原子炉隔離時冷却系

デジタル大辞泉

げんしろかくりじ‐れいきゃくけい【原子炉隔離時冷却系】

読み方：げんしろかくりじれいきゃくけい

沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置（ECCS）を構成するシステムの一。原子炉が停止した後、何らかの原因で原子炉への給水が停止した場合に、復水貯蔵タンクまたは圧力抑制プールの水を原子炉圧力容器に注入し、炉心の冷却および原子炉水位の維持を行う。非常用ディーゼル発電機も含めてすべての電源が喪失した場合に備えて、原子炉で発生する蒸気でタービンを回し、ポンプを駆動させて給水する仕組みになっている。RCIC（reactor core isolation cooling system）。

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原子炉隔離時冷却系

出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/07/06 17:06 UTC 版)

「非常用炉心冷却装置」の記事における「原子炉隔離時冷却系」の解説

原子炉隔離時冷却系とは、原子炉からタービンへの蒸気が遮断された時に、冷却を実現するために原子炉を冷却する装置である。故障や地震などで原子炉を緊急停止（スクラム）した時に、主蒸気隔離弁 (MSIV: Main Steam Isolation Valve) を閉鎖した後に炉心を冷却し冷却水を補充する装置である。 沸騰水型の原子炉でこの作業に使用される装置としては、大気を最終ヒートシンク (UHS: Ultimate Heat Sink) として利用する非常用復水器 (IC: Reactor Core Isolation Cooling Condenser)と、海水を最終ヒートシンクとして利用する装置で、圧力容器内の蒸気を圧力抑制プールに注入冷却し圧力を低下させると共に残留熱で動作する蒸気タービンによって冷却水を装置の二種類がある。狭義のRCICとはこの後者を指すことが多い。