JPH0322598B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は液体金属で冷却される新しいタイプの
原子炉に関するものであり、より具体的にはその
ような原子炉の一次回路のための新しい構造に関
するものである。

周知の態様において、一般にはナトリウムであ
る液体金属で冷却された原子炉はその核分裂性心
からの熱を抽出する１つ又はそれ以上の液体ナト
リウムによる一次（プライマリ）熱移送回路を有
している。かくてこの各一次熱移送回路は前記熱
を、前記一次熱移送回路と１つ又はそれ以上の液
体ナトリウムによる中間又は二次熱移送回路との
間に配置された１つ又はそれ以上の熱交換器へと
移送せしめる。各中間回路は蒸気発生器へ熱を供
給しており、当該発生器の二次流体は水であり、
この水は気化した後発電機を作動させる。

前記二次ナトリウム回路を省略しようとする変
更例が提案されている。この場合には、一次回路
のナトリウムは直接１つ又はそれ以上の蒸気発生
器の一次回路へと供給される。

本発明は前述の２つの例のいづれかに適用可能
である。この点に関して本明細書の残り全体を通
して「熱交換器」なる用語は第１の例の一次及び
二次回路間における熱交換器か第２の例における
一次回路と水／蒸気回路間に用いる特殊なタイプ
の熱交換器を構成する蒸気発生器を意味するもの
とする。

次に液体ナトリウムで冷却される原子炉の一次
回路の構造のみを考えると、当業界の現状におい
ては、それぞれ「集積型回路」及び「ループ型回
路」と一般に呼ばれる２つのタイプの一次回路の
区別が行なわれている。

一次熱移送回路が集積型タイプのものである時
には、全一次回路は主容器と呼ばれる容器内に収
納されており、当該容器はスラブによつてシール
されており、大気圧よりもわずかに高い圧力に維
持されたアルゴンのような中性ガスの雰囲気をか
ぶせたナトリウムによつてほとんど完全に充満さ
れている。

主容器内においてホツトコレクタとコールドコ
レクタを画成している、内側容器と呼ばれる容器
内に配置された炉心に加えて、一次回路を構成す
る全機器類特に一次循環ポンプ及び交換器は前記
容器内に含まれたナトリウムによつて永久的に沈
潜させられている。

このような集積回路の構造は幾つかの利点、特
に安全の面からの利点を提供する。というのもこ
の構造によれば放射性物質をうまく閉込められる
し、熱的慣性が大きいし、液圧作動が比較的単純
だからである。しかしながら、この構造は投資額
が大きくなることに通ずる幾つかの欠点を有して
いる。

これらの欠点の幾つかを下記に列挙する。

主容器内にはデツトスペースが存在しており、
これは確かに熱的慣性を増大させるのには役立つ
が一方においてコストを増大させてしまう。

製作及び組立て過程はきわめて面倒なものとな
る。というのは個々の部品を順次組合せていくこ
とが必要なために、ある部品の製作遅れが発生す
るとこの遅れが全組立てにはね返り、この困難を
解消するのはとても困難になるからである。

一般的に言つて容器内にはナトリウムの案内部
材乃至配管類が殆んど存在しないので、困難な熱
液圧問題が発生する可能性がある。その結果機械
的挙動上の問題が発生し、その解決のため特別に
高価な熱的バツフルを装着する必要性が出てく
る。

主容器の幾何学的寸法を厳密に最適化すること
は極めて困難である。何故ならば、この最適化は
炉心又は一次容器の全体の寸法やポンプ及び熱交
換器の径、数あるいは質量といつた幾つかの因子
に依存するからである。かくて、炉心又は一次容
器にあてられるスペースが良好に利用し得ないこ
とよりデツトスペースが生まれてくる。

熱交換器（以下、単に「交換器」ともいう）の
圧力低下のため反応作動中において一次容器内の
ナトリウムレベルが上昇し、これがナトリウム下
にある燃料を取扱うのに必要とされる炉心上方の
ナトリウム高さに加算されることになり、主容器
の高さが増大する。このためシーリングスラブ上
に懸架される機器類（交換器、ポンプ、炉心計器
カバー、取扱い装置、制御棒等）全ての長さを増
大させる必要が生じ、更に原子炉のコストを増大
させることになる。

一次交換器の寸法をある限度内におさめること
は特に当該寸法が幾つかの相反する必要条件を満
足しなければならないので特に困難であり、従つ
て高価なことになる。かくて、前述したように、
一次回路内における圧力低下は主容器の高さには
ね返つてくるので出来るだけ小さな値（実際上は
約２ｍナトリウム柱に限定される）に維持しなけ
ればならない。一方一次回路の長さも又容器の高
さと関連しており、その直径も又主容器の直径が
過度に大きくならないようにするため出来るだけ
小さくなくてはならない。圧力低下が限定される
ために交換器の外側フエルール内における一次ナ
トリウムの速度を減少させねばならず、このこと
はチユーブを互いに離すことになりバツフルを使
えなくするということに通ずる。かくてナトリウ
ムの熱伝達特性は良好であるにもかかわらずこの
構造においては効率が減少してしまう。更には、
交換器内の一次ナトリウムの流れが遅く、圧力低
下が低いので、ナトリウムの供給は一様とはなら
ず、そのため機械的挙動を決定付ける種々のチユ
ーブの出口温度は出口の位置により大幅に異なつ
てしまう。全てのこれらの効果が重なつて交換器
のコストが増大してしまう。

また自由表面を備えた機械式ポンプは前述の理
由及び特別の理由によりとても高価な部品となつ
てしまう。これらの特別の理由には、キヤビテー
シヨンを防止するために最小限の絶対吸入圧力が
必要とされ、このことが低回転速度及び大径イン
ペラのポンプに通ずるという事実が含まれる。従
つてポンプは重くなり、高価なものとなる。

二次ループが偶然故障して相対応する中間交換
器内における一次ナトリウムの循環が中断された
場合には、原子炉を減少した動力で作動させるた
め、当該交換器の吸入ポートをシールするための
複雑かつ高価なシステムが必要とされる。

このタイプの原子炉は前述した中間回路を省略
するのには特に適したものではない。理由は蒸気
発生器を原子炉容器内に組み込むのは、特に発生
器が中間熱交換器よりもずつと大きいため、困難
であるということである。

集積型原子炉の変形例においてはそれ自体数々
の利点を備えている円筒状の一次容器を用いると
いう考慮がなされている。しかしながら、一次容
器の形状を円筒状にすると、容器と交換器の間の
液圧接続が複雑化するばかりでなく、交換器の構
造も複雑となる。これらの不具合のため、特にコ
ストの減少という観点から見た時この変形例にお
ける本質的利点は明らかに減少してしまう。

いわゆるループタイプの、液体金属で冷却され
る原子炉においては、一次循環ポンプに設けた中
間交換器のような部品は主原子炉容器の外側に配
置されており、当該容器と閉鎖ループをなす接続
パイプを介して導通している。そのような構造に
は、具体的には前記集積型回路と関連する幾つか
の問題点例えば部品が密に閉込められているとい
うことや構造が複雑で、組立ても面倒になるとい
う問題点を解消乃至減少する利点が存在する。し
かしながら、これらの利点は他のしばしば深刻と
なる欠点によつて打消されてしまい、ループ構造
が集積型構造にくらべてコスト低減の特徴を備え
ているということには決してならない。これらの
欠点の幾つかを下記に列挙しておく。

