JPH0261594A - 高速中性子炉の内部シェル - 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、高速中性子炉の、改善された構造を有する内
部殻構造体すなわち内部シェル（ｉｎｔｅｒｎａｌｓｈ
ｅｌｌ）に関する。

一般に、液体金属冷却型の高速中性子炉は大きな寸法の
主容器を有しており、該主容器は、液体冷却金属（殆ど
の場合ナトリウムであり、この中に炉心が浸漬される）
を包囲している。主容器の内部には、炉心を支持してお
りかつナトリウムが主容器内を循環して流れることがで
きるようにするための内部構造体が配置されており、ま
た主容器の内容積は各部に区分されていて、個々の部分
において液体ナトリウムが種々の温度を有するようにな
っている。

湾曲環状（ｏｇｉｖａｌ　ｔｏｒｉｃ）の肩部（該肩部
の上方には、実質的に円筒状のスリーブが設けられてい
る）を備えたこれらの内部構造体の一部は内部シェルを
形成しており、該内部シェルは、炉心支持体の上方の主
容器の内容積を、内部シェル内に配置されるホットコレ
クタと、内部シェルの外部に配置されるコールドコレク
タとに分離している。

液体ナトリウムを循環させるポンプ及び一体構造型原子
炉の場合の中間熱交換器のような原子炉のコンポーネン
ツは、主容器を充満している液体ナトリウム中に浸漬さ
れており、かつそれらのコンポーネンツの下部は、前記
肩部の領域において内部シェルを貫通している。

主容器の頂部は、主容器及び原子炉のコンポーネンツを
支持するプレートにより閉鎖されている。

主容器内の液体金属は上方の自由レベルを有しており、
閉鎖プレートの下に配置された空間内で前記自由レベル
の上方には、アルゴンのような不活性ガスが入れられて
いる。

液体ナトリウムの前記上方の自由レベルは、原子炉の作
動中にかなり変位する。実際、この自由レベルは、内部
シェル内の２つの限定位置（以下、これらの位置を、「
高レベル」及び「低レベル」と呼ぶものとする）の間で
移動することができる。

一方、前記自由レベルは、流出組立体（ｒｕｎ−ｏｆｆ
ａｓｓｅｍｂｌｙ）が設けであることにより、原子炉の
主容器の内部では一定である。

内部シェルの上端部はナトリウムの高レベルより上方に
位置していて、内部シェルが主容器の内容積を２つの領
域に永久的に分離できるようになっている。

従って、液体ナトリウムと不活性ガスとの界面が存在す
るため、内部シェルの頂部は、原子炉が永続運転状態（
ｐｅｒ＋＊ａｎｅｎｔ−ｓｔａｔｅ　ｏｐｅｒａｔｉｏ
ｎ）にある間及び液体ナトリウムの自由レベルの変動に
付随する移行運転状態にある間に、軸線方向の大きな温
度勾配を受ける。

この軸線方向の温度勾配により、内部シェルの頂部には
熱機械的応力（ｔｈｅｒｖｏｎ＋ｅｃｈａｎｉｃａｌ　
５ｔｒｅｓｓｅｓ）が生じる。従って、内部シェルの作
動性能をモニタリングして、自由レベルが急激に変位す
ることに伴う連動状態を回避させる必要がある。

特に、原子炉の始動時においてナトリウムの温度上昇を
制限する必要があり、これにより、始動時の信頼性を向
上させることができる。

実際には、液体ナトリウムの上方に位置する不活性ガス
は、液体ナトリウムの温度よりかなり低い一定温度に維
持されている。従って、液体ナトリウムから露出した内
部シェルの部分は、液体ナトリウムに浸漬された部分よ
りも非常に低い温度になっている。

更に、内部シェルに作用するあらゆる応力の影響を制限
するため、内部シェルの頂部に補強構造体を固定する必
要がある（一般に、この補強構造体は、内部シェルの頂
部に溶接される環状体で構成される）。この補強構造体
を設けると、熱慣性現象が顕著になり、移行運転状態に
ある間の、軸線、方向の温度勾配が大きくなる。

仏閣公開特許第２，５３２．６２９号及び英国公開特許
筒１．４３１，３７１号には、液体ナトリウムにより冷
却される形式の原子炉の外部容器のような容器の壁の熱
応力を低減する装置が開示されている。この装置は環状
の包囲体を有しており、該包囲体には、その底部又は頂
部から、付加的手段により高温液体金属が供給される。

