JPH0659075A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JPH0659075A
JPH0659075A JP5166327A JP16632793A JPH0659075A JP H0659075 A JPH0659075 A JP H0659075A JP 5166327 A JP5166327 A JP 5166327A JP 16632793 A JP16632793 A JP 16632793A JP H0659075 A JPH0659075 A JP H0659075A
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【目的】 冷却材の補給の際に原子炉の冷却材回路を除
圧する受動式安全系を備えた原子炉を提供する。 【構成】 原子炉は、格納容器シェル内に設けられた原
子炉容器６０と、原子炉容器を含む常態では加圧状態に
ある冷却材回路４６と、燃料交換用水貯蔵タンク５０
と、冷却材追加系と、少なくとも一つのポンプ９６及び
少なくとも一つの熱交換器９８を備えた残留熱除去ルー
プ９４で構成する。残留熱除去ループは入口１０２及び
出口１０４を備え、入口と出口は共に冷却材回路に結合
可能である。冷却材は残留熱除去ループの出口を通って
冷却材回路に戻される。残留熱除去ループの入口と燃料
交換用水貯蔵タンクとの間に結合されて制御可能な弁装
置１４２を設ける。弁装置は、残留熱除去ループと連携
して動作でき、水を燃料用水貯蔵タンクから冷却材回路
に加えるための少なくとも一つのカップリング弁を含
む。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、冷却材（又は冷却剤）
を原子炉冷却材回路内へ追加的に注入するための手段を
含む原子炉システムに関し、特に、残留熱を除去するた
めに冷却材回路システムを熱交換器に熱的に結合する残
留熱除去装置が、追加の冷却材を注入するための手段と
して格納容器内燃料交換用水供給タンクと原子炉の冷却
材回路との間で流体連通関係をなすよう結合可能なシス
テムに関する。本発明は、冷却材としての水の追加注入
を容易にするよう原子炉冷却材回路を除圧又は減圧する
受動安全方式の原子炉システムに適用できる。
【０００２】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】原子
炉、例えば加圧水型原子炉は、冷却材を冷却材回路を通
って高圧状態で循環させ、冷却材回路は、冷却材を加熱
するための核燃料を収容した原子炉容器及び冷却材から
エネルギーを抽出するよう動作できる蒸気発生器を通過
している。残留熱除去系は一般に、原子炉の運転停止中
における崩壊熱を除去するために設けられている。冷却
材喪失事故が生じた場合、冷却材を追加するための手段
が設けられている。冷却材の喪失量はほんの僅かな場合
があり、このような場合には、原子炉の冷却材回路を除
圧しないで、比較的小さな高圧供給源から追加の冷却材
を注入することができる。もし冷却材の喪失が大量に生
じると、大量の水を収容している低圧供給源から冷却材
を追加する必要がある。ポンプを用いて原子炉の冷却材
回路の相当大きな圧力（例えば、２２５０ｐｓｉ又は１
５０バール）に打勝つことは困難であるが、原子炉冷却
材回路を除圧すれば冷却材水を格納容器内燃料交換用水
貯蔵タンクから格納容器シェル内の周囲圧力状態で追加
できるようになる。
【０００３】構成要素の一部が本発明と係わっているウ
エスチングハウスＡＰ６００型原子炉システムは、冷却
材回路を除圧するために段階式又は多段式除圧装置を利
用している。一連の弁が、原子炉の出口（これは冷却材
回路の「ホットレッグ」としても知られる）と格納容器
