(57)【要約】【課題】コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、冷却プールへ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現する。【解決手段】水平仕切板２０１ａは冷却水プール室１０６を上方空間と下方空間とに仕切り、鉛直仕切板２０１ｂは水平仕切板２０１ａで仕切られた下方空間を２つの空間に仕切り、仕切られた一方の空間に水冷却熱交換器１０５が配置されている。蒸気熱交換器２０２で凝縮した水は冷却プール室１０６の他方側面部１０６ｂに衝突し、凝縮水戻り流路２０６ｂから、冷却プール室１０６のプール水１０８に落下する。蒸気の流れの向きを変更し、熱交換器２０２により凝縮させた水をプール室壁面に衝突させてプール水１０８に落下させ、プール水１０８の一部を有効に再利用することが可能となる。【選択図】図２
2017044647.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内に配置された原子炉圧力容器に接続された水冷却熱交換器と、
上記原子炉格納容器内又は外に設置され、上記水冷却熱交換器が内部に配置され、冷却水を貯水する冷却プール室と、
上記冷却プール室の内部空間を上方空間と下方空間とに仕切る水平仕切板と、この水平仕切板により仕切られた上記下方空間を水平方向に分かれる２つの空間に仕切る鉛直仕切板とを有する仕切板と、
上記水平仕切板により仕切られた上記上方空間に配置される蒸気熱交換器と、
上記上方空間から蒸気を大気に放出する大気放出流路と、
を備え、上記水平仕切板は、上記冷却プール室を形成する互いに対向する２つの側面部と離間して蒸気流路と凝縮水戻り流路とを形成し、上記鉛直仕切板は、上記冷却プール室を形成する底面部と離間して配置されることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
上記蒸気熱交換器と接続され、上記冷却プール室外に配置される空冷熱交換器をさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項３】
請求項１または２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
上記仕切板は、上記鉛直仕切板の上端面と上記水平仕切板の片端面とに接続される傾斜板をさらに有することを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項４】
請求項１、２、３のうちのいずれか一項に記載の原子炉冷却システムにおいて、
上記大気放出流路に配置され、上方に向かって傾斜する凝縮水放出防止板をさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項５】
請求項１、２、３、４のうちのいずれか一項に記載の原子炉冷却システムにおいて、
上記大気放出流路に配置される気水分離器をさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントにおける水プール内に熱交換器を設置した原子炉冷却システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラント、例えば沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）は、原子炉停止後も炉心の崩壊熱を除去する必要がある。
【０００３】
通常は、原子炉圧力容器や、原子炉格納容器内の下部に設置されたサプレッションプールから一部の水を抜き取り、それを海水と熱交換する熱交換器を通して冷却した後、原子炉圧力容器やサプレッションプールに戻すことで崩壊熱を除去している。
【０００４】
このような冷却システムは、原子炉圧力容器やサプレッションプールからの水の抜き取り、及び冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用しており、システムの動作には電源が必要である。
【０００５】
原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、これらの冷却システムを運転するようになっている。
【０００６】
一方、原子炉への外部からの送電が止まったときに、電源無しに崩壊熱を除去するシステムとして、例えば特許文献１に記載されている原子力発電プラントが提案されている。
【０００７】
