本发明涉及到一种用于封装由沸水型轻水反应堆构成的核反应堆的堆芯的初级密封壳，具体涉及到这样一种初级密封壳，它有可能通过用静态水冷系统代替压力抑制槽水冷系统来提高它固有的安全性，并且通过简化的装置和设备改善其经济效果。

此外，本发明涉及到一种自然热辐射型初级密封壳，它适用于在损坏冷却剂时对初级密封壳的冷却和/或减少放射性物质的扩散。

此外，本发明涉及到一种自然热辐射型初级密封壳，它适用于在已发生损失冷却剂的事故时，在一段持续的时间内，借助于天然力，将释放到一次密闭壳的堆芯衰变热所产生的热能排到该系统之外。

本发明还涉及到一种在反应堆同内装有冷凝贮存槽的核动力装置。

本发明还涉及到一种初级密封壳加强箍，它适用于在发生初级密封壳内管道系统的事故时，对初级密封壳的内部进行冷却。

再有，本发明涉及到一种自然循环型核反应堆，具体涉及到一种装设应急反应堆冷却系统的自然循环型核反应堆;该冷却系统适用于沸水反应堆，且能够在发生损失冷却剂事故和/或在控制棒不能插入的紧急状态下，在一段持续的时间内，通过，比如说，维持堆芯浸在水中来保证堆芯的冷却。

在图20中示出了现有技术的一个例子，图中所示为一个带有沸水反应堆装置压力抑制器的初级密封壳。

一个初级密封壳201封装着一个反应堆压力罐202。其内围绕着反应堆压力罐202的上部空间称为干井203，而在其下部装设的且充有槽水204的容器称为压力抑制器205。

干井203和压力抑制器205的结构使得它们靠通气管206互相连通。通气管206的一个敞开端浸在压力抑制器205中容纳的压力抑制槽204的水中。

在干井203内，除反应堆压力罐202外，还装设有容纳高温高压冷却剂的管道系统，反应堆一次系统的装置和设备。再有，在容器201内装设有用于喷射冷却水的容器喷射头207。

另外，还装设有一个余热排出泵208、一个用于排出余热的余热排出系统的热交换器，和从压力抑制槽经过这些设备到喷射头207的管道系统，以将冷却水供到喷射头207。此外还装设了用于使冷却水从热交换器209返回的管道系统，以将余热排到压力抑制槽204中。顺便提一下，参考号210代表一个构成一个生物屏蔽墙的建筑物。

假设如果已经发生了反应堆初级系统的管道破裂事故，反应堆的初级系统之高温高压冷却剂释放到干井203内，并且释放出的蒸汽和水的混合物经过通气管206通到压力抑制槽204内。在压力抑制槽204内，释放的蒸汽被冷却并凝结，因此就抑制了干井203内部压力的上升。

当冷却剂从破裂外的流出结束时，通过操作喷射头207使在一次密封壳201内的高温高压蒸汽冷凝，这就使初级密封壳209的内部压力迅速降低。

当泄放的蒸汽使压力抑制槽204的水温升高时，通过用以排出 剩余热量的热交换器209，使压力抑制槽的水冷却。

如上所述，如果在短时间内发生反应堆初级系统管道破裂事故，传统的初级密封壳201是靠在压力抑制槽204的水内冷凝蒸汽来实现对压力的抑制。同时，当在长时间内发生事故时，初级密封壳201就靠从喷射头207喷水冷凝蒸汽来实现对压力的抑制，并且防止压力抑制槽水温的上升。由于对以前情况的压力抑制槽204中的压力抑制作用，是单靠通气管206的引导作用形成的，这个压力抑制作用对保证其固有的安全性也是足够的。另一方面，为了长时间冷却初级密封壳201并冷却压力抑制槽204，如余热排出系统泵208、热交换器209、电动阀门等动力设备都是必要的。

在上述的传统的例子中，需要在压力抑制槽内保持大量的水，以冷却和冷凝在发生损失冷却剂事故时释放出的蒸汽;同时还需要排出余热的热交换器，以对压力抑制槽进行长时间的冷却。

此外，在上述传统技术的沸水反应堆的初级密封壳中，设置了一个余热排出系统，以在发生损失冷却事故时，立即启动应急堆芯冷却系统（ECCS），并且堆芯浸入水中之后，解决长时间排出堆芯衰变热量的问题。结果，在以下几方面存在缺陷：费用高;槽内含有核裂变产物的水通到初级密封壳的外部;以及为了检查所装的设备的运行情况而进行的对电动设备，如泵和热交换器，定期操作试验的麻烦。

与采用如上述一个电动设备和装置的构成的压力抑制槽水冷系统相比较，如尽可能按静态将热排出系统设计成具有类似冷却功能的系统，去代替像包括泵、大型热交换器、大型管道环路那样的具有电动功能，如旋转设备的装置，就要考虑通过降低对电动结构部件的功能 要求从根本上改善该系统本身的安全性和可靠性，并且结合对装置本身的精简来提高工厂的经济效果。作为与采用这样一个静态系统的初级密封壳的水冷系统有关的现有技术，可以举出一个以热管道系统为基础的初级密封壳冷却系统的例子;例如在1980年第125483号日本未审查专利的公报（日本专利申请公报，早期公开（Ko    Kai）中曾有叙述。

这种系统的结构为：在初级密封壳干井钢板的外表面上，装设许多其内密封有低沸点液体的圆筒状热管道。这是一种热排出系统，该系统中，干井内部气体所含的热量可以经过这些热管道按静态方式逸散到初级密封壳之外。在技术上可以设法将这种构思的热管道用到上述的容器压力抑制槽的水冷系统中，能够构成一个静态的安全的冷却系统。但是，由于装设的其内引入低沸点液体的热管道为大规模结构，此热管道实质上起着阻碍在初级密封壳的生物屏蔽墙外壁及其外部空间装设的装置布局的作用。另外，考虑到对于一个安全系统设计的抗震要求亦是一个重要条件，该系统结构受到约束，尺寸不能过大。所以，就其装置而言，此系统尚有许多问题;它的结构在经济上没有优越性，因而此系统是不现实的。

作为另一个关于一个类似的初级密封壳冷却系统的现有技术的例子，可以引用1984年第11689号日本未审查的实用新型公报中公开的一个系统。该实用新型中，通过将初级密封壳混凝土壁和衬里之间的空间充满液体，将液体充满初级密封壳。但是在该系统中，在混凝土壁和衬里之间的空间是2毫米左右;这个间隙太小，以致不能用相应的这个部分中的液体去静态冷却压力抑制槽的水，产生不了外部冷却液体的循环流动。结果该系不能获得高的静态冷却效率，因 而它是不现实的，并且不可能期待它的效果。

在1979年第137596号日本未审查专利中公开了一种传统的沸水反应堆装置，它具有一个凝结贮水罐，装设在反应器间之外，如邻近反应堆间和涡轮机间的地方。这个凝结贮水罐用作为一个燃料槽的补给水系统以及一个驱动控制棒的水力系统的水源，并调整维持水量。此外，该凝结贮水罐也用作在隔离反应堆时的冷却系统以及高压堆芯喷射系统的水源，这两个系统都是安全系统。

在传统的沸水反应堆装置中，在抗震基础垫层（混凝土垫层）上装设凝结贮水罐。为此，在建造上述专门的抗震垫层时就需要大量的混凝土，所以就需要用长时间去建造沸水反应堆装置的整个基础垫层。

