JPH054040B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉の事故時に炉心を冷却するため
の非常用炉心冷却方法及び装置に関する。

〔発明の背景〕

従来の非常用炉心冷却装置は、ポンプ及び弁等
の駆動機器を有するものが一般的であり、このよ
うなものでは機器の故障を考慮して独立に複数の
系統を設けなければならず、設備が過大となる欠
点があつた。また、非常用炉心冷却装置を簡略化
するため、特開昭53−51395号公報に記載されて
いるように、原子炉容器内にタンクを設け、この
タンク内に冷却水を貯蔵し、タンク内と炉内の圧
力差を利用してタンク内の冷却水を炉心に注入す
る技術が考えられている。このような技術によれ
ば駆動部は逆止弁のみとなるが、冷却水の蓄水容
量及び炉心の冷却性能については考慮されていな
い。すなわち、原子炉容器内には各種の炉内構造
物がありタンクを設置可能な容間が制限され、一
方、タンク設置のために原子炉容器を大型化する
と製造コストが上昇する。また、原子炉容器内に
タンクを設置すると、タンク内の冷却水は原子炉
容器内の一次冷却材と熱的に平衡となりタンク内
の冷却水温度が一次冷却材温度と等しくなるた
め、タンク内冷却水の炉心への注水にともなつて
減圧沸騰し冷却水は蒸気となつて炉心に供給され
ることになり、このため炉心の冷却効果は小さか
つた。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、ポンプ及び弁等の駆動機器が
なく高信頼性であり、かつ炉心冷却効果の高い非
常用炉心冷却方法及び装置を得ることにある。

〔発明の概要〕

本発明は、方法発明にあつては、密閉した蓄水
容器内の高温冷却材領域に高温冷却材を、前記高
温冷却材領域に連通させた前記蓄水容器内の低温
冷却材領域に低温冷却材を、それぞれ保有させ、
前記蓄水容器内の前記低温冷却材領域内と原子炉
容器内の冷却材領域内とを圧力の連通と流体の連
通を兼ねる流路で連通させておき、原子炉事故時
において原子炉容器内が減圧したとき前記流路を
通じて前記蓄水容器内も減圧させ、前記減圧によ
り前記蓄水容器内の前記高温冷却材を沸騰させ、
前記沸騰による前記高温冷却材の体積膨張を利用
して前記低温冷却材を前記流路を通じて前記原子
路容器内に供給することを特徴とする非常用炉心
冷却方法であつて、装置発明にあつては、高温冷
却材と低温冷却材を冷却材温度の差による密度の
違いにより分離させて保有する密閉された蓄水容
器を備え、この蓄水容器内の低温冷却材の部分と
原子炉容器内とを圧力の連通と液体の連通を兼ね
る流路で連通させたことを特徴とする非常用炉心
冷却装置である。

〔発明の実施例〕

本発明は、蓄水容器内に高温冷却材と低温冷却
材を保有し、原子炉事故時の減圧にともなう高温
冷却材の減圧沸騰による体積膨張力で低温冷却材
を炉心に供給するものである。本発明では、低温
冷却材を炉心に供給する駆動源に高温冷却材の減
圧沸騰による体積膨張力という自然法則を用いて
いるため、駆動機器が不要となり高信頼性の非常
用炉心冷却装置を実現できる。また、本発明では
炉心に低温冷却材を供給する構成として炉心の冷
却効果を高めている。

また、本発明では、高温冷却材の温度を210℃
以上にして炉心が露出する20気圧以上で低温冷却
材を炉心に供給できるようにして炉心冷却を促進
し、低温冷却材の温度は180℃以下にして注水期
間中に低温冷却材が減圧沸騰するのを防止してい
る。

さらに本発明では、例えば原子炉容器内に隔離
壁を設け、原子炉容器の一部と隔離壁とで蓄水容
器を形成し、原子炉容器内の一次冷却材を熱源と
して蓄水容器内冷却材の一部のみ高温化し、原子
炉容器からの放熱により蓄水容器内冷却材の大部
分を低温に保つようにしている。したがつて、非
常用炉心冷却装置としての構造物の追加を最小限
にでき、低コストの非常用炉心冷却装置が得られ
る。

以下、本発明を実施例により詳細に説明する。

本発明を沸騰水型原子炉に適用した本発明の第
１実施例を第１図により説明する。沸騰水型原子
炉の通常運転時には、再循環系配管１１、再循環
ポンプ１２及びジエツトポンプ１３を通つて一次
冷却材５が炉心２に供給され、炉心２で沸騰した
一次冷却材５は気液分離器１４で気水分離された
後、乾燥器１５で過熱蒸気となり主蒸気配管１６
を通つてタービンに供給され、復水器で復水され
た一次冷却材は給水配管１７を通つて再び原子炉
容器１内に供給される。