これは、電源無しに原子炉圧力容器から蒸気を抜き取り、プール水中に設置した熱交換器を通すことで蒸気を凝縮させて凝縮水とし、この凝縮水をサプレッションプールに戻す原子炉冷却システムを持つ原子力発電プラントである。原子炉冷却システムの動作により、熱交換器が設置されているプール水は沸騰し、大気中に蒸気が放出される。
【０００８】
また、特許文献２には、原子力発電プラントの使用済み燃料プール（以下、燃料プールと略称する）において、燃料プールの気相部に熱交換器を設置し、原子炉建屋外部に設置した空気冷却用熱交換器と接続することで、原子炉への外部からの送電が止まった場合でも、密閉空間内で沸騰した燃料プール水の一部を凝縮させ、燃料プールに戻す装置が提案されている。
【０００９】
また、特許文献３には、原子炉格納容器冷却系として、冷却プールで発生した蒸気を冷却パイプの中に流入させ、冷却パイプを空気で冷却する装置が提案されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特開２０１３−２４６７２号公報
【特許文献２】特開２０１２−２３００３０号公報
【特許文献３】特開平３−１２２５９５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
しかしながら、特許文献１等に記載されている原子炉冷却システムは、原子炉圧力容器内の炉心で発生した崩壊熱を格納容器外に設置した冷却用プールで電源無しに熱交換可能であるが、沸騰したプール水は蒸気として大気に放出され、外部からのプール水の供給が無ければ時間経過と共にプール水量が減少するため、長期間の冷却を維持するためには大容量のプールが必要となり、設置面積が増大し、コストも増大する可能性がある。
【００１２】
また、特許文献２等に記載されている冷却装置では、沸騰した燃料プール水の一部を凝縮させ、燃料プールに戻すことが可能であるが、凝縮量は燃料プール気相部に設置した熱交換器と蒸気の接触面積（伝熱面積）と熱交換器を通過する蒸気速度に制約を受けるため、凝縮量増加のためには熱交換器の大型化や、熱交換器数の増加などが必要となり、コストが増大する可能性がある。
【００１３】
さらに、特許文献３等に記載されている冷却装置では、プール気相部に混在する非凝縮性ガスが蒸気流中に同伴される時間が長く、空気冷却時の熱伝達量が低下し、十分な冷却効果が得られない可能性がある。
【００１４】
本発明は、上述の点に鑑みなされたもので、コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、冷却プールへ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現することである。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記目的を達成するため、本発明は次のように構成される。
【００１６】
原子炉冷却システムにおいて、原子炉格納容器内に配置された原子炉圧力容器に接続された水冷却熱交換器と、上記原子炉格納容器内又は外に設置され、上記水冷却熱交換器が内部に配置され、冷却水を貯水する冷却プール室と、上記冷却プール室の内部空間を上方空間と下方空間とに仕切る水平仕切板と、この水平仕切板により仕切られた上記下方空間を水平方向に分かれる２つの空間に仕切る鉛直仕切板とを有する仕切板と、上記水平仕切板により仕切られた上記上方空間に配置される蒸気熱交換器と、上記上方空間から蒸気を大気に放出する大気放出流路と、を備える。
【００１７】
上記水平仕切板は、上記冷却プール室を形成する互いに対向する２つの側面部と離間して蒸気流路と凝縮水戻り流路とを形成し、上記鉛直仕切板は、上記冷却プール室を形成する底面部と離間して配置される。
【００１８】
水平仕切板は冷却水プール室を上方空間と下方空間とに仕切り、鉛直仕切板は水平仕切板で仕切られた下方空間を２つの空間に仕切り、仕切られた一方の空間に水冷却熱交換器が配置されている。
【００１９】
蒸気熱交換器で凝縮した水は冷却プール室の他方側面部に衝突し、凝縮水戻り流路から、冷却プール室のプール水に落下する。
【００２０】
蒸気の流れの向きを変更し、蒸気熱交換器により凝縮させた水をプール室壁面に衝突させてプール水に落下させ、プール水の一部を有効に再利用する。
【発明の効果】
【００２１】
