手段によれば、第５手段による作用に
加えて、注水圧力が第２冷却水タンク，第４冷却水タン
ク，第１冷却水タンクの順に小さくなるから、注水開始
タイミングが第２冷却水タンク，第４冷却水タンクと第
１冷却水タンクの順にずれて順次原子炉圧力容器内への
注水作用が得られる。

【００４７】第７手段によれば、第６手段による作用に
加えて、第２冷却水タンク，第４冷却水タンク，第１冷
却水タンクの原子炉圧力容器への注水流路である第２流
路，第５流路，第３流路とが互いに独立しているから、
いずれかの流路が注水に支障を来たしても他の流路での
注水は達成される作用が得られる。

【００４８】第８手段によれば、第２手段又は第３手段
による作用に加えて、原子炉圧力容器内への注水が必要
なときには、弁を導通状態として、冷却水プール内と原
子炉圧力容器内の圧力を均等化して冷却水プール内の冷
却水が原子炉圧力容器内へ注入しやすくし、もってより
一層早期の注入作用が得られる。

【００４９】第９手段によれば、第２手段又は第３手段
による作用に加えて、冷却水プールの一部を第２冷却水
タンク領域に利用して原子炉圧力容器への注水に供する
作用が得られる。

【００５０】第１０手段によれば、第１手段から第７手
段まで及び第９手段のいずれかの手段による作用に加え
て、冷却水プール内の圧力は事故時には事故時に昇圧し
たドライウエル領域の圧力と同等に昇圧するから、その
昇圧した分だけ原子炉圧力容器への注水開始タイミング
が早まるという作用が得られる。

【００５１】第１１手段によれば、第１手段による作用
に加えて、冷却水タンク内の冷却水に原子炉圧力容器内
で発生した熱エネルギーを付加すると、そのタンク内の
冷却水は一部蒸発してそのタンク内の圧力が上昇し、そ
の圧力は排圧制限手段により冷却水タンク内に安全な圧
力範囲内で隔離される。その上昇した圧力に位置エネル
ギーによる圧力が加味されてそのタンク内の冷却水は原
子炉圧力容器内へ注水される作用が得られる。

【００５２】第１２手段によれば、第１１手段による作
用に加えて、原子炉圧力容器の自動減圧時に排気される
熱エネルギーが蒸気状態で冷却水タンク内冷却水に付加
されて、蒸気は冷却水タンク内の冷却水により凝縮さ
れ、その冷却水は加熱されて蒸発して蒸発蒸気分圧によ
りその冷却水タンク内の圧力の上昇作用が得られる。

【００５３】第１３手段によれば、第１２手段による作
用に加えて、原子炉圧力容器の自動減圧時に排気される
高温蒸気が冷却水タンク内の凝縮器内に導かれて凝縮器
を介して冷却水タンク内の冷却水と熱交換する。このた
め冷却水タンク内の冷却水には熱エネルギーか付加され
て、冷却水タンク内の圧力は上昇する作用が得られる。

【００５４】第１４手段によれば、第１２手段による作
用に加えて、冷却水タンク内の圧力を弁の開閉によりそ
のタンク外に逃して安全な圧力範囲内に落せる作用が得
られる。

【００５５】第１５手段によれば、第１２手段による作
用に加えて、冷却水タンク内の圧力が上昇した際に過剰
な圧力は冷却水タンクにあけられた穴からそのタンク外
へ逃げて過剰圧力によるそのタンクの損傷を弁等の稼働
部を備えなくとも防止出来る作用が得られる。

【００５６】第１６手段によれば、第１２手段による作
用に加えて、冷却水タンク内の液相部にベント管が浸さ
れているから、常には液封状態である。冷却水タンク内
の圧力が増加すると、ベント管内の水面が押し上げられ
て冷却水タンク内の圧力が過剰になることを抑制する作
用が得られる。

【００５７】第１７手段によれば、第１１手段から第１
４手段まで及び第１６手段のいずれかの手段による作用
に加えて、弁が開かれることにより冷却水タンク内の圧
力は事故時の増圧したドライウエル領域内の圧力と均等
となるから、冷却水タンクから原子炉圧力容器内への注
水開始タイミングが早まる作用が得られる。

【００５８】第１８手段によれば、高所の水の位置エネ
ルギーを低所の液体タンク内の圧力に変えてその圧力を
冷却水注水系統の注水圧力とし、原子炉圧力容器内への
注水開始タイミングを早めることの作用が得られる。

【００５９】第１９手段によれば、高低各タンク間の静
水頭差圧に基づく圧力を注水冷却水のタンクに付加して
注水圧力を確保できる作用が得られる。

【００６０】第２０手段によれば、熱エネルギーを圧力
に変えてその圧力を注水冷却水のタンクに付加して注水
圧力を確保できる作用が得られる。

【００６１】第２１手段によれば、事故時にはサプレッ
ションプールにて蒸気を凝縮して原子炉圧力容器内の圧
力を低減し、重力落下注水系による原子炉圧力容器内へ
の注水開始タイミングを早め、重力落下注水系による原
子炉圧力容器内への注水開始後には、原子炉圧力容器内
の圧力も相当低下しており、重力落下注水系よりも位置
エネルギーの低い冠水系が原子炉圧力容器内への注水を
開始できる。その際に、重力落下注水系は、冷却水プー
ル内水が第１流路を通じて第１冷却水タンクへ降下しよ
うとすることにとも成って、冷却水プールと第１冷却水
タンク間の静水頭圧力差分の圧力が第１冷却水タンク内
の気相部分を圧縮してその気相部の圧力を高める。その
気相部の圧力は連通路を介して第２冷却水タンク内に伝
えられて第２冷却水タンク内の圧力を前記気相部の圧力
と均等にする。このため、第２流路の弁が導通状態にな
ると、第２冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギー
に前記気相部の圧力との総和が注水圧力と成って、原子
炉圧力容器内に注水される作用を発揮し、その重力落下
注水系による注水開始タイミングを高圧側にシフトして
注水開始タイミングを早め、ひいては冠水系による注水
も早める作用が成されて、原子炉圧力容器や原子炉格納
容器内圧力の上昇抑制作用を早期に達成できる作用が得
られる。

【００６２】第２２手段によれば、事故時にはサプレッ
ションプールにて蒸気を凝縮して原子炉圧力容器内の圧
力を低減し、蓄圧注水系による原子炉圧力容器内への注
水が開始され、その後に重力落下注水系による原子炉圧
力容器内への注水が開始される。その際に、重力落下注
水系は、冷却水プール内水が第１流路を通じて第１冷却
水タンクへ降下しようとすることにとも成って、冷却水
プールと第１冷却水タンク間の静水頭圧力差分の圧力が
第１冷却水タンク内の気相部分を圧縮してその気相部の
圧力を高める。その気相部の圧力は連通路を介して第２
冷却水タンク内に伝えられて第２冷却水タンク内の圧力
を前記気相部の圧力と均等にする。このため、第２流路
の弁が導通状態になると、第２冷却水タンク内の冷却水
は、位置エネルギーに前記気相部の圧力との総和が注水
圧力と成って、原子炉圧力容器内に注水される作用を発
揮し、その重力落下注水系による注水開始タイミングを
高圧側にシフトして注水開始タイミングを早め、ひいて
は冠水系による注水も早める作用が成される。このため
に、蓄圧注水系の原子炉圧力容器内への注水開始タイミ
ングもより高圧側へシフトするようにも出来、原子炉圧
力容器や原子炉格納容器内圧力の上昇抑制作用を早期に
達成できる作用ないしは、蓄圧注水系による注水から重
力落下注水系による注水への移行が円滑になる、ないし
は蓄圧注水系による注水負担を重力落下注水系による注
水に一部負担させるなどの設計の自由度が拡大できる作
用が得られる。

【００６３】第２３手段によれば、事故時にはサプレッ
ションプールにて蒸気を凝縮して原子炉圧力容器内の圧
力を低減し、蓄圧注水系による原子炉圧力容器内への注
水が開始され、その後に重力落下注水系による原子炉圧
力容器内への注水が開始され、重力落下注水系による原
子炉圧力容器内への注水開始後には、原子炉圧力容器内
の圧力も相当低下しており、重力落下注水系よりも位置
エネルギーの低い冠水系が原子炉圧力容器内への注水を
開始できる。その際に、重力落下注水系は、冷却水プー
ル内水が第１流路を通じて第１冷却水タンクへ降下しよ
うとすることにとも成って、冷却水プールと第１冷却水
タンク間の静水頭圧力差分の圧力が第１冷却水タンク内
の気相部分を圧縮してその気相部の圧力を高める。その
気相部の圧力は連通路を介して第２冷却水タンク内に伝
えられて第２冷却水タンク内の圧力を前記気相部の圧力
と均等にする。このため、第２流路の弁が導通状態にな
ると、第２冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギー
に前記気相部の圧力との総和が注水圧力と成って、原子
炉圧力容器内に注水される作用を発揮し、その重力落下
注水系による注水開始タイミングを高圧側にシフトして
注水開始タイミングを早め、ひいては冠水系による注水
も早める作用が成される。このために、蓄圧注水系の原
子炉圧力容器内への注水開始タイミングもより高圧側へ
シフトするようにも出来、原子炉圧力容器や原子炉格納
容器内圧力の上昇抑制作用を早期に達成できる作用ない
しは、蓄圧注水系による注水から重力落下注水系による
注水への移行が円滑になる、ないしは蓄圧注水系による
注水負担を重力落下注水系による注水に一部負担させる
などの設計の自由度が拡大できる上、各注水系の注水ス
ケジュールの連携性が良くなる作用が得られる。

【００６４】第２４手段によれば、第２１手段による作
用に加えて、重力落下式注水系と冠水系との注水開始タ
イミングの間に冷却水プールの一部内の冷却水が原子炉
圧力容器内に注水されるタイミングが来るから、木目細
かな注水スケジュウルが達成できるという作用が得られ
る。

【００６５】第２５手段によれば、第２１手段による作
用に加えて、冷却水プール内冷却水によっても原子炉圧
力容器内の蒸気を凝縮することが出来るから、原子炉圧
力容器内の圧力の凝縮による低減を促進し、重力落下式
注水系の注水タイミングをより早める、ないしは注水圧
力を低減できる作用が得られる。

【００６６】第２６手段によれば、第２２手段又は第２
３手段による作用に加えて、蓄圧注水系の複数のタンク
から原子炉圧力容器内への注水開始タイミングが時間的
にずれて木目細かな注水スケジュウルが達成できるとい
う作用が得られる。

【００６７】第２７手段によれば、第２１手段又は第２
３手段又は第２４手段又は第２５手段による作用に加え
て、外周プールにより原子炉格納容器が水冷されるか
ら、原子炉格納容器内の圧力の低減効果が良く、その分
原子炉圧力容器内の圧力が早急に下がって各注水系によ
る注水開始タイミングを早めるか、そうでなければ、注
水圧力を低減できる作用が得られる。

【００６８】第２８手段によれば、水冷出来ない上部の
原子炉格納容器の部分は空冷により冷却して第２７手段
による作用を助長させることが出来るという作用が得ら
れる。

【００６９】第２９手段によれば、第２１手段による作
用に加えて、サプレッションプールでも凝縮しきれない
残存蒸気は仕切板よりも上方のウエットウエル空間に移
行して主に空冷により冷却されて凝縮してサプレッショ
ンプール水中に戻され、その凝縮によっても原子炉格納
容器内、特にサプレッションプール室の圧力を低減出
来、これにともなって、原子炉圧力容器内の圧力も良く
低減されて各注水系による注水開始タイミングを早める
か、そうでなければ、注水圧力を低減できる作用が得ら
れる。

【００７０】第３０手段によれば、重力落下注水系の注
水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散しておける
から、重力落下注水系による注水作動領域を拡大できる
という作用が得られる。

【００７１】

【実施例】第１実施例は、図１に示されている。その第
１実施例を以下に説明する。

【００７２】第１実施例は電気出力１３５０ＭＷの沸騰
水型原子炉に本発明を適用した例である。

【００７３】鋼製の原子炉格納容器１０は、格納領域の
内側と外側とを隔離している。その原子炉格納容器１０
の下部外周面は環状の外周プール１５に浸されている。
その外周プール１５には、外周プール１５の気相部と外
界とを連通する蒸気排出ダクト８６が備わる。

【００７４】原子炉格納容器１０は外周囲を鉄筋コンク
リート製建屋２００で囲われている。

【００７５】外周プール１５よりも上方の原子炉格納容
器１０外周面にはその外周面を冷却する目的において空
冷設備が施される。空冷設備は、外周プール１５よりも
上方の原子炉格納容器１０の外周面に沿って配備された
空冷用ダクト３３と、その空冷用ダクト３３への外気取
り入れ口として鉄筋コンクリート製建屋２００に装備さ
れてその空冷用ダクト３３の下端部内と連通する空気取
り入れ口３２と、その空冷用ダクト３３の上端でその空
冷用ダクト３３内と鉄筋コンクリート製建屋２００の外
側との間を連通する排気ダクト８７とから構成される。

【００７６】原子炉格納容器１０内には、鉄筋コンクリ
ート製の構造壁でコンクリート構造物１６が構築されて
いる。

【００７７】そのコンクリート構造物１６の外周面と原
子炉格納容器１０内周面との環状の間隔空間はウエット
ウエル１３空間として確保される。そのウエットウエル
１３空間とコンクリート構造物１６の上方の空間である
運転階３０空間とは圧力開放板３１により通常時には気
密に区画されている。

【００７８】コンクリート構造物１６の内側には、原子
炉圧力容器１が収納されるドライウエル１１空間と、冷
却水が貯蔵されている環状のサプレッションプール１２
と、そのサプレッションプール１２よりも上方の位置に
配備された冷却すいプール９０と第２冷却水タンク９１
とが形成されている。

【００７９】サプレッションプール１２の冷却水は鉄筋
コンクリート製の構造壁に開けた連通孔１８でその構造
壁の内側と外側とで連通され、サプレッションプール１
２の気相部は他の連通孔１８でその構造壁の内側と外側
とで連通されている。