ここで、再循環系配管１１の破断による冷却材
喪失事故を想定すると、原子炉容器１内の一次冷
却材５が破断口から流出し、一次冷却材５の流出
により原子炉容器１内の水位及び圧力が低下す
る。このような事故時には、制御棒３を炉心２に
挿入することにより原子炉は停止され炉心２での
発熱量は急減するが、崩壊熱により炉心２での発
熱は接続する。このような事故時に炉心が冷却す
るのが非常用炉心冷却装置である。第１図におい
て、非常用炉心冷却装置は、原子炉容器１内に隔
離壁３１を設け、原子炉容器１の一部と隔離壁３
１とで蓄水容器３２を形成する。原子炉容器１内
の一次冷却材５は約280℃と高温であり、隔離壁
３１を通しての伝熱により蓄水容器３２内の上部
冷却水が加熱されて高温冷却材３３が形成され
る。一方、冷却水は熱伝導率が低いこと及び蓄水
容器３２と兼用される原子炉容器１からの放熱に
より蓄水容器３２の下部の冷却水は低温に保持さ
れ、低温冷却材３４が形成される。前述したよう
な原子炉の事故時には、原子炉容器１内の圧力低
下にともない蓄水容器３２上部の高温冷却材３３
が減圧沸騰し体積膨張する。この体積膨張力によ
つて蓄水容器３２下部の低温冷却材３４が制御棒
案内管４下部に設けられた流出口３５から制御棒
案内管４を通つて炉心２に供給される。この時、
原子炉容器１内の圧力が20気圧まで低下する以前
に炉心２が露出し燃料棒の温度が上昇すると、燃
料棒が高温になつた後に冷却材を注水しても燃料
棒表面で冷却材がはじかれることにより冷却効果
が著しく低下する。本実施例では、高温冷却材３
３の温度を290℃以上とし炉心２が露出する20気
圧以前に低温冷却材３４の注水を可能とし、高い
冷却効果が得られるようにしている。本実施例に
おいて重要な事項を次に説明する。

(1) 高温冷却材３３の加熱のための加熱源は蓄水
容器３２の上部に設けるのがよい。蓄水容器３
２の下部に加熱源を設けると自然対流により蓄
水容器３２内の冷却水の温度が均一化されるた
めである。

(2) 蓄水容器３２内冷却水の流出口３５は蓄水容
器３２の下部に設けるのがよい。流出口３５を
蓄水容器３２の上部に設けると減圧沸騰した高
温冷却材３３が蒸気となつて炉心２に供給され
てしまい炉心２を冷却する能力が低下するため
である。

(3) 蓄水容器３２は制御棒案内管４を含む領域に
設けるのが最も効果的である。原子炉の通常運
転時には、制御棒３は炉心２から引き抜かれて
おり制御棒案内管４の高さは炉心２の高さ以上
が必要である。一方、炉心２下部の空間では大
部分の領域で一次冷却材５が滞留しており有効
利用されていないばかりでなく、事故時には炉
心２を冷却水で満たす前に炉心２下部の空間を
冷却水で満たす必要があり余分な非常用炉心冷
却水を供給しなければならない。炉心２下部の
空間容積は約100m³あり、その内の約70％すな
わち約70m³を蓄水容器３２として有効利用する
ことが可能である。さらに、制御棒案内管４は
炉心２と連通しており、蓄水容器３２内冷却水
の炉心２への供給配管を特別に設ける必要がな
くなる。

また、本実施例によれば以下の効果がある。

(1) 隔離壁３１を設けるのみで約70m³もの非常用
炉心冷却水を蓄水可能であり低コストの非常用
炉心冷却装置を提供できる。

(2) 隔離壁３１を通しての伝熱による高温冷却材
３３の形成、蓄水容器３２を形成する原子炉容
器１からの放熱による低温冷却材３４の形成、
事故時の減圧にともなう高温冷却材３３の減圧
沸騰による体積膨張力で低温冷却材３２の炉心
２への供給とすべて自然法則を利用しており、
ポンプ及び弁等の駆動機器がないため高信頼性
の非常用炉心冷却装置を得ることができる。

次に、本発明の原理を第２図〜第５図を用いて
説明する。

第２図は原子炉の通常運転時における一次冷却
材５及び蓄水容器３２内の高温冷却材３３及び低
温冷却材３４の温度を示す。一次冷却材５の温度
は約280℃である。この一次冷却材５から隔離壁
３１を通しての伝熱により蓄水容器３２内上部の
冷却水が加熱される。この時、隔離壁３１の構造
材料である金属の熱伝導率は40kcal／mh℃であ
り、冷却水の熱伝導率0.5kcal／mh℃の80倍であ
るため隔離壁３１の伝熱抵抗は無視でき、蓄水容
器３２上端の冷却水の温度はほぼ280℃となる。
280℃の冷却水の沸騰開始圧力は65気圧であり、
炉心が露出する20気圧以上で注水可能となる。一
方、280℃の冷却水の密度は75Kg／m³であり、40
℃程度の蓄水容器下部の低温冷却水の密度990
Kg／m³より小さいため高温冷却材３３は蓄水容器
３２の上部に滞留する。また、前述したように冷
却水の熱伝導率は低いため高温冷却材３３から低
温冷却材３４への伝熱量は小さく、一次冷却材５
から高温冷却材３２への伝熱量の大部分は蓄水容
器３２を兼用する原子炉容器１の側壁から放熱さ
れる。したがつて、蓄水容器３２下部の冷却水は
40〜50℃に保持され、低温冷却材３４を形成す
る。

