(57)【要約】  冷却材喪失事故発生時に原子炉容器内の圧力を低減させ、冷却材喪失事故発生後に炉心の崩壊熱により発生する蒸気を逃すために減圧システムを利用する加圧水型原子炉の受動的冷却システム。減圧により原子炉容器と格納容器の間の圧力差が小さくなり、重力駆動式冷却システムによる原子炉容器への水の注入が可能となる。減圧システムは、原子炉容器の壁内のオリフィスに設けた流量制限器と、オリフィスにつながり、内部の弁が開位置にあるとき原子炉容器内部と格納容器内雰囲気との間に流路を形成するベント管とを含む。流量制限器は、流路面積が緩やかに減少し増加するベンチュリであるのが好ましい。【選択図】図６
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉を内部に閉じ込める圧力容器（１０）が格納容器（３４）内に収容され、当該原子炉が当該格納容器内の当該原子炉を取り囲む領域よりも高い圧力で運転される原子力発電システムであって、当該原子炉内の冷却材を当該格納容器内に逃して、当該原子炉内の圧力を下げるための減圧システム（１３６）を備え、当該減圧システムが、
当該圧力容器内（１０）の冷却材を前記格納容器（３４）内に逃すために当該圧力容器に設けたオリフィス（１３４）と、
当該オリフィス（１３４）と流体連通し、前記圧力容器（１０）内の圧力を、前記圧力容器を取り囲む領域の圧力と実質的に同じにするに十分な流量の流体が流れるようにしながら、前記圧力容器内の流体の当該オリフィスからの臨界流量を制限する流量制限器（１３０）とを備える原子力発電システム。
【請求項２】
当該流量制限器（１３０）が、前記減圧システム（１３６）が必要とする最小臨界流量を確保するように定められた、前記減圧システムの他の導管の開口（１２６）と比べて狭い開口を有する、請求項１に記載の原子力発電システム。
【請求項３】
前記流量制限器（１３０）がベンチュリである、請求項１に記載の原子力発電システム。
【請求項４】
減圧を生ぜしめる当該ベンチュリ（１３０）の貫通開口が最大径と最小径との間で緩やかに変化する、請求項３に記載の原子力発電システム。
【請求項５】
前記オリフィス（１３４）が前記圧力容器（１０）の壁（１２８）を貫通し、導管（１２６）が前記圧力容器から、前記減圧システム（１３６）が作動するまで前記オリフィスを隔離する弁（１３２）に至るところまで延び、前記流量制限器（１３０）が前記圧力容器の壁の前記オリフィスに配設されている、請求項１に記載の原子力発電システム。
【請求項６】
前記流量制限器（１３０）の流れ面積が当該導管（１２６）または前記弁（１３２）の流れ面積よりも小さい、請求項５に記載の原子力発電システム。
【請求項７】
前記流量制限器（１３０）が前記圧力容器の壁（１２８）内に配設される、請求項５に記載の原子力発電システム。
【請求項８】
前記原子炉（１０）が加圧水型原子炉である、請求項１に記載の原子力発電システム。
【請求項９】
前記原子炉（１０）がモジュール式加圧水型小型炉である、請求項８に記載の原子力発電システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は一般に原子炉に関し、とりわけ、原子炉冷却材回路を自動的に減圧して該冷却材回路への追加冷却水の注入を容易にする受動的安全機能を備えた加圧水型原子炉システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉などの発電用原子炉は、濃縮ウランなどの核燃料の核分裂により発生する熱を、炉心に流れる冷却材に伝達する。炉心には、燃料集合体の構造の中に互いに近接して固定された長尺の核燃料棒が含まれており、その間やその上を冷却材が流れる。燃料棒は同延で平行なアレイを形成するように互いに離隔されている。所与の燃料棒内における核分裂の際に放出される中性子およびガンマ線の一部は、燃料棒の間の減速材としての水を通り抜け、隣接する燃料棒に含まれる核分裂性物質に衝突して核反応および炉心内の熱発生に寄与する。
【０００３】
