核反应堆安全壳冷却设备

摘要

核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备，在紧急时可利用干井冷却单元降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。具有：干井冷却器箱(14)，配设在核反应堆安全壳(1)内，在上表面有开口，在下部有开闭机构(38)；传热管(13)，配置在干井冷却器箱(14)的上部，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统(32a)，从核反应堆安全壳(1)的外侧通过泵(32)将冷却水向传热管内输送；鼓风机(16)，在核反应堆安全壳内使传热管(13)周边的气体流动到干井冷却器箱(14)内外；外部池容器(35)，在核反应堆安全壳(1)外配置在传热管(13)的上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统(36)，其被构成为以重力为驱动力、将积存在外部池容器(35)中的冷却水供给到传热管(13)内。

权利要求

1.一种核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；

冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；

外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；

重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；

切换机构，进行切换，以将上述传热管有选择地与上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个连接；

上述重力利用冷却系统具有：

第1配管，一端连接在上述传热管的下部，另一端在上述外部池容器内的水面下开口；

第2配管，一端连接在上述传热管的上部，另一端在上述外部池容器内的水面上方开口。

2.一种核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；

冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；

外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；

重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；

切换机构，进行切换，以将上述传热管有选择地与上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个连接；

上述重力利用冷却系统具有：

第1配管，一端连接在上述传热管的下部，另一端在上述外部池容器内的冷却水中开口；

第2配管，一端连接在上述传热管的上部，另一端在上述外部池容器内的比上述第1配管的开口靠上方开口；

安装有将上述核反应堆安全壳内的上述第1配管的至少一部分包围的隔热材料。

3.一种核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；

冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；

外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；

重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；

切换机构，进行切换，以将上述传热管有选择地与上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个连接；

上述重力利用冷却系统具有：

第1配管，一端连接在上述传热管的下部，另一端在上述外部池容器内的冷却水中开口；

第2配管，一端连接在上述传热管的上部，另一端在上述外部池容器内的比上述第1配管的开口靠上方开口；

安装有将上述外部池容器内的冷却水中的上述第2配管的至少一部分包围的隔热材料。

说明书

核反应堆安全壳冷却设备

技术领域

[0001] 本发明涉及利用冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统的核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备。

背景技术

[0002] 在以往的沸水型原子能发电站中，为了将核反应堆安全壳内部冷却，已知有在上部干井内设置干井冷却器的技术(参照特许文献1)。此外，为了在冷却剂丧失事故(LOCA)时抑制核反应堆安全壳内的压力上升，而研究利用该干井冷却器。为此，作为将冷却水从安全壳外供给到该干井冷却器中的系统，准备了强制循环系统和重力利用冷却系统的2个系统、切换为它们中的一个来使用的装置(参照特许文献2)。该强制循环系统是利用泵的，重力利用冷却系统即使电源丢失、泵不动作、也能够通过重力的自然循环将冷却水供给到干井冷却器中。

[0003] 【特许文献1】日本特开2001-215291号公报

[0004] 【特许文献2】日本特开2004-198118号公报

[0005] 【发明内容】

[0006] 【发明要解决的课题】

[0007] 通过利用重力冷却系统的冷却水的自然循环流量与强制循环系统的流量相比少很多，有可能在冷却剂丧失事故时不能得到足够的蒸汽凝缩量、而不能抑制核反应堆安全壳内的蒸汽压的上升。进而，由于目前的冷却盘管是在水平方向上旋管排列的传热管，所以不能确定自然循环的流动方向，有可能发生启动时的不稳定现象。此外，由于蒸汽中所含有的非凝缩性气体会部分滞留在干井冷却器的壳内，所以需要将其顺畅地排出。

发明内容

[0008] 本发明是为了解决上述课题而做出的，其目的是提供一种能够在紧急时利用干井冷却器，降低核反应堆安全壳的蒸汽压的核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备。