【００８０】ドライウエル１１空間とサプレッションプ
ール１２の冷却水中とはベント管１７により連通されて
いる。

【００８１】冷却すいプール９０と第２冷却水タンク９
１とは上方からみると環状に成っており、且つ同一高さ
において隣接している。その冷却すいプール９０の気相
部がドライウエル連通路１０４でドライウエル１１空間
に直接的に連通している。

【００８２】冷却すいプール９０よりも低所であって、
サプレッションプール１２よりも上方の位置に第１冷却
水タンク９２がドライウエル１１空間内に装備される。

【００８３】コンクリート構造物１６の上端面は運転階
３０とされ、その運転階３０には、原子炉圧力容器１内
の構成物を取り扱うことのできるマニュピュレータ８０
が装備されている。運転階３０空間にはマニュピュレー
タ８０よりも上方に天井クレーン２０１が配備され、そ
の天井クレーン２０１は原子炉格納容器１０から支持し
た環状の走行路２０２に沿って旋回することが出来る。

【００８４】原子炉圧力容器１は、炉心２を内蔵してお
り、インターナルポンプ１０６が原子炉圧力容器１内の
冷却水を炉心２内に供給している。

【００８５】炉心２内で加熱された冷却水は、高温高圧
な蒸気とされて発電機の駆動タービンを回転させるエネ
ルギーとして原子炉格納容器１０外へ供給されるが、そ
の供給流路が主蒸気配管３であり、この主蒸気配管３
は、原子炉圧力容器１に接続され、原子炉格納容器１０
を貫通している。この主蒸気配管３は複数本存在し、且
つ途中には隔離弁を備え、事故時にはその隔離弁は閉じ
られることにより主蒸気管３は閉鎖される。

【００８６】又、先の高温高圧な蒸気は、その蒸気の持
つエネルギーが駆動タービンを回転駆動するのに消費さ
れて、その後に復水器で凝縮され、その凝縮により得ら
れた冷却水は原子炉圧力容器１内へ給水されるのである
が、その給水流路が給水配管４である。その給水配管４
は、原子炉格納容器１０を貫通して原子炉圧力容器１へ
連通接続されている。この給水配管４も主蒸気配管３と
同様に閉鎖可能な構成を備えている。

【００８７】いずれの貫通部分でも、原子炉格納容器１
０内の雰囲気や圧力が外部へ逃れないように気密に構成
されている。

【００８８】各主蒸気配管３には、原子炉格納容器１０
内を通っている部分に、自動減圧系が接続されている。
この自動減圧系は、主蒸気配管３に接続された自動減圧
弁２３と、自動減圧弁２３に接続されて自動減圧弁２３
からの排出蒸気をサプレッションプール１２水中に導き
入れる自動減圧系配管１４３とを備えている。自動減圧
弁２３は、冷却水喪失事故の原因である冷却水漏洩や圧
力の不意の低下等を検出してその検出に基づいて開くよ
うに操作される。

【００８９】原子炉格納容器１０内には、非常用炉心冷
却系として、重力落下式注水系と、冠水系とが格納され
ている。

【００９０】重力落下式注水系は、次のような構成を備
える。

【００９１】即ち、第２冷却水タンク９１内と、原子炉
圧力容器１内とは第２流路である第２配管９３で接続さ
れている。第２配管９３の上端は第２冷却水タンク９１
の底に接続され、下端は炉心２よりも高い位置の原子炉
圧力容器１部位に接続されている。その第２配管９３の
途中部位には第２冷却水タンク９１よりに第２開閉弁９
９が、原子炉圧力容器１よりに第２逆止弁９７が装備さ
れている。その第２逆止弁９７は、第２冷却水タンク９
１側から原子炉圧力容器１側への通過を許しその逆方向
への通過を阻止するように逆止方向が設定されている。

【００９２】第２冷却水タンク９１内と第１冷却水タン
ク９２内とは連通路である均圧化配管９５で水面よりも
上部の気相部分同士が連通できるように接続されてい
る。

【００９３】第１冷却水タンク９２内と、冷却水プール
９０内とは第１流路である第１配管９４で接続されてい
る。第１配管９４の上端は冷却水プール９０の底に接続
され、下端は第１冷却水タンク９２内の冷却水水中に水
没されている。

【００９４】第１冷却水タンク９２と第２開閉弁９９と
第２逆止弁９７との間の第２配管９３の途中部分とを接
続している第３流路である第３配管９６は、途中部位に
第１冷却水タンク９２よりに第１開閉弁１００が、原子
炉圧力容器１よりに第１逆止弁９８が装備されている。
その第１逆止弁９８は、第１冷却水タンク９２側から原
子炉圧力容器１側への通過を許しその逆方向への通過を
阻止するように逆止方向が設定されている。

【００９５】原子炉運転前に第１開閉弁１００と、第２
開閉弁９９を閉じておいて、冷却水プール９０と第２冷
却水タンク９１内に冷却水をほぼ満水状態に入れてお
く。冷却水を入れるために冷却水プール９０と第２冷却
水タンク９１には開閉自在な注水口が設けられており、
冷却水を入れた後は注水口は気密に閉じられる。冷却水
プール９０内に冷却水を入れることによりその一部が第
１配管９４を通じて第１冷却水タンク９２内にはいっ
て、第２冷却水タンク９１内の気相部分が高圧と成る。
このようにして、第１冷却水タンク９２は第１配管９４
の下端開口部より上方に水位が形成された状態とする。
これにより、第１冷却水タンク９２には第１配管９４を
通して冷却水プール９０水面から第１冷却水タンク９２
内の水位にわたる水頭圧力がかかる。この圧力は、均圧
化配管９５を通して第２冷却水タンク９１にかかる。こ
のため、第２冷却水タンク９１から原子炉圧力容器１内
への注水静水頭は、第２冷却水タンク９１内の水位と第
２配管９３の原子炉圧力容器１注水口の間の水頭と冷却
水プール９０水面と第１冷却水タンク９２内の水位の間
の水頭の和と成って待機状態とされる。

【００９６】以上が重力落下式注水系である。次に、冠
水系の構成を以下に説明する。

【００９７】冠水系配管８４は、炉心２上部あるいはそ
れよりも高い位置でサプレッションプール１２水中と原
子炉圧力容器１内とを接続している。この冠水系配管８
４の途中には、サプレッションプール１２寄りに冠水系
開閉弁８３が、原子炉圧力容器１寄りに冠水系逆止弁８
５が装備される。冠水系逆止弁８５は、原子炉圧力容器
１側への流通を許し、その逆方向への流通を阻止するよ
うに逆止方向が設定されている。

【００９８】以上が冠水系の構成である。

【００９９】このような原子炉設備では、以下の動作が
可能である。

【０１００】原子炉の運転が開始されると、原子炉圧力
容器１内の圧力が増加する。その圧力が第２冷却水タン
ク９１から原子炉圧力容器１内への事故時の注水静水頭
圧力よりも高くなったことを確認した後に、第１開閉弁
１００と第２開閉弁９９と冠水系開閉弁８３を開く。冠
水系開閉弁８３はより以前に開いておいても良い。

【０１０１】この状態で原子炉が正常に運転されれば、
原子炉圧力容器１内の冷却水は高温高圧な蒸気として主
蒸気配管３を通じて原子炉格納容器１０外へ供給され、
その蒸気は原子炉格納容器１０外で凝縮されて冷却水と
して原子炉圧力容器１内へ給水配管４を通じて戻され
る。

【０１０２】原子炉圧力容器１内で発生した高温高圧な
蒸気が、例えば、主蒸気配管３等からドライウエル１１
内に漏洩する事故が生じると、原子炉圧力容器１内の冷
却水が喪失することと成る。この様な冷却水喪失事故が
生じると、自動減圧系の自動減圧弁２３が開いて自動減
圧系配管１４３を通じて原子炉圧力容器１内の高温高圧
な蒸気をサプレッションプール１２水中に排出して原子
炉圧力容器１内の圧力を低減する。

【０１０３】サプレッションプール１２水中に排出され
た蒸気はサプレッションプール１２内の冷却水で凝縮さ
れる。この凝縮作用により原子炉格納容器１０内の圧力
の上昇が弱められるが圧力は次第に上昇する。

【０１０４】原子炉圧力容器１側からドライウエル１１
内に漏洩した高温高圧な蒸気は、ドライウエル１１の圧
力を高めることと成る。高圧と成ったドライウエル１１
内の雰囲気は、ベント管１７を通じてサプレッションプ
ール１２内の冷却水中に吹き込まれる。冷却水中に吹き
込まれた雰囲気中の蒸気はサプレッションプール１２内
の冷却水で凝縮され、凝縮されない前記雰囲気中のガス
はサプレッションプール１２内の冷却水水面より上方に
蓄積され、ウエットウエル１３内の圧力を高める。

【０１０５】サプレッションプール１２内で凝縮されな
いガスはウエットウエル１３空間へサプレッションプー
ル１２内の冷却水水面からの蒸気とともにサプレッショ
ンプール１２上部の連通孔１８を通じて移行し、その移
行により圧力が分散して急激に上昇することを回避す
る。

【０１０６】前述の各凝縮作用が続くと、ドライウエル
１１内の圧力が低減して原子炉圧力容器１内の圧力がド
ライウエル１１内に移行し易くなって、原子炉圧力容器
１内の圧力は低下する。その一方、各凝縮作用により発
生した凝縮水によりサプレッションプール１２内の冷却
水水面は上昇する。

【０１０７】ウエットウエル１３空間内の圧力が高くな
ると、その高まったウエットウエル１３空間内の圧力で
圧力開放板３１が開けられる。圧力開放板３１が開けら
れことで、ウエットウエル１３空間内の圧力が運転階３
０空間に逃される。

【０１０８】このために、サプレッションプール１２
は、ドライウエル１１内の蒸気を含む雰囲気を更に受け
入れることが出来、さらなる原子炉圧力容器１とドライ
ウエル１１内の圧力の低減に貢献する。このために、さ
らに良く原子炉圧力容器１内の圧力がドライウエル１１
内に抜けやすくなって、原子炉圧力容器１内の圧力は急
速に低下する。

【０１０９】サプレッションプール１２内での凝縮作用
を伴うと、サプレッションプール１２の水位と水温が上
昇してサプレッションプール１２内上部の連通孔１８を
水没させる。

【０１１０】このような状況になると、外周プール１５
内のプール水により原子炉格納容器１０壁を伝熱媒体と
して原子炉格納容器１０壁に近接するサプレッションプ
ール１２内の冷却水が冷却される。冷却された原子炉格
納容器１０壁に近接するサプレッションプール１２内の
冷却水はサプレッションプール１２内を降下してサプレ
ッションプール１２内上部と下部との両連通孔１８を通
じてサプレッションプール１２内の冷却水を循環する。
その循環により、その冷却水全体が冷却されてウエット
ウエル１３内の圧力の上昇が抑制される。

【０１１１】更には、ウエットウエル１３空間や運転階
３０空間内の温度が上昇すると、その温度により加熱さ
れた空冷ダクト内の外気が上昇して、その上昇力により
空気取り入れ口３２から空冷ダクト３３内に冷たい外気
を吸引して原子炉格納容器１０壁面を冷却して排気ダク
ト８７から外界へ排出される。これによっても、原子炉
格納容器１０内全体が冷却されて圧力の上昇が抑制され
る。

【０１１２】原子炉格納容器１０内の圧力の上昇が抑制
されるが故に、原子炉圧力容器１から原子炉格納容器１
０内への圧力の移行が迅速であって、原子炉圧力容器１
内の圧力の低減が良く促進される。

【０１１３】冷却水プール９０の圧力はドライウエル１
１内の圧力とドライウエル連通路１０４により等しくさ
れる。原子炉圧力容器１内の圧力が第２冷却水タンク９
１から原子炉圧力容器１内への事故時の注水静水頭圧力
よりも低くなると、先ず、重力落下式注水系による原子
炉圧力容器１内への注水が開始され、原子炉圧力容器１
内から喪失した冷却水の補充と冷却水の冷却作用による
原子炉圧力容器１内の圧力低下作用を得る。

【０１１４】重力落下式注水系による原子炉圧力容器１
内への注水が開始されると、先ず第２冷却水タンク９１
内の冷却水が第２逆止弁９７を通じて第２配管９３内を
通って原子炉圧力容器１内に注水される。この注水に伴
って、第２冷却水タンク９１内の圧力が低下し、その圧
力低下に伴って第１冷却水タンク９２内の圧力も低下す
るので、冷却水プール９０内の冷却水が第１配管９４を
通じて第１冷却水タンク９２内に移行して第２冷却水タ
ンク９１内の水位が上昇する。第２冷却水タンク９１か
ら原子炉圧力容器１内への注水作用により原子炉圧力容
器１内は冷却されて原子炉圧力容器１内の圧力が更に低
圧と成る。このように成ると、第１冷却水タンク９２内
の冷却水が第１逆止弁９８を通じて第３配管９６内を通
って第２配管９３内に入り、第２配管９３内に残留して
いる第２冷却水タンク９１からの冷却水と合流して原子
炉圧力容器１内に注入される。

【０１１５】重力落下式注水系による原子炉圧力容器１
内への注水原理を示すと、図４，図５，図６の通りであ
る。図４，図５，図６は注水原理を示すための図である
から、図１の実施例とは具体的な点で一致していない
が、注水原理としては等価な内容を有する。

