(57)【要約】  加圧水型原子炉（ＰＷＲ）は、蒸気泡を含む内部加圧器容量を備え、かつ、格納構造によって取り囲まれている。この格納構造内部には冷却器が配置され、この冷却器は、格納構造の外側に配置される外部ヒートシンクと作動可能に連結されている。弁組立体は、異常な作動シグナルに応じてＰＷＲと冷却器とを作動可能に連結し、それによってこの冷却器が蒸気泡からの蒸気を凝縮すると同時に、熱を外部ヒートシンクに逃がし、そして凝縮水をＰＷＲに戻す。クエンチタンクは、中性子毒が溶解した水を含有する。弁付きタンク加圧路は、蒸気泡をクエンチタンクに選択的に連結してクエンチタンクを加圧し、弁付き可溶性毒供給路は、クエンチタンクをＰＷＲに選択的に連結し、それによって蒸気泡による加圧下でのクエンチタンクが、中性子毒が溶解した水をＰＷＲに排出する。
2014513280.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
次の構成：
原子炉炉心及び一次冷却水を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）であって、該圧力容器が蒸気泡を含む内部加圧器容量を画定し、かつ、少なくとも１個の蒸気圧制御装置を有するものと、
該ＰＷＲを取り囲む格納構造と、
該格納構造の外側に配置される外部ヒートシンクと、
該格納構造内部に配置され、かつ、該外部ヒートシンクと動作可能に連結された冷却器と、
１個以上の弁を備える弁組立体であって、該弁組立体が異常な作動シグナルに応じて該ＰＷＲと該冷却器とを動作可能に連結し、それによって該冷却器が該蒸気泡からの蒸気を凝縮すると同時に、熱を該外部ヒートシンクに逃がし、そして該凝縮水を該ＰＷＲに戻すようにするものと
を備える装置。
【請求項２】
前記外部ヒートシンクが前記格納構造の外部に配置された水域を備える、請求項１に記載の装置。
【請求項３】
前記弁組立体が、
前記内部加圧器容量と前記冷却器の入口とを連結して前記蒸気泡からの蒸気を該冷却器に運ぶ弁付き蒸気路と、
該冷却器の出口と前記ＰＷＲとを連結して該凝縮水を該ＰＷＲに運ぶ弁付き帰還路と
を備え、
該弁付き蒸気路は、該ＰＷＲの正常の操作中に開くように構成され、該弁付き帰還路は、該ＰＷＲの正常の操作中に閉じるように構成されている
請求項１に記載の装置。
【請求項４】
前記弁付き帰還路は、低い原子炉水位シグナルを含む異常な作動シグナルに応じて開くように構成され、かつ、高い原子炉圧力シグナルを含む異常な作動シグナルに応じて開くように構成される、請求項３に記載の装置。
【請求項５】
前記冷却器は複数の冷却器を備え、しかも
前記弁組立体は、低い原子炉水位シグナルを含む異常な作動シグナルに応じて前記ＰＷＲと該複数の冷却器とを動作可能に連結するように構成され、かつ、高い原子炉圧力シグナルを含む異常な作動シグナルに応じて該ＰＷＲと該複数の冷却器とを動作可能に連結するように構成される、
請求項１に記載の装置。
【請求項６】
前記格納構造内部に配置される、中性子毒が熔解した水を含有するクエンチタンクをさらに備え、
前記弁組立体が、
前記内部加圧器容量を該クエンチタンクに選択的に連結して該クエンチタンクを加圧する弁付きタンク加圧路と、
該クエンチタンクを前記ＰＷＲに選択的に連結し、それによって、該クエンチタンクが、加圧下で該内部加圧器容量から該弁付きタンク加圧路を介して、中性子毒が溶解した水を該ＰＷＲに排出するようにした弁付き可溶性毒供給路と
をさらに備える、請求項１に記載の装置。
【請求項７】
前記溶解した中性子毒が可溶性硼素化合物を含む、請求項６に記載の装置。
【請求項８】
前記溶解した中性子毒が五ホウ酸ナトリウムを含む、請求項６に記載の装置。
【請求項９】
前記弁付きタンク加圧路が前記クエンチタンクを加圧するために前記内部加圧容量以外の圧力源には連結していない、請求項６に記載の装置。
【請求項１０】
前記ＰＷＲの圧力容器内の前記一次冷却水が前記クエンチタンクから受け取った溶解中性子毒以外の溶解中性子毒を含有しない、請求項６に記載の装置。
【請求項１１】
前記格納構造内部に配置される貯水タンクをさらに備え、
前記弁組立体は、（１）前記異常動作シグナル及び（２）前記圧力容器内の圧力が限界値よりも低く減少することに応答して前記冷却器の出口と該貯水タンクに排出するスパージャーとをさらに連結させる、
請求項１に記載の装置。
【請求項１２】
次の工程：
格納構造内に配置された加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を作動させ、ここで、該ＰＷＲは、原子炉炉心と一次冷却水と内圧制御蒸気泡とを含む圧力容器を備え；そして
異常な作動シグナルに応じて、該蒸気泡からの蒸気を、該格納構造の外側に配置された外部ヒートシンクに熱を排除しつつ凝縮し、そして該凝縮水を該ＰＷＲに戻すように、該格納構造内に配置された冷却器と該ＰＷＲとを動作可能に連結することを含む緊急炉心冷却プロセスを実施すること
を含む方法。
【請求項１３】
前記作動中に前記冷却器の入口と前記蒸気泡とを連結し、該作動連結が異常な作動シグナルに応じて該冷却器の出口を前記ＰＷＲに連結させて凝縮水をＰＷＲに戻すことを含む、請求項１２に記載の方法。
【請求項１４】
前記緊急炉心冷却プロセスが、前記動作連結後で、かつ、圧力限界値よりも低く減少する圧力容器内の圧力に応答して、前記冷却器の出口と、前記格納構造内部に配置される貯水タンクに排出するスパージャーとを連結させることをさらに含む、請求項１３に記載の方法。
【請求項１５】
前記緊急炉心冷却プロセスを、（１）低い原子炉水位シグナル、（２）高い原子炉圧力シグナル及び（３）該低い原子炉水位シグナルと該高い原子炉圧力シグナルとの両方のいずれかに応答して実施する、請求項１２に記載の方法。
【請求項１６】
格納構造内に配置された加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を作動させ、ここで、該ＰＷＲは、原子炉炉心と一次冷却水と内圧制御蒸気泡とを含有する圧力容器を備え、
中性子毒が溶解した水を含有するクエンチタンクを該ＰＷＲに動作的に連結させ、それによって該蒸気泡が該クエンチタンクを加圧して該中性子毒が溶解した水を該ＰＷＲに排出させることを含む緊急炉心冷却プロセスを実施すること
を含む方法。
【請求項１７】
前記溶解した中性子毒が可溶性硼素化合物を含む、請求項１６に記載の方法。
【請求項１８】
前記作動が前記原子炉炉心と前記一次冷却水とを含む前記圧力容器を備えるＰＷＲを作動させることを含み、その際、該一次冷却水が、溶解した可溶性硼素化合物を含有しない、請求項１７に記載の方法。
【請求項１９】
前記溶解した中性子毒が五ホウ酸ナトリウムを含む、請求項１６に記載の方法。
【請求項２０】