このため、包囲体に導入される高温液体金属と接触する
容器の壁の部分は、容器内の液体金属のレベルに変動が
生じることがあっても、一定温度に維持される。

環状の包囲体に高温液体金属を供給するための付加的手
段を必要とするかような装置は、高速中性子炉の内部シ
ェルには適用することができず、また、原子炉容器の全
使用段階を通じて、容器の壁の熱応力を制限することは
不可能である。実際、原子炉が停止されるときに、保護
が保証されることはない。

従って本発明の目的は、高速中性子炉を冷却する液体金
属を包囲する主容器内に収容される内部シェルであって
、前記液体金属の上方の自由レベルが、前記炉の通常運
転中に、内部シェル内において、一方を高レベル、他方
を低レベルと呼ぶ２つの限定位置の間で移動できるよう
に構成された高速中性子炉の内部シェルを提供すること
にある。

前記内部シェルは垂直軸線を備えた少なくとも１つの円
筒状スリーブを有しており、該円筒状スリーブの頂部は
前記主容器内の液体金属の前記高レベルより高い位置に
配置されており、前記円筒状スリーブの内周部には環状
の包囲体が設けられており、該包囲体はその頂部が上方
に開放しており、かつ前記包囲体が、前記円筒状スリー
ブ内で実質的に同心状に配置された第２スリーブと、前
記液体金属の前記低レベルより低い位置において前記第
２スリーブの下端部及び前記内部シェルの前記円筒状ス
リーブの内面に固定された環状のベースとにより形成さ
れている。本発明の内部シェルには、前記環状の包囲体
が設けられているため、液体金属を供給するための付加
的な手段を使用することなくして、原子炉が使用される
あらゆる運転状態において、熱機械的応力をがなり制限
することができる。

上記目的を達成するため、前記第２スリーブの上端部は
、前記液体金属の前記高レベルよりも低い位置に配置さ
れている。

本発明の好ましい実施例によれば、前記包囲体の環状の
ベースが中実に形成されていて、前記内部シェルの円筒
状スリーブの補強体を形成し、円筒状スリーブが、地震
による応力に耐えられるように構成しである。

以下、本発明による改善された内部シェルの実施例を添
付図面を参照して説明する。尚、図示の実施例は、本発
明を制限するものではない。

第１図には、液体ナトリウム冷却型の高速中性子炉の主
容器ｌが示されている。該主容器１はコンクリート製の
閉鎖プレート２に懸架されており、該閉鎖プレート２自
体は、同じくコンクリートで作られた構造体３により支
持されている。

燃料集合体を備えた炉心５の支持体４が、主容器ｌの底
部に載置されている。

主容器１の内部及び該主容器１に対して実質的に同心状
の構造体の内部には、主客器１の内部容積を、ホットコ
レクタ７とコールドコレクタ８とに区分する内部シェル
６が配置されている。

内部シェル６は湾曲環状の肩部９を有しており、該肩部
９の上方には実質的に円筒状のスリーブ１０が設けられ
ている。

肩部９の底部は炉心支持体４上に載置されており、炉心
５はホットコレクタ７中に浸漬されてぃる。

ポンプ１１及び熱交換器１２のような原子炉のコンポー
ネンツの下部は、肩部９を貫通しており、従ってこれら
のコンポーネンツの上部はホットコレクタ７中に浸漬さ
れており、それらの下部はコールドコレクタ８中に浸漬
されている。

主客器１を充満している液体ナトリウムは、内部シェル
６内において上方の自由レベル１４を有しており、該自
由レベル１４は、その上方でかつ主容器１の閉鎖プレー
ト２の下の領域に、不活性ガスの雰囲気１５を有してい
る。

内部シェル６の外部には、低温（ｃｏｌｄ）のナトリウ
ムが炉心５の底部から流れることができるようにする流
出装置（ｒｕｎ−ｏｆｆ）　１６が設けられており、主
客器ｌを冷却できるようになっている。