まず大径パイプの長く、複雑な網目を構築し、
これらにダブルジヤケツトを装備させる必要があ
り、当該ジヤケツトには（地震のような）ある種
の応力が作用するという決定的制限条件が課せら
れる。

原子炉容器の体積が小さいことを考えると、設
備稼動停止の際シーリングスラブを浸漬せしめた
り、炉心を過度に露出せしめることを不要とする
ためには、ポンプ及び交換器のみならずそれらの
接続パイプをも同一の水平面直近内に配設してや
る必要がある。かくて、作動時においては、２つ
又は３つの直結貯蔵器即ち原子炉容器、ポンプ及
び（それが自由表面を備えているならば）任意付
加的には交換器内のガスレベル及び圧力を規制す
る必要がある。前述の制御操作は液圧作動条件が
変化するたびに実施されなければならない。

そのような原子炉は自由表面からのガス気泡を
取込んだり、当該気泡を炉心内に噴射させるとい
う特に深刻な熱及び中性子現象の発生の危険性か
ら決して逃げられるものではない。

それぞれ炉心の出口及び入口において主容器内
に画成されるホツト及びコールドコレクタの体積
が極めて小さいために、集積型原子炉の場合より
もはるかに深刻な熱的シヨツクが発生し得る。安
全性の観点からはそう満足すべきではないが、代
替手段として熱的遷移現象が発生した際にはポン
プを強制的に減速させることがある。

一次回路の高圧力部分（ポンプ及び交換器の相
対的位置の関数として表わした、ポンプ−炉心接
続部又はポンプ−交換器−炉心接続部）は集積型
原子炉の場合の如く二重に閉込められていないの
で、もしも破損が回路のこの部分内に発生した場
合には、ダブルエンベロプ構造にもかかわらず結
果は極めて有害なものとなる。

ポンプ及び交換器のそれぞれの位置を選択した
所で完全に満足すべき解は提供されない。かく
て、もしもポンプが回路のコールド分岐点上に位
置し、直接炉心内に送給を行なつている場合に
は、炉及び交換器の頂部を加圧してポンプに対
し、少なくとも大気圧に等しいカバーガスの圧力
を維持せしめることが必要であり、これは問題を
発生させる。しかしながら、もしもポンプがホツ
ト分岐点に配置されている場合には当該ポンプは
ずつと高い温度にさらされ、ポンプのコストは特
に機械的設計条件がシビアになり、構造材料の選
択が限定されるために増大してしまう。更には、
第２のケースにおいては、炉の頂部は大気圧に近
い圧力にして、ポンプと同様の圧力にすることが
可能ではあるが、交換器は高圧力（約10バール）
下にある。何故ならば直接ポンプ送給の場合には
当該交換器は交換器と炉心の両者の圧力低下の和
を表わす圧力にさらされているからである。

一次交換器内の圧力が高いということは、もし
も交換器の交換表面に破損した際二次ナトリウム
が一次ナトリウムに進入し、その逆は発生しない
ことを保証しなければならないとすれば、やはり
二次回路にはね返りが出てくる。そのような作動
圧力が交換器に存在するということは交換器を含
む一次及び二次ループ両者の機械的寸法並びにコ
ストにはね返つてくる。このはね返りのためナト
リウムが漏洩するという危険性が増大し、両ルー
プは（シート状ではなく噴霧化されたナトリウム
が燃焼するという）危険なものとなる。

もしも二次ループが得られない場合には、対応
する一次ループを絶縁する必要があり、その結果
大径のナトリウム弁の使用が必要となつてくる。
このような弁は特に高価であり、これを不用意に
作動させたり、ブロツクさせたりすると炉心内の
流れが部分的に又は完全に停止する危険が生ず
る。更には、一次ループが作動停止するとポンプ
も又停止してしまうが、このようなことは集積型
システムにおいては発生しない。

炉が停止した時に冷却作用を発生させるのは困
難である。というのはその際には液圧回路は種々
の理由により炉停止時にこわれてしまつている可
能性のある外部ループを使用するか、又は炉容器
の内側内で閉じなければならないが、このことは
容器の寸法が小さいので比較的複雑な仕事とな
る。

二次ループが省略されているループ型炉及びそ
の変形例においては、ポンプを蒸気発生器に組み
込んでいる。一次回路にも考慮を払わねばならな
い。しかしながら、そのような構造はコンパクト
さを増大し、パイプの長さを減少させるものの、
炉の頂部を加圧する必要があるとか、ポンプが吸
引される場合には絶対圧力値が低くなるとか、二
重に閉込められていない高圧力パイピングシステ
ムが存在するといつた数々の欠点を有している。

（発明の目的） 本発明の目的は、前記「集積型回路」を有する
原子炉と比較して、 (1) 主容器の直径と高さを減少し、 (2) 制御棒、炉心計器カバー、及び燃料取扱い装
置の高さを減少し、 (3) 集積型回路を有する原子炉においては主容器
と、主容器内に配置されている一次容器とにそ
れぞれ必然的に備えなければならぬ、高価な熱
バツフア及び複雑な冷却装置を除去し、 これらによつて、原子炉の製作費を減少させる
ことである。

本発明の次の目的は、前記「ループ型回路」を
有する原子炉と比較して、 (a) 一次回路からの漏洩が生じないように一次回
路の破損の危険を減少し、 (b) パイプ類の長さを減少するとともに、圧力及
びレベルの制御を無しで済ませ得るようにし
て、原子炉の製作費を減少させることである。

（目的を達成させるための構成） 本発明は、液体金属によつて冷却される原子炉
であつて、シーリングスラブによつてシールされ
た主容器を有し、この主容器は不活性カバーガス
によつて覆われている液体金属を収納しており、
炉心は前記主容器内に組み込まれた一次容器内に
配置されていて、前記炉心からの出口において前
記一次容器が前記液体金属のためのホツトコレク
タを構成するとともに、前記主容器と前記一次容
器との間に画成された空間が前記液体金属のため
のコールドコレクタを構成するようになつてお
り、また、前記主容器内に配置された少なくとも
幾つかの一次ポンプの作用のもとで、前記ホツト
コレクタ内に含まれる液体金属が供給される少な
くとも１つの熱交換器を有し、前記熱交換器は前
記シーリングスラブのレベルより上方のレベルに
おいて前記主容器の外側に配置され且つ少なくと
も１つの吸入パイプによつて前記ホツトコレクタ
に連通するとともに少なくとも１つの放出パイプ
によつて前記コールドコレクタに連通していて、
前記熱交換器、前記吸入パイプ、及び前記放出パ
イプ内の液体金属を重力の作用下で前記主容器内
へ排出して空にすることが可能であるようにされ
ており、前記熱交換器の上側部分は、通常の作動
条件下においては閉じている少なくとも１つの弁
が配設されている少なくとも１つのガス圧釣合せ
パイプを介して前記主容器の前記カバーガスによ
つて充満されており、前記主容器の前記カバーガ
スは前記熱交換器が液体金属で充満されるように
加圧されており、前記弁を開くと前記熱交換器、
前記吸入パイプ、及び前記放出パイプ内の液体金
属を前記主容器内へ排出して空にするように制御
できるようになつていることを特徴とする。

