(57)【要約】  蒸気発生器、原子炉冷却材ポンプ、加圧器、および原子炉などの原子力蒸気供給系に典型的に関連するすべての構成機器を単一の原子炉圧力容器内に組み込んだ一体型の加圧水型原子炉。原子炉圧力容器はそれ自体が格納圧力容器内に密閉されており、当該格納圧力容器内はまた、炉心補給水タンク、残留熱除去熱交換器の一次側、自動減圧系、および自然循環による長期にわたる連続的な炉心冷却を可能にする再循環系などの多数の安全系統も収容している。予備があるバッテリーから給電された弁が一度作動すれば、受動式系統が作動する。【選択図】図５
2015519583.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
取り外し可能な蓋体（１２）を具備する原子炉圧力容器（１０）と、
原子炉圧力容器（１０）内に格納された原子炉の一次冷却材ループ（２０）と、
原子炉圧力容器（１０）を格納し、液体プール（９０）内で実質的に冠水した状態にある格納圧力容器（３４）と
から成るモジュール式原子炉システム。
【請求項２】
一次系（２０）から漏出する原子炉冷却材を捕集するためのサンプ（９８）から成る格納容器内プールシステム（９２）を具備し、当該格納容器内プールシステムは格納圧力容器（３４）の内部で原子炉圧力容器（１０）の外部に位置し、格納容器内プールシステム内およびサンプ内の原子炉冷却材を原子炉圧力容器内へ受動的に再循環させる手段を有することを特徴とする、請求項１のモジュール式原子炉システム。
【請求項３】
格納容器内プールシステム（９２）が逆止弁（８０）を介して一次冷却材ループのコールドレグに接続された、請求項２のモジュール式原子炉システム。
【請求項４】
格納容器内プールシステム（９２）が原子炉冷却材の格納容器内貯蔵域（９４）を含んでおり、当該貯蔵域は容器内保持弁（１０６）を介してサンプ（９８）に接続されていることを特徴とする、請求項２のモジュール式原子炉システム。
【請求項５】
原子炉圧力容器（１０）内と格納圧力容器（３４）内を均圧化するための減圧系（１０２）を具備する、請求項４のモジュール式原子炉システム。
【請求項６】
原子炉冷却材を含む１つ以上の格納容器内プールタンク（９６）を具備し、当該プールタンクは格納圧力容器（３４）内で原子炉圧力容器（１０）内の炉心より高い位置に支持されており、当該格納容器内タンクは格納容器内貯蔵域（９４）と流体連通関係となるように接続されていることを特徴とする、請求項５のモジュール式原子炉システム。
【請求項７】
原子炉圧力容器（１０）内の圧力と実質的に等しい圧力にある原子炉冷却材を含む１つ以上の炉心補給水タンク（４０）を具備し、炉心補給水タンクは格納圧力容器（３４）内の炉心（１４）より高い位置で支持されており、当該炉心補給水タンク（８４）の上部は一次冷却材ループ（２０）のホットレグに接続されており、当該炉心補給水タンク（８８）の下部は一次冷却材ループのコールドレグに接続されており、当該炉心補給水タンクの下部を一次冷却材ループのコールドレグから隔離するための隔離弁を具備することを特徴とする、請求項６のモジュール式原子炉システム。
【請求項８】
隔離弁が開放状態の時に炉心補給水タンク（４０）内の原子炉冷却材を冷却するための受動式残留熱除去系を具備する、請求項７のモジュール式原子炉システム。
【請求項９】
受動式残留熱除去系が一次側と二次側とを有する第１の熱交換器（６４）を具備し、当該第１の熱交換器の一次側は炉心補給水タンク（４０）内の原子炉冷却材と流体連通関係にあり、当該第１の熱交換器の二次側は、二次側が最終ヒートシンクプール（７０）と流体連通関係にある第２の熱交換器（７２）の一次側と流体連通関係にあり、当該最終ヒートシンクプールは格納圧力容器（３４）より高い位置まで延びていることを特徴とする、請求項８のモジュール式原子炉システム。
【請求項１０】
最終ヒートシンクプール（７０）が、液体プールが既定の水位を下回った場合に、液体プールを補充する手段と流体連通する、請求項９のモジュール式原子炉システム。
【請求項１１】
減圧系（１０２）が一次冷却材ループのホットレグ（８２）に接続されている、請求項７のモジュール式原子炉システム。
【請求項１２】
減圧系（１０２）が炉心補給水タンク（４０）に接続されている、請求項１１のモジュール式原子炉システム。
【請求項１３】
減圧系（１０２）が炉心補給水タンク（４０）に接続されている、請求項７のモジュール式原子炉システム。
【請求項１４】
