(57)【要約】  密封容積部を画定する円筒状の圧力容器、円筒状の圧力容器の下方部分に配置した原子炉炉心、円筒状の圧力容器内で原子炉炉心上方に配置した１つ又は１つ超の制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）、原子炉炉心及びＣＲＤＭを包囲する環状の蒸気発生器、を含む加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が提供される。それらのＰＷＲのあるものにおいて、円筒状のライザが圧力容器の内側で且つ環状の蒸気発生器の内側に同中心に配置されて原子炉炉心及びＣＲＤＭを包囲し、蒸気発生器が、円筒状の圧力容器と円筒状のライザとにより画定される環状容積部内で円筒状の圧力容器の内側に同中心に配置される。別のそれらＰＷＲでは、蒸気発生器は円筒状の圧力容器の外側に同中心に配置され且つ圧力容器に固定される。
2014512013.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を含む装置であって、
前記加圧水型原子炉が、
密封容積部を画定する円筒状の圧力容器と、
前記円筒状の圧力容器の下方部分内に配置した原子炉炉心と、
前記円筒状の圧力容器内で原子炉炉心の上方に配置した制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）と、
前記原子炉炉心と制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）とを包囲する環状の蒸気発生器と、
を含む装置。
【請求項２】
前記圧力容器の内部で且つ前記環状の蒸気発生器の内部に同中心に配置され、前記環状の原子炉炉心及び制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）を包囲する円筒状のライザを更に含み、
前記蒸気発生器が、前記円筒状の圧力容器と円筒状のライザとにより画定される環状容積部内で前記円筒状の圧力容器の内部に同中心に配置される請求項１に記載の装置。
【請求項３】
前記環状の蒸気発生器の各管が、二次冷却水の給水口と流体連通する下端と、蒸気出口と流体連通する上端とを有する請求項２に記載の装置。
【請求項４】
前記蒸気発生器が、前記円筒状の圧力容器と同中心で且つ前記圧力容器に固定して配置される請求項１に記載の装置。
【請求項５】
前記蒸気発生器が円筒状の圧力容器と同中心に配置され、前記装置が、
蒸気発生器の各管の第１端を圧力容器内部に連結する第１の管板と、
前記各管の第２端を圧力容器内部に連結する第２の管板と、
を含み、
前記蒸気発生器の各管が前記第１及び第２の各管板を介して圧力容器の密封容積部と流体連通する請求項４に記載の装置。
【請求項６】
前記圧力容器の周囲に同中心に配置した円筒状の蒸気発生器壁を更に含み、
前記円筒状の蒸気発生器壁と、圧力容器と、前記第１及び第２の各管板との組み合わせが、前記圧力容器の密封容積部とは流体連通されない密封された二次冷却材流れ容積部を画定する請求項５に記載の装置。
【請求項７】
前記第１の管板が、制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）の上端に近位配置した環状の第１の環状の管板を含み、前記第２の管板が、原子炉炉心の下端に近位配置した第２の環状の管板を含む請求項６に記載の装置。
【請求項８】
前記圧力容器が、環状の蒸気発生器を受ける環状凹所を外側に有し、前記密封された二次冷却材流れ容積部が、円筒状の蒸気発生器壁と、前記環状凹所と、第１及び第２の各管板と、により画定される請求項６に記載の装置。
【請求項９】
前記円筒状の蒸気発生器壁と、圧力容器と、第１及び第２の各管板とが前記密封された二次冷却材流れ容積部を画定し、前記密封された二次冷却材流れ容積部が、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の運転中に圧力容器の運転圧力に少なくとも等しい内圧を保持する請求項６に記載の装置。
【請求項１０】
前記蒸気発生器の各管が直管を含み、前記環状の蒸気発生器が直管貫流式蒸気発生器（ＯＴＳＧ）である請求項６に記載の装置。
【請求項１１】