（発明の作用及び効果） 主容器及びこの主容器内に配置される制御棒、
炉心計器カバー、及び燃料取扱い装置の高さを減
少させ得る理由は、本発明においては、一次ポン
プが作動していない時、主容器内の液体金属は最
大レベル（N₄）になるからである。これに対し
て、集積型回路を有する原子炉においては、一次
ポンプが作動している時、主容器内の液体金属の
レベルが最大レベルとなるようになつているので
ある。それは、熱交換器内の圧力降下があるため
に、主容器内に配置されている熱交換器に液体金
属を流している時、主容器内に配置されている一
次容器内の液体金属のレベルは上昇しなければな
らないからである。

集積型回路を有する原子炉において、主容器と
一次容器とにそれぞれ備えねばならぬ熱バツフア
及び冷却装置は、本発明においては無しで済ませ
得るのであつて、その理由は、一次ポンプが作動
している時における、一次容器と主容器との間に
ある液体金属のレベル（N₁）が極めて低いから
である。ここで、主容器の冷却は、液体金属を覆
つているカバーガスによつてなされ得るのであ
る。そして、このカバーガスは一次容器内の液体
金属にも接触している。

次に、ループ型回路を有する原子炉と比較し
て、本発明においては、一次回路の破損と漏洩の
危険は極めて減少される。何故ならば、本発明に
おいては、一次回路の高圧の部分は極めて短かく
なり、主容器内に二重に封じ込められているから
である。一方、主容器の外部にある回路の部分
は、極めて低圧であつて、その理由は、その部分
が一次ポンプより上流に位置しているからであ
る。

かくて、ループ型回路を有している原子炉にお
いては、熱交換器が破損した場合に一次冷却液が
二次冷却液内に浸入しないように、一次回路の熱
交換器内の圧力に対して二次回路内をより高圧に
加圧しておくことが不可欠のことであつたのであ
るが、本発明においては、前述したごとく一次回
路の熱交換器内の圧力はもともと極めて低くなつ
ているから、そのような配慮は必要でなくなり、
従つて原子炉の製作費を低減し得るのである。

これを要約するに、本発明は集積型回路とルー
プ型回路との有利な点を取り入れ、それぞれの不
都合な点を除去して、全体の大きさが小さく、製
造コストが低減でき、そして一次回路からの冷却
液の漏洩の危険を減少させ、この危険に対処する
ために具備しなければならない装置を無しで済ま
せ得ることによつても製造コストを低減させたの
である。

そして、かような利点をもたらすための構成の
骨子は、熱交換器の装着位置、弁付のガス圧釣合
せパイプの配設、カバーガスの配備などに存する
のである。

（実施例） 以下付図を参照して本発明のより具体的な説明
を行なう。

第１図において図式的に例示されているよう
に、本発明に係る原子炉は液体金属で冷却された
集積型炉と同様の態様において、安全容器１２に
よつて外部が完全にならい被覆されている主容器
１０を有しており、容器１０及び１２はシーリン
グスラブ１４によつてシールされている。尚スラ
ブ１４は図示の変更例においても前記容器を支持
している。容器１０及び１２は好ましくは対称円
筒形状をなしており、容器１０はまた周知の態様
で容器１０の底部における炉床１６を支持してい
る。なお炉床１６はサポート１８を介して炉心２
０を支持している。炉心２０は周知の液体金属冷
却式原子炉と同様の態様で核分裂組立体、親物質
組立体及び中性子組立体を含んでいる。

炉心２０は図示の実施例においては円筒状であ
る内部容器即ち一次（プライマリ）容器２２内に
収納されている。一次容器２２は主容器１０内に
含まれたナトリウム２４を炉心直上に位置するホ
ツトコレクタ２６と、内側容器２２及び主容器１
０の間で画成された環状スペースによつて形成さ
れたコールドコレクタ２８とに分割している。周
知の態様の如く、炉心上方においてシーリングス
ラブ１４は炉心の計器力バー、燃料取扱い装置及
び図示せぬ制御棒を支持する１つ又はそれ以上の
回転プラグ３０によつてシールされた開口を備え
ている。図示の変更例においては床１６によつて
支持されている内側容器２２はその上側端部にお
いて、スラブ１４よりある距離下方に位置する自
由エツジ３２を画成している。

集積型炉の場合と同様にして、スラブ１４は第
１図においては１つだけを図示してある複数個の
ポンプ３４を支持している。ポンプ３４は内側容
器２２及び主容器１０の間において画成されたス
ペース内に配設されており、第１図に示された変
更例においては液体ナトリウム２８内に浸漬され
ている。前記ポンプは任意の周知のタイプのポン
プによつて構成することが可能であり、特に底部
又は頂部から吸引する型式の機械式ポンプによつ
て構成することが可能である。各ポンプ３４はコ
レクタ２８内に含まれる低温液体ナトリウムを吸
引チユーブ３６によつて除去しており、当該チユ
ーブの下側部分はナトリウム２４内に浸漬されて
いる。ナトリウムはサポート部材１８に供給され
ており、これはシーリング装置４０を経て内側容
器２２を横切つている送給チユーブ３８によつて
炉心２０へも供給されている。

本発明によれば、第１図の炉と一体型炉と異な
る点は、熱交換器４２が主容器１０の外側に配置
されているということで、より具体的には完全に
スラブ１４の上方に配置されているということで
ある。任意のタイプのものとすることが出来るこ
れらの熱交換器はホツトコレクタ２６からの一次
（プライマリ）ナトリウムを吸入チユーブ４４に
よつて収納している。チユーブ４４はホツトコレ
クタ２６内に浸漬されており、シーリング装置４
６を介してスラブ１４を横切り、スラブの上方に
ある交換器４２の外側フエルールへと進入してい
る。熱交換器４２内において前記一次ナトリウム
はそれがもつている熱量を、交換器４２が中間交
換器を構成している場合には二次（セカンダリ）
ナトリウムへと放出し、交換器４２が蒸気発生装
置を構成している場合には水／蒸気回路の水へと
放出する。

吸入ポート５２及び放出ポート５４の間に設け
られた一群のチユーブ内において前記二次ナトリ
ウム又は水は底部から頂部へと周知の態様で循環
させられている。冷却された一次ナトリウムは次
に排出チユーブ４８によつてコールドコレクタ２
８へと通過させられる。前記チユーブ４８はシー
リング装置５０を経てスラブ１４を横切り交換器
４２の外側フエルールの下側部分へと延びた後コ
レクタ２８内へと飛び込んでいる。

ガス圧力釣合せパイプ５６は主容器１０内のナ
トリウム２４上に懸架している不活性カバーガス
５８即ち頂部をナトリウム上における交換器４２
の各々の上側部分内に画成された不活性ガスポケ
ツト乃至カバー６０と連結している。図示せぬ変
更例においては、各交換器４２の不活性ガスポケ
ツト６０は交換器とは独立し、上部地点において
ドレーン又はベントとして作用する短チユーブに
よつて交換器に接続された貯蔵器により構成する
ことが出来る。チユーブ５６は通常１つ又はそれ
以上の弁６２によつてシールされている。チユー
ブ６４は各熱交換器６２の弁６２とカバー６０の
間においてチユーブ５６内に進入するか又は直接
カバー６０内に進入している。こうすることによ
り、適当な弁６６を用いて通常アルゴンによつて
形成される被覆ガスの進入を許容したりしなかつ
たりすることが可能となる。

ポンプ３４が停止した場合においても各交換器
４２内のナトリウムの自由レベルN₃を保証して
やるために、弁６２は通常閉じられており、原子
炉カバーガス５８と交換器のガスポケツト６０の
間にはガス圧力差が生じている。

