在现有技术中，作为沸水型原子能发电站的核反应堆压力容器 及堆内构造物的构成，主要采用通过设置在核反应堆压力容器下部的 活动泵的驱动来进行反应堆水的循环的方案、通过外部的活动泵来驱 动喷射泵的方案等、强制循环方式的方案。而且，对于控制输出的控 制棒，采用从核反应堆压力容器下部插入的方式。
因此，在现有技术中，在核反应堆压力容器的下部，由于必须 确保循环泵和控制棒驱动机构及其取出的空间，而形成下部干井较大 的空间。在形成该下部干井的空间内，当冷却材料丧失事故等发生时， 向核反应堆所注入的压力抑制池的水从断裂口落下而大量留存，因 此，在决定压力抑制池所需要的水量的基础上，产生大的浪费容量。
而且，在假定发生严重事故，反应堆芯燃料熔融，而落到核反 应堆压力容器底部的情况下，核反应堆压力容器的下部结构阻碍了控 制棒驱动系统等的冷却，因此，即使从核反应堆压力容器外来冷却该 熔融燃料，其效率也很差。
在这样的沸水型核反应堆中，作为现有例子，参照图15来说明 被称为ABWR的最新型核反应堆。
现有的沸水型核反应堆，在核反应堆压力容器1内设置容纳反 应堆芯2的反应堆芯护罩3，在分别配置在反应堆芯护罩3的下部和 上部的反应堆芯支撑板4和上部栅格板5之间，设置多个燃料集合体 6。
在反应堆芯护罩3的上部配置护罩头部7，在该护罩头部7的上 部通过立管8而设置气水分离器9。在气水分离器9的上方设置蒸汽 干燥器10。在反应堆芯支撑板4的下方设置容纳插入到反应堆芯2 内的控制棒(未图示)的控制棒导向管11和用于驱动控制棒的控制 棒驱动机构12。
在核反应堆压力容器1的下部沿周向配置多个内泵13。
在蒸汽干燥器10的侧面的核反应堆压力容器1的壁表面上配置 把在反应堆芯2中发生的蒸汽向涡轮机(未图示)引导的主蒸汽管 14。而且，在核反应堆压力容器1的立管8的侧面配置向该核反应堆 压力容器1提供冷却水的给水配管15。
在这样构成的沸水型核反应堆中，反应堆上部的冷却水从由反 应堆芯护罩3和核反应堆压力容器1围绕的空间吸入内泵13，经过 反应堆底部，在反应堆芯2中成为蒸汽，通过立管8、气水分离器9 和蒸汽干燥器10，由主蒸汽管14引导到涡轮机中。完成涡轮机驱动 的任务的蒸汽被冷却而恢复成水，经过给水配管15返回核反应堆压 力容器1的上部。
这样的现有的沸水型原子能发电站的反应堆芯和核反应堆容纳 容器发生事故时的冷却，几乎全部由动力设备来进行，如果发生严重 事故而无法使用它们时，解决方案只能是设置静止的冷却系统或者代 替冷却和注水系统等。因此，与动力设备的可靠性无关，并且，在用 来解决事故的机器上，多余地增加了静止的严重事故解决方案用的机 器，在经济性上产生了大的冲突。
而且，核反应堆正常运行中的干井内冷却方式一般是：在设置 在干井内的冷却热交换器(干井冷却器)中，从核反应堆压力容器外 向该冷却器供给冷却水，另一方面，在干井内设置用于使气体循环的 风扇。
现有的核反应堆容纳容器的构造为钢制或者钢筋水泥制的，但 是，在钢制的情况下，为葫芦型的自立式，或者，挂钟型的建筑一体 型，在钢筋水泥制的情况下，为双重圆筒建筑一体型。决定其大小的 因素，在干井侧主要是设置在干井内的机器空间，在压力容器池侧主 要是事故初期用于压力抑制的压力抑制池水量和空间容积。在此基础 上，当在核反应堆容纳容器中存留了在假定严重事故发生时由金属水 反应等所产生的氢的情况下，一边用静止的容纳容器冷却系统热交换 器或者代替冷却·注水等持续进行除热，一边评价此时的核反应堆容 纳容器的耐力是否在允许范围内。对于核反应堆建筑，在钢筋水泥制 的情况下，与涡轮机建筑独立地、在各个电站输出和场地条件下进行 设计。而且，其建设几乎都是通过现场作业来进行。
在图16中表示了目前研究中的最新型沸水型原子能发电站的例 子。
在该核电站中，由核反应堆建筑421、核反应堆容纳容器422、 核反应堆压力容器423以及相关的系统、机器等所构成。在这样构成 的核电站中，控制棒及其驱动机构435设置在反应堆芯燃料424的下 部，而且，在反应堆芯下部包括内泵425等核反应堆水循环装置。作 为紧急状态用反应堆芯冷却系统，在核反应堆建筑421的最下层设置 活动的紧急状态用核反应堆冷却系统泵426，同样，包括用于核反应 堆容纳容器冷却的余热除去系统泵427和余热除去系统热交换器 428。
而且，当超过设计容量事故这样的严重事故发生时，通过静止 的容纳容器冷却系统热交换器429和通过代替注水用水箱436的代替 注水系统泵430等，持续进行反应堆芯和核反应堆容纳容器422的冷 却。
而且，在几乎一年一次的核电站定期检修时，在核反应堆井431 中灌满水的状态下，把反应堆芯燃料向使用后燃料池432移动。
这样，虽然包括内置型上部控制棒驱动机构的强制循环方式的 沸水型原子能发电站的想法早已有之，但是，通过自然循环方式并且 把其与上部设置压力抑制池相组合的概念，仍然是未知的。
在不使用该概念的现有方式(下部插入控制棒和下部设置压力 抑制池方式)的情况下，当使用静止的安全系统的重力落下紧急状态 用反应堆芯注水系统时，需要与设置压力抑制池分开，在容纳容器上 方设置重力落下紧急状态用反应堆芯注水系统专用的池；这是增加了 容纳容器的大小的一个主要因素。