可動式制御棒は、炉心全体に分散配置されており、核分裂反応に寄与するはずだった中性子の一部を吸収することにより核分裂反応の全体的な速度を制御することができる。制御棒は一般に中性子吸収材料の長尺棒からなり、燃料集合体の燃料棒の間を長手方向に燃料棒と平行に延びる開口部または案内シンブルに貫入する。制御棒を炉心にさらに深く挿入すると、より多くの中性子が吸収されて、隣接する燃料棒内の核分裂反応に寄与しないようになる一方、制御棒を引き抜くと、中性子吸収が減って、核反応速度および炉心出力が高まる。
【０００４】
図１は、核分裂性物質を含んだ燃料棒を支える炉心１４を閉鎖蓋１２により閉じ込めた、全体として円筒形の圧力容器１０を含む従来型の原子炉一次系を単純化して示したものである。水やホウ酸水のような液体冷却材は、ポンプ１６によって容器１０内に圧送され、炉心１４に通され、そこで熱エネルギーを吸収した後、典型的には蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８に熱を放出し、その熱は熱交換器によって蒸気駆動タービン発電機などの使用回路（図示せず）に伝達される。その後、原子炉冷却材はポンプ１６に戻されて一次系ループが完結する。典型的には、原子炉冷却材配管２０によって１つの原子炉容器１０に上述のループが複数接続されている。
【０００５】
この設計を用いる商業発電プラントは典型的には３００ＭＷから１７００ＭＷの電気を出力する。近年では、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣ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、すべての一次ループ機器が原子炉容器内にある一体型の加圧水型原子炉である。原子炉容器はコンパクトな高圧格納容器に取り囲まれている。一体型の加圧水型原子炉は格納容器内の空間が限られていることや低コストの要請があることから、補助システムの総数を安全性や機能性を犠牲にすることなく、最小限に抑える必要がある。そのため、大半の機器をコンパクトな高圧格納容器内で原子炉システムの一次系ループと流体連通状態に保つことが望ましい。
【０００６】
典型的な設計の従来型加圧水型原子炉は、事故発生後の原子炉および使用済燃料プールの冷却に必要なポンプへの給電を非常用交流電源に頼る能動的安全系を利用している。ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣが提供するＡＰ１０００（登録商標）のような改良型設計の原子炉は、炉心および使用済燃料プールから崩壊熱を除去するために自然循環、沸騰および凝縮のみに依存する受動的安全系を利用する。こうした受動的安全系の原理をモジュール式小型炉の設計に適用し、さらに、好ましくは、安全余裕を維持しながら設計を単純化することが望まれる。かかる安全系の１つは一次冷却材回路からの冷却材喪失事故に対応するものである。冷却材の喪失は少量である可能性があるが、その場合は、原子炉冷却材回路の減圧を伴わない、容量が比較的小さな高圧補給水供給源からの追加冷却材の注入により対処できることがある。大量の冷却材喪失事故が起きた場合には、大量の水を蓄えた低圧供給源から冷却材を追加する必要がある。原子炉冷却材回路の例えば２２５０ｐｓｉ、すなわち１５ＭＰａの実質的な圧力を克服するためには、原子炉冷却材回路を減圧して、格納容器内の低圧水供給タンクから冷却水を追加できるようにする。低圧水供給タンクからは重力による排水が可能であるため、ポンプは不要である。原子炉容器が設置されている格納容器の底部に排水すると、ポンプなどの能動的機器に頼らずに水を減圧された冷却材回路に強制注入するに十分な流体圧力水頭圧が格納容器内に生じる。冷却材回路の圧力が実質的に格納容器内の雰囲気圧力に到達し、格納容器が冠水した後も、水は引き続き原子炉容器内に強制注入されて、核燃料を冷却する。液体の水は、炉心内で発生した蒸気とともに原子炉冷却材回路から逃れ出る。蒸気は格納容器の内壁および格納容器内部の他の金属表面で凝縮し、排出されて回収され、原子炉冷却材回路に改めて注入される。
【０００７】