この圧力差は交換器内のナトリウムレベルN₃
と主容器内のナトリウム基準レベルN₀との間の
ポンプ停止時におけるナトリウムのレベル差と正
確に釣合つている。かくて、もしも交換器のガス
ポケツト６０の圧力が一般にそうであるように大
気圧に近く好ましくは大気圧よりわずかに高い場
合には、原子炉ガスカバー５８の圧力は大気圧よ
りもわずかに高くなければならない（例えば自由
レベルN₃及びN₀の間の変動の関数に関して1.5〜
２バール高くなければならない）。更には、第１
図からわかるように、自由レベルN₀は内側容器
２２の上側エツジ３２のレベル従つてシーリング
スラブ１４のレベルよりも著しく低い。このよう
にN₀レベルが低いということは、一方において、
ポンプ３４が作動している時にホツトコレクタ２
６内のナトリウムレベルが上昇することに対する
許容性を与えており、他方においては主容器１０
において以下示すように原子炉が故障した際プラ
イマリ回路から全てのナトリウムがあふれ出た場
合でも十分な自由体積を与えている。

かくてポンプ３４の始動の間、ホツトコレクタ
２６及びコールドコレクタ２８内におけるナトリ
ウムの自由レベルは外側回路（交換器４２、吸入
チユーブ４４及び放出チユーブ４８）全体の圧力
低下のためにナトリウムの初期位置N₀から離れ
る。かくてホツトコレクタ２６内のナトリウムの
自由レベルN₂は前記基準レベルN₀よりも高くな
り、一方コールドコレクタ内のナトリウムの自由
レベルN₁は当該基準レベルよりも低下する。し
かしながら、前述したように、全てのポンプ３４
が作動している場合には交換器４２を部分的に短
絡する排出シートが発生するのを防止するため
に、ホツトコレクタ内のナトリウムレベルN₂は
一次容器２２のエツジ３２よりも下方にとどもつ
ている。逆にコールドコレクタ２８内のナトリウ
ムレベルN₁は各放出チユーブ３８の開口を十分
にナトリウム内に浸漬せしめて当該コレクタ内の
ナトリウムの自由表面が過度に撹拌されるのを防
止するためあまり低くてはならない。同一の理由
により、ポンプ３４が停止した際の容器１０内の
ナトリウムレベルN₀はもちろん炉心２０を完全
に浸漬せしめておくのに十分な高さでなければな
らないし、更に又ポンプ３４が始動されたり熱サ
イホン効果によりナトリウムが循環しようとした
際適正な循環効果を得るために各吸入チユーブ４
４の開口が十分に浸漬され得る高さになければな
らない。

ポンプ３４が始動されると交換器内のナトリウ
ムのレベルN₃が変動する傾向があることに注意
すべきである。このレベルを維持するためには各
交換器４２のガスポケツト６０からガスを除去す
るか噴射させる必要がある。しかしながら、チユ
ーブの圧力低下の許容値について言及すると、緩
速停止及び全負荷状態間におけるレベルN₃の変
化は極めてわずかである。従つてガスポケツト６
０に噴射又は除去すべきガス体積はループ炉の場
合と異なり低いものである。かくて、本発明に係
る原子炉のコールド及びホツトコレクタにおける
ナトリウムレベルN₁及びN₂の運動の自由度によ
れば交換器４２内のナトリウムの自由表面のレベ
ルN₃の自動規制が保証される。かくて、ポンプ
３４が作動状態から停止状態へと変化すると、ホ
ツトコレクタ２６内のナトリウムレベルN₂にお
ける自然低下により交換器内のナトリウムレベル
N₃の変動は減少する傾向にある。本発明に係る
第１の炉は従つてループ炉と異なり規制が容易で
ある。

更に、本発明に係る炉の交換器４２と炉心２０
の間におけるレベル差の存在により、ポンプが停
止した時自然対流により炉心が自然冷却されると
いうすぐれた状態が保証されることに注目すべき
である。かくて、炉心によつて構成される高温源
と各交換器によつて構成される低温源間のレベル
の差は周知の集積型又はループ型原子炉における
のよりずつと大きい。

本発明の別の特徴によれば、それぞれ主容器１
０及び交換器４２の外側にある吸入及び放出チユ
ーブ４４，４８の部品を構成する全ての外部回路
は重力の作用によつて主炉容器１０内へと中味を
移動させることが可能である。この特徴の故に、
全ての弁６２を同時に開口させることによつて外
部回路を主炉容器内へと完全に空にすることが可
能であり、こうすることにより不活性カバーガス
５８及び不活性ガスポケツト６０間には圧力バラ
ンスが再構築される。そのような空洞化はまた、
保守期間、燃料の取扱い又は水／蒸気回路が完全
に故障して通常の冷却手段が失われるような事故
に相当する原子炉の長期間にわたる停止が発生し
た時にも実施することが出来る。

外側回路を空洞化させる効果により主容器１０
内のナトリウムレベルは内側容器２２の自由エツ
ジ３２のレベル上方に位置するレベルN₄へと上
昇し、集積型原子炉の通常の作動の場合と同様主
容器内におけるナトリウムの循環作用が確立す
る。残留動力はかくて周知の如く炉停止時におけ
る炉冷却のためのナトリウム／ナトリウム交換器
を介して原子炉から除去される。これらの交換器
の構造は当業者には周知のものであり、特に集積
型炉に関して周知であるのでここでは詳細な説明
を省略する。第１図において、交換器６８はコー
ルドコレクタ２８内において原子炉の通常の作動
に相当するナトリウムレベルN₁下方に位置して
いるということだけを指摘するにとどめる。

かくて主容器内のナトリウムの循環はポンプ３
４によつて得ることが可能であり、当該ポンプは
一次容器のエツジ３２上方に排出シートを限定す
るためと、液圧回路の圧力損失が通常の作動時に
おけるそれとくらべて減少するという事実の故に
ゆるやかな速度で用いられる。故障時に炉を冷却
するのに必要な主容器１０内の液体ナトリウムの
流れは又ポンプ３４を介在させなくても熱サイホ
ン効果によつても発生することが出来る。このこ
とは集積型原子炉又はループ型原子炉の場合得る
ことの出来ない利点である。

主容器１０内のナトリウム下において燃料組立
体を取扱うことは外側回路を空にした後に行なう
が、これは主容器内のナトリウムレベルN₄を炉
心２０の上側面との間の距離が燃料組立体の高さ
よりも大きいことを必要とする。この燃料取扱い
作業は不活性カバーガス５８を脱圧させた後に行
なうことが出来る。一般的には密閉シーリングに
おける作業となるこの取扱い作業はかくて集積型
炉の場合と全く同様の好ましい状況のもとで行な
われる（低圧カバーガスを設けた大型のナトリウ
ム充填容器はナトリウムが大気中に噴射されるこ
とを防止する）。かくて余剰ガスは一次ナトリウ
ム貯蔵器内に部分的に貯蔵することが可能であ
り、当該貯蔵器はこの時点ではナトリウムを全く
含んでいない（第１図）。

主容器１０な穴があいて、容器１０及び１２の
間に画成されたスペースがナトリウムで充満され
た場合においてさえ、原子炉故障中の冷却を実施
可能ならしめるためには、ナトリウムレベルN₄
は可能な限りにおいて一次容器の上側エツジ３２
下方に低下するべきではない。しかしながら、こ
の条件はもしもこの目的のために一次容器１０内
に適当な開口が設けられ、当該開口が一次容器上
での放出無しにホツトコレクタ２６とコールドコ
レクタ２８を連結している場合には満足される必
要が無い（そのような図示せぬ開口は当業界にお
いて「ボンド」として知られている）。