冷却材喪失事故や蒸気管破断の発生を監視し、かかる事態の発生時に制御信号を送信して隔離弁を開くように構成された保護・安全監視系（１１４）を具備する、請求項７のモジュール式原子炉システム。
【請求項１５】
保護・安全監視系（１１４）が炉心補給水タンク（４０）の原子炉冷却材の水位を監視し、当該炉心補給水タンク内の原子炉冷却材の水位が事前に選択した値を下回った場合に当該保護・安全監視系が減圧系（１０２）を起動させる制御信号を送信するように構成された、請求項１４のモジュール式原子炉システム。
【請求項１６】
減圧系（１０２）が起動すると、格納容器内プールタンクの内部と格納圧力容器（３４）とを通気させる格納容器内プールタンク（９６）の通気弁（１２０）も起動されることを特徴とする、請求項１５のモジュール式原子炉システム。
【請求項１７】
原子炉圧力容器（１０）内の圧力が格納圧力容器（３４）内の圧力と実質的に等しい場合に、格納容器内プールタンク（９６）が格納容器内貯蔵域（９４）を介して炉心内に排水するように構成されている、請求項１６のモジュール式原子炉システム。
【請求項１８】
容器内保持弁（１０６）が、ある特定の不都合な運転状況下で生じる電気信号に応答して開くことにより、原子炉圧力容器（１０）を冷却して当該原子炉圧力容器内の炉心（１４）を維持するように構成されている、請求項１７のモジュール式原子炉システム。
【請求項１９】
原子炉圧力容器（１０）が一次冷却材ループの一部である一次側と格納圧力容器（３４）の外部に配置された蒸気ドラム（３２）と閉ループを形成するように接続された二次側とを有する蒸気発生器熱交換器（２６）を具備し、当該蒸気発生器熱交換器の二次側が当該蒸気発生器熱交換器を蒸気ドラムから隔離するための蒸気発生器隔離弁（１１２）を有し、保護・安全監視系（１１４）が一次側または二次側の破断を監視し、一次側または二次側の破断を検出した場合に、蒸気発生器隔離弁に、蒸気発生器熱交換器を蒸気ドラムから隔離する保護信号を送信することを特徴とする、請求項１７のモジュール式原子炉システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
関連出願の相互参照
本出願は、同時に提出された米国特許出願第    号（Ａｔｔｏｒｎｅｙ Ｄｏｃｋｅｔ ＲＴＵ ２０１１−０１０）に関連する。
本発明は、概して加圧水型モジュール式小型炉に関し、具体的には、モジュール式小型炉がトリップした後に原子炉を受動的に冷却するシステムに関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉等の発電用原子炉においては、濃縮ウランなどの原子燃料の核分裂により熱が発生し、その熱が炉心を流れる冷却材へ伝達される。炉心は、細長の原子燃料棒が互いに近接して取り付けられた構造の燃料集合体を含み、冷却材は、この燃料集合体の中および上を流れる。燃料棒は同一の拡がりをもつ平行なアレイを形成するように互いに離隔している。所与の燃料棒の燃料原子が原子核崩壊する時に放出される中性子および他の原子粒子の一部は、燃料棒の間の空間を通過し、隣接する燃料棒の核分裂性物質に衝突して、原子核反応および炉心による熱の発生に寄与する。
【０００３】
移動可能な制御棒は、中性子の一部を吸収することによって核分裂反応の全体的な速度の制御を可能にするように、炉心全体にわたって分散配置されている。これらの中性子は、吸収されなければ核分裂反応に寄与するものである。制御棒は概して、中性子吸収物質の細長の棒から成り、燃料集合体中において燃料棒の間をそれらに平行に延びる長手方向の孔または案内シンブルに収まる。制御棒をさらに炉心に挿入すると、より多くの中性子が、隣接する燃料棒の核分裂に寄与することなく吸収される。また、制御棒を引き抜くと、中性子吸収の程度が減少して、原子核反応の速度および炉心の出力が増大する。
【０００４】
図１に示すのは従来の原子炉一次系を単純化したものであり、概して円筒形の圧力容器１０と蓋体１２とが、核分裂性物質を含む燃料棒を支持する炉心１４を密封する。水またはホウ酸水のような冷却材は、ポンプ１６により容器１０内に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収して、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ送られ、伝達された熱が蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ送られる。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６へ戻り、一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０を介して単一の原子炉容器１０に接続されている。