而且，当为下部插入控制棒方式时，在重力落下紧急状态用反 应堆芯注水系统中，将要淹水的干井的下部容器增加，这就引起了重 力落下紧急状态用反应堆芯注水系统池容量的增大。而且，由于处于 反应堆芯下部的各种筒口、配管和反应堆芯下部的控制棒导向阀等障 碍物，在严重事故解决方案中，成为阻止该事态进展的在核反应堆压 力容器内保持反应堆芯熔融物(IVR：In Vessel Retention)的障碍。
另一方面，发明人研究了核反应堆压力容器整体取出等，但是， 当在核反应堆内存在燃料时，必须在核反应堆内灌满水的状态下被取 出，在现有的核反应堆压力容器中，由于在下部存在各种筒口配管等， 则配管等的切断是困难的。
而且，当采用自然循环方式作为核反应堆内的冷却水的再循环 方式时，由于驱动力较小，为了提供循环力，需要两相区域的高度较 大的烟囱，而成为核反应堆压力容器的高度变高的主要因素。而且， 如果采用稠密的反应堆芯，则由于反应堆芯的两相流循环区域变窄， 而使反应堆芯压损增加，在自然循环下得到该驱动力在现实的范围内 是困难的。
在自然循环核反应堆中，由于没有相当于采用强制循环方式的 现行的沸水型原子能发电站的RPT(再循环泵分离)的紧急情况缓和 功能，则在ATWS(「运转时的紧急状态的过渡变化」)时的急停失 败)上，存在比强制循环核反应堆严重的问题。
在上述现有的沸水型原子能发电站中，由于在冷却材料丧失事 故等时，必须从核反应堆容纳容器中除热，则活动和静止的机器等的 设备追加在经济性上存在很大的问题。
而且，在假定严重事故，反应堆芯燃料熔融而落下到核反应堆 压力容器的底部的情况下，在实施通过冷却核反应堆压力容器的外壁 表面，来冷却内部的熔融燃料的概念即所谓IVR(In Vessel Retention)的基础上，在现有的沸水型原子能发电站中，在核反应 堆压力容器下部连接控制棒导向筒，则RPV壁表面的冷却变得困难， 而且，通过向下部干井中注水而形成水池，把核反应堆压力容器下部 浸入水中来进行冷却，即使在此情况下，在水池内不会产生充分的冷 却水的循环，从而不能覆盖住核反应堆压力容器下部壁表面产生的蒸 汽膜，不能进行充分的冷却。
在干井内设置干井的冷却器和作为使干井内气体循环的通路的 导管等，使空间上狭小，而且必须在干井内设置动力设备。
图17和图18表示了另一个现有例子的核电站。
图17所示的核电站是上部设置压力抑制池433的方案，图18 所示的核电站是下部设置压力抑制池433的方案。
在这些核电站中，泵·风扇等动力设备配置在干井434的放射 线比较高的区域中。在核电站的定期检查时，为了其保养，操作人员 大多要进入该区域来进行作业，这就是被辐射量增加的主要因素之 一。
而且，当使用把核反应堆容纳容器422作为压力抑制池上部设 置型，并且，把现有的强制循环核反应堆用于核反应堆压力容器423 的高度20m程度的方案时，主蒸汽管等的引回从核反应堆压力容器 423上部引出，引回到压力抑制池433的下方，而引导到涡轮机，因 此，存在着配管物数量和干井空间增加这样经济上的缺点。
而且，在现有的沸水型原子能发电站的建筑中，一般，容纳了 核反应堆建筑和涡轮机建筑的抗震等级不同的设备，因此，由于在各 自的建筑中进行，就需要进行单独的抗震设计和建筑设计，而且，由 于平面的空间增加了，则在经济性上存在问题。而且，在每个建设地 点上，由于核电站建筑的设计基准(规格和地震条件等)不同，则难 于实现标准化设计。而且，存在核电站建筑建设的作业工程量和建设 工期变得非常大的问题。

为了解决这样的现有技术的问题，本发明的第一目的是提供紧 凑的经济的原子能发电站。
第二目的是：谋求容纳容器大小的紧凑化，以便于即使在使用 静止的安全系统的重力落下紧急状态用反应堆芯注水系统的情况下， 也能在压力抑制池内确保重力落下紧急状态用反应堆芯注水系统的 水源。
第三目的是：能够消除核反应堆压力容器下部的筒口、配管等 所有的障碍物，使干井下部的容积最小，同时，使在重力落下紧急状 态用反应堆芯注水系统中将要注水的水池容量最小，在严重事故解决 方案中，能够容易地实现阻止该状态的进展的反应堆芯熔融物在核反 应堆压力容器内的保持。
第四目的是：在ATWS(「运转时紧急状态的过渡变化」)时的 急停失败)发生时，能够在用于核反应堆停止的硼酸水注入系统动作 之前抑制输出。
第五目的是：在冷却材料丧失事故等发生时所需的对核反应堆 容纳容器的除热能够通过紧凑的、单纯的、利用自然力的系统来进行， 在可靠性和经济性上是有利的。
第六目的是：即使在严重事故时反应堆芯熔融的情况下，也能 够容易地在把熔融反应堆芯原样地保持在压力容器内的情况下，进行 压力容器壁表面的冷却和向容纳容器外的散热，能够把严重事故时的 影响制止在轻微状态下，而谋求安全性的提高。    
第七目的是：不需要向干井内设置动力设备，而谋求干井内的 免维护的确保、使所需的空间合理化。
第八目的是：即使在万一发生了反应堆芯熔融的情况下，在容 纳容器内部不需要动力设备，能够冷却和隔离熔融物，并且，能够确 实地检测异常情况。
第九目的是：能够不需要动力设备而在事故时把散到干井中的 热传导到压力抑制池侧，不需要在干井的下部注满水，就能够阻止事 故。由此，能够提高核电站的可靠性。
第十目的是：不需要为了进行阀的保养而使操作人员进入到干 井的高放射线区域内，使被辐射量降低。