周知の態様でループ型炉と接続されて、外側回
路即ち吸入チユーブ４４及び放出チユーブ４８の
外側部分並びに交換器４２の外側フエルールには
通常の作動状況において外側回路にナトリウムが
漏洩するのを防止するためダブルジヤケツト７０
が設けられている。

第１図の構造的変更例においては、このダブル
ジヤケツトによつて画成された環状スペースは好
適には容器１０及び１２間の間隙と連結されてい
る。この連結作用は低位置点を設けたり反転傾斜
を設けたりすることなく容易に得ることが出来
る。というのはこの状況が既に外部ナトリウム回
路に対して存在しているからである。従つて、外
部回路からの漏洩物は前記容器間の間隙内へと排
出され、主容器１０内の破損の結果ナトリウムレ
ベルN₄が低下するということにはならない。こ
の構造はループ型原子炉の如く、排出が不可能で
あり、状況がより過酷で従つてコストも高くなる
のにくらべて特に有利である。

交換器に対する現在考えられている特性、即ち
得られるナトリウム体積とか、チユーブの特性
（径及び長さ）とか種々のコンポーネントに対す
る圧力低下とか、炉心寸法とかを考えると、既存
の集積型原子炉を参照することにより、幾何学的
限定条件は本発明に係る原子炉において容易に見
出すことが出来る。本発明の場合交換器圧力低下
の選択幅はかえつて広がつており、集積型原子炉
の約２ｍナトリウム柱にくらべて増大させること
が可能である。このような状況下においては交換
器は寸法を決め、最適化させることがずつと容易
であり、コストも低減させることが出来る。更に
は、交換器の圧力低下が増大しても故障時におけ
る炉冷却条件には何らの効果も及ぼさない。とい
うのはこの場合交換器は回路から外されるからで
ある。

交換器４２の位置を上昇させることにより単に
相対応する弁６２を開口させるだけで１つ又はそ
れ以上の交換器を容易に隔離することが出来る。
このことはセカンダリループが得られないために
必要となろう。この作動は集積型原子炉における
交換器の吸入ポートのシーリング装置のように遠
隔操縦する必要のある装置とか、ループ型原子炉
において用いる必要のある大きなナトリウム弁の
如く複雑で高価な装置を用いる必要のある従来の
原子炉よりも実現がずつと容易である。本発明に
係る原子炉においては、１つ又はそれ以上の交換
器４２を空にするということは明らかにコールド
及びホツトコレクタにおけるナトリウムレベル
N₁及びN₂を上昇させることにつながる。しかし
ながら、前述の幾何学的限定条件によればその時
でも作動し続けている交換器４２を介して著しい
動力を抽出することを妨げるものではない。セカ
ンダリループの数が等しい場合には、本発明に係
る原子炉はこれらの状況下においても集積型又は
ループ型原子炉によつて供給可能な動力と等しい
動力を供給する。

本発明に係る原子炉においては、不活性カバー
ガス５８を加圧することによりポンプの回転速度
を増大させ、当該ポンプのインペラ径、並びに全
体としての平面上寸法特にスラブ１４のクロスメ
ンバの右方における寸法を減少させることが可能
である。ポンプ性能に対するこの改善効果はポン
プのコントロールシヤフト長さを増大させたこと
によるものではないのでポンプの単位原価におけ
る減少が得られる。

更には、ポンプは軽量であり、交換器はスラブ
によつて支持されていないので、当該スラブは集
積型原子炉の場合よりずつと少ない負荷が加わつ
ている。更にはその構造は部品を通過させるのに
より少ない数の大型断面穴を備えている。機械的
挙動を保証する構造物並びに任意選択的にはスラ
ブ１４の厚味が集積型システムにくらべて減少し
ているので、スラブのコストも減少している。

第２図は第１図の実施例の基本的特徴を備えた
本発明の別の実施例を図式的に例示している。こ
の図から明らかなように、停止時における原子炉
の冷却を行なうための交換器６８は好適には出来
るだけ高いレベルに配置するが、内側容器２２及
び主容器１０の間に画成された環状スペース内の
レベルN₄よりも低いレベルに配置するのが良い。
このように炉心２０（高温源）と交換器６８（低
温源）の間にレベル差があるようにすることで外
側回路が炉容器１０内へと空洞化された時に主炉
容器内に熱サイホン効果が形成され易くなる。こ
の特徴は停止時における炉冷の際の回路の圧力低
下の減少と相まつてポンプ３４を停止した後にお
いて熱サイホン効果により炉の冷却を行なうこと
を容易化ならしめている。正常な作動時において
は交換器を露出させておくこともこれにより可能
である、即ち交換器６８をコールドコレクタ２８
内のナトリウムレベルN₁上方に配置することが
可能となる。従つて交換器６８は不活性カバーガ
ス５８によつて熱的に絶縁されており、通常の熱
的遷移効果に対しても保護されている。

第２図の実施例は又外部回路のダブルジヤケツ
ト７０によつて画成されたスペース７２が不活性
カバーガス５８と直接接続されシーリング装置４
６及び５０（第１図）が不要とされている点にお
いて第１図の実施例と異なつている。この実施例
においては外部の一次ナトリウム回路が破損する
とガスが回路のナトリウム内に進入するが、液体
金属は回路の外部には漏れ出ないという特徴があ
る。かくて、それぞれ吸入及び放出チユーブ４４
及び４８内で循環するナトリウムの圧力よりも高
いガス圧力がスペース７２内には永久的に存在す
る。このようにガスが進入するということはナト
リウムを破損した外部回路から主容器１０内へと
自動的に追い出すという好ましい結果をもたら
す。

最後に、第２図の実施例は、ポンプ３４が通常
の作動においては露出している、即ち当該ポンプ
はコールドコレクタの液体ナトリウムレベルN₁
上方に位置しており、更にはポンプ停止時の対応
する基準レベルN₀よりも上方にさえ位置してい
るという点において第１図の実施例と異なつてい
る。ポンプ停止時においては各ポンプの吸入チユ
ーブ３６は第２図に例示された態様でコールドコ
レクタ２８内に含まれるナトリウム内に浸漬され
ている。そのようなポンプ３４の配列に特に適し
ている本発明の幾つかの二次的特徴は以下第４図
から第６図を参照して説明する。

本発明によれば、主容器１０の直径並びにシー
リングスラブ１４の直径は基本的にプライマリ容
器３２の径及びポンプ３４の径によつて決定され
る。かくて、集積型原子炉と比較すると、交換器
の全体的寸法は吸入及び放出チユーブ４４，４８
の全体寸法が小さくなつた分だけずつと小さくな
つている。従つて、主容器１０の径は顕著に減少
するとともに主容器１０並びに内側容器２２の間
のスペースの厚味も著しく小さくなつている。こ
れらの利点を完全に利用するために、第３図は直
径方向対称性を備えた本発明に係る原子炉の平面
図を図式的に例示している。この原子炉において
は円筒状の一次容器２２は円筒状の主容器１０の
軸線に関して変位させられており、３個のポンプ
３４（第３図参照）がともに一次容器２２と反対
側に置かれている。明らかに主容器１０の直径を
減少するこの構造によれば又、主容器の径を何ら
増大させることなくポンプ３４の寸法を増大させ
ることでポンプ３４の数を減少することが可能で
ある。従つて、原子炉のコストは顕著に減少す
る。第３図はまた４つの交換器４２並びにこれら
がそれぞれホツト及びコールドコレクタと導通し
ている吸入及び放出チユーブ４４，４８をも示し
ている。第３図からわかるように、交換器４２は
また原子炉の同一側上に整列させることが可能で
あり、これにより中間回路及び／又は水／蒸気チ
ユーブの長さを減少させることが可能となる。