【０００５】
この設計を採用する商業発電所は、典型的には出力が約１，１００メガワット以上である。最近では、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーが、２００メガワット級のモジュール式小型炉を提案している。モジュール式小型炉は一体型の加圧水型原子炉であり、一次ループ構成機器のすべてが原子炉容器の内部に配置されている。原子炉容器は、コンパクトで高圧の格納容器に取り囲まれている。一体型加圧軽水炉には格納容器内の空間的な制約や低コストの要請があるため、安全性や機能性を損なわない範囲内で、補助系統の総数をできるだけ少なくする必要がある。このため、原子炉システムの一次ループと流体連通するほとんどの構成機器をコンパクトで高圧な格納容器内に保つのが望ましい。
【０００６】
従来設計の典型的な加圧水型原子炉は、事故後の原子炉および使用済燃料の冷却に必要なポンプの駆動源として非常用交流電源を当てにする能動的な安全系統を使用する。ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーが提供するＡＰ１０００（登録商標）のような先進的設計の原子炉は、炉心および使用済燃料からの崩壊熱を除去するために自然循環、沸騰、および凝縮にのみ頼る受動式安全系統を利用する。このような受動式安全系統の原理をモジュール式小型炉設計に適用するのが望ましく、安全裕度を確保しつつ設計を簡素化するのが好ましい。
【０００７】
したがって、本発明の目的は、冷却材喪失事故や主蒸気管破断の発生を特定し、外部からの介入なしに原子炉を約５〜７日の長期間にわたって冷却するための一連の事象をモジュール式小型炉の加圧された格納容器内で始動することができる、モジュール式小型炉の受動式安全系統を提供することである。
【０００８】
本発明のさらなる目的は、大型で先進型設計の原子炉で従来使用されていた構成機器を統合し、簡素化した設計の受動式安全系統を提供することである。
【発明の概要】
【０００９】
上記および他の目的は、取り外し可能な蓋体を有する原子炉圧力容器、原子炉圧力容器内に密封された原子炉の一次冷却材ループ、および液体プール内で実質的に冠水し、原子炉圧力容器を密封する格納圧力容器を有するモジュール式原子炉システムによって達成される。
【００１０】
一実施態様において、モジュール式原子炉システムは、一次系から漏出した原子炉冷却材を捕集するサンプから成る格納容器内プールシステムを具備する。当該格納容器内プールシステムは、格納圧力容器の内部で原子炉圧力容器の外側に配置されており、万一の冷却材喪失事故の際に格納容器内プールシステム内およびサンプ内の原子炉冷却材を原子炉圧力容器内へ受動的に再循環させる手段を有する。前記格納容器内プールシステムは、逆止弁を介して一次冷却材ループのコールドレグに接続されているのが好ましい。前記格納容器内プールシステムはさらに、逆止弁を介してサンプに接続される原子炉冷却材の格納容器内貯蔵域を含むことが可能であり、当該逆止弁は、サンプの水位が格納容器内プールシステムの水位より高くなると自動的に開く。前記モジュール式原子炉システムは、万一の冷却材喪失事故の際に原子炉冷却材の受動的再循環を補助するために、原子炉圧力容器内と格納圧力容器内の圧力を均等化する減圧系を具備するのが望ましい。減圧系は、一次冷却材ループのホットレグに接続されているのが好ましい。前記格納容器内プールシステムはさらに、原子炉冷却材を含む１つ以上の格納容器内プールタンクを具備することが可能であり、当該プールタンクは原子炉圧力容器内の炉心より高い位置に支持され、当該格納容器内タンクは格納容器内貯蔵域と流体連通関係に接続される。
【００１１】
前記モジュール式原子炉システムはまた、原子炉圧力容器内の圧力と実質的に等しい圧力の原子炉冷却材を含む１つ以上の炉心補給水タンクを具備してもよい。前記炉心補給水タンクは、望ましくは格納圧力容器内の炉心より高い位置に支持され、当該炉心補給水タンクの上部は一次冷却材ループのホットレグに接続され、当該炉心補給水タンクの下部は一次冷却材ループのコールドレグに接続され、当該炉心補給水タンクの下部とコールドレグとの間に配置された隔離弁が、通常の原子炉運転時に当該下部を一次冷却材ループのコールドレグから隔離する。第２の減圧サブシステムは、炉心補給水タンクの頂部に接続されている。