[0009] 为了达到上述目的，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；切换机构，将上述传热管有选择地与上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个连接，以进行切换；上述重力利用冷却系统具有：第1配管，一端连接在上述传热管的下部，另一端在上述外部池容器内的水面下部开口；第2配管，一端连接在上述传热管的上部，另一端在上述外部池容器内的水面上方开口。

[0010] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；切换机构，将上述传热管有选择地与上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个连接，以进行切换；上述重力利用冷却系统具有：第1配管，一端连接在上述传热管的下部，另一端在上述外部池容器内的冷却水中开口；第2配管，一端连接在上述传热管的上部，另一端在上述外部池容器内的比上述第1配管的开口靠上方开口；安装有将上述核反应堆安全壳内的上述第1配管的至少一部分包围的隔热材料。

[0011] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；切换机构，进行切换，以将上述传热管有选择地与上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个连接；上述重力利用冷却系统具有：第1配管，一端连接在上述传热管的下部，另一端在上述外部池容器内的冷却水中开口；第2配管，一端连接在上述传热管的上部，另一端在上述外部池容器内的，比上述第1配管的开口靠上方开口；安装有将上述外部池容器内的冷却水中的上述第2配管的至少一部分包围的隔热材料。

[0012] 本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：干井冷却器箱，配设在上述核反应堆安全壳内，在上表面具有开口，在下部具有开闭机构；传热管，配置在上述干井冷却器箱的上部，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；鼓风机，在上述核反应堆安全壳内使上述传热管周边的气体在干井冷却器箱内外流动；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0013] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：干井冷却器箱，配设在上述核反应堆安全壳内，具有开口；传热管，配置在上述干井冷却器箱内，具有倾斜的倾斜传热管，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；鼓风机，在上述核反应堆安全壳内使上述传热管周边的气体在干井冷却器箱内外流动；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0014] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；至少1个三通阀，将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上。

[0015] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：干井冷却器箱，配设在上述核反应堆安全壳内，具有开口；传热管，在上述核反应堆安全壳内配置在上述干井冷却器箱外，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；鼓风机，在上述核反应堆安全壳内使上述传热管周边的气体通过上述开口、并通过上述干井冷却器箱内而流动；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0016] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水，以使水面为与上述传热管的高度相同；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0017] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；阀，用来将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上，其被构成为相应于上述核反应堆安全壳内的压力变化而自动地切换。

[0018] 此外，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：干井冷却器箱，配设在上述核反应堆安全壳内，具有开口；传热管，配置在上述干井冷却器箱内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；安全壳传热外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；槽，配置在上述核反应堆安全壳外，收容有冷却水；喷射泵，配置在外部池容器内，朝向上述传热管驱动该外部池容器内及上述槽内的冷却水；蒸汽喷射器，将上述槽内的冷却水作为上述喷射泵的驱动水驱动；蒸汽配管，在核反应堆事故时，将从上述传热管导入到上述外部池容器中的蒸汽作为上述蒸汽喷射器的驱动蒸汽导入到上述蒸汽喷射器中；水配管，将上述槽内的冷却水导入到上述蒸汽喷射器中；排出配管，将从上述蒸汽喷射器排出的冷却水作为上述喷射泵的驱动水导入。

[0019] 此外，本发明的核能发电设备的特征在于，具有：核反应堆压力容器，收容核反应堆芯；核反应堆安全壳，收容该核反应堆压力容器；干井冷却器箱，在上述核反应堆安全壳内配设在上述核反应堆压力容器之外，在上面具有开口，在下部具有开闭结构；传热管，配置在上述干井冷却器箱内的上部，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；鼓风机，在上述核反应堆安全壳内使上述传热管周边的气体在上述干井冷却器箱内外流动；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0020] 此外，本发明的核能发电设备的特征在于，具有：核反应堆压力容器，收容核反应堆芯；核反应堆安全壳，收容该核反应堆压力容器；核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力；所述核反应堆安全壳冷却设备具有：干燥井冷却器箱，配设在上述核反应堆安全壳内，具有开口；传热管，配置在上述干井冷却器箱内，具有倾斜的倾斜传热管，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；鼓风机，在上述核反应堆安全壳内使上述传热管周边的气体在上述干井冷却器箱内外流动；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0021] 此外，本发明的核能发电设备的特征在于，具有：核反应堆压力容器，收容核反应堆芯；核反应堆安全壳，收容该核反应堆压力容器；核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力；所述核反应堆安全壳冷却设备具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，传热，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；至少1个三通阀，将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上。