本発明に係る原子炉の構造によればまた主容器
の高さのみならず、原子炉内に含まれる数々の部
品、特に制御棒、炉心計器類カバー及び燃料取扱
い装置（図示せず）の高さを減少させることが可
能となる。かくて、集積型原子炉の場合これらの
高さは交換器の圧力低下のために余分な高さが必
要となるのに対して、本発明の原子炉の場合には
この余分な高さは存在しない。というのは通常の
作動においてナトリウムが占めるN₀、N₁及びN₂
のレベルは取扱い作業において達成される最大の
ナトリウムレベルN₄よりも十分下方にあるから
である。

ポンプ３４のシヤフト長さを短かく出来るとい
う利点を十分に生かすためには、第２図と関連し
て指摘したように、当該ポンプをその外側表面に
ナトリウムを配すること無しに作動させることが
可能である。しかしながら、その場合レベルN₄
は最大になりスラブ１４に極めて接近するので、
ポンプ３４は取扱い操作の間浸漬されることにな
ろう。

図示せぬ第１の変更例においてはかくてポンプ
が停止時浸漬されるよう当該ポンプ３４を配設す
ることが可能である。即ち、交換器４２は充満さ
れ（容器内のナトリウムレベルN₀）ポンプ３４
は作動中露出され、コールドコレクタ２８内のナ
トリウムレベルN₁を上方に位置する。かくてポ
ンプ３４は自由表面と底部吸引口を備えた周知の
機械式ポンプとすることが可能である。これらの
ポンプの作動上の漏洩物（液圧軸受１９９におけ
る漏洩物、分解を容易にする間隙２００を経ての
漏洩物）はベント７４が用いられている限り、常
に送給圧に対するポンプ内側開口において露出さ
れる。かくてベント７４はまた前記漏洩物の外側
排出地点上方におけるオーバフロー（第１図及び
第２図）としても作用する。これらのベント７４
は漏洩物の外側排出地点を浸漬するナトリウムバ
ツフア（第２図の２０１）形成にも通じている。
かくて通常の作動においては外側カバーガスがポ
ンプの内側に向けて吸引されるというポンプ作動
にとつて有害な危険性は全くなく、代りに前記ガ
スは原子炉芯に向けて吸引される（熱及び中性子
効果）。もしもポンプ３４の１つが作動を停止し
たならば、作動を続けているポンプが停止ポンプ
の作動漏洩物の流れの方向を逆転させない十分な
圧力を誘起せしめる。ポンプ内のナトリウムバツ
フアの体積は明らかに、慣性に関してポンプの漸
進的停止時における遷移条件並びにこれに対応し
てコールドコレクタ内のナトリウムレベルがN₁
からN₀へと変位する際の遷移条件が考慮される
よう計算されなければならない。

第２図の実施例においてはポンプは停止時にお
いてさえ露出していて良い。当該ポンプは停止時
において部分的に又は完全にナトリウムレベル
N₀よりも上方に位置している。この形状の場合、
ポンプが停止すると機能的漏洩部浸漬バツフアは
漸進的に空洞化するので、ガスはポンプに進入す
ることが出来る。コールドコレクタ２８を炉心２
０に接続しているチユーブ３８上におけるポンプ
の最高地点位置を考慮すると、このことはガスポ
ケツトがポンプの右方に形成することに通じ、か
つまた自然対流によつて生ずる流れを含んだ流れ
を完全に遮断することに通じている。しかしなが
ら、この危険性は作動上の漏洩部浸漬バツフアに
主ポンプとは独立し、ゆるやかな流速を備えたポ
ンプによつて供給される上昇流を供給することか
らなる周知の手法を用いることによつて解消する
ことが出来る。この独立ポンプはナトリウム浄化
システム（コールドトラツプ）を提供する電磁ポ
ンプによつて形成することが出来る。

前記ポンプ３４はまた自由表面と頂部吸引口を
備えた周知のタイプの機械式ポンプによつて構成
することも可能である。底部吸引口を備えたポン
プの場合と同様にして前記ポンプは停止時浸漬さ
せても良いし、させなくても良い。もしもポンプ
の外側表面が浸漬されている場合には、あらゆる
点が集積型原子炉の場合と似てくる（このことは
底部吸引タイプのポンプを備えた第１図において
示されている）。逆に、もしもポンプの外側が露
出されている場合には、外部ガスはポンプの作動
中ポンプ中に進入する可能性がある。

この不具合を解消するために、第４図はポンプ
が作動している時に露出する頂部吸引口を備えた
機械式ポンプの特殊構造を示している。この図に
おいては、外部ポンプケースを同時に形成する吸
引チユーブ３６、ポンプ内に設けられた低温ナト
リウム吸引ポート７８、シヤフト８２によつて制
御されたロータ８０及び横方向のナトリウム送給
チユーブ３８が見られる。第４図の構造によれば
分岐パイプ８６の存在により、コントロールシヤ
フトを取囲むフエルール９０内でポンプ上方に形
成されたナトリウムバツフア８８にポンプ放出口
から除去された小さなナトリウム流れを供給する
ことが可能である。より具体的には、この小さな
ナトリウム流れは送給チユーブ３８内か又は直接
ポンプ出口にある主流れから除去される。

パイプ８６は作動漏洩部２００が通常の作動条
件下において十分浸漬されることを保証するため
にバツフア８８の自由表面が占めなければならな
い最低レベルN₀ ^*より上方のレベルにおいて分岐
しているのが好ましい。このレベルN₀ ^*は図示せ
ぬレベル測定針子によつて検出されるのが好適で
ある。底部吸引ポンプの場合と同様にして、パイ
プ８６の開口上方にはフエルール９０内にベント
７４が設けられている。これらのベントはバツフ
ア８８上方のガス圧と炉カバーガス５８内のガス
圧とをバランスさせている。これらのベント７４
の幾つかはまたフエルール９０内のナトリウムに
対するオーバフローとして作用している。

パイプ８６の開口をレベルN₀ ^*より上方に配置
することにより全てのポンプが同時に停止した場
合にバツフア８８が急激すぎる吸引を行なうこと
を防止することが可能である。もしも全てのポン
プが同時に停止しない場合には、バツフア８８内
に含まれるナトリウムは同時に作動漏洩部２００
及びチユーブ８６により同時に吸引される。一方
本図の状態ではチユーブ８６はカバーガスのみを
吸引する。更には、かくて吸引ガスが主チユーブ
３８に進入しないようにしてやるためには、タツ
プロを当該チユーブ３８上のチユーブ８６の上流
側でかつレベルN₀下方あるいは更にレベルN₁の
下方に配置して、遷移的作動条件下においても絶
対的保証が得られるようにするのが好ましい。か
くて、チユーブ８６によるカバーガスの吸引はナ
トリウムがチユーブ８６内においてレベルN₀迄
降下するという流体力学的平衡状態の発生に限定
される。