【０１１６】即ち、図４の如くに、冷却水プール９０内
の冷却水の位置が第１冷却水タンク９２内の冷却水の位
置よりも高い位置に有るから、冷却水プール９０内の冷
却水の位置エネルギーが第１冷却水タンク９２内の冷却
水の位置エネルギーよりも高く、それら両冷却水に付与
された位置エネルギーの差と、冷却水プール９０の水面
に加わるドライウエル１１内の圧力により冷却水プール
９０内の冷却水は第１冷却水タンク９２内に降下しよう
として第１冷却水タンク９２内気相部を圧縮する。この
圧縮圧力よりも運転中の原子炉圧力容器１内の圧力は高
いから、原子炉運転後に第１開閉弁１００と第２開閉弁
９９とが開かれているものの、第１逆止弁９８と第２逆
止弁９７は開くことが無い。このために、第１冷却水タ
ンク９２内の圧力は、上昇する。その上昇した圧力は、
均圧化配管９５を通じて第２冷却水タンク９１内にも印
加される。それに加えて、第２冷却水タンク９１は第１
冷却水タンク９２よりも高い位置に有るから、第２冷却
水タンク９１内の冷却水は、第１冷却水タンク９２内の
冷却水よりも大きな注水圧力が付与され、図４の状態で
待機状態とされる。

【０１１７】通常運転時には、第２冷却水タンク９１内
の冷却水に付与された注水圧力よりも原子炉圧力容器１
内の圧力が高いからその待機状態では第２逆止弁９７は
開かず、注水作用は成されない。

【０１１８】冷却水喪失事故を生じると、先に説明した
とおりに、原子炉圧力容器１内の圧力が低下し、逆にド
ライウエル１１内の圧力が上昇する。その原子炉圧力容
器１内の圧力の低下の動向は図８ａの点線による特性曲
線の様に推移する傾向を示す。そして、逆に第１冷却水
タンク９２と第２冷却水タンク９１内の圧力は冷却水プ
ール９０がドライウエル１１内の上昇した圧力を受ける
ことにより図８ａの一点鎖線あるいは二点鎖線による曲
線の様に上昇する。

【０１１９】その結果、原子炉圧力容器１内の圧力が第
２冷却水タンク９１からの注水圧力よりも低くなると、
第２逆止弁９７が開いて第２冷却水タンク９１から原子
炉圧力容器１内への冷却水の注水が開始される。

【０１２０】図５は第２冷却水タンク９１から原子炉圧
力容器１内への注水の様子を示している。図５において
実線矢印は冷却水の流れの方向を点線矢印は気相の流れ
の方向を示している。この時点では、第１冷却水タンク
９２から原子炉圧力容器１内への注水圧力は第２冷却水
タンク９１のそれよりも低くて且つ原子炉圧力容器１内
の圧力よりも低いから第１逆止弁９８は開くことは無
い。

【０１２１】第２冷却水タンク９１からの注水が開始さ
れた後に、第２冷却水タンク９１内の圧力が降下する時
期が来るのでその時期には、冷却水プール９０内の冷却
水は、第１配管９４を通って第１冷却水タンク９２内に
流れ落ちて第１冷却水タンク９２内に冷却水が満水に近
い状態となる。

【０１２２】第２冷却水タンク９１から原子炉圧力容器
１内への冷却水の注水が進んで、更に原子炉圧力容器１
内の圧力が低下すると、遂には第１冷却水タンク９２か
らの注水圧力が原子炉圧力容器１内の圧力を上回ること
と成り、第１逆止弁９８が開く。

【０１２３】このため、第２配管９３内に残留している
第２冷却水タンク９１からの冷却水とともに第１冷却水
タンク９２内の冷却水は第３配管９６と第２配管９３と
を通って原子炉圧力容器１内に注水される。第１冷却水
タンク９２からの注水状態は図６に示されている。

【０１２４】第１冷却水タンク９２と第２冷却水タンク
９１とからの原子炉圧力容器１内への注水が終わると、
第１冷却水タンク９２内と第２冷却水タンク９１内との
冷却水は、図７のように空と成る。

【０１２５】第２冷却水タンク９１から原子炉圧力容器
１内への注水開始タイミングは、第２冷却水タンク９１
内にはドライウエル１１内の圧力に加えて第１冷却水タ
ンク９２と冷却水プール９０との両冷却水との位置エネ
ルギーの差に相当する圧力が加えられて注水圧力とされ
ているから、第８ａ図中の実線曲線で示される従来の重
力落下式注水系の注水圧力特性よりも注水圧力を高めて
事故が生じてからより早い時点、即ち原子炉圧力容器１
内の圧力がより高圧な時点から冷却水の注水を開始出
来、その注水量を時間の経過に応じて示すと、第８ｂ図
中の点線で示す必要注水流量にたいして一点鎖線に示す
ようになる。

【０１２６】逆に、第１冷却水タンク９２から原子炉圧
力容器１内への注水開始タイミングは、第１冷却水タン
ク９２が従来の重力落下式注水系の冷却水貯蔵プールよ
りも低い位置に有るから、第１冷却水タンク９２の注水
圧力は従来の重力落下式注水系の注水圧力よりも低く、
第８ａ図中の二点鎖線の注水特性の如く従来の重力落下
式注水系の注水開始タイミングよりもより低圧側、即ち
遅い側にシフトしている。このため、第１冷却水タンク
９２の注水流量は第８ｂ図中の二点鎖線で示すように、
従来の重力落下式注水系によるよりも事故からより遅い
時間帯にまで注水し続けられ、従来の重力落下式注水系
の如く短時間に必要注水流量を大幅に超える流量を注水
してしまい効率が悪い結果を生じることが無い。

【０１２７】本発明の原理による重力落下式注水系で
は、従来の重力落下式注水装置と比較して事故から冷却
水の注水までの時間を短縮できる。これは、冷却水プー
ル９０の設置位置を見かけ上高くすることと等価で、従
来の重力落下式注水系と比較して、同じ注水性能を得る
ために必要な冷却水プール９０設置高さを低くできるの
で、原子炉格納容器１０の高さを大幅に短縮できること
になる。さらには、注水時間帯を高圧側と低圧側との両
側へ拡大して長時間にわたる冷却水の注水作用が得られ
る。

【０１２８】このような原理は、図９に示すように、第
１配管９４の第１冷却水タンク９２内に入っている部分
をＵ字状に曲げて端部を上向きにする構成によって、第
１冷却水タンク９２内の冷却水中に第１配管９４下端を
水没させなくとも第１冷却水タンク９２内の気相が第１
配管９４を通じて冷却水プール９０側へぬけることを阻
止することによっても成立する。

【０１２９】図１に示された冠水系は、重力落下式注水
系による注水が成されて原子炉圧力容器１内の圧力が、
サプレッションプール１２の水位によって決まる冠水系
の注水圧を下回ると、冠水系逆止弁８５が開いてサプレ
ッションプール１２内の冷却水が冠水系配管８４を通じ
て原子炉圧力容器１内に注水される。

【０１３０】重力落下式注水系から原子炉圧力容器１内
への注水冷却水の一部は蒸気状態あるいは液体状態のま
まドライウエル１１内に漏出してドライウエル１１下部
やサプレッションプール１２内に溜る。サプレッション
プール１２内に溜った冷却水は冠水系で再度原子炉圧力
容器１内に注水されて、原子炉の炉心２の冷却に供せら
れる。

【０１３１】このようにして原子炉圧力容器１内は事故
後に長時間にわたり冷却される。

【０１３２】即ち、従来の重力落下式注水系における冷
却水プールからの注水の場合は、最初にドライウェル内
の圧力と冷却水プールの注水静水頭の和が原子炉圧力容
器１内の圧力より大となった時点から、全ての冷却水が
一度に注水され余分の冷却水は破断口から流出してしま
う。これに対して、本実施例の重力落下式注水系では、
原子炉圧力容器１内の圧力の低下にしたがって自動的に
注水圧力と冷却水タンクとを切り替えて注水継続が可能
で、事故後早期から長期にわたる冷却水の注水が可能で
あって、図８ａ，図８ｂで実線にて表示した従来の重力
落下式注水系の注水特性を利用した場合よりも長期の冷
却を可能にし、事故後の安全性が向上する。

【０１３３】また、冷却水プール９０，第１冷却水タン
ク９２及び第２冷却水タンク９１の容量とそれぞれの設
置高さを決定することにより注水流量の制御が可能で、
炉心２の崩壊熱発生に対応する炉心冷却に必要な冷却水
量を適切に注水することができるので、冷却水プール９
０、各冷却水タンク９１，９２の容量を最適化できて格
納容器容積を減少することができる。

【０１３４】また、第２冷却水タンク９１には、冷却水
プール９０と第１冷却水タンク９２との間での冷却水の
位置エネルギーが圧力に変換されて印加されているか
ら、第２冷却水タンク９１の設置位置を高い位置に移動
させること無く注水圧力を高めることが出来る。このた
め、重力落下注水系の注水圧力を高めるに際して原子炉
格納容器の高さを高める必要が無く、原子炉設備の経済
性が向上する。

【０１３５】第２実施例は、図２に示されている。第２
実施例は次に説明するとおりである。

【０１３６】第２実施例は、第１実施例の構成を一部変
更して構成されている。その一部変更された構成を以下
に説明する。そして他部は第１実施例と同じであるので
説明を省略する。

【０１３７】原子炉格納容器内のコンクリート構造物１
６の上部には、冷却水第２プール１３０が冷却水プール
９０と同じ高さにおいて設けられている。冷却水プール
９０と冷却水第２プール１３０との間は気密に区画され
ている。その冷却水プール９０の気相部はドライウエル
連通路１０４を通じてドライウエル内の圧力と同一とさ
れている。同様に、冷却水第２プール１３０も気相部が
ドライウエル第２連通路１３４を通じてドライウエル１
１内の圧力と同一の圧力に維持される。

【０１３８】冷却水第２プール１３０の底には、冷却水
第２プール１３０内の冷却水を受け入れるように注水配
管１２３の上端入り口が接続される。この注水配管１２
３の下端出口は原子炉圧力容器１内と連通するように原
子炉圧力容器１に接続される。

【０１３９】注水配管１２３の途中部分には、冷却水第
２プール１３０よりに注水開閉弁１２２が、原子炉圧力
容器１よりに注水逆止弁１２４が備えられる。その注水
逆止弁１２４は、冷却水第２プール１３０から原子炉圧
力容器１内方向への流れを許容し、その逆方向の流れを
阻止するように逆止方向を設定してある。

【０１４０】第２実施例の構成で、冷却水喪失事故を生
ずると、第１実施例と同様な機能が得られるが、そのほ
かに、次のような機能が付加される。

【０１４１】即ち、事故時における冷却水第２プール１
３０から原子炉圧力容器１内側への注水圧力は、図８ａ
中の実線で示すものと同じである。このために、第１開
閉弁１００と第２開閉弁９９を開く時点で注水開閉弁１
２２も開いておくと、事故時には、第２冷却水タンク９
１から原子炉圧力容器１内への注水が開始された後であ
って、第１冷却水タンク９２から原子炉圧力容器１内へ
の注水が開始される以前に、第１冷却水タンク９２より
も高所に有る冷却水第２プール１３０内の冷却水が図８
ｂ中の実線で示す様に原子炉圧力容器１内に注水され
る。重力落下注水系からの注水の後には、冠水系からの
注水が成されて長期の注水が継続される。このような注
水機能によれば、第２冷却水タンク９１からの注水と第
１冷却水タンク９２からの注水との切り替え時点で、注
水流量が一時的に必要注水流量を下回ることが有って
も、そのことを冷却水第２プール１３０からの注水によ
り補完することが出来る。その上、第１冷却水タンク９
２又は第２冷却水タンク９１から、あるいはそれら両タ
ンクから原子炉圧力容器１内への注水が弁の故障や配管
の破断等で成され無かった場合にも、冷却水第２プール
１３０から原子炉圧力容器１内の注水により冷却機能を
得ることが出来る。

【０１４２】第２実施例では、冷却水プール９０と冷却
水第２プール１３０とを区画したが、区画しなくともよ
い。

【０１４３】第３実施例は、図３に示されている。第３
実施例は、第２実施例の構成を一部変更して構成されて
いる。その一部変更された構成を以下に説明する。そし
て他部は第２実施例と同じであるので説明を省略する。

【０１４４】冷却水第２プール１３０は冷却水プール９
０及びドライウエル１１とから気密に隔離されている。
その冷却水第２プール１３０の気相部はベント管１３６
により原子炉建屋２００の外の外界と連通されている。

【０１４５】その冷却水第２プール１３０の冷却水中に
は、凝縮器１３５が内蔵されている。その凝縮器１３５
の内側と主蒸気配管３との内側とは、凝縮器配管１３９
により連通接続されている。その凝縮器配管１３９の途
中には凝縮器開閉弁１３７が備わる。

【０１４６】凝縮器１３５の内側であって凝縮水が溜る
部位とサプレッションプール１２水中とは凝縮水配管１
３８により連通してある。

【０１４７】第３実施例によれば、第２実施例による機
能の他に、次の機能が追加できる。即ち、冷却水漏洩事
故が生じると、凝縮器開閉弁１３７を遠隔操作により開
く。その遠隔操作を行うために凝縮器開閉弁１３７は電
動式弁とし、遠隔地点から電動式弁の開閉制御を行える
ようにする。

【０１４８】事故後に凝縮器開閉弁１３７が開くと、原
子炉圧力容器１内の高温高圧な蒸気は主蒸気配管３か
ら、凝縮器配管１３９を通って凝縮器１３５内に入り、
冷却水第２プール１３０内の冷却水により冷却されて凝
縮器１３５内で凝縮する。その凝縮作用により冷却水第
２プール１３０内の冷却水は加熱されて蒸発する。その
蒸発蒸気はベント管１３６を通って外界へ排出される。

【０１４９】凝縮器１３５内に溜った凝縮水は凝縮水配
管１３８内を降下してサプレッションプール１２内に排
出され、新たに凝縮器１３５内に入ってきた蒸気を凝縮
可能としている。

【０１５０】このような凝縮器１３５による原子炉圧力
容器１内からの蒸気の凝縮が成されると、事故後の原子
炉圧力容器１内の圧力が、凝縮器１３５が追加されてい
ない構成のものにくらべて、迅速に低下させることが出
来る。