この流出装置１６は、垂直軸線をもつ主として同心状の
スリーブで構成されており、第２図に拡大して示しであ
る。ナトリウムが流れることができるようにするこの流
出装置１６は、低温のナトリウムが次のようにして、す
なわち、先ず主容器■の内面と接触し、次いで環状コレ
クタ１８内に流出するようにして循環することを可能に
している。環状コレクタ１８の底部は、主容器１の内面
と内部シェル６の外面とにより形成されたコールドコレ
クタ８に連通している。液体ナトリウムは、コールドコ
レクタ８内においてレベル１７にあり、このレベル１７
は、スリーブｌＯ内の高温ナトリウムの上方の自由レベ
ル１４より下に位置している。第２図に示す流出装置１
６は、主容器１及びその内部構造体のあらゆる振動を防
止できる装置であり、日本国特許出願（特願昭）　６２
−２５４５０９号に開示されている。

原子炉の運転中に、内部シェル６内の上方の自由レベル
１４は、２つの限定位置（すなわち、１つの位置は高レ
ベル１４ａに相当する位置であり、他の位置は主容器１
内の高温ナトリウムの低レベル１４ｂに相当する位置で
ある）の間を移動する。

低レベル１４ｂは原子炉が停止しているときのナトリウ
ムのレベルに相当し、このときのナトリウムは、はぼ１
８０℃の温度に保たれている。

高レベル１４ａは、原子炉の通常運転中（すなわち原子
炉の公称出方運転中）にナトリウムの上方レベル１４が
到達できる最も高い位置であり、このときのナトリウム
は、はぼ６００’Ｃの温度にある。

内部シェル６の円筒状スリーブ１ｏの、環状補強体から
なる頂部１９が、ナトリウムの高レベル１４ａの上方に
配置されている。このため、円筒状スリーブ１０は、原
子炉の全運転段階において、高温のナトリウムと低温の
ナトリウムとを確実に分離することを可能にする。

スリーブ１０の上部の内周部には、環状の包囲体２０が
配置されている。

この包囲体２０は第２スリーブ２１により形成されてい
る。該第２スリーブ２１はスリーブ１０の上部で該スリ
ーブ１０に対してほぼ同心状に配置されており、その直
径はスリーブｌｏの直径より小さい。

環状包囲体２０の頂部は開放しており、底部は環状ノベ
ース２２により閉鎖されている。該ベース２２は、その
一方の側が第２スリーブ２１の底部に、他方の側がスリ
ーブ１０の内周面に溶接されている。このベース２２は
、環状包囲体２０及び円筒状スリーブ１０と第２スリー
ブ２１との組立体の底部を密封閉鎖している。

第２図に示すように、第２スリーブ２１の上端部はナト
リウムの高レベル１４ａより下の位置に配置されており
、一方、底部のベース２２は低レベルより下の位置に配
置されている。

第２スリーブ２１は、円筒状スリーブ１０を構成するシ
ートと同質かつ同厚のステンレス鋼シートで構成するの
が好ましい。このシートの厚さは約１．５　ｃｍである
。

第３ａ図及び第３ｂ図には、従来技術による円筒状スリ
ーブ、すなわち、第２図に示した包囲体２０と同様に第
２スリーブにより形成される環状包囲体が設けられてい
ない円筒状スリーブ１０′が示されている。

第３ａ図は、内部シェル内の高温ナトリウムが低レベル
１４′ｂにある状態の円筒状スリーブ１０′を示すもの
である。このレベル１４′ｂは、例えば燃料交換のため
に原子炉が停止している時のレベルに相当し、このとき
のナトリウムの温度は、はぼ１８０℃である。

第３ｂ図は、レベル１４′ａの高さまで内部シェルを充
満している高温ナトリウムと接触している円筒状スリー
ブ１０′を示している。このレベル１４′ａは、原子炉
が公称出力運転状態にあるときのレベルに相当し、ナト
リウムの温度は５５０℃のオーダにある。

第４図は、レベルが上昇しているときの、円筒状スリー
ブ１０′の軸線方向（すなわちスリーブ１０′の高さ方
向）に沿う温度変化を示すものである。

液体ナトリウムと接触しているスリーブｌＯ′の領域（
すなわちレベル１４′ｂ又は１４′ａまでの領域）の温
度は、液体ナトリウムの温度と実質的に同一であり、す
なわち、第３ａ図の場合には１８０℃、第３ｂ図の場合
には５５０℃である。

円筒状スリーブ１０′の温度は、液体ナトリウムの自由
レベルから非常に急激に低下し、スリーブ１０’の端部
においては、液体ナトリウムの温度よりも、第３ａ図の
場合はΔｔ１、第３ｂ図の場合はΔｔ２だけ低い温度に
到達する。