前記作動が、前記原子炉炉心と前記一次冷却水とを含む前記圧力容器を備えるＰＷＲを作動させることを含み、その際、該一次冷却水が溶解中性子毒を含有しない、請求項１６に記載の方法。
【請求項２１】
前記緊急炉心冷却プロセスの実施が前記クエンチタンクと前記蒸気泡以外の圧力源とを作動可能に連結することを含まない、請求項１６に記載の方法。
【請求項２２】
次の構成：
原子炉炉心、一次冷却水及び圧力制御蒸気泡を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）と、
中性子毒が溶解した水を含有するクエンチタンクと、
該蒸気泡を該クエンチタンクに選択的に連結させて該クエンチタンクを加圧する弁付きタンク加圧路と、
該蒸気泡からの圧力下で該クエンチタンクが、中性子毒が熔解した水を該ＰＷＲに排出するように該クエンチタンクを該ＰＷＲに選択的に連結する弁付き可溶性毒供給路と
を備える装置。
【請求項２３】
前記ＰＷＲ内の一次冷却水が前記クエンチタンクから該ＰＷＲに排出される溶解性中性子毒以外の溶解中性子毒を含有しない、請求項２２に記載の装置。
【請求項２４】
次の構成：
原子炉炉心及び一次冷却水を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）であって、該圧力容器が蒸気泡を含む内部加圧器容量を画定し、かつ、少なくとも１個の蒸気圧制御装置を有するものと、
該ＰＷＲを取り囲む格納構造と、
該格納構造の外側に配置される外部ヒートシンクと、
該格納構造の内部に配置され、かつ、該外部ヒートシンクと動作可能に連結される少なくとも１個の冷却器と、
１個以上の弁を備える弁組立体であって、該弁組立体が（１）該少なくとも１個の冷却器を該ＰＷＲと動作可能に連結させて該蒸気泡からの蒸気を凝縮させ、そしてこの凝縮水を該ＰＷＲに戻すことによってヒートシンク事象の喪失に対応し、かつ、（２）該少なくとも１個の冷却器を該ＰＷＲと動作可能に連結させて該蒸気泡からの蒸気を凝縮させ、そしてこの凝縮水を該ＰＷＲに戻すことによって冷却材流出事故（ＬＯＣＡ）に対応するように構成されるものと
を備える装置。
【請求項２５】
前記弁組立体は、
前記内部加圧器容量と前記少なくとも１個の冷却器とを連結させて前記蒸気泡からの蒸気を該冷却器に運ぶ弁付き蒸気路と、
該少なくとも１個の冷却器の出口と前記ＰＷＲとを連結させて該凝縮水を該ＰＷＲに運ぶ弁付き帰還路と
を備え、
該弁付き蒸気路は、該ＰＷＲの正常の操作中に開くように構成され、該弁付き帰還路は、該ＰＷＲの正常の操作中に閉じるように構成され；しかも
該弁付き帰還路は、ヒートシンク事象の喪失又はＬＯＣＡのいずれかの検出に応答して開くように構成される、請求項２４に記載の装置。
【請求項２６】
前記弁付き帰還路は、ＬＯＣＡ及び前記圧力容器内の圧力の限界圧力よりも下への減少の検出に応答して該容器内部に配置される貯水タンクに放出するスパージャーに対して開くように構成される、請求項２５に記載の装置。
【請求項２７】
前記外部ヒートシンクが前記格納構造の外部に配置される少なくとも一つの水域を備え、しかも前記少なくとも１個の冷却器と該外部ヒートシンクとの動作可能な連結が該外部ヒートシンクからの水が該少なくとも１個の冷却器を介して自然循環により流れる開いた管連絡を備える、請求項２４に記載の装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
背景
本発明は、原子炉技術、発電技術、原子力安全性技術及び関連技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉は、大量の核分裂性材料、例えば核分裂性235Ｕ同位体に富む酸化ウラン（ＵＯ2）を含有する材料を含む炉心を使用する。軽水（Ｈ2Ｏ）若しくは重水（Ｄ2Ｏ）又はそれらの混合物といった一次冷却水が炉心を流れて、蒸気を発生させるため又は他の有益な目的のために二次冷却水を加熱する際に使用する熱を取り出す。発電のために、蒸気を使用して発電機用タービンを駆動させる。サーマル原子炉では、一次冷却水は、中性子を熱運動化させる中性子減速材としても作用し、これにより核分裂性材料の反応性が向上する。機械的に操作される制御棒、可溶性の中性子毒による一次冷却水の化学的処理などの様々な反応度制御機構を使用して反応性及び得られる発熱を調節する。加圧水型原子炉（ＰＷＲ）では、一次冷却水は、炉心も収容する密閉圧力容器内において過熱状態で保持される。ＰＷＲでは、一次冷却水の圧力と温度の両方が制御される。
【０００３】
ＰＷＲその他の原子炉から電力を取り出すために、二次冷却水は、一次冷却水と熱的に連通した状態で流れる。好適には、蒸気発生装置がこの熱交換のために使用される。この蒸気発生器において、熱（すなわち、エネルギー）が炉心から二次冷却水に一次冷却水を介して移される。この熱は、二次冷却水を液体の水から蒸気に転化させる。典型的には、この蒸気を、蒸気動力を実用化するタービンその他の電力変換装置に流入させる。別の見方をすると、蒸気発生器は、一次冷却水用のヒートシンクとしても機能する。
【０００４】
蒸気発生器は、一般に、圧力容器の外側又は圧力容器の内側に設置できる。内部蒸気発生器を有するＰＷＲは、一体型ＰＷＲと呼ばれる場合がある。その代表例がＴｈｏｍｅ外，「Ｉｎｔｅｇｒａｌ  Ｈｅｌｉｃａｌ  Ｃｏｉｌ  Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ」，２０１０年１２月１６日に公開された米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１  Ａ１号に示されている（引用によりその全体を援用する）。この文献には、螺旋型蒸気発生器配管を使用する蒸気発生器が記載されている。しかし、直線（例えば、垂直）の蒸気発生器の管を含めた他のコイル形状も知られている。また、この文献には、制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）も圧力容器の内部にある一体型ＰＷＲについても記載されている。しかし、外部ＣＲＤＭの設計も知られている。内部ＣＲＤＭ設計のいくつかの例としては、Ｓｔａｍｂａｕｇｈ外，「原子炉用の制御棒駆動機構」，２０１０年１２月１６日公開の米国特許出願公開第２０１０／０３１６１７７  Ａ１号（その全体を引用により援用する）及びＳｔａｍｂａｕｇｈ外，「原子炉用の制御棒駆動機構」，２０１０年１２月１６日公開の国際公開第２０１０／１４４５６３  Ａ１号（その全体を引用により援用する）が挙げられる。
【０００５】