圧力容器内部の上部に配置した加圧器にして、蒸気泡容積部と、蒸気泡容積部内に蒸気を発生させるためのヒーターと、を含む加圧器を更に含み、環状の蒸気発生器が前記蒸気泡容積部を包囲しない請求項６に記載の装置。
【請求項１２】
圧力容器内部の上部に配置した加圧器にして、蒸気泡容積部と、蒸気泡容積部内に蒸気を発生させるためのヒーターと、を含む加圧器を更に含み、環状の蒸気発生器が前記蒸気泡容積部を包囲しない請求項１に記載の装置。
【請求項１３】
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を提供する方法であって、
前記加圧水型原子炉が、
一次冷却水を収納する密封容積部を画定する圧力容器と、
前記圧力容器の下方部分内に配置され且つ一次冷却水中に浸漬された原子炉炉心と、
前記円筒状の圧力容器内で原子炉炉心の上方に配置され且つ一次冷却水中に浸漬された制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）と、
前記圧力容器の外側で且つ圧力容器に固定して配置した環状の蒸気発生器にして、圧力容器の密封容積部と流体連通する端部を有する管と、前記管が配置され且つ前記圧力容器の密封容積部とは流体連通しない二次冷却水流れ容積部と、を含む蒸気発生器と、を含み、
前記方法が、
前記加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を運転して前記原子炉炉心に核反応を生じさせ、かくして一次冷却水を加熱するステップ、
前記一次冷却水を、前記圧力容器の外側における環状の蒸気発生器の各管を通しての一次冷却水下降流れを含む回路内で循環させるステップ、
二次冷却水流れ容積部を通して二次冷却水流れを上昇させ、加熱及び循環の相互作用により前記一次冷却水を蒸気に変換させるステップ、
を含む方法。
【請求項１４】
前記二次冷却水流れ容積部が、圧力容器と、前記圧力容器と蒸気発生器の各管とを包囲する環状の蒸気発生器壁により画定される請求項１３に記載の方法。
【請求項１５】
前記加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を運転するステップが、
圧力容器内部の上部位置に配置した加圧器を運転し、一次冷却水が選択された運転圧力下に維持されるよう圧力容器上部位置の蒸気泡量を調節するステップを含む請求項１３に記載の方法。
【請求項１６】
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を含む装置であって、
前記加圧水型原子炉が、
一次冷却水を収納する密封容積部を画定する圧力容器と、
前記圧力容器の下方部分内に配置され且つ一次冷却水中に浸漬された原子炉炉心と、
前記圧力容器内で原子炉炉心の上方に配置した制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）にして、前記一次冷却水中に浸漬された制御棒駆動機構と、
前記圧力容器の外側で且つ圧力容器に固定して配置した環状の蒸気発生器にして、圧力容器の密封容積部と流体連通する端部を有する管と、前記圧力容器と共に、前記管を収納し且つ圧力容器の密封容積部とは流体連通されない二次冷却水流れ容積部を画定する環状の壁と、
二次冷却水流れ容積部と流体連通する給水口及び蒸気出口と、
を含む装置。
【請求項１７】
前記環状の蒸気発生器が原子炉炉心を包囲し且つ制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）を包囲する請求項１６に記載の装置。
【請求項１８】
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が、
圧力容器内の上部位置に配置された加圧器にして、蒸気泡容積部と、前記蒸気泡容積部内に蒸気を発生させるためのヒーターとを含む加圧器を更に含み、前記環状の蒸気発生器が前記蒸気泡容積部を包囲しない請求項１７に記載の装置。
【請求項１９】
前記環状の蒸気発生器の各管の上端を圧力容器の密封容積部に連結する入口側の管シートと、
前記環状の蒸気発生器の各管の下端を圧力容器の密封容積部に連結する出口側の管シートと、
を更に含む請求項１６に記載の装置。
【請求項２０】