本発明では、高温冷却材３３の減圧沸騰による
体積膨張力を低温冷却材３４の炉心２への供給用
駆動源としている。第３図は高温冷却材３３の温
度が280℃の場合における圧力と体積比との関係
を示す。280℃の冷却水の飽和圧力は65気圧であ
り、したがつて65気圧以上では沸騰せず冷却水の
体積V_Pは初期の体積Voに等しく体積比（V_P／
Vo）＝１である。65気圧以下になると冷却水が減
圧沸騰し、50気圧では（V_P／Vo）＝2.5、30気圧
では（V_P／Ｖ）＝7.3と圧力が低くなるほど体積
V_Pが大きくなる。第３図に示すように減圧沸騰
による体積膨張は大きいため、蓄水容器内のごく
一部のみ高温化すればよい。

原子炉の事故時には、原子炉容器からの一次冷
却材の流出により圧力が第４図に示すように低下
し、（ａ参照）、飽和温度も圧力低下にともなつて
低下する（ｂ参照）。高温冷却水温度が飽和温度
になると沸騰を開始し、沸騰しながら飽和温度に
沿つて温度低下する。この時、高温冷却水は第３
図に示した圧力と体積比の関係に従つて体積膨張
し、この体積膨張力によつて低温冷却水が炉心に
注入される。高温冷却水の体積は圧力低下により
ほぼ指数関数的に増加するため、この体積変化率
に等しい低温冷却水の注入流量は圧力低下に比例
して増加する（ｃ参照）。

第５図は注水開始時ａ、注水中ｂ、注水末期ｃ
における蓄水容器３２内の状態を示す。注水開始
時には減圧沸騰で発生した気泡の体積30／Kgと
冷却水の体積1.3／Kg（いずれも65気圧）の差
が体積膨張力となる。注水中には発生した気泡が
蓄水容器３２上部にたまり蒸気層を形成し、圧縮
性流体である蒸気の減圧による体積膨張が主体に
なる。したがつて、第３図に示したように圧力が
低下し蒸気層の体積が大きくなるほど体積比は大
きくなり、第４図に示したように低温冷却水の注
水流量も多くなる。低温冷却水がすべて炉心に注
水された時注水を完了する。

第６図は本発明の第２の実施例を示すものであ
る。本実施例は加圧水型原子炉に本発明を適用し
た場合のものである。加圧水型原子炉の通常運転
時には、コールドレグ２２から原子炉容器１に供
給された一次冷却水５は炉心２で加熱されホツト
レグ２１を通つて蒸気発生器に供給され二次冷却
水を加熱した後、循環ポンプによりコールドレグ
２２、炉心２へと再循環される。加圧水型原子炉
では制御棒３が上部から炉心２に挿入され、制御
棒案内管４は炉心２の上部に設置されており、炉
心２の上方に広い空間を有する。したがつて、本
実施例では、炉心２の上部に隔離壁３１を設ける
ことにより原子炉容器１の一部と隔離壁３１とで
蓄水容器３２を形成する。炉心２上部の一次冷却
水５の温度は約320℃であり、隔離壁３１を通し
ての伝熱により蓄水容器３２内の冷却水は加熱、
膨張されることにより上昇し、蓄水容器３２を兼
用する原子炉容器１の上面からの放熱で冷却され
て下降する自然対流が発生する。この自然対流に
より蓄水容器３２内の温度は均一化され約160℃
となる。本実施例では、この160℃の冷却水を低
温冷却材３４とする。160℃の水の飽和圧力は６
気圧であり、原子炉容器１内の圧力が６気圧以下
にならなければ沸騰を開始しないから低温冷却材
として十分使用可能である。一方、コールドレグ
２２から原子炉容器１に流入した約280℃の一次
冷却材５の微量はシユラウド６０の上部に形成さ
れたリーク孔３７を通して原子炉容器上部に流入
している。上記リーク孔３７の上部には中空二重
壁構造などによる断熱材からなる支切板３６によ
つて高温冷却材室３２ａを形成しており、上記リ
ーク孔３７からこの室３２ａに流入した一次冷却
材は約280℃でこの室３２ａに保持され、高温冷
却材３３を形成する。高温冷却材室３２ａは低温
冷却材が保有されている低温冷却材室３２ｂと連
通されている。原子炉の事故時には、第１図に示
した実施例の場合と同様に、減圧にともない高温
冷却材３３が減圧沸騰し、その体積膨張力で低温
冷却材３４が炉心２に注入される。すなわち、制
御棒案内管４の前記蓄水容器３２下部の低温冷却
材３４に面する部分には流出口３５を形成してお
り、高温冷却材の減圧沸騰により低温冷却材３４
は前記流出口３５及び制御棒案内管を通り、炉心
に注入される。

また、炉心冷却の大事な期間は原子炉容器内の
圧力が10気圧以上のときであり、少くとも10気圧
では低温冷却材３４が沸騰しないようにして低温
冷却材による冷却効果の低下を防止する必要があ
る。そのためには低温冷却材３４の温度を180℃
以下にする必要がある。本実施例では前述したよ
うに160℃程度になる。また、原子炉容器内の圧
力が10気圧以下となつた後でも炉心へ冷却水を注
入できるようにするため、ポンプ、注水弁、逆止
弁及び注水管などからなる従来の非常用炉心冷却
装置を前述した本発明装置と組み合わせた実施例
も考えられる。このような実施例においても、前
記ポンプの注水圧力を10気圧程度に低減できるか
ら安価なポンプを使用でき、低圧時の非常用炉心
冷却装置のコストを安価にできる。このような実
施例の非常用炉心冷却装置によれば原子炉容器高
圧時の短期冷却は減圧沸騰を利用し、また低圧時
の冷却はポンプを利用して長期冷却を実現する。

