(57)【要約】【課題】全交流電源喪失等により交流電源が使用できない場合であっても、簡易な構成で圧力抑制プール内における冷却水の温度成層化を抑制できる沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系の提供を目的とする。【解決手段】本発明の原子炉隔離時冷却系１００は、原子炉圧力容器１と、冷却水ｃ１を貯留する圧力制御プール３が形成されたウェットウェル５を有する原子炉格納容器２とを備えている沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系であって、ウェットウェル５内には、液相空間Ａと気相空間Ｂとが形成され気相空間Ｂに向けて冷却水ｃ１を噴射するスプレイノズル６と、スプレイノズル６と圧力抑制プール３とに接続された第１配管７１と、原子炉圧力容器１と圧力抑制プール３とに接続された第２配管７２と、第２配管７２の中途に設けられたポンプ駆動用タービン８と、第１配管７１の中途に設けられポンプ駆動用タービン８を動力源とするポンプ９とを備えていることを特徴とする。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を覆いかつ冷却水を貯留する圧力制御プールが内部に形成されたウェットウェルを有する原子炉格納容器とを備えている沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系であって、
前記ウェットウェル内には、前記圧力抑制プール内の冷却水貯留領域からなる液相空間と、前記液相空間の上方に位置する気相空間とが形成され、
前記気相空間に向けて冷却水を噴射するスプレイノズルと、
前記スプレイノズルと前記圧力抑制プールとに接続され、前記液相空間内の冷却水を受け入れて流通させる第１配管と、
前記原子炉圧力容器と前記圧力抑制プールとに接続され前記原子炉圧力容器から送出された蒸気を流通する第２配管と、
前記第２配管の中途に設けられ前記蒸気により駆動するポンプ駆動用タービンと、
前記第１配管の中途に設けられ前記ポンプ駆動用タービンを動力源として前記冷却水を前記スプレイノズルに送出するポンプとを備えていることを特徴とする原子炉隔離時冷却系。
【請求項２】
第１配管のポンプを挟んで圧力抑制プールと反対側の部位から分岐すると共に端部が圧力抑制プールに接続され、ポンプから送出された冷却水を前記圧力抑制プールの前記液相空間内に注水する第３配管と、
前記第１配管と前記第３配管との分岐部に設けられ、前記各配管中の冷却水の流量をそれぞれ調整する第１流量調整バルブとを更に備えている請求項１に記載の原子炉隔離時冷却系。
【請求項３】
原子炉格納容器の外壁を囲う周壁を更に備え、前記周壁と前記外壁との間に前記原子炉格納容器を冷却するための冷却液を貯留する外周プールが形成されている請求項１または請求項２に記載の原子炉隔離時冷却系。
【請求項４】
外壁が熱伝導性材料で形成されている請求項３に記載の原子炉隔離時冷却系。
【請求項５】
第１配管のポンプを挟んで圧力抑制プールと反対側の部位から分岐すると共に端部が原子炉圧力容器、または前記原子炉圧力容器内へ給水するための給水配管に接続され、前記ポンプから送出された冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する第４配管と、
前記第１配管と前記第４配管との分岐部に設けられ、前記各配管中の冷却水の流量を調整する第２流量調整バルブとを更に備えている請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の原子炉隔離時冷却系。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系に関する。
【背景技術】
【０００２】
改良型沸騰水型原子炉では、原子炉緊急停止後においても燃料の崩壊熱により原子炉圧力容器内で高温の蒸気が引き続き発生する。そのため、原子炉圧力容器内の過度な圧力上昇を防止する目的で上記蒸気を主蒸気逃し安全弁等を介して原子炉格納容器に設けられたウェットウェル内の圧力抑制プールに導き、当該プール内の冷却水により凝縮させている。
【０００３】
その際、原子炉圧力容器の冷却水が減少するため、冷却水を補充する必要がある。この冷却水を補充する手段を改良型沸騰水型原子炉は複数備えているが、そのうちの一つとして、原子炉圧力容器で発生した蒸気を圧力抑制プールに導く配管途中にポンプ駆動用タービンを設け、このタービンによりポンプを駆動して冷却水を原子炉圧力容器内に注水する原子炉隔離時冷却系がある。この原子炉隔離時冷却系は、全交流電源喪失時においても動作が可能であり、交流電源無しで冷却水を原子炉圧力容器に注水する。