前記圧力容器が、環状の蒸気発生器を受ける環状凹所を外部に有し、二次冷却水流れ容積部が環状の壁と環状凹所とにより画定される請求項１６に記載の装置。
【請求項２１】
前記蒸気発生器の各管が直管を含み、前記環状の蒸気発生器が直管貫流式蒸気発生器（ＯＴＳＧ）である請求項１６に記載の装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子炉、発電の各分野並びに関連分野に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉では、核分裂性235Ｕ同位元素に富んだ酸化ウラン（ＵＯ2）を含有する材料等の核分裂性材料塊を含む炉心を用いる。水（Ｈ2Ｏ）、重水（Ｄ2Ｏ）、あるいはそれらの混合物等の一次冷却水を炉心に流通させ、かくして炉心から奪った熱により二次冷却水を加熱して蒸気を発生させ、この蒸気をその他有益目的に使用する。発電上、蒸気は発電機のタービンを駆動するために用いられる。熱核反応炉における水は、中性子を熱中性子化させて核分裂性材料の反応性を高める中性子減速材としても作用する。機械操作式制御棒、可溶性の中性子毒による一次冷却水の化学的処理、あるいはその他等の種々の反応性制御機構により反応性及び反応による発熱を調整する。
【０００３】
加圧水型原子炉（以下、ＰＷＲとも称する）では一次冷却水は、やはり炉心に収納した密閉型圧力容器内でサブクール状態に維持される。ＰＷＲの利点の一つは、放射性の炉心を浸漬させる一次冷却水が圧力容器内に収納されることである。
【０００４】
発電上、二次冷却水が一次冷却水との熱交換状態下に流動する。炉心の熱（即ちエネルギー）は一次冷却水を介して二次冷却水に移行する。この熱が、二次冷却水を液体から蒸気に変換する。蒸気は代表的にはタービンあるいはその他の、蒸気力を実用化する力変換装置に流入する。
【０００５】
一次及び二次の各冷却水間の熱交換を提供する装置は蒸気発生器と称される。外部型蒸気発生器設計では、一次冷却水を大直径の圧力容器侵入部により圧力器から蒸気発生器内に移動させ、蒸気発生器内で二次冷却水に接近して流動させる。この方式の欠点は、一次冷却水が圧力容器外に取り出されること、及び、この目的上、圧力容器の大直径部分が侵入される点である。
【０００６】
内蔵型蒸気発生器設計の場合、蒸気発生器は圧力容器内部に位置付け（あるいは“一体化”）る。これらの“一体型ＰＷＲ”設計では、二次冷却水は内部の蒸気発生器（従って圧力容器）に流入し、そこで加熱されて蒸気となり圧力器を出る。この方式の利点は、圧力容器侵入部が代表的にはずっと小さいために一次冷却水の圧力容器外への流れが回避される点である。
【０００７】
しかしながらこの一体型ＰＷＲ方式には幾つか欠点がある。蒸気発生器を圧力容器内に配置すると圧力容器が大型化し、それが、製造コスト、移送コスト（例えば大型レール移送車、及び又は、特殊レールシステム）、現場考慮事項（例えば、原子炉格納構造の地下部分がずっと深くなる）、安全（例えば、圧力容器サイズが大型化するに従い、密封一体性の維持がより困難化する）に関わる欠点となる。安全性や一次冷却水流れ回路設計を含む種々の理由から、従来、原子炉炉心は圧力容器の底部位置あるいはその近辺に配置される。炉心で加熱された一次冷却水は冷却されるに従い圧力容器を貫いて自然に上昇する（一次回路の“ホットレッグ”）傾向を有し、次いで下方に流動して炉心に戻る（一次回路の“コールドレッグ”）。補助循環設計ではこの自然循環が一次冷却水ポンプにより促進される。内蔵型蒸気発生器は炉心の、代表的にはコールドレッグ上方に配置される。
【０００８】
そのような一体型ＰＷＲの一例は、ここでの参照によりその全体を本明細書の一部とする、２０１０年１２月１６日付で公表された、“Ｉｎｔｅｇｒａｌ  Ｈｅｌｉｃａｌ  Ｃｏｉｌ  Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ”と題する米国特許出願第２０１０／０３１６１８１Ａ１に示される。この出願には螺旋型蒸気発生器配管を用いる蒸気発生器が開示されるが、直線型（例えば垂直型）蒸気発生器配管を含むその他コイル幾何学が既知である。