【００１２】
前記モジュール式原子炉システムはまた、隔離弁が開放状態の時に炉心補給水タンク内の原子炉冷却材を冷却する受動式残留熱除去系を具備することができる。受動式除熱系は、一次側と二次側とを有する第１の熱交換器を具備するのが好ましい。第１の熱交換器の一次側は炉心補給水タンク内の原子炉冷却材と流体連通し、二次側は第１の熱交換器の最終ヒートシンクプールと流体連通関係にある第２の熱交換器の一次側と流体連通し、当該最終ヒートシンクプールは格納圧力容器より高い位置まで延びている。一実施態様において、最終ヒートシンクプールは、液体プールの液位が事前に選択された値を下回った場合にプールに液体を補充する手段と流体連通しており、格納圧力容器は当該液体プール内で実質的に冠水している。
【００１３】
前記モジュール式原子炉システムはまた、冷却材喪失事故や蒸気管破断を含むあらゆる設計基準事象の発生を監視し、かかる事象の発生時に制御信号を送信して炉心補給水タンクに関連する隔離弁を開くように構成された保護・安全監視系を具備することも可能である。保護・安全監視系はさらに、炉心補給水タンクの原子炉冷却材の水位を監視し、水位が事前に選択した値を下回った場合は、減圧系を起動させる制御信号を送信するようにしてもよい。減圧系が起動すると、格納容器内プールタンクの内部を格納圧力容器の内部と通気させる格納容器内プールタンクの通気弁も起動するのが望ましい。格納容器内プールタンクは、原子炉圧力容器内の圧力が格納圧力容器内の圧力と実質的に等しい場合に、格納容器内貯蔵域を介して炉心内に排水するように構成されている。
【００１４】
さらに別の実施態様において、原子炉圧力容器は、原子炉一次冷却材ループの一部としての一次側と、格納圧力容器の外部に配置された蒸気ドラムと閉ループを形成するように接続された二次側とを有する蒸気発生器熱交換器を具備する。蒸気発生器熱交換器の二次側は、当該蒸気発生器熱交換器の二次側を蒸気ドラムから隔離するための蒸気発生器隔離弁を具備する。保護・安全監視系はさらに、一次側または二次側の破断を監視し、かかる破断を検出した場合に蒸気発生器隔離弁に保護信号を送信して、当該信号を受信した当該隔離弁が蒸気発生器熱交換器を蒸気ドラムから隔離するように構成されている。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
【００１６】
【図１】従来型原子炉システムの単純化した概略図である。
【００１７】
【図２】本発明の一実施態様を組み込んだ一体型モジュール式小型炉システムを示す一部破断斜視図である。
【００１８】
【図３】図２に示す原子炉の拡大図である。
【００１９】
【図４】図２に示す原子炉格納容器の概略図である。この図は、本発明の受動式安全系統の一実施態様としての受動式残留熱除去系兼高圧水注入系の原子炉格納容器の外部にある構成機器と、蒸気発生器の格納容器の外部にある蒸気ドラム部分との動作を含む、炉心補給水タンクの運転の理解に資するものである。
【００２０】
【図５】炉心補給水タンク兼残留熱除去系と、原子炉圧力容器から格納圧力容器へ漏出した原子炉冷却材を再循環させる格納容器内プールシステムとを協働させる本発明の別の実施態様の概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
図２、３、４、５は、本明細書に記載する受動式除熱系、高圧水注入系、および再循環系による利点が得られる設計のモジュール式小型炉を示す。図２は、本発明を適用できるモジュール式原子炉の原子炉格納容器の斜視図である。図２に示す原子炉格納容器は、原子炉圧力容器と、それと合体した内部構成機器を示すために一部を破断してある。図３は、図２に示した原子炉圧力容器の拡大図である。図４は、原子炉およびいくつかの原子炉補助系統の一実施態様の概略図であり、本発明の一実施態様である受動式除熱系兼高圧水注入系の最終ヒートシンクおよび二次熱交換ループを含んでいる。図５は、本発明による受動式安全系統の別の実施態様の概略図であり、本発明の拡張された受動式炉心冷却および冷却材再循環系の主要構成機器を含んでいる。いくつかの図面の中で使用している同じ参照符号は、対応する構成要素を指している。
【００２２】