本発明によれば、外部及び非常用発電機からの電力供給無しに動作し、コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を、空気を用いて冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、冷却プールへ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２２】
【図１】本発明が用いられていない原子力発電プラントにおける冷却システムの構成例を示す図である。
【図２】本発明の原子力発電プラントにおける静的冷却システムの実施例１の概略構成図である。
【図３】本発明の原子力発電プラントにおける静的冷却システムの実施例２の概略構成図である。
【図４】本発明の原子力発電プラントにおける静的冷却システムの実施例３の概略構成図である。
【図５】本発明の原子力発電プラントにおける静的冷却システムの実施例４の概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２３】
以下、本発明の原子炉冷却システムにおける実施の形態を、図面を参照して説明する。
【００２４】
本発明の実施形態は、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器で発生した蒸気を格納容器外に設けた水プール内の熱交換器で凝縮させ、サプレッションプールに凝縮水を流入させる冷却システムを例に説明する。
【００２５】
本発明は、上記以外に、非常用復水器や静的格納容器冷却系をはじめとする冷却システムや、容器内で発生した熱を熱交換器を介してプール水に放出する冷却システム全般に適用することができる。
【実施例】
【００２６】
（実施例１）
本発明が適用される原子力発電プラントにおける静的冷却システムの実施例１について説明する。
【００２７】
まず、本発明が用いられていない原子力発電プラントにおける冷却システムの構成例について、図１を用いて説明する。
【００２８】
図１において、原子力発電プラントは、原子炉格納容器１０１と、この原子炉格納容器１０１の内部に設置された原子炉圧力容器１０２と、原子炉格納容器１０１の下部に設置され、原子炉格納容器１０１内の圧力上昇を抑制するサプレッションプール１０３とを備えている。
【００２９】
原子炉圧力容器１０２の上部（蒸気領域）には、蒸気を抜き取る蒸気供給配管１０４が接続され、この蒸気供給配管１０４は、原子炉格納容器１０１の壁面を貫通し、原子炉格納容器１０１の外部に引き抜く構成となっている。
【００３０】
また、蒸気供給配管１０４には、原子炉格納容器１０１の外側で水冷却熱交換器１０５が接続されている。この水冷却熱交換器１０５は、冷却プール室１０６内のプール水１０８の中に設置されている。
【００３１】
そして、水冷却熱交換器１０５内で凝縮された蒸気（凝縮水）は、凝縮水放出配管１０７を通って、最終的にはサプレッションプール１０３（水領域）に戻されるようになっている。
【００３２】
水冷熱交換器１０５との熱交換で発生した蒸気は、プール気相部１０９を形成し、蒸気放出管１１０から大気中に放出される。
【００３３】
また、蒸気供給配管１０４には、起動弁１１１が設置されており、通常運転中はこの起動弁１１１は閉止している。起動弁１１１を開くことで、水冷熱交換器１０５が起動される。サプレッションプール１０３に戻された凝縮水は、原子炉隔離時冷却系１１２により原子炉内に供給される。
【００３４】
なお、実際の原子炉では、原子炉格納容器１０１を貫通する蒸気供給配管１０４及び凝縮水放出配管１０７の原子炉格納容器１０１の貫通部の前後には、隔離弁が設置されるが、本実施例の図面には図示していない。
【００３５】
また、原子炉隔離時冷却設備、非常用復水器及び本実施例１の静的冷却システムともに、通常運転中は閉じており、起動時に開く起動弁が設置され、各配管上には必要に応じて逆止弁や閉止弁が設置されるが、本発明の実施例１の図面には図示していない。
【００３６】
図２は、本発明の原子力発電プラントにおける静的冷却システムの実施例１の概略構成図である。
【００３７】
図２において、本発明の実施例１の原子力発電プラントは、図１に示した例と同様に、原子炉格納容器１０１と、この原子炉格納容器１０１の内部に設置された原子炉圧力容器１０２と、原子炉格納容器１０１の下部に設置され、原子炉格納容器１０１内の圧力上昇を抑制するサプレッションプール１０３とを備えている。
【００３８】
原子炉圧力容器１０２の上部（蒸気領域）には、原子炉内から蒸気を抜き取る蒸気供給配管１０４が接続され、この蒸気供給配管１０４は、原子炉格納容器１０１の壁面を貫通して、原子炉格納容器１０１の外部に引き抜く構成となっている。