【０００４】
一方、蒸気が導入された圧力抑制プール内の冷却水は、上記蒸気の凝縮熱により昇温するため、原子炉格納容器外の熱交換器を用いて冷却したり、ウェットウェル内にスプレイノズルを設けて冷却水を噴霧して冷却する。
【０００５】
しかしながら、上述した熱交換器による冷却や冷却水の噴霧はいずれも交流電源で駆動するものであり、全交流電源喪失などでこれらが起動できない場合、圧力抑制プール内の冷却水の温度が徐々に上昇し、原子炉格納容器内の圧力上昇を引き起こす恐れがある。その際、圧力抑制プール内で生じる自然対流が弱いと圧力抑制プール内の上部の冷却水だけが熱くなり、下部の冷却水は冷たいままとなって温度成層化が発生する可能性がある。
【０００６】
この温度成層化が発生した場合、ウェットウェル内の気相圧力は、高い液面温度に応じて高圧となるため、原子炉圧力容器内で発生した高温の蒸気を引き続き圧力抑制プールに導くことが困難になる。その結果、圧力抑制プール内の冷却水の温度が均一に上昇する場合に比べて吸収できる熱量が小さくなる。また、圧力抑制プールからの外部への放熱も、温度が高い液面付近の原子炉格納容器の外壁からのものに限られるため、上述の温度成層化により放熱面積が小さくなって外部への放熱が制限されてしまう。
【０００７】
このような冷却水の温度成層化を低減するものとして、圧力抑制プール内にバッフル板を設ける技術が知られている（例えば、特許文献１参照）。この技術によれば、動力を用いずに自然対流を促進させることができ、冷却水を撹拌して温度成層化を低減することができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平２−２９７０９７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
しかしながら、上述したようなバッフル板を設ける場合は、このバッフル板の体積分だけ圧力抑制プール内の体積が減少するため、同じ水量の圧力抑制プールを確保するときは圧力抑制プールを拡張しなければならず、これにより原子炉格納容器が大型化したり、既設のプラントでは大幅な改造が必要になるため、その適用が難しい。
【００１０】
本発明は、以上のような事情に基づいてなされたものであり、その目的は、全交流電源喪失等により交流電源が使用できない場合であっても、簡易な構成で圧力抑制プール内における冷却水の温度成層化を抑制することができる沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記課題を解決するためになされた発明は、
炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を覆いかつ冷却水を貯留する圧力制御プールが内部に形成されたウェットウェルを有する原子炉格納容器とを備えている沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系であって、
前記ウェットウェル内には、前記圧力抑制プール内の冷却水貯留領域からなる液相空間と、前記液相空間の上方に位置する気相空間とが形成され、
前記気相空間に向けて冷却水を噴射するスプレイノズルと、
前記スプレイノズルと前記圧力抑制プールとに接続され、前記液相空間内の冷却水を受け入れて流通させる第１配管と、
前記原子炉圧力容器と前記圧力抑制プールとに接続され前記原子炉圧力容器から送出された蒸気を流通する第２配管と、
前記第２配管の中途に設けられ前記蒸気により駆動するポンプ駆動用タービンと、
前記第１配管の中途に設けられ前記ポンプ駆動用タービンを動力源として前記冷却水を前記スプレイノズルに送出するポンプとを備えていることを特徴とする原子炉隔離時冷却系である。
【００１２】
なお、本明細書において「熱伝導性材料」とは、コンクリートの熱伝導率よりも高い熱伝導率を有する材料を言い、具体的には、２０℃での熱伝導率が１．０Ｗ／ｍＫより大きい材料を意味する。
【発明の効果】
【００１３】
本発明は、全交流電源喪失等により交流電源が使用できない場合であっても、簡易な構成で圧力抑制プール内における冷却水の温度成層化を抑制することができる沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の原子炉隔離時冷却系の第１の実施形態を示す概略断面図である。
【図２】本発明の原子炉隔離時冷却系の第２の実施形態を示す概略断面図である。
【図３】本発明の原子炉隔離時冷却系の第３の実施形態を示す概略断面図である。
【図４】本発明の原子炉隔離時冷却系の第４の実施形態を示す概略断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