シェルの内部とを結合している。これらの弁の動作圧力
は次第に低くなっている。最初に除圧を開始するとき、
冷却材回路と格納容器構造物は除圧弁により、決して小
さくはない背圧をもつ流路に沿って一又は二本以上の小
径の導管を介して結合される。冷却材回路内の圧力が下
がると、別の導管が各除圧段階の除圧弁によって次々に
開放され、各除圧段階では、冷却材回路と格納容器シェ
ルとの間における大きな及び／又は一層直接的な流路が
開放される。
【０００４】初期段階では、導管によって冷却材回路の
ホットレッグに連結されている加圧タンクが、格納容器
内燃料交換用水供給タンク内に設けられた多孔分散管又
はスパージャに結合される。多孔分散管は、燃料交換用
水供給タンク内の水中に位置した小さなジェットオリフ
ィスに通じる導管を含み、かくして、背圧を生じさせる
と共に水が多孔分散管によってタンク内に放出された蒸
気から凝縮して生じさせることができるようにする。次
々に実施される除圧段階では、導管の内径は次第に大き
くなる。最終除圧段階では、例えば原子炉容器の冷却剤
回路のホットレッグが通過するループ区画室でのところ
において、ホットレグを格納容器シェル内に直結する大
径の導管を有している。この構成により、対応の原子炉
導管に対して突発的な流体の作用による負荷を生じさせ
ることなく、冷却材回路内の圧力は迅速に下がって実質
的に大気圧の状態になる。圧力が十分低くなると、重力
の作用で水が格納容器内燃料交換用水供給タンクから冷
却材回路に追加される。
【０００５】ＡＰ６００型原子炉内に設けられている自
動除圧手段は、例えば原子炉の冷却材回路に大きな裂け
目が生じたような大規模な冷却材喪失事故の場合であっ
ても、原子炉の炉心を冷却するようにする受動式の安全
手段である。格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクは重力
の作用で水を供給するのでポンプは不要である。原子炉
容器を収容している格納容器建屋の底部に排水するよう
にすれば、能動的な、即ち動力を用いる要素、例えばポ
ンプを用いることなく、除圧された冷却材回路内に水を
強制的に注入するのに十分な流体圧力ヘッドが格納容器
内の水に与えられる。冷却材回路がいったん大気圧状態
になって格納容器内に多量の水を注ぐ（以下、これを
「水をフラッディングする」という。）と、水は原子炉
容器内へ絶えず流し込まれ、ここで水が沸騰して核燃料
が冷却される。原子炉の冷却材回路から逃げ出る蒸気中
の水は格納容器シェルの内壁上で凝縮し、そして原子炉
の冷却材回路中に再び流入するよう送り戻される。
【０００６】上述の構成は、深刻な冷却材喪失事故の場
合に有効であることが判明している。しかしながら、も
し自動除圧系がそれほど差迫った状況ではない場合に作
動すると、必要もないのに格納容器に水が流れ込むとい
う可能性がある。原子炉の格納容器のフラッディングに
続く除圧段階においては、原子炉の運転を停止すると共
に相当な労力をかけてクリーンアップをする必要があ
る。
【０００７】大事故に適切に反応するに十分な応答性を
有するが、仮に高圧補給源よりも多量の冷却材を追加す
ることにより、或いは恐らくは補修を行うためのきちん
と定められた運転停止手順によって上記問題を状況を改
善できるとしても、損傷及び費用を最小限に抑えるシス
テムが要望されてる。このシステムは、現実の事故に対
応する受動式安全システムの能力を損ねたり、或いはこ
れに対し悪影響を及ぼすことなく、受動式安全システム
を補完するよう構成する必要がある。
【０００８】本発明の目的は、種々の環境下で不必要な
支障ある最終除圧段階の実施を回避するために、加圧水
型原子炉の通常の残留熱除去系を、冷却材の追加の際に
原子炉の冷却材回路を除圧する受動式安全系に結合する
ことにある。
