JPS62108188A - Light-water cooling type reactor - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 「産業上の利用分野」 本発明は、一次冷却系内のほう酸水濃度により出力の制
御を行なうように４゛ろとと乙に、特に、はう酸水等を
収納している鋼製原子炉圧力容器をピット構造物内に配
設し、ピット構造物内に注水して鋼製原子炉圧力容器の
冷却を行なう等により、信頼性を向上さＵ″るようにし
ている（Ｉ￥水冷却）ｉｌｊ　原子炉に関するものであ
る。[Detailed Description of the Invention] "Industrial Application Field" The present invention is designed to control the output by controlling the concentration of boric acid water in the primary cooling system. The steel reactor pressure vessel housed therein will be placed inside the pit structure, and water will be injected into the pit structure to cool the steel reactor pressure vessel in order to improve reliability. (I\Water Cooled) ilj This is related to nuclear reactors.

［従来の技術Ｊ 一次冷却系内のほう酸水濃度により出力の制７７１１を
行なうようにした軽水冷却型原子炉は、万一、内部温度
の異常」１昇が生じたときに、炉心の付近とその周囲の
プール水とのｌ！Ｍ度差等に、ｊ、イ乙流体の比重の差
か生じ対流を起こす現象をトリ用して、プール水である
ほう酸水を炉心に送り込む二とにより、原子炉を自然停
止状態に導くようにした乙ので、いわゆるフールプルー
フ式の同行の安全シ１をらった原子炉となって、［ｊす
、近年、原子ツノ発？１ｉプラントの都市接近等の立地
条件を十分考慮しなければならないところから、注目さ
れている。[Prior art J] A light water-cooled nuclear reactor whose output is controlled by the concentration of boric acid water in the primary cooling system7711 is capable of controlling the output by controlling the concentration of boric acid water in the primary cooling system. l with pool water around it! By using the phenomenon that causes convection caused by the difference in the specific gravity of the fluid (J) and (B) due to the difference in M degree, etc., boric acid water, which is pool water, is sent into the reactor core, thereby bringing the reactor into a state of natural shutdown. As a result, the reactor has been equipped with a so-called fool-proof safety system. The 1i plant is attracting attention because it requires careful consideration of location conditions such as proximity to cities.

その従来構造例について、第２図及び第３図に基つき説
明すると、はう酸水からなるプール水Ｗを収納するため
の圧力容器１は、厚いプレストレストコンクリート壁に
よって構成されるとともに、圧力容器Ｉのライナ２の中
に炉心３が設けられ、該炉心３は二重構造の外側ケース
４及び炉心用ケーシング５で囲まれ、また、二重ケース
４・５の上部に二重の筒状をなずライザ管６・内側筒体
７が連設され、炉心用ケーシング５は二重筒体６・７の
間の環状流路８に、二重ケース４・５の間の環状流路９
は連通管［０を経由して内側筒体７に接続され、ライザ
管６の上部は熱交換器（蒸気発生器）ＩＩの一次冷却水
入り口１２に、内側筒体７の上部は熱交換器ＩＩの一次
冷却水出口１３にそれぞれ接続されている。また、熱交
換ｉ１１の下部には、一次冷却水を強制循環させるため
のポンプ１４が設けられている。An example of the conventional structure will be explained based on FIGS. 2 and 3. A pressure vessel 1 for storing pool water W made of hydrochloric acid water is constructed with a thick prestressed concrete wall, and the pressure vessel A reactor core 3 is provided in the liner 2 of I, and the reactor core 3 is surrounded by a double-structured outer case 4 and a core casing 5, and a double cylindrical structure is provided in the upper part of the double-layered cases 4 and 5. The riser tube 6 and the inner cylinder 7 are connected, and the core casing 5 has an annular flow path 8 between the double cylinders 6 and 7 and an annular flow path 9 between the double cases 4 and 5.
is connected to the inner cylinder 7 via the communication pipe [0, the upper part of the riser pipe 6 is connected to the primary cooling water inlet 12 of the heat exchanger (steam generator) II, and the upper part of the inner cylinder 7 is connected to the heat exchanger They are respectively connected to the primary cooling water outlet 13 of II. Further, a pump 14 for forcibly circulating primary cooling water is provided at the lower part of the heat exchanger i11.