本発明の沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系は、炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を覆いかつ冷却水を貯留する圧力制御プールが内部に形成されたウェットウェルを有する原子炉格納容器とを備えている沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系であって、前記ウェットウェル内には、前記圧力抑制プール内の冷却水貯留領域からなる液相空間と、前記液相空間の上方に位置する気相空間とが形成され、前記気相空間に向けて冷却水を噴射するスプレイノズルと、前記スプレイノズルと前記圧力抑制プールとに接続され、前記液相空間内の冷却水を受け入れて流通させる第１配管と、前記原子炉圧力容器と前記圧力抑制プールとに接続され前記原子炉圧力容器から送出された蒸気を流通する第２配管と、前記第２配管の中途に設けられ前記蒸気により駆動するポンプ駆動用タービンと、前記第１配管の中途に設けられ前記ポンプ駆動用タービンを動力源として前記冷却水を前記スプレイノズルに送出するポンプとを備えていることを特徴とする。
【００１６】
このように、本発明の沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系は、ウェットウェル内の気相空間に向けて冷却水を噴射するスプレイノズルと、原子炉圧力容器からの蒸気を用いたポンプ駆動用タービンを動力源とする冷却水送水用のポンプとを備えているので、全交流電源喪失等により交流電源が使用できない場合であっても、スプレイノズルや第１配管等の簡易な設備（構成）で液相空間内の冷却水を継続的に撹拌することができ、圧力抑制プール内における冷却水の温度成層化を抑制して液温の均一化により当該冷却水が吸収可能な熱量を増加することができると共に、上記液温の均一化により圧力抑制プールからの放熱面積を大きくすることができ、原子炉格納容器の外壁からの放熱を促進することができる。
【００１７】
以下、本発明の原子炉隔離時冷却系の第１〜第４の実施形態について図面を参照して説明するが、本発明は、第１〜第４の実施形態および当該図面に記載の実施態様にのみ限定されるものではない。
【００１８】
[第１の実施形態]
図１は、本発明の原子炉隔離時冷却系の第１の実施形態を示す概略断面図である。第１の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系１００は、図１に示すように、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を覆い、かつ冷却水ｃ１を貯留する圧力制御プール３が内部に形成されたウェットウェル５を有する原子炉格納容器２とを備えている沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却系であって、スプレイノズル６と、第１配管７１と、第２配管７２と、ポンプ駆動用タービン８と、ポンプ９とを備えている。ここで、図１は、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を例示として示している。
【００１９】
なお、ウェットウェル５内には、圧力抑制プール３内の冷却水ｃ１貯留領域からなる液相空間Ａと、この液相空間Ａの上方に位置する気相空間Ｂとが形成されている。
【００２０】
スプレイノズル６は、上述の圧力抑制プール３から汲み上げられた冷却水ｃ１をウェットウェル５内の気相空間Ｂに向けて噴射するノズルである。
【００２１】
スプレイノズル６は特に限定されず、例えば、噴霧ノズルを採用することができる。
【００２２】
第１配管７１は、スプレイノズル６と圧力抑制プール３とに接続され、液相空間Ａ内の冷却水ｃ１を受け入れて流通させる。第１配管７１の圧力抑制プール３側の端部には、圧力抑制プール３内の冷却水ｃ１を吸水する吸水口７１ａが形成されている。
【００２３】
なお、スプレイノズル６に相当するウェットウェル５内への冷却水噴射用ノズルおよびこの冷却水噴射用ノズルに送水する配管が既設の場合には、上記冷却水噴射用ノズルをスプレイノズル６として流用や共用したり、第１配管７１を上記配管に接続し、この配管との接続部から上記ノズルまでの配管を第１配管７１の一部として共用してもよい。
【００２４】
ここで、第１配管７１の吸水口７１ａは、圧力抑制プール３の底部に設けられていることが好ましい。これにより、液相空間Ａにおける上部の冷却水ｃ１よりも低温の底部の冷却水ｃ１を吸水することができ、スプレイノズル６から噴射される上記低温の冷却水ｃ１により液相空間Ａ上部の高温の冷却水ｃ１を効果的に冷却することができると共に、温度差に起因する比重の違いにより液相空間Ａ内の冷却水ｃ１を効率よく撹拌することができる。なお、本明細書において、圧力抑制プールの「底部」とは、液相空間Ａにおいて冷却水ｃ１の水深が最大水深値の１／２よりも下方の領域を意味する。