第十一目的是：使建筑的抗震设计和建筑设计标准化，并且， 大幅度缩短建设工期，在经济性上得到有利性。
为了实现上述目的，在本发明中，提供一种沸水型原子能发电 站，其特征在于，在核反应堆压力容器的内部底部设置由反应堆芯支 撑板、上部栅格板和由它们所支撑的燃料集合体组成的反应堆芯，在 上述上部栅格板上配置控制棒导向筒和反应堆芯护罩，而且，在其上 方设置把控制棒冲上述反应堆芯的上部进行插拔驱动的控制棒驱动 机构，由此，通过上述控制棒导向筒的烟囱(チムニ-)效果，能够 进行冷却水的核反应堆内自然循环。
根据本发明，反应堆芯位于核反应堆压力容器内下部，在其上 存在控制棒导向筒，由此，产生烟囱效果，而能够由此得到强的自然 循环力，能够最大限度地引出自然循环核反应堆的特征。而且，由于 不需要现有的核反应堆压力容器中的再循环泵，构成大大紧凑化，而 得到由低成本化所产生的大的经济效果。
在本发明的沸水型原子能发电站中，在高于核反应堆建筑内的 反应堆芯的位置上设置压力抑制池，通过重力落下用的配管来联结该 压力抑制池和上述核反应堆压力容器。
根据本发明，即使在使用静止的安全系统的重力落下紧急状态 用反应堆芯注水系统的情况下，也能够在压力抑制池内确保重力落下 紧急状态用反应堆芯注水系统的水源，能够实现容纳容器的尺寸的紧 凑化。
在本发明的沸水型原子能发电站中，把与核反应堆压力容器相 连接的配管和筒口配置在反应堆芯位置的上方。
根据本发明，能够完全消除核反应堆压力容器下部的筒口·配 管等障碍物，能够使干井下部的容积最小化，因此，能够使重力落下 紧急状态用反应堆芯注水系统中将要淹水的水池容量最小化，在严重 事故解决方案中，能够容易地进行阻止该事态的进展的反应堆芯熔融 物在核反应堆压力容器内的保持。
在本发明的沸水型原子能发电站中，在构成反应堆芯的燃料的 上方位置上设置能够向反应堆芯护罩外任意开放的阀。
根据本发明，在燃料上部的护罩顶部等必要的烟囱高度的顶部 位置上设置能够向反应堆芯护罩外任意开放的核反应堆压力容器内 置阀，当ATWS(「运转时的紧急状态的过渡变化」)时的急停失败) 时，通过打开该阀，抑制核反应堆输出，直到用于使自然循环流量降 低并最终使核反应堆停止的硼酸水注入系统动作为止。
在本发明的沸水型原子能发电站中，通过以加强筋间隔相对的 多层钢板来构成核反应堆容纳容器的壁，形成使该多层钢板间的空间 成为水或空气的通路的冷却装置。
根据本发明，用船壳构造的双层钢板来构成核反应堆容纳容器 壁面，在该双层钢板的壁中设置能够用于核反应堆容纳容器冷却的空 间，由此，在核反应堆冷却水丧失事故等的情况下，通过流过该空间 部的水或空气，仅通过自然力就能冷却核反应堆容纳容器。
在本发明的沸水型原子能发电站中，至少通过上下配置的多条 紧急状态时开放用的通路来连通压力抑制池和干井下部之间。
根据本发明，在压力抑制池和干井下部之间设置例如两条用于 使池水在两者之间自然循环的联络配管，在事故发生时，在向干井下 部淹水之后，通过池水的自然循环力把从干井散出的热传导到压力抑 制池侧，能够更有效地进行核反应堆压力容器内的除热。
在本发明的沸水型原子能发电站中，在多层钢板的空间部上连 接常用的冷却系统。
根据本发明，通过在多层钢板的空间部中灌满水而连接常用的 冷却系统，能够进行正常运转中的干井内的冷却。
在本发明的沸水型原子能发电站中，从压力抑制池向核反应堆 压力容器底部的干井内引导常闭的放水用配管，该放水用配管的闭塞 装置在紧急状态时能够通过感热装置而开放。
根据本发明，当发生反应堆芯熔融时，在核反应堆容纳容器内 不需要动力设备就能冷却和隔离熔融物，而且，能够确实地检测异常 情况。
而且，在本发明中，用配管连接核反应堆压力容器底部的干井 空间与压力抑制池之间，同时，用银焊料等低熔点合金来堵塞该配管 向干井空间的配管出口开口部，配置压差计，以便于测定该配管的压 差。
在本发明的沸水型原子能发电站中，在压力抑制池与干井下部 间之间设置能够进行热交换的热管(heat pipe)。
根据本发明，用热管连接核反应堆压力容器底部的干井空间与 压力抑制池之间，由此，通过热管的自然循环力把事故时散到干井中 的热传导到压力抑制池侧，而更有效地进行核反应堆压力容器内的除 热。
在本发明的沸水型原子能发电站中，使核反应堆容纳容器为在 其内侧配置干井，在外侧配置压力抑制池的双层圆筒构造，同时，设 置从该双层圆筒构造中的上述干井部分延伸到上述压力抑制池侧的 导管，在该导管内容纳从核反应堆压力容器导出的配管、阀类。
根据本发明，成为在核反应堆容纳容器的内侧配置干井并且在 外侧配置压力抑制池的双层圆筒构造，而成为把设置在干井内的动力 设备压缩到最小限度上的核反应堆系统，由此，把来自核反应堆压力 容器的主蒸汽管等的配管和核反应堆容纳容器内设置阀等容纳在从 双层圆筒构造的干井部分延伸到外侧的导管内，能够在该导管内进行 必要的阀等的保养。
在本发明的沸水型原子能发电站中，在核反应堆建筑的上部配 置涡轮机设备。
根据本发明，在消除了使用后燃料池及其附属设备之后，通过 在核反应堆建筑的上部配置涡轮机设备，而能够使一个核电站设备全 体成为一个模块建筑。
在本发明的沸水型原子能发电站中，在核反应堆建筑的核反应 堆压力容器上方设置能够容纳该核反应堆压力容器的拔出空间。
根据本发明，在核反应堆压力容器上部设置拔出空间，能够实 现包含干井圆筒部的核反应堆压力容器的整体更换。
