(57)【要約】  原子炉は、原子炉炉心を収容した圧力容器を備えている。炉心冷却システムは、燃料交換用水タンクＲＷＳＴからスタンドパイプへ水を排出するために燃料交換用水タンクＲＷＳＴと流体連通された複数の開口部が設けられた前記スタンドパイプと、スタンドパイプから圧力容器へ水の排出を行うように構成された注入ラインとを備えている。幾つかの実施例においては、スタンドパイプは燃料交換用水タンクＲＷＳＴ内に配置されているが、他の実施例においては、スタンドパイプは燃料交換用水タンクＲＷＳＴの外部に配置されており、交差接続管が複数の開口部を燃料交換用水タンクＲＷＳＴに接続している。炉心冷却システムは、スタンドパイプ内の水位に基づいて、燃料交換用水タンクＲＷＳＴと流体連通された複数の開口部の１つの開口部を介してフローを制御するように構成された弁、をさらに備えていてもよい。この弁は、スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁で構成されていてもよい。
2016513802.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容している圧力容器が設けられた原子炉と、
燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と、
前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記圧力容器へ水を排出するために接続された注入ラインと、
前記注入ラインと流体連通された下端を有し、且つ、前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられ、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と流体連通された２つ以上の開口部を有している、スタンドパイプと、
を備えている装置。
【請求項２】
前記スタンドパイプが、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の中に配置され、且つ、前記スタンドパイプが、前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた２つ以上の開口部を有している、請求項１に記載の装置。
【請求項３】
前記２つ以上の開口部が、前記スタンドパイプの上端を備え、且つ、前記スタンドパイプの前記上端が前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の初期水位よりも低い高さに設けられている、請求項２に記載の装置。
【請求項４】
前記２つ以上の開口部が、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の底部に配置された最下部開口部を含む、請求項２に記載の装置。
【請求項５】
前記スタンドパイプが、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の外部に配置され、且つ、前記スタンドパイプが、交差接続管を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）に接続された前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた２つ以上の開口部を有している、請求項１に記載の装置。
【請求項６】
前記２つ以上の開口部が、少なくとも３つの開口部を含む、請求項１に記載の装置。
【請求項７】
前記２つ以上の開口部の一方のフローを規制するように構成されたフロート弁をさらに備えていて、前記フロート弁が、前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを備えている、請求項１に記載の装置。
【請求項８】
前記２つ以上の開口部を備えた前記スタンドパイプが、予想崩壊熱対時間プロファイルを概算するために前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記圧力容器へのフローを調整するように構成されている、請求項１に記載の装置。
【請求項９】
前記原子炉と、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と、前記注入ラインとを収容した放射性物質格納構造をさらに備えている、請求項１に記載の装置。
【請求項１０】
前記圧力容器を前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）内へのベントを行うことにより前記圧力容器を減圧するように構成されたベント部と、前記原子炉炉心を水に浸された状態に保つために前記減圧の間に前記圧力容器内に水を注入するように構成された窒素加圧注入タンクと、をさらに備え、
前記注入ラインが、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記圧力容器へ水を排出するために前記減圧の後で開くように構成されている、請求項１に記載の装置。
【請求項１１】
原子炉の圧力容器を減圧することと、
前記原子炉の炉心の冷却を、
燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）からスタンドパイプへ水を排出すること、及び
前記スタンドパイプから減圧した前記圧力容器へ水を排出すること、
を含む操作によって提供することと、
を含む方法。
【請求項１２】
前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を前記排出することが、前記排水管に沿って２つ以上の異なる高さに設けた複数の開口部を介して、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することを含む、請求項１１に記載の方法。
【請求項１３】
前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を前記排出することが、排水管に沿って２つ以上の異なる高さに設けられた前記複数の開口部と前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）とを接続する交差接続管を介して、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することを含む、請求項１２に記載の方法。
【請求項１４】
前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を前記排出することが、
前記排水管に沿う第１の開口部を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することと、
前記排水管に沿う第２の開口部を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することと、
前記第１の開口部の高さよりも低い高さにおける前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁を用いて、前記第２の開口部を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへの水の排出を制御することと、