在1982年第69289号日本未审查专利的公报中，提出了一种核反应堆;它是一种在发生损失冷却剂事故时利用重力将冷却水注入初级密封壳中的结构。如图21所示，这个反应堆的构成如下：一个堆芯221，其设置方式使冷却水罐213内的冷却水平面214位于装有堆芯211的反应堆压力容器202内冷却水平面212之上。在已经发生损失冷却剂事故时，就将在管道214上联系反应堆压力容器202的气态部分与冷却水罐213的隔离阀215、216打开，以使这两个空间的压力一样。在主蒸汽管217和压力抑制器205之间设置了减压阀218。在发生已经损失冷却剂的事故时，在反应堆压力容器202内部的蒸汽就经过减压阀218被释放到压力抑制槽204，以降低其压力。当反应堆压力容器202内部压力已经降低，且降到冷却水罐213中压力以下时，就将联系冷却水罐213底部和反应堆压力容器202的管道 219的隔离阀门220、221打开，以依靠重力作用，将冷却水罐213内的冷却水送到反应堆压力容器202内。

还有，压力抑制器205位于反应堆压力容器202内的冷却水平面212之上，以能够构成一个重力下落型的应急堆芯冷却系统。在发生损失冷却剂事故时，依靠打开阀门222，可借助重力将压力抑制器205中的槽内的水204引导到反应堆压力容器202内。在1986年6月的“核工程”第31卷（383号）第13页，也披露了一种类似结构的核反应堆。

在这个现有技术例子中，压力抑制器205装设在反应堆压力容器201内液体的平面212之上。在发生损失冷却剂事故时，当槽内的水204依靠重力作用向反应堆压力容器202的输送结束时，压力抑制器内槽的水204有可能消失。因此，就不利地减弱了靠通气管223所造成的冷凝蒸汽的能力。

因此，本发明的主要目的是提供一种自然热幅射型初级密封壳，它能够使初级密封壳的热量通过初级密封壳壁表面逸散到大气中，而避免采用排出余热的热交换器，并且能在发生损失冷却剂事故之后进行长时间的冷却。

上述目的能够达到，其方法是：扩充在初级密封壳和反应堆间之间的环形区域;设置一个其内容纳水的容器外围槽;设置一个联系环形区域上部气态部分和反应堆间外部的通气管;通过一个容器壁表面将初级密封壳内部热量传送外围槽并且使热量逸散到大气中。

本发明的特征在于：热量通过初级密封壳壁表面即从压力抑制槽传到外围槽，而不使用驱动力，且最后逸散到大气中。再说，由于能够使初级密封壳内的热量逸散到大气中，则至今所采用的使热量向海 水逸散的余热排出系统，就成为不必要的了，因此也消除了相应的故障且提高了可靠性。

本发明的另一个目的是提供一种初级密封壳，该密封壳具有一个用作压力抑制槽内的水的冷却系统的热量排出系统;该排出系统能够在发生事故后以高排热效率长时间进行静态冷却，以代替电动装置，如泵、大型热交换器以大型管道环路那样的旋转设备。

上述目的能够达到，其方法是在初级密封壳的湿井和围绕着它的生物屏蔽墙之间所形成的空间部分内，设置一个包围着一个容器外周的槽的区域，所述槽的区域这样构成：在湿井内的抑制槽深度L与初级密封壳和生物屏蔽墙间的圆柱状间距d之间的比例要达到一个值，这个值将易于产生自然循环，以提高对抑制槽的水进行静态冷却的效率;还要设置用于从一个注水罐将未污染水，通过引外管道向外围槽注入;并且在外围槽的上部空间气态区域和反应堆装置的水部大气之间，要设置通气管道，用来幅射散热外围槽的热量。

本发明还有一个目的，即提供一种自然热辐射型容器，它能够在发生损失冷却剂事故之后长时间进行冷却，而无需设置用于排出余热的热交换器。

具体地说，实现上述目的的方法是设置初级密封壳装置，它包括：穿入干井壁且从干井通致反应堆间侧面的管道;设置在管道穿入部分以下和外围槽水平面以上的一个隔板，它用来将外围槽分成上、下两个空间;一个在下部空间蒸汽层内有进气口的放气管路，它通过外部;一个应急气体处理系统，它在上部空间内侧有一个进气口。

本发明根据这个方面的特征在于：热量从压力抑制槽通过容器壁表面传送到外围槽，而无需使用电动驱动力;产生的蒸汽最后能逸散 到大气中;且从容器泄漏的放射性物质，在经应急气体处理系统处理之后释放出来。

在本发明中，在初级密封壳内的热量能够逸散到大气中时，热量是从钢制的反应堆压力容器的壁表面传到外围槽，并进而通过外围槽的蒸汽传到大气中，因而实现了排出剩余热量，而且无任何电动设备。

就排出放射性物质而论，由于应急气体处理系统能通过将反应堆压力容器漏出的气体与纯净的槽内产生的蒸汽区别开的方法对这些放射性物质进行处理，装置的容量可以作得较小。

本发明还有一个目的是提供一种能缩短施工期限的核电装置。

上述目的能通过提供一种核电装置来达到，在该装置中，装设在一个容器和一个围绕着外围的筒形生物屏蔽墙之间的外围，被用作一个冷凝贮水槽。

外围槽（冷凝贮水槽）围绕着容器的外圆周装设;并且在一次密封壳和反应堆间内，设置了引水泵、泵的驱动机涡轮透平机驱动泵、主蒸汽管道以及引水管路。

因此，反应堆间内管道系统之十分重要的管路包括：安全系统如一个反应堆隔离冷却系统，和一个应急堆芯冷却系统（ECCS）;一个水的驱动系统（如控制棒驱动装置）;以及一个燃料槽的补给水系统，由于这些装置可以邻进外围槽连接，所以这些管路可作得很短。

此外，由于外围槽装设在初级密封壳和反应堆间的生物屏蔽墙（混凝土壁）之间形成的多余的空间内，所以该槽要建在反应堆间内抗震混凝土垫层上。因此，由于不再需要在传统的反应堆装置中所要 求的专门用于冷凝贮水罐的抗震混凝土垫层，就大大减少了本发明的抗震基础垫层所需要浇灌的混凝土的量，结果就可以缩短基础垫层的建造期限，从而也缩短了反应堆装置的建造期限。

当在反应堆间内装设一个具有传统冷凝贮水罐功能的外围槽时，在反应堆间内要保留约2000M3的之多的水。因此，就需要考虑探测并防止水漏到其他装置中，诸如在槽内的水泄漏时的应急堆芯冷却装置。外围槽具有衬里的槽结构。在采用这种衬里的槽结构情况下，或者通过装设像探测耗尽燃料槽泄漏的传统装置一样的装置，可以容易地探测来自衬里焊接处的泄漏。另外，甚至当由于外围槽的严重损坏使大量存水已经泄漏时，生物屏蔽墙可起到一个充水的阻挡壁的作用。因此，在装设于除生物屏蔽墙以外那些部分从安全角度说是很重要的其它设备浸在漏出的水中，不会发生什么问题。

再者，为了用外围槽作为代替冷凝贮水槽的设备，就需要保持水量在预定值。与初级密封壳内的抑制槽不同，外围槽没有主蒸汽减压阀排气和泄水回流的问题，也没有剩余热量排出系统;因此也就不存在使水质恶化的因素。因此，外围槽的水质而言，能够在装置的整个寿命期间充分维持它的纯净，所以外圆周槽能实现像冷凝贮水槽一样的功能。

本发明还有另一个目的，就是提供一个容器加强箍，它的机械强度很高且维持外围槽高水平的热幅射性能。

可以提供一个圆盘型加强箍实现上述目的，该加强箍装在一个容器上，且其厚度在其相对的两端小而在其中部大。

就本发明来说，由于提供一个厚度在其相对的两端小而其中部大的加强箍，因而增加了具有相同截面积的加强箍抵抗由发生容器破裂 事故时容器变形所造成拉应力的强度，容器厚度可以相应地做得薄。

