JPH0198996A - 液体金属冷却型原子炉及びそのナトリウムタンクの閉鎖底部の予備加熱方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉に関し、より詳細には、液体金属冷却材
、炉心及び関連装置を収容した底部閉鎖タンク又は原子
炉容器を底部で支持できる液体金属冷却型原子炉に関す
る。

液体金属冷却型原子炉（ＬＭＲ）はその他の形式の原子
炉と同様に、燃料要素の状態に形成され原子炉容器内に
位置する炉心内に組み込まれる核燃料物質の核分裂によ
り熱を発生する。液体金属冷却型原子炉（以下、ｒＬＭ
ＲＪと称することもある）で発生した熱は発電に用いら
れる。ＬＭＲについての一般的なエネルギ変換プロセス
では大抵の商用炉のエネルギ変換プロセスと同様に、熱
を炉心から一次冷却系に、−次冷却系から二次冷却系に
伝達し、最終的には水蒸気の形態にしてこれから発電を
行う。

ＬＭＲでは、液体ナトリウムのような原子炉冷却材が一
次冷却系中を循環している。典型的な一次冷却系は炉心
と熱交換器と循環ポンプとから或る。「プール」型原子
炉では、原子炉の炉心、熱交換器及び循環ポンプは単一
の容器に収容されている大量の冷却材中に置かれるが、
「ループ」型原子炉では、熱交換器及び循環ポンプは通
常、炉心を収容している容器の外部に在る別々の容器の
中に設置されている。

一般的には、それぞれ数個の熱交換器及び循環ポンプが
炉心と連携している。炉心で発生した熱は炉心支持構造
物内に流入して炉心を通過する原子炉冷却材によって取
り出される。加熱された冷却材は次に熱交換器に流れる
が、これにより熱は熱交換器と連携した二次冷却系に伝
達される。冷却された冷却材は熱交換器から出て循環ポ
ンプにに入るが、冷却材は循環ポンプにより再び炉心支
持構造物に循環して上述の流れサイクルを繰り返す。こ
のプロセスは従来技術においてよく知られている。

液体ナトリウムは伝熱特性が優れ、発電に有利な温度に
おける蒸気圧が低く、豊富に存在し、満足のゆく純度の
ものが市販されており、比較的安価なので、原子炉の冷
却材としては魅力的な媒体ではあるけれども、水と激し
い反応を起こすためナトリウム−水蒸気ボイラの設計に
おいて難題となる。したがって、原子炉の安全性が設計
上の最優先事項である。好ましい液体金属冷却材である
ナトリウムは上述の特性を有するので、冷却材喪失事故
が炉心のまわりで起こらないような設計がなされなけれ
ばならない。冷却材喪失事故は原子炉容器の破断又はル
ープ型原子炉では主冷却材循環ラインのうち一木の破損
を原因として発生する可能性がある。

従来技術では、ＬＭＲの原子炉容器は殆ど、容器の最上
部から吊り下げられるような設計になっている。これら
の原子炉は非常に高い温度（最高１．０００°Ｆ）で作
動するが、その結果、大幅な熱膨張が生じ、原子炉容器
からの熱損失は相当な量になることがある。デツキ又は
容器のフランジを冷却する設計、又は配設した容器支持
体の温度と原子炉基礎構造の温度をほぼ同一にするよう
な設計を行って、熱膨張差が原子炉の固定箇所で生じな
いようにするのが良い。この種の代表的な設計例として
、フランスのフェニックス及びスーパーフェニックス、
米国の高速中性子東試Ｍ施設（ＦＦＴＦ）及びクリンチ
リバー増殖炉（ＣＲＩ３Ｒ）が挙げられる。これらの上
部支持型容器は該容器のシェルが原子炉の屋根又は上部
デツキがら吊り下げられているので、地震による荷重を
受けると反作用によって振り子のように動き、容器の最
上部近傍のシェルに大きな応力が発生するという欠点が
ある。さらに、かかる大きな応力により容器内部の炉心
に加わる荷重が増大する。この結果、荷重に耐えるため
に炉心により一層多くの構造材料を用いなければならず
、従って中性子の効率が低下する。また、定位置に吊り
下げられた原子炉容器は下方に熱膨張し支持レヘルから
遠ざかる。原子炉容器が支持レベルから遠ざかることは
或る事故経緯を考えると望ましくない。というのは、容
器のシェルが昇温しで下方に熱膨張し、炉心をその関連
の制御要素から遠ざけると、望ましくない反応度の増大
が生じることになるからである。

本出願人の別途米国特許出願箱７９５　、５９２号（こ
れは昭和６１年７月３日に本出願人の名義で出願された
日本国特許出願昭６１−１５７，７７３号に相当する）
で説明しているように、原子炉容器を底部で支持する設
計の従来型原子炉は存在している。かがる底部支持型原
子炉は例えば、以下に掲げる米国特許、即ち、ライブナ
−（Ｗｉｇｎｅｔ）氏等に付与された第２，８１０，６
８９号、ジン（Ｚｉｎｎ）氏に付与された第２．８４１
，５４５号、モンソン（Ｍｏｎｓｏｎ）氏に付与された
第２，９６１，３９３号、ノードハイム（Ｎｏｒｄｈｅ
ｉｍ）氏等に付与された第２　、９９０　、３５５号、
ストーブス（Ｓｔｏｏｐｓ）氏等に付与された第３，０
０７，８５９号、ディックス（Ｄｉｘ）氏に付与された
第３，０２１，２７３号、アームズ（Ａｒｍｓ）氏等に
付与された第３　、０７０　、５３３号、クーラ（Ｋｏ
ｕｔｚ）氏等に付与された第３，０７２，５４９号及び
第３．１２０，４７１号、クリフォード（Ｃ１ｉｆｆｏ
ｒｄ）氏等に付与された第３，２５７，２８５号、ラゴ
フスキー（Ｌａｇｏｗｓｋｉ）氏に付与された第３，３
０３，（１９）８号、デツトマン（Ｄｅｔ−ｍａｎ）氏
等に付与された第３，３９３，１２７号、ブライシェル
（Ｇｒｅｉｓｃｈｅｌ）氏等に付与された第４，（１９
）４，７３７号、ドーベルニュ（Ｄａｕｖｅｒｇｎｅ）
氏に付与された第４．３１３，７９５号に開示されてい
る。