そして、二重筒体６・７の上方位置には、一次冷却水入
り口１２及び一次伶却水出口１３への配管を貫通状態に
支Ｐ＝？するための」二部ブレナム用ケーシング１５が
設けられろととしに、該ケーシング１５の上にカバー１
６が取り付けられ、さらに、前記圧力容器１等の上部に
遮蔽Ｍ１７が配設された構造であり、内側筒体７と一次
冷却水入り口１２との間には、環状流路８と上部ブレナ
ム用ケーシング１５の内部との連通路を有ずろ入り日用
ヘッダ１８が設けられ、ライザ管６と上部ブレナム用ケ
ーシング１５の下部との間は上部境界１９、外側ケース
４の下部開口の一部は下部境界２０とされて、一次冷却
水及び一次系外のプール水（はう酸水）Ｗの緩やかな通
過を許容するようになっている。At the upper position of the double cylinders 6 and 7, pipes for the primary cooling water inlet 12 and the primary cooling water outlet 13 are provided in a penetrating state. A two-part Blenheim casing 15 is provided on which a cover 1 is placed on top of the casing 15.
6 is attached to the pressure vessel 1, etc., and a shield M17 is disposed above the pressure vessel 1 etc., and between the inner cylinder body 7 and the primary cooling water inlet 12, there is an annular flow path 8 and a shield M17 for the upper brenum. A daily use header 18 having a communication path with the inside of the casing 15 is provided, an upper boundary 19 is provided between the riser pipe 6 and the lower part of the upper brenum casing 15, and a part of the lower opening of the outer case 4 is located at the lower part. The boundary 20 is designed to allow gradual passage of primary cooling water and pool water (acidic acid water) W outside the primary system.

このような構造を有する原子炉を運転状態とすると、第
２図に実線の矢印で示すように、一次冷却水が、炉心３
、炉心用ケーシング５、環状流路８、一次冷却水入り口
１２、熱交換器１１、一次冷却水出口１３、内側筒体７
、連通管１０、環状流路９、炉心３を経由する循環流と
なり、このとき、上部ブレナム用ケーシング１５の中に
液面レベルＷＬＩが、また、カバー１６の中に液面レベ
ルＷＬ２がそれぞれ形成されろ。一方、運転停止状態と
すると、第２図に破線の矢印で示すように自然循環が生
じる。When a nuclear reactor with such a structure is put into operation, the primary cooling water flows into the core 3, as shown by the solid arrow in Figure 2.
, core casing 5, annular flow path 8, primary cooling water inlet 12, heat exchanger 11, primary cooling water outlet 13, inner cylinder 7
, a circulating flow passes through the communication pipe 10, the annular flow path 9, and the reactor core 3, and at this time, a liquid level WLI is formed in the upper brenum casing 15, and a liquid level WL2 is formed in the cover 16. Be it. On the other hand, when the operation is stopped, natural circulation occurs as shown by the broken line arrow in FIG.

即ち、一次冷却水か炉心３、炉心用ケーシング５、環状
流路８、上部境界１９、ライザ管６等の周囲であるプー
ル水Ｗ、下部境界２０、炉心３を経由する循環流となり
、このとき、はう酸水の濃度の高いプール水Ｗが順次炉
心ｊ３に供給されることにより、核***反応が抑制され
て自然停止りに導かれる乙のである。That is, the primary cooling water becomes a circulating flow passing through the core 3, the pool water W around the core 3, the core casing 5, the annular flow path 8, the upper boundary 19, the riser pipe 6, etc., the lower boundary 20, and the core 3, and at this time. By sequentially supplying the pool water W with a high concentration of hydrogen chloride to the reactor core j3, the nuclear fission reaction is suppressed and brought to a natural shutdown.