因此，这些加强箍形成了一种促进自然热对流的结构。从而，在容器表面附近液体的相对流速可以增加，这就提高了从容器表面到水壁的传热系数，因而获得了显著的排热效果。

本发明还有一个目的是提供一个初级密封壳，它能从根本上提高从传统的初级密封壳壁的自然热幅射，并能提高其经济效果和固有的安全性。

上述目的能够靠一个装置实现，该装置在初级密封壳的内壁上装设了多个凸出物（凸棱）。

这个装置能够增加从凸出物传热的面积，并且能够减轻在壁表面上由

非冷凝气体（空气）构成的薄膜层所造成的对热传导的阻碍，结果能够提高在壁表面上蒸汽冷凝和传导的速度，从而就增进了从初级密封壳的自然热幅射。

本发明的另一个目的是提供一个核反应堆，该反应堆在发生损失冷却剂时能够使释放到容器中的蒸汽冷凝，且能够使堆芯维持浸没在水中。

本发明另外的目的是提供一个核反应堆，它能有效地使堆芯浸没在水中。

本发明的前一个目的能够通过提供一个核反应堆实现，该反应堆包括：一个在容器内部围绕着反应堆容器外周安装的压力抑制器，它充有冷却剂，且冷却剂液面在反应堆容器内堆芯上端部以上;一个装有一个阀门并用于把压力抑制器内容纳的冷却剂引到反应堆容器内的浸没管路;以及一个返回通路，它在反应堆容器和液面以上的压力抑制器之间形成的空间内有一个开口，并且与压力抑制器连通。

本发明的后一个目的可以通过在上述特性中加入一个排气管来实现，该排气管与压力抑制器内液面以上的气态部分相连通，且具有一个阀门。

在发生损失冷却剂事故情况下，在压力抑制器内的冷却剂通过浸没管路被送到初级密封壳。另外，在发生损失冷却剂事故时，冷却剂从破裂处排到容器内并聚集在下部，因此就由返回通路通到压力抑制器中，于是，在发生损失冷却剂事故时，由于冷却剂从压力抑制器经过浸没管路、反应堆容器、破裂处、容器和返回通路又循环回到原处，并没降低压力抑制器内冷却剂对蒸汽的冷却能力，并且能够通过把冷却剂供到初级密封壳有效地实现对堆芯的浸没。

此外，根据后者的特性，由于依靠气体排放管，压力抑制器中的气相7体释放到外部，因此，容器下部的冷凝水便通过返回通道有效地引入到压力抑制器中。因此，由于压力抑制器的冷却水位增高，致使冷却水供入初级密封壳封闭容器的作用也得以增加。

本发明的另一目的是提供一种应急的堆芯冷却系统，该系统依靠组合使用反应堆压力容器中的降压阀和多个装有加压水或硼酸水的水箱，能够减少动力机器及设备的数目，由此可提高可靠性，而且在冷却水损耗事故发生时及控制棒不能插入时，该系统既能安全使堆芯停止工作又能使堆芯冷却。

以上目的能够通过以下二点达到：

1）依靠组合采用降压阀和加压箱或置于压力容器上部的重力压降箱的办法，使动力机器及设备数目减少及可靠性提高。

2）依靠采用压力箱和重力压降水箱的适当组合和将硼酸水注入某些箱的办法，采取措施以克服冷却水损耗事故和适应控制棒不能插 入的情况。

利用降压阀和加压箱或重力压降水箱的适当组合的办法，降压阀在致冷水损耗事故发生时打开，以使压力容器中的蒸汽排出，从而使反应堆压力容器的内压降低，并且，依靠使各箱的压强降低至其工作压强，加压箱中的水以及随后重力压降箱中的水便被陆续地注入到反应堆压力容器中。在此注入中，由于采用了重力压降或箱压强的自然力，所以与利用泵的水的注入相比能够提高可靠性。

此外，因为硼酸水注入了多个箱中的某几个，所以在控制棒不能插入的情况下，硼酸水可以注入压力容器中，由此可安全地关掉反应器。

本发明的上述目的和其它目的、特性及优点从以下最佳实施例的更具体描述可得到明最佳实施例如附图所示，其中，各视图中，相同的参考标记代表相同或相似的部分，这些图无须按比例去看，其重点在说明本发明的原理。

图1是按照本发明一个最佳实施例的原子反应堆装置的横截面示意图;

图2是沿图1Ⅱ-Ⅱ线的剖面示意图;

图3是说明安装在图1所示的初级密封壳内表面上的凸棱的示意图;

图4是图1中H所示区域的放大示意图;

图5是说明图1所示反应堆装置的管道系统的示意图;

图6是说明图1所示装置外围槽的对流及循环特性的基本原理的示意图;

图7是说明d/L与Ra之间关系曲线;

图8A、8B、8C和8D是说明安装在图1所示初级密封壳内表面上的凸棱对热辐射影响的示意图和曲线;

图9A和9B是说明初级密封壳内表面上安装的凸棱对热辐射影响的计算条件的装置的剖视图;

图10是说明计算结果的曲线;

图10A、10B、10C、10D、10E、10F、10G和10H是说明凸棱改形的示意图;

图11是说明一个实例的示意图，其中，安装在初级密封壳内表面上的凸棱是垂直延伸的;

图12是本发明反应堆装置一种改形的示意剖视图;

图13是本发明反应堆装置另一种改形的示意剖视图;

图14是说明加强箍对外围槽水循环的影响的示意图;

图15是本发明反应堆装置又一种改形的示意剖视图;

图16是沿图15XⅥ-XⅥ的反应堆装置的剖视图;

图17是说明依靠图15所示装置的喷水设备来满足条件的曲线;

图18是说明喷水设备工作与初级密封壳内压之间的关系的曲线;

图19是说明本发明反应堆装置又一种改形的示意图;

图20和21是分别说明常规反应堆装置的示意图。

现在参照图1至图7，描述本发明第一与最佳实施例。

在图1至图7中，沸水反应堆的自然辐射型容器1包括一个容纳有堆芯2的反应堆压力容器3，堆芯2依靠裂变反应产生热;一个干井4，其中安置有反应堆初级系统的设备以及管道和机器; 还包括一个压力抑制器或湿井6，它容纳有由通气壁7限定而形成的压力抑制器槽（水）5。干井4和压力抑制器6依靠通气壁7中形成的多个通气管8彼此连通。多个热辐射凸棱10形成在容器1的部分内表面上及其围绕压力抑制器6的上部气相部分9的部分上。顺便提一下，堆芯喷水孔24形成在通气管8侧面且位于干井5上的压力抑制槽5的正常水位B之上处。

其中容纳有水的外围槽14形成在位于初级密封壳1和具有生物屏蔽墙11的反应堆间之间的环形部分13中。该容器外围槽14能够加强来自容器1的壁表面的热辐射，并且具有比压力抑制器槽5高的水位L，这样，在事故发生时，能够保证留下供发生事故后一定时间（如三天）之用。顺便说一下，因为环形部分13的外圆周壁是不透水的，所以没有水漏入反应堆间12的可能性。

把环形部分13分为上空间15和下空间16的分隔板17安装在环形部分13中。分隔板17最好如图14所示那样，由依靠波纹管18相互可动地连接在一起的环形板19和20构成，这样，便可承受由堆间12侧与容器1侧之间的热膨胀差别而引起的位置变化差以及地震时发生的形变。

