(57)【要約】  特に原子炉を緊急停止するための、中性子毒を含有した吸収液（４）用の注入系（２）であって、吸収液（４）用貯蔵容器（６）を有するものが、単純に保たれた構造様式において操業安全性が高くなるよう設計されていなければならない。特に吸収液（４）の化学的分解または貯蔵容器（６）の容器壁（１０）の腐食が排出されていなければならない。このため本発明によれば貯蔵容器（６）が溢流管路（２２）を介して圧力容器（１６）と結合されており、圧力容器（１６）に駆動流体（１４）が充填されている。【選択図】図１
2009517639.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
特に原子炉を緊急停止するための、中性子毒を含有した吸収液（４）用の注入系（２）であって、吸収液（４）用貯蔵容器（６）を有するものにおいて、貯蔵容器（６）が溢流管路（２２）を介して圧力容器（１６）と結合されており、圧力容器（１６）に駆動流体（１４）が充填されていることを特徴とする注入系。
【請求項２】
圧力容器（１６）が加熱機構（１８）を有することを特徴とする請求項１記載の注入系（２）。
【請求項３】
溢流管路（２２）が媒体回路において圧力容器（１６）の底領域（８'）を貯蔵容器（６）の蓋領域（１０）と結合することを特徴とする請求項１または２記載の注入系（２）。
【請求項４】
吸収液（４）を取り出すために設けられる流出孔（３２）が貯蔵容器（６）の底領域（８）に配置されていることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項５】
圧力を付加された構成要素、特に圧力容器（１６）、貯蔵容器（６）および溢流管路（２２）が１００ｂａｒ超、特に約１５０ｂａｒの運転圧力用に設計されていることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項６】
圧力容器（１６）が温度３００℃超、特に約３４０℃の駆動流体（１４）を持続的に待機保存するよう設計されていることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項７】
貯蔵容器（６）が、原子炉を停止するのに十分な量の吸収液（４）を受容できるように寸法設計されていることを特徴とする請求項１ないし６のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項８】
圧力容器（１６）が、吸収液（４）を貯蔵容器（６）から完全に排出するのに十分な量の駆動流体（１４）を受容できるように寸法設計されていることを特徴とする請求項１ないし７のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項９】
貯蔵容器（６）内に吸収液（４）として水性ホウ素溶液が貯蔵されていることを特徴とする請求項１ないし８のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項１０】
圧力容器（１６）内に駆動流体（１４）として水および／または水蒸気が貯蔵されていることを特徴とする請求項１ないし９のいずれか１つに記載の注入系（２）。
【請求項１１】
請求項１ないし１０のいずれか１つに記載の注入系（２）の貯蔵容器（６）内で運転圧力下の吸収液（４）を待機保存するための方法において、圧力容器（１６）内の駆動流体（１４）を加熱することによって運転圧力が生成されることを特徴とする方法。
【請求項１２】
駆動流体（１４）が待機期間中に圧力容器（１６）の下側領域で液として貯蔵され、さらに駆動流体（１４）の蒸発によって生じる蒸気クッション（２０）が維持されるように、圧力容器（１６）が加熱されることを特徴とする請求項１１記載の方法。
【請求項１３】