[0022] 此外，本发明的核能发电设备的特征在于，具有：核反应堆压力容器，收容核反应堆芯；核反应堆安全壳，收容该核反应堆压力容器；核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力；所述核反应堆安全壳冷却设备具有：干燥井冷却器箱，配设在上述核反应堆安全壳内，具有开口；传热管，在上述核反应堆安全壳内配置在上述干井冷却器箱内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；鼓风机，在上述核反应堆安全壳内使上述传热管周边的气体通过上述开口、再通过上述干井冷却器箱内而流动；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内。

[0023] 根据本发明，即使在紧急时也能够利用干井冷却器降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。

[0024] 根据本发明，能够抑制从干井空间导入的非凝缩性气体滞留在干井冷却器的冷却盘管周边，还能够促进自然循环流量，能够提高干井冷却器的除热性能。因而，即使在紧急时也能够降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。

附图说明

[0025] 图1是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式1的示意纵剖视图。

[0026] 图2是表示图1中的干井冷却器的示意立体图。

[0027] 图3是表示图2中的1根传热管的示意立体剖视图。

[0028] 图4是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式2的示意纵剖视图。

[0029] 图5是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式3的干井冷却器的示意纵剖视图。

[0030] 图6是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式4的示意纵剖视图。

[0031] 图7是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式5的示意纵剖视图。

[0032] 图8是表示图7中的阀的构造的示意纵剖视图。

[0033] 图9是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式6的示意纵剖视图。

[0034] 图10是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式7的示意纵剖视图。

[0035] 图11是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式8的示意纵剖视图。

[0036] 图12是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式9的示意纵剖视图。

具体实施方式

[0037] 下面参照附图说明本发明的实施方式。另外，对于相同或类似的部分赋予共用的标号而省略重复的说明。

[0038] (实施方式1)

[0039] 首先，利用图1～图3说明涉及本发明的关于核反应堆安全壳冷却设备的概略结构。图1是表示有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式1的纵剖视图。如该图所示，在核反应堆安全壳1内，核反应堆压力容器3受支座(pedestal)4支撑。在核反应堆压力容器3内，内包有保持核燃料的反应堆芯2。

[0040] 在核反应堆安全壳1内设置有由支座4包围的下部干井5、包围核反应堆压力容器3的上部干井6、和通过隔板7划分而设置在上部干井6的下方的压力抑制室9。压力抑制室9在内部具有压力抑制池8。

[0041] 上部干井6与下部干井5通过连通口10连通，两个干井5、6与压力抑制室9通过延伸到压力抑制池8水中的通气管11连接。在核反应堆安全壳1内，设有多台在通常运转时将干井5、6内的气体冷却到规定状态并加以维持的干井冷却器12。

[0042] 干井冷却器12具有干井冷却单元15及作为气体循环机构的鼓风机16。干井冷却单元15由壳14及内包于其中的冷却盘管13构成。

[0043] 在核反应堆通常运转时，在冷却盘管13的内部配管中通过冷却水强制循环系统32a将冷却水通水，将上下部干井5、6内的气体导入到此壳14内。具体而言，利用鼓风机
16降低壳14的内压，通过由此产生的壳14的内外的压力差生成气流。被导入到壳14中的气体通过冷却盘管13的管外周边而被冷却。被冷却的气体经由排风管17及风挡18被循环送风到上下部干井5、6内各处。

[0044] 此外，压力抑制池8的冷却水通过残余热除去系统线路19的残余热除去泵20引导，通过残余热除去热交换器21进行热交换而除热后，从喷射头22散布到上部干井6内，而构成了喷射冷却系统。该冷却系统是为了高温、高压时的安全壳1的冷却而设置的。