上述の構成は、冷却材喪失事故のシナリオにおいて有効である。一方で、さほど深刻でない事態のもとで自動減圧システムが作動することにより格納容器が無用に冠水状態になる可能性もある。減圧と、それに続く原子炉格納容器の冠水に対しては、原子炉の運転停止と膨大な浄化作業が必要となる。この懸念は、本発明の譲受人に譲渡された米国特許第５，２６８，９４３号および米国特許出願公開第２０１２／０１５５５９７号の中で部分的に取り上げられているところである。
【０００８】
通常の条件下での自動減圧システムの誤作動は、分析結果が示すよりもさらに重大な事故につながりかねないとの想定がある。そこで、かかる事態の悪影響を最小限に抑えるために自動減圧システムのさらなる改良が望まれる。したがって、本発明の目的の１つは、格納容器への原子炉冷却材の放出に対する流れ抵抗を追加することにある。
【０００９】
本発明のさらに別の目的は、低圧給水タンクの水を重力により、炉心が水没した状態を保つのに十分な流量で、冷却材回路に追加できるようにする減圧システムの動作に悪影響を及ぼすことなく、かかる流れ抵抗を追加することにある。
【発明の概要】
【００１０】
上記および他の目的は、  原子炉を内部に閉じ込める圧力容器が格納容器内に収容され、原子炉が格納容器内の原子炉を取り囲む領域よりも高い圧力で運転される原子力発電システムにより達成される。原子炉は、原子炉内の冷却材を格納容器内に逃すことにより原子炉内の圧力を下げる減圧システムを有する。減圧システムは、基本的に、圧力容器内の冷却材を格納容器内に逃すために圧力容器に設けたオリフィスと、オリフィスと流体連通し、圧力容器内の圧力を、圧力容器を取り囲む領域の圧力と実質的に同じにするに十分な流量の流体が流れるようにしながら、圧力容器内の流体のオリフィスからの臨界流量を制限する流量制限器とを備える。望ましくは、流量制限器は、炉心が冷却材中に没した状態を保つために減圧システムが必要とする最小臨界流量を提供するように定められた、減圧システムの他の導管と比べて狭い開口を有している。好ましくは、流量制限器は、減圧を生ぜしめる貫通開口が最大径と最小径との間で緩やかに変化するベンチュリである。
【００１１】
一実施形態では、オリフィスは圧力容器の壁を貫通し、導管は圧力容器から、減圧システムが作動するまでオリフィスを隔離する弁へ延びる。流量制限器は圧力容器の壁のオリフィス内に配設されるのが好ましく、圧力容器の壁内に位置するのが望ましい。実際上、流量制限器の流れ面積は導管または弁の流れ面積よりも小さい。
【００１２】
一実施形態において、原子力発電システムは従来型の商業用加圧水型炉である。別の実施形態において、原子力発電システムは、電気出力が典型的には３００ないし１７００メガワットの間にある、従来型の原子炉と比べて小型でモジュール式の加圧水型原子炉である。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
本発明の詳細を、好ましい実施形態を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
【００１４】
【図１】従来型の原子炉システムの単純化した概略図である。
【００１５】
【図２】本発明の一実施形態を組み込んだ一体型モジュール式小型炉システムを一部を切欠いて示す斜視図である。
【００１６】
【図３】図２に示した原子炉の拡大図である。
【００１７】
【図４】図２に示した原子炉格納容器と、補助的システムの一部とを示す概略図であって、モジュール式小型炉の受動的安全システムの一実施形態の複合的な受動的残留熱除去装置／格納容器外プールシステムの原子炉格納容器の外部にある機器の動作を含む、炉心補給水タンク、減圧システム、格納容器内プールの動作の理解に資するものである。
【００１８】
【図５】格納容器内の原子炉容器の概略図であり、本発明の一実施形態が組み込まれた原子炉容器の壁を示す。
【００１９】
【図６】本発明の一実施形態が組み込まれた図５の原子炉の壁を示す断面図である。
【００２０】
【図７−９】流量制限器がある場合とない場合とをそれぞれプロットしたグラフであって、弁が意図しない状況で作動した時に格納容器内に放出される全質量、格納容器内に放出される全エネルギーおよび格納容器の圧力が流量制限器によってそれぞれ減少する様子を示したグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