請求項１ないし１０のいずれか１つに記載の注入系（２）によって運転圧力下で待機保存された吸収液（４）を貯蔵容器（６）の下流側に設けられた設備構成要素内、特に原子炉内に注入するための方法において、まず液状の駆動流体、引き続き蒸気状の駆動流体（１４）が貯蔵容器（６）に導入され、吸収液（４）が排出されることを特徴とする方法。
【請求項１４】
注入過程の間、吸収液（４）との混合が実質的に起きないように、駆動流体（１４）の溢流速度が低く調整されることを特徴とする請求項１３記載の方法。
【請求項１５】
特に原子炉を緊急停止するための請求項１ないし１０のいずれか１つに記載の注入系（２）を備えた原子力発電設備、特に沸騰水型原子力発電設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、特に原子炉を緊急停止するための、中性子毒を含有した吸収液用の注入系であって、吸収液用貯蔵容器を備えたものに関する。本発明はさらに、このような注入系内で運転圧力下にある吸収液を保存するための方法に関する。本発明はさらに、貯蔵容器の下流側に設けられる設備構成要素内、例えば原子炉内に吸収液を注入するための方法に関する。本発明は最後に、このような注入系を備えた原子力発電設備、特に沸騰水型原子力発電設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
核技術的設備では一般にいわゆる吸収液用注入系が安全技術的機構として設けられている。特に沸騰水型原子力発電設備の場合、例えば通常時に核反応をコントロールする制御棒の駆動機構が機能不全となるとき、炉心を緊急停止するための迅速に作用する媒体を待機保存しておくことが不可欠である。この目的のために、事故時、大きな中性子吸収断面積を有する吸収液の導入を予定しておくことができる。普通これにはホウ素溶液が使用され、これに関連して中性子毒とも称されるホウ素が自由中性子の吸収を引き起こす。これにより、故障時炉心は確実に臨界未満状態に移される。
【０００３】
注入系の貯蔵容器内で吸収液が高圧下で保存されることによって、炉心への注入過程の迅速な開始がいつでも可能であり、最初に機能不全に陥った例えば給水ポンプ等の能動的系構成要素を作動させる必要はない。つまり、この受動的安全構想を実現するには、吸収液を場合によっては数年にわたって比較的高い運転圧力下で待機させておくことが不可欠である。
【０００４】
公知の構想によれば、蓄圧器として実施される吸収液貯蔵容器内の圧力は液の上にある窒素クッションによって構成できるとされる。しかしこのためには経費のかかる窒素供給系が必要である。それに加えて不利な点として、設計上予定された高い運転圧力の場合吸収液の容積と比較して窒素クッション用空間需要が比較的大きい。さらに窒素は期間の経過と共に少なくとも部分的に吸収液（普通、ホウ酸）に溶け、液注入時に非凝縮性ガスが原子炉内に一緒に導入され、そのことでなかんずく復水器もしくは非常用復水器の冷却作用が損なわれる。
【０００５】
独国特許出願公開第１９８４６４５９号明細書により公知の原子炉を緊急冷却するための冷却液注入系では、蓄圧容器内に貯蔵された冷却液が蓄圧容器内に配置された加熱装置によって加熱されることによって所要の運転圧力が達成される。最初の充填レベルに依存して液面の上に液の蒸発によって蒸気クッションが生成する。必要な場合、つまり原子炉事故のときこの蒸気クッションは、同時に膨張しながら、圧力容器の底領域で接続された注入管路を通して炉心内に冷却液を押し込む。蓄圧容器の上部区域内に加熱装置を配置することによって冷却液の温度成層が引き起こされ、必要な場合最初は比較的低温の冷却液、しかし後にはますます温められた冷却液が蓄圧容器から流出する。ホウ素含有液が原子炉の冷却だけでなく緊急停止にも役立つホウ素注入系の枠内でこの構想を応用することが同様に公知である。
【０００６】
ところでしかし、有利にはホウ素溶液として設けることのできる吸収液を長年貯蔵すると、前記構想の枠内で設計上予定されかつ圧力生成のため不可欠な温度では吸収液の化学的解離が進むと予想しなければならないことが、化学的研究で判明した。それに加えて、吸収液と容器壁材料との相互作用が高まることがあり、そのことが状況によっては貯蔵容器の圧力安定性もしくは気密性に不利に作用する。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