在本发明的沸水型原子能发电站中，把核反应堆建筑设置在抗 震构造的地基上。
根据本发明，通过把整体化的核反应堆建筑模块设置在抗震构 造的基础上，能够实现建筑和机器设备的标准化设计。
在本发明中，提供一种沸水型原子能发电站的建设施工方法， 其特征在于，，预先在工厂中制造沸水型原子能发电站，作为建筑模 块，运送到现场来设置必要数量的模块。
根据本发明，在工厂中制造整体化的建筑模块，并运送到现场， 在现场地点配置必要数量的模块，由此，能够任意选择核电站输出。
附图说明
图1是表示本发明的一个实施例的沸水型原子能发电站的核反 应堆构成的简要断面图；
图2是表示本发明的一个实施例的核反应堆建筑的简要构成图；
图3是表示本发明的一个实施例的核反应堆和涡轮机系统的图；
图4是表示本发明的一个实施例的核反应堆压力容器的变形例 的简要断面图；
图5是表示本发明的另一个实施例的核反应堆压力容器的变形 例的简要断面图；
图6是表示本发明的一个实施例的泵关闭时的反应堆芯冷却水 的流动状态的图；
图7是表示本发明的一个实施例的泵打开时的反应堆芯冷却水 的流动状态的图；
图8是表示本发明的一个实施例的冷却水循环量调节用的泵构 成的示意图；
图9是表示本发明的一个实施例的另一个泵构成的示意图；
图10(A)是说明本发明的一个实施例的冷却作用的图； 图10(B)是核反应堆容纳容器的壁的放大斜视图；
图11是说明本发明的一个实施例的另一种冷却作用的图；
图12是说明本发明的一个实施例的严重事故自动冷却装置的 图；
图13是说明本发明的一个实施例的另一种严重事故自动冷却装 置的图；
图14是表示本发明的一个实施例的核反应堆压力容器更换时的 提升状态的示意图；
图15是表示现有的沸水型核反应堆的简要断面图；
图16是表示另一个现有例子的简要断面图；
图17是表示另一个现有例子的简要断面图；    
图18是表示另一个现有例子的简要断面图。

下面参照图1～图14来对本发明所涉及的沸水型原子能发电站 的实施例进行说明。
图1是表示核反应堆压力容器的简要构成的断面图。如图1所 示的那样，在本实施例中，在核反应堆压力容器201内的最下端位置 上具有反应堆芯202。即，在核反应堆压力容器201的底部附近设置 反应堆芯支撑板204，在该反应堆芯支撑板204上立设支撑按正方形 栅格状排列的多个燃料集合体206，燃料集合体206的上端部由上部 栅格板205进行固定，由此，构成反应堆芯202。
控制棒212为十字型控制棒，对应于四个的燃料集合体206有 规则地配置，通过完全容纳在核反应堆压力容器201中的内置型控制 棒驱动机构211从反应堆芯202上部插入。即，在上部栅格板205 上配置反应堆芯护罩203，在该反应堆芯护罩203内设置控制棒导向 筒213。在反应堆芯护罩203的护罩顶部207上固定控制棒驱动机构 支撑栅格208，在该控制棒驱动机构支撑栅格208上安装控制棒驱动 机构211。控制棒驱动机构211例如是球螺丝构造，控制棒212通过 控制棒驱动轴214可升降地连接在该控制棒驱动机构211上。由此， 控制棒212经过控制棒导向筒213内而从上方插入反应堆芯202。
而且，在本实施例中，控制棒导向筒213全体被整体地连接， 由此，成为多个筒成一捆的横断面为蜂窝状的构成。而且，各个控制 棒导向筒213的相邻空间部在上下方向上开口，在反应堆芯202中产 生的气液两相流通过由这些控制棒导向筒213的相邻空间组成的两 相流区域而上升。在核反应堆压力容器201内的控制棒驱动机构211 上方设置气水分离器209，而且，在其上方设置蒸汽干燥器210。在 该蒸汽干燥器210的下方确保能够进行控制棒全体拔出的空间227。
而且，主蒸汽管215、给水配管216和紧急状态用反应堆芯冷却 配管217分别设置在核反应堆压力容器201的反应堆芯202的上方， 在反应堆芯202的下方不设置任何配管、阀、驱动机构等。
在这样构成的核反应堆压力容器201中，在运行时，由反应堆 芯202产生的两相流经过各个控制棒导向筒213的侧部相邻空间而上 升，蒸汽经过气水分离器209和蒸汽干燥器210而从主蒸汽管215 送出，水分通过气水分离器209或者蒸汽干燥器210而沿着核反应堆 压力容器201的反应堆壁内表面下降，在反应堆芯202中自然循环。
因此，根据本实施例，反应堆芯202位于核反应堆压力容器201 内下部，在其上存在控制棒导向筒213，由此，产生烟囱效果，能够 得到由其产生的自然循环力，而能够最大限度地取得自然循环反应堆 的特征。而且，由于不需要现有的核反应堆压力容器中的再循环泵， 则构成大大紧凑，而得到由低成本化所产生的很大的经济效果。
图2是表示容纳核反应堆压力容器201的核反应堆建筑的构成 的简要断面图。
核反应堆建筑221是由地下部分和地上部分组成的整体建筑物， 通过抑制纵向和横向的震动的全抗震装置41 3而设置在地下基础上， 在地下部分的中心部上配置核反应堆容纳容器401。而且，在核反应 堆建筑221的地上部分中设置涡轮机222和冷凝器223，同时，设置 中央控制室和空调机机械室等224。而且，在地上部分的中央位置上 设置具有能够提升核反应堆压力容器201的具有一定容积的提升空 间部414，如后述的那样，能够把核反应堆压力容器201整体地向上 方取出，来进行每个核反应堆压力容器的更换。