通常のＰＷＲ操作の間に、一次冷却材は、過冷され、かつ、高温及び高圧の両方である。例えば、意図される一体型ＰＷＲは、３００℃を超える温度及び約２０００ｐｓｉａの圧力の一次冷却材で稼働するように設計されている。これらの高温高圧条件は、放射性原子炉炉心によって放出された熱により保持される。様々な異常事象シナリオにおいて、この放射性は急速に増加し、場合によってはその後一次冷却材の圧力及び温度の急速かつ制御不能な増大に至る可能性がある。例えば、「ヒートシンク事象の喪失」の際には、二次冷却材の蒸気発生器への流れが不足し、二次冷却材によって与えられたヒートシンクの喪失に至る。緊急停止の失敗では、制御棒装置は、制御棒が迅速な操業停止を与えるように「緊急停止」することができない、すなわち、放出されて炉心に入る場合があるように毀損される。緊急停止の失敗が即時の炉心の過熱を生じさせることはないと思われるが、この安全装置の喪失は、典型的には原子炉の迅速な操業停止を必要とする。冷却材流出事故（ＬＯＣＡ）の際には、圧力容器の破裂により、一次冷却材のいくらかが圧力容器から加圧下で放出される可能性がある。放出された一次冷却材は、通常、圧力容器の外側で蒸気として膨張する。ＬＯＣＡは、放射線の放出の可能性、蒸気の放出などの多数の潜在的な安全性の問題をもたらす。原子炉を減圧したときの冷却材の損失は、炉心を冷却するのには不十分な冷却材しか原子炉容器に残らない状況をもたらしかねない。生じた燃料損傷により、燃料と共に含有される核分裂生成物が放出される。
【０００６】
このような懸念を考慮すると、ＰＷＲは、典型的には、ＬＯＣＡの際における一次冷却材の放出を収容するための外部格納構造を有する。また、ＰＷＲは、典型的には、炉心の迅速な冷却をもたらし、任意の付随する圧力増加を抑制し、そして放出された一次冷却材蒸気を奪回することによって異常な状況に対応するように設計される関連エネルギー炉心冷却系統（ＥＣＣＳ）も有する。このＥＣＣＳは、二重安全的に作動するはずである。しかしながら、ヒートシンクの喪失、緊急停止の失敗又はＬＯＣＡなどの広範囲な潜在的異常状態にわたって二重安全操作を提供するようにＥＣＣＳを設計することは困難である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１号明細書
【特許文献２】米国特許出願公開第２０１０／０３１６１７７号明細書
【特許文献３】国際公開第２０１０／１４４５６３号パンフレット
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
ここで開示するのは、当業者であれば以下を読むことで明確になるであろう様々な利益を与える改善である。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
概略
本発明の一態様では、装置は、原子炉炉心及び一次冷却水を含む圧力容器を備える加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を含む。この圧力容器は、蒸気泡を含有し、かつ、少なくとも１個の蒸気圧制御装置を有する内部加圧器容量を画定する。格納構造がＰＷＲを取り囲んでいる。該格納構造の外側には、外部ヒートシンクが配置されている。格納構造の内部には冷却器が配置されており、該冷却器は、外部ヒートシンクに動作可能に連結されている。１個以上の弁を備える弁組立体は、冷却器が熱を外部ヒートシンクに排除しつつ蒸気泡からの蒸気を凝縮し、そして凝縮水をＰＷＲに戻すように、異常な操作シグナルに応答してＰＷＲを冷却器に動作可能に連結する。
【００１０】
本発明の別の態様では、方法は、格納構造内に配置されたＰＷＲを作動させ、ここで、該ＰＷＲは、原子炉炉心と、一次冷却水と、内部圧力調節用の蒸気泡とを含有する圧力容器を備え；そして、異常な作動シグナルに応じて、該蒸気泡からの蒸気を、該格納容器の外側に配置された外部ヒートシンクに熱を排除しつつ凝縮するように、該ＰＷＲに該格納構造内に配置された冷却器を動作可能に連結することを含む緊急炉心冷却プロセスを実施することを含む。このような方法では、冷却器の入口は、作動中には蒸気泡に連結されており、異常な作動シグナルに応じた動作連結は、冷却器の出口をＰＷＲに連結させて凝縮水をＰＷＲに戻すことを含む。このような方法では、動作連結後で、かつ、圧力限界値よりも低く減少する圧力容器内の圧力に応答して、冷却器の出口を、格納構造の内部に配置された水貯蔵タンクに排出するスパージャーに連結させる。
【００１１】
本発明の別の態様では、方法は、格納構造内に配置されたＰＷＲを作動させ、ここで、該ＰＷＲは、原子炉炉心と、一次冷却水と、内部圧力調節用の蒸気泡とを含有する圧力容器を備え；中性子毒が溶解した水を含有するクエンチタンクをＰＷＲに動作的に連結させ、それによって該蒸気泡が該クエンチタンクを加圧して中性子毒が溶解した水を該ＰＷＲに排出させることを含む緊急炉心冷却プロセスを実施することを含む。このような方法では、溶解した中性子毒は、可溶性硼素化合物を含む。このような方法では、該操作が該原子炉炉心と該一次冷却水とを含む前記圧力容器を備えるＰＷＲを操作することを含み、その際、該一次冷却水が溶解した中性子毒を含まない。
【００１２】
本発明の別の態様では、装置は、原子炉炉心と、一次冷却水と、圧力調節用蒸気泡とを含む圧力容器を備えるＰＷＲ；中性子毒が溶解した水を含有するクエンチタンク；該蒸気泡を該クエンチタンクに選択的に連結させて該クエンチタンクを加圧する弁付きタンク加圧路；及び該蒸気泡からの圧力下で、該クエンチタンクが、中性子毒が熔解した水を該ＰＷＲに排出するように該クエンチタンクを該ＰＷＲに選択的に連結する弁付き可溶性毒供給路を備える。
【００１３】
本発明の別の態様では、装置は、原子炉炉心及び一次冷却水を含む圧力容器を備えるＰＷＲであって、該圧力容器が蒸気泡を含む内部加圧器容量を画定し、かつ、少なくとも１個の蒸気圧制御装置を有するもの；該ＰＷＲを取り囲む格納構造；該格納構造の外側に配置される外部ヒートシンク；該格納構造の内部に配置され、かつ、該外部ヒートシンクと動作可能に連結される少なくとも１個の冷却器；及び１個以上の弁を備える弁組立体を備え、該弁組立体は、（１）該少なくとも１個の冷却器を該ＰＷＲと動作可能に連結させて該蒸気の泡からの蒸気を凝縮させ、そしてこの凝縮水を該ＰＷＲに戻すことによってヒートシンク事象の喪失に対応し、（２）該少なくとも１個の冷却器を該ＰＷＲと動作可能に連結させて該蒸気の泡からの蒸気を凝縮させ、そしてこの凝縮水を該ＰＷＲに戻すことによって冷却材流出事故（ＬＯＣＡ）に対応するように構成される。
【００１４】
図面の詳細な説明
本発明は、様々な部品及び部品の配置並びに様々なプロセス操作及びプロセス操作の配列の形態をとることができる。以下の図面は、好ましい実施形態を例示する目的でしかなく、本発明を限定するものと解釈されるべきではない。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】図１は、例示の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）と共に、その関連する格納構造及びその関連するエネルギー炉心冷却系統（ＥＣＣＳ）の概略図を図式的に示す。