［発明か解決しようとする問題点　］ しかしながら、前記従来例のような構造であると、圧力
容器１の部分が、厚いプレストレストコンクリート壁に
よって構成されているために、原子炉が大型化となると
ともに、圧力容器Ｉのライナ２の上部開口の形状が制限
を受けて、これを開閉する遮蔽層１７ら大正＜７１物と
なる。これらに起因して、プレストレストコノクリ−１
・壁の構築工期が長くなり、工ｉｆコストの上昇を招く
、また、圧力容器１の上部開口を大重量物の遮蔽Ｈ１７
により開閉しているために、原子炉の運転開始後の定期
点検時、燃料の交換時等における各作業が大掛かりとな
り、さらに、圧力容器！が内部側からしか点検できない
という構造的な欠点を汀して、初期の原子炉の目的、即
ち、フールプルーフ式の固有の安全性を高めろ目的を、
経済性や作業性の低下によって損なうことになる等の問
題点か生じる。[Problems to be Solved by the Invention] However, with the structure of the conventional example, since the pressure vessel 1 is constructed of a thick prestressed concrete wall, as the reactor becomes larger and , the shape of the upper opening of the liner 2 of the pressure vessel I is restricted, and the shielding layer 17 that opens and closes it becomes Taisho <71. Due to these, prestressed conochri-1
・It will take a long time to construct the wall, which will increase the construction cost, and the upper opening of the pressure vessel 1 will be blocked by heavy objects H17
Because the reactor is opened and closed by the pressure vessel, various operations such as periodic inspections after the start of operation of the reactor and fuel replacement become extensive.Furthermore, the pressure vessel! The purpose of early nuclear reactors was to overcome the structural drawback that they could only be inspected from the inside, that is, to increase the inherent safety of the foolproof type.
Problems may arise, such as loss due to a decline in economic efficiency and workability.

本発明は、これらの問題点を有効に解決することを目的
としている。The present invention aims to effectively solve these problems.

「問題点を解決するための手段及び作用ｊ本発明は、炉
心及びその一次冷却系用熱交換器を鋼製原子炉圧力容器
内のほう酸水のプール水中に設け、一次冷却水のほう酸
水の濃度を調整することにより、炉出力を制御する軽水
冷却型原子炉において、前記鋼製原子炉圧力容器の周囲
に間隔を明けて囲繞するピット構造物を配設するととも
に、該ビット構造物に事故発生時等に、鋼製原子炉圧力
容器を水没状態とするための冷却水供給系を連設してい
るもので、通常の運転時においては、原子炉圧力容器の
周囲とプール構造物との間を空気層等によって熱遮断し
、原子炉運転開始後の定期点検時等においては、原子炉
圧力容器をピットにより外側からメンテナンスを行ない
得るようになし、一方、事故時等の非常時においては、
ピット内に注水することにより、原子炉圧力容器を水没
状態にして、原子炉圧力容器の冷却と放射線の漏洩防止
とを行なう乙のである。``Means and effects for solving the problems j The present invention provides a heat exchanger for a reactor core and its primary cooling system in a pool of boric acid water in a steel reactor pressure vessel, and In a light water-cooled nuclear reactor that controls the reactor output by adjusting the concentration, a pit structure surrounding the steel reactor pressure vessel is provided at intervals, and the pit structure is designed to prevent accidents. A cooling water supply system is installed in order to submerge the steel reactor pressure vessel in water in the event of an outbreak, etc. During normal operation, the area around the reactor pressure vessel and the pool structure are connected. The space between the reactor pressure vessel and the reactor pressure vessel is thermally insulated by a layer of air, etc., and during periodic inspections after the start of reactor operation, the reactor pressure vessel can be maintained from the outside through a pit.On the other hand, in the event of an emergency such as an accident, ,
By injecting water into the pit, the reactor pressure vessel is submerged in water to cool the reactor pressure vessel and prevent radiation leakage.