上記した実施例によれば以下の効果がある。

(1) 加圧水型原子炉におけるサポートプレートの
流路孔を閉塞するだけで隔離壁３１と実現で
き、これによつて約40m³の容積をもつ蓄水容器
３２を形成できる。40m³の冷却水の内リーク孔
３７から逆流出する冷却水を除いても約36m³
（全量の90％）の冷却水を炉心２に供給可能で
ある。なお、従来の非常用炉心冷却装置では、
その一部として38m³の蓄圧注水装置４基が設置
されている。しかし、この非常用炉心冷却装置
からの冷却水はコールドレグ２２に注水される
ため、大部分の冷却水が破断口から流出し、炉
心に流入する冷却水は全量の20〜25％（すなわ
ち38m³×４×0.25＝38m³程度）にすぎない。こ
れに対し本実施例では36m³の冷却水を炉心２に
供給可能であり、従来の非常用炉心冷却装置
（蓄圧注水置４基など）を削除したり、その容
量を小型化できる。

(2) 第１図に示した実施例と同様に、自然法則の
みを利用し駆動機器がないため高信頼性の非常
用炉心冷却装置が得られる。

(3) 従来の非常用炉心冷却装置では低温の冷却水
をコールドレグ２２を通して原子炉容器１に供
給するようにしているため、原子炉容器１が急
冷されることによつて熱衝撃が発生し、原子炉
容器が損傷することがある。これに対し本発明
では、冷却水の温度が160℃と比較的高温であ
ること及び大きな圧力が作用していない炉心２
に直接冷却水を供給することにより熱衝撃によ
る構造物の損傷を防止することができる。

次に上記第６図に示した本発明の第２実施例の
作用を第７図及び第８図を用いて詳細に説明す
る。

原子炉の通常運転時における蓄水容器内の状態
を第７図に示す。前述したように、炉心２上部の
高温（320℃）一次冷却材５から隔離壁３１を通
しての伝熱により蓄水容器３２の下面が加熱さ
れ、蓄水容器３２と兼用する原子炉容器１の上面
から放熱されるため蓄水容器３２内には自然循環
が発生し、冷却水温度は均一化され約160℃の低
温冷却材３４が形成される。この低温冷却材３４
の温度は隔離壁３１の熱抵抗と原子炉容器１上面
の熱抵抗の比で決まり、その温度をさらに低くし
たい場合には、隔離壁３１を断熱構造等にすれば
よい。原子炉容器１への入口（コールドレグ２
２）と出口（ホツトレグ２１）では2.5気圧の差
圧があり、蓄水容器３２にリーク孔３７を設ける
と、コールドレグ２２から原子炉容器１内の高温
冷却材室３２ａに約280℃の一次冷却材の一部が
流入し、炉心２上部からホツトレグ２１に流出す
るリーク流が発生する。例えば、リーク孔３７の
流路面積を20cm²とすると、リーク流量25Kg／ｓと
なり、このリーク流による熱輸送量は7.4×
10³kcal／ｓとなり隔離壁３１から伝熱され蓄水
容器３２と兼用される原子炉容器１上面から放熱
される全伝熱量1.6×10²kcal／ｓの46倍となる。
したがつて、280℃のリーク流からの放熱は無視
でき、支切板３６内の冷却水の温度は280℃に保
持され高温冷却材３３が形成される。一方、リー
ク流量25Kg／ｓは、全炉心流量4.1×10⁴Kg／ｓの
0.06％であり原子炉通常運転への影響は無視でき
る。

原子炉事故時における冷却水の注水状況を第８
図に示す。加圧水型原子炉は通常時には約160気
圧で運転されているが、事故時の減圧により原子
炉容器１内の圧力が65気圧まで低下すると支切板
３６内の高温冷却材３３が減圧沸騰を開始し、こ
の体積膨張力によつて蓄水容器３２内の低温冷却
材３４が流出口３５及び制御棒案内管４を通つて
直接炉心２に注水される。体積膨張した高温冷却
材３３は低温冷却材３４より軽いため蓄水容器３
２の上部にたまる。この時、リーク孔３７から冷
却水の一部が流出するが、リーク孔３７の面積は
高温冷却材３３と低温冷却材３４との連結部の面
積より十分小さく、リーク孔３７から流出する冷
却水量は蓄水量の数％にすぎない。炉心２への冷
却水注入により蓄水容器３２上部の蒸気層が拡大
しリーク孔３７に達すると、リーク孔３７から蒸
気が流出する。蒸気は密度が小さいため流出する
質量流量は小さいが、容積流量は大きくなる。一
方、第３図に示したように、高温冷却材３３の体
積は圧力が低くなると急激に大きくなり、第４図
に示したように注水流量も圧力が低くなるに従つ
て増加する。したがつて、リーク孔３７から蓄水
容器３２上部の蒸気層の一部を流出させることに
より、低圧での体積膨張力を緩和し、ほぼ一定の
流量で冷却水を炉心に注水することができる。