前記出願には、制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）をやはり圧力容器に内蔵する一体型ＰＷＲも開示されるが、外部型のＣＲＤＭ設計も既知である。内蔵型のＣＲＤＭ設計例の幾つかは、ここでの参照によりその全体を本明細書の一部とする、２０１０年１２月１６日付で公表された、“Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｒｏｄ  Ｄｒｉｖｅ  Ｍｅｃｈａｎｉｓｍ  ｆｏｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＳｔａｍｂａｕｇｈ他の米国特許出願第２０１０／０３１６１７７Ａ１、ここでの参照によりその全体を本明細書の一部とする、２０１０年１２月１６日付で公表された、“Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｒｏｄ  Ｄｒｉｖｅ  Ｍｅｃｈａｎｉｓｍ  ｆｏｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＳｔａｍｂａｕｇｈ他の国際公開ＷＯ２０１０／１４４５６３Ａ１、が含まれる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】米国特許出願第２０１０／０３１６１８１Ａ１
【特許文献２】米国特許出願第２０１０／０３１６１７７Ａ１
【特許文献３】ＷＯ２０１０／１４４５６３Ａ１
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
従来の欠点を持たない一体型の小型加圧水型原子炉を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
本発明の１様相によれば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を含む装置であって、
密封容積部を画定する円筒状の圧力容器、前記圧力容器内で原子炉炉心上方に配置した１つ又は１つ超の制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）、前記原子炉炉心及びＣＲＤＭを包囲する環状の蒸気発生器、を含む装置が提供される。それらのＰＷＲのあるものは、圧力容器内部及び環状の蒸気発生器内に、円筒状のライザが同中心状態で且つ前記原子炉炉心及び各ＣＲＤＭを包囲する状態で配置され、蒸気発生器は円筒状の圧力容器と円筒状のライザとが画定する環状容積部内で円筒状の圧力容器内部に同中心に配置される。他のそれらＰＷＲでは蒸気発生器は円筒状の圧力容器の外側に配置され且つこの圧力容器に固定される。
【００１２】
本発明の他の様相によれば、一次冷却水を収納する密封容積部を画定する圧力容器と、前記圧力容器の下方部分に配置した原子炉炉心と、前記圧力容器内で原子炉炉心上方に配置され且つ前記一次冷却水中に浸漬した制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）と、前記圧力容器の外側に配置され且つ圧力容器に固定した環状の蒸気発生器と、を含む加圧水型原子炉（ＰＷＲ）との組み合わせにおいて実施される方法が提供される。環状の蒸気発生器は、圧力容器の密封容積部と流体連通する端部を有する管と、前記管をその内部に配置する二次冷却剤流れ容積部と、を含む。二次冷却剤流れ容積部は圧力容器の密封容積部と流体連通されない。本方法は、ＰＷＲを運転して原子炉炉心における核反応を生じさせて一次冷却水を加熱し、加熱した一次冷却水を回路内で循環させるステップを含み、前記回路が、環状の蒸気発生器の各管を通しての圧力容器外側での一次冷却水の下方流れと、二次冷却材流れ容積部を貫いての二次冷却材の上方流れとを含み、前記加熱及び循環の連携により一次冷却水が蒸気に変換される。
【００１３】