「実施例」 以下、本発明における軽水冷却型原子炉の一実施例を第
［図に基づいて説明ずろ。なお、図中において、前記従
来例と共通する部分には、同一符号を付して説明を簡略
化する。該−実施例におけろ軽水冷却型原子炉は、炉心
３が鋼製原子炉圧力容器２１に収納されている点、原子
炉圧力容器２１の周囲に間隔を明けて囲繞するピット構
造物２２が配設されている点、ピット構造物２２には事
故発生時等において、ピット２３の中に注水することに
より、鋼製原子炉圧力容器２１を水没状態とするための
冷却水供給系２４が連設されている点等が、第２図及び
第３図の従来例と著しく相異するものである。"Embodiment" An embodiment of the light water-cooled nuclear reactor according to the present invention will be described below with reference to FIG. In addition, in the drawings, the same reference numerals are given to the parts common to the conventional example described above to simplify the explanation. In this embodiment, the light water-cooled nuclear reactor has the following features: the reactor core 3 is housed in a steel reactor pressure vessel 21, and a pit structure 22 surrounds the reactor pressure vessel 21 at a spaced interval. The pit structure 22 is connected to a cooling water supply system 24 that injects water into the pit 23 to submerge the steel reactor pressure vessel 21 in the event of an accident. The points provided are significantly different from the conventional examples shown in FIGS. 2 and 3.

前記原子炉圧力容器２１は、その壁の厚さか例えば数百
ｍｍで、耐圧性を何する一体構造とされるとともに、ピ
ット２３の中に立設され、該ピット２３を形成している
ピット構造物２２は、生体店蔽壁となるコンクリート壁
２５と、その内面を覆っている鋼製等のライナ２６とか
ら構成されており、ピット２３の上部開口は、着脱自在
なピット蓋２７により閉塞され、ＮＦ、ｌ１水型原子炉
１こおける原子炉格納容器に類似する構造となる。また
、前記冷却水供給系２４は、冷却水供給口２８によりピ
ット２３の下部と連通されており、ピット２３の上部に
は、冷却水出口２９か設けられている。さらに、前記鋼
製原子炉圧力容？５２１の外周囲には、若干の間隙を有
して断熱材３０が配設された構造である。The reactor pressure vessel 21 has a wall thickness of, for example, several hundreds of millimeters, and has an integral structure with a certain pressure resistance, and is erected in a pit 23, and has a pit structure forming the pit 23. The object 22 is composed of a concrete wall 25 that serves as a biological body containment wall, and a liner 26 made of steel or the like that covers the inner surface of the concrete wall 25. The upper opening of the pit 23 is closed by a removable pit lid 27. , NF, l1 The structure is similar to the reactor containment vessel in one water reactor. Further, the cooling water supply system 24 is communicated with the lower part of the pit 23 through a cooling water supply port 28, and a cooling water outlet 29 is provided at the upper part of the pit 23. Furthermore, the steel reactor pressure vessel? The structure is such that the heat insulating material 30 is disposed around the outer periphery of the heat insulating material 521 with a slight gap.

次いで、鋼製原子炉圧力容器２１の内部構造等について
説明を補足する。ライザ管６の上方位置には、上部プレ
ナムケーシング３１と、その上方を覆うキャップ３２と
か設けられ、上部プレナムケーシング３１の側部と、熱
交換器Ｕの一次冷却水入り口１２との間には、ジェット
ポンプ等の循環ポンプ３３が配設され、該循環ポンプ３
３は、インペラ部を作動さけろための駆動部（モータ等
）３４が鋼製原子炉圧力容器２１の上部外方に設けられ
たインターナルポンプ構造とされている。Next, a supplementary explanation will be provided regarding the internal structure and the like of the steel reactor pressure vessel 21. An upper plenum casing 31 and a cap 32 covering the upper part of the upper plenum casing 31 are provided above the riser pipe 6, and between the side of the upper plenum casing 31 and the primary cooling water inlet 12 of the heat exchanger U, A circulation pump 33 such as a jet pump is provided, and the circulation pump 3
3 has an internal pump structure in which a drive unit (motor etc.) 34 for operating the impeller unit is provided outside the upper part of the steel reactor pressure vessel 21.

また、熱交換器１１の一次冷却水出口１３の下方には、
炉心３を囲繞するように下部プレナムケーシング３５が
配設され、炉心３の下方と連通状態に設定されている。Further, below the primary cooling water outlet 13 of the heat exchanger 11,
A lower plenum casing 35 is disposed to surround the reactor core 3 and is set in communication with the lower part of the reactor core 3 .