図２、３および４は、本発明の便益にあずかる受動的熱除去システム、高圧注水システム、低圧注水システムおよび再循環システムを有するモジュール式小型炉を示している。図２は、本発明を適用できるモジュール式小型炉の格納容器の斜視図である。図２の原子炉格納容器は、原子炉圧力容器と、それに一体化された炉内構造物構成品とを示すために一部が切欠いてある。図３は、図２に示した圧力容器の拡大図である。図４は、拡張型の受動的炉心冷却・冷却材再循環システムの主要機器のほか、モジュール式小型炉の一実施形態の複合的な受動的熱除去システムおよび高水頭注水システムの最終ヒートシンクや二次系熱交換ループを含む、原子炉の幾つかの補助的システムを有する原子炉の一実施形態を詳示する模式図である。対応する機器を特定できるように、複数の図面の間で同じ符号を使用している。
【００２２】
図２、３および４に示すような一体型加圧水型原子炉では、原子力蒸気供給系の一次側に通常付随する実質的にすべての機器が、原子力蒸気供給系の一次側に付随する安全系の一部とともに、およそ２５０Ｐｓｉｇ（１．７ＭＰａ）の圧力に耐え得る高圧格納容器３４内に通常は収容される単一の原子炉圧力容器１０の中に収められている。原子炉容器１０内に収容されている一次系機器には、蒸気発生器の一次側、原子炉冷却材ポンプ２８、加圧器２２、そして原子炉それ自体が含まれる。商業用原子炉、特にこの一体型の原子炉の蒸気発生器１８は、図４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の外部に保持された蒸気ドラム３２の２つの機器に分けられる。蒸気発生器である熱交換器２６は、定格が一次系の設計圧力であり、炉心１４および他の従来型炉内構造物機器と共用される圧力容器１０／１２の中に、２つの管板５４および５６、ホットレグ配管２４（ホットレグライザとも呼ばれる）、下部管板５４と上部管板５６の間を延びる伝熱管５８、管支持体６０、伝熱管５８の間の二次系流体媒体の流れに方向性を与える二次系フローバッフル３６、ならびに二次側流れノズル４４および５０を備える。
【００２３】
これにより、圧力容器蓋アセンブリ１２内の熱交換器２６は格納容器３４内に密封されることになる。格納容器外蒸気ドラム３２（図４に示すもの）は、定格が二次系の設計圧力である圧力容器３８からなる。格納容器外蒸気ドラム３２は、遠心分離型およびシェブロン型の湿分分離装置、給水分配装置、ならびに乾き蒸気、給水、循環する液体および湿り蒸気のフローノズルを備えており、従来型の蒸気発生器１８の設計に見られるものとあまり変わらない。
【００２４】
容器１０の蓋１２内の熱交換器２６を通る原子炉一次冷却材の流れを図３の上部の矢印で示す。ここに示すように、加熱された原子炉冷却材は炉心１４から上向きにホットライザレグ２４を流れ、上部管板５６の中心を通ってホットレグマニホールド７４に流入し、１８０°向きを変えた後、上部管板５６と、さらに下方の下部管板５４とを貫通する伝熱管５８に流入する。原子炉冷却材は下部管板５４を貫通する伝熱管５８を下向きに流れる間、外部蒸気ドラム３２からサブクール再循環液入口ノズル５０を通って熱交換器に流入する再循環液と給水の混合物に、向流関係で、その熱を伝達する。サブクール再循環液入口ノズル５０から熱交換器２６に流入するサブクール再循環液および給水は二次系フローバッフル３６によって熱交換器の底部へ下方に差し向けられた後、熱交換器伝熱管５８の周囲を上向きに流れ、上部管板５６の直下で向きを変えて出口チャネル７６に流入するが、含湿蒸気はそこから湿り蒸気出口４４に漏斗状に導かれる。湿り飽和蒸気はそこから外部蒸気ドラム３２に運ばれ、そこで湿分から蒸気を分離する湿分分離器に通される。分離された湿分は再循環液を形成し、給水と混合されて、サブクール再循環液入口ノズル５０に戻されると言うサイクルを繰り返す。
【００２５】