図２、３、４、５に示すような一体型の加圧水型原子炉において、典型的には、原子力蒸気供給系の一次側に関連する実質的にすべての構成機器は、単一の原子炉圧力容器１０内に収容されており、当該圧力容器は、原子力蒸気供給系の一次側に関連する安全系統部分とともに、典型的には、約２５０ｐｓｉｇの圧力に耐えられる高圧の格納容器３４内に格納されている。原子炉圧力容器１０に収容される主要構成機器には、蒸気発生器の一次側、原子炉冷却材ポンプ２８、加圧器２２、および原子炉本体が含まれる。この一体型原子炉において、商業用原子炉の蒸気発生器システム１８は２つの構成要素、すなわち、図４、５に示すように、原子炉容器１０内の上部炉内構造物３０の上方に位置する熱交換器２６と、格納容器３４の外部に保持される蒸気ドラム３２とに分離される。蒸気発生器熱交換器２６は、一次設計圧力を定格とし、炉心１４および他の従来型原子炉内構成機器とで共有する圧力容器１０／１２内に、２つの管板５４、５６、ホットレグ配管２４（高温側ライザーとも呼ばれる）、下部管板５４と上部管板５６との間を延びる伝熱管５８、管支持板６０、熱媒体としての二次流体の流れを伝熱管５８の間に差し向ける二次フローバッフル３６、および二次側フローノズル４４、５０を有する。
【００２３】
したがって、圧力容器蓋体の組立体１２内の熱交換器２６は格納容器３４内に密封される。格納容器の外部にある蒸気ドラム３２は、二次設計圧力を定格とする圧力容器３８から成る。格納容器の外部にある蒸気ドラム３２には、従来設計の蒸気発生器１８と同様に、遠心式およびシェブロン式湿分分離器、給水配分装置、ならびに乾き蒸気、給水、再循環液、および湿り蒸気用のフローノズルがある。
【００２４】
容器１０の蓋体１２内の熱交換器２６を流れる一次原子炉冷却材の流れは、図３の上部に矢印で示してある。同図に示すように、炉心１４から出た加熱された原子炉冷却材は、高温側ライザー２４内を上昇し、上部管板５６の中心を通ってホットレグマニホールド７４内に入る。加熱された冷却材はそこで流れの向きを１８０度変え、上部管板５６を貫通する伝熱管５８に入る。原子炉冷却材はその後、下部管板５４を貫通する伝熱管５８内を流下し、外部蒸気ドラム３２からサブクール再循環入口ノズル５０を通って熱交換器に入る再循環液と給水の混合物へ、向流関係で、熱を伝える。サブクール再循環入口ノズル５０から熱交換器２６に入るサブクール再循環液および給水は、二次フローバッフル３６の働きにより熱交換器の底部に向かって流下した後、伝熱管５８の周りをそれに沿って上昇し、上部管板５６の直下で向きを変えた後、排出路７６に入り、そこで湿気を帯びた蒸気が湿り蒸気出口ノズル４４へ集められる。飽和した湿り蒸気はその後、外部の蒸気ドラム３２に送られ、湿分分離器を通り抜ける際に蒸気と湿分が分離される。分離された湿分は再循環液となり、給水と混合されてサブクール再循環入口ノズル５０へ戻され、同じサイクルを繰り返す。
【００２５】
従来設計の加圧水型原子炉と改良加圧水型原子炉（ペンシルベニア州クランベリー郡に所在のウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーが提供するＡＰ１０００（登録商標）など）はいずれも、事故シナリオの際に炉心の損傷を防ぐために崩壊熱除去系と高圧注入系の両方を使用する。図２、３、４、５に示すウェスチングハウスのモジュール式小型炉では、大型の加圧水型原子炉に現在実装されているこれらの系統の能力が、費用と空間の制約により制限される。本発明は、受動式崩壊熱除去機能、高圧水注入機能、および再循環機能を単一の簡素なシステムに統合する。この複合的な安全系統は、一体型原子炉の設計を大型の加圧水型原子炉の安全系統に比べて大幅に簡素化したものであり、事故の際、同等の原子炉防護能力を低コストかつ小さな空間要件で提供する。以下に説明する本発明の実施態様は、運転員の措置や外部電源の使用を伴わずに炉心を約７日間にわたり連続的に冷却できる設計の新規な再循環系を含む。後述するように、格納容器の外部の最終ヒートシンクプールに水を補充することによって、初期の受動式冷却時間をさらに延長することができる。
【００２６】