第４図に実線と破線とで示すように、液体ナトリウムの
レベルの上方における温度降下を示す曲線の傾向及び値
Δ１ｔは、原子炉が永続運転状態（破線で示す）にある
ときと、移行運転状態（実線で示す）にあるときとでは
異なっている。

従来技術の円筒状スリーブ１０′では、あらゆる運転状
態において、軸線方向の温度勾配が大きく、このため、
スリーブ１０′には大きな熱機械的応力が発生する。

第５ａ図〜第５ｅ図は、スリーブの上部の内周部に環状
の包囲体２０が設けられた本発明による円筒状スリーブ
１０が、原子炉の種々の運転段階で使用されているとこ
ろを示すものである。

第５ａ図及び第５ｂ図は、原子炉が運転状態に入る場合
における、円筒状スリーブ１０の上部及び環状包囲体２
０を示すものである。第５ａ図において、原子炉のホッ
トコレクタ７内の液体ナトリウムのレベル１４ｂは、炉
心の装填段階中のレベルに相当し、このときのナトリウ
ムの温度は、はぼ１８０℃である。また、環状包囲体２
０の内部にナトリウムは存在していない。

原子炉が運転状態に入り、液体ナトリウムの温度が上昇
すると、液体ナトリウムはホットコレクタ７内で上方の
レベルに到達し、この状態が第５ｂ図に示されている。

この上方レベルは高レベル１４ａに相当し、約５５０℃
の作動温度にあるナトリウムは、環状包囲体２０を形成
する第２スリーブ２１の頂部より上方に位置している。

次いで液体ナトリウムは、包囲体２０が完全に充満され
るまで、包囲体２０内に流入する。

第５Ｃ図及び第５ｄ図は、原子炉が永続運転されている
ときの、円筒状スリーブ１０及び包囲体２０の頂部を示
すものである。

第５Ｃ図において、原子炉は、例えば燃料交換を目的と
した運転停止期間の柊時にあり、このとき、ホットコレ
クタ７内のナトリウムは約１８０℃の温度を有し、ナト
リウムの上方のレベル１４ｂは低レベルに相当している
。

このレベル１４ｂは包囲体２０のベース２２より上に位
置しており、従って、包囲体２ｏの底部は１８０℃のナ
トリウムと熱接触している。原子炉が運転状態に入ると
き、包囲体２０内に導入されるナトリウムは、１８０℃
より僅かに高い温度に保たれかつ包囲体２０の全高さに
亘って比較的一定に保たれる。これは、包囲体がホント
コレクタ７内のナトリウムと熱接触していること及び対
流効果のためである。このようにして、スリーブ１０の
熱保護は、原子炉の運転停止中においても確保される。

運転停止後、原子炉の通常運転が回復すると、ナトリウ
ムは５５０℃のオーダの温度まで上昇し、その上方の自
由レベルは、第５ｄ図に示すように、高レベル１４ａに
到達する。

このレベル１４ａは、環状空間（包囲体）２０を形成す
る第２スリーブ２１の上縁部より上に位置しており、こ
のため、この環状空間２０はホットコレフタフ内のナト
リウムと連通される。環状空間２０内の液体ナトリウム
は、ホットコレクタ７内の液体ナトリウムと同様に、５
５０℃のオーダの温度になる。

第５ｅ図は、原子炉が移行運転状態にあるときの、内部
シェル６のスリーブ１０及び包囲体２０の頂部を示すも
のであり、この運転状態下では、ホントコレクタ７内の
上方のレベル１４が、低レベルに相当する位置と高レベ
ルに相当する位置との間で移動する。

包囲体２０内のナトリウムの上方のレベルは、低い位置
と、第２スリーブ２１の頂部の位置に相当する高い位置
との間で相関的に移動する。しかしながら、包囲体２０
内でのナトリウムの上方のレベルが変位する度合は著し
く大きなものではない、なぜならば、このレベル変位は
、単に、包囲体２０内に入れられたナトリウムの温度変
化により生じる膨張によるものだからである。包囲体２
０内のナトリウムの温度は、対流効果により実質的に一
定である。

上記全ての場合における結果として云えることは、本発
明による円筒状スリーブｌＯの軸線方向における温度勾
配は比較的小さく、第３ａ図及び第３ｂ図に示した従来
技術による内部シェルと比較してかなり低減されている
ということである。