【０１５１】原子炉圧力容器１内の圧力が第１実施例や
第２実施例よりも迅速に低下するから、第２冷却水タン
ク９１や第１冷却水タンク９２の冷却水や蒸発せずに冷
却水がまだ冷却水第２プール１３０に残存している場合
にはその冷却水第２プール１３０内の冷却水が事故後か
ら原子炉圧力容器１内へ注水開始される迄の時間が、第
１実施例や第２実施例に比較して、短縮されて、早期冷
却に効果的である。第４実施例は、図１０，図１１ａ，
図１１ｂに示されている。第４実施例は、第１実施例の
重力落下式注水系の構成を一部変更して構成されてい
る。その一部変更された構成を以下に説明する。そして
他部は第１実施例と同じであるので説明を省略する。

【０１５２】重力落下式注水系は以下に説明する構成を
備えている。すなわち、原子炉格納容器１０内のドライ
ウエル１１に開放されている冷却水プール９０とその冷
却水プール９０よりも低い位置に配備された第１冷却水
タンク９２とは第１配管９４により連通されている。第
１配管９４の下端は、第１冷却水タンク９２内の冷却水
中に浸されている。第１冷却水タンク９２内と原子炉圧
力容器１内とは第３配管９６で連通されている。その第
３配管９６の途中には第１冷却水タンク９２よりに第１
開閉弁１００が、原子炉圧力容器１よりに第１逆止弁９
８が装備されている。

【０１５３】第２冷却水タンク９１が冷却水プール９０
と同じ高さに配備されている。第２冷却水タンク９１と
原子炉圧力容器１内とは第２配管９３で連通されてお
り、その第２配管９３の途中には第２冷却水よりに第２
開閉弁９９が、原子炉圧力容器１よりに第２逆止弁９７
が備えられている。

【０１５４】第３冷却水タンク１１７が冷却水プール９
０と同じ高さに配備されている。第４冷却水タンク１１
４が第１冷却水タンク９２と同じ高さに配備されてい
る。第１冷却水タンク９２内の気相部は第３冷却水タン
ク１１７内の気相部と均圧化第１配管１１６で連通され
ている。第３冷却水タンク１１７内の冷却水は第４冷却
水タンク１１４内の冷却水と第４配管１１８で連通して
いる。第４配管１１８は、下端が第４冷却水タンク１１
４内の冷却水中に浸されている。

【０１５５】第４冷却水タンク１１４内の気相部は第２
冷却水タンク９１内の気相部と均圧化第２配管９５で連
通されている。又、第４冷却水タンク１１４内の冷却水
は原子炉圧力容器１内と第５配管１１９で連通されてい
る。その第５配管１１９の途中には、第４冷却水タンク
１１４よりに第３開閉弁２０３が、原子炉圧力容器１よ
りに第３逆止弁２０４が装備されている。

【０１５６】第１逆止弁９８，第２逆止弁９７，第３逆
止弁２０４ともに原子炉圧力容器１内方向への流れを許
容してその逆方向の流れを阻止するように逆止方向を定
められている。

【０１５７】本実施例の構造により、第１冷却水タンク
９２には第１配管９４を通して冷却水プール９０水面か
ら第１冷却水タンク９２内の水位にわたる水頭圧力がか
かり、第３冷却水タンク１１７には均圧化第１配管１１
６を通して第１冷却水タンク９２の圧力がかかる。その
圧力に加えて第４冷却水タンク１１４内には第４配管１
１８を通して第３冷却水タンク１１７内の水位から第４
冷却水タンク１１４内の水位にわたる水頭圧力がかか
り、この第４冷却水タンク１１４内の圧力は、均圧化第
２配管９５を通して第２冷却水タンク９１内にかかる。

【０１５８】このため、第２冷却水タンク９１から原子
炉圧力容器１内への事故時の注水圧力は、第２冷却水タ
ンク９１内の水位と第２配管９３の原子炉圧力容器１内
への注水口の間の水頭と冷却水プール９０水面と第１冷
却水タンク９２内の水位の間の水頭と第３冷却水タンク
１１７内の水位と第４冷却水タンク１１４内の水位の間
の水頭の和となる。

【０１５９】これにより、第１実施例の重力落下式注水
系における事故時の注水圧力と比較して、本実施例の注
水圧力は大幅に増加する。

【０１６０】本実施例において、原子炉が運転されて、
原子炉圧力容器１内の圧力が第２冷却水タンク９１から
の注水圧力よりも高くなった時点以降に、第１開閉弁１
００と第２開閉弁９９と第３開閉弁２０３とを開く。

【０１６１】冷却水喪失事故が生じると、原子炉圧力容
器１内の圧力が図１１ａ中の点線曲線のように事故後の
時間の経過に従って降下し、逆にドライウエル１１内の
圧力が上昇して冷却水プール９０内の冷却水水面に加わ
る。

【０１６２】原子炉圧力容器１内の圧力が第２冷却水タ
ンク９１からの注水圧力よりも低くなると、第２逆止弁
９７が開いて第２冷却水タンク９１内の冷却水が第２配
管９３を通じて原子炉圧力容器１内に注入される。注入
特性は、図１１ａ，図11ｂ中の一点鎖線に示すとおりで
ある。この注入に応じて冷却水プール９０内の冷却水は
第１配管９４を通じて第１冷却水タンク９２内に流れ落
ち、第３冷却水タンク１１７内の冷却水は第４冷却水タ
ンク１１４内へ第４配管１１８を通じて流れ落ちる。

【０１６３】さらに原子炉圧力容器１内の圧力が低下す
ると、第１逆止弁９８と第２逆止弁９７とが開いて、第
１冷却水タンク９２内と第５冷却水タンク内との各冷却
水が第３配管９６ないしは第５配管１１９を通して原子
炉圧力容器１内に注入される。その注入特性は、図１１
ａ，図１１ｂ中の二点鎖線に示すとおりである。

【０１６４】本実施例では、冷却水プール９０と第２冷
却水タンク９１の間に、第３冷却水タンク１１７と第４
冷却水タンク１１４との２個のタンクを追加した構成を
示したが、同様にして更にたの多くの冷却水タンクを本
実施例のように直列に接続して採用することも考えられ
る。この考えに選れば、更なる注水圧力の増加が望め
る。第１冷却水タンク９２を第４冷却水タンク１１４よ
り低い位置に設置するか、あるいは第４冷却水タンク１
１４を第１冷却水タンク９２より低い位置に設置すれ
ば、第１冷却水タンク９２からの注水開始タイミングと
第４冷却水タンク１１４からの注水タイミングとを相対
的にずらすことが出来るので、さらに長期の冷却が可能
になり、さらに、各冷却水タンクや冷却水プール９０の
容量と設置位置を炉心の崩壊熱発生に対応する炉心冷却
に必要な冷却水量を評価して予め決定しておくことによ
り、複数段階の圧力で適切な流量の冷却水を注水できる
ので、炉心の冷却を効果的に行うことができる。その後
の注水は重力落下注水系に代わって冠水系による注水が
成され、長期にわたる注水が継続する。

【０１６５】本実施例によれば、第１実施例により得ら
れる利益に加えて、事故時における重力落下式注水系に
よる原子炉圧力容器１内へのより一層の早期の注水が可
能になるため、原子炉の安全性がさらに向上する。

【０１６６】第４実施例では、第２配管９３と第３配管
９６と第４配管１１９との原子炉圧力容器１への接続を
第２配管９３と第３配管９６と第４配管１１９とを一本
の配管に統合して接続しているが、第２配管９３と第３
配管９６と第４配管１１９とを個別に原子炉圧力容器１
へ互いに独立して接続することによりその一本の配管部
分での不具合により原子炉圧力容器１内への重力落下式
注水系からの注水が全く成されなくなることを第２配管
９３と第３配管９６と第４配管１１９とを原子炉圧力容
器１まで互いに独立した注水流路とすることで回避する
ことが可能である。

【０１６７】第５実施例の構成は図１２に示されてい
る。

【０１６８】第５実施例では、第１実施例の構成を一部
変更しており、他部の構成は第１実施例と同じである。
その変更した構成につき以下に説明する。

【０１６９】第１実施例では二系統の重力落下式注水系
が示されているが、その重力落下式注水系を三系統分原
子炉格納容器内に格納する。重力落下式注水系の各系統
を便宜上、系統Ａ，系統Ｂ，系統Ｃという。各系統の第
２冷却水タンク９１と冷却水プール９０とは図１２のよ
うに周方向に分散して配備される。各系統を互いに独立
させるために、冷却水プール９０は仕切板１２０により
仕切られている。

【０１７０】重力落下式注水系の系統Ａ，系統Ｂ，系統
Ｃの各系統における第１冷却水タンク９２を各系統ごと
に異なる高さに設置する。このことにより、各系統にお
ける第１冷却水タンク９２内の冷却水が有する位置エネ
ルギーを相互に異ならしめて注水圧力を多様化できるの
で、原子炉圧力容器１内の圧力変化に対応して適切な注
水が可能になる。

【０１７１】一例として、第１冷却水タンク９２の設置
高さを系統Ｃ，系統Ｂ，系統Ａの順に高くすることによ
り、第２冷却水タンク９１の注水圧力を系統Ａ，系統
Ｂ，系統Ｃの順に高くし、各系統の第１冷却水タンク９
２の注水圧力を図１３ａのごとくに系統Ｃ、系統Ｂ、系
統Ａの順に高くした場合を示す。

【０１７２】このような一例では、冷却水喪失事故後の
原子炉圧力容器１内の圧力の低下にしたがって、注水圧
力の高さに応じて本実施例の系統Ａの第２冷却水タンク
９１，系統Ｂの第２冷却水タンク９１，系統Ｃの第２冷
却水タンク９１，系統Ｃの第１冷却水タンク９２，系統
Ｂの第１冷却水タンク９２，系統Ａの第１冷却水タンク
９２の冷却水が図１３ｂのように順次、原子炉圧力容器
１内に注水される。

【０１７３】この場合、炉心の崩壊熱発生に対応する炉
心冷却に必要な冷却水量を評価して、各系統の容量と設
置位置を決定しておくことにより、複数段階の圧力で適
切な流量の冷却水を注水できるので、炉心の冷却を効果
的に行うことができる。その後の注水は重力落下注水系
に代わって冠水系による注水が成され、長期にわたる注
水が継続する。

【０１７４】本実施例によれば、第１実施例よりも事故
時における重力落下式注水系による原子炉圧力容器１内
への長期にわたる注水が可能になり、原子炉の安全性が
さらに向上する。

【０１７５】第６実施例は図１４に示されている。第６
実施例は、第１実施例に新たな構成を追加した内容であ
る。追加された構成は以下のとおりである。

【０１７６】すなわち、第１蓄圧注水系と第２蓄圧注水
系とが第１実施例に追加されている。

【０１７７】第１蓄圧注水系は、原子炉格納容器１０内
の運転階３０に設置された第１蓄圧注水タンク１１１
と、第１蓄圧注水タンク１１１から第２配管９３の途中
部分に接続された第１蓄圧注水配管１１０と、その第１
蓄圧注水配管１１０の途中に装備された第１蓄圧注水開
閉弁１０８と、同じく第１蓄圧注水開閉弁１０８よりも
原子炉圧力容器１よりの第１蓄圧注水配管１１０途中に
備えられた第１蓄圧注水逆止弁１０９とから構成されて
いる。

【０１７８】第２蓄圧注水系は、原子炉格納容器１０内
の運転階３０に設置された第２蓄圧注水タンク２０と、
第２蓄圧注水タンク２０から原子炉圧力容器１内に接続
された第２蓄圧注水配管２４と、その第２蓄圧注水配管
２４の途中に装備された第２蓄圧注水開閉弁８１と、同
じく第２蓄圧注水開閉弁８１よりも原子炉圧力容器１よ
りの第２蓄圧注水配管２４途中に備えられた第２蓄圧注
水逆止弁２６とから構成されている。

【０１７９】第１蓄圧注水タンク１１１と第２蓄圧注水
タンク２０とには冷却水が蓄えられている。第１蓄圧注
水タンク１１１と第２蓄圧注水タンク２０とには重力落
下式注水系の注水圧力よりも高い圧力のガスが充填して
加えられている。そして、第１蓄圧注水タンク１１１内
には第２蓄圧注水タンク２０内の圧力よりも高い圧力が
かけられている。

【０１８０】本実施例では、原子炉を運転して原子炉圧
力容器１内の圧力が第１蓄圧注水タンク１１１内の圧力
よりも高くなった以降において第１蓄圧注水開閉弁１０
８と第２蓄圧注水開閉弁８１とを開く。

【０１８１】冷却水喪失事故を起こすと、原子炉圧力容
器１内の圧力が事故後の時間の経過と共に低下する。原
子炉圧力容器１内の圧力が第１蓄圧注水タンク１１１内
の圧力よりも低下すると、重力落下式注水系による注水
作用に先立って、第１蓄圧注水逆止弁１０９が開き、第
１蓄圧注水タンク１１１内の冷却水が第１蓄圧注水配管
１１０を通って原子炉圧力容器１内へ注水される。

【０１８２】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器１内の圧力が低下すると、第２蓄圧注水逆止
弁２６が開いて第２蓄圧注水タンク２０内の冷却水が第
２蓄圧注水配管２４内を通して原子炉圧力容器１内へ注
水される。

【０１８３】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器１内の圧力が低下して、原子炉圧力容器１内
の圧力が重力落下式注水系の注水圧力よりも低下する
と、初めて重力落下式注水系による原子炉圧力容器１内
への注水が開始される。その重力落下注水系の注水の様
子は第１実施例と同じである。

【０１８４】本実施例の全体の注水特性を示すと、図１
６ａ，図１６ｂのとおりとなる。

【０１８５】このような注水特性によれば、重力落下式
注水系では注水出来ない事故後まもない時点の原子炉圧
力容器１内への注水が可能となり、その後の注水は重力
落下注水系からの注水によって成され、その後に冠水系
による注水が成され、事故後間もない時点から長期にわ
たる注水が継続する。

【０１８６】第７実施例は、図１５に示されている。第
７実施例は、鉄筋コンクリート構造物１６で原子炉格納
容器が構成されている。その原子炉格納容器内には、ド
ライウエル１１とウエットウエル１３とが区画され、両
区画はベント管１４で連通されている。ウエットウエル
１３内には冷却水が入れられており、サプレッションプ
ール１２とされる。そのサプレッションプール１２の冷
却水中にベント管１４の出口が開かれている。