従来型の加圧水型原子炉でも、改良型の加圧水型原子炉（ペンシルベニア州クランベリー郡区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ＬＬＣから提供されるＡＰ１０００（登録商標）など）でも、事故シナリオにおける炉心の損傷を防ぐために崩壊熱除去システムと高圧注水システムの両方が利用されている。図２、３および４に示したウェスチングハウスのモジュール式小型炉の設計では、コストおよびスペースの制約により、大型の加圧水型原子炉に現在実装されているそうしたシステムの能力が制限を受ける。大型の原子炉システムについては、本出願の譲受人に対して１９９３年１１月２日に交付された米国特許第５，２５９，００８号に詳しい説明がある。ウェスチングハウスのモジュール式小型炉は、受動的崩壊熱除去機能、高水頭注水機能、低水頭注水機能および再循環機能を複合させて単一の単純な一体型システムとしたものである。この複合的な安全系では、大型の加圧水型原子炉の安全系と比べて一体型の原子炉設計が大幅に単純化されており、少ないコストと小さな所要空間で事故時における同等の原子炉保護機能が得られる。以下に説明するモジュール式小型炉の安全系は、運転員による対応措置や外部電源の使用なしにおよそ７日間にわたって炉心を継続的に冷却できる再循環システムを含む。当初の受動的冷却期間は、この先で説明するように、格納容器の外にある最終ヒートシンクプールの水を補充することによってさらに延ばすことができる。
【００２６】
図２から５までを見るとわかるように、モジュール式小型炉の安全系には３つの基本的機能がある。すなわち、炉心補給水タンクから再循環ループを介して炉心に加圧水を強制注入する高水頭注水機能、炉心補給水タンクおよび低水頭注水システムを循環する原子炉冷却材を冷却する残留熱除去機能、そして冷却材を炉心に継続的に再循環させる炉心再循環機能である。高水頭注水機能と受動的残留熱除去機能の複合については、炉心補給水タンク４０と、その内部に位置する受動的残留熱除去熱交換器４２との複合装置が格納容器３４内に配置されている図２から４を見れば理解することができる。受動的残留熱除去熱交換器４２は、炉心補給水タンクの上端部の入口プレナム４３と、炉心補給水タンクの下端部の出口プレナム４６とを備える。上部管板４８は上部入口プレナム４３を二次系流体プレナム６４から分離し、下部管板５２は下部出口プレナム４６を二次系流体プレナム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の間を延びる。そのため、入口配管８４を介して炉心８２のホットレグから供給される一次側流体は入口プレナム４３に入り、管束６２を通って出口プレナム４６に運ばれ、出口配管８８を介して炉心１４のダウンカマー７８に戻される。管束６２を通る冷却材はその熱を管板４８と管板５２の間で二次系流体プレナム６４内の二次系流体に伝達する。二次系流体は二次系流体入口配管６６を通って二次系流体プレナム６４に入り、管束６２から伝達される熱を吸収し、二次系流体出口配管６８から出る。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、高い自然循環流量が容易に得られるように最大にする。定常状態での運転中は、炉心補給水タンク４０および受動的残留熱除去熱交換器４２の一次管側は、原子炉運転中の原子炉冷却材と同じ圧力の低温のホウ酸水で満たされている。この水は、炉心補給水タンク４０の底部の出口配管８８の弁８０によって原子炉圧力容器４０への流入が阻止される。
【００２７】
事故状態のとき、原子炉保護系および安全監視系は弁８０に開放信号を送って、炉心補給水タンクの低温のホウ酸水が出口配管８８から原子炉圧力容器１０のダウンカマー７８に流れ込めるようにする。それと同時に、高温の原子炉冷却材が炉心出口領域８２から入口配管８４を通って炉心補給水タンク４０へ、さらに炉心補給水タンク入口プレナム４３に流れ込む。その後、高温の原子炉水は受動的残留熱除去熱交換器４２の管束６４の伝熱管を下向きに流れ、受動的残留熱除去熱交換器の二次系流体プレナム６４のシェル側を流れる低温の二次系水によって冷却される。
【００２８】