第６図は、第５ｃ図、第５ｄ図及び第５ｅ図の場合の、
円筒状スリーブＩＯの軸線方向の温度変化を示すもので
ある。

第６図の下方の曲線は、１８０℃の温度のナト１ｐウム
が低レベル１４ｂにあるときの、円筒状スリーブ１０の
軸線方向の温度変化を示すものである。この場合、ナト
リウム中に浸漬された円筒状スリーブ１０の全ての部分
の温度は、ホットコレクタ７内のナトリウムの温度（す
なわち１８０℃）と実質的に同じである。自由レベル１
４ｂより上方のスリーブ１０の温度降下は僅かであり、
スリーブ１０の頂部に至る全温度降下は八′Ｔ１である
。

第５ｄ図に示す原子炉の永続運転状態の場合又は第５ｅ
図に示す移行運転状態の場合には、ホットコレクタ７内
のナトリウム中に浸漬された部分の円筒状スリーブ１０
の温度は、実質的に５５０℃に等しい。この温度５５０
℃は、自由レベル１４ａ（１４）より上方にあるスリー
ブ１０では降下し、スリーブ１０の頂部に至る全温度降
下はΔ′Ｔ２になるが、この温度降下は、第３ｂ図に示
した従来技術によるスリーブ１０′の温度降下に比べ小
さい。

第６図と第４図とを比較すれば、Δ”ｒｚ及びΔ’ＴＩ
が、それぞれΔ１を及びΔｔ１に比べ非常に小さいこと
が理解されよう。

このため、本発明による内部シェル６の上部に生じる熱
機械応力は、従来技術の内部シェルの上部に生じる熱機
械応力に比べ非常に小さいものとなる。

第７図は、本発明による内部シェル６の円筒状スリーブ
１０の上部を示すものであり、この円筒状スリーブｌＯ
は包囲体２０を有しており、該包囲体２０の底部は、該
スリーブ１０及び内部シェル６の上部の補強体を構成す
る厚さの大きな環状ベース２２′により形成されている
。ナトリウムの低レベル１４ｂより下の位置に配置され
たこの補強体（ベース）２２′は、常に、高温のナトリ
ウム及びスリーブ１０の浸漬された部分の温度にほぼ等
しい。このように、補強体２２′をナトリウムのレベル
より下に配置することにより、スリーブ１０の常時浸漬
された部分の頂部に補強体を配置した場合に比べ、熱慣
性及び温度勾配作用を低減することができる。

これにより、スリーブ１０の温度勾配を制限する環状包
囲体２０のベースの形成と、地震の場合の顕著な変形又
は振動の発生を防止するスリーブ１０の上部補強体の形
成との両方を達成することができる。

従って本発明によれば、環状の包囲体２０を設けたこと
により、包囲体に液体金属を供給する付加的手段を設け
ることなくして、原子炉が運転中であるか停止中である
かには係わりなく、高速中性子炉の内部シェルの上部に
生じる温度勾配従って熱機械的応力を制限することがで
きる。また、本発明のこの構成により、原子炉の運転中
に許容できる移行状態の程度及び迅速性に関して、及び
原子炉の始動時の温度上昇に関して、原子炉の作動範囲
を拡げることが可能になる。これらの新規な可能性は、
内部シェルの上部における熱機械的応力を増大させるこ
となく達成することができる。

現行技術による高速中性子炉の場合、殆ど１０ｃｍｍに
等しい幅をもつ環状包囲体２０を設けるのが好ましい。

この幅は、円筒状スリーブ１０の内面と包囲体２０の第
２スリーブ２１の内面との間の半径方向距離に等しい。

第２スリーブ２１の高さは、１．５　ｔａ以下になるよ
うに選択するのが好ましい。第２スリーブ２１の上端部
は、ホットコレクタ７内のナトリウムの高レベル１４ａ
より１０ｃ＋ｎのオーダの距離だけ低い位置に配置する
のが好ましい。

本発明は、以上説明した実施例に限定されるものではな
い。

従って、内部シェル６の上部の温度勾配を制限する環状
包囲体２０について、上記以外の寸法及び実施例を考え
ることができる。

液体ナトリウム中に浸漬されておりかつナトリウムが流
れることができる例えば環状空間を形成している幾つか
の同心状スリーブで内部シェルが構成されている場合に
は、これらのスリーブの全て又は幾つかに環状包囲体を
形成し、スリーブの上部を成る量のナトリウムと接触さ
せて、対応するスリーブの上部に生じる温度勾配を制限
するように構成することもできる。