【０１８７】ドライウエル１１内には、炉心２を内蔵し
た原子炉圧力容器１が配備されている。その原子炉圧力
容器１内には冷却水が入れられており、インターナルポ
ンプ１０６により原子炉圧力容器１内の冷却水は駆動さ
れて炉心２内を通過することが出来る。炉心２内を通過
した冷却水は炉心２からの熱により加熱されて高温高圧
の蒸気となり主蒸気配管３を通過して発電機を回転させ
るためのタービンへそのタービンの回転駆動エネルギー
源として供給される。その供給路が主蒸気配管３であっ
て、その主蒸気配管３は原子炉圧力容器１から鉄筋コン
クリート構造物１６を貫通して外部へだされている。給
水配管４はタービンで使用された蒸気が復水器で液体状
に戻されたその液体を冷却水として原子炉圧力容器１内
に戻すための配管であって、鉄筋コンクリート構造物１
６を貫通して原子炉圧力容器１内と接続されている。主
蒸気配管３や給水配管４には事故時にそれらの配管を閉
鎖する隔離弁が備わる。

【０１８８】主蒸気配管３には自動減圧系が接続され
る。自動減圧系は、主蒸気配管３内とサプレッションプ
ール１２の冷却水中とを連通する自動減圧系配管１４３
とその自動減圧系配管１４３の途中に装備された自動減
圧弁２３とからなる。

【０１８９】原子炉格納容器１０内には、炉心２よりも
上方の位置に重力落下式注水系が配備される。重力落下
式注水系は、原子炉格納容器１０の上部に環状に配備さ
れた冷却水プール９０と、冷却水プール９０の気相部を
ドライウエル１１内に連通するドライウエル連通路１０
４と、冷却水プール９０の内側に環状に配備された第２
冷却水タンク９１と、冷却水プール９０や第２冷却水タ
ンク９１よりも低い位置に環状に配備された第１冷却水
タンク９２と、冷却水プール９０内の冷却水と第１冷却
水タンク９２内の冷却水とを連通する第１配管９４と、
第１冷却水タンク９２と第２冷却水タンク９１との各気
相間を連通する均圧化配管９５と、第２冷却水タンク９
１内の冷却水と原子炉圧力容器１内とを連通する第２配
管９３と、第２配管９３の途中に装備された第２開閉弁
９９と、第２開閉弁９９よりも原子炉圧力容器１よりの
第２配管９３途中部位に装備されて原子炉圧力容器１か
ら第２冷却水タンク９１側への流れを阻止するように逆
止方向を設定した第２逆止弁９７と、第１冷却水タンク
９２内の冷却水と第２配管９３の途中とを連通する第３
配管９６と、第３配管９６の途中に装備された第１開閉
弁１００と、第２配管９３と第１開閉弁１００との途中
にある第３配管９６に装備されて原子炉力容器から第１
冷却水タンク９２方向への流れを阻止するように逆止方
向を設定した第１逆止弁９８とから構成されている。

【０１９０】原子炉圧力容器１内には、さらに、第１蓄
圧注水系と第２蓄圧注水系との２系統の蓄圧注水系が配
備されている。

【０１９１】第１蓄圧注水系は、ドライウエル１１内に
設置された第１蓄圧注水タンク111と、第１蓄圧注水タ
ンク１１１から第２配管９３の途中部分に接続された第
１蓄圧注水配管１１０と、その第１蓄圧注水配管１１０
の途中に装備された第１蓄圧注水開閉弁１０８と、同じ
く第１蓄圧注水開閉弁１０８よりも原子炉圧力容器１よ
りの第１蓄圧注水配管１１０途中に備えられた第１蓄圧
注水逆止弁１０９とから構成されている。

【０１９２】第２蓄圧注水系は、ドライウエル１１内に
設置された第２蓄圧注水タンク２０と、第２蓄圧注水タ
ンク２０から原子炉圧力容器１内に接続された第２蓄圧
注水配管２４と、その第２蓄圧注水配管２４の途中に装
備された第２蓄圧注水開閉弁８１と、同じく第２蓄圧注
水開閉弁８１よりも原子炉圧力容器１よりの第２蓄圧注
水配管２４途中に備えられた第２蓄圧注水逆止弁２６と
から構成されている。第１蓄圧注水タンク１１１と第２
蓄圧注水タンク２０とには冷却水が蓄えられている。第
１蓄圧注水タンク１１１と第２蓄圧注水タンク２０とに
は重力落下式注水系の注水圧力よりも高い圧力が加えら
れている。そして、第１蓄圧注水タンク１１１内には第
２蓄圧注水タンク２０内の圧力よりも高い圧力がかけら
れている。

【０１９３】本実施例では、原子炉を運転して原子炉圧
力容器１内の圧力が重力落下式注水系の注水圧力よりも
高くなった以降に第１開閉弁１００と第２開閉弁９９と
を開き、原子炉圧力容器１内の圧力が第１蓄圧注水タン
ク１１１内の圧力よりも高くなった以降において第１蓄
圧注水開閉弁１０８と第２蓄圧注水開閉弁８１とを開
く。

【０１９４】例えば、主蒸気配管３から蒸気がドライウ
エル１１内に漏れて冷却水喪失事故を起こすと、原子炉
圧力容器１内の圧力が低減して逆にドライウエル内の圧
力が上昇する。このために、ドライウエル内の蒸気はベ
ント管を通ってサプレッションプール１２内に吹き出さ
れる。その漏洩蒸気はサプレッションプール１２内の冷
却水により凝縮される。さらには、自動減圧弁が開いて
自動減圧配管を通じて原子炉圧力容器１内の蒸気がサプ
レッションプール１２の冷却水中に排出され、その排出
された蒸気もサプレッションプール１２内の冷却水によ
り凝縮される。原子炉圧力容器１内の圧力が事故後の時
間の経過と共に低下するのであるが、原子炉圧力容器１
内の圧力が第１蓄圧注水タンク１１１内の圧力よりも低
下すると、重力落下式注水系による注水作用に先立っ
て、第１蓄圧注水逆止弁１０９が開き、第１蓄圧注水タ
ンク１１１内の冷却水が第１蓄圧注水配管１１０を通っ
て原子炉圧力容器１内へ注水される。

【０１９５】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器１内の圧力が低下すると、第２蓄圧注水逆止
弁２６が開いて第２蓄圧注水タンク２０内の冷却水が第
２蓄圧注水配管２４内を通して原子炉圧力容器１内へ注
水される。

【０１９６】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器１内の圧力が低下して、原子炉圧力容器１内
の圧力が重力落下式注水系の注水圧力よりも低下する
と、初めて重力落下式注水系による原子炉圧力容器１内
への注水が開始される。その重力落下注水系の注水の様
子は第１実施例と同じである。すなわち、まず、第２冷
却水タンク９１内の冷却水が第２逆止弁９７を通過して
原子炉圧力容器１内に注水開始され、これと同時に冷却
水プール９０内の冷却水は第１配管９４内を通って第１
冷却水タンク９２内に流れ落ちる。その後にさらに原子
炉圧力容器１内圧力が低下するから、第１冷却水タンク
９２内の冷却水が第１逆止弁９８を通過して原子炉圧力
容器１内へ注水される。

【０１９７】本実施例の全体の注水特性を示すと、図１
６ａ，図１６ｂに類似する。

【０１９８】第１蓄圧注水タンク１１１と第２蓄圧注水
タンク２０内の冷却水は高圧にて各タンク内に封入され
ているから、重力を利用せずにその冷却水を原子炉圧力
容器１内へ注入できる。そのために、第１蓄圧注水タン
ク１１１と第２蓄圧注水タンク２０とは第６実施例の様
に高い位置に設置せずに第７実施例のように重力落下式
注水系のプールやタンク類よりも低い位置に設置しても
図１６ａ，図１６ｂに類似する注水特性が得られること
となり、第１蓄圧注水タンク１１１と第２蓄圧注水タン
ク２０の配置位置の選択についての自由度が高い。

【０１９９】第８実施例を図１７に示す。第８実施例
は、第６実施例の構成を一部変更している。一部変更し
た以外の他部は第６実施例と同じである。そこで、ここ
では変更した部分につき以下に説明する。

【０２００】即ち、第６実施例の第１蓄圧注水系は省略
されて第２蓄圧注水系が採用されている。第２蓄圧注水
系の構成は第６実施例における第２蓄圧注水系と同じで
ある。

【０２０１】冷却水プール９０の気相部は原子炉格納容
器１０内の運転階３０空間内に孔１０５で連通してお
り、冷却水プール９０水面に加わる圧力は運転階３０空
間内の圧力と同じく成るようにされている。

【０２０２】冷却水喪失事故後にあっては、運転階３０
空間の圧力は、ドライウエル１１空間内の圧力よりも若
干低く推移するものであるから、ドライウエル１１空間
内と冷却水プール９０内の気相部とを連通する方式より
は重力落下式注水系の注水開始は遅くなる傾向がある。
このため、蓄圧注水系と重力落下式注水系との注水の連
続的つながり性を考慮して第２蓄圧注水系の第２蓄圧注
水タンク２０内の圧力は第６実施例の場合よりも低くし
ておくことが、無注水期間を無くなすことに有利であ
る。

【０２０３】蓄圧注水系による注水開始の後に重力落下
式注水系の注水作用は開始され、重力落下式注水系の注
水作用は第１実施例と同様である。そして、重力落下式
注水系の注水開始の後に冠水系が注水を引継ぎ、事故後
早期の時点から長期の注水を成す。

【０２０４】第９実施例は、第４実施例の構造に第６実
施例の第１蓄圧注水系と第２蓄圧注水系とを原子炉圧力
容器内に接続した例である。この例でも、重力落下式注
水系による注水圧力よりも各蓄圧注水系の注水圧力を高
めてあり、且つ第２蓄圧注水系よりも第１蓄圧注水系の
注水圧力が高くされている。このため、第９実施例によ
れば、注水特性が図１８ａ，図１８ｂのようになる。第
９実施例において、第１冷却水タンクと第４冷却水タン
クとの上下方向の相対的位置をずらせば相対的に低い位
置の冷却水タンクからの注水開始が相対的に高い位置の
冷却水タンクの注水開始よりも遅れるような注水特性と
成って、より一層長期の冷却水注水作用が得られる。

【０２０５】第１０実施例は、第５実施例の構造に第６
実施例の第１蓄圧注水系と第２蓄圧注水系とを原子炉圧
力容器内に接続した例である。この例でも、各系統Ａ，
Ｂ，Ｃの重力落下式注水系による注水圧力よりも各蓄圧
注水系の注水圧力を高めてあり、且つ第２蓄圧注水系よ
りも第１蓄圧注水系の注水圧力が高くされている。この
ため、第９実施例によれば、注水特性が図１９ａ，図１
９ｂのようになる。第１蓄圧注水系，第２蓄圧注水系，
各系統Ａ，Ｂ，Ｃの各重力落下式注水系は図１９ａ，図
１９ｂのように途中で注水皆無の時期が内容に連続性を
持たせるように注水圧力と注水冷却水の貯蓄流量が決め
られる。このため、第１０実施例では、事故後の早期の
冷却水注水と長期にわたる冷却水の注水作用が間断無く
得られる上、複数段階での圧力で適切な流量の冷却水を
原子炉圧力容器内に注水できて、注水効率がよい。

【０２０６】第１１実施例は、図２０に示されている。
第１１実施例は、第１実施例と第２実施例と第３実施例
とにおける重力落下式注水系の一部を変更したものであ
って、その他の構造と作用は第１実施例と第２実施例と
第３実施例とにおける構造と作用と同じである。そこ
で、ここでは重力落下式注水系の変更部分について説明
する。

【０２０７】重力落下式注水系の冷却水プールは密閉化
されて冷却水貯蔵タンク１０２とされている。この冷却
水貯蔵タンク１０２内の冷却水は、第１配管９４により
第１冷却水タンク９２内の冷却水中に連通されている。
冷却水貯蔵タンク１０２内の気相部分は、第１均圧化配
管１０１により原子炉圧力容器内に連通されている。そ
の第１均圧化配管１０１の途中には第１均圧化開閉弁１
０３が備えられている。

【０２０８】その他の構成は、第１実施例と第２実施例
と第３実施例とのいずれかの構造と同じである。

【０２０９】第１１実施例では、冷却水喪失事故を生じ
たら、第１均圧化開閉弁１０３を開いて原子炉圧力容器
１内の圧力と冷却水貯蔵プール１０２内の圧力とを均等
にする。

【０２１０】このようにすると、事故後のドライウエル
１１空間内の圧力よりも冷却水貯蔵プール１０２内の圧
力が高く維持されるから、ドライウエル１１内の圧力を
冷却水プール内に加える第１実施例と第２実施例と第３
実施例中の重力落下式注水系よりも事故後早期に原子炉
圧力容器１内への注水が行える。

【０２１１】第１２実施例は、図２１に示されている。
第１２実施例は、第１実施例と第２実施例と第３実施例
とにおける重力落下式注水系の一部を変更したものであ
って、その他の構造と作用は第１実施例と第２実施例と
第３実施例とのいずれかの実施例における構造と作用と
に同じである。そこで、ここでは重力落下式注水系の変
更部分について説明する。

【０２１２】第１実施例と第２実施例と第３実施例とに
おける冷却水プールとそれに隣接する第２冷却水タンク
とは金属製ライナーを内側に施したコンクリート壁によ
り囲われているが、本実施例では、冷却水プールとそれ
に隣接する第２冷却水タンクとを一つの冷却水プールと
し、その一部を第２冷却水タンクとすべく、冷却水プー
ルの一部を注水圧力に耐え得る強度を持った金属製壁に
より囲んで冷却水プールの一部にプール密閉部１０７を
構成し、冷却水プールとそれに隣接する第２冷却水タン
クとを区画する金属製ライナーを内側に施したコンクリ
ート壁を無くしてコストの低減を計ったものである。冷
却水プールの一部に構成したプール密閉部１０７には第
２冷却水タンクとしての機能を持つように、重力落下式
注水系の第２配管９３と均圧化配管９５とが接続され、
冷却水プールの他部には、第１冷却水タンク９２と連通
する第１配管９４が接続されている。