【００２５】
第２配管７２は、原子炉圧力容器１と圧力抑制プール３とに接続され、原子炉圧力容器１から送出された蒸気を流通する。この第２配管７２の圧力抑制プール３側の端部には注水口７２ａが形成されている。
【００２６】
ポンプ駆動用タービン８は、第２配管７２の中途に設けられ、当該第２配管７２中を流通する蒸気により駆動する。ポンプ駆動用タービン８は特に限定されず、例えば、衝動式蒸気タービン、反動式蒸気タービン等を採用することができる。
【００２７】
ポンプ９は、第１配管７１の中途に設けられ、ポンプ駆動用タービン８を動力源として駆動する。具体的には、図示していないポンプ駆動用タービン８の回転軸とポンプ９の回転軸とが接続されており，ポンプ駆動用タービン８の動力を機械的に伝達してポンプ９が駆動される。
【００２８】
ポンプ９は特に限定されず、例えば、遠心ポンプを採用することができる。
【００２９】
なお、ポンプ駆動用タービン８およびポンプ９は、それぞれ既設のものを流用したり共用してもよい。これにより、より簡易な構成の原子炉隔離時冷却系とすることができる。
【００３０】
次に、第１の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系１００の動作（作用）について説明する。例えば原子炉のトラブル等でメインタービン（不図示）への蒸気供給が停止した場合、原子炉圧力容器１内の温度および圧力上昇を抑制する目的で圧力抑制プール３内に導かれた蒸気により液相空間Ａにおいて冷却水ｃ１の温度成層化が発生することがある。
【００３１】
このような場合、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気を第２配管７２を通して液相空間Ａに導く過程で、第２配管７２中を流通する蒸気によりポンプ駆動用タービン８を駆動させ、このポンプ駆動用タービン８を動力源としてポンプ９を駆動させて圧力抑制プール３内の冷却水ｃ１をスプレイノズル６から噴射させる。
【００３２】
次いで、スプレイノズル６から噴射した冷却水ｃ１は、ウェットウェル５内の下部に位置する圧力抑制プール３内の液相空間Ａの液面に落下して環流される。その際、落下した冷却水ｃ１の運動エネルギーや比重差による沈降により液相空間Ａ内の冷却水ｃ１が撹拌されるので、液相空間Ａ内の冷却水ｃ１の温度分布が均一化し、当該冷却水ｃ１の温度成層化が抑制される。
【００３３】
［第２の実施形態］
図２は、本発明の原子炉隔離時冷却系２００の第２の実施形態を示す概略断面図である。第２の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系２００は、図２に示すように、スプレイノズル６と、第１配管７１と、第２配管７２と、ポンプ駆動用タービン８と、ポンプ９と、第３配管７３と、第１流量調整バルブ１０とを備えている。第２の実施形態は、第３配管７３および第１流量調整バルブ１０を備えている点で、第１の実施形態とは異なっている。なお、スプレイノズル６、第１配管７１、第２配管７２、ポンプ駆動用タービン８およびポンプ９は、第１の実施形態のものと同様であるため、同一部分については同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００３４】
第３配管７３は、第１配管７１のポンプ９を挟んで圧力抑制プール３と反対側の部位から分岐すると共に端部が圧力抑制プール３に接続され、ポンプ９から送出された冷却水ｃ１を圧力抑制プール３の液相空間Ａ内に注水する配管である。第３配管７３の圧力抑制プール３側の端部には注水口７３ａが形成されている。
【００３５】
なお、第１配管７１の吸水口７１ａが圧力抑制プール３の底部に設けられ、かつ第３配管７３の注水口７３ａが圧力抑制プール３の上部に設けられていることが好ましい。これにより、液相空間Ａにおける上部の冷却水ｃ１よりも低温の底部の冷却水ｃ１を用いて上記上部の冷却水ｃ１を効果的に冷却することができると共に、この冷却水ｃ１の温度差に起因する比重の違いにより液相空間Ａ内の冷却水ｃ１を効率よく撹拌することができる。なお、本明細書において、圧力抑制プールの「上部」とは、液相空間Ａにおいて冷却水ｃ１の水深が最大水深値の１／２の領域および上記１／２よりも上方の領域を意味する。
【００３６】