図２〜５に示すように、本発明の安全系統は３つの基本機能、すなわち、炉心補給水タンクを介して再循環ループにより加圧下で水を炉心に圧入する高圧水注入機能、炉心補給水タンクを介して循環する原子炉冷却材を冷却する残留熱除去系、および炉心を介して冷却材を連続的に再循環させる炉心再循環系を含む。高圧水注入機能兼受動式残留熱除去機能を、図２〜４を参照して説明する。これらの図は、格納容器３４内に配置された炉心補給水タンク兼受動式残留熱除去熱交換器４０／４２を示しており、受動式残留熱除去熱交換器４２は炉心補給水タンク４０内に配置されている。受動式残留熱除去熱交換器４２は、炉心補給水タンクの上端部に入口プレナム４３を、また、下端部に出口プレナム４６を具備する。上部管板４８は上部入口プレナム４３を二次流体プレナム６４から分離し、下部管板５２は下部出口プレナム４６を二次流体プレナム６４から分離する。伝熱管の管束６２は、上部管板４８と下部管板５２との間を延びる。したがって、炉心８２のホットレグから入口配管８４を介して供給される一次流体は、入口プレナム４３に入り、管束６２内を搬送されて出口プレナム４６に入り、出口配管８８を介して炉心１４のコールドレグ７８に戻る。管束６２内を通る冷却材は、管板４８と管板５２との間で二次流体プレナム６４内の二次流体に熱を伝える。二次流体は、二次流体入口配管６６から二次流体プレナム６４に入り、管束６２から伝達された熱を吸収した後、二次流体出口配管６８から流出する。炉心補給水タンク４０の高さ、すなわち炉心補給水タンクが支持される高さは、高流量の自然循環を促進するために最大にする。定常運転時に、炉心補給水タンク４０と受動式残留熱除去熱交換器４２の一次細管側は、原子炉冷却材と同じ圧力の低温のホウ酸水で満たされる。この水は、炉心補給水タンク４０の底部に付いた出口配管８８の弁８０によって、原子炉圧力容器４０への流入を阻止される。
【００２７】
事故時、原子炉保護安全監視系は、炉心補給水タンクの低温のホウ酸水が出口配管８８を流下して原子炉圧力容器１０のコールドレグ領域７８に流入するように、弁８０の開放信号を送信する。これと同時に、高温の原子炉冷却材が炉心出口域８２から入口配管８４を介して炉心補給水タンク４０に流入し、さらに炉心補給水タンクの入口プレナム４３に入る。高温の原子炉水はその後、受動式残留熱除去熱交換器４２の管束６４の細管内を流下し、二次流体プレナム６４内の受動式残留熱除去熱交換器のシェル側を流れる低温の二次水によって冷却される。
【００２８】
沸騰しないように加圧された二次水はその後、配管６８内を上昇して最終ヒートシンクタンク７０内の第２の熱交換器７２に流入し、そこで熱をタンク７０内の低温の水に伝達する。ここで、冷却された二次水は戻り管６６内を流下し、熱交換器４２の炉心補給水タンクのシェル側６４に入り、このプロセスを繰り返す。最終ヒートシンクループと炉心補給水タンク一次ループはいずれも、自然循環により駆動される。炉心補給水タンクの一次ループの流れは、炉心補給水タンクの入口配管８４に蒸気が入ってからも引き続き原子炉から崩壊熱を除去する。
【００２９】
原子炉圧力容器１０からの冷却材喪失事故時、受動式残留熱除去熱交換器４２が原子炉１０から崩壊熱を除去するのに伴い、原子炉容器内の水位が下がる。水位が炉心補給水タンク入口配管の入口８２よりも低下すると、蒸気が入口配管に入り、自然循環サイクルが中断する。この時点で、炉心補給水タンク（受動式残留熱除去熱交換器の二次シェル側６４を除く）のインベントリが、蒸気圧の作用により出口配管内を流下して、原子炉圧力容器コールドレグ７８に入り、実質的に高圧注入機能を果たす。炉心補給水タンクと残留熱除去熱交換器の組み合わせによるこの複合的な高圧注入については、同時に提出された米国特許出願第    号（Ａｔｔｏｒｎｅｙ Ｄｏｃｋｅｔ Ｎｏ． ＲＴＵ−２０１１−０１０）に詳細な説明がある。
【００３０】
図５に示す実施態様は、炉心補給水タンクによる高圧注入および残留熱除去系の機能と、格納容器内の原子炉再循環系の機能とを組み合わせて、外部電源なしに長時間にわたり炉心を冷却するものである。
【００３１】
図５に示すモジュール式小型炉の安全系統の好ましい一実施態様において、一体型原子炉容器１０は、図４に関して前述したように小型の高圧格納容器３４の内部にある。格納容器３４は、外部から冷却するために水プール９０内で実質的に冠水した状態にある。容器内には格納容器内プールシステム９２があり、このシステムは、格納容器内プール貯水域９４が、炉心１４の高さよりも高く配置された格納容器内プールタンク９６に接続されたものである。格納容器内プール貯水域９４は二分され、それぞれが１基の格納容器内プールタンク９６に接続される。また、１つ以上の炉心補給水タンク４０が、前述のように格納容器内の炉心より高く配置されている。