【０２１３】第１３実施例は、図２２に示されている。
第１２実施例は、第１実施例と第２実施例と第３実施例
とにおける重力落下式注水系の一部を変更したものであ
って、その他の構造と作用は第１実施例と第２実施例と
第３実施例とのいずれかの実施例における構造と作用と
に同じである。そこで、ここでは重力落下式注水系の変
更部分について説明する。

【０２１４】第１実施例と第２実施例と第３実施例とに
おける重力落下式注水系の第２配管９３と第３配管９６
とは原子炉格納容器１０内へ独立して接続されている。

【０２１５】このために、第２配管９３と第３配管９６
とのいずれか一方における弁類の不具合や配管破断等に
よりその一方から原子炉圧力容器１内への冷却水の注水
が不能になっても他の一方からの冷却水の注水が可能で
あるから、重力落下式注水系から原子炉圧力容器１内へ
の注水がまったく途絶えるという致命的な事象が生じに
くい。

【０２１６】第１４実施例は、図２３に示されている。
第１４実施例は第１実施例に示された構成に新たな構成
を追加した内容である。

【０２１７】以下に追加した内容について説明する。

【０２１８】原子炉格納容器１０の内壁面に接するウェ
ットウェル１３内に連通孔１８よりも高い位置であって
外周プール１５の水面の高さに相当する位置に水平な仕
切板１４１を原子炉格納容器１０内壁面とその内側のコ
ンクリート構造物１６の間に設ける。

【０２１９】仕切板１４１の下方と仕切板１４１の上方
のウェットウェルの各気相部を第１連通配管１４０で連
通し、仕切板１４１の上方のウェットウェルの気相部と
サプレッションプール１２内の冷却水中とを第２連通配
管１４２で連通する。

【０２２０】他の構成は第１実施例と同じである。

【０２２１】この構成によれば、第１実施例による作用
に加えて、冷却水喪失事故後にウェットウェル１３内に
蓄積する不凝縮気体が、比重が軽いため仕切板１４１の
上方のウェットウェルに蒸気と共に第１連通配管１４０
を通じて流入する。これとともに、仕切板１４１の上方
のウェットウェルに存在する蒸気は、原子炉格納容器１
０の壁面が空冷されることにより間接的に冷却されて凝
縮し、その凝縮液滴は液体として第２連通配管１４２を
通じてサプレッションプール１２内に流下する。

【０２２２】これにより、ウエットウエル１３内の蒸気
圧力分圧が減少して圧力が低下する。これとともに、サ
プレッションプール１２内に凝縮して流下した液体によ
ってサプレッションプール１２内の冷却水が撹拌されて
原子炉格納容器１０内壁面に接して外周プール１５へ伝
達されて原子炉格納容器１０内から除熱される熱量が増
加し、これによってもサプレッションプール１２の冷却
水水温が低下して圧力も減少する。

【０２２３】これによって、原子炉圧力容器１内の圧力
と原子炉格納容器１０内の圧力との差を大きくして自動
減圧系による原子炉圧力容器１内の圧力の減圧が促進さ
れ、第２冷却水タンク９１から原子炉圧力容器１内への
冷却水注水が早期に可能になる。

【０２２４】第１５実施例は図２４に示されている。第
１５実施例は、第２実施例中の冷却水第２プール１３０
を注水水源とする重力落下式注水系の代わりに図２４に
示された構成の重力落下式注水系が採用される。その他
の構成は第２実施例の構成と同じである。

【０２２５】図２４に示された重力落下式注水系の構成
とその成す作用は以下のとおりである。

【０２２６】即ち、原子炉格納容器１０内であって、炉
心より上方に冷却水貯蔵タンク130を設ける。冷却水貯
蔵タンク１３０には冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力が
設定圧力になるとその冷却水貯蔵タンク１３０内の気相
部からドライウエル１１内にその圧力を逃す安全弁１４
６を排圧制限手段として設ける。その安全弁１４６が開
く設定圧力は、冷却水貯蔵タンク１３０の耐圧限界圧力
とされ、それ以下の圧力は冷却水貯蔵タンク１３０内に
残るように、冷却水貯蔵タンク１３０内から外部への排
圧量が安全弁１４６により制限される。

【０２２７】冷却水貯蔵タンク１３０とドライウェル１
１を途中に給気逆止弁１４５を有する給気配管１４４で
連通する。給気逆止弁１４５はドライウエル１１から冷
却水貯蔵タンク１３０内への流れを許容し、その逆方向
の流れを阻止するように逆止方向を設定されている。

【０２２８】冷却水貯蔵タンク１３０内と原子炉圧力容
器１内を途中に注水開閉弁２０５と注水逆止弁１２４を
有する注水配管１２３で連通する。注水逆止弁１２４
は、冷却水貯蔵タンク１３０から原子炉圧力容器１内方
向への流れを許容し、その逆方向の流れを阻止するよう
に逆止方向を設定する。

【０２２９】主蒸気配管３に接続された自動減圧系の自
動減圧系配管１４３の排気口を冷却水貯蔵タンク１３０
内の冷却水中に水没させておく。

【０２３０】以上の構成において、原子炉が運転され
て、原子炉圧力容器１内の圧力が冷却水貯蔵タンク１３
０内の冷却水の原子炉圧力容器１内への流入を阻止でき
るまでに高まった後に、注水開閉弁２０５を開く。

【０２３１】冷却水喪失事故時には、自動減圧系の自動
減圧弁２３が開き、原子炉圧力容器１内の蒸気が自動減
圧系配管１４３を通って冷却水貯蔵タンク１３０内の冷
却水中に放出される。冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却
水中に放出された蒸気は冷却水により凝縮されて、その
放出蒸気を含む雰囲気の容積は放出直後に縮小する。そ
のために、その放出蒸気を含む雰囲気の容積を凝縮機能
の無い冷却水貯蔵タンク１３０内の気相部内に直接放出
するのにくらべて、冷却水貯蔵タンク１３０の耐圧限界
を低く出来る。冷却水貯蔵タンク１３０の耐圧限界を低
く出来る事により、コストの低減が成せる。

【０２３２】冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水中に放
出された蒸気は冷却水により凝縮されて、その凝縮作用
により、冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水は昇温さ
れ、その冷却水は蒸発蒸気と成って、蒸気圧の増加によ
って冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力が上昇する。

【０２３３】冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力と冷却水
貯蔵タンク１３０内の冷却水面から原子炉圧力容器１内
にわたる静水頭の和が原子炉圧力容器１内の圧力より高
くなると、注水逆止弁１２４が開き、冷却水貯蔵タンク
１３０内の冷却水が原子炉圧力容器１内に注水される。
この時の注水圧力は前述の蒸気圧による昇圧がない場合
よりもはるかに高くなるため、原子炉圧力容器１内への
早期の注水が可能になる。

【０２３４】図２の第２冷却水タンクから原子炉圧力容
器１内への冷却水の注水開始タイミングよりも図２４に
よる重力落下式注水系から原子炉圧力容器１内への注水
開始タイミングを早めるためには、冷却水貯蔵タンク１
３０内の圧力が第２冷却水タンク内の圧力よりも高くな
ることが望ましく、そのために冷却水貯蔵タンク130内
の冷却水の貯蔵量や冷却水貯蔵タンク１３０の大きさが
決められるべきである。

【０２３５】冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力がその冷
却水貯蔵タンク１３０の耐圧限界を超えようとすると、
安全弁１４６が開いて冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力
を冷却水貯蔵タンク１３０外へ逃がして冷却水貯蔵タン
ク１３０の安全を計る。

【０２３６】冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水が原子
炉圧力容器１内へ注水されると、冷却水貯蔵タンク１３
０内の冷却水水位が低下して冷却水貯蔵タンク１３０内
の圧力が低下傾向を示すようになると、給気逆止弁１４
５が開いてドライウエル１１内の雰囲気が給気配管１４
４内を通って冷却水貯蔵タンク１３０内に給気され、冷
却水貯蔵タンク１３０内の負圧傾向を抑制する。冷却水
貯蔵タンク１３０からの注水開始の後に第２実施例の重
力落下式注水系が注水を開始し、その後に冠水系が注水
開始する。

【０２３７】その他の内容は第２実施例と同じである。

【０２３８】第１６実施例は図２５に示されている。第
１６実施例は、第１５実施例を一部変更したものであ
り、その他の部分は第１５実施例と同じである。以下
に、一部変更部分の内容につき説明する。

【０２３９】冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水中に
は、その冷却水に接して凝縮器１３５が配備される。凝
縮器１３５の内部と自動減圧配管１４３の排気口とが接
続される。

【０２４０】凝縮器１３５内の凝縮液貯留領域には戻し
配管１３８の上端が接続され、その戻し配管１３８の下
端はサプレッションプール１２内の冷却水中に置かれ
る。

【０２４１】その他の構成は第１５実施例と同じであ
る。

【０２４２】本実施例では、冷却水喪失事故後に、原子
炉圧力容器１内の高温高圧な蒸気が主蒸気配管３と自動
減圧弁２３と自動減圧配管１４３とを通じて凝縮器１３
５内に流入する。凝縮器１３５内に流入した蒸気は凝縮
器１３５の伝熱面を介して冷却水貯蔵タンク１３０内の
冷却水により冷却されて凝縮する。凝縮器１３５内で凝
縮して蒸気状態から液体状態に戻されたその液体は、戻
し配管１３８を通じてサプレッションプール１２内へ冷
却水として戻される。

【０２４３】凝縮器１３５の凝縮作用により凝縮器１３
５から冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水に付与された
熱エネルギーによりその冷却水貯蔵タンク１３０内の冷
却水が加熱されて冷却水貯蔵タンク１３０内の蒸気圧が
上昇して冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力が上昇する。

【０２４４】このように冷却水貯蔵タンク１３０内の圧
力が上昇すると、第１５実施例と同様に原子炉圧力容器
１内へ冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水を早期に注水
することが出来る。

【０２４５】その他の内容は第１５実施例と同じであ
る。

【０２４６】第１６実施例では、第１５実施例とは異な
って、原子炉圧力容器１内の蒸気を凝縮器１３５内で凝
縮して、熱エネルギーだけを冷却水貯蔵タンク１３０内
に付与するから、直接蒸気を冷却水貯蔵タンク１３０内
に吐き出す第１５実施例にくらべて、自動減圧系配管１
４３を流れる蒸気量が極端に多い場合の冷却水貯蔵タン
ク１３０の異常加圧を防止し易い。

【０２４７】さらには、原子炉圧力容器１内の蒸気と冷
却水貯蔵タンク１３０内の冷却水を凝縮器１３５を介在
して隔離できるので、冷却水貯蔵タンク１３０を原子炉
格納容器１０の外に設置することも可能となり、原子炉
設備の設計の自由度が拡がる。冷却水貯蔵タンク１３０
を原子炉格納容器１０外に設置することも可能となる
と、冷却水貯蔵タンク１３０の容量をドライウエル１１
内の大きさに影響されること無く増加できる。

【０２４８】第１７実施例は図２６に示されている。第
１７実施例は、第１実施例の重力落下式注水系を一部変
更したものであって、他部については第１実施例と同じ
である。そのためその一部変更した内容についていかに
説明する。

【０２４９】第１実施例の冷却水プールは密閉されて冷
却水タンク１０２とされる。この冷却水タンク１０２内
の冷却水中には、自動減圧系配管１４３の排気口が置か
れている。冷却水タンク１０２には、安全弁１４６が備
えられて、この安全弁１４６を通じて冷却水タンク１０
２内の気相部とドライウエル１１内とが連通可能であ
る。さらに冷却水タンクには給気逆止弁１４５が装備さ
れている。

【０２５０】給気逆止弁１４５はドライウエル１１内か
ら冷却水タンク１０２内の流れを許容し、その逆方向の
流れを阻止する逆止方向が設定されている。

【０２５１】安全弁には、冷却水タンク１０２の耐圧限
界の圧力で開くように開き動作を行う設定圧が設定され
ている。

【０２５２】その他の内容は第１実施例と同じである。

【０２５３】本実施例では、冷却水喪失事故時には、自
動減圧弁２３により原子炉圧力容器１内の蒸気が自動減
圧系配管１４３を通って冷却水タンク１０２内の冷却水
中に放出されて、ここで冷却水により凝縮される。これ
により、冷却水タンク１０２内の冷却水は昇温され、そ
の冷却水タンク１０２内の蒸気圧の増加によって冷却水
タンク１０２内の圧力が上昇する。

【０２５４】冷却水タンク１０２内の圧力と冷却水タン
ク１０２内の冷却水面から第１冷却水タンク９２にわた
る静水頭の和が圧力として第２冷却水タンク９１内に加
わる。

【０２５５】第２冷却水タンク９１から原子炉圧力容器
１内にわたる静水頭と冷却水タンク１０２内の圧力と冷
却水タンク１０２内の冷却水面から第１冷却水タンク９
２にわたる静水頭の和が原子炉圧力容器１内の圧力より
高くなると、第２冷却水タンク９１内の冷却水が原子炉
圧力容器１内に注水される。

【０２５６】この時の注水圧力は冷却水タンク内の冷却
水の昇温が無い場合よりもはるかに高くなる。このた
め、原子炉圧力容器１内への早期の冷却水注水が可能に
なる。また、第２冷却水タンク９１から原子炉圧力容器
１内への注水が開始されると冷却水タンク１０２内の冷
却水が第１冷却水タンク９２内に落下し、その冷却水も
原子炉圧力容器１内に注水される。

【０２５７】第１８実施例は図２７に示されている。第
１８実施例は、第１６実施例の構成を一部変更したもの
であり他部は第１５実施例と同じである。以下にその一
部変更した内容について説明する。