本発明の他の様相によれば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）及び環状の蒸気発生器を含む装置が提供される。本ＰＷＲは、一次冷却水を収納する密封容積部を画定する圧力容器と、圧力容器の下方部分内に画定され且つ一次冷却水中に浸漬された原子炉炉心と、圧力容器内で原子炉炉心上方に配置され且つ一次冷却水中に浸漬された１つ又は１つ超の制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）とを含む。前記環状の蒸気発生器は圧力容器の外部に配置され且つ圧力容器に固定される。環状の蒸気発生器は、圧力容器の密封容積部と流体連通する端部を有する管と、前記管を含み且つ前記圧力容器の密封容積部とは流体連通されない二次冷却材流れ容積部を圧力器と共に画定する環状壁と、を含む。
【発明の効果】
【００１４】
従来の欠点を持たない一体型の小型加圧水型原子炉が提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】図１は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の斜視図である。
【図２】図２は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の断面斜視図である。
【図３】図３は、図１及び図２の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の蒸気発生器を更に詳細に示す断面図である。
【図４】図４は、蒸気発生器の各部品を取り外した状態で示す、図１及び図２の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の断面斜視図である。
【図５】図５は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の内部に蒸気発生器を配置した状態で示す、別態様における詳細断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
図１及び図２を参照するに、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）形式の原子炉が例示され、円筒状の圧力容器１０と、圧力容器１０の下方部分に配置した原子炉炉心１２とを含んでいる。圧力容器１０は、ＰＷＲの運転可能時にサブクール状態の一次冷却水を収納する密封容積部を画定する。この目的上、ＰＷＲは圧力容器１０の上部に配置した内蔵型の加圧器を含む。加圧器は、蒸気泡容積部１４と、水を加熱して蒸気泡１４を発生させるヒーター１６（ある実施例では抵抗ヒーター）とを含む。加圧器は、加圧器の容積部を、圧力容器１０の密封容積部の残余部分から分離する逸らせ板１８、蒸気泡１４の容積部内に冷却水又は蒸気を注入して減圧させるスパージャ（図示せず）及びその他等の部品をも含む。
【００１７】
１つ又は１つ超の制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）ユニット２０により上下され且つ制御棒案内構造により案内される制御棒（図示せず）により反応性が制御される。（図１及び図２に示す例ではＣＲＤＭユニット２０は１つのみが示されるが、代表的にはそれらユニットは数個、あるいは十数個、あるいは数百個であり得る）例示したＣＲＤＭユニット２０は内蔵型ＣＲＤＭユニット２０であるが、これは、ＣＲＤＭユニット２０が圧力容器１０内部で炉心１２の上方に配置されたものであることを意味する。内蔵型ＣＲＤＭ設計の好適例には、ここでの参照によりその全体を本明細書の一部とする、２０１０年１２月１６日付で公表された、“Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｒｏｄ  Ｄｒｉｖｅ  Ｍｅｃｈａｎｉｓｍ  ｆｏｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＳｔａｍｂａｕｇｈ他の米国特許出願第２０１０／０３１６１７７Ａ１、ここでの参照によりその全体を本明細書の一部とする、２０１０年１２月１６日付で公表された、“Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｒｏｄ  Ｄｒｉｖｅ  Ｍｅｃｈａｎｉｓｍ  ｆｏｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＳｔａｍｂａｕｇｈ他の国際公開ＷＯ２０１０／１４４５６３Ａ１、が含まれる。一般に、制御棒は中性子吸収材を含み、反応性は制御棒を引き抜くと増大し、制御棒を挿入すると減少する。所謂“グレイ”制御棒は反応性を漸次的に調節するべく連続調節自在である。所謂“停止”制御棒は、緊急事態に際して可能な限り素早く炉心に挿入して核反応を停止させるよう設計される。種々のハイブリッド型制御棒設計が既知である。例えば、グレイ制御棒は緊急時にこの制御棒を解放して炉心１２内に落下させ、かくして停止制御棒を機能させる機構を含み得る。