各炉心補給水タンクの頂部は、炉心１４上方の原子炉容器のホットレグ８２に結合しており、炉心補給水タンクの底部は、原子炉冷却材ポンプ２８の下流にある原子炉一次冷却材ループのコールドレグの直接容器注入ノズル１００に接続されている。残留熱除去熱交換器４２は、炉心補給水タンク４０内に収められており、前述のようにシステムの外部へ熱を伝える。残留熱除去熱交換器の一次側は、原子炉圧力容器１０内の炉心出口領域８２およびコールドレグ７８に結合されている。余熱除去熱交換器の二次側は、最終ヒートシンクプール７０内の熱交換器に接続されている。最終ヒートシンクプール７０は、格納容器３４よりも高い所に配置されている。この残留熱除去系熱交換器の二次側冷却ループは、アキュムレータを用いて加圧される。
【００３２】
自動減圧系の弁１０２は、原子炉容器１０のホットレグ８２につながる独立のラインに接続される。減圧弁の第２のセットは、各炉心補給水タンクの頂部に接続されている。これらの弁の目的は、原子炉を減圧して、格納容器内と原子炉容器内を均圧化することである。これは、重力の作用により格納圧力容器から原子炉内に水を再循環させるために必要である。それぞれの炉心補給水タンクのコールドレグ８８には、通常は閉じているが故障が発生すると開く弁８０が付いており、この弁が通常運転時に炉心補給水タンクを介する流体の流れを阻止する。事故発生後にこれらの弁が開き、通常運転時は炉心補給水タンク内にある低温のホウ酸水が、自然循環によって原子炉内へ流入できるようにする。この自然循環は、ホットレグ接続ラインと、通常運転時に当初、炉心補給水タンク内にある低温のホウ酸水との間の温度差によって始動される。炉心補給水タンク（残留熱除去熱交換器４２の一次側）は、原子炉容器１０内と実質的に同じ圧力に加圧されていることに留意すべきである。炉心を介する冷却材の再循環は、最終ヒートシンクプール７０によって冷却される残留熱除去熱交換器の二次自然循環ループが、炉心補給水タンク一次側に流入する水を冷却することによって維持される。残留熱除去熱交換器の二次ループを介する二次水の流れは、炉心補給水タンク内で二次水が加熱されることによって発生し、最終ヒートシンク熱交換器内で二次水が冷却されることによって維持される。
【００３３】
格納容器内プールシステム９２は、格納容器内プール貯蔵域９４と逆止弁１０４を介してサンプ注入ノズルに接続されている。この逆止弁は、格納容器内プールシステムから格納容器内プール貯蔵域９４を介して原子炉冷却系へ水が流れるのを可能にする。格納容器内プールシステム９２はまた、逆止弁および通常は閉じている容器内保持弁１０６を介して、格納容器内の下部領域または格納容器サンプ９８にも接続されている。この逆止弁は、格納容器サンプ９８から格納容器内プールシステム９２への流れを可能にする。容器内保持弁１０６は、格納容器内プールシステム９２内の水を原子炉容器キャビティに流入させることにより、炉心の外面を冷却し、炉心が溶融して原子炉容器の壁を突き抜けるのを防止する。
【００３４】
蒸気発生器二次側１０８は、蒸気発生器熱交換器からの湿り蒸気を乾き蒸気と水とに分離する外部蒸気ドラム３２に接続されている。事故が起きた場合、蒸気ドラム内の水の除熱能力も利用することができる。蒸気発生器の運転については、同時に提出された米国特許出願第      号（Ａｔｔｏｒｎｅｙ Ｄｏｃｋｅｔ Ｎｏ． ＲＴＵ  ２０１１−００５）に詳細な説明がある。蒸気ドラム３２は、隔離弁１１０、１１２を閉じることによって隔離できる。
【００３５】
安全系統の運転は、想定される冷却材喪失事故後に起きる一連の事象を検討することによって実証できる。冷却材喪失事故は、格納容器内の一次配管が破断した時に起きる。一体型原子炉内には大きな一次配管が存在しないので、一次配管の破断は、加圧器２２上の加圧器スプレイ管や炉心補給水タンク４０への接続部のような、原子炉への補助接続部で起きる。これらの配管の直径は６インチ未満である。
【００３６】
冷却材喪失事故後に起きる一連の事象における最初のステップは、事象が進行中である、との保護・安全監視系１１４による診断である。当該保護・安全監視系はその後、保護システム信号を発し、その結果、炉心１４に制御棒が挿入され、原子炉冷却材ポンプ２８がトリップする。主蒸気管１１６と、蒸気ドラム３２から蒸気発生器への給水再循環管を閉鎖することによって、当該蒸気ドラムがタービンから隔離される。
【００３７】