【００３９】
また、蒸気供給配管１０４には、原子炉格納容器１０２の外側で水冷熱交換器１０５の一方端が接続されている。
【００４０】
水冷熱交換器１０５の下流側である他端は凝縮水放出管１０７と接続され、サプレッションプール１０３の水中に設置されている。水冷熱交換器１０５は、冷却プール室１０６中のプール水１０８内に設置されている。冷却プール室１０６の天井部には少なくとも１箇所の大気放出流路２０７が設けられている。
【００４１】
原子炉圧力容器１０２から抜き取った蒸気は、水冷熱交換器１０５内を通り、プール水１０８との熱交換により凝縮し、凝縮水放出配管１０７を通って、最終的にはサプレッションプール１０３に戻されるようになっている。熱交換によりプール水１０８は沸騰し、蒸気となって、冷却プール室１０６に形成された大気放出流路２０７から放出される。
【００４２】
そして、本発明の実施例１においては、冷却プール室１０６にＴ字状の断面形状を持つ仕切板２０１が設置されている。
【００４３】
この仕切り板２０１は水平方向面である水平仕切板２０１ａと、垂直方向面である鉛直仕切板２０１ｂとを備える。
【００４４】
冷却プール室１０６は、水冷却熱交換器１０５が設置され、垂直方向面である一方側面部１０６ａと、この一方側面部１０６ａに平行な他方側面部１０６ｂと、水平方向面である底面部１０６ｃと、側面部１０６ａと１０６ｂ（冷却プール室１０６を形成する互いに対向する２つの側面部）との間に形成されたその他の側面部と、上面部１０６ｄとを備えている。
【００４５】
仕切板２０１の水平仕切板２０１ａは、上面部１０６ｄと離間し、蒸気流路を形成している。水平仕切板２０１ａの一方側面部１０６ａに対向する端面は、一方側面部１０６ａと離間し、蒸気流路２０６ａを形成している。
【００４６】
また、仕切板２０１の水平仕切板２０１ａにおける他方側面部１０６ｂに対向する端面は、他方側面部１０６ｂと離間し、凝縮水戻り流路２０６ｂを形成している。
【００４７】
また、水平仕切板２０１ａの他の２つの端面は、上記側面部１０６ａと１０６ｂとの間に形成されたその他の側面部と接触している。
【００４８】
また、仕切板２０１の鉛直仕切板２０１ｂは、冷却プール室１０６の底面部１０６ｃと離間している。
【００４９】
つまり、仕切板２０１の水平仕切板２０１ａは、冷却水プール室１０６の内部空間を、上方空間と下方空間とに仕切り、鉛直仕切板２０１ｂは、水平仕切板２０１ａで仕切られた下方空間を水平方向に分かれる２つの空間に仕切り、仕切られた一方の空間に水冷却熱交換器１０５が配置されている。
【００５０】
このため、水冷却熱交換器１０５により熱せられて発生した蒸気は、鉛直仕切板２０１ｂと一方側面部１０６ａとの間の流路と、蒸気流路２０６ａと、水平仕切板２０１ａと上面部１０６ｄとの間に形成された蒸気流路と、大気放出流路２０７とを介して、大気に放出される構成となっている。
【００５１】
また、鉛直仕切板２０１ｂと側面部１０６ａと間に形成された空間に位置する冷却水は、水冷熱交換器１０５との熱交換により沸騰するため、水位が低下する。このため、鉛直仕切り板２０１ｂと側面部１０６ａの水頭と鉛直仕切り板２０１ｂと他方側面部１０６ｂの水頭の差により、鉛直仕切板２１０ｂと他方側面部１０６ｂと間に形成され空間に位置する冷却水は、鉛直仕切板２０１ｂと底面部１０６ｃと間に形成された間隙を通過して、側面部１０６ａ側の空間に移動する。
【００５２】
仕切板２０１の上部はプール気相部１０９に配置されており、冷却プール室１０６の上面部（室天井）１０６ｄとの間に空間を持ち、水冷熱交換器１０５との熱交換で発生したプール水蒸気が流れる流路を形成する。
【００５３】
仕切板上部である水平仕切板２０１ａとプール室天井１０６ｄとの間の空間には、少なくとも１つの蒸気熱交換器２０２が設置されている。
【００５４】
蒸気熱交換器２０２は、配管により原子炉建屋２０３外に設置された空冷熱交換器２０５と接続しており、ヒートパイプとして構成される。なお、図２の例では、空冷熱交換器２０５は自然対流を促進させるための流路２０４内に設けられている。
【００５５】
冷却プール室１０６内の水蒸気は、蒸気熱交換器２０２の伝熱管外を通過し、伝熱管内部の冷媒と熱交換する。伝熱管内部の冷媒は空冷熱交換器２０５の伝熱管内部を流れ、伝熱管の外側を空気が通過することで冷却され、再度蒸気熱交換器２０２の内部を流れる。
【００５６】