【図２】図２は、図１のＥＣＣＳのさらに詳細な概略図を図式的に示す。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
好ましい実施形態の詳細な説明
図１を参照すると、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）型の例示原子炉１０は、圧力容器１２を備え、該圧力容器は、例示実施形態では、一般に、垂直に取り付けられた円筒型容器である。圧力容器１２の内部にあるＰＷＲの選択された部品を幻影で（すなわち点線で）図式的に示している。圧力容器１２の下部には原子炉炉心１４が配置されている。この炉心１４は、好適なマトリックス材料中に大量の核分裂性材料、核分裂性235Ｕ同位体に富む酸化ウラン（ＵＯ2）を含有する材料を含む。典型的な構成では、核分裂性材料は、炉心バスケット内に配置される「燃料棒」として配置される。圧力容器１２は、サブクール状態の一次冷却水（典型的には軽水、すなわちＨ2Ｏだが、重水、すなわちＤ2Ｏも考えられる）を含有する。
【００１７】
炉心１４上には制御棒装置１６が取り付けられており、該制御棒装置は、制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）ユニットと、炉心１４に制御棒を正確かつ制御可能に挿入する又は炉心１４から制御棒を正確かつ制御可能に取り出すように構成された制御棒ガイド構造とを備える。例示制御棒装置１６は、圧力容器１２の内部に配置される内部ＣＲＤＭユニットを使用する。好適な内部ＣＲＤＭ設計のいくつかの実例としては、Ｓｔａｍｂａｕｇｈ外，「原子炉用の制御棒駆動機構」、２０１０年１２月１６日に公開された米国特許出願公開第２０１０／０３１６１７７  Ａ１号（引用によりその全体を援用する）；及びＳｔａｍｂａｕｇｈ外，「原子炉用の制御棒駆動機構」、２０１０年１２月１６日に公開されたＷＯ２０１０／１４４５６３Ａ１号（引用によりその全体を援用する）が挙げられる。一般に、制御棒は中性子吸収性材料を含有し、その反応性は、制御棒を取り出すことによって増加し、又は制御棒を挿入することによって減少する。いわゆる「グレイ」制御棒は、反応性を徐々に調節するように連続的に調節できる。いわゆる「シャットダウン」制御棒は、実現可能な程度に迅速に炉心に挿入されて緊急事象の際に核反応をシャットダウンするように設計されている。また、様々なハイブリッド制御棒設計も知られている。例えば、グレイ棒は、制御棒が炉心１４に入り、それによってシャットダウン棒機能を実行するように、緊急の際に制御棒を解放するための機構を備えることができる。
【００１８】
例示のＰＷＲ１０は一体型ＰＷＲであり、これは、圧力容器１２内部に配置された内部蒸気発生器１８を備える。例示の構成では、円筒形圧力容器１２の内部に円筒形ライザー２０が同軸に配置されている。ライザー２０は、制御棒装置１６を取り囲み、かつ、上方に延在し、それによって、原子炉炉心１４を作動させることによって加熱された一次冷却水が円筒形ライザー２０を通って圧力容器の頂部の方向に上方に上昇し、その際、一次冷却水は、排出し、流れの方向を逆転させ、そして円筒形ライザー２０と圧力容器１２の円筒形壁と間に画定される外側アニュラスを介して下方向に流れる。この循環は、一次冷却材の炉心加熱及びその後の冷却によって生じる自然循環とすることができ、或いは、この循環は一次冷却材ポンプ（図示しない）によって補助され又は生じ得る。例示の蒸気発生器１８は、円筒形ライザー２０と圧力容器１２の円筒形壁との間に画定される外側アニュラスに配置される環状蒸気発生器である。垂直に、例示蒸気発生器１８の下端が制御棒装置１６に部分的に重複し、そして蒸気発生器１８は円筒形ライザー２０の頂部付近に上方に延在する。蒸気発生器は、一次冷却材を下方に流し、かつ、二次冷却材を上方に流すための、独立だが隣接した流路を与える。二次冷却材は、給水入口２２で入り、蒸気発生器１８を通じて上方に流れ、そこで該二次冷却材は、隣接する下方への流れによって加熱されて蒸気に変換され、そしてこの蒸気は蒸気出口２４で排出される。
【００１９】
図１は、蒸気発生器の詳細な構造を示していない。典型的には、蒸気発生器は、蒸気発生器管及び該管を収容しそれによって互いに流体隔離状態となる２つの隣接流離を与える周囲容量部（すなわち「シェル」）を備える。いくつかの実施形態では、一次冷却材は蒸気発生器管に下方向に流れる（すなわち、「管側」）のに対し、二次冷却材は周囲容量部に上方向に流れる（すなわち、「シェル側」）。他の実施形態では、一次冷却材は周囲容量部に下方に流れる（シェル側）のに対し、二次冷却材は蒸気発生器管に上方向に流れる（管側）。いずれの構成でも、蒸気発生器管は、様々な形態、例えば垂直直管（直管貫流蒸気発生器又は「ＯＴＳＧ」と呼ばれる場合もある）、円筒形ライザー２０を包囲するらせん管（そのいくつかの実施形態が、実例として、Ｔｈｏｍｅ外，「Ｉｎｔｅｇｒａｌ  Ｈｅｌｉｃａｌ  Ｃｏｉｌ  Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ」、２０１０年１２月１６日に公開された米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１  Ａ１（引用によりその全体を援用する）に記載されている）などを有することができる。
【００２０】
図１において、例示ＰＷＲ１０は、低い位置、すなわち、蒸気発生器１８の底部付近に位置した蒸気出口２４を有することが注目される。しかし、二次冷却材は、該二次冷却材が蒸気発生器１８に上方向に流れるときに蒸気に変換されるため、蒸気発生器１８の頂部付近には最も熱い蒸気が存在することが予想される。上記例示の低い位置に設置された蒸気出口２４の配置は、蒸気発生器１８と圧力容器１２の円筒形壁との間に配置される環状蒸気ジャケット（図示しない）の存在を反映している。この蒸気ジャケットアプローチは任意であるが、ただし、温度安定性を維持するために外部表面に高い温度を与えるという利点を有する。別の実施形態では、蒸気ジャケットは省略され、蒸気出口は、蒸気発生器１８の頂部に又はその付近に位置する。
【００２１】
例示ＰＷＲ１０は、圧力容器１２の内部に配置される蒸気発生器１８を備える一体型ＰＷＲである。他の実施形態では、ＰＷＲは一体型ＰＷＲではない。むしろ、蒸気発生器は外部に位置する。これらの実施形態では、給水入口２２及び蒸気出口２４は、好適には、一次冷却水を圧力容器から外部蒸気発生器を介して圧力容器に流す高圧力容器貫通部で置き換えられる。さらに、目的の一体型ＰＷＲ設計は、蒸気発生器を圧力容器内の様々な位置、例えば炉心を部分的に取り囲む位置に設置することができ、或いは円筒形ライザー内部などに配置できる。