沸騰防止のために加圧された二次系水は、その後、配管６８を上向きに流れ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、そこで最終ヒートシンクタンク７０の低温水に熱を伝達する。それにより冷却された二次系水は戻り配管６６を通って下向きに流れ、炉心補給水タンクの熱交換器４２のシェル側６４に流入すると言うプロセスが繰り返される。最終ヒートシンクのループも炉心補給水タンクの一次系ループも自然循環流によって駆動される。炉心補給水タンクの一次系ループの流れは、炉心補給水タンクの入口配管８４に蒸気が流入した後も原子炉から引き続き熱を除去する。
【００２９】
冷却材が原子炉圧力容器１０から失われる事故が起きると、原子炉容器内の水位は、受動的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につれて低下する。水位が炉心出口領域８２の炉心補給水タンク入口配管への入口よりも下がると、蒸気が入口配管に流入し、自然循環サイクルが途切れる。その時点で、炉心補給水タンクの水インベントリ（受動的残留熱除去熱交換器の二次系シェル側６４を除く）は蒸気圧を受けて出口配管８８を下向きに流れ、原子炉圧力容器ダウンカマー７８に流入するため、事実上高圧水頭注入機能を果たす。炉心補給水タンクからのこの高水頭注入と、残留熱除去熱交換器との組合せは、２０１２年６月１３日出願の出願連番第１３／４９５，０６９に詳しい説明がある。
【００３０】
図４に示した実施形態は、炉心補給水タンクによる高水頭注入と残留熱除去の複合システム、自動減圧システム、および外部電源なしで長期間にわたって炉心を冷却する、格納容器内原子炉再循環による低水頭注入システムのそれぞれの機能を組み合わせたものであり、これに本発明を適用することによって、減圧システムの意図しない作動による悪影響を抑えることができる。
【００３１】
図４に示したモジュール式小型炉の一実施形態では、上述のように、一体型原子炉容器１０は小型の高圧格納容器３４の内部にある。格納容器３４は水プール９０内に実質的に水没しており、それによって容器が外部から冷却される。容器内部には、炉心１４の上方の高さに配設された格納容器内プールタンク９６と、それに接続された格納容器内プールリザーバ９４とを備える格納容器内プールシステム９２がある。格納容器内プールリザーバ９４は半分ずつ２つに分けられており、それぞれが別々の格納容器内プールタンク９６と接続されている。それぞれの炉心補給水タンクの上部には第１の組の自動減圧システム弁１０２が接続されている。第２の組の自動減圧システム弁１０３（垂直方向の矢印によって象徴的に表示）は原子炉容器１０の炉心出口領域８２に独立した導管によって接続されている。これらの弁の目的は、原子炉を減圧し、格納容器容積部と原子炉容器容積部の間の圧力を同じにすることにある。これは、低圧注水システム（格納容器内プール）を始動して、重力下で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。
【００３２】
格納容器内プールシステム９２は、格納容器内プールリザーバ９４を通しチェック弁１０４を介してサンプ注入ノズルに接続される。チェック弁は、格納容器内プールシステムから格納容器内プールリザーバ９４を介して原子炉冷却系に至る流れを可能にする。格納容器内プールシステム９２は、チェック弁１０１を介して格納容器内容積部の下部または格納容器サンプ９８にも接続される。チェック弁は、格納容器サンプ９８から格納容器内プールシステム９２に至る流れを可能にする。容器内保持弁１０６は、格納容器内プールシステム９２の水が原子炉容器キャビティ内に流れ込んで原子炉容器の内部を冷却できるようにすることで、炉心が溶融して原子炉容器の壁を突き抜けるメルトスルーを防止する。
【００３３】
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。蒸気ドラム内の水の熱除去能力は事故後にも利用することができる。蒸気発生器の動作については、２０１２年６月１３日付けの出願（出願番号第１３／４９５，０６９号）に詳しい説明がある。蒸気ドラム３２は、隔離弁１１０および１１２を閉じることによって隔離することができる。
【００３４】