を含む、請求項１１に記載の方法。
【請求項１５】
核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容した圧力容器が設けられた原子炉と、
燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と、
炉心冷却システムと、を備えた装置であって、
前記炉心冷却システムが、
前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出するために前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と流体連通された複数の開口部が設けられた前記スタンドパイプと、
前記スタンドパイプから前記圧力容器へ水を排出するように構成された注入ラインと、
を備えている、装置。
【請求項１６】
前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）が、前記炉心冷却システムの運転中は、前記スタンドパイプ経由を除いて、前記圧力容器と流体連通されない、請求項１５に記載の装置。
【請求項１７】
前記スタンドパイプが前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の中に配置されている、請求項１５に記載の装置。
【請求項１８】
前記スタンドパイプが前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の外部に配置され、且つ、前記炉心冷却システムが、前記複数の開口部を前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）に接続する交差接続管をさらに備えている、請求項１５に記載の装置。
【請求項１９】
前記炉心冷却システムが、前記スタンドパイプ内の水位に基づいて、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と流体連通された前記複数の開口部の１つの開口部を介してフローを制御するように構成された弁、をさらに備えている、請求項１５に記載の装置。
【請求項２０】
前記弁が、前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁で構成されている、請求項１９に記載の装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本出願は、米国エネルギー省共同協定第ＤＥ−ＮＥ００００５８３号の支援の下での作業の一環としてなされたものである。エネルギー省は本出願に関して一定の権利を有することがある。
【０００２】
本出願は、２０１３年３月１２日に出願した米国仮出願第６１／７７７，０２６号（発明の名称「ＲＥＦＵＥＬＩＮＧ  ＷＡＴＥＲ  ＳＴＯＲＡＧＥ  ＴＡＮＫ  （ＲＷＳＴ）  ＷＩＴＨ  ＴＡＩＬＯＲＥＤ  ＥＭＥＲＧＥＮＣＹ  ＣＯＲＥ  ＣＯＯＬＩＮＧ  （ＥＣＣ）  ＦＬＯＷ」）の優先権を主張するものである。また、本出願は、２０１３年３月１５日に出願した米国仮出願第６１／７９４，２０６号（発明の名称「ＰＡＳＳＩＶＥ  ＴＥＣＨＮＩＱＵＥＳ  ＦＯＲ  ＬＯＮＧ−ＴＥＲＭ  ＲＥＡＣＴＯＲ  ＣＯＯＬＩＮＧ」）の優先権を主張するものである。
【０００３】
２０１３年３月１２日に出願した米国仮出願第６１／７７７，０２６号（発明の名称「ＲＥＦＵＥＬＩＮＧ  ＷＡＴＥＲ  ＳＴＯＲＡＧＥ  ＴＡＮＫ  （ＲＷＳＴ）  ＷＩＴＨ  ＴＡＩＬＯＲＥＤ  ＥＭＥＲＧＥＮＣＹ  ＣＯＲＥ  ＣＯＯＬＩＮＧ  （ＥＣＣ）  ＦＬＯＷ」）は、これを参照することにより全体として本出願明細書に編入されるものとする。２０１３年３月１５日に出願した米国仮出願第６１／７９４，２０６号（発明の名称「ＰＡＳＳＩＶＥ  ＴＥＣＨＮＩＱＵＥＳ  ＦＯＲ  ＬＯＮＧ−ＴＥＲＭ  ＲＥＡＣＴＯＲ  ＣＯＯＬＩＮＧ」）は、これを参照することにより全体として本出願明細書に編入されるものとする。
【０００４】
以下は、原子力発電の分野、原子炉安全の分野、原子炉緊急炉心冷却（ＥＣＣ）の分野及び関連分野に関するものである。
【背景技術】
【０００５】
冷却材喪失事故（ｌｏｓｓ  ｏｆ  ｃｏｏｌａｎｔ  ａｃｃｉｄｅｎｔ；ＬＯＣＡ）又は原子炉が急速に減圧されるその他の事象においては、崩壊熱の除去を提供するとともに燃料棒クラッドの損傷とそれに続く燃料棒の機能不全とを防止するために、核分裂生成物バリアとして、原子炉炉心は水に浸された状態に保たれる必要がある。冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）に続いて炉心の冷却を提供するシステムが緊急炉心冷却システム（ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ  ｃｏｒｅ  ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ；ＥＣＣ）である。緊急炉心冷却システム（ＥＣＣ）の設計は、蓄えられたエネルギーを利用し、起動後は電力の使用を継続する必要のない受動的機能を導入することがある。この種の受動的緊急炉心冷却（ＥＣＣ）設計においては、原子炉燃料交換の間に使用される水を提供するために燃料交換用水タンク（ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｓｔｏｒａｇｅ  ｔａｎｋ；ＲＷＳＴ）が典型的には放射性物質格納体の内部に配置されており、この燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）はまた、ＥＣＣシステム用の水供給源として機能する。燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）は、受動的ＥＣＣシステムが重力の作用を受けた水流によって動作することができるように、炉心の上方に配置されている。
【０００６】
燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）は、例えばあるシナリオにおいては７２時間など、設計基準の時間間隔にわたって緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムを稼働させるのに十分な水を提供するような寸法とされている。減圧弁は、重力の作用を受けた水流（又は注入水）がＲＷＳＴから原子炉内へ向かうことを可能とする。沸騰伝熱が燃料アセンブリにおいて生成された崩壊熱を除去し、結果として生じる蒸気がこれに続いて減圧ラインを介して排気される。必要なＲＷＳＴ容積は、水の潜熱能力（すなわち蒸気に変換された液体水１リットルあたり除去される熱エネルギー量）、知られている対時間炉心崩壊熱出力、及び、満水状態とされた燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から開始するＥＣＣ運転のための選択された設計基準時間間隔に基づいて算出することができる。
【発明の概要】
【課題を解決するための手段】
【０００７】