核反应堆容纳容器401为双层圆筒状的构造，由在核反应堆压 力容器201的外周侧形成干井231的内侧壁401a和在其内侧壁的外 侧形成压力抑制池404的外侧壁401b组成。该核反应堆容纳容器的 壁由间隔相对的多个例如2层或者3层以上的钢板所构成，这些相对 的钢板间能够通过水或者空气。这些钢板在相对表面上突出形成纵或 横或者两个方向等的加强筋。
而且，在使设置在核反应堆容纳容器401内的动力设备的泵·风 扇等为最小限度的系统中，把从核反应堆压力容器201导出的主蒸汽 管215等的配管和核反应堆容纳容器内设置的阀等容纳在从干井231 部分向外侧延伸的顶端闭塞的导管407内。    
而且，作为设置在干井231内的动力设备，按以下这样成为最 小限度：首先，控制棒驱动系统成为上述那样内置在核反应堆压力容 器201中的上部插入式的控制棒驱动机构211，该控制棒驱动机构211 成为免维护规格，成为与燃料集合体206一起长期运转(例如20年 以上)一次性使用的设计，不进行燃料更换。
而且，核反应堆压力容器201内的冷却水为自然循环方式，而 去除了内泵等活动的泵。反应堆内测量仪表等为从核反应堆压力容器 201的上部插入的方式。
而且，核反应堆容纳容器401的隔离阀尽可能在核反应堆容纳 容器401的外部设置两个。在干井231的下部设置干井内水仓(サン プ)409。而且，在其下方位置上设置建筑物内水仓410。由此，来 自干井内水仓409的排水能够通过重力而输送到下方位置的建筑物 内水仓410中。因此，在干井231内不必设置水仓泵等动力设备。
即，在本实施例中，核电站机器、设备全部设置在一个核反应 堆建筑221内，由建筑基础部的抗震装置413所支撑，相反，去除了 使用后的燃料池及其附属设备。这样，通过使核反应堆建筑221和涡 轮机建筑等抗震等级不同的建筑成为一个建筑，抗震设计和建筑设计 可以集中为一个来进行，配管和涡轮机222等与核反应堆建筑221 为一体而设置在抗震构造的地基上。由此，能够缓和抗震设计条件， 能够减小建筑的构造，因此，能够实现设计的标准化·合理化。
核反应堆容纳容器401如上述那样，为在内侧配置干井231并 且在外侧配置压力抑制池404的双层圆筒构造，该压力抑制池404 配置在由燃料集合体206所构成的反应堆芯202的上方。而且，在压 力抑制池404上连接用于在紧急状态时通过自重把池水注入干井231 的干井淹水配管430、和用于进行向反应堆芯202的注水的重力落下 冷却水注水系统配管234。由此，压力抑制池404的结构为：把其内 部的池水作为由重力落下所产生的紧急状态用反应堆芯冷却系统的 水源而共用。
例如，假定万一发生冷却材料丧失事故(LOCA)时，重力落下 冷却水注水系统配管234通过逆止阀和止动阀从压力抑制池404向核 反应堆压力容器201内注水，反应堆芯202通过淹水维持被冷却，能 够防止严重事故的发生。
因此，本实施例的沸水型原子能发电站不需要预备有作为所谓 严重事故解决方案的对反应堆芯熔融物的落下、水蒸气爆发的解决方 案、及伴随着水·锆反应的大量的氢的发生等，与现有的沸水型原子 能发电站相比，成为给当地居民和原子能发电站的工作人员提供安全 感的原子能发电站。
而且，在本实施例中，由于适合于能够许可的严重事故解决方 案的要求，不需要在核反应堆压力容器201的反应堆芯202位置的下 方设置用于进行配管连接的筒口等。作为与核反应堆压力容器201 相连接的主要配管，如上述那样，仅有位于反应堆芯202上方的主蒸 汽管215、给水配管216以及紧急状态用反应堆芯冷却系统配管217。 而且，通过采用控制棒驱动机构211和自然循环方式，在现有的沸水 型核反应堆的下部存在的控制驱动机构安装用的多个筒口和内泵的 主轴穿过的筒口不存在。
因此，能够使核反应堆压力容器201的周围的干井231的下部 空间容积最小化，向该小的空间的注水是容易的，因此，在严重事故 解决方案中，成为能够容易进行阻止该事态发展的反应堆芯熔融物的 核反应堆压力容器内保持(IVR：In Vessel Retention)。而且，由 于使干井231的下部空间容积最小化，而能够高速注满水，而能够更 加迅速的给水，而进一步提高了效果。
而且，在本实施例的沸水型核反应堆中，用于测量反应堆输出 和反应堆水位等的全部反应堆内测量仪表所使用的反应堆内测量仪 表配管筒口，被设置在装载了燃料集合体206的反应堆芯202的位置 上方。由此，容易实现在核反应堆压力容器201的反应堆芯202位置 的下方不配置筒口。因此，容易从上方整体取出核反应堆压力容器 201，当把该核反应堆压力容器201从上方取出时，即使切断测量仪 表配管，反应堆水也不会漏出，而且，能够整体取出在反应堆内原封 不动地残留有燃料的核反应堆压力容器201。
图3表示本实施例的核电站中的系统构成。
如该图3所示的那样，在本实施例中，作为紧急状态用反应堆 芯冷却系统，在导管407内设置减压阀224，同时，设置上述重力落 下冷却水注水系统配管234，反应堆芯随着压力抑制池水的重力落下 而迅速成为淹水状态，可确保安全性。