前述したように、蒸気の一部を流出させること
により低圧時の注水流量増加を緩和でき、この方
法を第１図に示した沸騰水型原子炉の場合に適用
すると第９図（第３実施例）に示すようになる。
第１図に示した実施例の場合と同様に、高温の一
次冷却材５から隔離壁３１を通しての伝熱により
蓄水容器３２の上部には高温冷却材３３が形成さ
れ、原子炉容器１からの放熱により下部には低温
冷却材３４が形成される。この実施例の特徴は、
制御棒案内管４にリーク孔３９を設けるかもしく
は蒸気ベント管４０を設けたことである。原子炉
の事故時には高温冷却材３３の減圧沸騰による体
積膨張力で低温冷却材３４が流出口３５及び制御
棒案内管４を通つて炉心２に供給される。この
時、蓄水容器３２上部には蒸気層が形成され、こ
の蒸気層の下端がリーク孔３９に達すると、第１
０図に示すように、体積膨張した蒸気層の一部が
リーク孔３９及び制御棒案内管４を通つて流出す
るため体積膨張力の増加が緩和され、低温冷却材
３４の炉心２への注水流量が均一化される。制御
棒案内管４にリーク孔３９を設けた場合、蒸気層
の一部が炉心２内に放出される。炉心２内に蒸気
を放出することが望ましくない場合には、蒸気ベ
ント管４０を設け、蒸気を炉心２の下部に放出す
ればよい。但し、この場合、低温冷却材３４の一
部が蒸気ベント管４０を通つて炉心２の下部に流
出するが、蒸気ベント管４０の流路面積は小さく
てよく流出流量の割合は十分小さい。本実施例に
よれば、リーク孔３９もしくは蒸気ベント管４０
の高さ及び寸法を調節することにより体積膨張
力、すなわち注水流量の変化を自由に調節できる
効果がある。例えば、圧力低下に対して注水流量
を一定としたい場合には、第３図に示した高温冷
却水の体積比が圧力に逆比例するようにリーク孔
３９もしくは蒸気ベント管４０の高さ及び寸法を
決定すればよい。

本発明では、高温冷却材３３の温度によつて注
水開始圧力を、高温冷却材３３と低温冷却材３４
との容積比によつて注水流量を、リーク孔３９も
しくは蒸気ベント管の高さ及び寸法によつて注水
特性を必要に応じて設定することができる。

第１図、第４図及び第９図に示した本発明の実
施例では、原子炉容器の一部を蓄水容器と兼用し
たが、蓄水容器を原子炉容器の外部に設けること
も可能である。

第１１図は本発明の第４実施例を示す。本実施
例も、加圧水型原子炉に本発明を適用したもので
あり、原子炉容器１の外部に蓄水容器３２を設け
ている。図において、２は炉心、３は制御棒、４
は制御棒案内管、５は一次冷却材、２１はホツト
レグ、２２はコールドレグ、２３はコアプレー
ト、２４はサポートプレートである。本実施例で
は、前記蓄水容器３２内の冷却水の上部のみ加熱
器４２で加熱することによりこの蓄水容器３２の
上部に高温冷却材３３を形成している。温度検出
器４５により高温冷却材３３の温度を検出し、温
度コントローラ４４で加熱器電源４３の出力を制
御することにより高温冷却材３３の温度を所定の
値に設定する。前述したように、冷却水の熱伝導
率は小さいため加熱器４２のない蓄水容器３２下
部の冷却水は低温に保持され低温冷却材３４が形
成される。原子炉の事故時には、第１図及び第６
図に示した実施例の場合と同様に、高温冷却材３
３の減圧沸騰による体積膨張力で低温冷却材３４
が注水管４１、コールドレグ２２を通つて炉心２
に供給される。なお、注水管４１をホツトレグ２
１に接続し、ホツトレグ２１を通して低温冷却材
３４を炉心２に供給してもよい。ところで、従来
の蓄圧注水装置は、第１２図に示すように、蓄水
容器３２内に低温冷却材３４を保有し、蓄水容器
３２上部には加圧ガス供給系２６からの加圧ガス
２７（例えばN₂）が封入されており、原子炉の
事故時に原子炉容器内の圧力が一定値以下に低下
したとき注水弁２５を開放し、前記加圧ガス２７
で低温冷却材３４を注水管４１及びコールドレグ
２２を通して炉心に供給するものである。この場
合、加圧ガスの体積膨張は、第１３図に示すよう
に、本発明による高温冷却水の減圧沸騰時の体積
膨張に対し20〜25％と小さく、従つて、蓄水容器
３２内の加圧ガス２７が保有される部分の容積を
大きくとる必要があり、蓄水容器が大型化する。

上述した本発明の第４実施例によれば以下の効
果がある。

(1) ポンプ及び弁などの駆動機器がなく高信頼性
である。

(2) 高温冷却水の減圧沸騰による体積膨張は従来
の加圧ガスを利用するものに対し、体積膨張が
４〜５倍と大きく、同一容積の蓄水容器に対し
てより多くの低温冷却水を蓄水可能である。

(3) 蓄水容器を原子炉容器外に設置しているため
蓄水容量が制限されず、また高温冷却材の加熱
器に加熱器を用いているため、高温冷却材の温
度を任意に選択でき、これによつて原子炉容器
内の圧力が通常運転時の圧力程度であつても注
水可能であり、注水開始圧力を任意にすること
ができる。