そこで本発明の課題は、単純に保たれた構造様式において高い操業安全性を持続的に保証し、かつ公知系の前記諸欠点を防止する冒頭に指摘した種類の注入系を明示することである。さらに、注入系を運転するのに‐しかもそれぞれ待機期間および本来の注入過程に関して‐特別適した方法を明示することである。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
注入系に関して前記課題は本発明によれば、貯蔵容器が溢流管路を介して圧力容器と結合されており、圧力容器に駆動流体が充填されていることによって解決される。
【０００９】
操業安全性を高めるために吸収液の化学分解、またはその他の吸収液内部での化学反応、または取り囲む貯蔵容器壁との化学反応、従って考えられる壁材料腐食が、数年または数十年の期間にわたる吸収液の比較的長い待機時でも十分に防止されねばならないとの考えから本発明は出発する。しかし化学反応性は一般に温度上昇に伴ってやはり高まるので、吸収液は比較的低温で、つまり例えば室温で、貯蔵されねばならない。他方で、必要な場合に原子炉冷却系または炉心内に極力迅速かつ完全な注入を実現可能であるように、貯蔵容器内の吸収液は待機期間全体にわたって所定の運転圧力下に保つことができなければならない。圧力生成に不可欠な措置は、吸収液のその他の物理的または化学的性質に関して極力僅かな影響を及ぼすものでなければならない。そのことがここでは、貯蔵容器から空間的に分離され、運転圧力下にある駆動流体を収容した圧力容器によって達成され、この圧力容器は圧力バランスをとる溢流管路を介して貯蔵容器と結合されている。つまり一方で溢流管路に起因して両方の容器内の圧力は常に同じ大きさであり、他方で「吸収液の貯蔵」と駆動流体による「圧力クッションの維持」という両方の機能が空間的に分離される結果、両方の容器のそれぞれはその化学的適合性またはその他の性質に関してそれぞれに収容した流体（吸収液または駆動流体）に対して特別に調整し設計しておくことができる。吸収液と駆動流体との相互的影響は空間的分離のゆえにごく僅かである。
【００１０】
有利には注入系の圧力容器が加熱機構を有する。好ましい１実施において加熱機構は調節可能であり、その加熱出力に関して、調整可能な圧力を生成しかつ維持するように設計されており、好ましくは圧力が調節系の基準量である。こうして、設定可能な充填高さに至るまで（すなわち完全に充填するのではなく）圧力容器に駆動流体を充填することによって、本来の圧力生成は公知系と同様に行うことができる。駆動流体の一部が加熱機構によって蒸発し、圧力容器の上側領域に蒸気クッションが生じ、蒸気クッションによって圧力が保たれる。蒸気クッションの利点は、運転圧力が所望値に、例えば駆動流体の飽和蒸気圧力に、ごく簡単に調整できかつ保つこともできることにある。蒸気が圧縮性であるので、僅かな温度上昇があっても、例えば非圧縮性液が完全に充填された蓄圧容器において不可避的に現れるような過比例的圧力上昇を生じない。こうして全体として、付属する圧力生成ノウハウと共に公知の既に定評ある技術を頼りとすることができ、これにより新規な構想により非常用注入系は特別簡単かつ安価に実現することができる。特に、以下で詳しく述べる溢流管路を相応な形状と寸法にすると貯蔵容器と圧力容器との十分な熱遮断が保証されるので、運転圧力の簡単な生成と維持もしくは調節にとってそれが好都合である限りにおいて、またはその他の考慮からそれが望ましい限りにおいて、駆動流体を吸収液と比較して高い運転温度のもとでも待機させることができる。
【００１１】