ポンプ３４がレベルN₀上方に配置される場合
には、ポンプが停止してしばらくするとナトリウ
ムバツフア８８が空になるという危険性がある。
かくすればカバーガスはポンプに進入し、前述し
た不具合が発生する。この不具合を解消するため
に、底部吸引ポンプに関して前述したようにチユ
ーブ９４によつてフエルール９０内に導入され
る、補助ポンプによるナトリウム流の押し上げと
いう周知の手法（第４図）を用いることが可能で
ある。また第５図において図式的に示される原子
炉に用いられている頂部吸引ポンプに特有のプロ
セスを用いることも可能である。このプロセスは
コールドコレクタ２８を通過させることなく交換
器４２を直接チユーブ９６を会してポンプ３４に
接続することからなつている。より具体的に言う
ならば、チユーブ９６は交換器の放出チユーブ４
８をポンプ３４の吸引ポート７８へと直接連結し
ており、チユーブ９６に沿つての高さのでつぱる
地点をなくしている。かくてチユーブ９６が吸入
チユーブ３６の代りをつとめており、この実施例
においてはチユーブ３６が省略されている。この
ような構造とすることにより、ポンプ３４に進入
するガス気泡はポンプに堆積することはなく、代
りに重力の作用によりチユーブ９６及びチユーブ
４８に沿つて上昇し、最終的に交換器４２の高位
置において脱ガスが行なわれる。かくて交換器高
地点に設けたレベル規制装置が当該高地点のレベ
ルN₃を低下させる傾向を補償させる。

最終的には、用いるポンプのタイプがなんであ
れ、主容器内のポンプレベルがなんであれ、もし
もガスポケツトを防止するための前述の装置が故
障するか、用いられない場合にも、弁６２を開口
することで外部回路を空洞化させることが依然と
して可能である。このため原子炉の停止時におけ
る完全に信頼性に富んだ冷却効果が得られる。外
部回路が空になる以前にガスポケツトがポンプ内
に発生した場合には、作動漏洩部２００（第１
図、第２図、第５図又は第６図）の開口中を泡立
つことで、空洞化後の再吸収（ナトリウムレベル
N₄が容器内に発生）が発生する可能性が急速に
高まる。

ポンプ３４が露出されている場合には、吸引チ
ユーブ３６がカバーガス５８によつて外側から浸
漬されている領域において当該チユーブが破損し
た時に、カバーガスがポンプ吸引の際偶然に進入
する危険性も生ずる。第６図は特に好適であるが
故に例として底部吸引ポンプを用いてこの不具合
を解消することを可能ならしめている特別な構造
を示している。この構造は吸引チユーブ３６をポ
ンプ３４の全高にわたつてポンプの送給チユーブ
３８内に配置し、通常の作動状態においてはコー
ルドコレクタ内のナトリウムレベルがN₁となる
ようにすることで成立つている。この構造の故
に、もしも内側吸引チユーブ３６内に破損が生じ
た場合にはカバリングガスの吸引は行なわれず、
代りに破損のためポンプ流の一部が発散するとい
う効果が得られる。もしも破損が外側送給チユー
ブ３８上において発生した場合には、通常の作動
状態におけるガスの進入は無い。というのはチユ
ーブ尾端が加圧ナトリウムを排出するからであ
る。

本発明の前述の利点に加えて、外部回路の圧力
低下が増大してナトリウムレベルN₁及びN₂間に
おける圧力差が生ずるという効果はホツトコレク
タ２６を画成している内側容器２２がカバリング
ガスによつて外側から浸漬されるということを保
証せしめるのに利用出来るということも又指摘さ
れる。このことはホツト及びコールドコレクタ間
の熱的勾配を制限するために集積型原子炉におい
て必然的に用いなければならない高価な熱バツフ
ルを無くすことになる。同時に、本発明によつて
許容されるレベルN₁とN₂間のレベル差の存在に
より、カバーガス５８は通常の作動において主容
器１０のかなりの高さを浸漬せしめることを可能
ならしめる。かくて、主容器は集積型原子炉にお
いて用いられる複雑な冷却システムを必要とする
ことなく、自然に熱的に絶縁され、従つて低温度
に維持される。

更には、本発明によれば、プライマリ回路の高
圧部分は短かく、集積型原子炉における如く主容
器内において二重に閉込められており、一方外部
回路部分はそれが高所にあるため（静圧効果）か
つまたポンプの上流側にあるため（圧力低下分布
効果）極めて低い圧力状態にある。これらの特徴
は特にループ型原子炉の特徴と比較した時有利な
ものである。というのは、ループ型原子炉におい
ては、かなりの長さの外部回路（これは通常交換
器を構成している）が直接ポンプの送給圧力（約
10バール）にさらされており、破損従つて漏洩の
危険性が増大しており、かつ又交換器に破損が発
生した場合放射能をおびた一次ナトリウムが二次
ナトリウム内に進入するのを防止するために、二
次回路を一次回路交換器内の圧力よりも（例えば
10バール）高い圧力に加圧する必要がある。

第７図は本発明に係る原子炉に用いる交換器の
構造上の変更例を示している。この交換器は主容
器１０の外側におけるチユーブの長さを更に制限
している。第７図は交換器の外側円筒状フエルー
ル９８と、（ナトリウム／ナトリウム交換器の場
合には）二次ナトリウムが循環しているチユーブ
束のチユーブ１０２が間に固定されている上側及
び下型チユーブプレート１００と、それぞれセカ
ンダナトリウムのための吸入及び放出コレクタ１
０４，１０６とを示している。この変更例におい
ては、チユーブ４４は交換器４２の底部から当該
交換器に進入し、フエルール９８内において上側
チユーブプレート１００の付近に開口するシヤフ
トを画成している。交換器４２内のチユーブ４４
のまわりには熱的バツフル１０８が配置されてい
るのが好ましい。冷却された一次ナトリウムは下
側チユーブプレート１００の直近に配置されたチ
ユーブ４８により通常の態様で排出される。吸入
チユーブ４４の一部を交換器内に配置することで
その長さのかなりの部分にわたつて当該チユーブ
にダブルジヤケツトを設けることが可能となる。

本発明に係る原子炉は主容器１０の直径が一次
容器２２の直径に近付いてくるにつれてより有利
になつてくるということが指摘される。この特徴
は一次容器２２の直径をずかに増大させ、炉心か
ら排出された放射性の燃料を一時的に貯蔵するた
めの自由スペースをそこに得るということのため
に利用することが出来る。この貯蔵によつて燃料
組立体の残留動力を十分な程度に減少させること
が可能となるので、同組立体はナトリウム下のも
とではなく直接ガス内にある状態で原子炉から除
去することが可能となる。更には、通常主容器と
は独立の高価なナトリウム中間貯蔵器を省略する
ことも可能となる。燃料を主容器とコンテナの間
で移送するのに通常関連のある積込み／除荷機械
もこの単純化から利益を受けることになる。

本発明によれば、中間ナトリウム回路をも省略
することが可能であるが、この省略は当業界の現
技術水準においては集積型原子炉の場合不可能で
あるということも指摘されるべきである。

本発明が例示の目的で前述した実施例にのみ限
定されるものではないことは明白である。かく
て、例えば第５図において、液体金属をホツトコ
レクタ２６から交換器４２へと搬送している吸入
チユーブ４４は直接プライマリ容器２２の側壁上
において分岐させることも可能である。