【０００９】本発明のもう一つの目的は、残留熱除去系
と関連していて、受動式炉心冷却系が不注意に或いは不
必要に作動した場合に、自動除圧方式を用いて原子炉の
格納容器建屋のフラッディングを防止するための非保障
措置等級の冷却材追加装置を提供することにある。
【００１０】本発明のさらにもう一つの目的は、原子炉
の冷却系の冷却材補給及び格納容器内燃料交換用水貯蔵
タンクの水の冷却を含む、原子炉の運転停止に伴う残留
熱除去機能以外の各種機能について一又は二以上の残留
熱除去ポンプのポンプ動力を用いることにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】上記目的及び他の目的
は、通常、原子炉が作動していないときに原子炉の冷却
材回路の冷却のために残留熱除去系を用いる加圧水形原
子炉により達成される。本発明によれば、同一の残留熱
除去系は、段階式の除圧実施中に、格納容器内燃料交換
用水供給源から原子炉の冷却材回路に冷却材を補給する
のに手動で結合可能である。冷却材のレベルが下がるこ
とにより除圧段階をトリガできる。最終除圧段階では、
大気圧状態にある燃料水貯蔵タンクを用いて緊急時冷却
のために水を格納容器建屋内にフラッディングする。除
圧が不注意または僅かな漏れに起因して開始されたとき
は冷却材を残留熱除去系を介して追加するのが良いが、
かかる動作が不要な場合、残留熱除去系により除圧が最
終の格納容器フラッディング段階まで進行するのが防止
され、修理のために一層きちんと定められた運転停止手
順を達成できる場合、除圧が進んで最終格納容器充満段
階に至らないようにする。それにもかかわらず、急速な
除圧及び受動方式による冷却が緊急時に要求されない場
合、受動式冷却系の作動が損なわれることはない。
【００１２】原子炉の運転圧力状態で冷却材を収容して
いる補給水貯蔵タンクが原子炉の冷却材回路に結合され
ている。補給水のレベルの低下によりトリガできる除圧
系が燃料交換用水貯蔵タンク内に設けられた多孔分散管
に通じる一連の導管を開き、かくして圧力を減少させ最
終的には大気圧の状態にする。多孔分散管は、蒸気及び
放射線が最初の３つの除圧段階の開始の際に格納容器内
へ放出されないようにする。圧力が低いと、重力の作用
によって燃料交換用水貯蔵タンクから水を冷却材回路に
補給でき、しかも（或いは）、受動式冷却手段として格
納容器建屋内に水をフラッディングすることにより燃料
交換用水貯蔵タンクから原子炉を冷却することができ
る。冷却材回路が格納容器のフラッディングに先立って
除圧状態に達すると、水を周囲圧力状態で収容している
燃料交換用水貯蔵タンクから水を依然として加圧状態に
ある冷却材回路中へ圧送するために残留熱除去系を手動
で作動させる。段階式除圧系は冷却材回路を格納容器へ
通気させ、冷却材の供給量を減少させる。しかしなが
ら、残留熱除去系によって追加された冷却材は、喪失し
た冷却材を補填し、かくして最終除圧段階に達するのを
阻止する。また、補助熱除去路を得るために、残留熱除
去系を燃料交換用水供給タンクとループをなすよう結合
できる。
【００１３】図面には本発明の好ましい実施例が示され
ている。しかしながら、本発明は図面に示す構成そのも
の及び配列に限定されるものではないことは言うまでも
ない。
【００１４】
【実施例】図１には、原子炉２２内における冷却材の喪
失を補償する２つの冷却材源が存在している。高圧冷却
材補給タンク３３の入口３２は弁３５によって原子炉の
冷却材入口、即ち「コールドレッグ」３６に結合されて
いる。高圧冷却材補給タンク３３はまた、電動弁３８及
び逆止弁４２によって原子炉容器の注入口４４に結合さ
れている。高圧冷却材補給タンク３３は、冷却材喪失の
補償のため冷却材を原子炉の冷却材回路４６に原子炉の
運転圧力で追加供給するよう動作できる。しかしなが