一開示態様において、装置は、核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容している圧力容器が設けられた原子炉と、燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記圧力容器へ水を排出するために接続された注入ラインと、前記注入ラインと流体連通された下端を有し、且つ、前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられ、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と流体連通された２つ以上の開口部（orifice）を有している、スタンドパイプとを備えている。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の中に配置され、且つ、前記スタンドパイプには、該スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた２つ以上の開口部が設けられている。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の外部に配置され、且つ、交差接続管を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）に接続された前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた２つ以上の開口部を有している。幾つかの実施例はさらに、前記２つ以上の開口部の一方のフローを規制するように構成されたフロート弁が備えられていて、前記フロート弁は前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを備えている。幾つかの実施例においては、前記２つ以上の開口部を備えた前記スタンドパイプは、予想崩壊熱対時間プロファイルを概算するために前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記圧力容器へのフローを調整するように構成されている。
【０００８】
別の開示態様においては、方法は、原子炉の圧力容器を減圧することと、原子炉炉心の冷却を、燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）からスタンドパイプへ水を排出すること、及び、該スタンドパイプから減圧した前記圧力容器へ水を排出すること、を含む操作によって提供することと、を含む。幾つかの実施例においては、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することは、排水管に沿って２つ以上の異なる高さに設けた複数の開口部を介して、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することを含む。幾つかの実施例においては、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することは、前記排水管に沿う第１の開口部を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することと、前記排水管に沿う第２の開口部を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出することと、前記第１の開口部の高さよりも低い高さに設けられた前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁を用いて、前記第２の開口部を介して前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへの水の排出を制御することと、を含む。
【０００９】
別の開示態様において、装置は、核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容した圧力容器が設けられた原子炉と、燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と、炉心冷却システムと、を備え、この炉心冷却システムは、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）から前記スタンドパイプへ水を排出するために前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と流体連通された複数の開口部が設けられたスタンドパイプと、前記スタンドパイプから前記圧力容器へ水を排出するように構成された注入ラインと、を備えている。幾つかの実施例においては、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）は、前記炉心冷却システムの運転中は、前記スタンドパイプ経由を除いて、前記圧力容器と流体連通されない。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の中に配置されている。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の外部に配置され、且つ、前記炉心冷却システムは、前記複数の開口部を前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）に接続する交差接続管をさらに備えている。幾つかの実施例においては、前記炉心冷却システムは、前記スタンドパイプ内の水位に基づいて、前記燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）と流体連通された前記複数の開口部の１つの開口部を介してフローを制御するように構成された弁、をさらに備えている。幾つかのかかる実施例においては、前記弁が、前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁で構成されている。
【００１０】
本発明は、様々なコンポーネント及びコンポーネント群の配置構成において具現化されることができ、また、様々なプロセス運用とプロセス運用の配列構成とにおいて具現化されることができるものである。各図面はあくまで好ましい実施例を説明することを目的とするものであり、本発明を限定するものと解釈されるべきではない。この開示は、以下の各図面を含む。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】フロー調整スタンドパイプを介して小型モジュラー炉（ＳＭＲ）と結合された燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）を利用した緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムをもつ燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）とともに放射性物質格納構造の中に配置された小型モジュラー炉（ＳＭＲ）の概要を示した断面斜視図である。
【図２】ＬＯＣＡ（２つのタンク）後の算出ＲＷＳＴ水位をプロットした図である。
【図３】崩壊熱除去に必要な算出フローに対する算出ＲＷＳＴフローをプロットした図である。