第２図、第３図、第５図、第６図及び第７図に
おいて簡明化の目的で説明し、グループ分けした
全ての変更例は本発明の範囲から離脱することな
く、単一で又は任意に組み合せることで実現する
ことが可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は液体金属で冷却された本発明に係る原
子炉の一次回路の第１の実施例の図式的断面図で
ある。第２図は本発明に係る原子炉の第２の実施
例を例示する第１図と同様の断面図であり、第１
図の実施例と異なつているのは一次循環ポンプの
配列と、原子炉停止時における熱交換器の位置
と、一次回路の主容器外側位置における第１のジ
ヤケツトに破損が生じた場合にナトリウムが回収
される態様とである。第３図は本発明に係る原子
炉の一次循環ポンプ及び交換器の特に好適な配置
を例示する図式的平面図である。第４図は本発明
に係る原子炉に用いるのが特に適している一次循
環ポンプの炉通常作動中の露出位置における大き
な尺度で描いた長手方向断面図である。第５図は
本発明の別の構造上の変形例を例示する第１図及
び第２図と同様の図式的断面図であり、当該変形
例は特に一次循環ポンプが通常の作動状態におい
て露出した時に交換器と一次循環ポンプとの間が
直接接続されることを保証する付加的分岐チユー
ブを備えている。第６図は本発明に係る原子炉に
用いることの出来る底部から吸入するポンプの図
式的断面図であり、当該ポンプは炉の通常の作動
中ナトリウムレベル上方に位置し、全域を送給チ
ユーブによつて取囲まれた吸入チユーブから供給
を受けている。第７図は特に本発明に係る原子炉
に用いるのに適している熱交換器の図式的断面図
であり、この交換器にはその底部から入り込み交
換器に組入れられたチユーブを介して一次ナトリ
ウムが供給されている。 １０：主容器、１４：シーリングスラブ、１
８：サポート部材、２０：炉心、２２：一次容
器、２６：ホツトコレクタ、２８：コールドコレ
クタ、３２：自由エツジ、３４：ポンプ、２８：
液体ナトリウム、３６：吸入チユーブ、３８：送
給チユーブ、４２：熱交換器、４４：吸入チユー
ブ、４８：放出チユーブ、５６：ガス圧釣合せパ
イプ、５８：不活性カバーガス、６０：不活性ガ
スポケツト、６２：弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 液体金属によつて冷却される原子炉であつ
   て、シーリングスラブによつてシールされた主容
   器を有し、この主容器は不活性カバーガスによつ
   て覆われている液体金属を収納しており、炉心は
   前記主容器内に組み込まれた一次容器内に配置さ
   れていて、前記炉心からの出口において前記一次
   容器が前記液体金属のためのホツトコレクタを構
   成するとともに、前記主容器と前記一次容器との
   間に画成された空間が前記液体金属のためのコー
   ルドコレクタを構成するようになつており、ま
   た、前記主容器内に配置された少なくとも幾つか
   の一次ポンプの作用のもとで、前記ホツトコレク
   タ内に含まれる液体金属が供給される少なくとも
   １つの熱交換器を有し、前記熱交換器は前記シー
   リングスラブのレベルより上方のレベルにおいて
   前記主容器の外側に配置され且つ少なくとも１つ
   の吸入パイプによつて前記ホツトコレクタに連通
   するとともに少なくとも１つの放出パイプによつ
   て前記コールドコレクタに連通していて、前記熱
   交換器、前記吸入パイプ、及び前記放出パイプ内
   の液体金属を重力の作用下で前記主容器へ排出し
   て空にすることが可能であるようにされており、
   前記熱交換器の上側部分は、通常の作動条件下に
   おいては閉じている少なくとも１つの弁が配設さ
   れている少なくとも１つのガス圧釣合せパイプを
   介して前記主容器の前記カバーガスによつて充満
   されており、前記主容器の前記カバーガスは前記
   熱交換器が液体金属で充満されるように加圧され
   ており、前記弁を開くと前記熱交換器、前記吸入
   パイプ、及び前記放出パイプ内の液体金属を前記
   主容器内へ排出して空にするように制御できるよ
   うになつていることを特徴とする原子炉。 ２ 特許請求の範囲第１項に記載の原子炉におい
   て、前記一次容器は前記熱交換器、前記吸入パイ
   プ、及び前記放出パイプが液体金属で充満された
   時に、前記ホツトコレクタ及び前記コールドコレ
   クタ内のそれぞれの液体金属レベル（N₂、N₁）
   より上方に位置する上側エツジを備えており、前
   記主容器内の液体金属レベルN₄は前記熱交換器
   が前記弁を開くことで空になつた時には前記上側
   エツジよりも上方にあり、かくて前記主容器内の
   液体金属は炉心を経て、次に前記一次容器の上側
   エツジの頂部を通過して、前記ホツトコレクタ及
   び前記コールドコレクタ間を循環することが許容
   されることを特徴とする原子炉。 ３ 特許請求の範囲第２項に記載の原子炉におい
   て、前記一次ポンプは前記コールドコレクタ内に
   配置されており、前記熱交換器、前記吸入パイ
   プ、及び前記放出パイプが液体金属で充満された
   時には前記コールドコレクタ内の液体金属レベル
   N₁より上方のレベルにあり、前記熱交換器、前
   記吸入パイプ、及び前記放出パイプが同時に空に
   なつた時には前記主容器内の液体金属レベルN₄
   よりも下方のレベルにあることを特徴とする原子
   炉。 ４ 特許請求の範囲第３項に記載の原子炉におい
   て、前記一次ポンプは前記コールドコレクタ内に
   含まれた液体金属内に浸漬された吸入パイプと、
   炉心を担持するサポート部材内に連通する送給チ
   ユーブとを備えていることを特徴とする原子炉。 ５ 特許請求の範囲第４項に記載の原子炉におい
   て、前記吸入チユーブは、前記熱交換器、前記吸
   入パイプ、及び前記放出パイプが液体金属によつ
   て充満され、且つ前記一次ポンプが作動している
   時に、前記一次ポンプと前記コールドコレクタ内
   の液体金属のレベルN₁との間の全長にわたつて
   前記送給チユーブ内に配置されていることを特徴
   とする原子炉。 ６ 特許請求の範囲第３項に記載の原子炉におい
   て、前記一次ポンプは、前記熱交換器の放出パイ
   プ内と連通する吸入パイプと、炉心を担持するサ
   ポート部材内に連通する送給チユーブとを備えて
   おり、前記吸入パイプは高くなつた地点を全く備
   えていないことを特徴とする原子炉。 ７ 特許請求の範囲第３項から第６項までのいづ
   れか１つの項に記載の原子炉において、前記一次
   ポンプは頂部吸入口を備えており、少なくとも１
   つの分岐チユーブが前記送給チユーブを前記一次
   ポンプの上側部分に連結せしめ、当該上側部分
   に、前記送給チユーブから少量の液体金属流れを
   除去することで液体金属バツフアを画成せしめて
   いることを特徴とする原子炉。 ８ 特許請求の範囲第７項に記載の原子炉におい
   て、前記分岐チユーブは前記一次ポンプ内に含ま
   れる液体金属バツフアの自由表面の最低レベル
   N₀ ^*より上方のレベルにおいて前記一次ポンプの
   上側部分に連通していることを特徴とする原子
   炉。 ９ 特許請求の範囲第７項又は第８項に記載の原
   子炉において、前記分岐チユーブは、前記熱交換
   器、前記吸入パイプ、及び前記放出パイプが液体
   金属で充満され、且つ前記一次ポンプが停止され
   た時に、前記主容器内の液体金属のレベルN₀よ
   りも下方のレベルにおいて前記送給チユーブに連
   通していることを特徴とする原子炉。