ら、高圧冷却材補給タンク３３の中には、冷却材が限ら
れた量しか入っていない。
【００１５】タンク５０から格納容器建屋５４の内部に
向かって開いているベント５２を設けているために大気
圧状態にある格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク５０か
ら大量の水が冷却材として利用できる。原子炉２２の運
転中、冷却材回路の動作圧力は２２５０ｐｓｉ（１５０
バール）程度である。従って、冷却材を原子炉容器６０
及びこれに結合された冷却材回路４６に追加するために
は、システムの除圧が必要であり、即ちシステムの圧力
を格納容器内の大気圧または大気圧に近い圧力まで下げ
る必要がある。本発明によれば、格納容器５４内へ通気
することによる除圧に起因する導管３６，５６及び原子
炉容器６０に対する熱と流体の作用による負荷を制限す
るため、冷却材回路４６は段階的に除圧される。
【００１６】図示の例における原子炉２２は、冷却材回
路４６を格納容器５４内へ通気することにより４つの除
圧段階で除圧される。なお、その最終除圧段階では、冷
却材回路４６を格納容器５４の内部に直接結合する。最
終除圧段階では、燃料交換用水貯蔵タンク５０からの冷
却材を、電動弁６２及び逆止弁６４を介して重力の作用
で原子炉容器の注入口４４へ送り込むことができる。そ
の上、この最終段階では、燃料交換用水貯蔵タンク５０
からの水を格納容器建屋５４にフラッディングするのが
良い。かくして、格納容器５４内の水は重力の作用で冷
却材回路４６の中に流れ込み、そして核燃料によって沸
騰する。それにより生じた蒸気は、格納容器５４内へ抜
け、ここで凝縮して比較的低温の格納容器の壁に水が付
着する。凝縮水は格納容器５４の底部に戻って再循環さ
れ、このシステムはポンプその他の動力を用いる循環要
素とは無関係の受動式冷却手段を構成する。
【００１７】図１に示すような多段除圧方式では、最初
の３つの段階は、多孔分散管７４を介して冷却材回路４
６と格納容器シェル５４との間に結合された初期段階除
圧弁７２を開放することにより次々に実施される。各除
圧レッグ７６内のそれぞれの除圧弁７２は、順々に低い
圧力で開放され、好ましくは冷却材システムの加圧タン
ク８０と、導管７６に沿って平行なレッグの状態で燃料
交換用水供給タンク内の水中に位置した多孔分散管７４
との間に結合される。次々に開放する導管７６は一連の
段階に合わせて次第に大径となっており、かくして冷却
材回路４６を格納容器５４中への通気が一層完全なもの
になる。弁手段８２を開放することにより実施される最
終の除圧段階は、最も大径の導管８４を用いるのが良
く、冷却材回路４６を、発電機（図示せず）に通じる原
子炉出口導管５６を含む格納容器５４内のループ区画室
内に例えば開放する格納容器シェル５４（燃料交換用水
供給タンク５０内の多孔分散管７４を通過するのではな
く）に直接結合する。
【００１８】多段除圧システムを含む受動冷却方式安全
手段を備えた原子炉の冷却材回路４６は、本発明によれ
ば残留熱除去系９０に結合され、それにより除圧段階が
最終段階に至るまでに補給水を冷却材回路４６に供給す
ることができる。残留熱除去系９０は通常は炉心からの
通常の崩壊熱を除去するために運転停止時のみ作動され
る。残留熱除去系は手動で作動されるが、事故の場合に
安全設計等級の冷却装置としては計画されていない。し
かしながら、残留熱除去系９０と原子炉冷却材回路４６
との結合構成を創意工夫することにより、冷却材を燃料
交換用水供給源５０から冷却材回路４６の中に移動さ
せ、或いは燃料交換用水供給源５０内の水を冷却するよ
う残留熱除去ポンプを用いることが可能となる。
【００１９】図１を参照すると、格納容器シェル５４内
に設けられた原子炉容器６０を備える原子炉は、原子炉