【００２２】
圧力容器１２は、ＰＷＲが操作可能な場合、一次冷却水を過冷却状態で含有する密閉容量を決める。このような目的で、ＰＷＲは、圧力容器１２の頂部に配置される内部加圧器容量３０を備える。内部加圧器容量３０は、蒸気泡容量であってその圧力が圧力容器１２内における一次冷却水の圧力を制御するものを含む。少なくとも１個の蒸気圧制御装置が内部加圧器容量３０内の蒸気泡の圧力を調節又は制御するために設けられる。例示として、蒸気圧制御システム又は装置は、蒸気を加熱して圧力を上昇させる加熱器３２（例えば、１個以上の抵抗加熱器）及び／又は冷水若しくは蒸気を蒸気泡に注入して圧力を減少させるスパージャー３４を備えることができる。バッフル板３６は、内部加圧器容量３０を圧力容器１０の密閉容量の残りから分離する。例示として、いくつかの実施形態では、圧力容器１２の密閉容量内における一次冷却材の圧力は約２０００ｐｓｉａの圧力であり、約３００℃（炉心１４に流入する直前のコールドレグ）〜３２０℃（炉心１４から排出する直前のホットレグ）の温度である。これらは、単に例示のサブクール条件であり、様々な他の操作圧力及び温度も想定される。
【００２３】
引き続き図１を参照すると、ＰＷＲ１０は、格納構造４０内に配置され、該格納構造は、例示として、コンクリート、スチール、スチール強化コンクリートその他の構造を含むことができる。格納構造４０は、冷却材流出事故（ＬＯＣＡ）の事象の際にＰＷＲ１０からの一次冷却水の任意の放出を含むことを目的とする。いくつかの実施形態では、格納構造４０は、部分的に又は完全に地下にあることができる。例示実施形態では、少なくとも、格納構造の堤防４２が埋められ、原子炉炉心１４を含めたＰＷＲ１０の下部がこの堤防４２内に存在する。
【００２４】
また、図１は、ＬＯＣＡ、ヒートシンク事象の喪失、又は緊急停止の失敗といった様々な異常操作条件を修正するように構成されたエネルギー炉心冷却系統（ＥＣＣＳ）を概略的に示している。ＥＣＣＳは、格納容器４０内部に配置される貯水タンク５０を備える。また、また、貯水タンク５０は、燃料補給貯水タンク（随意に、ＰＷＲ１０の連量補給中における追加一次冷却水源として使用できるため）又は原子炉貯水タンクと呼ばれる場合もある。また、ここでは、貯水タンク５０を頭文字で「ＲＷＳＴ」５０ともいう。
【００２５】
図１、さらに図２を参照すると、ＥＣＣＳは、弁と、ＲＷＳＴ５０及びＥＣＣＳの様々な部品を互いに及び／又はＰＷＲ１０と選択的に相互接続させるための配管とを備える弁組立体も備える。図１は、例示ＥＣＣＳ実施形態の概略図であり、そのＰＷＲ１０との相互接続が強調されている。図２は、随意に包含できるいくつかの追加の特徴を示す図１のＥＣＣＳのさらに詳細な概略図を示す。図１及び図２の両方は、好ましい実施形態を例示する目的でＥＣＣＳの概略図を示していることを理解すべきであり、また、さらに追加の又は代わりの特徴も適用政府規制などの考慮に基づき包含され得ることを理解すべきである。
【００２６】
説明する例示ＥＣＣＳ実施形態では、次の技術用語を使用する。「ノーマルオープン」又は「ノーマルクローズ」などの用語は、ＰＷＲ１０の通常の操作の間におけるその本来の目的（例えば、原子力発電所の場合には電力を発生させる目的）のための、弁その他の部材の通常の条件又は状態を指す「異常動作シグナル」などの用語は、ＰＷＲ動作のある種の測定基準又は様相が通常のＰＷＲ作動スペースの外側に逸脱したことを示すセンサーその他の装置により生じたシグナルを指す。例示として、異常動作シグナルは低い原子炉水位シグナルを含むことができ、或いは、異常動作シグナルは高い原子炉圧力シグナルを含むことができる。低い原子炉水位シグナルはＬＯＣＡを示すことができるのに対し、高い原子炉圧力シグナルは、ＬＯＣＡ又はヒートシンク事象の喪失を示すことができる。典型的には、異常動作シグナル（又はこのようなシグナルの組合せ）は、警報音、視覚警報その他の警告を自動的に始動させて操作者に逸脱を知らせる、及び／又はＥＣＣＳによる自動化応答を始動させる。いくつかの場合及びいくつかの実施形態では、原子炉操作者は、自動ＥＣＣＳ応答を無効にする又はキャンセルすることができる場合がある。いくつかの場合及びいくつかの実施形態では、異常動作シグナルに対するＥＣＣＳ応答又はこのようなシグナルの組合せは、原子炉操作者により手作業で開始できる。
【００２７】
自動警報作動及び／又は自動ＥＣＣＳ応答を可能にするために、ＥＣＣＳ制御回路５４が設けられている。図１及び２において、ＥＣＣＳ制御回路５４を図式的に示している。しかしながら、ＥＣＣＳ制御回路５４が、異常状態を検出し、対応する異常動作シグナルを生じさせ、視覚警報及び／又は警報音を作動させ、そして好適な弁の開放、弁の閉鎖などを実行して、検出された異常条件に応答して好適な緊急炉心冷却操作を実施するために好適な電気機器、アナログ及び／又はデジタル回路、デジタルプロセッサー又はデジタル制御集積回路（ＩＣ）チップなどを好適なセンサー装置と共に備えることを理解すべきである。使用できるいくつかのセンサーとしては、異常に高い原子炉圧力を検出し、そして高い原子炉圧力シグナルを生じさせるための圧力センサー；圧力容器１２内における一次冷却水の低いレベルを検出し、そして低い原子炉水位シグナルを生じさせるための水位センサー；原子炉炉心１４の異常に高い温度を検出するための炉心温度などが挙げられる。
【００２８】
任意に、ＥＣＣＳ制御回路５４は、受け取った異常動作シグナルを処理し、そして好適な警報を生じさせる及び／又はＥＣＣＳが好適な自動応答を実行するようにプログラムされた、そうでなければそのように構成されたコンピュータ、マイクロコントローラその他のデジタル処理装置の形の処理機能を含むことができる。いくつかの実施形態では、ＥＣＣＳ制御回路５４は、好適な応答を決定する際に所定の推測をすることができ、例えば、低い原子炉水位シグナル及び低い原子炉圧力シグナルの組合せはＬＯＣＡを示すように推測できるのに対し、高い原子炉圧力シグナルは、ヒートシンク事象の喪失を示すように推測できる。自動ＥＣＣＳ応答を設ける実施形態では、ＥＣＣＳ制御回路５４は、好適には、選択された弁を開く又は閉じるための作動ラインを備える。作動ラインは、典型的にはワイヤーその他の導電体であるが、圧縮空気ラインといった他のタイプの作動も想定される。
【００２９】
ＥＣＣＳによって修正されるべき数種の異常事象は、ＰＷＲ１０内の圧力増加を伴う。例えば、ヒートシンク事象の喪失（例えば、蒸気発生器１８の給水入口２２への給水流れの喪失によって生じる）は、続いてＰＷＲ１０内部の圧力を増加させる熱を発生させる。同様に、ＬＯＣＡも加熱及び圧力増加に至る。ＰＷＲ１０の制御不能な又は過剰の圧力増加は、圧力容器１２の密閉完全性を損ない、かつ、一次冷却水を高い圧力の蒸気の状態で逃すことになる可能性があるため、問題となる。