第１４図は本発明の第５実施例を示すものであ
る。前記第６図の実施例で説明したように、冷却
材を直接炉心に供給するとコールドレグを通して
注水する場合に比べて冷却材がより有効に炉心に
流入する。本実施例は第１１図に示した実施例に
おいて、注水管４１を原子炉容器１内に挿入し、
多孔板からなるバツフル板４６を介して蓄水容器
３２内の低温冷却材３４を炉心２に直接注水可能
としたものである。本実施例によれば、注水した
冷却材がダウンカマ６を通つて配管破断口から流
出することはなく、蓄水容器３２内の低温冷却材
３４の全量を炉心２に注水可能となるから蓄水容
器３２を小型化できる効果がある。

第１図、第６図、第９図、第１１図及び第１４
図に示した本発明の各実施例では、一次冷却材ま
たはそれと同一の物質（冷却水）を加熱すること
により冷却水注入用の駆動源となる高温冷却材を
形成したが、一次冷却材より密度及び沸騰開始温
度が低い物質であれば高温冷却材として使用でき
る。第１５図は本発明の第６実施例を示すもの
で、第１４図に示した実施例の一部を変更したも
のである。この実施例の特徴は一次冷却材５と異
なる物質を高温冷却材４７に使用し、蓄水容器３
２に封入したことである。例えば、フロンR152
（CHF₂CH₃）を高温冷却材４７として使用する
と、液体の密度は0.36ｇ／cm³（45気圧）と低温冷
却材３４の密度1.0ｇ／cm³より小さく軽いため蓄
水容器３２上部にたまり低温冷却材３４と混合す
ることはない。万一、原子炉容器１内に混入した
場合にも、常温の大気圧条件では全て蒸気となる
ため容易に分離・回集可能である。また、飽和温
度が45気圧で115℃と低いため、加熱器４２の容
量を小さくでき、かつ、低圧力条件下でも大きな
体積膨張力を得ることができる。したがつて、本
実施例によれば、低圧力で運転する原子炉への適
用が可能となり、加熱器容量を低減できる効果が
ある。

第１６図は本発明の第７実施例を示す縦断面図
である。本実施例は、一次冷却材５の再循環にイ
ンターナルポンプ１８を使用し、制御棒３を原子
炉容器１の上部から挿入した沸騰水型原子炉に適
用した場合の実施例である。インターナルポンプ
型原子炉の特徴は大口径の再循環配管がないため
配管破断事故時の一次冷却材５の流出流量が少
く、非常用炉心冷却装置の容量を減少できること
である。インターナルポンプ型原子炉ではインタ
ーナルポンプ１８のインペラ設置のためダウンカ
マ６の容積が大きくなる。したがつて、本実施例
においては、ダウンカマ６内に隔離壁３１を設
け、隔離壁３１と原子炉容器１の一部とで蓄水容
器３２を形成する。この場合、隔離壁３１と一次
冷却材５との接触面積が広く蓄水容器３２内の冷
却材が高温化されやすいため、隔離壁３１の上部
を除いて断熱層４８を設ける。断熱層４８の材料
には耐熱セラミツク、ガラス綿、耐熱プラスチツ
ク等を使用できる。蓄水容器３２の上部には高温
の一次冷却材５からの伝熱により高温冷却材３３
が形成されるが、下部では断熱層４８による断熱
効果と原子炉容器１からの放熱で冷却材が低温に
保持され低温冷却材３４が形成される。原子炉の
事故時には、原子炉容器１内の圧力低下にともな
つて蓄水容器３２内の高温冷却材３３が減圧沸騰
し、この時の体積膨張力で低温冷却材３４が流出
口３５及び注水管４１を通つて炉心２に供給され
る。本実施例によれば、前述した実施例と同様
に、駆動機器がないので信頼性が高く、かつ製造
コストが低い非常用炉心冷却装置が得られる。

第１７図は、本発明の第８実施例を示す縦断面
図である。この実施例は、蓄水容器３２を原子炉
容器１の外部に設け、従来の非常用炉心冷却装置
と組み合わせている点に特徴がある。すなわち、
加熱器４２、温度検出器４５、温度制御器４４及
び加熱器用電源４３によつて蓄水容器３２上部の
冷却材のみ加熱し温度制御して高温冷却材３３を
形成する。原子炉の通常運転時には、炉心２の上
部は蒸気と冷却水の混合相で満たされているが、
蓄水容器３２の流出口３５の位置がノズル１９の
位置より低く構成されているため炉内の蒸気が蓄
水容器３２に流入することはない。原子炉の事故
時には、高温冷却材３３の減圧沸騰により低温冷
却材３４が流出口３５、注水管４１を通つてノズ
ル１９から炉心２上部にスプレイ状に散布され
る。原子炉容器１内の圧力がさらに低下するとポ
ンプ５２注水弁５３、逆止弁５４及び注水管５５
などから構成された従来と同一構成の非常用炉心
冷却装置が作動し、サプレツシヨンプール５１内
の冷却水を炉心２に供給する。このように本実施
例によれば、事故発生後の高圧時には減圧沸騰を
利用した非常用炉心冷却装置、すなわち蓄水容器
３２内の冷却材を炉心２に注入して冷却（短期冷
却）し、原子炉容器内の圧力が大きく低下した後
は従来と同一構成の非常用炉心冷却装置、すなわ
ちサプレツシヨンプール５１からの冷却材により
炉心２を冷却（長期冷却）する。本実施例によれ
ば効果的かつ長期的な炉心冷却が可能である。ま
た、本実施例による非常用炉心冷却装置では、減
圧沸騰を利用した冷却装置で高圧条件下での注水
を行うためポンプ５２を利用した冷却装置では低
圧条件下でのみ注水できればよく、したがつてポ
ンプ５２の容量およびコストの低減が可能とな
る。なお、前述した本発明の各実施例について
も、この第８実施例と同様に従来と同様の非常用
炉心冷却装置を組み合わせて使用することが可能
である。