底部支持型原子炉に係る先行技術文献のもう一つの例は
、「ニュークリア・テクノロジー（Ｎｕｃｌｅａｒ　　
Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ）　Ｊ第６７巻（１９８４年、１
０月発行）の第１６９〜１７６頁に記載されているデイ
プイア・コステス（Ｄｉｄｉｅｒ　Ｃｏ５ｔｅｓ）の論
文「ナトリウム冷却炉の低温底部支持容器（ＡＣｏｌｄ
−Ｂｏｔｔｏｍ　５ｕｐｐｏｒｔｅｄ　Ｖｅｓｓｅｌ　
ｆｏｒ　Ｓｏｄｉｕｍ−ＣｏｏｌｅｄＲｅａｃｔｏｒｓ
）　Ｊである。このコステスの論文は種々の底部支持型
原子炉を例示・説明し、その利点を論じている。この論
文はその別に、半径方向に撓むことのできる支持体によ
って据え付はベースマット上に載置された底部プレート
と、容器シェルの上部フープの外部に延び、屋根のデツ
キ又はスラブの周囲の外部にクランプされる単板ベロー
ズとして説明されている薄肉の水平上部フランジとを有
するよう卒設計の底部支持型容器を提案している。

また、アール・ケイ・ウィンクルブラック（Ｒ。

に、　Ｗｉｎｋｌｅｂｌａｃｋ）の論文「競合力のある
増殖炉発電プラント（Ｃｏｍｐｅｔｉｔｉｖｅ　Ｂｒｅ
ｅｄｅｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔ）　Ｊ（１９８４年
、８月発表）はその第１〜６１頁において、原子炉の単
一の一次タンクが高密度の酸化マグネシウム製ブロック
により底部で支持された底部支持型原子炉容器を有する
液体金属冷却型原子炉を例示し説明している。また、−
次タンクのまわりに存在する管状空間には、薄い金属板
内に密封された大きな中密度酸化マグネシウム製ブロッ
クが詰め込まれる。酸化マグネシウムは、高温ナトリウ
ムを収容した一次タンクとコンクリート製生体遮蔽物の
内面を形成する厚さ１インチのキャビティライナーとの
間の断熱材としての役目を果たす。この構造によれば、
キャビティライナーをガードタンクとして使用できるの
でガードタンクを別個に設ける必要が無いように考えら
れる。

−次タンクの最上部は上部デツキの中央環状部分をぴっ
たりと受は入れる。厚さ１インチの鋼製ライナーの背後
に位置する多数本の冷却コイルがコンクリートを保護す
ると共にその温度を１５０　’　Ｆ以下に保つ。この設
計例の意図は、−次タンクを、　・その支持体に起因し
てタンク中に生しる引張応力を事実上はぼ完全に無くし
、地震の起こっている間は拘束が穏やかに且つ一様に得
られるような態様で支持することにある。

本発明の目的は、底部支持型液体金属冷却型原子炉にお
いて、地震の際に炉心システムに加わる荷重の大きさを
減少させること、底部支持型原子炉の重量及び寸法大き
さを減少させること、固有の安全性を高めること、シス
テム重量をベースマット上により一層均−に分布させる
こと、あまり費用のかからない大型原子炉システム建設
方法を提供して、コストを下げ、補強用コンクリート構
造物の必要を最少限に抑えることにある。

底部支持型液体金属冷却型原子炉についての必要条件を
以下に述べる。

（＋）　　システムは６８°Ｆの建設温度から７０００
Ｆの運転温度までの範囲における半径方向の熱膨張に対
応できなければならない。

（２）　　−次ナトリウムバウンダリの底部及び炉心支
持体は或る一つの中間熱交換器における熱損失のりジエ
クション（ｒｅｊｅｃｔｉｏｎ）に起因するコールドナ
トリウムプレナムのアップトランジェント（Ｕｐ　ｔｒ
ａｎｓｉｅｎｔ）に対応できなければならない。

（３）　　システムは６８°Ｆの建設温度から９５０゜
Ｆの運転温度までの範囲における一次バウンダリの軸方
向の熱膨張に対応できなければならない。

（４）　　システムは原子炉の底部からの熱損失量を制
御できなければならない。

（５）　　システムの下に位置したコンクリート製ベー
スマットの通常の使用温度は１５０°Ｆを越えてはなら
ない。

（６）　　軸方向の熱膨張及び収縮は全て、原子炉の垂
直中心軸線をその正しい位置から０．０６インチ以上は
シフトさせない程度で生じなければならない。

（７）　　システムは、建設に必要な材料の構造上の設
計限度を越えないで地震による横方向及び縦方向の荷重
に耐えることができなければならなし゛・　　　　　　
　　　　　　　　　　　　　　　↑。

（８）　　−次バウンダリの支持方法は格納容器に対し
て、−次バウンダリと格納容器バウンダリ　　　ノの両
方が一回の事故で同時に破損しないよう　　　゛にする
に足るほど無関係であるべきである。　　　　１（９）
　　システムは、破損防止のために一次冷却バウンダリ
を連続的にモニターして、−次ナト　　　−リウムが該
バウンダリから過剰に損失する事　　　刀態を招くよう
な該バウンダリ中の漏洩を検出　　　−する方法の実施
を可能にしなければならない。　　　ン（１０）　シス
テムは、原子炉の運転サイクルをその通常の温度範囲に
亙り、構造上の設計限度を越えることなく安全に行わせ
なければならな　　　少い。

本発明は、上記目的を達成すると共に及び上述の必要条
件を満たす底部支持式液体金属冷却型原子炉を提供する
が、本発明の液体金属冷却型原子　　　ｒ炉は、或る量
の液体金属冷却材を収容した全体的　　　・に円筒形の
底部閉鎖タンク又はナトリウムタンク発有し、該ナトリ
ウムタンクは弧状の底壁及び円奇形の側壁を備え、原子
炉の炉心は前記液体金属ｐで支持されている。ナトリウ
ムタンクは、底部支び上方に延びる円筒形シェルを備え
たガードタンク内に位置しており、ナトリウムタンクが
或る賢の前記液体金属冷却材を収容するとナトリウムタ
ンクをガードタンクに対して間隔を置いた関係で支持す
る支持手段が、ナトリウムタンクの弧状匡壁に隣接して
ガードタンク内に設けられている。