好ましい１構成において、圧力バランスと駆動流体の案内とのために設けられる溢流管路が圧力容器の底領域を貯蔵容器の蓋領域と結合する。換言するなら、圧力容器に設けられる溢流管路接続口は容器底近傍の下壁区域に配置されている。溢流管路の他端は貯蔵容器の側で容器壁の上側区域に通じている。特にこの接続口は貯蔵容器の丸屋根として形成された蓋を通して案内しておくこともできる。好ましくは、溢流管路は圧力容器の方を向くその末端領域に、サイホンの態様で案内される下部区域を有し、下部区域の最底点は圧力容器の底よりも下方にある。圧力容器に接続された溢流管路末端、つまり注入過程時の流れ方向に関して入口側の末端は接続口の近傍で、つまり下降管片として形成されている。貯蔵容器の方を向く（出口）側に溢流管路は、好ましくは、貯蔵容器蓋よりも上方に最高点を配置した上部区域を有し、ここでは接続口側にやはり下降管片が設けられている。溢流管路の下部区域と上部区域は、好ましくは、ほぼ垂直に延びる上昇管片によって互いに結合されている。
【００１２】
この管路案内方式は、圧力容器と貯蔵容器内にそれぞれ貯蔵された流体の前記熱遮断にとってきわめて有利である。というのも、特にサイホン状下部区域によって対流性熱流または（特に下降管片に基づく）貯蔵容器への熱伝達が十分に抑制されるからである。さらにこの管路配置が有する利点として、注入系の作動時にまず低温の液状駆動流体が圧力容器の底領域から、次いで高温の液状駆動流体が、その後にはじめて、圧力容器の蓋領域内に最初に蒸気クッションを形成する蒸気状の駆動流体が吸収液用貯蔵容器内に溢流する。こうして、貯蔵容器の壁は駆動流体の流入時比較的慎重に予熱される。これにより、それまでは低温の貯蔵容器壁を本来ならばごく急速に昇温するであろう駆動流体蒸気の凝縮は減少する。それとともに温度衝撃は防止される。それに加えて、注入過程中の蒸気圧力は液状の駆動流体によって引き起こされる予熱効果に基づいて比較的ゆっくりと低下する。それゆえに、吸収液の大部分が既に原子炉に導入された後でさえ、吸収液を貯蔵容器から完全に排出するための十分な残留圧力がなお利用可能である。
【００１３】
有利には、必要に応じて吸収液を取り出すために設けられる流出孔が、例えば遮断弁を備えた出口嵌め管の態様で貯蔵容器の底領域に配置されている。吸収液の流出は貯蔵容器内の液体の静圧によって促進される。
【００１４】
好ましい１実施形態において、圧力を付加された注入系構成要素、つまり特に圧力容器、貯蔵容器および溢流管路は１００ｂａｒ超の運転圧力、特に約１５０ｂａｒの運転圧力用に設計されている。これは、原子力発電所で非常用注入系として利用するのに特別望ましい、十分な安全余裕を含む圧力値に一致する。
【００１５】
有利には駆動流体の飽和蒸気圧力に一致した所期の運転圧力を生成して維持するために、駆動流体は圧力容器の所定の幾何学形状に適合させて３００℃超の運転温度、特に約３４０℃に加熱される。それゆえに、他の有利な構成において圧力容器はその材料選択に関しても、このように高い温度を有する加圧下の駆動流体を持続的に保存するよう設計されている。
【００１６】
吸収液貯蔵容器は通常時、すなわち原子炉事故に至るまでの待機期間または「スタンバイ」期間の間、吸収液がほぼ室温を有するだけであるので、温度強度に対する特別の要求を果たす必要はない。本来の注入過程の間だけ、溢流する高温駆動流体による比較的短時間の温度負荷が生じる。つまり貯蔵容器は、その耐熱性に関して圧力容器と比較して価値の低い、それゆえに安価な材料から作製しておくことができる。
【００１７】
この注入系は、その設計原理（特に受動性、長寿命性）のゆえに、必要に応じて原子力発電設備を緊急停止するための吸収液を待機させるのに特別適している。このため注入系の貯蔵容器は、有利には、原子炉を停止させるのに十分な量の吸収液を受容できるように寸法設計されている。圧力容器は有利には貯蔵容器から吸収液を完全に排出するのに十分な量の駆動流体を受容できるように寸法設計されており、この量はなかんずく所期の運転圧力、所期の運転温度および流体の種類に左右される。
【００１８】