而且，设置紧急状态用冷凝器225。通过紧急状态用冷凝器蒸汽 配管226向该冷凝器225导入来自核反应堆压力容器201的蒸汽，在 该冷凝器225中冷凝的水通过紧急状态用冷凝水配管227而返回反应 堆芯202。由此，当在核反应堆过渡事态等中需要安全停止地核反应 堆时，能够在高温下隔离的状态下停止核反应堆。    
图4表示核反应堆压力容器201的变形例。
在图4所示的构成例子中，作为核反应堆压力容器201内的冷 却水的再循环方式，在自然循环的基础上，通过倒U字形弯曲的离心 型汽水分离器219与由来自给水配管216的给水所驱动的喷射泵220 的组合，能够实现冷却水的自然循环的增强和核反应堆输出的控制。
即，离心型汽水分离器219通过配管从护罩顶部207上升，在 向内侧开放的倒U字部中通过离心力进行汽水分离，蒸汽向上方的圆 顶流动，另一方剩余的水由接受侧的回收筒口所回收，在下游的扩散 器中进行压力恢复，在配管内下降，并排连接在与核反应堆压力圆顶 侧(形成水面的区域)隔开的反应堆芯入口侧的空间，及为了回收给 水和在离心型汽水分离装置中的未回收水而设置的由给水所驱动的 喷射泵排出侧区域上。而且，217是紧急状态用反应堆芯冷却系统配 管，配置在反应堆芯202的上方。而且，在该例中，蒸汽干燥器为圆 筒型蒸汽干燥器218，与该圆筒型蒸汽干燥器218相连接的主蒸汽管 215从核反应堆压力容器201的上端部导出。其他的构成与图1所示 的大致相同。
通过使用这样的离心型汽水分离器219，反应堆内的冷却水的循 环力增加了，而且能够采用稠密的反应堆芯，能够把核反应堆压力容 器201的高度降低到与现有的强制循环反应堆相同的程度上。
图5表示核反应堆压力容器201的另一个变形例。
在该例中，取代图1所示的控制棒驱动机构211，采用在压水型 核反应堆中普遍使用的上部外装控制棒驱动机构235，来作为上方抽 取型的控制棒212。在此情况下，需要使控制棒驱动轴214穿过核反 应堆压力容器上部的蒸汽圆顶和上部，因此，蒸汽干燥器210为面向 核反应堆压力容器201的侧壁的圆筒型。其他的构成与图1所示的大 致相同。
通过采用这样的上部外装控制棒驱动机构235，能够容易地实施 本核电站的概念。
图6～图9表示在核反应堆压力容器201内所设置的阀机构及其 作用。本实施例是在构成反应堆芯202的燃料集合体206的上方位置 设置能够从反应堆芯护罩203的内侧向外周侧任意开放的阀。
即，如图6所示的那样，设置从反应堆芯202的上方例如护罩 顶部207的内侧向外侧贯通的管道等通路，在该通路的下导管部303 侧安装能够任意开放的核反应堆压力容器内置阀302。由此，没有得 到烟囱效果，在反应堆芯护罩203的中途，能够通过压力差使冷却水 从内方向外方流通。而且，对于核反应堆压力容器内置阀302的构成 及其设置场所等，并不仅限于图6所示的构成和位置，可以按图8 和图9那样，进行各种变更或者应用等。即，作为设置位置，如果是 为了降低反应堆芯流量所需要的烟囱的提升位置，可以任意选定阀位 置。
在这样的构成中，在正常运转时，核反应堆压力容器内置阀302 关闭，阀通路成为关闭状态。而且，可以根据需要任意使通路开放所 需流量。例如，在运转时，如图6的箭头所示的那样，冷却水沿着核 反应堆压力容器201内的自然循环路径进行循环，但是，通过延长从 反应堆芯202的出口至气水分离器209的距离(烟囱部)，能够增大 下导管部303的水压(密度×重力加速度×高度)，而增大使冷却水 循环的驱动力。
而且，例如万一在ATWS(「运转时的紧急状态的过渡变化」) 时的急停失败)发生时，如图7所示的那样，通过开放核反应堆压力 容器内置阀302，来缩短下导管部303的长度，同时，使密度小的反 应堆芯护罩内部的两相流流出，由此，来降低下导管部303的水压。 其结果，通过减少反应堆芯入口流量，空隙量增加，使负的反应度被 投入，由此，能够抑制核反应堆输出。而且，能够用于正常运转时的 输出控制。    
图8表示核反应堆压力容器内置阀302的一个构成例子。
该图8所示的核反应堆压力容器内置阀302是：例如在护罩顶 部207上穿设通水孔304，同时，设置直接开关该护罩顶部207的通 水孔304的电动式或者磁驱动式等的阀。该核反应堆压力容器内置阀 302包括设在密闭外壳305上的定子306和与其对应的转子307，通 过随转子307而旋转的滚珠螺母308而使阀轴309沿轴向进退驱动， 可以通过设在该阀轴309上的阀体310来开关通水孔304。在该图8 的例子中，把阀体310配置在反应堆芯护罩203的内侧。
图9表示在反应堆芯护罩203的外侧配置阀体310的例子。而 且，不言而喻，能够采用各种这些图示之外的构成。
下面通过图10和图11来对由干井淹水等所进行的热交换功能 进行说明。图10和图11是核反应堆容纳容器401部分的放大断面图， 图10(A)表示由常用冷却系统进行的正常运转时的冷却作用以及核 反应堆压力容器201内的反应堆水位降低时的作用。
如图10(B)所示的那样，核反应堆容纳容器401的壁402在相 对表面侧具有例如纵向的加强筋403，构成为所谓船壳构造的双层钢 板。