【図４】燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）内の水が緊急炉心冷却（ＥＣＣ）運転の開始時の初期水位推移レベルにある状態の、ここに開示するスタンドパイプを備えたＲＷＳＴを図式的に示した断面図である。
【図５】図４と同じ図であるが、スタンドパイプ上部よりも低くなるまで水位を下げるのに十分なＥＣＣ運転移行後の時間が経過した後の状態を示した図である。
【図６】崩壊熱除去に必要な算出フローに対する図４及び図５のスタンドパイプ内の算出ＲＷＳＴフローをプロットした図である。
【図７】図４及び図５のスタンドパイプを備えた燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）を用いた、時間に対する算出ＲＷＳＴ水位をプロットした図である。
【図８】フロー調整スタンドパイプが燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の外部に配置されている変形例としての実施例を図式的に示した図である。
【図９】フロー調整スタンドパイプが燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）の外部に配置されており、ある種のフロー調整がフロー調整フロート弁によって提供される、変形例としての実施例を図式的に示した図である。
【図１０】図９のシステムのフロー調整フロート弁の適切な実施例を側面からみた状態を図式的に示した図である。
【図１１】フロー調整フロート弁をもつ燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）内に配置されたスタンドパイプを使用した変形例としての実施例を図式的に示した図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
図１を参照すると、１基又は複数基の燃料交換用水タンク（ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｓｔｏｒａｇｅ  ｔａｎｋ；ＲＷＳＴ）ユニット１２からの調整された受動的フローをもつ開示された緊急炉心冷却（ＥＣＣ）技術が適切に利用される、例示的な小型モジュラー炉（ｓｍａｌｌ  ｍｏｄｕｌａｒ  ｒｅａｃｔｏｒ；ＳＭＲ）１０を一部切除した状態で示した斜視図が示されている。図１の例示的なＳＭＲユニット１０は加圧水型原子炉（ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  ｗａｔｅｒ  ｒｅａｃｔｏｒ；ＰＷＲ）の一種であって、圧力容器１４と、当該圧力容器１４の内部に配置された１基又は複数基の一体型蒸気発生器１６とを備えている（つまり例示的なＳＭＲ１０は、一体型ＰＷＲ１０である）。図１の例示的なＳＭＲ１０は、単なる一実例であって、より一般的には、１基又は複数基のＲＷＳＴからの調整された受動的フローを伴う開示されたＥＣＣ技術は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）（図示した一体型蒸気発生器或いは外部蒸気発生器を利用したＰＷＲコンフィギュレーション）、沸騰水型原子炉（ｂｏｉｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｒｅａｃｔｏｒ；ＢＷＲ）その他を含む、実質的に任意のタイプの軽水型原子炉とあわせて適切に利用される。１基又は複数基のＲＷＳＴからの調整された受動的フローを伴う開示されたＥＣＣ技術は、小型及び／又はモジュール型原子炉に限定されるものではなく、むしろ、大型及び／又は非モジュール型原子炉ユニットとともに利用されてもよい。図１の例示的なＳＭＲ１０は、圧力容器１４の頂部に設けられた、一体型加圧器容積１９を画する一体型加圧器１８を備えているが、しかしながら、ここでも、より一般的には１基又は複数基のＲＷＳＴからの調整された受動的フローを伴う開示されたＥＣＣ技術は、一体型加圧器又は外部加圧器のいずれかを備えた軽水型原子炉とともに適切に利用される。
【００１３】
概ね（図１の例示的なＳＭＲ１０のような）原子炉は、（一次）冷却水（より一般的にここでは、単に「冷却材」又は「冷却水」という。）に浸された（典型的に合金材、複合材、混合材又はその他の形態における）ウラン２３５（２３５Ｕ）などの核分裂性物質を含む原子炉炉心２０を収容した圧力容器１４を備えている。炉心２０が冷却水に浸された状態で、且つ、制御棒駆動機構（ｃｏｎｔｒｏｌ  ｒｏｄ  ｄｒｉｖｅ  ｍｅｃｈａｎｉｓｍ；ＣＲＤＭ）２２が中性子吸収材で構成された制御棒を少なくとも部分的に引き抜くと、核分裂連鎖反応が（一次）冷却水を加熱する原子炉炉心において始まる。例示的な制御棒駆動機構ＣＲＤＭ２２は、内部ＣＲＤＭであり、ロータ及びステータを含むそのモータ２２ｍを備えたＣＲＤＭユニットが、圧力容器１４の内部に配置されており、案内枠支持部２３が、制御棒の炉心よりも上方に配置された部分をガイドする。他の実施例においては、外設されたＣＲＤＭユニットが用いられてもよい。例示的な一体型ＰＷＲ１０においては、分離された水流（二次冷却材）が、それぞれ給水注入口２４及び蒸気出口２６を介して、蒸気発生器１６を流入及び流出する。二次冷却材が蒸気発生器又は複数の蒸気発生器１６の二次冷却材チャネルを流れ、（一次）冷却水によって伝達される炉心からの熱によって蒸気に変換される。蒸気発生器１６は、このようにして、原子炉１０に対するヒートシンクとして作用する。他の原子炉タイプにおいては、かかる放熱は、異なるメカニズムにより得られる。例えば、外部蒸気発生器をもつ加圧水型原子炉（ＰＷＲ）では、一次冷却材は、配管を通って、圧力容器を出て外部蒸気発生器へと向かい、外部蒸気発生器が二次冷却材フローを蒸気に変換する。沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）において、一次冷却材は沸騰して圧力容器内部で蒸気を形成し、この一次冷却材蒸気がタービンその他の有用な装置を直接駆動する。例示的な一体型ＰＷＲ１０の圧力容器１４は原子炉炉心２０を収容する下側部分３０と、蒸気発生器１６を収容する上側部分３２とを備え、中間フランジ部３４が圧力容器の上側部分と下側部分とを接続している。圧力容器１４の内部の一次冷却材フローサーキットは、炉心２０の上方へ上向きに延びている筒状中央ライザ３６によって規定され、ダウンカマーアニュラス３８は中央筒状ライザ３６と圧力容器１４との間で規定されている。フローは、自然循環によって（すなわち、中央筒状ライザ３６を通って上昇していき、頂部で排出されて、ダウンカマーアニュラス３８を通って下方へ流れてくる、炉心２０によって熱せられた一次冷却材によって）駆動されてもよく、或いは、ＲＣＰモータ４２によって駆動されるインペラを収容するＲＣＰケーシング４０を備えた例示的なＲＣＰのような、一次冷却材ポンプ（ｒｅａｃｔｏｒ  ｃｏｏｌａｎｔ  ｐｕｍｐ；ＲＣＰ）によって支援及び駆動されてもよい。一次冷却材ポンプ（ＲＣＰ）は、代替的に、一次冷却材経路に沿っていずれかの部位に配置されてもよく、或いは、自然循環炉においては全く省略されてもよい。ここでも、例示的なＳＭＲ１０は単なる説明の便宜のための一実例であって、開示された緊急炉心冷却（ＥＣＣ）技術は実質的に任意のタイプの軽水型原子炉とあ��せて適切に利用されることに留意すべきである。
【００１４】