容器を含む常態では加圧された冷却材回路４６を有す
る。大気圧状態の燃料交換用水貯蔵タンク５０が、冷却
材を燃料交換用水貯蔵タンク５０から低い圧力状態の冷
却材回路に追加供給するために冷却材回路４６を減圧で
きるよう冷却材追加装置９２に結合されている。少なく
とも１つのポンプ９６、少なくとも１つの熱交換器９
８、入口１０２及び出口１０４を備えた残留熱除去ルー
プ９４が、手動式の弁１０６，１０８によって冷却材回
路４６に結合可能である。適当な逆止弁１０９が、残留
熱除去ループ９４の出口に直列関係でに設けられてい
る。
【００２０】図２に示すような好ましいシステムは、そ
れぞれポンプ９６及び熱交換器９８を備えた２つの残留
熱除去レッグ９４を有している。残留熱除去ポンプ９６
を弁１０６，１０８により燃料交換用水供給タンク５０
と冷却材回路４６との間で、即ち最終除圧段階に達する
前の冷却材回路の除圧中に結合すると、ポンプ９６は水
を燃料交換用水供給源５０から直接、原子炉容器注入ラ
イン１１２に注入する。この注入は原子炉冷却材回路の
圧力がポンプ９６の運転停止状態におけるヘッドよりも
低い状態まで下がると起こりえる。
【００２１】入口遮断弁１１０及び出口止め−逆止遮断
弁１１１が、２つの並列に結合された残留熱除去レッグ
を分離している。出口弁１０８が閉じたとき、或いはポ
ンプ９６が原子炉注入口４４に通じるラインの圧力ヘッ
ドよりも大きくならないときにポンプを作動させた場合
に圧力を抜く制限オリフィス１１４を備えたバイパス路
１１３を設けることによりポンプ９６を圧力過剰問題か
ら保護できる。
【００２２】再び図１を参照すると、除圧段階は、冷却
材補給タンク３３内の冷却材レベルに基づいてトリガで
きる。例えば、タンク３３に異なる高さ位置で設けられ
ると共に原子炉制御系（図示せず）に結合されていて、
対応の冷却材レベルに達すると多段除圧弁３２を開放す
るセンサ１２２を用いて冷却材のレベルを測定できる。
【００２３】ポンプ９６は、冷却材補給タンク３３の下
流に位置する或る箇所で冷却材回路４６内に注水する。
従って、ポンプ９６の作動により、冷却材補給タンク３
３からの流れを効果的に止めることができる。直接原子
炉容器注入ポート１３２と残留熱除去系の排出ライン１
０４の連結部１３４との摩擦に起因する圧力ヘッド損失
Ｈｆは、オリフィス１３３の寸法形状を適当に加減する
ことにより、連結具１３４から冷却材補給タンク３３内
の水レベル１３６までの位置ヘッド差（Ｈelev）に等し
くなるよう設定される。従って、箇所１３２から１３４
までのヘッド損失Ｈｆが最終段階除圧弁が開く冷却材高
さ位置よりも上方の冷却材補給タンク３３内の高さ位置
により生じる流体圧力ヘッドに一致すれば、最終段階除
圧弁８２は残留熱除去ポンプ９６による残留水供給源５
０からの冷却材の注入中は開かないであろう。かくして
除圧中に残留熱除去系９０を作動させると、自動除圧装
置は格納容器のフラッディングを生じさせる段階までは
進行しない。
【００２４】原子炉の運転中、冷却材回路４６を加圧す
るので、除圧段階には、変動する比率で冷却材が原子炉
冷却材回路４６から失われるという事態が伴う。蒸気と
水の抜き出しにより、冷却材が冷却材回路４６から取り
出され、冷却材が多孔分散管７４を介して燃料交換用水
供給タンク５０内へ、或いは最終段階導管８４を経て直
接格納容器構造５４内へ流入する。従って、補給タンク
３３内の冷却材のレベルは除圧系の作動中に下がる。補
給タンク３３内の冷却材のレベルの低下により、次の除
圧段階がトリガされ、自動除圧の開始に続く圧力除去段
階の各々を通って進む。残留熱除去系９０は、例えば自
動除圧系を不用意に作動させたとき、または初期段階除
圧をトリガする冷却材の喪失が限度を越えないような時
に格納容器の不要なフラッディングを防ぐ。