原子炉を緊急停止および／または緊急冷却するための特別適した吸収液として水性ホウ素溶液が実証されている。特に、約１３％ホウ素溶液、例えば五ホウ酸ナトリウム溶液を吸収液として設けておくことができる。大きな中性子吸収断面積を有する別の考えられる吸収液と比べてホウ素溶液は、少なくとも温度が過度に高くない場合、長い耐久性と一般に鋼から作製された貯蔵容器壁に対する比較的良好な化学的適合性とにおいて優れている。
【００１９】
簡単に保存することができかつホウ素溶液と特別良好に適合した駆動流体として有利には水が設けられている。蒸発した態様、すなわち圧力容器の蒸気クッション内に水が水蒸気として存在する。
【００２０】
運転圧力下の吸収液を待機保存するための方法に関係した課題は、注入系の圧力容器内の駆動流体を加熱することによって運転圧力が生成されることによって解決される。駆動流体は有利には圧力容器の下側領域で液状で貯蔵される。好ましくは電気加熱機構または熱交換系として実施しておくことのできる加熱機構の作用によって液量の一部が蒸発し、圧力容器の上側領域に蒸気クッションが生じる。特別好ましい１構成において加熱機構は調節系の構成要素であり、それに加えて、達成可能なその加熱出力に関して十分に大きく設計されており、調整可能な時間的に一定した圧力を有する蒸気クッションを持続的に維持することができる。蒸気クッションが存在するとき所期の圧力値の調整と維持は液を完全に充填した蓄圧器と比較して本質的に簡単に実現することができる。
【００２１】
必要な場合、運転圧力下で待機保存された吸収液は貯蔵容器の下流側に設けられた設備構成要素内に、特に原子炉内に注入される。このような必要な場合が発生するのは、例えば、通常中性子流の制御用に設けられた制御要素または制御棒が駆動機構または制御装置内の欠陥のゆえに炉心内に入り込むことができないときである。その場合、貯蔵容器の弁または遮断装置が開放され、圧力下に待機している吸収液は結合管路を介して原子炉圧力容器に導入される。有利には、蒸発した駆動流体で形成された蒸気クッションが圧力容器内で膨張することに基づいてまず液状駆動流体、引き続き蒸気状駆動流体が貯蔵容器内に溢流し、そのなかに最初に存在していた吸収液が徐々に排出される。つまり駆動流体として水もしくは水蒸気が利用される限り、好ましくはまず高温の水、引き続き飽和水、最後に飽和蒸気が圧力容器から貯蔵容器内に溢流し、同時に容器圧力が低下する。このような有利な順番によって貯蔵容器の壁での温度衝撃が防止される。
【００２２】
他の有利な構成において、一方で時間単位当り極力高い処理量が達成され、従って迅速な原子炉停止を行うことができ、しかし他方で駆動流体と吸収液との混合が実質起きないように、駆動流体の溢流速度はこのような注入過程の間調整される。このような溢流速度値は例えば好適な絞り機構によって調整することができ、または溢流管路自体の寸法設計によって事前に設定しておくことができる。こうして実施される本注入法の利点は、低温吸収液とその上にある高温駆動液との密度差のゆえに貯蔵容器内に生じる温度成層が維持されることにある。つまり、低温吸収液のみが炉心に導入される。貯蔵容器から吸収液の完全排出後、注入系内に存在する圧力は次に有利なことに強く減退し、流れ過程は自動的に終了する。こうして高温の駆動流体は炉心から隔離される。
【００２３】
望ましくは、注入系は原子力発電設備の構成要素である。注入系は、好ましくは、深刻な事故時に制御棒をもはや炉心内に入り込ませることができないとき沸騰水型原子炉内での核反応を停止させることのできるいわゆる中性子吸収液注入系として実施されている。代案的にまたは付加的に、注入系によって高圧下に待機保存された流体を制御棒自体の非常駆動に利用し、これにより制御棒の通常の電気駆動機構に対して冗長的な液圧駆動系を実現するようにすることができよう。従って、注入系の貯蔵容器内に貯蔵された液はその場合制御棒用駆動液と見做すことができる。
【００２４】