ゲートタンクは原子炉キャビティ側壁で包囲されモ状態
で、システムのコンクリート製ベースマット上に配設さ
れた耐熱カバーに載る。

本発明の一実施例では、ガードタンクは、原子炉キャビ
ティ側壁により支持された状態でナトリウムタンクの開
口頂部を横切って延びるクロージヤーデツキから吊り下
げられており、ナトリウムタンクの弧状閉鎖底壁とほぼ
形状が一致した弧状■鎖底壁を有する。ガードタンク内
の支持手段は＋ｌ−リウムタンク弧状底壁の周囲に隣接
して設けられ、ガードタンクの内壁に固着された内方に
延びる棚部で構成される。ガードタンクの底壁は垂下し
て延びる周囲脚部を有し、該脚部はナトリウムタンクが
液体金属を収容していて且つ運転加熱条件下にあるとき
はベースマントの耐熱ベッドに載る。ガードタンクの円
筒形シェルと原子炉キャビティ側壁との間に金属製円筒
形バリアを設けるのが良く、該バリアはシェルとバリア
との間に２つの環状室を形成し、変形例としてクロージ
ヤーデツキはバリアで支持される。断熱材が原子炉キャ
ビティ側壁に対面するバリアの側面に設けられ、原子炉
蒸気供給系をコンパクトにするために原子炉システムの
二次液体金属系の蒸気発生器、ポンプ及び熱交換器がシ
ェルとバリアとの間の環状空間内に設けられる。

本発明の好ましい実施例では、ガードタンクは耐熱ベッ
ドに載る平らな底部を有し、円筒形シェルは、平らな底
壁から上方に延びていて或る量の鉛−ビスマス合金を収
容する下側部分と、クロージヤーデツキによって支持さ
れた状態でナトリウムタンクの円筒形シェルのまわりで
下方に延びる上側部分との２つの部分に分離されている
。ナトリウムタンクの弧状底壁は支持・防振手段として
の役目を果たす鉛−ビスマス合金と接触し、この鉛−ビ
スマス合金は円筒形シェルの上側部分と下側部分との間
の封止手段を構成する。ナトリウムタンクの底壁の支持
棚部が円筒形シェルの上側部分の下部から内方に延びて
いるが、シェルの上側部分から垂下し、ガードタンクの
平らな底壁に載る脚部が設けられている。また、金属製
バリアを２つの環状室を形成するように設けるのが良い
。

特許請求の範囲に記載された本発明は添付の図面を参照
すると一層深く理解されよう。

（以　　下　　余　　白　　） 本発明はナトリウムタンク又は原子炉容器を底部で支持
する改良型液体金属冷却型原子炉に係る。

従来型液体金属冷却炉プラント１が第１図に概略的に示
されているが、このプラントは［大型のプール型液体金
属高速増殖炉（ＬＭＦＢＲ）の設計−実施概要」と題し
て１９７９年３月にプロジェクト６２０−２６．２７に
ついて報告されたＥＰＲＩ（米国電力研究所）の報告書
（番号ＮＰ−１０１６−３Ｙ）で詳しく記載された形式
のものである。プラントは複雑な構造をしているので、
第１図には改良型プラント構造物に対応する従来型原子
炉の主要な構成要素を簡略化した状態で示している。

従来型プラント１は、底部が閉鎖された円筒形容器３内
に或る量の液体金属冷却材（一般には液体ナトリウム）
が保有されている「プール」型のものであり、容器３は
原子炉炉心５は勿論のこと熱交換器７及び循環ポンプ９
も収容している。容器３は開口した頂部を有し、周囲支
持リング１３を有する横方向デツキ１１から吊り下げら
れているが、支持リング１３はコンクリート製ベースバ
ンド１７から上方に延びたコンクリート製円筒形側壁又
は原子炉キャビティ側壁Ｉ５で支持されている。外側円
筒形垂直壁１９．２１及び中間壁２３が水平壁２５によ
りハニカム状に側壁１５に連結されていて、原子炉と連
携する種々の装備を収容するための複数の互いに独立し
た部屋２７が形成されている。ＬＭＲ１は底部が閉鎖さ
れた原子炉容器３を包囲するガードタンク２９を有する
。

容器３はガードタンク２９内でこれから間隔を置いた状
態で吊り下げられているが、容器３とガードタンク２９
は別々に支持され、容器３の開口頂部は例えば溶接によ
り横方向デツキ１１の底部に取付けられており、結果的
にデツキ１１は原子炉冷却材としての金属、被覆ガス、
燃料及びその他の放射性成分を封じ込めるよう機能する
容器３の密封手段をなしている。ガードタンク２９は上
部フランジ３１を有する頂部開口タンクであるが、ガー
ドタンク２９はこのフランジ３１により、コンクリート
製側壁１５で画定されている原子炉キャビティ３３内で
側壁１５の下部環状棚部３５から吊り下げられている。

ガードタンクのフランジ３１は地震により発生する垂直
荷重に耐えるよう棚部３５に固定されている。図面で分
かるように、容器３の頂部は横方向デッキエ１の底部に
直接取付けられているが、ガードタンク２９は側壁１５
の上部に取付けられているので、ガードタンク２９は容
器３の内容物と外気との間の一層バウンダリを構成しな
い。

二重バウンダリは、プラント１の全てのものを収容し鋼
製ライナー３９が施されたコンクリート製格納容器建屋
３７により原子炉のまわりに構成される。このライナー
３９は容易に分かるように第１図では厚さが誇張されて
いるが、格納容器建屋３７の内壁及び上部ドーム４１か
ら間隔を置いている。また、鋼製内部ライナー４３がキ
ャビティ３３のコンクリート製の側壁及び底壁に隣接し
且つこれらの壁から僅かに間隔を置いた状態で設けられ
ているのでライナーとキャビテイ壁との間には僅かな隙
間が形成されている。ライナー３９とドーム４１との間
、及びライナー４３と壁１５゜１７との間の間隔はドー
ム４１内から建屋３７を構成するコンクリート構造物へ
の熱伝達、及びキャビティ３３からコンクリート製底壁
１７、側壁１５への熱伝達を妨げるように働く。