【０２５８】冷却水貯蔵タンク１３０には第１５実施例
における給気逆止弁１４５や安全弁１４６が装備されて
おらず、そのかわりの構成として、タンク呼吸穴１４７
が開口している。この呼吸穴は１４７は冷却水貯蔵タン
ク１３０内の気相部とドライウエル１１内とを連通する
ものである。

【０２５９】その他の構成は第１５実施例と同じであ
る。

【０２６０】本実施例では、冷却水喪失事故後に、自動
減圧弁２３が開いて、冷却水貯蔵タンク１３０内に原子
炉圧力容器１内の高温高圧な蒸気が自動減圧系配管１４
３を通じて供給される。その蒸気が冷却水貯蔵タンク１
３０内の冷却水中に供給されると、その蒸気は冷却水に
より凝縮され、冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水は加
熱されて蒸発し、蒸気圧が高まる。冷却水貯蔵タンク１
３０内の圧力は呼吸穴１４７からドライウエル１１へ抜
けることと成るが、その抜けることによる冷却水貯蔵タ
ンク１３０内の圧力の低下速度よりも冷却水貯蔵タンク
１３０内の冷却水が加熱されることで増加する圧力の上
昇速度の方が早くなるようにその呼吸穴１４７の開口面
積が決められている。

【０２６１】このために、呼吸穴１４７は、冷却水貯蔵
タンク１３０内で発生した圧力を一部は排出しその他の
一部は冷却水貯蔵タンク１３０内に残存させるように圧
力の冷却水貯蔵タンク１３０外への排出を制限する手
段、即ち排圧制限手段として採用されている。従って、
冷却水貯蔵タンク１３０内で発生し続ける圧力と呼吸穴
１４７から排出される圧力との差に基づいて、冷却水貯
蔵タンク１３０内の圧力は高まることとなる。

【０２６２】このために、原子炉圧力容器１内への冷却
水貯蔵タンク１３０内からの冷却水注水作用が、単に冷
却水貯蔵タンク１３０内をドライウエル１１内と均等な
圧力にする方式を採るものよりも早期に得られる。

【０２６３】第１９実施例は図２８に示されている。第
１９実施例は、第１５実施例の一部を変更した例であっ
て、その他の部分は第１５実施例と同じである。そこで
一部変更した内容についていかに説明する。

【０２６４】第１５実施例の安全弁は、存在せず、その
かわりにベント管１４８が採用されている。垂直なベン
ト管１４８の途中はそのベント管外周囲が冷却水貯蔵タ
ンク１３０に気密に取り付けられている。ベント管１４
８の上端開口部はドライウエル１１内に開口している。
ベント管１４８の下端開口部は冷却水貯蔵タンク130内
の冷却水中に開口している。

【０２６５】その他の構成は第１５実施例と同じであ
る。

【０２６６】第１９実施例でも、冷却水喪失事故後に自
動減圧弁２３が開いて自動減圧系配管１４３を通じて原
子炉圧力容器１内の蒸気が冷却水貯蔵タンク１３０内の
冷却水中に放出され、そこで凝縮される。これと同時に
冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水は加熱されて蒸発す
る。その蒸発蒸気により冷却水貯蔵タンク１３０内の圧
力は増加して冷却水貯蔵タンク１３０内の冷却水水面を
押し下げる。このために、原子炉圧力容器１内へ冷却水
貯蔵タンク１３０内の冷却水を注水する作用が、単に冷
却水貯蔵タンク１３０内をドライウエル１１内と均等な
圧力にする方式を採るものよりも、早期に得られる。

【０２６７】冷却水貯蔵タンク１３０内の圧力が上昇す
ると、ベント管内の冷却水水面が押し上げられて、冷却
水貯蔵タンク１３０内の圧力が実質的に排出されて緩和
され、ベント管内の冷却水水面とベント管外の冷却水水
面との間の水頭差圧分だけ冷却水貯蔵タンク１３０内に
圧力が残る。従って、この実施例では、ベント管が排圧
制限手段として採用されている。

【０２６８】

【発明の効果】請求項１の発明によれば、重力落下式注
水系の注水圧力を、既存の注水圧力増加手段に依存する
こと無く増加させることが出来るから、原子炉設備の経
済性と安全性とを共に向上できる効果が得られる。

【０２６９】請求項２の発明によれば、請求項１の発明
の効果を、複数のタンク間を流路でつなぐという簡単な
構成で達成できるという効果が得られる。

【０２７０】請求項３の発明によれば、請求項２の発明
による効果に加えて、重力落下式注水系の注水圧力が注
水途中で自動的に高圧から低圧へと切り替わるから、長
期の注水に適切であって、より安全性が向上する。

【０２７１】請求項４の発明によれば、請求項３の発明
による効果に加えて、重力落下式注水系の注水圧力が高
圧時の注水流路と低圧時の注水流路とは共用部分が無い
から、いずれかの注水流路に注水不充分ないしは不能の
状態に陥っても、もう一方の注水流路により注水は確保
できるという効果が得られる。

【０２７２】請求項５の発明によれば、請求項２の発明
による効果に加えて、さらに注水圧力を増加して一層早
期の注水が成せるという効果が得られる。

【０２７３】請求項６の発明によれば、請求項５の発明
による効果に加えて、注水開始タイミングを原子炉圧力
容器の減圧状況に合わせて複数にシフトして、より長期
の注水を効率良く成せるという効果が得られる。

【０２７４】請求項７の発明によれば、請求項６の発明
による効果に加えて、注水の為の流路が複数流路互いに
独立しており共用区間が無いから、いずれかの流路が注
水に支障を来たしても他の流路での注水は達成され、注
水皆無状態を避けられ、安全性が向上するという効果が
得られる。

【０２７５】請求項８の発明によれば、請求項２又は請
求項３のいずれかの発明による効果に加えて、冷却水プ
−ル内と原子炉圧力容器内とを均圧化して注水タイミン
グをより早くすることができるという効果が得られる。

【０２７６】請求項９の発明によれば、請求項２又は請
求項３のいずれかの発明による効果に加えて、重力落下
注水系のコストが低減できるという効果が得られる。

【０２７７】請求項１０の発明によれば、請求項１から
請求項７まで及び請求項９のいずれかの発明による効果
に加えて、冷却水プ−ルの水面に加わる圧力を事故時に
昇圧したドライウエル内の圧力と均圧化させることによ
り、注水開始タイミングをより早期方向にシフトできる
という効果が得られる。

【０２７８】請求項１１の発明によれば、請求項１の発
明の効果を、原子炉圧力容器内で発生した熱エネルギ−
により達成でき、熱エネルギ−源を新たに装備する必要
が無いという効果が得られる。

【０２７９】請求項１２の発明によれば、請求項１１の
発明による効果に加えて、自動減圧系により廃棄される
熱エネルギ−を利用して注水圧力を高めることが出来、
熱エネルギ−を得るために新たな系統の追加を必要とし
ないという効果が得られる。請求項１３の発明によれ
ば、請求項１２の発明による効果に加えて、冷却水タン
クが自動減圧系からの蒸気の流路と隔離されるために蒸
気を冷却水タンクが受け入れたときの衝撃が無く、さら
には冷却水タンクの設置位置が例えば原子炉格納容器外
でも良いというふうに原子炉設備の設計の自由度が拡が
るという効果が得られる。

【０２８０】請求項１４の発明によれば、請求項１２の
発明による効果に加えて、冷却水タンクを過圧から保護
できる効果が得られる。

【０２８１】請求項１５の発明によれば、請求項１２の
発明による効果に加えて、冷却水タンクを過圧から保護
する作用が簡単な構成により達成きるという効果が得ら
れる。

【０２８２】請求項１６の発明によれば、請求項１２の
発明による効果に加えて、冷却水タンク内の圧力が増加
すると、ベント管内の水面が押し上げられ、その反力と
して冷却水タンク内の圧力が上昇し、その上昇圧力は冷
却水タンクから逃げずに昇圧状態が維持できる効果と、
冷却水タンクを過圧から保護する作用が簡単な構成によ
り達成きるという効果との両効果が得られる。

【０２８３】請求項１７の発明によれば、請求項１１か
ら請求項１４まで及び請求項１６のいずれかの発明によ
る効果に加えて、冷却水タンク内の圧力を事故時に増圧
したドライウエル内の圧力と均等にして注水開始タイミ
ングがより早期になるという効果が得られる。

【０２８４】請求項１８の発明によれば、水の位置エネ
ルギ−を加圧圧力に変えて注水圧力に利用するから、原
子炉冷却装置を含む原子炉設備の経済性と安全性とを向
上できるという効果が得られる。

【０２８５】請求項１９の発明によれば、水の位置エネ
ルギ−を利用して原子炉設備の経済性と安全性とを向上
するに貢献できる注水冷却水の加圧手段が提供できると
いう効果が得られる。

【０２８６】請求項２０の発明によれば、熱エネルギ−
を利用して原子炉設備の経済性と安全性とを向上するに
貢献できる注水冷却水の加圧手段が提供できるという効
果が得られる。

【０２８７】請求項２１の発明によれば、重力落下式注
水系の注水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散し
て重力落下式注水系の注水期間に融通性を持たせたか
ら、冠水系による注水との連係も良くて、長期冷却に適
するように成る上、経済性と安全性において向上された
原子炉設備が提供できるという効果が得られる。

【０２８８】請求項２２の発明によれば、重力落下式注
水系の注水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散し
て重力落下式注水系の注水期間に融通性を持たせたか
ら、蓄圧注水系による注水との連係も良くて、長期冷却
に適するように成る上、経済性と安全性において向上さ
れた原子炉設備が提供できるという効果が得られる。

【０２８９】請求項２３の発明によれば、重力落下式注
水系の注水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散し
て重力落下式注水系の注水期間に融通性を持たせたか
ら、重力落下式注水系の注水圧力も高圧な注水圧力を有
する蓄圧注水系による注水と、重力落下式注水系の注水
圧力も低圧な注水圧力を有する冠水系による注水との両
方の連係も良くて、長期冷却に適するように成る上、経
済性と安全性において向上された原子炉設備が提供でき
るという効果が得られる。

【０２９０】請求項２４の発明によれば、請求項２１の
発明による効果に加えて、木目細かな注水スケジュウル
が達成できるという効果が得られる。

【０２９１】請求項２５の発明によれば、請求項２１の
発明による効果に加えて、冷却水プ−ル内冷却水によっ
ても原子炉圧力容器内の蒸気を凝縮することが出来るか
ら、原子炉圧力容器内の圧力の低減を促進し、重力落下
式注水系の注水タイミングをより早める効果が得られ
る。

【０２９２】請求項２６の発明によれば、請求項２２又
は請求項２３のいずれかの発明による効果に加えて、蓄
圧注水系の複数の高圧タンクから注水開始タイミングを
ずらすことが出来るから、原子炉圧力容器が重力落下式
注水系の注水圧力よりも高い高圧状況下においても木目
細かな注水スケジュウルが達成できるという効果が得ら
れる。

【０２９３】請求項２７の発明によれば、請求項２１又
は請求項２３又は請求項２４又は請求項２５のいずれか
の発明による効果に加えて、原子炉圧力容器を外周プー
ルで外側から冷却して原子炉圧力容器内の圧力を低減し
原子炉圧力容器内の圧力が原子炉圧力容器内にぬけやす
くし、原子炉圧力容器内への各注水手段による注水開始
を早めることが出来て、事故後早期の注水が可能と成る
という効果が得られる。

【０２９４】請求項２８の発明によれば、請求項２７の
発明による効果に加えて、水冷と空冷とにより原子炉格
納容器の全体を外側から冷却することにより、原子炉圧
力容器内への各注水手段による注水開始をより一層早め
ることが出来て、事故後より一層早期の注水が可能と成
るという効果が得られる。

【０２９５】請求項２９の発明によれば、請求項２１の
発明による効果に加えて、外からは水冷と空冷とにより
原子炉格納容器の全体を冷却することにより、そして内
では原子炉格納容器内の蒸気分圧を低減することによ
り、原子炉圧力容器内の圧力をより早く低減して原子炉
圧力容器内の圧力が原子炉圧力容器内にぬけやすくし、
原子炉圧力容器内への各注水手段による注水開始をより
一層早めることが出来て、事故後より一層早期の注水が
可能と成るという効果が得られる。

【０２９６】請求項３０の発明によれば、重力落下注水
系の注水作動領域を高圧側と低圧側とに拡大して重力落
下注水系の早期且つ長期の注水が行える方法を提供でき
るという効果が得られる。

【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設備の縦断面
図である。

【図２】本発明の第２実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図３】本発明の第３実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図４】本発明の第１，第２，第３の各実施例における
重力落下式注水系の注水待機状態の概念図である。

【図５】本発明の第１，第２，第３の各実施例における
重力落下式注水系の注水開始初期の状態の概念図であ
る。

【図６】本発明の第１，第２，第３の各実施例における
重力落下式注水系の注水開始後後期の状態の概念図であ
る。

【図７】本発明の第１，第２，第３の各実施例における
重力落下式注水系の注水終了後の状態の概念図である。

【図８】（ａ）は、本発明の第１，第２，第３の各実施
例における重力落下式注水系の注水特性を示しており、
事故後の経過時間と注水圧力との関係を表したグラフ図
である。（ｂ）は本発明の第１，第２，第３の各実施例
における重力落下式注水系の注水特性を示しており、事
故後の経過時間と注水流量との関係を表したグラフ図で
ある。

【図９】本発明の第１実施例の重力落下式注水系の変形
例を表した重力落下式注水系の系統図である。

【図１０】本発明の第４実施例による重力落下式注水系
の系統図である。

【図１１】（ａ）は、本発明の第４実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。（ｂ）
は、本発明の第４実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。

【図１２】本発明の第５実施例による原子炉設備の横断
面図である。

【図１３】（ａ）は、本発明の第５実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。（ｂ）
は、本発明の第５実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。