引き続き図１を参照すると、燃料交換用水タンク（ＲＷＳＴ）１２とともに放射性物質格納構造５０（ここにおいて「放射性物質格納体」ないし「格納体」ともいう。）内に配置されたＳＭＲ１０の図式的断面図が図示されている。単体のＲＷＳＴ１２が図示されているが、冗長性を提供するため及び／又は冷却水の総容積の増大を提供するために、２つ以上のＲＷＳＴが格納体の内部に配置されていてもよいことが理解されるべきである。ＲＷＳＴ１２には複数の目的がある。名称が暗示しているように、燃料交換用水タンクＲＷＳＴ１２は、定期的燃料交換（つまり原子炉炉心を構成する使用済み燃料の取出し及び新しい燃料による交換）の間に用いられる水を提供する。ＲＷＳＴ１２はまた、蒸気発生器１６又はその他の放熱経路を介しての放熱が遮断されて原子炉圧力容器１４内の圧力と温度との上昇が生じる、放熱喪失事象など何らかの事故シナリオの間に使用される、或いは、圧力容器１４に接続された（比較的大口径の）配管又は容器の貫通部の遮断が生じる冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）における、貯水槽として機能する。
【００１５】
図１は、蒸気５２（可能性としては蒸気／水の二相混合物５２の形態で）が漏出する破断箇所を含むＬＯＣＡへの対応が図式的に説明されている。図１においては、かかるＬＯＣＡは、圧力容器１４の頂部に設けられた一体型加圧器１８近傍において発生するものとして図式的に示されている。圧力容器１４から漏出する蒸気／水５２は、放射性物質格納体５０によって封じ込められ、解放されたエネルギーは、適切な伝導メカニズムを介して最終ヒートシンク（ｕｌｔｉｍａｔｅ  ｈｅａｔ  ｓｉｎｋ；ＵＨＳ）５４へ排出される。例示的な図１においては、この熱伝達は、格納体５０の頂部に当該頂部と熱接触するように配置された最終ヒートシンクＵＨＳ５４と格納体５０の頂部との間の直接熱接触によって（少なくとも部分的に）達成される。
【００１６】
追加的に、受動的緊急炉心冷却（ＥＣＣ）が起動され、この受動的緊急炉心冷却（ＥＣＣ）は、圧力容器からＲＷＳＴへのベントを行うために、加圧器１８に接続された弁を用いて原子炉１０を減圧する（図１の例示的な実例において、或いは、その他の原子炉設計においてはその他の場所で）。この動作は、加圧器１８からＲＷＳＴ１２の頂部へ散布する蒸気（又は蒸気／水の二相混合物）を搬送する蒸気経路６０によって図式的に示される。圧力容器からＲＷＳＴへのベントに起因するＲＷＳＴ１２内の過剰な圧力は、蒸気ベント部６２を介してＲＷＳＴから逃がされる。原子炉を減圧する間に、炉心２０が冷却水に浸された状態を確保するために、水が当初は２つの窒素加圧された中間圧力注入タンク（ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ  ｐｒｅｓｓｕｒｅ  ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ  ｔａｎｋ）（ＩＰＩＴであり、その例示的なＩＰＩＴ６４が図１に図示されている）から原子炉容器内に注入される。ＩＰＩＴ６４からの水は任意的に核分裂連鎖反応の急激な停止を容易にするためにホウ素又は他の中性子毒を含む。ひとたび原子炉１０が減圧されると、ＲＷＳＴ１２（又は２つ以上の冗長構成のＲＷＳＴユニットが格納体内に設けられている場合には複数のＲＷＳＴ）内の水がＲＷＳＴ１２から原子炉圧力容器へ配設されている注入ライン６６を介して原子炉容器１４内に排出される、そしてこれにより、容器１４を再び満たす。（ここで留意すべき点として、例示的な図１においては、注入ライン６６の下流側部分はまた、ＩＰＩＴ６４からの水の入力経路を提供する、そしてこの場合には、初期減圧完了後ＩＰＩＴ６４をバルブオフするために、適切な弁調節が存在している点である。弁調節は任意的に受動的なものであり、例えば、圧力容器１４内の圧力が設定値を下回る場合に自動的に閉鎖される。中間圧力注入タンク（ＩＰＩＴ）を、注入ライン６６とは別個のラインを介して原子炉圧力容器と接続することも考えられる。）ＲＷＳＴ１２内の水は、炉心２０に対する長期的冷却を提供する。
【００１７】
冷却材が冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）による破断箇所を介して喪失されるのではなく放熱の喪失が、圧力容器１４内の圧力の（ＥＣＣが圧力容器１４の減圧を開始する）閾値を超えた上昇を惹き起こすという点を除いて、放熱喪失事象に対するＥＣＣ対応も同様である。
【００１８】
ＲＷＳＴ１２からの水の流れは、原子炉容器１４を再び満たす。図１の例示的なＳＭＲ１０と同様の小型モジュラー炉（ＳＭＲ）における冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）のための、２つのＲＷＳＴユニットを用いた幾つかの計算においては、水位は、炉心２０の頂部から１２７cm（５０インチ）以内下落すると計算され、水と蒸気との混合物を含む漏出する一次冷却材５２は、容器１４から加圧器１８の破断箇所を通って流出する。数時間の期間にわたって、ＲＷＳＴ１２内の水位は、低下すると計算されるが、解析が示すところによれば、原子炉圧力容器１４内の水位は高い状態にとどまる。特定の作動原理に限定するものではないが、これは、飽和状態による炉心２０を超えた水の低密度と、中央ライザ(riser)３６内の蒸気とに起因すると考えられる。結果として、かなりの量の水が、破断箇所を通って流出する（つまり一体的容積フロー５２が高い）、そしてそれにより、ＲＷＳＴ１２が、すべての水が蒸気に変換されていた場合に空になるであろうよりもより一層速やかに空になることにつながる。計算の設計基準においては、すべての水が蒸気に変換されるならば７２時間時間を超えて炉心崩壊熱を除去するのに十分な水が各ＲＷＳＴ１２内に存在している。しかしながら、ＬＯＣＡ起因の破断箇所を通って失われる液体水は、同等の水塊が圧力容器１４内の熱によって蒸気に変換されていたならば除去されるであろうエネルギーの１０％程度を除去するにすぎない。したがって、破断箇所から持ち出された水はＲＷＳＴ１２の崩壊熱除去能力に対して負の影響をもつ。
【００１９】
図２を参照すると、破断箇所からの過剰な水のキャリーオーバーは、ＲＷＳＴ除熱能力を設計基準である７２時間未満に潜在的に低下させうる。図２で報告された計算においては、ＲＷＳＴ１２は、わずか４８時間ほどで水がなくなって空になり、これは設計基準である７２時間よりもはるかに短い。
【００２０】
図３を参照すると、受動的運転を維持しつつＲＷＳＴエネルギー除去能力を改善するための１つのアプローチは、ＲＷＳＴから原子炉圧力容器へ配設されている注入ライン内に設けられた開口部（すなわち、図示しない絞り部）を用いて、ＲＷＳＴからの水の流れを制限することにあると考えられる。流体流れ抵抗をＲＷＳＴ注入ラインに付加することで、フローポテンシャルを低減し、それにより、破断箇所を通っての水のキャリーオーバーを低減することになる。しかしながら、開口部は、（設計基準７２時間）ＥＣＣ運転にわたる任意の時点におけるフローが最低崩壊熱除去レートを提供するのに十分な必要フローを下回るまでに減少する程度にまで小さくすることはできない。図３は、（冗長構成の）２つのＲＷＳＴのうち１基のみがＥＣＣ運転を行っていると仮定した場合の、このアプローチを用いた算出結果を示している。当初は、初期ＲＷＳＴレベルが高く（これらの算計においては、２５メートル（８２フィート）レベルから出発すると仮定）原子炉圧力容器内の水位も低いので駆動水頭（driving head）は高い。圧力容器が満たされるに従い、しかしながら、駆動水頭は減少し、フローが低くなる。この時点で、ＲＷＳＴからのフローは図３にみられるようにほとんど線形的に減少し、初めの５０時間の過剰フローにつながる。当該時点において、ＲＷＳＴは、実質的に空であって、冷却は失われ、設計上の目標である７２時間は達成されない。