なお、図中において、符号３６及び符号３７は、熱交換
器１１に接続されている蒸気管及び給水管、符号３８は
原子炉の非運転時においてプール水Ｗを冷却して比重差
により自然循環させろためのプール冷却器、符号３９は
前記ピット蓋２７、原子炉圧力容器２１、その他の機器
等を吊り上げるためのクレーンである。In addition, in the figure, numerals 36 and 37 are steam pipes and water supply pipes connected to the heat exchanger 11, and numeral 38 is a steam pipe and a water supply pipe connected to the heat exchanger 11, and a numeral 38 is a water pipe that cools the pool water W when the reactor is not in operation and causes natural circulation due to the difference in specific gravity. Reference numeral 39 indicates a crane for lifting the pit cover 27, the reactor pressure vessel 21, and other equipment.

このような構造を有する軽水冷却型原子炉であると、原
子炉圧力容器２１とピット構造物２２との間に、容積及
びスペースの大きな空間が形成されるので、原子炉運転
時には、この空間の空気（窒素等の気体を封入すること
ら可能）が断熱材３０ととらに熱遮断層となる。したが
って、ピット（１カ造物２２のコンクリート壁２５が原
子炉の運転時に牧射熱により加熱されて、劣化する現象
の発生を抑制ケることかできる。また、原−ｒ−炉の構
築時、あるいは運転開始後の定期点検時等においては、
原子炉圧力容器２１及びその近傍の機器、配管等に関す
るメンテナンスをピット２：（の空間、つまり、従来例
とｌ＋１．ｊなり原子炉運転時ａ：４２１の外側で行な
うことかできろ。In a light water-cooled nuclear reactor having such a structure, a space with a large volume and space is formed between the reactor pressure vessel 21 and the pit structure 22, so during reactor operation, this space is Air (possibly by enclosing a gas such as nitrogen) serves as a heat shielding layer together with the heat insulating material 30. Therefore, it is possible to suppress the occurrence of a phenomenon in which the concrete wall 25 of the pit structure 22 is heated by radiation heat during operation of the nuclear reactor and deteriorates.Furthermore, when constructing a nuclear reactor, Or during periodic inspections after the start of operation, etc.
Is it possible to perform maintenance on the reactor pressure vessel 21 and nearby equipment, piping, etc. in the space of pit 2: (, that is, l+1.j in the conventional example, and outside a:421 during reactor operation?

一方、事故時等の非ス（°時においては、冷却水併給系
２４を作動させて、ピット構造物物２２の下部の冷却水
供給口２８から、ピッ）・２３の中に冷却水（はう酸水
等でら良い）を注入することにより、原子炉圧力容器２
１を水没状態にケろとと乙に、熱交換により温水となっ
た冷却水をピット２３の上部の冷却水出口２９から排出
することにより、１ｊｉｊ子炉圧力容器２１を積極的に
冷却するしのである。また、原子炉圧力容器２１を水没
状態とすると、原子炉圧力容器２１の回りが、放射線吸
収材である水により覆われるので、事故時におけろ放射
線の漏洩防止を図ることかでき、フールプルーフ式の軽
水冷却型原子炉における固有の安全性をさらに高めるも
のである。このため、原子炉圧力容器２Ｉの温度上昇か
、ピット２３の中に冷却水を送り込むことによって抑制
されるので、原子炉圧力容器２１の容積を小さくするこ
とら可能となる。On the other hand, in the event of a non-operation such as an accident, the co-cooling water supply system 24 is activated and the cooling water is supplied from the cooling water supply port 28 at the bottom of the pit structure 22 into the piston 23. The reactor pressure vessel 2 can be
1 is submerged in water, and the cooling water that has become hot through heat exchange is discharged from the cooling water outlet 29 at the top of the pit 23, thereby actively cooling the 1jij sub-reactor pressure vessel 21. It is. In addition, when the reactor pressure vessel 21 is submerged, the area around the reactor pressure vessel 21 is covered with water, which is a radiation absorbing material, so it is possible to prevent radiation leakage in the event of an accident, and it is a fool-proof type. This further enhances the inherent safety of light water-cooled nuclear reactors. Therefore, the temperature rise in the reactor pressure vessel 2I is suppressed by sending cooling water into the pit 23, which makes it possible to reduce the volume of the reactor pressure vessel 21.