本発明の実施例としてのＬＭＲが第２図に示されている
。原子炉５１は底部が閉鎖されたタンク、即ち、ナトリ
ウムタンク５３を有し、このナトリウムタンクは支持さ
れた原子炉炉心５５を或る保有量の液体金属冷却材５７
中に浸漬した状態で収容している。従前通り、液体金属
プール中に延びる１つ又はそれ以上の熱交換器５９及び
これ又１つ又はそれ以上の循環ポンプ６１が設けられて
いる。クロージヤーデツキ６３が底部閉鎖タンク５３か
ら間隔を置いた状態でこれを横切って延びている。クロ
ージヤーデツキ６３は下面６５を有する。また、クロー
ジヤーデツキ６３は原子炉を包囲する原子炉キャビティ
の側壁６７により支持されている。底部閉鎖タンク５３
は弧状の閉鎖底壁６９、クロージヤーデツキ６３で覆わ
れている開口頂部７１、及びクロージヤーデツキの下面
６５から間隔を置いて設けられた円筒形壁７３を有して
いる。

底部閉鎖タンクを包囲しているガードタンク７５が底部
閉鎖タンクの弧状底壁６９と形状がほぼ同じである弧状
閉鎖底壁７７及び該底壁から上方に延びた円筒形シェル
フ９を有しているが、この円筒形シェルフ９は例えば溶
着部８１によりクロージヤーデツキに固着され且つこれ
から垂下している。内側に向いた棚部８５として図示さ
れている支持手段８３がタンク５３の弧状閉鎖底壁６９
の周囲８７に隣接した状態で設けられているが、この支
持手段８３は底部閉鎖タンクをガードタンク７５に対し
離隔関係で支持している。棚部８５は例えば溶着部９１
によりガードタンクの下方部分８９に固着されている。

ガードタンクの弧状閉鎖底壁７７の内面９５に固着され
た状態で棚部８５から延びるガセット９３を設けるのが
良い。

底部閉鎖タンク５３を収容したガードタンク７５は原子
炉キャビティの側壁６７で包囲され、また耐熱ベッド９
９を備えたベースマット９７から垂直方向に間隔を置い
た状態で設けられている。

ベッド９９を構成する耐熱材料は所望の密度及び所望の
熱伝導率を有するものである。好ましい材料は圧縮強度
が約５ｋｇ／ｃ−Ｊ、熱伝導率が約８×１０−’ＣａＩ
／ｓｅｃ−ｃｔＭ／ｃｍ−”Ｃである。適当な材料はカ
オリン耐火煉瓦である。

ガードタンク７５の底壁７７の周囲には複数本の垂下し
た支持脚部１０１（第３図）が配設されているが、これ
らの支持脚部１０１は原子炉が運転加熱条件下にあると
きはベースマット９７の耐熱ベッド９９に載る。脚部１
０１はガセット９３と垂直方向に整列しているので底部
閉鎖タンクの支持が一層強力に得られている。脚部１０
１は、半径方向の熱膨張を制限しないで側部支持手段を
構成するようなキー溝１（１９）内に嵌合している。

潤滑を目的として黒鉛製ブロック１１０を脚部１０１と
耐熱ベッド９９との間に配設するのが良い。

液体金属冷却型原子炉５１では、上記のように底部閉鎖
タンク５３はガードタンク７５内で棚部８５から吊り下
げられている。円筒形側壁７３は棚部８５から上方に延
びていて、液体金属冷却材５７を収容するタンクとして
の役目を果たす。タンク５３の頂部はクロージヤーデツ
キ６３の下面６５から間隔を置いた状態で開口している
ので、円筒形側壁７３は一次冷却材５７の温度変化につ
れて軸方向に伸縮することができる。今、ガードタンク
７５は一次系のバウンダリになっており、クロージヤー
デツキ６３から吊り下げられているが、このクロージヤ
ーデツキは原子炉キャビティの壁６７から吊り下げられ
ている。窒素ガスのような不活性ガスがガードタンク７
５と原子炉キャビティの壁６７との間の空間領域内に存
在している。第３図に示すように、脚部１０１と耐熱ベ
ッドとの間に形成される隙間ａは、原子炉を原子炉キャ
ビティ内に据え付けたときに脚部１０１の支承面１０７
と支持ベースの耐熱ベッド９９との間に形成される所定
間隔の隙間である。原子炉が待機温度まで昇温するとガ
ードタンク７５は半径方向と軸方向の両方の方向に十分
膨張する。ガードタンクが軸方向に膨張すると脚部１０
１の下方に位置した隙間ａが狭くなる。原子炉システム
が所定温度、例えば７００°Ｆに達すると、隙間ａが無
くなり、従って脚部１０１はベースマット９７の耐熱ベ
ッド９９に載ることになる。原子炉が引き続き昇温する
とガードタンクの熱膨張はガードタンク７５の円筒形シ
ェルフ９内の引張荷重を減じるよう作用する。さらに膨
張するとシェルは圧縮状態になる。

初期隙間の正しい選定及び原子炉を原子炉キャビティの
壁６７から原子炉キャビティの床、即ちベースマット上
へ移送するときの温度の正しい選択を行うことによりガ
ードタンクのシェル中の最大圧縮応力を構造上の許容限
度内に制御することができる。底部閉鎖タンク、即ちナ
トリウムタンクの円筒形壁７３には急激な温度変化が生
じるが、ガードタンクの円筒形シェルフ９にはかかる急
激な温度変化は生じない。というのは、円筒形シェルフ
９はガードタンク７５とナトリウムタンク５３との間に
存在するカバーガスによりナトリウムから断熱されてい
るからである。これに対してナトリウムタンクの円筒形
壁７３は上部が取付けられていないので温度変化につれ
て自由に伸縮できる。本発明の提案する構造は原子炉の
底部が底部支持ベッドに押しつけられる前に半径方向へ
自由に膨張させることができるので底部支持型原子炉シ
ステムに最適である。また、この設計によれば底部支持
型原子炉の固有の安全性はそのまま保たれる。原子炉シ
ステムは運転温度の状態にあるときは底部が支持される
ようになり、従って、地震が生じても炉心組立体又は制
御棒挿入操作に対し著しい影響はない。ガードタンクの
円筒形シェルフ９は圧縮歪みに耐えられるので支持脚部
１０１が耐熱ベッド９９に接触した後に生じる熱膨張に
対応できる。