分隔板17上面的上空间15依靠带有装配在其中间能够排除放射性物质的过滤器21的管22，与外面连通，而空间16位于分隔板17和外围槽14之间，未被放射性物质沾染，它通过通气管23与反应堆间12的外面连通。这种结构使得在冷却水损耗事故发生时，放射性物质依靠集中于上空间15中的、穿过初级密封壳1的管道仅排放至空间15中，而排放在空间15中的放射性物质可借助于过滤器21排除掉。顺便提一下，由于来自通常未被放射性物质沾染 的空间16的气体或蒸汽可不经过过滤器21排放至外面，故不存在加于过滤器的超过滤负担的可能性。

中央隔板25安装在外围槽14中，它致使并促进外围槽水的对流和循环A，孔26形成在中央隔板的下部中，它使对流和循环A能够进行。

顺便提一下，如果假设外围槽14中的槽水深度为L，以及槽14的径向宽度为d，则要选定这二个参数，使得d/L≥0.15，以保证槽水的充分循环。

为了保证d/L≥0.15，在其中抑制槽5的深度为例如约6米的第一封闭容器1的情况下，外围槽14的间隔d则设定为0.9米或0.9米以上。如果在初级密封壳1和生物屏蔽墙11之间具有一个这个范围的间隔，则初级密封壳1和生物屏蔽墙11的建造和组装可在进行建造工作时同时进行。因此，这种结构有利于缩短建造反应堆间12的周期。

把间隔设定为d/L≥0.15的理由下面进行更详细地说明。

图6示意地示出了初级密封壳的外围槽。在图中所示的双圆柱结构中，内圆柱29是反应堆容器1，而外圆柱30是本发明的外围槽，它被初级密封壳1和屏蔽墙11围绕。外围槽水位设定为等于或高于压力抑制器槽水位，以改善穿过反应堆容器壁表面的热传导性。但是，为了达到效果，就要有效地产生尽量多的外围槽14的循环流，以达到如本发明情况的静态冷却。然而，在圆柱的间隔距离d较小的情况下，通常难以发生前述自然循环流，这样就不能获得有效的冷却系统。

同时，在图7中，双圆柱29、30的间隙部分中的自然循环流 的发生趋势可表达为d/L的函数，即圆柱部分间隔距离d与抑制槽深度L之比值函数，双圆柱29、30在内圆柱部分29中具有一个热源，它在实验上用通常的考虑方法来确定。在曲线中，Ra或雷利数表明产生循环流的容易程度，并且意味着其数值越低，能产生的自然循环流就越多，排热效率也越高。如曲线所示，可以看到，当d/L值低于0.15时，雷利数较大，这样，自然循环流就难以发生。因此，便考虑到有效地将d/L值，即抑制槽水深度L与外围槽间隔距离d的比值设定为15/100或更大。

现在主要参看图5，详细地描述第一实施例的原子反应堆装置35的管道系统。

主蒸汽管41将蒸汽从压力容器3引入发热涡轮机42。供水管43接收来自涡轮机42的蒸汽而又被冷凝器44冷凝的水，并且将冷凝水送回到管筒45的外面，管筒45在反应堆压力容器3内。引入压力容器3的水沿着管筒45的外面流过，到达堆芯2的下部，然后在接收到来自堆芯2的热时便转换成蒸汽，再从蒸汽管送出去。顺便说一下，参考数字46a、46b表示阀，而47a、47b、47c表示单路阀。

安装在主蒸汽管41中的降压阀48在反应堆压力容器内压强变得异常高时释放蒸汽，由此控制反应堆压力容器3的内压保持在预定范围内。从降压阀释放来的蒸汽通气管49引入压力抑制器6内的压力抑制器槽5，在那里蒸汽冷凝。

参考数字50，51分别表示5～10个大气压的高压箱和2～5个大气压的低压箱，它们安装在反应堆压力容器3内的堆芯2上，并使堆芯2在控制失效事故（LOCA）发生时依靠水的重力压降装 进水。例如，高压水箱中装有硼酸水。参考数字52表示供水导管，而参考数字53、54表示阀。

泵55由汽轮机57操作，并且把外围槽14和压力抑制槽5的水供入供水管43，由此构成了依靠水的装进促进堆芯2的冷却的反应堆堆芯隔离冷却（RCIC）系统。汽轮机57由在应急时从主蒸汽管41给与管56的蒸汽来驱动。（在该应急情况下，水的冷凝和供给是在反应堆停止工作后出于某个原因或其它原因而停止的）。

参考数字60表示构成余热排除（RHR）系统的泵。泵60用于将外围槽14和压力抑制器槽5中的至少之一中的水，借助喷嘴61、62均匀地喷到第一封闭容器1的外面，以通过增加容器1内外热传导来加速其冷却，并借助喷嘴63均匀地喷到干井4的里面，以使干井4内的蒸汽冷却。参考数字64、65、66表示阀，顺便说一下，喷在室13内的水通过管67导向外面的外围槽14，而喷在干井4中的水通过通气管8导入压力抑制槽5。

参考数字68表示用于冷却的热交换器，已被热交换器68冷却的外围槽14和压力抑制槽5的水能够借助于管（未示出）流回至其原来位置。

参考数字71表示液压控制系统的泵，该系统用于利用外围槽14的水控制控制棒的位置。参考数字72表示一个过滤器，而数字73表示控制棒的驱动控制单元。

参考数字78表示一个补充管，它用于依靠来自供水导管79的重力型的供应水调节外围槽14的液位，供水导管79通过一个适合于用事故信号打开的阀连接至外面的圆周槽水箱（未示出）。

下面，在描述图1至图7所示的反应堆装置35的各种冷却操作 前，先参照图8A、8B、8C和8D描述多个凸棱10的冷却工作情况，凸棱10从容器1的内壁凸出。

自然热辐射型初级密封壳1的特征在于多个凸出部分（凸棱）安置在与气相部分相对的初级密封壳的内壁上，以在长时间内依靠自然热辐射把来自初级密封壳壁的堆芯余热排除掉。

在冷却水损耗之后，初级密封壳1的气相部分便被充以高温和高压蒸汽及原有空气的混合蒸汽。在初级密封壳壁表面上蒸汽冷凝过程中，已经具有在冷凝表面上形成未能冷凝空气的薄膜，由此明显地降低了冷凝热转换的系数。

这可归因于形成了一个薄层流区域，以及能冷凝的气体积聚在该区域内。在该薄层流区域内空气停滞在冷凝表面的邻近处。

所以，在初级密封壳1的内壁上便设置有多个具有表1第4号构形的凸出部分（凸棱）。这种结构可以使初级密封壳1内的空气与容器1的壁之间的热交换区增加，还可在不受冷凝表面上热积聚影响的情况下增加热交换系数，由此增加来自容器空间部分的自然热辐射。

根据蒸汽冷凝表面（即热交换表面）的构形，可以避免上述的空气薄层效应，提高蒸汽热交换性能。

现参考图8A、8B，8C及8D，阐述由于采用凸棱而改进热传输的效率的问题。在研究在由高温非冷凝气体空气和蒸汽的混合出现的气体（在冷凝剂失脱事故之后，空气和蒸汽的数量在反应堆容器内的上述气体中实际上是相等的）与低温侧蒸汽冷凝表面（反应堆容器）之间的热传输时，要考虑由一空气和蒸汽均匀相混合的气体流经至蒸汽冷凝表面（因为断面释放的冷却剂充作一驱动力，所以气氛被驱动），并在那里，蒸汽被冷凝，因而获得了良好的热传输。然而，气体中热传输效率差的部分空气则停滞在蒸汽冷凝的表面，从而形成了一薄膜层状流区。由该薄层空气的存在，在空气和蒸汽的混合气体与蒸汽冷凝表面之间的热传输只依靠通薄空气层的蒸汽的扩散作用，结果使得热传输效率极大地被降低。根据空气量对蒸汽量的比率与热传输率之间的关系，我们可以知道，当空气量的比例增加时，热传输比率便降低，这如图8C和8D所示。