[0045] 在该实施方式中，作为将冷却水供给到冷却盘管13的内部配管中的系统，除了冷却水强制循环系统32a以外还配置有重力利用冷却系统36，通过阀31、37进行切换。即，在核反应堆安全壳1的外上方设有积存冷却水的外部池容器35，构成为，使外部池容器35内的冷却水不经由泵而以重力为驱动力被供给到冷却盘管13内。

[0046] 冷却水强制循环系统32a具有配置在核反应堆安全壳1之外的冷却水泵32、热交换器33，由热交换器33冷却的冷却水通过冷却水泵32被送到干井冷却单元15内的冷却盘管13中而进行循环。进而，为了用热交换器33将冷却水强制循环系统32a的冷却水冷却，配置有例如使海水循环的冷却水泵34。在冷却水强制循环系统32a贯通核反应堆安全壳1的壁的部分的外侧与内侧上，分别配置有阀31。另外，作为阀31中的一个而配置了止回阀，但也可以是与另一个阀31相同的阀。

[0047] 鼓风机16使干井冷却单元15内的冷却盘管13周围的气体流动，通过核反应堆安全壳1内的气体的冷却盘管13促进冷却。阀31在核反应堆通常运转过程中是开放的，但在万一发生了核反应堆冷却剂丧失事故、发生了核反应堆压力容器2内的水位降低或核反应堆安全壳1内的压力上升的情况下，为了隔离核反应堆安全壳1而被闭锁。

[0048] 重力利用冷却系统36具有在核反应堆安全壳1内从冷却水强制循环系统32a分支连接的第1配管36a及第2配管36b，这些配管36a、36b分别与设在核反应堆安全壳1上方的外部池容器35连接。第1配管36a将外部池容器35的底部附近与冷却盘管13的底部附近之间相连，第2配管36b将外部池容器35的上部与冷却盘管13的上部之间连接。在第1、第2配管36a、36b的核反应堆安全壳1贯通部外设有阀37。

[0049] 阀37在核反应堆通常运转时被闭锁，但在向冷却盘管13的冷却水量为基准值以下的情况下，为了将冷却水从外部池容器35向冷却盘管13供给而自动或手动地开放。此时，在从冷却盘管13返回的冷却水的温度上升为规定温度以上时，也可以自动或手动地将阀37开放。另外，在核能发电设备的交流电源都丢失的情况下，为了使阀37开放，用来使阀37开放的驱动电源为与鼓风机16及冷却水泵32不同的电源、例如紧急用直流电源。

[0050] 作为外部池容器35，例如可以使用沸水型核能发电站的设备池。普通的设备池在核能发电站的通常运转时不具有水，在定期检查时盛满水被用作炉内构造物的临时存储，但通过在设备池中平时也盛满水，能够在断电的情况下备用。

[0051] 在这样构成的系统中，在发生了事故的情况下、或在电源丢失的情况下，冷却水强制循环系统32a侧的阀31被闭锁，即使在通过冷却水泵32的驱动冷却水的供给消失的情况下，也会将存储在外部池容器35中的冷却水通过重力利用冷却系统36供给到冷却盘管13中。在此情况下，在冷却盘管13内因温度上升及蒸汽发生而相对地使密度变小，所以会产生浮力，冷却水在冷却盘管13中上升，进而在第2配管36b中上升而达到外部池容器35的上部，并且，较低温的冷却水从外部池容器35的底部经由第1配管36a供给到冷却盘管
13的底部附近。这样，由于能形成自然循环，所以能将冷却水长期间地供给到冷却盘管13中。

[0052] 在该实施方式中，将干井冷却单元15内的冷却盘管13配置在干井冷却单元15内的上部，从上面设有用来引导干井空间的流体的开口，在干井冷却单元15的下部，作为开闭机构而设有开闭板38。开闭板38在核反应堆通常运转时关闭，在冷却剂丧失事故等紧急时打开。