而且，在本实施例中，如图10(A)所示的那样，在由该壁402 所构成的压力抑制池404的底部和内外周部分中的相对表面间隙内 容纳冷却用的水。而且，干井231侧上部的空间与压力抑制池404 外周侧下部的空间通过具有常用冷冻机413的连通配管412所连通， 在干井231侧被加热的水在循环到压力抑制池404的外周侧时通过常 用冷冻机413进行冷却。而且，这些空间通过连通管234与设在压力 抑制池404上方的静止的容纳容器冷却系统(PCCS)池223相连通。 由此，构成干井冷却系统411。
在压力抑制池404的内周侧设置例如上下一对干井淹水配管 430，作为向干井231侧连通的紧急状态时开放用的通路，在这些干 井淹水配管430上设置紧急状态时打开的阀430a。而且，例如，位 于这些干井淹水配管430之间，向着干井231在压力抑制池404上设 置先行注水用的注水配管235。在该先行注水用的注水配管235上设 置阀235a，该阀235a比干井淹水配管430的紧急状态时开放的阀 430a先打开。该阀235a通过预定信号或者预定的温度而进行打开动 作，或者，在预定的温度下熔融。
在这样构成的本实施例中，实现了以下作用：
首先，作为核反应堆正常运转中的干井内的冷却，通过使干井 冷却系统411的冷水在核反应堆容纳容器401的壁402的间隙内通水 循环来进行。作为该冷水，使用例如7℃的冷水。在本实施例中，干 井231的容积，如上述那样，随着容纳容器构造而变小，因此，通过 该水的循环，干井231内的温度能够维持在预定温度上。
另一方面，例如，万一发生核反应堆冷却材料丧失事故等时， 由于在由核反应堆容纳容器401的壁面的双层钢板构成的空间部中 通过的水的作用，仅通过自然力就能冷却核反应堆容纳容器，由此， 构成容纳容器壁面冷却系统。即，在核反应堆容纳容器401的内侧， 水为高温，另一方面，在核反应堆容纳容器401的外侧，冷却水不会 升温，而为低温不变，因此，通过该冷却水的自然循环来进行冷却。
其次，作为严重事故，当假定反应堆芯燃料熔融而落下到RPV 底部时，进行来自重力落下冷却水注水系统配管234的注水，但是， 在此之前，阀235a打开或者随温度而熔融，从注水配管235向干井 231进行注水。由此，熔融燃料被冷却，能够防止减压的201的下部 的损伤。然后，阀430a打开，从下侧的干井淹水配管430进行注水， 水通过上侧的干井淹水配管430来循环。而且，通过使核反应堆压力 容器201的外壁表面被冷却，来冷却核反应堆压力容器201内的熔融 燃料，在实施这样的IVR概念的基础上，在本发明的沸水型原子能发 电站中，由于控制棒驱动机构设置在核反应堆压力容器上部，而容易 地进行核反应堆压力容器下部的冷却。即，由船壳构造的双层钢板来 构成核反应堆容纳容器401的壁面，冷却水在该壁402的内部循环， 使核反应堆压力容器402的外侧冷却，由此，来进行热交换。而且， 用连通管430在高度不同的上下两处来连接下部干井231与压力抑制 池404之间，因此，在干井231和压力抑制池404中产生热对流，而 进行有效的冷却。    
而且，下部干井的间隙，通过干井下部填充混凝土440使干井 空间容积成为最小，因此，当下部干井231被淹水而冷却核反应堆压 力容器201的壁面时，形成使核反应堆压力容器201的壁面成为发热 源，使核反应堆容纳容器401的壁面成为散热源的自然循环冷却。
其结果，实现了长期稳定的核反应堆压力容器壁面的冷却，并 且，产生的热量被放出到核反应堆容纳容器401的外部，因此，能够 抑制容纳容器内压力的上升，同时，在把熔融燃料保持在核反应堆压 力容器201内的状态下，限制严重事故。即，能够把严重事故时的影 响限制在轻微程度上，而能够实现安全性的提高。
而且，干井231内的潮湿的冷凝水流入落下到处于干井231最 下部的干井内水仓409中，然后，通过重力排到核反应堆建筑221 侧的建筑物内水仓410中。由此，不需要在干井231内设置动力设备。
图12是表示严重事故自动冷却装置的示意图。
该严重事故自动冷却装置，在核反应堆压力容器201的底部的 干井231内使用感热装置，从压力抑制池404引导常闭的放水用配管， 作为闭塞装置。
即，用作为常闭的放水用配管的连接管441把压力抑制池404 与干井231的底部进行连接。而且，连接管441的干井231的底部侧 由作为感热装置的低熔点金属(例如，焊锡)442封堵。而且，在连 接管441中设置压差计443。
万一，当严重事故发生，反应堆芯202熔毁，其熔融物从核反 应堆压力容器201下部下落到干井231的底部时，封堵的低熔点金属 442的温度上升而熔融。这样，水借助重力从压力抑制池404流到干 井231的底部，能够冷却熔融物，成为把熔融物封锁在核反应堆容纳 容器401内部的状态。而且，通过使水流过连接管441内，能够由压 差计443检测异常情况。
图13表示利用由散热管所进行的热交换的压力抑制池404与干 井231的热交换进行冷却的构造。
即，压力抑制池404和干井231由散热管444连接。而且，在 万一发生事故时，热被散到干井231中，压力抑制池404的温度上升， 在此情况下，不需要动力设备就能通过散热管444使热传导到压力抑 制池231侧。由此，能够降低干井231的温度和压力。通过使用散热 管444，不需要水淹干井231，就能限制事故。
如上述那样，根据本实施例，在正常运转中，作为干井231内 的冷却，在构成核反应堆容纳容器401的双层钢板内的空间部中注满 水，使空调系统的冷水(例如7℃程度)进行供给循环，从干井231 的外部进行冷却，由此，不需要在干井内设置干井冷却风扇等动力设 备。