因为上述空气膜在靠近蒸汽冷凝表面的薄层上形成，所以，如果在冷凝表上形成凸梭的话，则空气膜就不会在凸棱表面形成。（即使在凸棱根部的流动部分仍有可能留有差热传输率差的区域，也不会发生问题。）

在本发明中，利用上述凸棱W的作用，可以有效地改进在空气一蒸汽混合大气区域和凸棱之间的热传输，因此改进了来自初级密封壳内壁的自然热辐射。

下面将介绍当初级管道或在干燥井4中的机器和设备发生破漏时，核反应堆设备35的工作过程。

在这种情况下，由于从初级管道的断面90释放的高温高压蒸汽，初级密封壳1的干井4的内部温度和压力突然上升。在此干井4 的里面的气体或蒸汽通过在排气壁7中的排气管被释放到在压力抑制器5内的水池5中，并在那里被冷凝。相应地，可以减少干井4的内部压力的上升。

如果此种情况继续存在，则由于压力抑制槽和外部外围池14之间的水温差连同压力抑制槽的水温的上升一起增加，所以5的水温得以保持。于是，由于由压力抑制槽5至传输到外部的外围槽14的热量便增加，从而有可能压制减压池5的水温的升高，顺便说一下，在反应堆设备35中，将水纳入或加到外围槽14是采用这样一种方式：即在外围池14中满足d/L≥0.15的要求。同时，在外围槽14中提供圆弧环状中心隔板25。结果，在外围池14中实现了水的循环，在外围槽14中的热传输和辐射可以有效地进行。

当外围池14的水温由于热传输而继续上升时，外围槽14的产生水蒸汽或沸腾，然后热被吸收，其结果是外围池14的帽热量被带走。此外，也通过从外围槽14的水面至气相区段之间的热传输将热量带走。通过在气相区段16的自然交换并最后经排气管23，传输到气相区段的热量被以相当高的温度的蒸汽释放至堆间12的外面。

与此同时，在放应堆设备35中，将用以减少空气膜层的热传输障碍和增加热传输面积的热辐射凸棱10，置于围绕于井14的气相区段和减压56的反应堆容器1的内壁。因此，释放到干井14的气相区段和减压6的反应堆裂变热被有效地由凸棱10传输到容器1的壁，并由容器1的壁被自然辐射到外部的气相区段15。这些热通过过滤器21被释放到堆间12外，除去在蒸汽中的放射性物质，这些蒸汽可能由于事故而释放到气相15。

于是，即便没有提供残留热除去（RHR）系统，也能实现热辐射，并从而增加了内在的安全性。

在反应堆设备35中，因为备有包括泵60，喷水器61，62，63等的余热除去（RHR）系统，利用RHR的喷水器61，62，63，可以改进容器1的壁面的传输效率，并促进容器1外围空间15，16和干井的冷却。且还有，在某些情况下，由喷水61释放至室15的水连同释放到室15的水溶性的放射性含物，通过管67送入至外围槽14。

应该注意到，在容器1中的内喷水器63不仅起了喷射RHR的作用，而且也能用水将干井4填充至足以将堆芯2浸没至水中的水位。这样，由这喷水63将冷却水注射到干井的工作过程，也可防止当紧急备用堆芯冷却系统（ECCS）停止注入冷却水时堆芯被暴露。

此外，当设备只有外围槽14（例如设有减压池5和外围槽14），用作为RHR的泵60的输入通道源时，则如果喷水管是在来自外围槽14的热量可以有效地带出的范围内时，喷水管可能不会被热交换器68冷却。

当冷却剂损失事故（LOCA）发生时，此时在反应堆压力容器3中的冷凝剂由于反应堆设备35的初级管道断裂而流出，反应堆芯2本身也因其裂变所产生的热而被暴露（除非向堆芯2喷射水），由于配备了包括泵55，涡轮56等的反应堆堆芯隔离冷却（RCIC）系统，即便反应堆高压容器3内的内部压力很高，也可以通过利用部分蒸汽驱动涡轮，通过驱动泵55，通过把压力抑制槽5和/或外围14的水倒入到反应堆高压容器3，将水倾注到反应堆 压力容器3内。

在通过压力释放安全阀48将在压力容器3中的高压蒸汽释放到压力抑制器而使压力容器的内部压力降低之后，通过将水从均位于比反应堆压力容器3高的位置的高压水槽50和低压水槽51注入反应堆压力容器3，将反应堆芯2完全浸没在水中。

沸水反应堆是这样安置的：如果反应堆的状况偏离正常运行状况，就插入控制棒，从而反应堆便停止运行。如果控制棒也不能插入，则在反应堆芯中的核反应因空隙增加而被抑制。在反应堆设备35中，即使反应速率由于空隙而为零或绝对值较小的负值，可通过在开动安全阀48而将压力降低之后，将硼酸从高压水槽50倒入堆芯而使反应堆安全地停止运行。

此外，在本例中，大容量低压水槽51可用于堆芯2的浸水，而小容量的高压水槽可用于控制堆芯2的输出，这就可能将低压水槽50的容量最佳化至堆芯浸没所必需的水位，而将高压水槽51的容量最佳化至为安全停止反应堆工作所需的硼酸水量。

于是，在反应堆设备35中，反应堆2的浸没可以可靠地实现。

此外，因为在高于压力抑制槽5的正常水位的排气管11的位置上开有堆芯浸没孔24，所以当冷凝剂丢失的事故发生时，通过开动应急堆芯冷却系统（ECCS），将冷却水注入反应堆压力容器3中，但是倒入的水从裂口流出，到达干井4和减压器6中。在这个时候，因为干井4和减压器6是通过堆芯浸没孔24互相连通的。在干井4中的水位和压力抑制器6的水位相一致，假设都在D水位上。此时，因为堆芯2是在低于池水的水位D的位置上，则即使在通过紧急堆芯冷却系统（ECCS）完成注水之后，堆芯2也可以在一段长时 间内被冷却。

现结合本发明的实施例，说明反应堆设备35的具体散热能力。

表2可对采用凸棱10和不采用凸棱10的两种情形，从初级密封壳11的空间部分的壁上散热量作了一个比较。

从该表中，我们可以看到，在设置凸棱10的情形，由空间部分带走的热量与不设置时相比较近似为2至10倍。

表 2 项目 常规例子 本发明 凸棱设置 无 有 热传输面积 AO A1=(1.5～3)×AO 热传输系数 hO h1=(2～5)hO 散热量 QO Q1=(2～10)QO