他の選択案において注入流体は望ましい仕方で非常用冷却流体（一般に非常用冷却水）として加圧水型原子力発電設備の非常用冷却系に供給される。従って、注入系は好ましくは加圧水型原子力発電設備において非常用冷却水用のいわゆる蓄圧器として使用される。
【００２５】
本発明で達成される諸利点は、特に、それぞれ受容のため設けられた貯蔵容器と圧力容器との態様で「蓄液」機能と「圧力生成」機能とを空間的に分離することによって、吸収液を駆動流体から化学的、熱的に効果的に遮断できることにあり、吸収液がいつでも取出し可能態勢で運転圧力下に貯蔵されることは注入系の両方の構成要素を結合する溢流管路によって確保されている。特に吸収液貯蔵容器の昇温が阻止されたこのような注入系設計は、長年にわたる連続運転もしくは「スタンバイ」モードのときにも、吸収液と貯蔵容器との化学反応が、従って吸収液の化学的解離も著しく小さく抑えられるので、特別高い運転安全性を提供する。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２６】
本発明の１実施例が図面に基づいて詳しく説明される。
【００２７】
両方の図において同じ部品には同じ符号が付けてある。
【００２８】
図１に断面図で略示した注入系２は、圧力下の吸収液４を待機保存し、かつ必要に応じて注入系２の下流側に設けられる設備構成要素内、特に原子炉内に注入するのに役立つ。実施例において吸収液４は、ここに詳しくは図示しない沸騰水型原子炉の事故のとき炉心に導入されねばならない１３％五ホウ酸ナトリウム溶液であり、ホウ素溶液のホウ素原子はその中性子吸収断面積が比較的大きいので自由中性子の捕獲を引き起こす。これにより、原子炉を比較的短い時間（吸収液４の注入から約２０秒）後に確実に停止させることができる。
【００２９】
吸収液４を待機させるために耐圧性貯蔵容器６が備えられており、この耐圧性貯蔵容器６は待機期間の間吸収液４で完全に充填されている。貯蔵容器６は、それぞれ半球状の底領域８と蓋領域１０とを備えた直立の円筒形タンクとして実施されている。貯蔵容器６の構造高さＨと直径Ｄは、従って容積も、原子力発電所内での利用目的に適合されており、例えばＨ＝７．０ｍ、Ｄ＝０．８ｍの値を有する。それとともに貯蔵容器６の容量は炉心の緊急停止用に予定された吸収液４の量に相当している。容器壁１２は高級鋼、例えばオーステナイト鋼から特別耐圧耐食性の鋼壁として作製されている。
【００３０】
受動的安全系としての注入系２の設計に相応して、吸収液４は場合によっては多年にわたる待機期間の間、つまりいわば「スタンバイ」モードのとき、有利には約１５０ｂａｒの運転圧力下で持続的に貯蔵されねばならない。しかし吸収液４の温度は、取り囲む容器壁１２の腐食およびホウ素溶液の分解を生じ得るような反応性の高まりを避けるために室温を実質的に上まわってはならない。それゆえに実施例では約３０℃の温度で吸収液４を貯蔵することが予定されている。
【００３１】
注入系２は吸収液４の温度が比較的低いのでスタンバイモードの間運転安全性が特別高くなるよう設計されており、さらに、圧力生成に不可欠な措置によって吸収液４が影響を受けることは極力避けておかねばならない。それゆえに、貯蔵容器内に前記温度条件、圧力条件を実現するために、駆動流体１４の蒸発に依拠しかつ強い熱発生に結び付く圧力クッションの生成および維持は貯蔵容器６から遮断されている。このために別の圧力容器１６が設けられており、実施例においてこの圧力容器は貯蔵容器６に類似して構成されており、ほぼ同じ寸法も有する。つまりここでは圧力容器１６が貯蔵容器６と同じ構造高さＨ、同じ直径Ｄ'＝Ｄを有する。それに加えて両方の容器は同じ高さに配置されている。圧力容器１６の容積は使用目的によって（特に実現すべき運転圧力、排出されるべき吸収液２の量、場合によっては他の設計基準によって）殆ど規定された境界条件に服する一方、圧力容器１６の具体的形状および配置に関して貯蔵容器６におけると同様に十分な形状自由度がある。
【００３２】