第２のステップは炉心補給水タンク４０下方の弁８０を開くことであり、これによって炉心補給水タンク内の低温のホウ酸水が炉心へ強制的に送り込まれ、炉心が冷却されて冠水状態に保たれる。さらに残留熱除去熱交換器が起動され、それによって、ホットレグから熱交換器を介してコールドレグに至る自然循環冷却流が生じる。残留熱除去熱交換器の二次側冷却ループは、最終ヒートシンクプール７０に熱を伝える。原子炉内の水位が原子炉容器１０内のホットレグ残留熱除去系入口接続部を下回るまで、この冷却が継続する。その時点で、炉心補給水タンク内の水のコールドレグへの排出が始まる。
【００３８】
炉心補給水タンク内の低水位や他の作動信号によって、自動減圧系の弁１０２が作動し、原子炉内と格納容器内とが均圧化される。原子炉内の圧力が十分に低下するとすぐに、重力の作用により、格納容器内プールタンク９６（１基のみを図示）の水が、格納容器内プール貯蔵域９４および逆止弁１０６を介して原子炉内へと排出される。格納容器内プールタンク９６の通気弁１２０が開き、自動減圧系の弁１０２が当該タンクからの排水を可能にする。原子炉内の水が沸騰して、蒸気が自動減圧系の弁１０２を介して格納容器３４内へ放出される一方で、格納容器内プールタンク９６が炉心内に水を補充し、炉心を冠水状態に保つ。
【００３９】
格納容器３４内の蒸気はその後、水プール９０内で冠水した状態にある格納容器の低温の壁面で凝縮する。当該水プールは、取り外し可能で、通気された放射線遮蔽体１２４で覆われている。凝縮した蒸気は、格納容器底部のサンプ９８内に溜まり、格納容器の低温の壁面でさらに蒸気が凝縮すると、水位が上昇する。格納容器内プールタンク９６内の水位が十分な高さに達すると、逆止弁が開き、格納容器内の水がサンプ９８から格納容器内プール貯蔵域９４内へ流れ、サンプ注入ノズル１００を介して原子炉内へ還流する。これにより、連続冷却ループが形成され、原子炉内の水が沸騰して蒸気が自動減圧系の弁１０２を介して格納容器内に放出され、凝縮した蒸気が自然循環により、格納容器内プールシステム９０を介して原子炉内へ還流する。このプロセスを通して、崩壊熱が炉心から格納容器３４の外にある水へ伝達される。格納容器外の水プール９０は沸騰して失われる可能性があるが、最終ヒートシンクプール７０からフロート弁１２２を介して水を補充できる。最終ヒートシンクプール７０内と格納容器の外のプール９０内の水を合わせると、少なくとも７日間にわたって原子炉を冷却するのに十分な量である。その後は、インベントリを追加して冷却動作の延長を可能にするために、最終ヒートシンクプールの接続部を介して最終ヒートシンクに水を補充するか、交流電源を復旧させて最終ヒートシンクプールを冷却する必要がある。
【００４０】
想定される格納容器内の主蒸気管破断事象に対しては、本明細書に記載する実施態様の安全系統の追加機能を利用する。この場合、保護・安全監視系は主蒸気管破断事象が進行中である、との診断を行い、蒸気ドラム隔離弁１１０、１１２を閉じることによって蒸気ドラム３２を格納容器３４から隔離する信号を送信する。これによって、蒸気ドラムの水インベントリが、格納容器へ流入したり、原子炉容器蓋体１２内の蒸気発生器細管と相互作用したりすることが防止される。原子炉が出力運転をしていた場合は、原子炉トリップ信号も発生される。次に、炉心補給水タンクの下方の弁８０が開き、ホウ酸水の炉心１４への供給が始まる。ホウ酸水の炉心への供給により反応度が大きな変動をしなくなる。崩壊熱が残留熱除去熱交換器４２から最終ヒートシンクプール７０へ伝達され、当該プールの温度が沸騰点まで上昇する。最終ヒートシンクプールの容量は、少なくとも７日間にわたって原子炉を冷却するのに十分なものである。その後、最終ヒートシンクの水を補充するか、または交流電源を復旧させて最終ヒートシンクプールを冷却する必要がある。保護・安全監視系１１４、容器内保持弁１０６、蒸気ドラム隔離弁１１０、１１２、容器内プールタンク通気弁１２０、自動減圧弁、および炉心補給水タンク隔離弁は、交流電源が復旧しなくても動作可能である。
【００４１】
本発明のある特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示したある特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図１】
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【国際調査報告】
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