蒸気熱交換器２０２の外側でプール水蒸気の一部が凝縮し、蒸気熱交換器２０２で凝縮した水は、蒸気熱交換器２０２で凝縮しない蒸気とともに蒸気熱交換器２０２下流に流れる。
【００５７】
大気放出流路２０７は、蒸気熱交換器２０２の下流側に配置され、蒸気の流れ方向を水平方向から鉛直方向に変更するように形成されている。そして、上述したように、蒸気熱交換器２０２の下流側の気相部には冷却プール室１０６の気相部１０９と連通する凝縮水戻り流路２０６ｂが形成されている。
【００５８】
蒸気熱交換器２０２で凝縮した水は冷却プール室１０６のプール室壁面（主に他方側面部１０６ｂ）に衝突し、凝縮水戻り流路２０６ｂから、冷却プール室１０６のプール水１０８に落下する。また、蒸気熱交換器２０２で凝縮されなかった蒸気は、大気放出流路２０７を通り、大気に放出される。
【００５９】
このように、蒸気の流れの向きを変更し、熱交換器２０２により凝縮させた水をプール室壁面に衝突させてプール水１０８に落下させることで、蒸気の流れに同伴して放出される凝縮水の量を低減し、プール水１０８の一部を有効に再利用することが可能となり、プール水消費量の抑制又はプール容量の低減が可能となる。
【００６０】
本発明の実施例１によれば、コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、外部及び非常用発電機からの電力供給無しに冷却プールへ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現することができる。
【００６１】
なお、上述した本実施例１では、空冷熱交換器２０５を原子炉建屋外の上部に配置した構成を例に説明したが、空冷熱交換器２０５の位置は原子炉建屋２０３外であること以外は限定されない。
【００６２】
また、鉛直仕切板２０１ｂと底面部１０６ｃとは間隙が形成されるが、この間隙は、鉛直仕切板２０１ｂの下方部に形成された一つ又は複数の孔であってもよい。
【００６３】
また、鉛直仕切板２０１ｂの下方端面の位置は、設置された水冷却熱交換器１０５の垂直方向寸法の１／２の位置から、底面部１０６ｃまでの位置までが好ましい。
【００６４】
（実施例２）
次に、本発明の実施例２である、原子力発電プラントにおける静的冷却システムについて説明する。
【００６５】
図３は、本発明の実施例２である静的冷却システムの概略構成図である。図３に示す如く、本発明の実施例２の原子力発電プラントも実施例１と共通する構成となっている。
【００６６】
本発明の実施例２と実施例１との相違点は、仕切板２０１の形状である。実施例２においては、仕切板２０１は、鉛直仕切板２０１ｂの上端面３０１と、水平仕切板２０１ａの片端面（図３では左端、蒸気流路２０６ａ側の端面）３０２とが、傾斜板２０１ｃで接続され、傾斜板２０１ｃは鉛直仕切板２０１ｂに対して傾斜する構造となっている。
【００６７】
この傾斜板２０１ｃにより、水冷熱交換器１０５上部の気相部において、気相を流れやすくし、気相溜りができにくくなる。
【００６８】
通常、冷却プール室１０６内の気相部は空気であるため、非凝縮性ガスが殆どを占めている。
【００６９】
本発明の実施例において、水冷熱交換器１０５が起動すると、発生した蒸気が、上記流路２０６ａから蒸気熱交換器２０２を通過し、熱交換により蒸気が凝縮するが、蒸気中に空気のような非凝縮性ガスが混在していると、熱伝達量が低下する。
【００７０】
そこで、本発明の実施例２のような構成とすることで、水冷熱交換器１０５の起動時に非凝縮性ガスが、発生した蒸気に同伴されやすくなる。
【００７１】
このため、非凝縮性ガスを水冷熱交換器１０５の起動時から早期に放出することが可能となり、以降の蒸気熱交換器２０２の熱伝達量の低下を抑制することが可能となる。
【００７２】
本発明の実施例２においても、実施例１と同様に、コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、外部及び非常用発電機からの電力供給無しに冷却プール室１０６へ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現することができる。
【００７３】
さらに、本発明の実施例２によれば、上記のような実施例２に特有の効果を得ることができる。
【００７４】
（実施例３）
次に、本発明の実施例３である、原子力発電プラントにおける静的冷却システムについて説明する。
【００７５】
図４は、本発明の実施例３である静的冷却システムの概略構成図である。図４に示す如く、本発明の実施例３の原子力発電プラントは実施例２と共通する構成となっている。