【００２１】
再度図１を参照しつつさらに図４及び図５を参照すると、図４及び図５は、ＥＣＣプロセスの開始時（図４）及び途中まで進行したＥＣＣプロセス（図５）におけるＲＷＳＴ１２及び注入ライン６６の詳細な図面を示したものであり、調整された受動的ＥＣＣフローを提供するアプローチが記載されている。目標は、ＲＷＳＴ１２から圧力容器１４内へのフローを、崩壊熱対時間プロファイルと概ねマッチするように時間の関数として調整することにある。当該アプローチは、ＲＷＳＴ１２内に配置されたスタンドパイプ７０を用いる。スタンドパイプ７０の下端は、ＲＷＳＴ１２から原子炉圧力容器１４内へ延びる注入ライン６６内に接続している（図１参照）。スタンドパイプ１２の上端は、ＲＷＳＴ１２の初期（したがって最高）水位Ｌ０よりも低い深さｄ１（図４参照）にあたる高さにまで延びている。図１に示す例示的な実例においては、初期水位Ｌ０はまた、加圧器１８の頂部と一致する−これは必須ではないが、ＲＷＳＴ１２からの加圧されていない液体水が加圧器１８の頂部に設けられた容器破断からあふれ出す可能性を回避するとともに最大水頭を提供するという利点を有する。
【００２２】
特に図４及び図５を参照すると、スタンドパイプ７０は、ＲＷＳＴ１２における水位が開口部よりも高い状態にある限りスタンドパイプ７０への水の流入をそれぞれ許容する複数の開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２を備えている。例示的な図４及び図５においては、複数の開口部は、ＲＷＳＴ１２の初期水位Ｌ０よりも低い深さｄ１に配置されたスタンドパイプ７０の頂部に設けられた開口をなす開口部Ｏ０と、初期水線Ｌ０よりも低い深さｄ２に配置された開口部Ｏ１と、スタンドパイプ７０の底面に又はその近くに配置され、したがって初期水位Ｌ０よりも低い最大深さｄｍａｘに配置された開口部Ｏ２とを含む。一般性を損なうことなく、例示的な開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２はこのようにして初期水位よりも低い深さｄ１、ｄ２、ｄｍａｘにそれぞれ配置されており、ここでｄ１＜ｄ２＜ｄｍａｘである。ＲＷＳＴ１２から圧力容器１４へ注入ライン６６を介して排出される水はすべて、スタンドパイプ７０を通って流れる。
【００２３】
ＥＣＣの運転が開始されると、図４に示すように水位は（最も高い）初期水位Ｌ０にあり、それゆえ、３つの開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２はすべて当該水位よりも低い。したがって、当初は水は３つの開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２すべてを通って流れ、高い水流を創出する。ＥＣＣの運転が継続してＲＷＳＴ１２が次第に激減するに従い、水位は減少する。上側開口部Ｏ０を通る水流は、下側開口部Ｏ１を通る水流よりも速く減少し、下側開口部Ｏ１を通る水流は最下部開口部Ｏ２を通る水流よりも速く減少するが、これは、スタンドパイプ７０に沿ってより高い位置にある開口部ほど相対的な水頭がより迅速に低下するためである。
【００２４】
特に図５を参照すると、ひとたびＲＷＳＴ水位がスタンドパイプ７０の頂部より低くなるまで下落する（つまり深さｄ１が初期水位Ｌ０からこれにより低い水位Ｌ１へ下落する。図５参照。）と、最上部開口部Ｏ０を通るフローは全く存在しない。水位が開口部Ｏ１より低くなるまで下落する（つまり図示しないが深さｄ２が初期水位から下落する）と、開口部Ｏ１を通るフローは全く存在しない。フローはＲＷＳＴ１２が実質的に完全に空になるまで最下部開口部Ｏ２を通って流れ続ける。
【００２５】
図６を参照すると、計算された設計に係るスタンドパイプ７０内のフロープロファイルが図示されている。ＲＷＳＴ１２の最大深さｄｍａｘに対する深さｄ０、ｄ１を適切に選択することで、及び、任意的に、開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２のサイズを最適化することで、時間の関数としてのフローが崩壊熱プロファイルに密にマッチするように調整されることができ、それにより、関連する時間全体（すなわち図６の設計に係る設計基準である７２時間）にわたるフローが最低必要フロー以上となるように維持される、そして、その一方で設計基準７２時間間隔にわたってＲＷＳＴ１２が空になることはない。実際に、これらの計算におけるスタンドパイプ７０内のフローは７２時間ＥＣＣ運転全体を通じて余剰フローを提供した。フロープロファイルは必要フローと密にマッチし、長時間にわたって崩壊熱が除去されることが可能となる。
【００２６】
図７を参照すると、ＲＷＳＴ１２においてスタンドパイプ７０を使用することで、配管の破断による水喪失を極小化するためにＲＷＳＴ１２からの水の流れを時間の関数として受動的に調整することができる。これにより、単一のＲＷＳＴ１２で原子炉容器内部の水位を長時間にわたり維持することが可能となる。図７は、１基のタンクのみが用いられると仮定し且つ配管の破断を介しての水喪失を極小化するために炉に対して何ら内部的変更が加えられていないと仮定した場合の、推定ＲＷＳＴレベルを示した図である。タンク底面高さ（ｄｍａｘ）を１２メートル（４１フィート）として計算されるが、７２時間経過後も依然として２メートル（７フィート）或いは８４７９３リットル（２２，４００米国液量ガロン）の水がＲＷＳＴ（片側）内に存在している。比較すると、スタンドパイプ７０を使用せず且つ（図７のシミュレーションにおけるような１基のみのＲＷＳＴユニットではなく）２基のＲＷＳＴユニットを使用すると、ＲＷＳＴタンクはわずか４８時間で完全に空になる。
【００２７】
例示的な図４及び図５では、３つの開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２をもつ単一のスタンドパイプ７０を用いている。より一般的に、冗長性を提供及び／又は（圧力容器１４へとつながる注入ライン６６に並列接続された複数スタンドパイプの下端出力部によって）追加的フローを提供するために、１本を超える本数のスタンドパイプを用いることができる。当業者であれば、スタンドパイプの本数及び開口部の個数、サイズ及び配置を容易に最適化することができる。２つの開口部のみを用いることができる（例えば、中間の開口部Ｏ１を省略して開口部Ｏ０、０２とする。最上部開口部を例示的なＯ０におけるようなスタンドパイプ開口上端ではなくスタンドパイプの側面に配置することも考えられる）。追加的な開口部は、概ね、時間の関数としての流量のより一層正確な調整を可能とする。開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２は、同じサイズとする必要はない。開口部は、任意的に、デブリ(debris)がスタンドパイプ内に侵入することを制限するスクリーンを備えており、かかるスクリーンの流れ抵抗は、設計において適切に考慮に入れられる。開口部はまた、スタンドパイプの軸と平行な長さの長手方向スリットとして構成されてもよい−かかるスリットは、減少する水位が開口部を通過するのに伴う突然の過渡的変化（例えば、図６に示す急激な遷移のような）を低減させることができる。ある程度の急激さの低減はまた、追加的に又は代替的に、図示された垂直方向に対してスタンドパイプを若干傾けることで達成することができる。時間の関数としての流量を調整するために調節されることができる別のパラメータとしては、スタンドパイプのパラメータをその高さにわたって変化させるというものがある。