第１図例の軽水冷却型原子炉を運転状態とした場合につ
いて説明すると、第１図に実線の矢印で示すように、炉
心３で加熱された一次冷却水は、ライザ管６、」二部プ
レナムケーシング３１．循環ポンプ：）３、熱交換Ｊ７
＋＋、下部プレナムケーンング３５、炉心３を経由する
循環系となる。To explain the case where the light water-cooled nuclear reactor of the example shown in FIG. 1 is in operation state, as shown by the solid arrow in FIG. Plenum casing31. Circulation pump:) 3, heat exchange J7
++, a circulation system passing through the lower plenum caning 35 and the reactor core 3.

また、軽水冷却型原子炉を運転停止状態とした場合は、
第１図に破線の矢印で示すように、炉心３、ライザ管６
、上部プレナムケーンング３１、上部境界１９、ライザ
管６と原子炉圧力容器２１との間、下部境界ｚＯ１下部
下部プレナムソーソング、炉心３を経由ずろ循環系とな
る。このとき、はう酸水のａ度の高いプール水Ｗが順次
炉心３に供給されて、当初の純水に混入するごとにより
、核***反応が抑制されて自然停止に導かれ、放射性物
質の咳崩壊熱を除去し得るごとになる乙のである。In addition, if a light water-cooled nuclear reactor is shut down,
As shown by the dashed arrow in Fig. 1, the reactor core 3, riser tube 6
, the upper plenum caning 31, the upper boundary 19, between the riser pipe 6 and the reactor pressure vessel 21, the lower boundary zO1, the lower plenum saw song, and the reactor core 3 to form a through-hole circulation system. At this time, pool water W with a high degree of acetic acid water is sequentially supplied to the reactor core 3, and each time it mixes with the initial pure water, the nuclear fission reaction is suppressed and brought to a spontaneous stop, causing the radioactive materials to evaporate. This is because decay heat can be removed.

「発明の効果Ｊ 以上説明しノこように、本発明における軽水冷却型原子
炉によれば、次のような優れた効果を奏することができ
る。``Effects of the Invention J'' As explained above, the light water-cooled nuclear reactor of the present invention can provide the following excellent effects.

■鋼製原子炉圧力容器をピット構造物と間隔を明けて設
置することにより、原子炉運転時における熱が、容積の
大きなピットの中の気体により妨げられ、熱効率を向上
さＵｏることかできる。また、鋼製原子炉圧力容器の周
囲に断熱オを取り付けて、さらに熱損失を少なくするこ
とができる。■ By installing the steel reactor pressure vessel with a space between it and the pit structure, heat during reactor operation is blocked by the gas in the large-volume pit, improving thermal efficiency. . Insulation can also be installed around the steel reactor pressure vessel to further reduce heat loss.

■上記のように気体の断熱層が形成されて、ピット＋ｉ
η造物のコンクリ−１・壁が原子炉の運転時に放射熱に
より加熱されて、劣化する現象の発生を抑制することが
できる。■As mentioned above, a gas insulating layer is formed and the pit+i
It is possible to suppress the occurrence of a phenomenon in which the concrete 1/wall of the η structure is heated by radiant heat during operation of the nuclear reactor and deteriorates.

■鋼製原子炉圧力容器の周囲のピット内空間をメンテナ
ンスを行なう空間として利用することができ、原子炉運
転開始後の定期点検時等において、鋼製原子炉Ｌ「力容
器の検査を行なう場合の作業性を向上ざＵろことかでき
る。■The space inside the pit around the steel reactor pressure vessel can be used as a space for maintenance, and during periodic inspections after the start of reactor operation, etc., when inspecting the steel reactor L force vessel. Improves work efficiency.