【００２５】もし限度を越えた冷却材喪失事故が起こる
と、残留熱除去系９０を依然として作動させるのがよい
が、この場合は悪影響は生じない。オペレータが残留熱
除去ポンプ９６を作動させてもしなくても、もし冷却材
補給タンク３３内のレベルが、最終段階減圧がトリガさ
れるレベル（例えば、冷却材補給タンクの容積の２５
％）まで下がると、冷却材回路４６は格納容器５４に通
気され、冷却材は重力の作用で燃料交換用水供給源５０
から冷却材回路４６へ、且つ／または格納容器５４の底
部へ流れて受動式冷却を行わせる。かくして、本発明を
用いると、受動式冷却系の使用が妨げられず、事実上、
格納容器建屋５４の不要なフラッディングが防止される
と同時に追加の炉心冷却材マージンが得られる。
【００２６】図２に示すような好ましい弁装置は、残留
熱除去系９０の入口１０４に結合されていて、残留熱除
去系を冷却材回路４６と燃料交換用水貯蔵タンク５０の
うち一方に選択的に結合する少なくとも１つの入口弁１
４２と、残留熱除去系９０の出口１０４に結合されてい
て、残留熱除去系９０を冷却材回路４６か燃料交換用水
貯蔵タンク５０かのいずれか一方に選択的に結合する少
なくとも１つの出口弁１４４とを有する。これにより、
燃料交換用水貯蔵タンク５０を冷却するために残留熱除
去系９０を使用する可能性が一段と増す。この目的のた
め、残留熱除去系９０の入口１０２と出口１０４は共
に、原子炉冷却材回路４６から離れた冷却材ロープ内で
燃料交換用水供給タンク５０に結合されている。燃料交
換用水供給源５０の冷却は、補助熱交換器１５２が燃料
交換用水供給タンク５０内に配置されている場合、また
はもし燃料交換用水供給源５０が蒸気及び熱水を燃料交
換用水供給タンク内へ流入させるよう抜き出すよう減圧
装置の作動により加熱状態になった場合に有用である。
【００２７】上記の説明では単一の炉心補給タンクと単
一の直接原子炉容器注入ラインしか触れなかった。受動
式冷却系が２以上の高圧補給タンク及び／または直接原
子炉容器注入ポートを使用している場合、残留熱除去系
の１または２以上のレッグを高圧タンクのそれぞれ及び
／または図１に実質的に示すように直接注入ポートに結
合することが必要である。例えば、図２においては、２
つの直接原子炉容器注入ポートが残留熱除去系に結合さ
れた状態で図示されている。
【００２８】
【図面の簡単な説明】
【図１】受動方式による除圧の実施中、補給水が得られ
るよう結合された本発明の残留熱除去系を備えた原子炉
を示す略図である。
【図２】残留熱除去手段を一層詳細に示し、特にそれぞ
れの要素の間に設けられている弁装置を示す略図であ
る。
【符号の説明】
３３ 冷却材補給タンク ３６ 原子炉冷却材入口 ４６ 冷却材回路 ５０ 燃料交換用水貯蔵タンク ５４ 格納容器建屋 ７２ 初期段階除圧弁 ９０ 残留熱除去系 ９４ 残留熱除去レッグ又はループ ９６ ポンプ ９８ 熱交換器 １４２ 入口弁 １４４ 出口弁
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 テリー リー シュルツ アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 マリ スビル メイフラワーカウンティ 4062

Claims (9)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 格納容器シェル内に設けられた原子炉容
    器と、原子炉容器を含む常態では加圧状態にある冷却材
    回路と、燃料交換用水貯蔵タンクと、冷却材を燃料交換
    用水貯蔵タンクから低い圧力で冷却材回路に追加するた
    めに冷却材回路を除圧するよう動作できる冷却材追加系
    とを有する原子炉において、少なくとも一つのポンプ及