【００２８】
図８を参照すると、変形例としての実施例において、変更されたＲＷＳＴ１１２と、ＲＷＳＴ１１２の外部に配置されたスタンドパイプ１７０とが備えられている。図８に示すように、図８のＥＣＣシステムは、図４及び図５のＥＣＣシステムと同じ文脈におけるものであって、例えば、図８のＥＣＣは、炉心冷却を提供するとともに崩壊熱除去の間に炉心２００が水に浸された状態に確保するために、原子炉１０への調整された水の流れを提供するように動作する。この目的のために、水がＲＷＳＴ１１２からスタンドパイプ１７０を通って、注入ライン６６を介して圧力容器１４内に流れる。例示的な図８においては、注入ライン６６はまた、例示的なＩＰＩＴ６４のための注入ラインとしても機能する（図１を参照してすでに述べたとおりであるが、ＩＰＩＴは、別個の注入ラインを介して接続されることが可能である）。
【００２９】
図８のＥＣＣシステムは、スタンドパイプ１７０がＲＷＳＴ１１２の外部に配置されている点で図４及び図５のシステムと相違している。（対照的に、図４及び図５の実施例においては、スタンドパイプ７０はＲＷＳＴ１２の内部に配置されている。）ＲＷＳＴ１１２空の水を外部配置されたスタンドパイプ１７０を通って流すために、複数の交差接続管Ｐ０、Ｐ１、Ｐ２が、ＲＷＳＴ１１２とスタンドパイプ１７０とを異なる深さｄ０、ｄ１、ｄｍａｘ（図４と比較せよ）で接続する。交差接続管Ｐ０、Ｐ１、Ｐ２はこのようにして図４及び図５の実施例の開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２と同じ役割を果たす。スタンドパイプ１７０は、正常運転時にＲＷＳＴ１１２の頂部まで満たされるように設計されており（つまり初期レベルＬ０まで）、初期排出の間に最大水頭を提供するように設計されている。水がＲＷＳＴ１１２を離れるに従い、水位は第１の交差接続管Ｐ０のレベルｄ０を下回るまで低下し、スタンドパイプ内の水位の急激な減少をもたらす。図４及び図５の実施例では、スタンドパイプ７０に対する補給水は異なる高さを有する１つ又は複数の開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２によって制御される。同様に、図８の実施例では、スタンドパイプ１７０に対する補給水は、異なる高さに設けられた１つ又は複数の交差接続管Ｐ０、Ｐ１、Ｐ２によって制御される。いずれの場合においても、これにより、ＲＷＳＴ１２、１１２内の水位が各連続的開口部又は交差接続管のレベル（すなわち高さ）未満に下落するにつれて、かなり低い位置水頭を創出して原子炉容器１４内へ水を押しやる。その結果は、ＲＷＳＴ１２、１１２から圧力容器１４内への所望のとおりに調整された水の流れであり、当初は、当該当初は熱い炉心２０を冷却され且つ水中に浸された状態に維持する大きな水頭と、つねに減少していく崩壊熱出力を除去するとともに炉心を水に浸された状態に保つためにより削減された水注入を必要とするのに適切な、経時的に低減された水頭とをもたらす。
【００３０】
図８の実施例は、図４及び図５の実施例と比較して幾つかの点で利点を有する。外部スタンドパイプ１７０は、保守作業のために容易にアクセスすることができる。また、かかる保守作業のためにスタンドパイプ１７０を分離することを容易にするために、弁が交差接続管に組み込まれている（例えば、冗長構成のパラレルバルブが図８のより深い交差接続管Ｐ１、Ｐ２に示されている）。かかる弁は、具体的状況に対応するために時間の関数としての水頭を調整するために用いることも考えられる。例えば、ＬＯＣＡの間、ＲＷＳＴ１１２から圧力容器１４への水流が高すぎることが（例えば、ＬＯＣＡ破断箇所から流出する過剰な液体水からみて）判明した場合、有効水頭を低減するために交差パイプ上の１つ又は複数の弁が閉鎖されることができる。
【００３１】
他方、図４及び図５の実施例は、より一層コンパクトな設計（スタンドパイプ７０がＲＷＳＴ１２の内部に配置されているので）及び交差接続管Ｐ０、Ｐ１、Ｐ２を設ける必要がないなど、を含め、幾つかの点で利点を有している。複数のスタンドパイプ７０がＲＷＳＴ１２の内部に設けられていて注入ライン６６に対して並列接続されている場合には、有効水頭をリアルタイムで変化させるべく個々のスタンドパイプを分離させるために、個々のスタンドパイプ−注入ライン接続上の弁を設けることによって、交差接続管Ｐ１、Ｐ２上の弁を用いて達成するのと同様の、水頭に対するリアルタイムの手動調整が達成されることができる。
【００３２】
図９及び図１０を参照すると、別の変形例に係る実施例は、変更されたＲＷＳＴ２１２と、外部スタンドパイプ２７０とが備えられている。この実施例は、図８の実施例におけるように最上位交差接続管Ｐ０が備えられている。しかしながら、図８の実施例における下側の２つの交差接続管Ｐ１、Ｐ２は、フローがスタンドパイプ２７０内に配置されたフロート３０２を有するフロート弁３００によって制御される、１本の交差接続管ＰＰで置き換えられている。代替的には、スプリングタイプの弁のような別のタイプの受動的弁が用いられることができる。図９のＥＣＣシステムの運転は図８のシステムと同様に開始される−最上位交差接続管Ｐ０は、スタンドパイプ２７０がＲＷＳＴ２１２と同じレベル（初期レベルＬ０）まで満たされることを許容する。交差接続管ＰＰは、フロート弁３００によって弁調整されて閉鎖されているが、これは、高い水位は、フロート３０２をフロート弁３００近くまで上昇させるからである。この点は図１０において、フロート３０２に作用する浮力ＦＷを示すことによって図式的に示されており、この浮力ＦＷは弁本体３０４を（接続シャフト３０５を介して）弁座部３０６に対してフロート弁３００に近くなるように上昇させる。この状況は、圧力容器１４内へのフローがＲＷＳＴ２１２内の水位を最上位交差接続管Ｐ０よりも低下させるまで（つまり距離ｄ１だけ低下するまで）保たれる。この時点で、最上位交差接続管Ｐ０を通ってスタンドパイプ２７０内へ入るフローが止まり、スタンドパイプ２７０内に残る水は急速に注入ライン６６を通って圧力容器１４へ流れ出る。浮力ＦＷが除去されてフロート３０２が重力により下方へ低下して、弁本体３０４が、水流３０８がＲＷＳＴ２１２から下側交差接続管ＰＰを通ってスタンドパイプ２７０内にかがれることを許容するために弁座部３０６から遠ざかる方向へ移動することを惹起するように、このスタンドパイプ内の水位２７０の急激な減少は水位がフロート３０２のレベルを下回ると止まる。均衡状態は、パイプＰＰ及びフロート弁３００を介しての水の流入が、注入ライン６６を通って圧力容器１４内に流れ込む水の流出と打ち消しあうように、フロート３０２に対して十分な浮力を提供するのに十分なだけの水位に対応する。この水位は、およそフロート３０２の位置である。したがって、図９及び図１０のＥＣＣシステムは、２つのレベルの水頭、すなわち、ＲＷＳＴ２１２内の水位が最上位交差接続管Ｐ０のレベルまで低下するまで続く、炉心冷却初期段階中の高水頭と、スタンドパイプ２７０内の水の堆積が流出するにしたがって短い移行期に続いて、パイプＰＰと（少なくとも部分的に）開いたフロート弁３００とを通る水流に対応する低水頭を提供する。