運転時、圧力容器１６は充填高さｈに至るまで液状の駆動流体１４が充填されている。駆動流体１４、この場合水は調節可能な加熱機構１８によって加熱され、一部が蒸発し、液面の上に蒸気クッション２０、つまりこの場合水蒸気クッションが生成し、このクッションはその圧縮性のゆえに本来の蓄圧を引き起こす。例えば電気加熱要素または熱交換系によって形成されて有利には圧力容器１６の下側領域に配置される加熱機構１８の調節は、スタンバイ期間全体にわたってほぼ一定した約１５０ｂａｒの運転圧力が維持されるように行われる。このため、圧力容器１６内にある水は約３４０℃の平均温度になるように加熱される。この値は飽和蒸気圧力もしくは飽和温度に一致している。つまり圧力容器１６の容器壁１２'は特に耐圧性であるだけでなく、比較的耐熱性でもなければならない。熱損失（なかんずく熱放射による）を減らすために圧力容器１６はその外面に詳しくは図示しない断熱材を備えている。
【００３３】
圧力容器１６は媒体回路において溢流管路２２を介して貯蔵容器６と結合されており、これにより注入系２全体の内部に同じ圧力条件が存在する。溢流管路２２はサイホンの態様で圧力容器１６の底領域８'から引き出してある。つまり溢流管路２２は、最低点が圧力容器１６の底よりも下方にある下部区域２３を有する。駆動流体１４の流れ方向に見て（注入過程に関して）下部区域２３に続く垂直な立上り管２４は、最後に、実質的には弧状の上部区域２５に移行する。上部区域２５の高点は貯蔵容器６の蓋よりも上方にある。貯蔵容器６に向かって溢流管路２２は貯蔵容器６の丸屋根状蓋領域１０から突出する接続フランジ２６内に案内されている。蒸気クッション２０から加えられる圧力に起因して液状駆動流体１４は溢流管路２２を完全に満たす。場合によって最初に溢流管路内に存在した空気クッションは約１００℃での先行する昇温過程の間に既に追い出されている。吸収液６（比較的密度の高いホウ素溶液）と駆動流体１４（より密度の低い水）との間の界面２７では密度差のゆえに両方の液の混合は起きない。そこにはむしろ成層液柱が生成する。
【００３４】
管路直径を好適に寸法設計した場合この管路案内方式によって、溢流管路２２内部での対流熱輸送は熱伝達と同様に無視することができる。換言するなら、貯蔵容器６に注ぐ注ぎ領域２８内またはそのすぐ上で溢流管路２２内にある液状の駆動流体１４は貯蔵容器６内部の吸収液４とほぼ同じ温度を有し、つまりほぼ３０℃である。圧力容器１６に向かって溢流管路２２内の流体温度は連続的に上昇する。従って、溢流管路２２内部のほぼ定常的な温度分布のゆえに吸収液４の昇温は起きない。
【００３５】
注入システム２が作動すると、それまで閉鎖保持されていた遮断弁またはその他の遮断装置３０が開放され、圧力下の吸収液４は貯蔵容器６の底領域８内に配置される流出孔３２から流出するすることができる。流出孔３２に続く結合管路３４は吸収液４を注入されるべき構成要素、例えば炉心のバイパスに至る。遮断装置３０は、ここに示すように結合管路３４に、または直接流出孔３２にも、一体化しておくことができる。
【００３６】
注入過程の間、圧力容器１６の蓋領域１０'に事前に構成された蒸気クッション２０が膨張し、その下にあって駆動流体１４として働く高温水を溢流管路２２に押し込み、引き続き貯蔵容器６に押し込む。この過程の間、まず圧力容器１６の底領域８'に最初にあった高温水が、引き続き、蒸気クッション２０のすぐ下にある飽和水が、そして最後に、蒸気クッション２０を形成する飽和蒸気自体が、圧力容器１６から貯蔵容器６へと溢流し、同時に容器圧力が低下する。高温水が貯蔵容器６に進入するとその容器壁１２は比較的ゆっくりと暖められ、いずれにしても高温蒸気が直接進入する場合よりもゆっくりと暖められる。これにより、温度衝撃およびそれに関連した材料負荷は避けられる。それに加えて、蒸気圧力は、貯蔵容器６の低温容器壁１２で蒸気が直接凝縮する場合ほど急速には低下しない。
【００３７】