【図１４】本発明の第６実施例による原子炉設備の縦断
面図である。

【図１５】本発明の第７実施例による原子炉設備の縦断
面図である。

【図１６】（ａ）は、本発明の第６実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。（ｂ）
は、本発明の第６実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。

【図１７】本発明の第８実施例による原子炉設備の縦断
面図である。

【図１８】（ａ）は、本発明の第９実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。（ｂ）
は、本発明の第９実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。

【図１９】（ａ）は、本発明の第１０実施例による重力
落下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時
間と注水圧力との関係を表したグラフ図である。（ｂ）
は、本発明の第１０実施例における重力落下式注水系の
注水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量と
の関係を表したグラフ図である。

【図２０】本発明の第１１実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２１】本発明の第１２実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２２】本発明の第１３実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２３】本発明の第１４実施例による原子炉設備の縦
断面図である。

【図２４】本発明の第１５実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２５】本発明の第１６実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２６】本発明の第１７実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２７】本発明の第１８実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【図２８】本発明の第１９実施例による重力落下式注水
系の系統図である。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…主蒸気配管、４…
給水配管、１０…原子炉格納容器、１１…ドライウェ
ル、１２…サプレッションプ−ル、１３…ウェットウェ
ル、１５…外周プ−ル、１６…コンクリ−ト構造物、１
７…ベント管、１８…連通孔、２０…第２蓄圧注水タン
ク、２３…自動減圧弁、２４…第２蓄圧注水配管、２６
…第２蓄圧注水逆止弁、３０…運転階、３１…圧力開放
板、３２…空気取入口、３３…空冷用ダクト、８３…冠
水系開閉弁、８４…冠水系配管、８５…冠水系逆止弁、
８７…排気ダクト、９０…冷却水プ−ル、９１…第２冷
却水タンク、９２…第１冷却水タンク、９３…第２配
管、９４…第１配管、９５…均圧化配管、９６…第３配
管、９７…第２逆止弁、９８…第１逆止弁、９９…第２
開閉弁、１００…第１開閉弁、１０１…第１均圧化配
管、１０２…冷却水貯蔵タンク、１０３…第１均圧化開
閉弁、１０４…ドライウェル連通路、１０５…孔、１０
７…プ−ル密閉部、１０８…第１蓄圧注水開閉弁、１０
９…第１蓄圧注水逆止弁、１１０…第１蓄圧注水配管、
１１１…第１蓄圧注水タンク、１１４…第４冷却水タン
ク、１１６…均圧化第１配管、１１７…第３冷却水タン
ク、１１８…第４配管、１１９…第５配管、１２０…仕
切板、１２２…注水開閉弁、１２３…注水配管、１２４
…注水逆止弁、１３０…冷却水第２プ−ル、１３４…ド
ライウェル第２連通路、１３５…凝縮器、１３６…ベン
ト管、１３７…凝縮器開閉弁、１３８…凝縮水配管、１
３９…凝縮器配管、１４０…第１連通配管、１４１…仕
切板、１４２…第２連通配管、１４３…自動減圧系配
管、１４４…給気配管、１４５…給気逆止弁、１４６…
安全弁、１４７…タンク呼吸穴、１４８…ベント管。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者片岡良之茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者村瀬道雄茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】水に付加された位置エネルギー又は注水必
要時に水に付加された熱エネルギーを気相の圧力に変換
する第１手段と、前記手段による気体圧力を原子炉圧力
容器内に弁を介して接続されて原子炉炉心位置よりも高
所の位置に有る冷却水タンク内へ印加する第２手段とか
ら成る原子炉冷却装置。
【請求項２】請求項１において、冷却水プール内の水位
よりも下方に位置する第１冷却水タンクと、前記冷却水
プールの液相部と前記第１冷却水タンク内とを連通する
第１流路とを備えた第１手段と、前記第１冷却水タンク
の気相部と前記第１冷却水タンクよりも高所の第２冷却
水タンク内との間に備えられた連通路を備えた第２手段
と、前記第２冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容器
内とを弁を介して接続した第２流路とを備えたことを特
徴とした原子炉冷却装置。
【請求項３】請求項２において、第１冷却水タンクは原
子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通する第３流路
が備わることを特徴とした原子炉冷却装置。
【請求項４】請求項３において、第２流路と第３流路と
は互いに独立していることを特徴とした原子炉冷却装
置。
【請求項５】請求項２において、第１冷却水タンクと第
２冷却水タンクとの間の連通路は、途中に、高低差を付
けて配備された第３冷却水タンクと第４冷却水タンクと
の内、相対的に高所の第３冷却水タンクの液相部と相対
的に低所の第４冷却水タンク内とを連通する第４流路と
を備えた増圧手段が第１冷却水タンクと第２冷却水タン
クとに対して直列に備わることを特徴とした原子炉冷却
装置。
【請求項６】請求項５において、第１冷却水タンクは原
子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通する第３流路
が備わり、第４冷却水タンクは原子炉圧力容器内と弁を
介して冷却水を連通する第５流路が備わることを特徴と
した原子炉冷却装置。
【請求項７】請求項６において、第２流路と第３流路と
第５流路とは互いに独立していることを特徴とした原子
炉冷却装置。
【請求項８】請求項２又は請求項３において、冷却水プ
ールは圧力的に内外間の移行が制限された構造を備え、
原子炉圧力容器内で発生した圧力を前記冷却水プール内
に弁を介して印加する系統を備えることを特徴とした原
子炉冷却装置。
【請求項９】請求項２又は請求項３において、第２冷却
水タンクは、冷却水プールの一部を他部から隔離して構
成されていることを特徴とした原子炉冷却装置。
【請求項１０】請求項１から請求項７迄及び請求項９の
いずれかの一項において、冷却水プールは原子炉格納容
器内のドライウエル領域内に開放されていることを特徴
とした原子炉冷却装置。
【請求項１１】請求項１において、冷却水を貯蔵する冷
却水タンクと、原子炉圧力容器内で発生した熱を冷却水
タンク内の冷却水に付加する手段を第１手段として備
え、前記冷却水タンクと前記冷却水タンク内外間での圧
力移行を抑制する排圧制限手段を第２手段として備える
ことを特徴とした原子炉冷却装置。
【請求項１２】請求項１１において、熱を冷却水タンク
内の冷却水に付加する手段は、原子炉圧力容器の自動減
圧時の排気蒸気の熱を冷却水タンク内の冷却水中に導く
系統により構成されることを特徴とした原子炉冷却装
置。
【請求項１３】請求項１２において、熱を冷却水タンク
内の冷却水中に導く系統は、原子炉圧力容器の自動減圧
時の排気蒸気を冷却水タンク内の冷却水中に装備された
凝縮器内に導く系統により構成されることを特徴とした
原子炉冷却装置。
【請求項１４】請求項１２において、排圧制限手段は、
冷却水タンクの気相部と前記冷却水タンク外とを連通す
る経路内に装備された弁であることを特徴とした原子炉
冷却装置。
【請求項１５】請求項１２において、排圧制限手段は、
冷却水タンクの気相部を覆うタンク壁の一部に開口した
穴であって、前記穴の大きさは、冷却水タンク内への導
入熱により上昇する前記冷却水タンク気相部の圧力の上
昇が前記穴から冷却水タンク外へ逃げる圧力による冷却
水タンク内の圧力の降下を上回る開口面積であることを
特徴とした原子炉冷却装置。
【請求項１６】請求項１２において、排圧制限手段は、
冷却水タンクの液相内と前記冷却水タンク外とを連通す
るベント管であることを特徴とした原子炉冷却装置。
【請求項１７】請求項１１から請求項１４迄及び請求項
１６のいずれかの一項において、冷却水タンク内の気相
部は原子炉格納容器内のドライウエル領域内に弁を介し
て開放可能とされていることを特徴とした原子炉冷却装
置。
【請求項１８】高所の水に付加された位置エネルギーを
それより低所の液体タンク内の気相の圧力に変換する手
段と、前記手段による気相の圧力を原子炉圧力容器内へ
の注水圧力として付加される冷却水注水系統とを備えた
原子炉冷却装置。
【請求項１９】互いに連通されて高低２か所に配備され
たプールとタンク間の静水頭差圧を前記低所のタンク内
の気相部に印加する系統と、前記気相部の圧力を注水冷
却水を蓄える冷却水タンク内に印加する系統とを備えた
注水冷却水の加圧装置。
【請求項２０】注水冷却水を貯蔵する冷却水タンクと、
熱エネルギーを前記注水冷却水を媒体として前記冷却水
タンク内の気相部の気相圧力に変換する手段とから成る
注水冷却水の加圧装置。
【請求項２１】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記
原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に凝縮するサプ
レッションプールと、前記炉心より高所にあって前記サ
プレッションプールのプール水を弁を介して原子炉圧力
容器内に連通可能に接続した冠水系と、前記サプレッシ
ョンプールよりも高所に配備されて弁を介して前記原子
炉圧力容器内に連通可能に接続された重力落下式注水系
の冷却水プールと、これら前記構成を格納する原子炉格
納容器とを備えた原子炉設備において、前記重力落下注
水系は、前記冷却水プール内の水位よりも下方に位置す
る第１冷却水タンクと、前記冷却水プールの液相部と前
記第１冷却水タンク内とを連通する第１流路と、前記第
１冷却水タンクの気相部と前記第１冷却水タンクよりも
高所の第２冷却水タンク内との間に備えられた連通路
と、前記第２冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容器
内とを弁を介して接続した第２流路と、前記第１冷却水
タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連
通する第３流路とを備えていることを特徴とした原子炉
設備。
【請求項２２】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記
原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に凝縮するサプ
レッションプールと、前記炉心よりも高所に配備されて
弁を介して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続され
た重力落下式注水系の冷却水プールと、弁を介して前記
原子炉圧力容器内に連通可能に接続されており前記重力
落下式注水系の注水圧力よりも高圧で冷却水が封入され
た蓄圧注水系の高圧タンクと、これら前記構成を格納す
る原子炉格納容器とを備えた原子炉設備において、前記
重力落下注水系は、前記冷却水プール内の水位よりも下
方に位置する第１冷却水タンクと、前記冷却水プールの
液相部と前記第１冷却水タンク内とを連通する第１流路
と、前記第１冷却水タンクの気相部と前記第１冷却水タ
ンクよりも高所の第２冷却水タンク内との間に備えられ
た連通路と、前記第２冷却水タンク内の液相部と原子炉
圧力容器内とを弁を介して接続した第２流路と、前記第
１冷却水タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して冷
却水を連通する第３流路とを備えていることを特徴とし
た原子炉設備。
【請求項２３】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記
原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に凝縮するサプ
レッションプールと、前記炉心より高所にあって前記サ
プレッションプールのプール水を弁を介して原子炉圧力
容器内に連通可能に接続した冠水系と、前記サプレッシ
ョンプールよりも高所に配備されて弁を介して前記原子
炉圧力容器内に連通可能に接続された重力落下式注水系
の冷却水プールと、弁を介して前記原子炉圧力容器内に
連通可能に接続されており前記重力落下式注水系の注水
圧力よりも高圧で冷却水が封入された蓄圧注水系の高圧
タンクと、これら前記構成を格納する原子炉格納容器と
を備えた原子炉設備において、前記重力落下注水系は、
前記冷却水プール内の水位よりも下方に位置する第１冷
却水タンクと、前記冷却水プールの液相部と前記第１冷
却水タンク内とを連通する第１流路と、前記第１冷却水
タンクの気相部と前記第１冷却水タンクよりも高所の第
２冷却水タンク内との間に備えられた連通路と、前記第
２冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容器内とを弁を
介して接続した第２流路と、前記第１冷却水タンクと前
記原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通する第３
流路とを備えていることを特徴とした原子炉設備。
【請求項２４】請求項２１において、冷却水プールは複
数に区画され、その全区画の一部が第１冷却水タンク側
に連通され、他部が弁を介して直接前記原子炉圧力容器
内へ連通可能に接続されていることを特徴とした原子炉
設備。
【請求項２５】請求項２１において、冷却水プールの全
区画のうちの他部の区画内には原子炉圧力容器からの排
蒸気を凝縮する凝縮器が装備されていることを特徴とし
た原子炉設備。
【請求項２６】請求項２２又は請求項２３において、蓄
圧注水系の高圧タンクは、タンク内の圧力が異なって複
数存在していることを特徴とした原子炉設備。
【請求項２７】請求項２１又は請求項２３又は請求項２
４又は請求項２５において、サプレッションプールのプ
ール水は原子炉格納容器の鋼板製壁の内面に接してお
り、その内面に対応する外面には前記原子炉格納容器外
の外周プールのプール水が接触していることを特徴とし
た原子炉設備。
【請求項２８】請求項２７において、外周プールよりも
高所における原子炉格納容器鋼板製壁に沿って、空冷設
備の空冷ダクトが装備されていることを特徴とした原子
炉設備。
【請求項２９】請求項２１において、サプレッションプ
ールのプール水は原子炉格納容器の鋼板製壁の内面に接
しており、その内面に対応する外面には前記原子炉格納
容器外の外周プールのプール水が接触し、前記外周プー
ルよりも高所における前記原子炉格納容器の鋼板製壁に
沿って、空冷設備の空冷ダクトが装備され、前記原子炉
格納容器内の構造物と前記原子炉格納容器内面との間に
形成されたウエットウエル空間を上下に仕切る仕切板を
備え、前記仕切板の上下気相部分を流路で連通し、前記
上方の気相部と前記サプレッションプールのプール水中
とを他の流路で連通してあることを特徴とした原子炉設
備。
【請求項３０】原子炉圧力容器に対する重力落下式注水
系の貯水領域を少なくとも高低両個所及び前記低所の貯
水領域よりも高所の他の個所に配備し、前記高低両個所
の各貯水領域間の水頭差圧で前記低所の個所の前記貯水
領域の気相部を加圧し、前記気相部の圧力を前記他の個
所の前記貯水領域に印加して、前記他の個所の貯水領域
からの注水開始タイミングを高圧側にシフトし、前記低
所の貯水領域からの注水開始タイミングを低圧側にシフ
トして成る重力落下式注水系の注水方法。