【００７６】
本発明の実施例３では、実施例２の構成に加えて、蒸気熱交換器２０２下流の凝縮水戻り流路２０６ｂの上部かつ凝縮水が衝突する他方側面（壁面）１０６ｂに、凝縮水放出防止板４０１を設けている。
【００７７】
この凝縮水放出防止板４０１は、板状の形状となっており、他方側面１０６ｂとの接続部分から上方に向かって傾斜している。
【００７８】
この凝縮水放出防止板４０１により、凝縮水が壁面１０６ｂに衝突した際に発生する水滴や、壁面１０６ｂから蒸気流に同伴される水滴の量を低減させることが可能となり、プール水１０８に還流される量を増加させることにより再利用可能なプール水量を増加することができる。
【００７９】
本発明の実施例３においても、実施例１、２と同様に、コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、外部及び非常用発電機からの電力供給無しに冷却プール室１０６へ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現することができる。
【００８０】
さらに、本発明の実施例３によれば、上記のような実施例３に特有の効果を得ることができる。
【００８１】
なお、上述した例は、凝縮水放出防止板４０１を、図３に示した実施例２に適用した場合の例であるが、凝縮水放出防止板４０１を図２に示した実施例１に適用することも可能である。
【００８２】
（実施例４）
次に、本発明の実施例４である、原子力発電プラントにおける静的冷却システムについて説明する。
【００８３】
図５は、本発明の実施例４である静的冷却システムの概略構成図である。図５に示す如く、本実施例４の原子力発電プラントは実施例２と同様の構成となっている。
【００８４】
本発明の実施例４では、大気放出流路２０７内に、気水分離器５０１を備えている。
【００８５】
この気水分離器５０１は、旋回羽根で蒸気に旋回する流れを与え、蒸気中に含まれる水滴を遠心力で壁面に押し付け、水と蒸気を分離する構造が代表される。分離した水は、凝縮水戻り配管５０２を通って、プール水１０８に戻されることになる。
【００８６】
これにより、蒸気流に同伴された水滴を、プール水１０８として再利用することが可能となり、再利用可能なプール水量を更に増加することが可能となる効果が得られる。
【００８７】
本発明の実施例４においても、実施例１、２と同様に、コストの大幅な増加を伴うことなく、大気に放出されることになるプール水の一部を冷却し、凝縮した蒸気の一部を回収し、外部及び非常用発電機からの電力供給無しに冷却プール室１０６へ戻すことが可能な原子炉冷却システムを実現することができる。
【００８８】
さらに、本発明の実施例４によれば、上記のような実施例４に特有の効果を得ることができる。
【００８９】
なお、上述した例は、気水分離器５０１を、図３に示した実施例２に適用した場合の例であるが、気水分離器５０１を図２に示した実施例１や図４に示した実施例３に適用することも可能である。
【符号の説明】
【００９０】
１０１・・・原子炉格納容器、  １０２・・・原子炉圧力容器、  １０３・・・サプレッションプール、  １０４・・・蒸気供給配管、  １０５・・・水冷熱交換器、  １０６・・・冷却プール、  １０６ａ・・・一方側面部、  １０６ｂ・・・他方側面部、  １０６ｃ・・・底面部、  １０６ｄ・・・上面部、  １０７・・・凝縮水放出配管、  １０８・・・プール水、  １０９・・・プール気相部、  １１０・・・蒸気放出管、  １１１・・・起動弁、  １１２・・・原子炉隔離時冷却系、  ２０１・・・仕切板、  ２０１ａ・・・水平仕切板、  ２０１ｂ・・・鉛直仕切板、  ２０１ｃ・・・傾斜板、  ２０２・・・熱交換器、  ２０３・・・原子炉建屋、  ２０４・・・自然対流促進用流路、  ２０５・・・空冷熱交換器、  ２０６ａ・・・蒸気流路、  ２０６ｂ・・・凝縮水戻り流路、  ２０７・・・大気放出流路、  ３０１・・・鉛直仕切板上端点、  ３０２・・・水平仕切板片端点、  ４０１・・・凝縮水放出防止板、  ５０１・・・気水分離器、  ５０２・・・凝縮水戻り配管
【図１】
2017044647.tif 000003
【図２】
2017044647.tif 000004
【図３】
2017044647.tif 000005
【図４】
2017044647.tif 000006
【図５】
2017044647.tif 000007