[0053] 在失水事故等紧急时，通过干井冷却器12的干井冷却单元15内的冷却盘管13，蒸汽被继续凝缩，但由于在侧面配置有用来导引干井空间的流体的开口，所以初始封入在核反应堆安全壳1内的氮气、和因温度及压力的上升而产生的氢气等非凝缩性气体随着时间的经过而逐渐滞留在干井冷却单元15中。因此，在特许文献1等中公开的以往技术中，会滞留在冷却盘管13内的一部分。此外，在该时刻，因为安全方面的理由已经使普通电源30自动地成为切换状态，所以包括鼓风机16的许多设备停止工作。因此，滞留在干井冷却单元15内的非凝缩性气体不能排出。

[0054] 在本实施方式中，由于在干井冷却器12的干井冷却单元15上、在上表面上配置有导引干井空间的流体的开口，所以由冷却盘管13冷却的蒸汽凝缩，被冷却的非凝缩性气体因密度差而向干井冷却单元15的下方移动。进而，由于在干井冷却单元15的下部开闭板38被打开，所以使干井冷却单元15内的非凝缩气体向干井空间回流。因此，能够促进冷却盘管13内的非凝缩气体的排出。

[0055] 由此，干井冷却单元15内的非凝缩性气体分压降低，并且冷却盘管13周边的非凝缩性气体分压也降低而维持除热性能。结果，能够长时间地抑制核反应堆安全壳1的内压上升。

[0056] 图2是表示图1中的干井冷却器12的主要部分的立体图。如图2所示，在作为核反应堆安全壳1内的压力抑制装置之一而设置的干井冷却器12的干井冷却单元15内的上部配置的冷却盘管13由多个沿铅直方向旋管排列的传热管39构成。另外，在图2中，标号90表示分配、回收在传热管39内流动的冷却水的冷却水槽。

[0057] 通过这样的结构，冷却盘管13内的冷却水与干井内的气体(由箭头91表示其流动)进行热交换而温度上升、密度变小，进而，如果因沸腾而产生真空，则密度进一步变小。由此，冷却盘管13内的冷却水自然产生向上方的流动，能消除流动方向的不稳定现象。

[0058] 图3是表示图2中的干井冷却器12的多个冷却盘管13内的一根的纵剖视图。如图所示，在沿铅直方向旋管的传热管39的直管部设有斜度。进而，通过在传热管39的外侧设置散热片40，来促进传热管39与干井内气体的热传递。

[0059] (实施方式2)

[0060] 利用图4说明实施方式2。作为将冷却水供给到干井冷却单元15中的冷却系统，有在通常运转时使用的冷却水强制循环系统32a、和在发生了核反应堆冷却剂丧失事故的情况下使用的重力利用冷却系统36。根据本实施方式，作为切换这2个系统的机构，代替图1所示的阀31及阀37而在核反应堆安全壳1内配置2个三通阀45。

[0061] 通过做成这样的结构，能够削减作为切换冷却水强制循环系统32a与重力利用冷却系统36机构的阀的数量。

[0062] (实施方式3)

[0063] 利用图5说明实施方式3。在该实施方式中，将干井冷却器12的冷却盘管13配置在干井冷却器箱14的外侧。

[0064] 根据该结构，在通常运转时，如图5的箭头50及51所示，干井内的气体被从壳14的上部吸入，通过干井冷却器箱14、鼓风机16、导管17回到干井中。由于该气体在进入干井冷却器箱14的开口之前通过冷却盘管13的周围，所以在这里将该气体冷却。

[0065] 另一方面，在事故时，电源被断开而鼓风机16不动作，但由冷却盘管13凝缩的凝缩水原样落下到干井冷却器箱14的外侧。此外，由于冷却盘管13处于干井冷却器箱14的外侧，所以蒸汽中含有的气体不会积存在干井冷却器箱14内。

[0066] (实施方式4)