【００３３】
図９はスタンドパイプ２７０に設けられたフロート３０２によって制御されつつ、弁３００が交差接続管ＰＰに対して弁調節を図式的に行うことを示すことで、フロート弁３００を機能的な形態で図式的に示していることに留意すべきである。フロート弁３００の物理的レイアウトは、図１０に示すフロート弁３００の例示的な実施例によって示されるように、異なるものとすることができ、図１０においては、バルブコンポーネント３０４、３０５、３０６は実際にスタンドパイプ２７０内に配置されているが、交差接続管ＰＰからスタンドパイプ２７０内への水の流入３０８を制御するための作動される（したがって、機能的には、図１０の弁は、図９の機能ダイアグラムに示すような交差接続管ＰＰを通るフローの弁調整を行う）。
【００３４】
交差接続管ＰＰと全開位置とされたフロート弁３００とが十分に高い流量を有している場合には、深さｄ１を下回った後の図９のシステムのスタンドパイプ２７０内の水位は、フロート３０２の高さに固定され、これは、フロート３０２の最大移動ストロークを適切な機械式ストップ部により制限することによって、精確に行うことができる。水位をフロート３０２のレベルに固定することが得られるのは、スタンドパイプ内の水位３７０がフロート３０２のレベルを超えて上昇してフロート３０２がフロート弁３００を閉鎖し、それにより、水位が再びフロートのレベルまで低下するまで、注入ライン６６を介してスタンドパイプ３７０からの急激な排出をもたらすからである。同様に、スタンドパイプ内の水位３７０がフロート３０２のレベルを下回るまで低下する場合には、フロート３０２がフロート弁３００を開放して、スタンドパイプ内の水位３７０が上昇してフロート３０２を上昇させてフロート弁３００を閉鎖させるまで、このフロート弁３００がＲＷＳＴ３１２からの急激な水の流れを許容する（低流れ抵抗を仮定）。フロートのレベルへの水位の固定は、交差接続管ＰＰ及び弁３００が高流量向けに設計されていて、デブリ等を原因とする目詰まりの可能性が低減されていることを前提としている。
【００３５】
対照的に、図４及び図５の実施例並びに図８の実施例におけるスタンドパイプにおける水位は、開口部Ｏ０、Ｏ１、Ｏ２の高さ又は配管Ｐ０、Ｐ１、Ｐ２の高さによって、且つ、これらの開口部又は配管が呈する流抵抗によって決定される。これらの流れ抵抗は、あまり低くすることができず、そうでないと、スタンドパイプ内の水位はＲＷＳＴ内の水位に密接に追従することになる。
【００３６】
図９のＥＣＣシステムは、２レベル型のシステムである。しかしながら、最上部交差接続管Ｐ０の高さとフロート３０２の高さとの間の高さ（すなわち深さ）におけるフロートを備えたフロート弁により制御された追加的な交差接続管を付加することにより、３レベル型のＥＣＣシステムを提供することができる。異なるレベルの追加的な配管／フロート弁の組み合わせを付加することにより、４レベル型又はより一層の高レベル型のＥＣＣシステムが同様に構築されることができる。ＥＣＣシステムの各レベルにおいては、スタンドパイプ内の水位は、ＲＷＳＴ内の現在水位よりも下にある最上位フロートの高さに固定される。
【００３７】
フロート弁は、弁の全水頭が典型的には相対的に低い（例えば、幾つかの考えうる実施例においては１３７９５５.２Pa（２０ｐｓｉ）のオーダ）ので本出願についても実装可能であり、フロート弁による低漏水率はフロート弁が閉鎖されている場合に受容可能である。水温は華氏２５０度（摂氏約１２１．１度）未満にとどまると予想されるため、フロート３０２の設計を相対的に容易にすることができる。例えば、幾つかの考えうる実施例においては、フロート３０２は、ステンレススチールライナに配置された独立気泡材料で構成される。かかるフローは、有利なことにはフロート破断による故障の影響を受けない。フロート弁３００は、有利には、制御された流体（すなわち水）からその動力を得る受動的デバイスである。複数本のスタンドパイプ２７０を設けるとともに任意的に各スタンドパイプに複数の冗長構成されたフロート弁を設けることで、冗長性を提供することができる（ここで２つのフロート弁の各フロートが同じ高さにある場合には、これら２つのフロート弁は冗長性を有する）。
【００３８】
図１１を参照すると、フロー制御のためのフロート弁の使用は、ＲＷＳＴ３１２の内部に配置された内部スタンドパイプ３７０とともに利用することができる。この場合、フロート弁３００への入口はＲＷＳＴ３１２内の周囲水に対して開放されることができる、すなわち、図９及び図１０の実施例のパイプＰＰを設ける必要がない。追加的に、この実施例においては、最上位交差接続管Ｐ０が有すべき機能は、スタンドパイプ３７０をその上端をパイプＰ０の高さに対応する高さの開放端として構成することにより得ることができる。図１１の例示的なＥＣＣシステムは、図９のそれと同様の２レベル型のシステムである。しかしながら、図１１は、有利な冗長性を提供するために２つのフロート弁３００を１本のスタンドパイプ３７０において用いることを説明している。さらなる冗長性は、ＲＷＳＴ３１２の各セクション内にスタンドパイプ３７０が入るようにＲＷＳＴ３１２を２つのコンパートメントに分割することによって、図１１の実施例において提供されている。代替的な設計においては、説明された２つのスタンドパイプ３７０は、ＲＷＳＴを複数のコンパートメントに分割することなく同一のＲＷＳＴ内に配置されることができる。
【００３９】
好ましい実施例が説明及び記載された。明らかなことに、変更及び置換が、前述の詳細な説明の読解及び理解により他に生じるであろう。本発明は、添付の請求項及びこれと同等な事項の範囲内にある限りにおいて、すべてのかかる変更及び置換を包含するものと解釈されるべきである。
【図１】
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【図４】
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【図５】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図２】
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【図３】
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【図６】
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【図７】
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【国際調査報告】
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