【００３０】
ＰＷＲ１０における圧力増加を制御するために、冷却器６０が格納構造４０内に設けられている。冷却器６０は、高い圧力で作動するように設計されている。弁組立体は、ＰＷＲ１０の内部加圧器容量３０内の蒸気泡と高圧冷却器６０の冷却器入口６４とをつなげる蒸気ライン６２を備える。好適には、蒸気ライン６２と内部加圧器容量３０内の蒸気泡とをつなげるために圧力容器１２内の蒸気ベント容器貫通部６６が設けられる。また、冷却器６０は、冷却器出口６８も有し、そこから冷却蒸気、凝縮水又は冷却蒸気／水混合物を流す。二重安全操作を与えるために、冷却器６０は、好適には、冷却器入口６４で入った蒸気から、格納構造４０の外側に配置された外部ヒートシンク７０に排熱するパッシブ熱交換器である。
【００３１】
冷却器６０は、好適には、シェル（詳細は示さない）によって取り囲まれた管を有する「貫流」デザインのものである。好適な一実施形態では、ＰＷＲ１０の内部加圧器容量３０からの蒸気は管側で流れ、外部ヒートシンク７０からの水はシェル側で流れる。しかし、蒸気がシェル側で流れ、外部ヒートシンク７０からの水が管側で流れる逆の構成も想定される。いずれの場合も、外部ヒートシンク７０からの液体水は、第１パイプ７２を介して冷却器６０に流れ、そこで、蒸気からの熱が外部ヒートシンク７０から冷却水に移り、冷却水を沸騰又は蒸発させる。外部ヒートシンク７０から得られた水（この場合、蒸気相又は蒸気／水混合相の状態）は、第２パイプ７４を介して外部ヒートシンク７０に流れる。パイプ７２、７４内における外部ヒートシンク７０からの水／蒸気の流れは、重力及び流入水と流出蒸気又は混合蒸気／水との密度差によってもたらされる。例示実施形態では、パイプ７２、７４は、外部ヒートシンク側に、外部ヒートシンク７０内の水と流体連通した開放端を有するため、外部ヒートシンク７０からの水が第１パイプ７２に流入し、そして水／蒸気混合物が第２パイプ７４から外部ヒートシンク７０に排出される。しかしながら、別の実施形態では、パイプ７２、７４の開放端は、外部ヒートシンク７０内に配置される熱交換器連結器（図示しない）で置き換えられ、第２パイプ７４からの蒸気／水混合物が再度水に凝縮し（既に述べたように熱を外部ヒートシンク７０に退ける）、そして再凝縮水が再度第１パイプ７２に流入する密閉再循環路を形成する。
【００３２】
外部ヒートシンク７０は、好適には、自然池又は人工池、湖、プールなどの、格納構造４０の外部に配置された水域である。また、このような外部ヒートシンク７０を「最終」ヒートシンクと呼ぶ場合もある。いくつかの実施形態では、外部ヒートシンク７０は、原子炉設備その他の構造又は格納体内に位置する。外部ヒートシンクの水量は、高圧冷却器６０を長期間操作するのに十分なものとすべきである。例えば、いくつかの予定される実施形態では、外部ヒートシンク７０は、冷却器６０の７２時間連続操作に十分な水量を有するように設計される。図２に図示されるように、外部ヒートシンク７０は、随意に他の水源につなげるための（例えば、補給水を外部ヒートシンク７０に供給して冷却器６０の操作期間をさらに延長するための）設備７６、及び／又は冷却器６０から最終ヒートシンク７０に除去された熱によって生じる場合がある任意の蒸気を放出するためのベント７８などの追加の特徴を備えることができる。外部ヒートシンク７０が開いた水域である場合、或いはそうでなければ十分な露出表面積を有する場合には、ベント７８は、好適には省略されることに注意すべきである。
【００３３】
冷却器６０は、蒸気管６２により圧力容器１２内の蒸気ベント容器貫通部６６と連結されるところ、該管は、好適な実施形態では３インチ（７．６ｃｍ）の貫通であるが、他のサイズの貫通も考えられる。図２に示すように、蒸気管６２には、冷却器６６の設計限界を超過するいかなる圧力も軽減するように、随意に高圧ベント８０も連結される。遮断弁Ｖ１は、メンテナンスや修理の間に容器貫通部６６から冷却器を分離することができる。いくつかの実施形態では、遮断弁Ｖ１はノーマルオープンであり、かつ、異常事象に対するＥＣＣＳ応答の際には開いたままである。ノーマルオープンの遮断弁Ｖ１により、冷却器６６がＰＷＲの通常操作中に高圧下の状態になるという結果になる。
【００３４】
しかしながら、冷却器６０の出口６８に連結された弁Ｖ２はノーマルクローズである。ＥＣＣＳ応答が冷却器６０の操作を指示する場合には、弁Ｖ２を開いて、内部加圧器容量３０内の蒸気泡から冷却器６０への流れを可能にし、そして凝縮水を、開いた弁Ｖ２を介して、圧力容器１２の容器貫通部８４に供給する原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２に流すことを可能にする。これは、流れ回路を完成させ、かつ、凝縮水を再度ＰＷＲに流すことを可能にする。図１に示すように、いくつかの実施形態では、冷却器出口６８から出る気体窒素（Ｎ2）又は気体酸素（Ｏ2）を捕集して、これらのガスが圧力容器１２に入らないようにするためにガス捕集部８６が設けられている。
【００３５】
図２に示すように、原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２上には（又は、より一般的には、弁Ｖ２と直列に）、圧力容器１２から弁組立体への一次冷却水の逆流を防ぐために逆止弁Ｖ３を備えることができる。また、各種弁Ｖ２、Ｖ３は、図２に示すように余剰性を有することもでき、また、弁Ｖ２は、図２に示すようにノーマルオープン遮断弁を備えることもできる。さらに図２に示すように、原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２及び容器貫通部８４は、ＰＷＲの通常操作中に補給水を供給するために使用できる原子炉冷却材インベントリー供給ライン８８のための圧力容器１２に対する入口としての役割を果たすこともできる。単一の容器貫通部８４は、弁組立体部材Ｖ２、Ｖ３と共に、これらの複数の機能のための入口となるが、別法として、２個以上の容器貫通部を備えてもよく、及び／又は複数の重複する容器貫通部を所定の機能のために備えることができる。
【００３６】
冷却器６０は、様々なタイプの異常事象、例えばＬＯＣＡ又はヒートシンク事象の喪失に応答する際に使用できる。好適なアプローチでは、ＥＣＣＳ制御回路５４が弁Ｖ２を開いて、低い原子炉水位シグナル、高い原子炉圧力シグナル又は低い原子炉水位シグナルと高い原子炉圧力シグナルの両方の組合せに応答して冷却器６０の操作を開始させる。低い原子炉水位シグナル（それに付随する低い原子炉圧力シグナルあり又はなし）は、ＬＯＣＡを示すのに対し、低い原子炉水位シグナルが付随しない高い原子炉圧力シグナルは、ＬＯＣＡ以外の異常事象、例えばヒートシンク事象の喪失を示す。したがって、ＬＯＣＡ又はヒートシンク事象の喪失のいずれかに対応するために同じ冷却器６０が使用される。