第１流量調整バルブ１０は、第１配管７１と第３配管７３との分岐部に設けられ、各配管（第１配管７１および第３配管７３）中の冷却水ｃ１の流量をそれぞれ調整（分配）するバルブである。第１流量調整バルブ１０は、上記各配管中の冷却水ｃ１の流量を調整することができる限り特に限定されず、例えば、三方ボールバルブを採用することができる。なお、第１流量調整バルブ１０は、冷却水ｃ１の流通経路を選択的に切り替えるバルブであってもよい。
【００３７】
このように、原子炉隔離時冷却系２００が第３配管７３と第１流量調整バルブ１０とを更に備えていることで、気相の冷却を実現すると共に、液相部分（液相空間Ａ）にポンプにより注水を実施することで、この注水の勢いを利用して効果的に冷却水を撹拌することができる。
【００３８】
次に、第２の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系２００の動作（作用）について説明する。この実施形態では、第１配管７１および第３配管７３と、第１流量調整バルブ１０とを備えており、例えば上述した冷却水ｃ１の温度成層化が発生した場合、第１流量調整バルブ１０を用いてスプレイノズル６および注水口７３ａから放出される冷却水ｃ１の流量をそれぞれ調整する。
【００３９】
具体的には、第１の実施形態と同様にしてポンプ駆動用タービン８およびポンプ９を作動させ、冷却水ｃ１をスプレイノズル６のみから噴射する場合、第１流量調整バルブ１０における冷却水ｃ１の流れ方向を第１配管７１側にし、その流量を調整する。また、冷却水ｃ１を注水口７３ａのみから注水する場合、第１流量調整バルブ１０における冷却水ｃ１の流れ方向を第３配管７３側にし、その流量を調整する。また、第１流量調整バルブ１０を調整し、冷却水ｃ１を第１配管７１および第３配管７３の両方に分配し、上記各配管の流量を調整するようにしてもよい。これにより、温度成層化の状態に応じて液相空間Ａ内の冷却水ｃ１を効率良く撹拌することができ、液相空間Ａ内の冷却水ｃ１の温度分布をより均一化することができる。
【００４０】
［第３の実施形態］
図３は、本発明の原子炉隔離時冷却系の第３の実施形態を示す概略断面図である。第３の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系３００は、図３に示すように、スプレイノズル６と、第１配管７１と、第２配管７２と、ポンプ駆動用タービン８と、ポンプ９と、周壁２０とを備えている。第３の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系３００は、周壁２０を更に備えている点で、第１の実施形態とは異なっている。なお、スプレイノズル６、第１配管７１、第２配管７２、ポンプ駆動用タービン８およびポンプ９は、第１の実施形態のものと同様であるため、同一部分については同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００４１】
周壁２０は、原子炉格納容器２の外壁２ａを囲う壁である。周壁２０は、原子炉格納容器２の外壁２ａに対して所定の間隔を隔てて当該原子炉格納容器２の全体を覆うように設けられている。この第３の実施形態では、周壁２０と外壁２ａとの間に原子炉格納容器２を冷却するための冷却液ｃ２を貯留する外周プール２１が形成されている。
【００４２】
このように、当該原子炉隔離時冷却系３００は、周壁２０を更に備え、周壁２０と外壁２ａとの間に外周プール２１が形成されていることで、外周プール２１の貯留されている冷却液ｃ２により外壁２ａを冷却することができ、外壁２ａを介して原子炉格納容器２をより確実に冷却することができる。
【００４３】
周壁２０は、図３に示すように、原子炉格納容器２の全体を覆うように設けられていてもよいが、上部が開放していることが好ましい。冷却液ｃ２は炉心の核燃料（不図示）とは隔離されているので、周壁２０の上部が開放していることで、放射性物質を含まない冷却液を効率良く蒸散させることができ、原子炉格納容器２から吸収した冷却液ｃ２の熱を効果的に外部に逃がすことができる。
【００４４】
上記冷却液ｃ２としては、原子炉格納容器２からの熱を吸収することができる限り特に限定されず、例えば、水が挙げられる。
【００４５】
なお、上述の外壁２ａは、通常コンクリートで形成されているが、熱伝導性材料で形成されていることが好ましい。上記熱伝導性材料としては、例えば、アルミニウム合金、鋼、鉛等が挙げられる。これらの中で、熱伝導性材料としては、高い熱伝導性および優れた強度を両立させる観点から、鋼が好ましい。
【００４６】
このように、周壁２０が熱伝導性材料で形成されていることで、原子炉格納容器２からの放熱をより効率良く行うことができる。
【００４７】