第４図に示す本発明のもう一つの実施例であるＬＭＲに
関し、原子炉１１１は第２図の実施例に類僚しているが
、次の点、即ち、ガードタンクの円筒形シェルフ９と原
子炉キャビティの側壁６７との間にバリア１１３が設け
られている点、及びクロージヤーデツキ６３が原子炉キ
ャビティの側壁６７ではなくバリア１１３によって支持
されている点で異なる。バリア１１３はガードタンク７
５の円筒形シェルフ９と原子炉キャビティの側壁６７と
の間で且つこれらから間隔を置いてベースマント９７か
ら上方に延びる円筒形の金属製のものであるが、これに
より第１の環状室１１５が円筒形シェルフ９とバリア１
１３との間、第２の環状室１１７がバリア１１３と原子
炉キャビティの側壁６７との間に形成されている。クロ
ージヤーデツキ６３は金属バリア１１３の頂部１１９に
よって支持されている。断熱層１２１が第２の環状室１
１７内で原子炉キャビティの側壁６７に対面した金属バ
リア１１３の表面１２３に設けられている。ＬＭＲの二
次回路の二次ポンプ１２５及び蒸気発生器１２７は第１
の環状室１１５内に収納されるが、この第１の環状室に
は窒素のような不活性ガスが入れられる。

ＬＭＲ１１１は、プール型液体金属冷却型原子炉を包囲
する炉のような第１の環状室１１５内に二次熱輸送系及
び蒸気発生器が位置するような構成の原子炉蒸気供給系
を備えている。原子炉蒸気供給系全体は底部が支持され
るので必要なプラント容積は従来型設計の約１７３に過
ぎない。従来型の原子炉蒸気供給系では、細胞状に構成
する（即ち、多数の室又はセルを互いに独立に構成する
）思想が採用され、原子炉を中央ＮＭｉに配置し、熱輸
送系又は二次回路をそれぞれ独立したセル内に配置する
と共にこれらを管系で相互に連結していた。かかる従来
型原子炉蒸気供給系では、液体金属冷却材が流れる構成
要素及び管の何れにも熱輸送の追跡、断熱及びモニター
を行なって金属の凝固及びシステムのプラギングを防止
しなければならない。

金属製バリア１１３を用いれば、二次ポンプ１２５、蒸
気発生器１２７及び全ての関連管系を収納できる炉状の
第１の環状室が形成される。バリアの外面１２３には断
熱材１２１が施されており、従って第１の環状室は原子
炉により加熱される。蒸気発生器１２７は第１の環状室
内に納まるように、二重管を用いてこれを蛇のように曲
げた特別の設計のものにすべきである。蒸気発生器１２
７及び中間熱交換器５９ば頂部が同一の高さ位置で支持
され、短い管１２９で互いに連結されている。原子炉蒸
気供給系は全体が高温の密閉構造物内に在るので熱輸送
の追跡を行う必要がない。

ベースマット９７を原子炉及び原子炉蒸気供給系の熱か
ら隔離するために原子炉蒸気供給系は底部が耐熱ベンド
９９で支持されている。

本発明の好ましい実施例としての液体金属冷却型原子炉
では、ガードタンクがベースマントの耐熱ベッドに載る
平らな底部を有し、或る量の鉛−ビスマス合金が底部閉
鎖タンクの弧状底部と接触乙た状態でガードタンクの平
らな底部上に存在する。第５図を参照すると、ＬＭＲ１
４１は底部閉鎖タンクの支持を助けるような量の液状の
鉛−ビスマス合金を用いているが、この液状鉛−ビスマ
ス合金は地震が生じた場合に該タンクに対し防振効果を
発揮する。図示のように、或る量の液体金属冷却材５７
の中に炉心５５を浸漬収容した底部閉鎖タンク５３がク
ロージヤーデツキ６３の下に位置している。底部閉鎖タ
ンク５３のまわりにガードタンク１４５が配設されてい
るが、このガードタンク１４５の平らな底部１４７はベ
ースマット９７の耐熱ベッド９９に載っている。ガード
タンクの円筒形シェル１４９は下側部分１５１と上側部
分１５３に分割されている。下側部分１５１は底壁１４
７から上方に延び、そして上縁１５５を備えている。円
筒形シェル１４９の上側部分１５３はクロージヤーデツ
キ６３によって、クロージヤーデツキは原子炉キャビテ
ィの側壁６７によって支持されている。上側部分１５３
は下側部分１５１から内方に離隔していて、下側部分１
５１の上縁１５５の下に延びる下縁１５７を有している
。かくして、円筒形シェル１４５の下側部分１５１と上
側部分１５３との間には隙間１５９が形成されているが
、この隙間には液状鉛−ビスマス合金が流入してこれら
の部分の間で封止手段を構成する。アルゴンガス又はヘ
リウムガスのような不活性ガスが鉛−ビスマス合金で構
成される封止手段の上方の隙間の中に入れられ、窒素ガ
スのような不活性ガスがガードタンクと原子炉キャビテ
ィの側壁との間の領域内に入れられている。底部閉鎖タ
ンク５３の弧状底壁６９は平らな底壁１４７上に収容さ
れた鉛−ビスマス合金１４３と接触し、鉛−ビスマス合
金の一部は隙間１５９内に入っている。

本発明の最適な実施例ではバリアと共に鉛−ビスマス合
金が用いられる。第５図の実施例と同一の構成要素を有
し、さらにバリアが付は加えられている第６図及び第７
図の実施例では、Ｌ　Ｍ　Ｒ１７１は、第５図を参照し
て説明したような下側部分１５１及び上側部分１５３よ
り或る底部又は底壁が平らなガードタンク１４５を有し
、所定量の鉛−ビスマス合金が平らな底壁１４７上に存
在する。