以上述べた本発明の各実施例によれば、以下の
効果が得られる。

(1) 蓄水容器内に高温冷却材と低温冷却材を保有
し、原子炉事故時の圧力低下にともなう高温冷
却材の減圧沸騰による体積膨張力を駆動源とし
て低温冷却材を炉心に供給するために、炉心冷
却性能を低下させることなしに駆動機器がない
高信頼性の非常用炉心冷却装置を実現できる。

(2) 減圧沸騰、伝熱、放熱等の自然法則を利用し
ているため構造が簡単であり、低コストの非常
用炉心冷却装置を提供できる。

(3) 高温冷却材の温度で注水開始圧力を調整し、
高温冷却材の容積で注水流量を調整することが
可能であり、設計に対する自由度の大きい非常
用炉心冷却装置を提供できる。

〔発明の効果〕

以上詳述したように、本発明によれば、蓄水容
器内に高温冷却材と低温冷却材を保有させ、原子
炉事故時における原子炉容器内の減圧を利用して
前記高温冷却材を減圧沸騰させ、そのときの膨張
力で低温冷却材を炉心に注入するようにしている
ため、従来のように冷却材を注入するためのポン
プや弁などの駆動機器が不要となり、したがつて
非常に信頼性が高くなるという効果が得られる。
また、加圧ガスに比べて体積膨張力の大きな冷却
材の減圧沸騰よる押出し力を利用して沸騰しない
低温冷却材を原子炉容器内に供給できるうえ、水
位が低下を待たずして原子炉容器内圧力が高い内
にその押出し力を利用して冷却材を原子炉圧力容
器内に供給して事故後早期からの効率の良い炉心
冷却を成せる効果が得られる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１実施例を示す概略縦断面
図、第２図〜第５図は第１図に示す本発明の原理
を説明する図で、第２図は原子炉の通常運転時に
おける一次冷却材及び蓄水容器内の冷却材の温度
を示す図、第３図は減圧沸騰による体積膨張の大
きさを説明する線図、第４図は原子炉事故時にお
ける原子炉容器内の圧力低下とそれに伴う冷却水
の飽和温度の低下及び低温冷却水の炉心への注入
量の増加を示した線図、第５図は注水開始、注水
中及び注水末期における蓄水容器内の状態を示す
概略断面図、第６図は本発明の第２実施例を示す
概略縦断面図、第７図及び第８図は第６図に示す
実施例の作用を説明する図で、第７図は原子炉の
通常運転時における蓄水容器内の状態を示す概略
断面図、第８図は原子炉事故時における冷却水の
注水状況を説明する概略断面図、第９図は本発明
の第３実施例を示す蓄水容器部の概略断面図、第
１０図は第９図に示す実施例の作用を説明する概
略断面図、第１１図は本発明の第４実施例を示す
系統図、第１２図は蓄圧注水方式による従来の非
常用炉心冷却装置を示す断面図、第１３図は第１
２図に示す装置と本発明とを体積膨張で比較して
示した線図、第１４図は本発明の第５実施例を示
す系統図、第１５図は本発明の第６実施例を示す
系統図、第１６図は本発明の第７実施例を示す概
略縦断面図、第１７図は本発明の第８実施例を示
す系統図である。 １……原子炉容器、２……炉心、４……制御棒
案内管、５……一次冷却材、１１……再循環系配
管、２１……ホツトレグ、２２……コールドレ
グ、３１……隔離壁、３２……蓄水容器、３３…
…高温冷却材、３４……低温冷却材、３５……流
出口、３６……支切板、３７……リーク孔、３９
……リーク孔、４０……蒸気ベント管、４１……
注水管、４２……加熱器、４７……高温冷却材、
４８……断熱層、５１……サプレツシヨンプー
ル、５２……ポンプ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 密閉した蓄水容器内の高温冷却材領域に高温
   冷却材を、前記高温冷却材領域に連通させた前記
   蓄水容器内の低温冷却材領域に低温冷却材を、そ
   れぞれ保有させ、前記蓄水容器内の前記低温冷却
   材領域内と原子炉容器内の冷却材領域内とを圧力
   の連通と流体の連通を兼ねる流路で連通させてお
   き、原子炉事故時において原子炉容器内が減圧し
   たとき前記流路を通じて前記蓄水容器内も減圧さ
   せ、前記減圧により前記蓄水容器内の前記高温冷
   却材を沸騰させ、前記沸騰による前記高温冷却材
   の体積膨張を利用して前記低温冷却材を前記流路
   を通じて前記原子炉容器内に供給することを特徴
   とする非常用炉心冷却方法。 ２ 特許請求の範囲第１項において、蓄水容器内
   の高温冷却材の温度は20〜65気圧で沸騰を開始す
   る温度に保持し、また低温冷却材の温度は10気圧
   以下で沸騰を開始する温度に保持することを特徴
   とする非常用炉心冷却方法。 ３ 特許請求の範囲第１項において、蓄水容器内
   の高温冷却材の温度は210〜280℃に保持し、また
   低温冷却材の温度は180℃以下に保持することを
   特徴とする非常用炉心冷却方法。 ４ 高温冷却材と低温冷却材を冷却材温度の差に
   よる密度の違いにより分離させて保有する密閉さ
   れた蓄水容器を備え、この蓄水容器内の低温冷却