[0067] 利用图6说明实施方式4。在该实施方式中，外部池容器35没有配置在核反应堆安全壳1的上方，而是配置在侧部。将外部池容器35内的冷却水的池水面35a设定为与干井冷却单元15的冷却盘管13同等的高度、或与核反应堆压力容器3的上端同等的高度。其他结构与实施方式1或实施方式2相同。在图6中，省略作为切换冷却水强制循环系统32a与重力利用冷却系统36机构的阀31、37(图1)或三通阀45(图4)的记载。

[0068] 在该实施方式中，与以往所考虑的在核反应堆安全壳上部设置外部池容器的情况相比，能够将在干井冷却单元15的冷却中使用的水所流过的流路的水位差H降低。通过该水位差的降低，流路内的压力差也降低，能够抑制因流路内的压力差而造成的在核反应堆安全壳的冷却中使用的水的减压沸腾。

[0069] (实施方式5)

[0070] 利用图7和图8说明实施方式5。作为将冷却水供给到干井冷却单元15中的冷却系统，有在通常运转时使用的冷却水强制循环系统32a、和在发生了核反应堆冷却剂丧失事故的情况下使用的重力利用冷却系统36。在本实施方式中，作为切换这2个系统的机构，将冷却水强制循环系统32a侧的2个阀31、和重力利用冷却系统36的2个阀37都配置在核反应堆安全壳1内。

[0071] 这些阀31及37对应于核反应堆安全壳1内的压力而自动开闭。例如，在核反应堆安全壳1内的压力比规定压力低时，将冷却水强制循环系统32a侧的阀31打开，将重力利用冷却系统36侧的阀37关闭，通过冷却水强制循环系统32a进行核反应堆安全壳1内的除热。另一方面，，在核反应堆安全壳1内的压力比规定压力高时，将冷却水强制循环系统32a侧的阀31关闭，将重力利用冷却系统36侧的阀37打开，通过重力利用冷却系统36进行核反应堆安全壳1内的除热。

[0072] 也可以与上述相反地设定为，在核反应堆安全壳1内的压力比规定压力高时仅将冷却水强制循环系统32a侧的阀31打开、在核反应堆安全壳1内的压力比规定压力低时仅将重力利用冷却系统36侧的阀37打开。

[0073] 如上述那样，在图8中表示对应于核反应堆安全壳1内的压力自动地开闭的阀31(37)的构造的例子。在该图所示的阀中，是在核反应堆安全壳1内的压力变得比规定的压力高时关闭的构造。该阀在可上下往复移动的阀体55中安装有阀杆56，在该阀杆56的上端安装有活塞57。活塞57能够在压力缸64内上下往复运动。压力缸64的内部被活塞
57分隔为上部空间58和下部空间59。在压力缸64的上部空间58中设有开口63。此外，在压力缸64内固定有挡块60，活塞57不能运动到挡块60以上位置。

[0074] 阀体55的上方为粗圆锥台状，如图8所示，在活塞57在上方位置碰到挡块60时，阀体55从阀座61离开，阀打开，流路62成为通的状态。从该图8所示的状态开始，如果压力缸64外侧的核反应堆安全壳1内的压力变高，则核反应堆安全壳1内的气体通过开口63流入到上部空间58中，上部空间58内的压力变高，将活塞57推下。由此，下部空间59内的气体被压缩，阀杆56及阀体55也被推下。阀体55由于是比上部粗的圆锥台状，所以随着阀体55下降，阀体55与阀座61之间的间隙变小，如果核反应堆安全壳1内的压力变得比规定的压力高，则阀体55与阀座61之间的间隙消失，阀关闭。

[0075] 在从图8所示的状态开始、压力缸64外侧的核反应堆安全壳1内的压力进一步降低的情况下，在下部空间59内的压力的作用下，活塞57受到推起方向上的力，但在挡块60的作用下，活塞57不能进一步向上方移动。

[0076] 作为图8所示的阀构造的变形例，通过将开口63设置在下部空间59中而不是上部空间58中，也能够使阀的开闭特性相反。即，在此情况下，如果核反应堆安全壳1内的压力变高，则活塞57被推起，阀向打开的方向移动。