１．０００ＭＷｅのプラントでは第６図に示すＬ　Ｍ　
Ｒ全体を直径２４ｍ、高さ１７．５　ｍ、容積９．８０
０ｍの直円柱体又はバリア１１３内に据えつけることが
提案される。この原子炉は、３つの一層冷却材ポンブ６
１．６つの中間熱交換器５９．３つの原子炉直接冷却（
ＤＲＡＧ）ループ、６つの二次冷却材ポンプ１２５．６
つの二重管蒸気発生器１２７、関連した管系及びシステ
ム補助装置を有する。−次バウンダリは、円柱状ガード
タンクと、原子炉クロージヤーデツキの底部と、壁で封
じ込められている鉛−ビスマス合金とから或るが、封止
手段としての鉛−ビスマス合金が底部閉鎖タンク５３の
底部に用いられているので一次バウンダリで生じる相対
的な膨張が可能となっている。ガードタンクの平らな底
壁１４７は直径が１６．０　ｍであり、円筒形シェルの
下側部分１５１はこれから上方に約３．３ｍ延びている
。下側部分１５１は２６個の半径方向キーバッドを有し
ているが、これらキーバッドはバリアに設けられている
同様なバンドに繋がっている。多くの加熱手段、例えば
電熱器又は蒸気加熱コイル１７３がタンクの床上に配設
され、供給管がタンク内壁に沿って上方に延び、次いで
原子炉キャビティ内に延びている。これらのコイルは原
子炉組み立て中及び底部閉鎖タンクを液体金属冷却材で
満たす前の底部閉鎖タンクの初期予備加熱中において鉛
−ビスマス合金の融解に用いられる。円筒形シェルの上
側部分１５３の直径は１５．５　ｍ、長さは１４．５　
ｍである。−次バウンダリの閉鎖のために上側部分１５
３は原子炉クロージヤーデツキ６３から吊り下げられた
状態で鉛−ビスマス合金内に延びている。種部８５が底
部閉鎖タンク又はナトリウムタンク５３の底部を支持し
ているが、このタンク５３は、頭部半径２２．５　ｍ、
円環部半径１ｍのトリスベリカル（ｔｏｒｉｓｐｈｅｒ
ｉｃａｌ　）状の底壁６９及び底壁６９から上方に延び
クロージヤーデツキ６３の底面６５から３００諭手前で
終端する円筒壁７３を有している。このタンク５３はホ
ットブレナム内のナトリウムの温度変化につれて一次バ
ウンダリ内で軸方向上方に膨張することができる。

円筒壁７３と円筒形シェルの上側部分１５３との間には
８０ｍｍの公称隙間があるが、この隙間はナトリウム熱
源からの一次バウンダリのシェルの断熱に役立つ原子炉
カバーガスで満たされている。

円筒形シェルの上側部分１５３と円筒形壁７３との間に
形成されたこの僅かな間隔の環状隙間はナトリウム漏洩
の結果として満たされる容積を定めるが、この容積はそ
の他の設計の液体金属冷却型原子炉と比べて非常に少な
く、従って、事故の場合に必要なナトリウム在庫量は非
常に少なくてよいことが分かる。在庫量を最も多く減ら
すことができる要因としてはナトリウムタンクの下に空
隙が無いことが挙げられるが、本発明ではこの空隙は鉛
−ビスマス合金で満たされている。

鉛−ビスマス合金（ｐｂ−Ｂｌ）を緩衝手段として底部
閉鎖タンク５３の底部に用いることにより、熱膨張及び
ベースマット９７へのナトリウム冷却材の移送が楽にな
り、また地震の際の加重状態下におけるナトリウムタン
クに対する流体力学的な緩衝作用が得られる。鉛−ビス
マス合金がタンク５３の弧状閉鎖底壁６９と接触してい
るので、ナトリウム５７の静水圧は底部閉鎖タンクの外
側の鉛−ビスマス合金１４３からの静水圧と釣り合う。

鉛−ビスマス合金１４３はガードタンク１４５の平らな
底壁１４７上に存在しているので一次冷却材５７の全重
量は均一な圧力荷重としてベースマット９７の耐熱ベッ
ド９９に直接作用する。さらに、底部閉鎖タンク５３は
支持の役目を果たしている鉛−ビスマス合金の剪断又は
移動により抵抗なく半径方向と軸方向の両方向に膨張で
きる。ベースマットへのナトリウムの直接移送に加え、
鉛−ビスマス合金は地震の際に流体力学的な緩衝手段と
して働くのでタンク５３の弧状閉鎖底壁６９は横方向に
支持される。

鉛−ビスマス合金はナトリウムと共存できるので用いら
れており、その融点は低く、約９０℃〜１５０℃である
が、沸点は非常に高い。鉛−ビスマス合金は密度が高い
ので（密度的８ｋｇ／ｒｒｒ）、非常に少ないへンドで
所望の静圧が得られ、しかもその熱的性質は本発明の用
途に好適である。所望の融点をもつ好ましい鉛−ビスマ
ス合金において鉛は約４０〜約５０重量％の範囲、ビス
マスは約６０〜約５０重量％の範囲にある。最適な合金
は約４５重量％の鉛と約５５重量％のビスマスとより成
り、その融点は約１２４℃、密度は８ｋｇ／イである。

これらの合金は室温では固状であるが、ＬＭＲの運転中
に曝される温度では液状になる。鉛−ビスマス合金を合
金ブロック層として当初は平らな底壁１４７上に配置し
、ガードタンク１４５の円筒形シェル上側部分１５３の
脚部１０１をこの合金ブロックに載せる。次に、鉛−ビ
スマス合金を、例えば密封式蒸気加熱装置又は電熱器１
７３のような外部熱源により加熱して合金ブロックを溶
解し液状にする。また、かかる加熱により、底部閉鎖タ
ンク５３をナトリウムのような液体金属冷却材で当初溝
たす前に、この底部閉鎖タンク５３の予備加熱が助けら
れる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、頂部吊り下げ式のナトリウムタンクを有する
従来型の液体金属冷却型原子炉（ＬＭＲ）の概略縦断面
図である。 第２図は、支持手段を有する弧状のガードタンクが設け
られた本発明の実施例の縦断面図である。 第３図は、第２図の円■で囲った部分内にあるガードタ
ンク内の支持手段の拡大図である。 第４図は、第２図の実施例と類僚しているが、バリアが
ガードタンクの円筒形シェルと原子炉キャビティの側壁
との間に設けられて一対の環状室がこれらの間に形成さ
れている構成の実施例の縦断面図である。 第５図は、平らな底壁のガードタンクが設けられ、或る
量の鉛−ビスマス合金がナトリウムタンクの弧状底部と
接触した状態で平らな底壁の上に位置している本発明の
実施例のたて断面図である。 第６図は、第５図の実施例と頚僚しているが、鉛−ビス
マス合金が用いられ、バリアがガードタンクの円筒形シ
ェルと原子炉キャビティの側壁との間の空間を一対の環
状室に分割している好ましい実施例の縦断面図である。 第７図は、第６図に示す実施例のバリア内部の平面図で
ある。 〔主要な参照番号の説明〕 １・・・液体金属冷却型原子炉プラント、３．・−円筒
形底部閉鎖容器、５・・・炉心、７・・−熱交換器、９
・・−循環ポンプ、１１・・・横方向クロージヤーデツ
キ、１３・・・支持リング、１５・・・側壁、１７・・
・ペースパッド、２９，７５，１４５・・−ガードタン
ク、７９・・・ガードタンク円筒形シェル、５１・・・
液体金属冷却型原子炉、５３・・−底部閉鎖タンク、８
３・・・支持手段、９３・・・ガセット、１０１・・・
支持脚部、１１３・・・バリア、１１５，１１７・・・
環状室、１４３・・・鉛−ビスマス合金、１５９・・・
隙間、１７３・・・加熱要素。　　゛ 出願人：ウェスチングハウス・エレクトリンク・コーポ
レーション 代理人：加藤　紘一部（ほか１名） （従敵技桁） ＦＩＧ、２　　　ＩＪ、ドアシフ ＦＩＧ、　３