【００１８】
各制御棒を代表的な反応性制御機構として説明したが、その他の反応性制御機構を追加あるいは代替用に設け得る。例えば、あるＰＷＲ設計ではホウ酸等の可溶性の中性子毒を一次冷却水に制御量追加して反応性制御を提供させる。更に、あるいは別様には、大量のホウ酸を圧力容器中に投入して核反応を急速に停止させ得る。
【００１９】
運転時、炉心１２は一次冷却水を加熱する。加熱された一次冷却水は圧力容器１０の中央ライザ部分３０を通して上昇する。例示実施例では中央ライザ部分３０はＣＲＤＭユニット２０と制御棒案内構造とを含む。一次冷却水の上昇通路は一次冷却回路の“ホットレッグ”とも称される。
【００２０】
一次冷却水は上昇して上方プレナム３２に到達すると反転し、環状の外側部分内を下降する。一次冷却水を反転させるために色々の構造あるいは部品構成を使用できる。例示実施例では、上昇する一次冷却水が上方プレナム３２に入る手前で流れ上昇通路が流れ逸らせ板３４により減径され、逸らせ板１８が、一次冷却水流れの上昇を明確に停止させる。流れ逸らせ板３４は、この逸らせ板３４と圧力容器１０との間に、一次冷却水を循環させる原子炉内の冷却水用ポンプ３６のための半径方向空間を画定する。本構成は例示的なものであるに過ぎず、一次冷却水ポンプは一次冷却水流れ回路内のどこにでも配置し得、あるいは、例えば反応路ヘッドに脚を連結したウェットポンプを使用し得る。別態様では一次冷却水ポンプを完全に省略し、炉心１２で加熱されて上昇する一次冷却水により駆動される自然循環が利用され得る。
【００２１】
一次冷却水の下降通路は“コールドレッグ”とも称される。一次冷却水はコールドレッグ内を蒸気発生器４０を貫いて下降する。同時に、二次冷却水が給水口４２から蒸気発生器に流入し、蒸気発生器を通して一次冷却水のそれとは別の通路内を上昇する。蒸気発生器４０内では、加熱され下降する一次冷却水の熱が近位位置を上昇する二次冷却水に移行され、かくして二次冷却水は蒸気に変換され、蒸気出口４４から排出される。一次冷却水は蒸気発生器４０の下端を出て下方のヘッド部４６に入り、そこで下降流れから上昇流れへと再度反転された後、原子炉炉心１２に再流入し、かくして一次冷却水流れ回路を完結する。
【００２２】
引き続き図１及び図２を、更に図３を参照するに、蒸気発生器４０の１実施例が示され、下降する一次冷却水が蒸気発生器４０の内側管５０を流動している。図３では蒸気発生器の内側管５０は６本のみ（円筒状の圧力容器１０の軸を中心に１８０°離間する３本づつの２群）が点線で示されるが、内側管数は実質的にはもっと多い、例えば、数十あるいは数百本であり得る。図３では、内側管５０を下降する一次冷却水流れは実線矢印Ｆ一次で示される。例示した蒸気発生器４０は、内側管５０が直管であり、一次冷却水流れＦ一次が内側管を一回貫流する直管貫流式蒸気発生器（ＯＴＳＧ）である。第１（上方）管板５２が、蒸気発生器４０の内側管５０の第１（上方）端を圧力容器１０内に連結し、第２（下方）管板５４が、蒸気発生器４０の内側管５０の第２（下方）端を圧力容器１０内に連結する。蒸気発生器４０の内側管５０は第１及び第２の各管板５２、５４を夫々介して圧力容器１０の密封容積部と流体連通し、かくして一次冷却水流れＦ一次を受け、そして排出させる。換言すると、上方管板５２は圧力容器１０の密封容積部から内側管５０に入る一次冷却水流れＦ一次用の入口として作用し、他方、下方の管板５４は内側管を出て圧力容器１０の密封容積部内に戻る一次冷却水流れＦ一次用の出口として作用する。
【００２３】