表中：

A0＝500m2

A1＝1250m2→A1/A0＝2.5

h0＝100Kcal/m2·h·℃

h1＝440Kcal/m2·h·℃→h1/h0＝4.4

Q0＝1.2×106Kcal/hr

Q1＝5.4×106Kcal/hr→Q1/Q2＝4.5

下面介绍基于图9A和9B的热辐射的具体估值。

假设结构型式，尺寸和凸棱数的情况如下：

（1）估算由空间部分的壁上热辐射量

①热传输面积

a）在无凸棱10时（A0）

A0＝π·23·7≈500m2

b）在有凸棱10时（A1）

凸棱号N＝ 7/0.03 ＝230pcs

每个凸棱的表面积（AF）为：

AF＝ (π)/4 ·〔232-（23-2×0.02）2〕×2

+π·（23-2×0.02）·0.01≈4m2

容器壁表面积（Ap）为：

Ap＝230·〔π·23·（0.03-0.01）〕

＝330m2

因此 A1＝230×4+330＝1250m2

A1/A0≈2.5

另外，图9A和9B中，T1～T3，h1～h3，Kcs及r示出表3中。

表    3

T1＝130℃

T2＝130℃

T3＝100℃

h1＝640Kcal/m2·h·℃

h2＝620Kcal/m2·h·℃

h3＝440Kcal/m2·h·℃

Kcs＝140Kcal/m2·h·℃，

r＝0.0002h·m2·℃/Kcal

②热传输系数（h3）

a）.在无凸棱时

（h3）0＝100Kcal/m2·h·℃（由图80）

b）.在有凸棱时

·凸棱：（h3）1＝440Kcal/m2·h·℃（由图8D）

·容器壁：（h3）0≈100Kcal/m2·h·℃。

（由图8D）

（h3）1/（h3）0≈4.4

③热辐射量

a）.当无凸棱时（A0）

Q0＝U0·（T1-T3）·A0

其中 1/(U0) = 1/(h3) +r+ (δ)/(KC S) +r+ 1/(h2)

= 1/100 +0.0002+ 0.028/140

+0.0002+ 1/620

因此，U0＝80Kcal/h·m2·℃

Q0＝80·（130-100）·500

＝1.2×106Kcal/hr

b）当有凸棱时（Q1）

容器壁：（Q1）0＝80·（130-100）·330

＝7.9×105Kcal/hr

凸棱 (Q1)1=U1·(T1-T3)·AF·N

= 1/(U0) + 1/(h3) +r+ (δ)/(KC S) +r+ 1/(h2)

= 1/440 +0.0002+ 0.028/140

+0.0002+ 1/620

=4.486×10-3

因此，U1＝220Kcal/hr

凸棱效率φ＝tan·h·ub/ub

$\mathrm{ub=\omega \; ·}\sqrt{\frac{\alpha }{\mathrm{\lambda \; ·yb}}}$

$\mathrm{=0.02}\sqrt{\frac{\mathrm{400}}{\mathrm{40\times 0.005}}}$

                                              ≈0.89

因此，φ＝0.8

（A1）1＝220·（130-100）·4·230

＝6.0×106Kcal/hr

Q1＝〔（Q1）0+（Q1）1〕×φ

＝（7.9×105+6.0×106）×0.8

＝5.4×106Kcal/hr

因此，Q1/Q0＝4.5

（2）由池壁热辐射量的计算（Qp）

Ap＝π·23·8·580m2

Qp＝Uw·（T1-T2）·Ap

其中 1/(UW) = 1/(h3) +r+ (δ)/(KC S) +r+ 1/(h2)

= 1/640 +0.0002+ 0.028/140

+0.0002+ 1/620

=3.77×10-3

因此，Uw＝265

Ap＝265·（130-100）·580

＝4.6×10-6Kcal/hr

此外，图10示出了从压力抑制槽的带至外部外围槽的热量（4.6×106Kcal/hr）的估算值的例子和堆芯裂变的热之间的关系（按照目前可予以分析的条件，可以是W∶H）。

这里所假设的情况下，以此热去除量，不可能通过自然热辐射，就达到把堆芯裂变的热全部去除的效果。然而，如果在事故后的某一天从池水14带走的热量和从空间部分15，16带走的热量与堆芯裂变的热达到平衡，如图10所示，则因为热去除量超过堆芯裂变的热，初级密封壳1内部的温度就会降低。

相应地，如果凸棱10，例如象图9B所示的那样，被形成在容器的内表面，则就有可能将由堆芯产生裂变热去除（即便不提供残热去除系统）。

作为另外一个例子，凸棱也可以成形成如图10A，10B，10C，10D，10E，10F，10H的结构。（图10A-10D分别相应于图10E-10H的截面）。

此外，凸棱10也可以在反应堆1的内表面水平地成形，也可以如图11所示，形成垂直延伸形成凸棱10。

另外，如图12所示，采用了这样一种结构，在环状物部分13的较低气相处，设置了一个可以从反应堆建筑物12外面取入空气的管道100，并配置了风扇101，检查阀102。凡一发生冷凝剂损失事故，如果操作者打开检查阀101和开动风扇102，就有可能将外部空气送入环状物气相部分13，强制地使在气相部分13中的空气循环，从而可以改善反应堆容器的外围槽14和初级密封壳1的壁表面的热传输。因而，就可以加速带走初级密封壳1的热。

在本例中，因为没有配以隔离板，本身室13的蒸汽等类似物通过过滤器21从管道22排出。

此外，如图13所示，凸棱105也可以配置在初级密封壳1的外表面，以便增加从初级密封壳1的壁表面的热传输。该结构也可增加热传输面积，从而使散热效果更佳。

另外，在这种情况中，那些浸在池水14中的凸棱105最好由环形件组成，如由图13的参考号106所示的那些环形件，其中心部分较厚，其相对边缘部分较薄。这样，在外围槽14中的自然对流将不受到阻碍，如图14所示。

这样一种结构的环形件106能构成容器1的加固环。

换句话说，一个小的沸水装置在初级密封容器内有水池5，但依 靠不同的水壁，使容器的外围水槽14的水位要比减压池5的水位低。由于这个理由，水壁向容器施加一个外力。然而，在发生事故时，当在容器1的外围槽14中的水为了去除裂变热以便冷却容器1而被消耗时，沿容器外围的水池14的水位要下降。结果，加压状态发生了变化，其中，加压器6被水槽14的水从外部增压，利用充填在容器1的蒸汽压力和由在减压池5的水引起的液压，向压力抑制器6的壁施加一个外向力。

如果加固环106如图13那样配置的话，则即使沿容器1的水池14的水耗完，容器1的强度可以由加固环维持。

进一步，假设加强箍106为薄壁板，且其长度很短的，并且都在弹性变形倾向的区域中，倘若加强箍的截面积是固定的，则因抗应力增加而获得高的可靠性（若加固板都在接近各箍的中心处配装）。

在图13所示的例子中，具有如园盘形加强箍106相同截面积的加强箍106有高的强度，其加固效果好。这样，容器的厚度可以相应做得更薄一些。

至于加固环106的数量，两个，或两个以上，四个或四个以上可能足够，而且当不配有凸棱105时，加强箍106也可单独配置。

现在参考图15至18，以沸水反应堆为例，根据本发明的另一最佳实施例，介绍一个反应堆的构造。

反应堆压力容器3安装在初级密封壳1中。压力抑制器6充填有池水5，减压器又围绕在初级密封壳1里面的反应堆加压容器3的四周。反应堆加压容器3和减压器6都安装在同一混凝土垫层110上。反应堆加压容器3经由裙板111装在混凝土垫层110上。压 力抑制器6由管状通风壁7（抑制器6的侧壁），隔板112，和初级密封壳1的下部组成。隔板112安装在通风壁7的上端部分和初级密封壳1的侧壁上。通风壁7与反应堆加压容器3对置，并将其围绕。在通风壁7中配有多个通风通道8，以便使置于初级密封容器1中的上干井和在压力抑制器6中的水池5相连通。在减压器6内的水池5的水平面之上形成了一个气体空间（湿井）113。水池5的水平面位于装在反应堆加压容器3中的堆芯上端之上。