本発明は、液体ナトリウム冷却型の原子炉に制限される
ものではな（、液体金属で冷却されるあらゆる形式の原
子炉に適用することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、高速中性子炉の主容器及びその内部構造を通
る垂直平面で断面した全体的断面図である。 第２図は、本発明による原子炉の内部シェルの上方の周
囲部の拡大断面図である。 第３ａ図及び第３ｂ図は、従来技術による原子炉の内部
シェルの円筒状スリーブの上部の概略図であり、原子炉
が異なる運転段階にあるところを示すものである。 第４図は、原子炉の２つの異なる運転段階について、第
３ａ図及び第３ｂ図に示した内部シェルの上部における
温度変化を、液体ナトリウムのレベルの関数として示す
グラフである。 第５ａ図、第５ｂ図、第５ｃ図、第５ｄ図及び第５ｅ図
は、原子炉の種々の運転段階についての、本発明による
内部シェルの上部の状態を示す概略図である。 第６図は、原子炉の異なる運転段階について、第５ａ図
〜第５ｅ図に示した内部シェルの上部における軸線方向
の温度変化を示すグラフである。 第７図は、本発明による内部シェルの上部の断面図であ
り、環状包囲体の中実ベースが内部シェルの補強体を構
成しているところを示すものである。 ・・・コールドコレクタ、　　９・・・内部シェルの肩
部、Ｏ・・・内部シェルのスリーブ、 ４・・・液体ナトリウムの自由レベル、４ａ・・・高レ
ベル、　　　１４ｂ・・・低レベル、６・・・流出装置
、　　　　　１８・・・環状コレクタ、０・・・包囲体
、　　　　　２１・・・第２スリーブ、２．２２′・・
・ベース。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 （１）高速中性子炉を冷却する液体金属を包囲する主容
   器（１）を有しており、前記液体金属の上方の自由レベ
   ルは、前記炉の通常運転中に、内部シェル内において、
   一方を高レベル（１４ａ）、他方を低レベル（１４ｂ）
   と呼ぶ２つの限定位置の間で移動でき、前記内部シェル
   （６）が垂直軸線を備えた少なくとも１つの円筒状スリ
   ーブ（１０）を有しており、該円筒状スリーブ（１０）
   の頂部は前記主容器（１）内の液体金属の前記高レベル
   （１４ａ）より高い位置に配置されており、前記内部シ
   ェル（６）の円筒状スリーブ（１０）の内周部には環状
   の包囲体（２０）が設けられており、該包囲体（２０）
   はその頂部が上方に開放しており、かつ前記包囲体（２
   ０）が、前記円筒状スリーブ（１０）内で実質的に同心
   状に配置された第２スリーブ（２１）と、前記液体金属
   の前記低レベル（１４ｂ）より低い位置において前記第
   ２スリーブ（２１）の下端部及び前記内部シェル（６）
   の前記円筒状スリーブ（１０）の内面に固定された環状
   のベース（２２）とにより形成されている高速中性子炉
   の内部シェルにおいて、前記第２スリーブ（２１）の上
   端部が前記液体金属の前記高レベル（１４ａ）よりも低
   い位置に配置されていることを特徴とする高速中性子炉
   の内部シェル。 （２）前記環状のベース（２２）がかなりの厚さを有す
   る中実材料で作られていて、前記内部シェル（６）の円
   筒状スリーブ（１０）の補強体を形成し、地震による応
   力の作用を制限するように構成されていることを特徴と
   する請求項１に記載の高速中性子炉の内部シェル。 （３）前記環状の包囲体（２０）が、前記内部シェル（
   ６）の円筒状スリーブ（１０）の半径方向に約１０ｃｍ
   の幅と、前記円筒状スリーブ（１０）の軸線方向に約１
   ．５ｍの高さとを有していることを特徴とする請求項１
   又は２に記載の高速中性子炉の内部シェル。（４）前記
   環状の包囲体（２０）の前記第２スリーブ（２１）の上
   端部が、前記液体金属の前記高レベル（１４ａ）より約
   １０ｃｍ下の位置に配置されていることを特徴とする請
   求項３に記載の高速中性子炉の内部シェル。 （５）前記環状の包囲体（２０）前記第２スリーブ（２
   １）が、約１．５ｃｍの厚さを有するシートで作られて
   いることを特徴とする請求項３又は４に記載の高速中性
   子炉の内部シェル。