[0077] 根据本实施方式，能够利用核反应堆安全壳内的压力上升来切换动作模式。

[0078] (实施方式6)

[0079] 利用图9说明实施方式6。一般，蒸汽喷射器是仅通过供给蒸汽和水就能得到较大的排出压力的静态泵的一种。在图9中，核反应堆安全壳具有：蒸汽供给配管82，将在外部池容器35内产生的大气压的蒸汽的一部分供给到蒸汽喷射器85中；水供给配管84，从地上水箱83供给水；蒸汽喷射器85，通过它们供给蒸汽和水来驱动；排出配管86，使来自蒸汽喷射器85的排出水回到外部池容器35中；喷射泵87，设置在排出配管86的出口部。喷射泵87的出口朝向第1配管36a而向下设置。

[0080] 在外部池容器35内产生的大气压的蒸汽的一部分充满在蒸汽供给配管82中，如果供给地上水箱83的水，则蒸汽喷射器85启动。一旦蒸汽喷射器85启动，则蒸汽喷射器85内部因蒸汽凝缩耳成为负压，所以蒸汽被吸引，蒸汽喷射器85的动作既稳定又被继续。
通过该蒸汽喷射器85的排出水驱动喷射泵87，将外部池容器35内的水通过第1配管36a输送到冷却盘管13中。由此进行强制循环。

[0081] 根据本实施方式通过使用蒸汽喷射器85和喷射泵87的静态设备，操作人员不进行操作就能够增大干井冷却单元15冷却的冷却水的自然循环量。此外，由于使由蒸汽喷射器85产生的蒸汽凝缩而再次喷水到外部池容器35中，所以还能够防止外部池容器35内水位的降低。

[0082] (实施方式7)

[0083] 利用图10说明实施方式7。该实施方式7是实施方式1的变形。在实施方式7中，重力利用冷却系统36的第2配管的上端突出到外部池容器35的冷却水的水面35a的上方。其他结构与实施方式1相同。

[0084] 在这样构成的本实施方式中，通过与上部干井6内的气体的热交换被加热的向上流动的冷却盘管13内的冷却水在通过第2配管36b朝向上方时，不受来自外部池容器35内的冷却水的重力带来的向下的作用，而是流出到外部池容器35内的水面的上方的空间部中。结果，阻碍外部池容器35与冷却盘管15之间的自然循环流的影响变小，所以能够增大其流量，进而能够增大来自核反应堆安全壳1的除热量。

[0085] (实施方式8)

[0086] 利用图11说明有关本发明的核反应堆安全壳冷却设备的实施方式8。在本实施方式中，将从外部池容器35流入冷却水的第1配管36a中的配置在上部干井6内的部分的外侧用隔热材料67包裹，在第2配管36b上不设置隔热材料。其他结构与实施方式1相同。

[0087] 在这样构成的本实施方式中，能够减少来自外部池容器35的冷却水在第1配管36a中下降的期间中的与上部干井6内的气体的热交换，能够抑制作为阻碍下降流动的原因的冷却水的温度上升。进而，通过在第2配管36b上不设置隔热材料，使通过冷却盘管13被加热的冷却水的温度通过与上部干井6内的气体的热交换而进一步上升，向上方向的流动被加速。由于具有使外部池容器35与冷却盘管13之间的自然循环流量增大的效果，所以能够增大从核反应堆安全壳的除热量。

[0088] (实施方式9)

[0089] 利用图12说明有关本发明的核反应堆安全壳的冷却设备的实施方式9。在本实施方式中，将第2配管36b中的浸渍在外部池容器35内的冷却水中的部分用隔热材料69包裹。

[0090] 在这样构成的本实施方式中，在第2配管36b中上升而流入到外部池容器35内的冷却水不受隔热材料69周围的外部池容器35内的水冷却而从第2配管36b流出。在此情况下，能够抑制作为阻碍第2配管36b内部的朝上流动的原因的冷却水的温度降低。由此，具有使外部池容器35与冷却盘管13之间的自然循环流量增大的效果，所以能够增大从核反应堆安全壳的除热量。