    び少なくとも一つの熱交換器を備えた残留熱除去ループ
    を有し、残留熱除去ループは入口及び出口を備え、入口
    と出口は共に冷却材回路に結合可能であり、前記ポンプ
    は、冷却材を冷却材回路から引き出し、また冷却材を燃
    料交換器を通って移動させるよう通常モードで動作で
    き、冷却材は残留熱除去ループの出口を通って冷却材回
    路に戻され、前記原子炉は、残留熱除去ループの入口と
    燃料交換用水貯蔵タンクとの間に結合されて制御可能な
    弁装置を更に有し、制御可能な弁装置は、残留熱除去ル
    ープと連携して動作でき、水を燃料用水貯蔵タンクから
    冷却材回路に加えるための少なくとも一つのカップリン
    グ弁を含むことを特徴とする原子炉。
  2. 【請求項２】 燃料交換用水貯蔵タンクは大気圧状態に
    保たれ、制御可能な弁装置及び残留熱除去ループは、前
    記水を前記大気圧よりも高い圧力状態で冷却材回路に追
    加するよう動作できることを特徴とする請求項１の原子
    炉。
  3. 【請求項３】 残留熱除去ループは少なくとも一つのポ
    ンプを含み、ポンプの出口は弁装置によって原子炉容器
    の水注入ポートに結合可能であることを特徴とする請求
    項２の原子炉。
  4. 【請求項４】 弁装置は残留熱除去ループの入口に結合
    された少なくとも一つの入口弁を含み、前記少なくとも
    一つの入口弁は残留熱除去ループを冷却材回路と燃料交
    換用水貯蔵タンクのうち一方に選択的に結合し、それに
    より燃料交換用水貯蔵タンクから冷却材回路への補給が
    可能であることを特徴とする請求項３の原子炉。
  5. 【請求項５】 弁装置は、残留熱除去ループの出口に結
    合された少なくとも一つの出口弁を含み、前記少なくと
    も一つの出口弁は、残留熱除去ループを冷却材回路と燃
    料交換用水貯蔵タンクのうち一方に選択的に結合し、そ
    れにより残留熱除去ループを用いて燃料交換用水貯蔵タ
    ンクの冷却が可能であることを特徴とする請求項４の原
    子炉。
  6. 【請求項６】 冷却材回路と格納容器シェルを結合す
    る、除圧弁を備えた複数の導管を有する自動除圧系を更
    に含み、除圧弁は導管を除圧段階において次々に低い高
    圧補給タンクのレベルで開放するよう動作でき、さら
    に、残留熱除去ループを除圧段階のうちの一つで作動さ
    せるよう動作できる制御手段を更に有することを特徴と
    する請求項１の原子炉。
  7. 【請求項７】 前記除圧段階は、冷却材回路中の冷却材
    のレベルの関数としてトリガされ、開放可能な導管のう
    ち一本が冷却材回路を格納容器シェルに直結し、残留熱
    除去ループの作動により冷却材の追加によって前記最終
    除圧段階の実施を防止することを特徴とする請求項６の
    原子炉。
  8. 【請求項８】 冷却材回路に結合された加圧タンクをさ
    らに有し、少なくとも一つの初期除圧段階は、加圧タン
    クを燃料交換用水貯蔵タンク内に設けられている多孔分
    散管に結合する初期段階除圧弁を開放することによって
    実施されることを特徴とする請求項７の原子炉。
  9. 【請求項９】 実質的に冷却材回路の圧力状態にある補
    給水供給源を備えた高圧補給水貯蔵タンクを更に有し、
    また高圧補給水貯蔵タンクと連携していて、高圧補給水
    貯蔵タンク内の利用可能な冷却材のレベルを検出する検
    出手段をさらに有し、除圧弁は検出手段に応答すること
    を特徴とする請求項８の原子炉。
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