   材の部分と原子炉容器内とを圧力の連通と流体の
   連通を兼ねる流路で連通させたことを特徴とする
   非常用炉心冷却装置。 ５ 特許請求の範囲第４項において、蓄水容器
   は、原子炉圧力容器内に炉心に対し隔離壁を設け
   て形成されていることを特徴とする非常用炉心冷
   却装置。 ６ 特許請求の範囲第４項において、蓄水容器内
   の高温冷却材の温度は20〜65気圧で沸騰を開始す
   る温度に保持し、また低温冷却材の温度は10気圧
   以下で沸騰を開始する温度に保持することを特徴
   とする非常用炉心冷却装置。 ７ 特許請求の範囲第４項において、蓄水容器内
   の高温冷却材の温度は210〜280℃に保持し、また
   低温冷却材の温度は180℃以下に保持することを
   特徴とする非常用炉心冷却装置。 ８ 特許請求の範囲第５項において、原子炉は沸
   騰水型原子炉であり、原子炉容器の炉心下部に隔
   離壁を設けて蓄水容器を形成し、この蓄水容器内
   の上部冷却材は原子炉容器内の一次冷却材によつ
   て隔離壁を介して加熱され、また蓄水容器内の下
   部冷却材は原子炉容器からの放熱によつて冷却さ
   れる構造とし、かつこの蓄水容器下部の低温冷却
   材の部分と炉心部とを連通したことを特徴とする
   非常用炉心冷却装置。 ９ 特許請求の範囲第８項において、制御棒案内
   管の下部に流出口を形成することにより、蓄水容
   器下部の低温冷却材の部分と炉心とを連通させた
   ことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 １０ 特許請求の範囲第９項において、制御棒案
   内管の中央部付近にも流出口を形成したことを特
   徴とする非常用炉心冷却装置。 １１ 特許請求の範囲第９項において、蓄水容器
   と炉心下部を連通する蒸気ベント管を設けたこと
   を特徴とする非常用炉心冷却装置。 １２ 特許請求の範囲第５項において、原子炉は
   加圧水型原子炉であり、原子炉容器の炉心上部に
   隔離壁を設けて蓄水容器を形成し、原子炉容器内
   のシユラウド上部に設けられたリーク孔をおおう
   ように仕切板を蓄水容器内に設けた高温冷却材室
   を形成し、この高温冷却材壁にリーク孔から一次
   冷却材の一部を流入させて高温冷却材を保有し、
   前記蓄水容器内の高温冷却材室以外の部分（低温
   冷却材室）と該高温冷却材室とを連通させると共
   に、前記低温冷却材室と炉心部とを連通させ、か
   つ前記低温冷却材室内の冷却材は原子炉容器から
   の放熱によつて冷却される構造の非常用炉心冷却
   装置。 １３ 特許請求の範囲第１２項において、低温冷
   却材室における制御棒案内管の下部に流出口を形
   成することにより、蓄水容器下部の低温冷却材の
   部分と炉心とを連通させたことを特徴とする非常
   用炉心冷却装置。 １４ 特許請求の範囲第４項において、原子炉容
   器の外部に蓄水容器を設け、この蓄水容器内の上
   部には冷却材を加熱する加熱器を設けたことを特
   徴とする非常用炉心冷却装置。 １５ 特許請求の範囲第１４項において、蓄水容
   器の下部とコールドレグとを連通する注水管を設
   けたことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 １６ 特許請求の範囲第１４項において、蓄水容
   器の下部とホツトレグとを連通する注水管を設け
   たことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 １７ 特許請求の範囲第１４項において、蓄水容
   器の下部と原子炉容器内の炉心部とを連通する注
   水管を設け、炉心部外周部には多孔板からなるバ
   ツフル板を設け、前記注水管からの冷却材を前記
   バツフル板を介して炉心部に注入するように構成
   したことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 １８ 特許請求の範囲第１４項において、蓄水容
   器内で高温冷却材として使用する物質として、そ
   の密度が水よりも小さく、またその沸点も水より
   も低い物質を使用することを特徴とする非常用炉
   心冷却装置。 １９ 特許請求の範囲第５項において、原子炉は
   一次冷却材の再循環にインターナルポンプを使用
   し、かつ制御棒を原子炉容器の上部から挿入する
   型の沸騰水型原子炉であり、ダウンカマ内に隔離
   壁と原子炉容器の一部で蓄水容器を形成し、この
   隔離壁の上部を除いて断熱層を設け、かつ該蓄水
   容器の下部と炉心部とを連通する注水管を設けた
   ことを特徴とする非常用炉心冷却装置。 ２０ 特許請求の範囲第４項において、さらにサ
   プレツシヨンプール、ポンプ及び弁を有する非常
   用炉心冷却手段も備えていることを特徴とする非
   常用炉心冷却装置。