【００３７】
ヒートシンク事象の喪失又はＬＯＣＡ以外の他の異常事象は、低い原子炉水位シグナルが付随しない高い原子炉圧力シグナルによって示される。このような場合、主たる懸念は、圧力容器１２の過大加圧である。このような目的で、弁Ｖ２を開いて冷却器６０の操作を開始させることが十分な迅速対応であると予想される。
【００３８】
これに対し、ＬＯＣＡの場合には、圧力容器１２からの一次冷却水の喪失があり、炉心１４の露出を生じさせる可能性がある。したがって、ＬＯＣＡ対応には、弁Ｖ２を開いて冷却器６０の操作を開始させることのみならず、冷却材を圧力容器１２に添加することのできる状態を迅速にもたらすことも必要とされる。後者を実現するためには、補給水をＲＷＳＴ５０から圧力容器１２に流入させることができるように圧力容器１２内の圧力を可能な限り迅速に低下させることが望ましい。
【００３９】
冷却器６０は、入口６４に入る蒸気が熱い場合（これは、典型的には高圧下での蒸気に相当する）に十分に作動する。このような熱い蒸気について、外部ヒートシンク７０から冷却器６０に流入する水との温度差が大きいため、熱が外部ヒートシンク７０に十分に逃げることになる。しかし、圧力が減少すると（典型的には、より冷たい蒸気に相当する）、冷却器６０の効率が減少するため、圧力の減少は、時間に応じて長い低圧「テール」と共に指数関数的である。この緩やかな後期減圧は、ＬＯＣＡに対応する際には不利である。というのは、これは、補給水をＲＷＳＴ５０から圧力容器１２に流入させることができる状態を達成することを遅らせるからである。
【００４０】
したがって、ＬＯＣＡに対応する場合、冷却器６０は、圧力容器１２内の圧力が予め選択された圧力限界値よりも低く減少するまで、ヒートシンク事象の喪失に対する応答又は他の非ＬＯＣＡ事象と同様に作動する。圧力限界値が解除されると、低圧通気弁Ｖ４が開いて、冷却器出口６８とＲＷＳＴ５０に流入するスパージャー９０とがつながる。図２に示すように、低圧通気弁Ｖ４は、空気作動弁（再開）、続いて爆破弁（非再開）が連続的に配置された２個の重複路を備える複合弁又は部分組立弁とすることができる。低圧通気弁Ｖ４及びスパージャー９０を備える通気路は、ＲＷＳＴ５０からの補給水の流れを開始させるのに十分なほど原子炉を減圧させるように形成される。例示の構成では、低圧通気弁Ｖ４及びスパージャー９０を備える通気管路は、弁Ｖ２、Ｖ３を備える凝縮物帰還路、原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２及び容器貫通部８４と並行に配置される。すなわち、冷却器６０は、スパージャー９０が減圧を加速する間に作動し続ける。
【００４１】
原子炉がスパージャー９０の作用により十分に減圧されたら、弁Ｖ５が開いて水をＲＷＳＴ５０から原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２及び容器貫通部８４に流し、ＬＯＣＡで失われた一次冷却水を補うために補給水を供給する。図２に示すように、弁Ｖ５は、重複性を有することができるのみならず、ノーマルオープン遮断弁を備えることもできる。好適な実施形態では、弁Ｖ５は、低圧通気弁Ｖ４及びスパージャー９０と同時に作動する平行爆破弁を備える。さらに図２に示すように、圧力容器１２からＲＷＳＴ５０への一次冷却水の逆流を防ぐために弁Ｖ５を逆止弁Ｖ６（また、これは、図２に示すように重複性を備えることができる）と並行に設置できる。弁Ｖ５、Ｖ６を介したＲＷＳＴ５０から圧力容器１２への水の流れ、原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２及び容器貫通部８４への水の流れは、原子炉圧力が格納構造４０内の圧力と、ＲＷＳＴ５０における水位によって与えられる重力ヘッドの圧力との合計未満である場合に開始する。このような目的で、ＲＷＳＴ５０は、好ましくは、格納構造４０内の上昇した位置に設置される。
【００４２】
いくつかのＬＯＣＡでは、ＲＷＳＴ５０の水容量は、炉心１４が沈められたままであることを確保するのには不十分な場合がある。例えば、下部フランジ又は下部垂直位置でのパイプ破損により始まるＬＯＣＡにより、原子炉の空洞から大量の一次冷却水が流出することになる場合がある。このような場合には、外部水入口１００により、弁Ｖ７を介して追加の水が供給される。図２から分かるように、この追加水入口は、原子炉冷却材補給ライン８２に逆止弁Ｖ６の上流の個所で流れ込むはずである。水入口１００が、市販の給水又は他の非ろ過水源とつながっている場合には、水入口１００は、粒状物が圧力容器１２に入らないことを確実にするためにスクリーン又は他のフィルターを備えることができる（同様に、ＲＷＳＴ５０由来の水を原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２に流入する前に清浄化するためにスクリーン又はフィルター１０２を設けることもできる）。図２に示すように、弁Ｖ７は、重複性を有するのみならず、ノーマルオープン遮断弁を備えることもできる。図２には示していないが、水入口１００に供給される給水は、ＰＷＲの正常操作中に補給水を供給する原子炉冷却材インベントリー供給ライン８８と同じものであることができる。
【００４３】
図２を参照すると、いくつかの実施形態では、入手可能なスパージャー９０を蒸気又は混合水／蒸気を再度外部ヒートシンク７０に流す第２パイプ７４用のベントとしても使用できる。このような目的で、第２パイプ７４からスパージャー９０への連結を示すために、図２では連結部１０４を図示している。弁Ｖ８は、好適には、第２パイプ７４内の圧力が通気限界圧力を超えた場合に開くように構成されている。連結部１０４及び弁Ｖ８は、格納構造４０内に位置すべきである。
【００４４】
ＥＣＣＳによって修正されるべきいくつかの種類の異常事象は、ＰＷＲ１０内の圧力増加を伴わない場合がある。例えば、緊急停止の失敗は、制御棒装置１６の機能不全を伴う。緊急停止失敗の一つのタイプでは、制御棒が正確に挿入できない。これは、スクラムなしの予想遷移（ＡＴＷＳ）と呼ばれる場合もある。また、緊急停止の失敗は、例えば、初期の問題を検出するＣＲＤＭ診断により先制して特定することもできる。典型的には、緊急停止の失敗は、圧力上昇や温度上昇といった緊急の問題を生じさせるものではない。とはいえ、緊急停止の失敗は、他の種類の失敗（例えば、ＬＯＣＡ又はヒートシンク事象の喪失）に対応する能力を損なうと考えられるため、典型的には原子炉の即時閉鎖を要求する。
【００４５】