Claims (26)

【特許請求の範囲】
1. （１）開口頂部、弧状閉鎖底壁及び該底壁から上方に延
   びる円筒形側壁を備え、或る量の液体金属冷却材を収容
   する全体的に円筒形の底部閉鎖タンクと、前記底部閉鎖
   タンク内で前記液体金属冷却材中に支持された炉心と、
   前記底部閉鎖タンクを収容し、底部及び該底部から上方
   に延びる円筒形シェルを備えたガードタンクと、底部閉
   鎖タンクの前記弧状底壁に隣接してガードタンク内に設
   けられていて、前記底部閉鎖タンクが前記或る量の液体
   金属冷却材を収容すると前記弧状底壁及び円筒形側壁を
   ガードタンクの前記底壁及び円筒形シェルに対し離隔関
   係で支持する支持手段と、ガードタンクの円筒形シェル
   を包囲する原子炉キャビティ側壁と、ガードタンクが載
   る耐熱ベッドを備えたベースマットとを有することを特
   徴とする液体金属冷却型原子炉。
2. （２）クロージャーデッキが前記原子炉キャビティ側壁
   により支持された状態で全体的に円筒形の前記底部閉鎖
   タンクの開口頂部の上方に配設されており、ガードタン
   クは前記底部閉鎖タンクの前記弧状閉鎖底壁と形状がほ
   ぼ同じ弧状閉鎖底壁を有し、前記円筒形シェルは前記ク
   ロージャーデッキから吊り下げられており、前記底部閉
   鎖タンクの弧状底壁に隣接してガードタンク内に設けら
   れた前記支持手段は前記底部閉鎖タンクの前記弧状底壁
   の周囲に隣接して設けられ、ガードタンクの下側部分に
   固着された内方に延びる棚部を含むことを特徴とする請
   求項第（１）項記載の液体金属冷却型原子炉。
3. （３）垂下した脚部がガードタンクの底壁の周囲に設け
   られていて、前記底部閉鎖タンク内に液体金属が無いと
   きは前記脚部の終端部と前記耐熱ベッドとの間に隙間が
   形成され、前記脚部は前記底部閉鎖タンクが運転加熱条
   件下で前記或る量の液体金属を収容するときは前記ベー
   スマットの前記耐熱ベッドに載ることを特徴とする請求
   項第（２）項記載の液体金属冷却型原子炉。
4. （４）前記棚部を支持する垂直ガセットが設けられ、垂
   下した前記脚部は前記ガセットと垂直方向に整列してい
   ることを特徴とする請求項第（３）項記載の液体金属冷
   却型原子炉。
5. （５）ガードタンクの前記脚部と耐熱ベッドとの間には
   所定間隔の隙間が形成され、前記底部閉鎖タンクが運転
   加熱条件下で前記或る量の液体金属を収容しているとき
   はガードタンクの軸方向の膨張が可能であり、前記脚部
   は耐熱ベッドに載ることを特徴とする請求項第（３）項
   記載の液体金属冷却型原子炉。
6. （６）キー溝が垂下した前記脚部のまわりに設けられ、
   前記脚部はガードタンクの横方向移動を防止するが半径
   方向の熱膨張は制限しないようキー溝内に嵌合している
   ことを特徴とする請求項第（５）項記載の液体金属冷却
   型原子炉。
7. （７）潤滑用黒鉛製ブロックが耐熱ベッド上に設けられ
   、該ブロック上に前記脚部が載ることを特徴とする請求
   項第（５）項記載の液体金属冷却型原子炉。
8. （８）金属製円筒形バリアが前記ベースマットから上方
   に延びた状態でガードタンクの円筒形シェルと原子炉キ
   ャビティ側壁との間に設けられ、前記バリアは前記円筒
   形シェルと原子炉キャビティ側壁の両方から離隔してい
   て、第１の環状室が円筒形シェルとバリアとの間に、第
   ２の環状室がバリアと原子炉キャビティ側壁との間に形
   成されていることを特徴とする請求項第（１）項記載の
   液体金属冷却型原子炉。
9. （９）クロージャーデッキが前記バリアにより支持され
   た状態で全体的に円筒形の前記底部閉鎖タンクの開口頂
   部の上方に配設されていて、ガードタンクは前記底部閉
   鎖タンクの前記弧状閉鎖底壁と形状がほぼ同じ弧状閉鎖
   底壁を有し、前記円筒形シェルは前記クロージャーデッ
   キから吊り下げられており、前記底部閉鎖タンクの弧状
   底壁に隣接してガードタンク内に設けられた前記支持手
   段は前記底部閉鎖タンクの前記弧状底壁の周囲に隣接し
   て設けられ、ガードタンクの下側部分に固着された内方
   に延びる棚部を含むことを特徴とする請求項第（８）項
   記載の液体金属冷却型原子炉。
10. （１０）垂下した脚部がガードタンクの底壁の周囲に設
    けられていて、前記脚部は前記底部閉鎖タンクが運転加
    熱条件下で前記液体金属を収容すると前記ベースマット
    の前記耐熱ベッドに載ることを特徴とする請求項第（９
    ）項記載の液体金属冷却型原子炉。
11. （１１）前記第２の環状室内で原子炉キャビティ側壁に
    対面する前記バリアの表面に断熱材が設けられているこ
    とを特徴とする請求項第（１０）項記載の液体金属冷却
    型原子炉。
12. （１２）原子炉の二次液体金属系の蒸気発生器、ポンプ
    及び熱交換器が前記第１の環状室内に配置されているこ
    とを特徴とする請求項第（１１）項記載の液体金属冷却
    型原子炉。
13. （１３）ガードタンクはベースマットに載る平らな底壁
    を有し、クロージャーデッキが原子炉キャビティ側壁に
    より支持された状態で全体的に円筒形の前記底部閉鎖タ
    ンクの開口頂部の上方に配設され、円筒形シェルは、前
    記平らな底壁から上方に延びていて上縁を備えた下側部
    分と、前記クロージャーデッキによって支持された状態