在减压器6内的通风壁7上配有围墙114。围墙114是由U形侧壁和一底部组成。U形侧壁的上端位于水池5的水面之上。池水5并不进入围墙114。堆芯浸水阀115和检查阀116被置于围墙114内的空间并被安装在浸水管道117中。浸水管道117穿过通风壁7和围墙114，以便使加压容器3和减压器6中的水池5相连通。在水池5中的浸水管道117的一个开口在堆芯2的上端。于是，由堆芯浸水阀115，检查阀116及浸水管道117-起构成一个浸水装置。

在反应堆加压容器3和通风壁7之间形成一个环形空间118。在混凝土垫上，压力容器3之下形成一个下干井119，该环形空间118与上干井4和下干井119相连通。回管120的一端穿过通风壁7，开口于环形空间118，开口的位置在水池5的水准面之上而在隔板112之下，回管120的另一端则开口于水池5中。

一个主蒸汽管41与反应堆压力容器3相连。在干井4中的主蒸汽管道中装有一个安全阀48。与安全阀48相连的排气管49穿过隔板112并开口于压力抑制器6的池水5中。

初级密封壳1安装于反应堆间中，并被一个生物屏蔽墙（水泥 墙）所包围，该生物屏蔽墙是反应堆建筑的一部分。池14是沿容器的外围配置的，并充以冷却水，它形成在环形空间13（围绕减压器6）的下部，环形空间13形成在初级密封壳1和生物屏蔽墙11之间。

排气管121与在压力抑制器6中的气体空间113相连通，它又通过阀门122和用以滤除放射性物质的过滤器123与反应堆12外边的排气筒相连。

在反应堆建筑物12中配置有蓄水槽，它位于反应堆加压容器3的顶部之上方。在该蓄水槽51中充有冷却水124。如泵这样的加压装置（图中未示出）与在蓄水槽51中的冷却水124的水准面上方的气相部分相连通。利用该加压装置，以低于反应堆容器3中的额定压强（70个大气压）的压强（例如20个大气压）向在蓄水槽51中的气相部分不断加压。蓄水槽51依靠带有阀门54的注入管126与反应堆容器3相连通。而且，带有阀门127的冷却水供给管52与蓄水槽51相连。

一旦主蒸汽管41或反应堆压力容器3的局部在初级密封壳1中破裂，则在反应堆压力容器3中的冷却水以蒸汽的形式注入初级密封壳1的区域（例如上干井4）。这就是所谓冷却剂失脱事故。冷却剂失脱事故的检测是根据这一事实：当发生冷却剂失脱事故时，在反应堆压力容器3中的水位（用水准仪测量）已达到或低于预定水位，而在初级密封壳1中的压力（用压力计测量）已达到或高于预定水平。一旦冷却剂失脱事故危被测到，置于主蒸汽管41中的一个分离的阀门（未标出）迅速关闭，一个自动抽气系统被开动，从而将安全阀48打开，这样，由其检测信号将阀125打开。反应堆压力容器中 的蒸汽通过排气管49被释放到水池内，并在些里被冷凝。其结果，初级密封壳的内部压力被降低。注水管126配有一检查阀（未示出），以防止流体从反应堆压力容器3回流到蓄水槽51。当反应堆压力容器的内部压力降到预定值（例如20大气压）时，在加压至20大气压的蓄水槽51内的冷却水124通过注水管126注入反应堆压力容器3。通过注入冷却水124抑制在反应堆加压容器3中的冷却水的减少。由于在反应堆压力容器3内注进了冷却水，反应堆压力容器3的内部压力进一步被降低。

释放到上干井4的蒸汽通过通风通道8被释入减压室6中的水池5，并在那里被冷凝。在上干井4中的不能冷凝的气体也连同蒸汽一起送至水池5。该气体不被冷凝而是被收集在上气体空间113。

水池5的温度由于经通风通道8和排气管49进入的蒸汽的冷凝而上升。由水池5所持带的热通过反应堆容器1传输到池14中的冷却水。结果，压制了水池5的温度的上升，而蒸汽的凝凝力比在先有技术的情况更持久。在水池14中的冷却水被上述热传输加热而转变成蒸汽。此蒸汽（未示出）通过与环形空间13连通的通风通道被释放到外面。从外面供应补充水，以补偿在池14中的冷却水的减少。

由从上干井14所配置的喷水器（未示出）释放的喷水，将释放到上干井14的部分蒸汽冷凝，冷凝后的蒸汽则留在下干井119和环形空间118。

当冷凝剂失脱事故被检出，在过了一段预定的时间后，由控制器（未示出）将阀门122打开。从而在高压强的气体空间113内的气体通过气体释放管121从排气筒释放到室外。在此释放的时候，包含在气体中的放射性物质被用以滤除放射性物质的过滤器123滤 除。这种气体释放使得气体空间113的内部压力降低。在阀门122打开之后并经过一段预定的时间，前述控制器打开堆芯浸水阀15。当堆芯浸水阀115被打开时，利用堆芯头部到池水5的平面的位差作为驱动源，经由浸水管117将水池5的水供给反应堆压力容器3，控制器是这样设定的：当反应堆加压容器3的内部压力降至接近于大气压的预定压力时，将堆芯经水管115打开。检查阀116是用来防止向压力抑制力器6的回流。蓄水槽51用于通过在短时间内注入冷却水冷却堆芯，而浸水装置则用于通过持久的地注入冷却水冷却堆芯。

如前所述，由于破裂而流出来的冷却水被蓄积在低位干井119中，部分这样的冷却水流经回水管120返回压力抑制器，由于气室113的内压已因气室113中释放出气体而降低，故冷却水能够通过回水管120高效地返回到压力抑制器。换言之，即使不专设放气管121，冷却水也能藉回水管120流到压力抑制器6。但是，与设有放气管121和放出气室113中气体的情况相对比，藉回水管120将更能抑制流到压力抑编器6的冷却水。此外，气室113中气体的释放促进藉回水管120向压力抑制器6提供冷却水，所以，水池5的水位升的更高，並且，提供给堆芯压力容器3中的冷却水也就更多。

在漏水事故发生时，由于被浸没管117、堆芯压力容器3、破裂处、环室118、回水管120和减压器6构成一循环通路，所以本实施例即实现了用压力抑制器小室6中的冷却水长时间冷却该堆芯。

在本实施例中，该浸没装置满足下述的条件，以使堆芯不会在检测到漏水事故后被暴露约半天时间。

漏水事故后堆芯产生的蒸汽量M如下式所示：

M＝Q/Mfg    ……（1）

式中：M：堆芯所产生的蒸汽量

Q：在事故发生约半天内的裂变热量

Mfg：蒸发的潜热

按照本实施例，浸水装置离安有一定的喷射水量W，该量须大于堆芯处产生的蒸汽量，如满足下述条件，就可实现这一要求。

$\mathrm{M\; \le W=\rho A\nu =\rho A}\sqrt{\frac{{\mathrm{(P}}_1{\mathrm{-P}}_0\mathrm{)2g}}{K_{\rho }}}\mathrm{\dots \dots (2)}$

式中，W：为维持浸没时设备所喷射的水量

A：管沟断面积

ρ：冷却水密度（＝1）

P0：反应堆压力

P1：在吹管侧的静压头

K：压强损失系数

g：重力加速度。

公式（2）的关系如图17所示。

按照本发明，浸没装置满足图17中的阴影部分。

在该蓄水注入系统（蓄水箱51和喷射水管126）已在事故发生后经过较长时期的稳定之后，上述的堆芯装置即有可能补偿被堆芯产生的裂变热所蒸发的冷却水的损失，藉此而维持堆芯长时间地浸没。