安全系の動作は、想定される冷却材喪失事故後に起こる事象のシーケンスの検討を通して説明することができる。冷却材喪失事故は格納容器内で一次系配管が破断したときに起こる。一体型原子炉には大きな一次系配管はないため、一次系配管の破断が起こるのは、加圧器２２の加圧器スプレイラインのような原子炉との補助的な接続部や、サンプ注入ラインのような炉心補給水タンク４０との接続部であろう。これらのラインは、直径が６インチ未満に制限される。
【００３５】
冷却材喪失事故シーケンスにおける最初のステップは、保護・安全監視系１１４による事象が進行中であるという診断である。その際、保護・安全監視系は保護系信号を発出し、それによって制御棒が炉心１４に挿入され、原子炉冷却材ポンプ２８がトリップする。蒸気ドラム３２は、湿り蒸気ライン１１０および蒸気ドラムから蒸気発生器に至る給水再循環ライン１１２を閉ざすことによって蒸気発生器から隔離される。
【００３６】
第２のステップは、炉心補給水タンク４０の下方の弁８０を開いて、炉心補給水タンクの低温のホウ酸水を炉心に強制的に送り込み、炉心を冷却するとともに炉心を冠水状態に保つ。さらに残留熱除去熱交換器を作動させ、ホットレグから熱交換器を通り、ダウンカマーへ至る自然循環による冷却流を始動させる。残留熱除去熱交換器の二次側冷却ループは熱を最終ヒートシンクプール７０に伝達する。この冷却は、原子炉内の水位が原子炉容器１０のホットレグの残留熱除去入口接続部より低下するまで続く。そしてその時点で、炉心補給水タンクからダウンカマーへの排水が開始される。
【００３７】
炉心補給水タンクの水位が低くなるか別の作動信号が発生されると、自動減圧システム弁１０２および１０３が作動し、原子炉容積部と格納容器容積部の間で圧力が均等化される。原子炉内の圧力が十分に下がると、格納容器内プールタンク９６（１つだけを図示）の水が、重力により、格納容器内プールリザーバ９４およびチェック弁１０４を通して原子炉内に排出される。格納容器内プールタンク９６のベント弁１２０が開き、自動減圧システム弁１０２および１０３がタンクの排水を可能にする。格納容器内プールタンク９６の水は、炉心内の水を補充することにより、原子炉内の水が沸騰して自動減圧システム弁１０２および１０３を通して格納容器３４内に蒸気を放出する間も炉心を冠水状態に保つ。
【００３８】
格納容器３４内の蒸気はその後、ベント孔付きで取外し可能な放射線遮蔽体１２４で覆われた、水プール９０内に水没している、低温の格納容器の上で凝縮する。凝縮した蒸気は格納容器の底部のサンプ９８に集まり、低温の格納容器の壁で凝縮する蒸気が増えるにつれて水位が上昇する。格納容器内プールタンク９６の水位が十分な水準に到達すると、チェック弁が開いて格納容器内の水がサンプ９８から格納容器内プールリザーバ９４へ流入し、そしてサンプ注入ノズル１００を通して原子炉の中に戻される。これによって原子炉内の水が沸騰して、蒸気が自動減圧システム弁１０３を通して格納容器内に放出される連続的な冷却ループが生まれる。その後、蒸気の凝縮物は、自然循環により、格納容器内プールシステム９２を通して原子炉内に還流する。このプロセスを通して、崩壊熱は炉心から格納容器３４の外部の水へ伝達される。格納容器の外部の水プール９０は沸騰する可能性があるが、水を最終ヒートシンクプール７０からフロー弁１２２を通して補充できる。最終ヒートシンクプール７０の水と格納容器外部のプール９０の水とを合わせると、原子炉を少なくとも７日間にわたって冷却するのに十分である。その後は、最終ヒートシンクプールの接続部を通して最終ヒートシンクの水を補充して、冷却作業延長のための水インベントリを確保するか、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かのいずれかを行う必要がある。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、格納容器内プールタンクベント弁１２０、自動減圧弁１０２および炉心補給水タンク隔離弁８０は、交流電源の利用可能性に拘らず動作する。モジュール式小型炉の安全系に関するさらに詳細な理解は、同時係属中である２０１２年６月１３日付けの出願（米国特許出願番号第１３／４９５，０８３号）を参照することによって得られる。
【００３９】