二次冷却水は、圧力容器１０の周囲に同中心状態下に配置した円筒状の蒸気発生器壁６２の画定する二次冷却水流れ容積部６０を通して流動する。円筒状の蒸気発生器壁６２、圧力容器１０、そして第１及び第２の各管板５２、５４の組み合せが、圧力容器１０の密封容積部とは流体連通しない、密封された二次冷却水流れ容積部６０を画定する。二次冷却水流れＦ二次（図３では複数回屈折する点線矢印で示される）は給水口４２から二次冷却水流れ容積部６０を通して上昇する。二次冷却水流れ容積部６０は、内側管内を下降する一次冷却水流れＦ一次の熱が二次冷却水流れ容積部６０内を上昇する二次冷却水に移行することで、蒸気発生器４０の頂部に到達するまでに給水が蒸気に変換されるよう、内側管５０を包囲する（あるいは換言すれば、内側管５０が二次冷却水流れ容積部６０の内部に配置される）。例示実施例では円筒状の蒸気発生器壁６２は、そこを通して蒸気流れが下降して蒸気出口４４に戻る蒸気ジャケット６４（図３にのみ示す）を画定する外側環状部を含む。蒸気ジャケットの使用は随意的であるが、温度を安定的に維持するずっと高温の外側表面が提供される利益がある。他の実施例では蒸気ジャケット６４は省略され、蒸気発生器の頂部位置あるいはその近辺に蒸気出口が位置付けられる。
【００２４】
尚、図１〜図３を、更に図４を参照するに、図示の構成では環状の蒸気発生器４０は圧力容器１０の外側に位置付けた状態で示されるが、蒸気発生器は圧力容器１０に固定される（ある実施例では更に、圧力容器により支持される）。図４では、圧力容器から環状の蒸気発生器４０の各部品（即ち、内側管５０、環状の蒸気発生器壁６２、給水口４２、蒸気出口４４）を省いた状態での前記状況が例示される。図４に最良表示されるように、円筒状の圧力容器１０は、環状の蒸気発生器４０を受ける環状凹所７０を含む。かくして本実施例では、図１〜図３と比較するに、密封された二次冷却水流れ容積部６０は円筒状の蒸気発生器壁６２と、環状凹所７０と、第１及び第２の各管板５２、５４とにより画定される。環状凹所７０は随意的なものであって、別態様ではこれを省略し、円筒状の圧力容器１０の中心軸からもっと遠い半径位置に環状の蒸気発生器が位置付けられる。蒸気発生器を外部に配置することで、蒸気発生器４０の設置及び維持が簡略化する実質的利益がある。
【００２５】
一次冷却水流れＦ一次は代表的には二次冷却水流れＦ二次よりも実質的に高圧である。例えば、ある実施例では蒸気圧が約８２５ｐｓｉａ（絶対値での約５６８８．３ＫＰａ）である場合の圧力容器１０の密封容積部内の一次冷却水の圧力は約２０００ｐｓｉａ（絶対値での約１３７９０ＫＰａ）である。環状の蒸気発生器壁６２は、二次冷却水流れＦ二次を収納することから随意的にはもっと低い二次圧力用に設計される。しかしながら、一次冷却水流れＦ一次を搬送する内側管５０が二次冷却水流れ容積部６０の内部に配置されることから、安全考慮事項、及び又は、所轄行政庁が適用する原子力規制方針に基づき、環状の蒸気発生器壁６２はずっと高圧の一次冷却水用に設計される。その場合、環状の蒸気発生器壁６２は、内側管５０における漏洩発生に際し、圧力に従順な一次格納容器を提供する。
【００２６】
例示実施例では、環状の蒸気発生器４０は原子炉炉心１２とＣＲＤＭ２０とを包囲する。この構成により、圧力容器１０及びその外部を包囲する蒸気発生器４０のアセンブリの垂直高さが実質的に低くなる利益がある。環状の蒸気発生器４０を延長し、図１〜図４の実施例におけるように原子炉炉心１２及びＣＲＤＭ２０の両方を、垂直方向に重複する状態で包囲させることで、蒸気発生器の内側管５０の高さを、これに付随して前記圧力容器１０の高さを追加することなく高め得る。かくしてコンパクト化された一体型のＰＷＲが提供される。
【００２７】
図１〜図４に示す実施例は以下の如く要約され得る。図１〜図４に示すコンパクトな一体型原子炉の設計では蒸気発生器４０は圧力容器１０の実質上外側に位置する。例示実施例では、例示した直管の内側管５０を用いる環状の直管からなる蒸気発生器が使用される。しかしながら、螺旋型蒸気発生器管配列等のその他蒸気発生器管配列も意図され得る。図１〜図４の例示実施例では原子炉炉心１２は圧力容器１０の底部付近の中央に位置付けられる。炉心１２の直上にＣＲＤＭ案内構造２２及び内蔵式のＣＲＤＭユニット２０が配置される。随意的な流れ逸らせ板３４が、中央ライザ部分３０を上方プレナム３２に入る手前で減径させ、かくして原子炉内の随意的な冷却水用ポンプ３６用の半径方向空間が提供される。次いで、一次冷却水は上方管板５２を通過し、蒸気発生器の内側管５０を通して流動した後、下方の管板５４を出て原子炉圧力容器の下方ヘッド４６に入る。