次に、第３の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系３００の動作（作用）について説明する。この実施形態では、第１の実施形態と同様にしてポンプ駆動用タービン８およびポンプ９を作動させ、液相空間Ａ内の冷却水ｃ１を撹拌して温度分布を均一化させる。
【００４８】
その際、原子炉格納容器２の外壁２ａの温度は、液相空間Ａ内の冷却水ｃ１の昇温に伴って上昇するが、外壁２ａと周壁２０との間に形成された外周プール２１内の冷却液ｃ２により外壁２ａが冷却され、これに伴い原子炉格納容器２からの放熱を促進させて当該原子炉格納容器２内の温度を継続的に維持する。
【００４９】
［第４の実施形態］
図４は、本発明の原子炉隔離時冷却系の第４の実施形態を示す概略断面図である。第４の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系４００は、図４に示すように、スプレイノズル６と、第１配管７１と、第２配管７２と、ポンプ駆動用タービン８と、ポンプ９と、第４配管７４と、第２流量調整バルブ１１とを備えている。第４の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系４００は、第４配管７４と第２流量調整バルブ１１とを更に備えている点で、第１の実施形態とは異なっている。なお、スプレイノズル６、第１配管７１、第２配管７２、ポンプ駆動用タービン８およびポンプ９は、第１の実施形態のものと同様であるため、同一部分については同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００５０】
第４配管７４は、第１配管７１のポンプ９を挟んで圧力抑制プール３と反対側の部位から分岐すると共に端部が原子炉圧力容器１、または原子炉圧力容器１内へ給水するための給水配管２２に接続され、ポンプ９から送出された冷却水ｃ１を原子炉圧力容器１に給水する配管である。
【００５１】
第２流量調整バルブ１１は、第１配管７１と第４配管７４との分岐部に設けられ、各配管（第１配管７１および第４配管７４）中の冷却水ｃ１の流量を調整（分配）するバルブである。
【００５２】
第２流量調整バルブ１１は、上記各配管中の冷却水ｃ１の流量を調整（分配）することができる限り限定されず、例えば、上述した第２の実施形態において第１流量調整バルブ１０として例示したものと同様のバルブ等を採用することができる。なお、第２流量調整バルブ１１は、冷却水ｃ１の流通経路を選択的に切り替えるバルブであってもよい。
【００５３】
このように、当該原子炉隔離時冷却系４００が、第４配管７４と第２流量調整バルブ１１とを更に備えていることで、圧力抑制プール３内の冷却水ｃ１を原子炉圧力容器１内へ補充する一次冷却水の供給源としても使用することができ、新たなポンプ等を設けることなく原子炉設備を簡素化することができる。
【００５４】
次に、第４の実施形態に係る原子炉隔離時冷却系４００の動作（作用）について説明する。この実施形態では、例えば上述した冷却水ｃ１の温度成層化が発生した場合、第１の実施形態と同様にしてポンプ駆動用タービン８およびポンプ９を作動させ、液相空間Ａ内の冷却水ｃ１を撹拌して温度分布を均一化させる。
【００５５】
一方、圧力抑制プール３内の冷却水ｃ１を原子炉圧力容器１への給水に使用する場合、第２流量調整バルブ１１を調整して第４配管７４へ冷却水ｃ１を分配することで原子炉圧力容器１に給水する。また、必要に応じ、第１配管７１および第４配管７４への送水を選択的に切り替えるようにしてもよい。
【００５６】
なお、本発明の原子炉隔離時冷却系は、上述した第１〜第４の実施形態の構成に限定されるものではなく、特許請求の範囲によって示され、特許請求の範囲と均等の意味および範囲内での全ての変更が含まれることが意図される。
【００５７】
例えば、図３に示す第３の実施形態では、原子炉格納容器２の全体が周壁２０で覆われている原子炉隔離時冷却系３００について説明したが、周壁２０の上部が開放している原子炉隔離時冷却系であってもよい。
【符号の説明】
【００５８】
１  原子炉圧力容器
２  原子炉格納容器
２ａ  外壁
３  圧力抑制プール
５  ウェットウェル
６  スプレイノズル
７１  第１配管
７２  第２配管
７３  第３配管
７４  第４配管
８  ポンプ駆動用タービン
９  ポンプ
１０  第１流量調整バルブ
１１  第２流量調整バルブ
２０  周壁
２１  外周プール
２２  給水配管
Ａ  液相空間
Ｂ  気相空間
ｃ１  冷却水
ｃ２  冷却液
【図１】
2016105058.tif 000003
【図２】
2016105058.tif 000004
【図３】
2016105058.tif 000005
【図４】
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