上記から、この重力による低圧注水は、駆動水頭が限られていることから、原子炉容器と格納容器の間の圧力差が十分に低くなければならないことがわかる。本発明は、減圧システム自体の意図しない開放や破断による悪影響を抑えながら、原子炉容器内の圧力を迅速に下げて、原子炉容器と格納容器の間の圧力差を低い値に維持するための減圧構成を提供する。一実施形態は図５および６に示したとおりで、ベント管１２６を原子炉容器の壁１２８を貫通するオリフィス１３４に接続する。かくして、この実施形態に従えば、減圧システムは、図５および６に示すように、流量制限器１３０と共に原子炉容器１０の内部と格納容器の内部とを接続するベント管１２６と、ベント管１２６上の弁１３２とからなる。上述したように、通常運転では、原子炉容器は高圧（２２００ｐｓｉ（１５ＭＰａ）以上）に維持され、格納容器の圧力は低い値（１５ｐｓｉ（０．１ＭＰａ）未満）である。通常運転時には、減圧システムの弁１３２は、原子炉容器１０内を高圧に保つために閉じている。冷却材喪失事故時には、減圧システムの弁は、加圧器圧力の低下または別の信号などの、冷却材の実質的喪失を示す事象シーケンスの発生後原子炉保護系からの電気信号に基づいて開くことにより、原子炉容器１０内の高圧流体を格納容器３４内に放出して原子炉容器内の圧力をさらに下げる。減圧後、弁は開放状態を維持し、原子炉圧力と格納容器の間の圧力差を低い値に保つ。
【００４０】
かくして、減圧システム自体が故障すれば、原子炉容器１０内の炉心および格納容器３４に安全上の問題が生じる可能性があることを認識するべきである。ここで検討する故障とは、原子炉の通常運転時における弁１３２の意図しない開放または接続管１２６の破断である。いずれの場合も、原子炉容器と格納容器の間の圧力差が大きいと、原子炉容器から格納容器に向かう臨界流を生み出す。その臨界流量は流体力学の法則に従って最小流れ面積と関係がある。本発明に従えば、図６に示すように、減圧システムの入口１３６に設けられた流量制限器１３０がこの臨界流量を低減する。制限器１３０の流れ面積は、減圧システムの接続管１２６または弁１３２の流れ面積よりも小さいため、臨界流は流量制限器１３０の流れ面積によって制限される。このことは、図７、８および９に、流量制限器がある場合とない場合における格納容器内に生じる圧力のもとでの全質量とエネルギー放出量のプロットによって立証される。示されている値は正規化されたものであることに留意されたい。プロットは、弁の意図しない作動時の格納容器３４内への全質量および全エネルギーの放出量が流量制限器１３０によって減少し、それによって格納容器のピーク圧力が下がる様子を示している。
【００４１】
流量制限器１３０の流れ抵抗を減らして、減圧システムを非臨界流モードで有効確実に機能させるようにするため、図示したように、原子炉容器の壁１２８の開口部において壁１２８から弁１３２までの任意の場所で、中心開口の内径が緩やかに減少したあと増加するベンチュリ型の流量制限器を使用する。ただし、最も有効な配置は、ベンチュリを原子炉容器の壁１２８の開口部内に設けることであり、たとえ原子炉容器の壁１２８への配管１２６接続部が破断しても、ベンチュリ機能が得られるようにする。ベンチュリの流れ面積は減圧システムの最小流れ面積であるのが好ましい。
【００４２】
上述の好ましい実施形態はモジュール式加圧水型小型炉に適用されるが、以下に特許を請求する本発明は、ＡＰ１０００（登録商標）のように、原子炉容器内の冷却材が、運転中は原子炉容器の外部環境よりは高い圧力に維持されるいかなる原子炉システムにも便益をもたらし得るものであることを認識するべきである。
【００４３】
本発明の特定の実施形態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６】
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【図１】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【国際調査報告】
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