二次冷却水は１つ又は１つ超の給水口４２から入り、蒸気発生器の内側管５０の周囲を上昇し、次いで環状の降水管に流入し（即ち、図１〜図４の実施例における二次冷却水流れ容積部６０）、この降水管により蒸気出口ノズル４４に送られる。例示実施例はサブクール部分内で作動されるが、この目的上、電気ヒーター１６を用いて蒸気泡を形成し得る蒸気泡容積部１４を含む別個の加圧部分が設けられる。例示実施例では蒸気泡容積部１４は上方ヘッドにより画定される。あるいは、好適な配管で圧力容器に連結した外部加圧器（図示せず）を用い得る。
【００２８】
図１〜図４の一体型ＰＷＲについての利点は既に説明した通りである。これらの利点には、コンパクトな一体型ＰＷＲ設計であること、そして、外部の蒸気発生器４０に設置や保守あるいは補修のために容易にアクセスし得ることが含まれる。圧力容器１０の環状部分の外側に蒸気発生器４０を配置することにより原子炉の全体容積が実質的に減少する。図１〜図４に示す一体型ＰＷＲの更にその他の利点は、炉心１２及び蒸気発生器の内側管５０を更にコンパクトな幾何学において延長することで、ずっと高い熱出力を収受可能なことである。
【００２９】
図５を参照するに本発明の別態様が示され、蒸気発生器がＰＷＲの圧力容器内に配置されている。改変型の圧力容器１０’は図４に示す環状凹所７０を含まず、環状の蒸気発生器壁６２も省略されている。その代わり蒸気発生器の内側管５０は圧力容器１０’の内側に配置され、圧力容器１０’の円筒状の壁と、圧力容器１０’の内側で且つ蒸気発生器の内側に同中心に配置した円筒状のライザ８０との間の環状部としての交互する二次冷却水流れ容積部６０’が画定される。蒸気発生器内の流れ模様も逆転され、一次冷却水流れＦ’一次は内側管５０の外部を下降し、二次冷却水流れＦ’二次が内側管５０内を上昇する。この目的上、改変型の下方管板５４’は給水口４２からの二次冷却水流れＦ’二次を受け、これを内側管５０の下端に送り、改変型の上方管板５２’が、内側管５０の上端から二次冷却水流れＦ’二次を蒸気出口４４’内に排出させる。更に、蒸気出口４４’は図１〜図４の各実施例の蒸気出口４４と比較して蒸気発生器の頂部位置あるいはその付近に位置付けられる点で改変され、図３に示した蒸気ジャケット６４は図５の実施例では省略される、例示した蒸気発生器の内側管５０はやはり直管であるが、別態様では螺旋管あるいはその他の蒸気発生器管形態を使用できる。
【００３０】
図５の例示実施例では蒸気発生器はやはり原子炉炉心１２’とＣＲＤＭ／制御棒案内管構造２０、２２の両方を包囲する。図５の実施例では原子炉炉心１２’は図１〜図４の各実施例の原子炉炉心１２と比較して、垂直方向長さが比較的長い点で改変され、かくして、図５の蒸気発生器は原子炉炉心１２’を包囲するが、ずっと長い原子炉炉心１２’の底部と同一長さではない（つまり、垂直方向に重なっては延長されない）。これは、蒸気発生器を、原子炉炉心上方に配置するのではなくむしろ原子炉炉心１２’を包囲する構成とすることで、発電出力をより高めるために随意的に原子炉炉心を延長させる上での融通性が提供される利点を示すものである（そのような延長化は、蒸気発生器４０を外部に、しかし圧力容器１０に固定する実施例でも用い得る）。
以上、本発明を実施例を参照して説明したが、本発明の内で種々の変更をなし得ることを理解されたい。
【符号の説明】
【００３１】
１０  圧力容器
１２、１２’  原子炉炉心
１４  蒸気泡容積部
１６  電気ヒーター
１８  逸らせ板
２０  ＣＲＤＭユニット
２２  ＣＲＤＭ案内構造
３０  中央ライザ部分
３２  上方プレナム
３４  流れ逸らせ板
３６  原子炉冷却水用ポンプ
４０  蒸気発生器
４２  給水口
４４  蒸気出口
４６  下方ヘッド
５０  内側管
５２  上方管板
５４  下方管板
６０  二次冷却水流れ容積部
６２  蒸気発生器壁
６４  蒸気ジャケット
７０  環状凹所
８０  ライザ
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【国際調査報告】
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