在本实施例中，如上所述，在事故发生后，为了改善堆芯浸没能力起见，水池5的水平能够提高。在本实施例中，因为在漏水事故发生后，堆芯能够恒定地保持在一浸没状态，以及由于采用了低输出强度的堆芯（一种自然循环反应堆），所以在漏水事故时不存在由于输出和流量的失调而立即引起燃料棒的温升，也不存在放射性物质被释放到一次密封壳1中去的可能性。因此，在这样的装置中，在发生事故后，容器中的气体就可以释放到该系统以外，释放容器中的气体（不可凝结的气体）到该系统的外部，于是就实质上减缓了对该一次密封壳的压力，如图18所示。换言之，在气室113内的气体被释放（即阀门122打开），池水5的水平升高，于是就使堆芯的浸没保持能力藉助于堆芯头部和减压水池的压力差的增加而有可能提高。 藉助于连接一个外部水源到该冷却水源管52，以及藉助于对反应堆压力容器3提供冷却水，就有可能从回水管120引大量的冷却水到该压力抑制器6。在图18中，特性曲线E代表高位干井的压力，而曲线F则代表气室113中的压力。二者的压力都会由于释放了气室113中所含气体的压力和堆芯浸没阀115的打开而迅速降低。

由于该反应堆压力容器13是这样构造的，如以其底部通过该压力容器的裙板111而支撑在水泥垫层，一台所谓的低重力反应堆压力容器即能布置成;就反应堆间12的结构和布置来讲堆芯的位置是很低的。

按照本实施方案，在一次密封壳1内的干井的空间容积能够显著地减小，同时，气室113的容积也能减小，同样有助于使整个一次密封容壳1的构造紧凑起来。此外，由于反应堆压力容器3下部的主要部分是由减压室6围绕着，通风墙7即可用作抵抗伽玛射线的保护层，因而就不必设置专门的伽玛射线保护墙，这就进一步产生了下述优点：由于围绕反应堆压力容器3的池水5的防水效果，使该设置在一次密闭壳外的生物屏散墙的厚度与先有技术者相比减少很多;一般同水泥作的支撑反应堆压力容器结构的常规的支座不再是必须的。由于堆芯2的低重心在抗震特性方面获得实质上的改进。此外，上述布置也有助于减少了相关设备的结构，并改进了保护效果。因此，就可能获得具有极大优越性的效果，包括通过精简结构而降低造价，而且结构的改进使抗震安全性突出地表现出来。

在本实施例中，由于浸没设备是布置在气室中围墙114之内的，所以对堆芯浸没阀门115和类同设备的维护能够方便易行，在气室113中设置了一条栅栏通道（未示出），该通道能使一个运行 人员走近预备检查的浸没设备。由于堆芯浸没阀115是布置在压力抑制器6内的，故容器1可以做得紧凑。

现参照图19阐述按照本发明的另一实施例的一台沸水反应堆。

在反应堆压力容器3中产生的蒸汽通过主蒸汽管41送到涡轮机42，涡轮机42的排气被凝结器44凝结成水，该凝结水作为给水而反送到反应堆压力容器3，它是靠从凝结器来的给水管43及其上设置的一台凝结泵130、一台凝结器过滤器和除盐设备131及一台给水泵132完成的。

如图19所作的详细描绘，水池14形成在一次密封壳1和反应堆间的生物屏蔽墙之间，並且它是一个环形水池，包围着反应堆容器3的该压力抑制器6和水池14布置在反应堆建筑物的抗震混凝土垫层上。池水5和14A填充在压力抑制器6和水池14中，在一次密封壳1内的干井4通过一个通风道与抑制的池水5相联系。

从凝结给水管43上，凝结过滤器和除盐装置131的下游分支的溢流管132接到水池14，以及一条补充水管134，它连接有一台泵133用于传送包围在该容器外围的水池中的水，以便使蓄在水源和凝结管线中的水获得调节，该补充水管134与凝结器44相连。

同时，一个用于反应堆隔离冷却装置的吸水管11连接到水池4。

在反应堆隔离时，当设在主蒸汽管41上的主蒸汽截止阀46a、46b在接受到表示反应堆为低水位的信号情况下即迅速关闭，一个反应堆隔离冷却装置自动地起动，它藉助于一台喷射水泵60A通过一泵吸管135升高水池14内池水14A的压力，並将水通过 喷射水管136注到该反应堆压力容器3。当水池14中池水14A的水位降低时，水源即转换到压力抑制器6中的池水5而使操作继续进行。

注入水泵60A由一台涡轮机137驱动，隔离阀138在收到表示反应堆水位低的信号时即自动打开，並且反应堆压力容器3产生的蒸汽即经过主蒸汽管41和给汽管139送到涡轮机137。汽轮机137即藉此蒸汽驱动该喷射水泵60A，从汽轮机137抽出的蒸汽凝结並经过汽轮机排汽管140收集在压力抑制器6中的池水5中。

这样一来，当出现由于某些原因而需要隔离反应堆的情况时，即能依据对前述反应堆隔离冷却装置的操作而将裂变热从堆芯中除去。此外，当同时也发生漏水事故的时候，释放到容器1内干井4的热蒸汽即被送到水池14而致实现静态除热。换句话说，在干井4内的蒸汽被引到压力抑制器6的池水5中並在此凝结。虽然池水5的温度由于蒸汽的凝结而上升，但是池水5的温度却能通过该容器（钢制）的侧壁而传输到水池14的池水14A中。在这种情况下，设置了用于自动停止该反应堆隔离冷却装置的连锁以便保证供给为除去池水14A的热量所必需的水。还有，水池14中充满的池水14A应达到这样的程度，即满足于该反应堆隔离冷却设备所需的注入水量和满足在漏水事故情况中除热时期内所产生的蒸汽总量所需的水量。

图19还示出了利用水池14的池水14A作为高压堆芯喷射器的水源，它是浸没堆芯冷却系统中的一个系统。该高压堆芯喷射器可根据收到的代表该反应堆低水位（该低水位低于为驱动该反应堆隔离冷却设备用的反应堆低水位信号所表示的水位）的信号自动地起动。 水池14中池水14A的压力藉喷射水泵60B经过一个泵虹吸管141而升高，高压堆芯喷射器即将水经由喷射水管142而喷到反应堆压力容器3内的堆芯上。

此外，在作为水源的池14中池水14A水位下降的事件中，水源即转换到压力抑制容器6中的池水5中操作继续进行。

图19还示出用水池14中的池水14A作为一个燃料池的补给水装置的水源。在发生地震期间正常补给水设备不能运行的情况下，该燃材池补给水装置即补充因燃料池幌动而溢流出的水，水池14中池水14A的压强可藉一台燃料池补给水泵143提高，水即藉此而补充到一个废燃料池144。

按照本实施例，围绕在该容器外围的池是一个应于常规装置中凝结储水箱类的凝结储水池，它能放在反应堆间中央部分中的一个基础垫层上，並因此而使需要装在反应堆建筑物中的非常重要的水池管路系统的长度显著减小（该管路系统在事故时期被联合应用）。此外，由于水池管路系统是直接装在反应堆间内的抗震地垫层上，故不需要建设一个象常规装置中给凝结储水箱用的专用的抗震地基，因此缩短了装置的建设周期。

更进一步来说，因为不必要装设象常规电厂那样的户外凝结储水箱，故象防冻加热器类的隔热设备也即不再需要，而围绕在该容器外围设置的水池的温度就能利用反应堆间内的通风和空调设备维持到足够水平，不受大气温度的任何影响。

按照本实施例，因为对专门用于凝结储水箱的地基由从来就需要而变成不需要了，所以反应堆装置的建设周期能够缩短。