いくつかのＰＷＲシステムでは、二次反応制御源が制御量の溶解可溶性中性子毒を一次冷却水に供給するための可溶性毒物注入システムの形で設けられる。例えば、可溶性中性子毒は、五ホウ酸ナトリウム又は他の可溶性硼素化合物を含むことができる。このようなシステムでは、可溶性毒物注入システムは正常ＰＷＲ操作の間に使用され、また、正常の条件下では、一次冷却水は、制御された量の溶解ホウ素化合物その他の溶解中性子毒を含む。このようなＰＷＲシステムでは、既存の可溶性毒物注入システムは、ＥＣＣＳの部分としても使用できる。このようなシステムにおいて、緊急停止の失敗の対応は、高濃度の可溶性中性子毒を一次冷却材に供給して炉心反応性を抑えることを含む。しかしながら、ホウ素化合物などの可溶性毒を正常ＰＷＲ操作中に使用するのには不利益がある。例えば、溶解したホウ酸は腐食性であるため、いくつかのスチール表面を腐食させ、場合によっては圧力容器の密閉完全性を損なうことも考えられる。
【００４６】
図１及び２の例示システムでは、圧力容器１２内の一次冷却水は、正常ＰＷＲ操作中にホウ素化合物などの溶解中性子毒を含有しない。しかし、高濃度の可溶性中性子毒を圧力容器１２内の一次冷却水に供給して炉心反応性を抑えることによって緊急停止の失敗に対応するために可溶性中性子毒の溶液を含有するタンク１２０が設けられている。例示実施形態では、クエンチタンク１２０は、五ホウ酸ナトリウム又は他の可溶性硼素化合物の濃縮溶液を含有する緊急ホウ素タンク１２０である。しかしながら、このクエンチタンクは、一般に、別の種類の可溶性毒の溶液を含有することができる。この緊急ホウ素タンク１２０は、ＰＷＲの正常操作の際には使用されず、かつ、圧縮気体窒素（Ｎ2）タンクその他の専用圧力源を含まない。むしろ、ホウ素タンク１２０は、緊急停止失敗の事象の際に減圧を与えるために、蒸気ライン６２と弁Ｖ１０を介して連結されている。また、蒸気ライン６２は、ノーマルオープン弁Ｖ１を介して高圧冷却器６０とも連結されているため、追加の弁Ｖ１０を加えることによって緊急ホウ素タンク１２０を加圧する際の使用について既に利用可能である。また、緊急ホウ素タンク１２０は、弁Ｖ１１を介して圧力容器１２の容器貫通部８４に流れ込む原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２とも連結されている。緊急ホウ素タンク１２０と原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２の連結は、圧力容器１２からホウ素タンク１２０への一次冷却水の逆流を防ぐための逆止弁Ｖ３の上流にある。弁Ｖ１０、Ｖ１１は、図２に示すように、重複性及び／又はノーマルオープン遮断弁を有することができる。弁Ｖ１０、Ｖ１１は、ノーマルクローズである（すなわち、ＰＷＲの正常操作の間に閉鎖される）。いくつかの実施形態では、弁Ｖ１０、Ｖ１１は、それぞれ逆流を防ぐための逆止弁と直列に配置された爆破弁（非再閉鎖）を備える２個の重複（並行）路と直列に手動ノーマルオープン遮断弁を有する複合弁又は部分組立弁である。
【００４７】
ＥＣＣＳ制御回路５４が緊急停止の失敗を検出すると、弁Ｖ１０、Ｖ１１は、手動で又はＥＣＣＳ制御回路５４からの自動制御信号によって開放される。緊急停止の失敗は、典型的には、正常の操作スペースからのＰＷＲ基準又はパラメーターの即時の逸脱を伴わないため、弁Ｖ１０、Ｖ１１は、いくつかの実施形態では、好適には手動弁である。弁Ｖ１０を開くことで、内部加圧器容量３０内の蒸気泡が緊急ホウ素タンク１２０と流体連通した状態になり、緊急ホウ素タンク１２０が加圧される。緊急ホウ素タンク１２０は、好適にはＲＷＳＴ５０の上に設置される。加圧ホウ素タンク１２０と圧力容器１２内の一次冷却水との相対圧力水頭により、ホウ素溶液を、原子炉冷却材インベントリー補給ライン８２及び容器貫通部８４を介して圧力容器１２に流すことが可能になる。ＰＷＲ１０が圧力容器１２内の一次冷却水の循環を行うために一次冷却材ポンプを使用する場合には、これらのポンプは、ホウ素溶液注入プロセスの間に閉鎖すべきである（同様に、一次冷却材ポンプは、典型的には、ＬＯＣＡに対するＥＣＣＳ応答又は圧力容器１２への受動的な流れを伴う他のＥＣＣＳ応答中に閉鎖される）。好適な実施形態では、緊急ホウ素タンク１２０は、炉心１４から取り出された最も価値の高い制御棒を有するＰＷＲ１０を停止し、かつ、冷温停止状態を維持するのに十分な濃度及び容量の五ホウ酸ナトリウム水溶液を含有する。
【００４８】
図１及び２に示されたＥＣＣＳは、例示である。様々なレベルの重複性をＥＣＣＳに導入して二重安全操作を確保することができると解すべきである。例えば、いくつかの実施形態では、それぞれが自身の弁Ｖ１０、Ｖ１１を有する２個の重複緊急ホウ素タンク１２０を備える。同様に、それぞれが重複性を最大にするために自身の分離関連弁セットを有する２個の高圧冷却器６０を備えることができる。さらに、開示された部品又は態様の様々な組合せを様々な実施形態で使用できると解すべきである。例えば、ＬＯＣＡ又はヒートシンク事象の喪失に対応するために冷却器６０を設けることができると共に、緊急ホウ素タンク１２０及び弁Ｖ１０、Ｖ１１を省き、かつ、緊急停止の失敗について異なる応答機構を設けることができる。逆に、緊急停止の失敗に応答するために緊急ホウ素タンク１２０及び弁Ｖ１０、Ｖ１１を設けることができるが、ただし、ＬＯＣＡ又はヒートシンク事象の喪失に連動していることを要する。
【００４９】
さらに、緊急ホウ素タンク１２０及び弁Ｖ１０、Ｖ１１は、可溶性硼素化合物が正常ＰＷＲ操作では使用されない例示実施形態で説明されているが、緊急ホウ素タンク１２０及び弁Ｖ１０、Ｖ１１を、正常ＰＷＲ操作中に反応性制御のためにホウ素を使用するＰＷＲと併せて使用することも想定される。また、こうした他の組合せ及び変形例も想定される。
【００５０】
好ましい実施形態を例示し説明してきた。明らかに、上記詳細な説明を読みかつ理解した当業者であれば、改変及び変更を行うであろう。本発明は、このような改変及び変更が請求の範囲又はその均等の範囲内にある限りにおいて、このような改変及び変更の全てを包含するものと解釈すべきと考えられる。
【符号の説明】
【００５１】
１０  原子炉
１２  圧力容器
１４  原子炉炉心
１６  制御棒装置
１８  内部蒸気発生器
２０  ライザー
２２  給水入口
２４  蒸気出口
３０  内部加圧器容量
３２  加熱器
４０  格納構造
４２ 堤防
５０  貯水タンク
５４  ＥＣＣＳ制御回路
６０  冷却器
６２  蒸気ライン
６６  蒸気ベント容器貫通部
６８  冷却器出口
７０  外部ヒートシンク
７２  パイプ
７４  パイプ
８２  原子炉冷却材インベントリー補給ライン
８４  容器貫通部
８６  ガス捕集部
９０  スパージャー
１００  外部水入口
１０２  フィルター
１０４  連結部
１２０  クエンチタンク
【図１】
2014513280.tif 000003
【図２】
2014513280.tif 000004
【国際調査報告】
2014513280.tif 000005