    で前記下側部分から内方に間隔を置いて設けられた上側
    部分とを有し、前記上側部分は前記下側部分の上縁の下
    に位置する下縁を備え、前記支持手段は前記弧状閉鎖底
    壁と接触した状態で前記平らな底壁の上に位置する或る
    量の鉛−ビスマス合金を含み、前記鉛−ビスマス合金は
    円筒形シェルの上側部分と下側部分との間の封止手段を
    構成していることを特徴とする請求項第（１）項記載の
    液体金属冷却型原子炉。
14. （１４）前記支持手段は又、前記弧状底壁の周囲に隣接
    して設けられ、円筒形シェルの上側部分の下部に固着さ
    れた内方に延びる棚部を含むことを特徴とする請求項第
    （１３）項記載の液体金属冷却型原子炉。
15. （１５）垂下した脚部が円筒形シェルの上側部分の下部
    終端に隣接して設けられていて、前記脚部は運転加熱条
    件下において前記液体金属が前記底部閉鎖タンク内にあ
    るときは前記平らな底壁に載ることを特徴とする請求項
    第（１４）項記載の液体金属冷却型原子炉。
16. （１６）金属製円筒形バリアが前記ベースマットから上
    方に延びた状態でガードタンクの円筒形シェルと原子炉
    キャビティ側壁との間に設けられ、前記バリアは前記円
    筒形シェルと原子炉キャビティ側壁の両方から離隔して
    いて、第１の環状室が円筒形シェルとバリアとの間に、
    第２の環状室がバリアと原子炉キャビティ側壁との間に
    形成されており、ガードタンクはベースマットに載る平
    らな底壁を有し、クロージャーデッキが前記バリアによ
    り支持された状態で前記全体的に円筒形の底部閉鎖タン
    クの開口頂部の上方に配設され、円筒形シェルは、前記
    平らな底壁から上方に延びていて上縁を備えた下側部分
    と、前記クロージャーデッキによって支持された状態で
    前記下側部分から内方に間隔を置いて設けられた上側部
    分とを有し、前記上側部分は前記下側部分の上縁の下に
    位置する下縁を備え、前記支持手段は前記弧状閉鎖底壁
    と接触した状態で前記平らな底壁の上に位置する或る量
    の鉛−ビスマス合金を含み、前記鉛−ビスマス合金は円
    筒形シェルの上側部分と下側部分との間の封止手段を構
    成していることを特徴とする請求項第（１）項記載の液
    体金属冷却型原子炉。
17. （１７）前記支持手段は又、前記弧状底壁の周囲に隣接
    して設けられ、円筒形シェルの上側部分の下部に固着さ
    れた内方に延びる棚部を含むことを特徴とする請求項第
    （１６）項記載の液体金属冷却型原子炉。
18. （１８）垂下した脚部が円筒形シェルの上側部分の下部
    終端に隣接して設けられていて、前記脚部は運転加熱条
    件下において前記液体金属が前記底部閉鎖タンク内にあ
    るときは前記平らな底壁に載ることを特徴とする請求項
    第（１７）項記載の液体金属冷却型原子炉。
19. （１９）前記第２の環状室内で原子炉キャビティ側壁に
    対面する前記バリアの表面に断熱材が設けられているこ
    とを特徴とする請求項第（１６）項記載の液体金属冷却
    型原子炉。
20. （２０）原子炉の二次液体金属系の蒸気発生器、ポンプ
    及び熱交換器が前記第１の環状室内に配置されているこ
    とを特徴とする請求項第（１９）項記載の液体金属冷却
    型原子炉。
21. （２１）前記第２の環状室内で原子炉キャビティ側壁に
    対面する前記バリアの表面には断熱材が設けられ、原子
    炉の二次液体金属系の蒸気発生器、ポンプ及び熱交換器
    が前記第１の環状室内に配置されていることを特徴とす
    る請求項第（１６）項記載の液体金属冷却型原子炉。
22. （２２）液体ナトリウムを液体金属冷却型原子炉のナト
    リウムタンク内に装填するためにナトリウムタンクの閉
    鎖底部を予備加熱する方法において、或る量の固状鉛−
    ビスマス合金を前記ナトリウムタンクの内部の外側でナ
    トリウムタンクの閉鎖底壁に隣接して設け、前記固状鉛
    −ビスマス合金を加熱し、該鉛−ビスマス合金を溶解し
    て加熱状態の液状鉛−ビスマス合金を形成し、それと同
    時に加熱状態にある前記液状鉛−ビスマス合金を前記ナ
    トリウムタンクの閉鎖底部に接触させて該底部を加熱し
    、加熱状態にある前記液状鉛−ビスマス合金との接触の
    結果として底部が加熱された前記ナトリウムタンクの内
    部にナトリウムを加えることを特徴とする方法。
23. （２３）前記鉛−ビスマス合金の融点は約９０℃〜約１
    ５０℃の範囲にあり、密度は６００ポンド／立方フィー
    トよりも大きいことを特徴とする請求項第（２２）項記
    載の方法。
24. （２４）前記鉛−ビスマス合金は鉛を約４０〜約５０重
    量％、ビスマスを約６０〜約５０重量％含有することを
    特徴とする請求項第（２３）項記載の方法。
25. （２５）前記鉛−ビスマス合金は、鉛を約４５重量％、
    ビスマスを約５５重量％含有し、融点が１２４℃の合金
    であることを特徴とする請求項第（２４）項記載の方法
    。
26. （２６）前記固状鉛−ビスマス合金を液状にした後で、
    加熱状態にある前記液状鉛−ビスマス合金に液状鉛−ビ
    スマス合金を追加することを特徴とする請求項第（２５
    ）項記載の方法。