貯蔵容器６内への高温の駆動流体１４の流入は、好ましくは、低温の吸収液４との渦化または混合が避けられるように、従って密度差に基づいて生じている最初の温度成層が維持されるように行われる。すなわち、低温の吸収液４と高温の駆動流体１４との間に比較的明確に規定された界面２７が存在し、この界面は流入過程の途中でも維持され、連続的に下方に移動する。この目的のために、貯蔵容器６内への溢流管路２２の注ぎ領域２８は、複数の（例えばシリンダ外被面に配置される）出口ノズル３５を備えて流れを好適に調節するための絞り要素３６を有する。さらに、絞り要素３６内に篩板３８が配置されている。この注入系２は前記寸法でもって原子力発電設備、特に沸騰水型原子力発電設備内で迅速に作動可能なホウ素注入系として特別適している。溢流管路２２を介して結合された両方の圧力容器（貯蔵容器６と圧力容器１６）は、容器壁１２、１２'を薄く抑えることができるように比較的細くかつ高く実施されている。その場合、注入過程時に熱負荷は貯蔵容器６の迅速な加温のゆえに、より低い容器で肉厚が相応により厚い場合よりも少ない。別の応用事例の場合、上記のものとは異なる容積条件が一層好ましいことがある。
【００３８】
図２は、図１による注入系２を備えた沸騰水型原子力発電設備３９の一部分の略図である。炉心領域４４を備えた原子炉圧力容器４２が格納容器４０内に配置されている。原子炉圧力容器４２は一部に冷却液４６が充填されている。冷却液４６の上方にある蒸気４８は蒸気管路５０を介して格納容器４０から運び出され、詳しくは図示しないタービンへと送られる。冷却された冷却液４６は管路５２を介して再び原子炉圧力容器４２に供給される。原子炉の出力は炉心領域４４への制御棒５４の進入もしくは進出によって調節することができる。制御棒５４は冗長に実施された駆動系５６によって動かされる。
【００３９】
それにもかかわらず、深刻な事故時に制御棒５４の円滑な操作性がもはや保証されない場合、沸騰水型原子炉の炉心領域４４にホウ酸５８を注入することによって核反応は中断することができる（いわゆるホウ酸水注入系）。ホウ酸５８は図１の非常用注入系２の貯蔵容器６内で高圧下に蓄えられる。注入系２はこのため、溢流管路２２を介してホウ酸５８用貯蔵容器６と結合された圧力容器１６を有し、この圧力容器内に水６０の加熱によって飽和蒸気クッション６２が生成される。
【００４０】
注入系２とこれに付属する運転方法は、好ましくは沸騰水型原子力発電設備において、特に事故時、緊急停止用に設けられた吸収液４、特にホウ酸を炉心に確実に供給することを可能とする。先行する待機期間の間、貯蔵容器６の腐食および／または吸収液４の解離は防止される。
【図面の簡単な説明】
【００４１】
【図１】吸収液用注入系を略示する。
【図２】炉心を緊急停止するための図１の注入系を備えた沸騰水型原子力発電設備の一部を略示する。
【符号の説明】
【００４２】
２  注入系
４  吸収液
６  貯蔵容器
８、８'  底領域
１０、１０'  蓋領域
１２、１２'  容器壁
１４  駆動流体
１６  圧力容器
１８  加熱機構
２０  蒸気クッション
２２  溢流管路
２３  下部区域
２４  立上り管
２５  上部区域
２６  接続フランジ
２７  界面
２８  注ぎ領域
３０  遮断装置
３２  流出孔
３４  結合管路
３５  出口ノズル
３６  絞り要素
３８  篩板
３９  沸騰水型原子力発電設備
４０  格納容器
４２  原子炉圧力容器
４４  炉心領域
４６  冷却液
４８  蒸気
５０  蒸気管路
５２  管路
５４  制御棒
５６  駆動系
５８  ホウ酸
６０  水
６２  飽和蒸気クッション
Ｄ、Ｄ'  直径
ｈ  充填高さ
Ｈ  構造高さ
【図１】
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【図２】
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【国際調査報告】
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