而且，在随着一定期间的运转，燃料的使用结束时，如图14所 示的那样，在核反应堆压力容器201的周围切断核反应堆容纳容器 401，把该切断的核反应堆压力容器201抽出到上方的抽出空间部414 中，能够容易地整体更换核反应堆压力容器201本身。而且，在本实 施例中，在核反应堆压力容器201中，在干井231侧和压力抑制池 404侧，成为双层壁构造，因此，核反应堆压力容器201更换时的核 反应堆容纳容器401的切断，当在纵向分区的位置上切断该双层壁 时，能够高效地进行该切断作业。
而且，在核反应堆容纳容器401的内侧配置干井231，同时，在 其外侧配置压力抑制池404，作为这样的双层圆筒构造，最小限度地 设置作为设在核反应堆容纳容器401内的动力设备的泵·风扇等，在 此构成的基础上，把来自核反应堆压力容器201的主蒸汽管215等的 配管和核反应堆容纳容器内设置阀等必须进行保养的机器容纳在双 层圆筒构造的从干井231部分延伸到外侧的导管407内，因此，能够 在导管内进行阀等的保养。
而且，使设在干井231内的动力设备成为最小限度，通过使控 制棒212成为免维护、使反应堆内循环方式成为自然循环方式、去除 内阀等活动的泵、使反应堆内测量仪表等从核反应堆压力容器201 上部插入等，能够使核反应堆容纳容器紧凑，而谋求构成的简化。
而且，核反应堆容纳容器401的隔离阀尽量在容纳容器外部设 置两个阀，干井内水仓409设置在干井231的下部，但是，使其排水 利用重力，则不需要在干井231内设置风扇·泵等动力设备。
而且，对于必须设在干井231内的核反应堆压力容器的逃生安 全阀、真空破坏阀、作为紧急状态用反应堆芯冷却系统的减压阀、重 力落下式反应堆芯注水阀以及干井淹水阀等，通过设置在导管407 内，当维护时，操作人员被保护在干井环境下，能够维持在被辐射量 较少的状态下，能够容易地进行保养等。
而且，对于使用后的燃料，如上述那样，由于干井231的圆筒 部分的双层钢板的构造，而容易地切断，能够在与核反应堆压力容器 201一体的状态下与其他压力抑制池以及导管部分分量，然后，闭塞 干井和核反应堆压力容器201的切断部分，通过在干井部分中注满水 而成为淹水状态，能够从外侧冷却核反应堆压力容器，在维持核反应 堆压力容器201内的燃料的冷却的状态下，整体搬运到运输船等中。
而且，能够不需要使用后燃料池及其附属设备，在此基础上， 使核反应堆建筑221和涡轮机建筑等抗震等级不同的建筑成为同一 建筑，由此，能够集中为一个来进行抗震设计和建筑设计。而且，与 建筑一起，使配管和涡轮机等成为一体，来设置在抗震构造地基上， 由此，共用了全抗震装置413，能够缓和抗震设计条件，而谋求设计 的标准化和合理化。
而且，把一体化的核反应堆建筑221作为模块单位，在工厂中 制造，通过运送到现场，能够只组合需要数量的模块，而且能够配合 核电站输出来选择模块。
发明的效果
如以上详细描述的那样，根据本发明，能够提供紧凑的经济的 原子能发电站。
根据本发明，即使在使用静止的安全系统的重力落下紧急状态 用反应堆芯注水系统的情况下，也能够在压力抑制池内确保重力落下 紧急状态用反应堆芯注水系统的水源，能够实现容纳容器的尺寸的紧 凑化。
根据本发明，能够完全消除核反应堆压力容器下部的筒口·配 管等障碍物，能够使干井下部的容积最小化，因此，能够使重力落下 紧急状态用反应堆芯注水系统中需要淹水的水池容量最小化，在严重 事故解决方案中，能够容易地进行阻止该事态的进展的反应堆芯熔融 物在核反应堆压力容器内的保持(IVR：In Vessel Retention)。
根据本发明，当ATWS(「运转时的紧急状态的过渡变化」)时 的急停失败)发生时，能够抑制核反应堆输出，直到用于使核反应堆 停止的硼酸水注入系统动作为止。
根据本发明，由于能够成为利用单纯的自然力来在核反应堆冷 却水丧失事故等时从核反应堆容纳容器除热的紧凑的系统，而在可靠 性和经济性上是有利的。
根据本发明，即使在严重事故时反应堆芯熔融的情况下，能够 容易地把熔融反应堆芯原样地保持在压力容器内，并且，进行压力容 器壁表面的冷却和向容纳容器为的散热，能够把严重事故时的影响制 止在轻微状态下，而谋求安全性的提高。
根据本发明，不需要向干井内设置动力设备，而实现干井内的 免维护、需要空间的合理化。
根据本发明，即使在发生了反应堆芯熔融的情况下，在容纳容 器内部不需要动力设备，能够冷却和隔离熔融物，并且，能够确实地 检测异常情况。
根据本发明，能够不需要动力设备而在事故时把散到干井中的 热传导到压力抑制池侧，不需要在干井的下部注满水，就能够收敛事 故。由此，能够提高核电站的可靠性。
根据本发明，不需要为了进行阀的保养而使操作人员进入到干 井的高放射线区域内，而可以仅在一部分被限定的导管内进行作业， 而降低被辐射量。
根据本发明，能够使全部设备利用同一建筑，而在经济性上是 有利的。
根据本发明，能够实现包含干井圆筒部的核反应堆压力容器的 整体更换。
根据本发明，通过把整体化的核反应堆建筑模块设置在抗震构 造的地基上，能够实现建筑和机器设备的标准化设计。
根据本发明，在工厂中制造整体化的建筑模块，并运送到现场， 在现场地点只配置必要数量的模块，由此，能够任意选择核电站输出。