■゛１［故発生時等に、鋼製原子炉圧力容器を格納して
いるプ・−ルに冷却水を（Ｌ人することにより、原子炉
圧力容器を水没状態にして冷却するとと乙に、放射線吸
収祠である水により、原子炉圧力容器の回りを覆って、
°打放時におけろ放射線の漏洩防ｔを図ろこ七ができろ
。■゛1 [In the event of an accident, etc., the reactor pressure vessel can be submerged and cooled by pouring cooling water into the pool containing the steel reactor pressure vessel. , the area around the reactor pressure vessel is covered with water, which is a radiation absorbing shrine.
°Create a mechanism to prevent radiation leakage during firing.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第１図は本発明にお；１ろ軽水冷却型原子炉の一実施例
を示４−縦断面図、第２図は軽水冷却型原子炉のｉＭ来
例を示す縦断面図、第３図は第２図の１１！−１１１線
矢視図である。 ３・・・・・・炉心、６・・・・・ライザ管、■・・・
熱交換器、１２・・・・・一次冷却水入り口、１３・・
・・一次冷却水出口、ｊ９・・・・」ニ部境ｖ−１２０
・・・ト部境界、２１・・・・・原子炉圧力容器、２２
・　ピット（ｉｉ４造物、２３・・・ピット、２４・・
・冷却水イ」（給糸、２５・・・コンタリート壁、２６
・・・ライナ、２７　　・ピッｌ’　ｌｊ、２８　　・
冷却水（共給［」、２９・・・冷却水出１］、：３０・
・・断熱（オ、：）１・　・−Ｉ一部ブレナムケーノン
グ、３２・・・・・キャップ、３３・・・・・循環ポン
プ、３４・・・・駆動部（モータ等）、３５・・・・下
部プレナムケーノング、３６・・・・・蒸気管、３７・
・・・・給水管、３８・・−プール冷却器、３９・・・
・・クレーン、Ｗ・・・・・・プール水。Fig. 1 is a vertical cross-sectional view showing an embodiment of the light water-cooled nuclear reactor according to the present invention; Fig. 2 is a longitudinal cross-sectional view showing an iM example of a light water-cooled nuclear reactor; is 11 in Figure 2! -111 line arrow view. 3...Reactor core, 6...Riser tube, ■...
Heat exchanger, 12...Primary cooling water inlet, 13...
・Primary cooling water outlet, j9..." Ni-bu boundary v-120
...T boundary, 21...Reactor pressure vessel, 22
・ Pit (ii4 creation, 23... pit, 24...
・Cooling water (yarn supply, 25... Contourito wall, 26
... Raina, 27 ・Pi' lj, 28 ・
Cooling water (common supply ['', 29...Cooling water output 1], :30・
・・Insulation (O, :) 1・ ・・−I Part Blenheim Canong, 32・・・Cap, 33・・Circulation pump, 34・・Drive part (motor etc.), 35 ...Lower plenum canong, 36...Steam pipe, 37.
...Water supply pipe, 38...-Pool cooler, 39...
...Crane, W...Pool water.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 （ｉ）炉心及びその一次冷却系用熱交換器を鋼製原子炉
圧力容器内のほう酸水のプール水中に設け、一次冷却水
のほう酸水の濃度を調整することにより、炉出力を制御
する軽水冷却型原子炉において、前記鋼製原子炉圧力容
器の周囲に間隔を明けて囲繞するピット構造物を配設し
てなることを特徴とする軽水冷却型原子炉。 （ｉｉ）炉心及びその一次冷却系用熱交換器を鋼製原子
炉圧力容器内のほう酸水のプール水中に設け、一次冷却
水のほう酸水の濃度を調整することにより、炉出力を制
御する軽水冷却型原子炉において、前記鋼製原子炉圧力
容器の周囲に間隔を明けて囲繞するピット構造物を配設
するとともに、該ピット構造物に事故発生時等に鋼製原
子炉圧力容器を水没状態とするための冷却水供給系を連
設してなることを特徴とする軽水冷却型原子炉。[Claims] (i) By installing a heat exchanger for the reactor core and its primary cooling system in a pool of boric acid water in a steel reactor pressure vessel, and adjusting the concentration of boric acid water in the primary cooling water, A light water cooled nuclear reactor for controlling reactor output, characterized in that a pit structure surrounding the steel reactor pressure vessel is provided at intervals. (ii) Light water that controls the reactor output by installing a heat exchanger for the core and its primary cooling system in a pool of boric acid water in the steel reactor pressure vessel, and adjusting the concentration of boric acid water in the primary cooling water. In a cooled nuclear reactor, a pit structure is provided surrounding the steel reactor pressure vessel at intervals, and the steel reactor pressure vessel is submerged in the pit structure in the event of an accident, etc. A light water-cooled nuclear reactor characterized by having a cooling water supply system connected to the reactor.