JPH03289594A - 原子炉用の支持体 - 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】 〔産業上の利用分野〕 この発明は、原子炉及び原Ｉ炉を支持する支持体に関す
る。特に、この発明は、容器内に炉心を有する液体金属
原子炉に関するこの容器は例えばポンプ及び熱交換器等
の熱水装置を有し個々に独立した衛星タンクに接続され
ている。

〔従来技術とその問題点〕

近年の原子炉の発達から原子炉には冷却６手段が要求さ
れ且つ設けられている。そしてこの冷却手段には様々の
種類の冷却材が試みられてきた。

従来、液体金属原子炉は水銀、液体す）　ＩＪウム、あ
るいは液体ナトリウムと液体カリウムとの混合液によっ
て冷却されている。

市場の原子力には２種類の基本的な液体金属原子炉が知
られている。これらの原子炉はル−プ型原子炉とプール
型原子炉であり、ル−プ型原子炉としては例えば米国の
ｒ　Ｆａｓｔ　Ｆｌｕｘ　Ｔｅ５ｔＲｅａｃｔｏｒ　ｊ
とｒ　Ｃ１１ｎｃｈ　Ｒｉｖｅｒ　Ｂｒｅｅｄｅｒ　Ｒ
ｅａｃｔｏｒＪとがあり、プール型原子炉としては例え
Ｃｉフランス国のｒ　Ｐｈｅｎｉｘ　Ｊがある。これら
の原子炉（こは、冷却材として液体ナトリウムが用０）
られている。

ループ型原子炉において、炉心、ポンプそして中間の熱
交換器が個別の容器内に配置され且つ互いにパイプによ
って接続されて０）る。液体ナトリウムは炉心から熱交
換器へポンプによって流され、更に炉心へ戻される。こ
の種の原子炉にはプール型原子炉のよう１こ原子炉内（
こ液体金属溜りはない。

一方、プール型原子炉は液体すｌ−’Ｊウムを収軸して
いる比較的大きな容器あるいはポ、ットを備え、この容
器内には炉心、中間熱交換器そして主循環ポンプが配置
されているうこの構成において、冷却用の液体ナトリウ
ムはポンプによって原子炉へ送られ、更に液体ナト°ノ
ウムは原子炉から温かい液体ナトリウムのプール（溜り
）内へ流れ、次にポンプへ導入される以前に冷たいナト
リウムのプールに放出される。

従来技術において、上述したループ型の原子炉では、中
間熱交換器とポンプとは補助容器内に収納されている。

そしてこの補助容器は同軸的なパイプを有する導管によ
って主原子炉容器に接続されている。

従来のループ型原子炉には、スナツバ、／＼ンガ、加熱
システム、絶縁体、検査手段、逆止弁そして流量計を含
む複雑なパイプの配管が要求されている。全体における
主なシステムは不活性雰囲気及び鋼が並べられたコンク
リートセル部分の内に収納されている。パイプシステム
において漏れが生じた際に、原子炉容器内の液体ナトリ
ウムの水準を安全な最小の水準に保持するために保護容
器あるいは壮イホンＷ、　ＩＲ器としｒ　；／）　ｆｍ
の手段が役けられている。

従来のプール型原子炉は組み立てが難しく、且つ主原子
炉容器の比較的限られた領域のために工学的な難しさが
ある。同、この主原子炉容器には炉心、中間熱交換器、
ポンプそして炉心遮蔽体とが設けられている。上述した
これらの容器には、品質管理の問題に伴って複雑な組み
立てとその組み立て工程とが要求される。プール型原子
炉の比較的込みいった内部にはほとんど設計上の柔軟性
がなく、ポンプ、熱交換器そしてこれらに関連する構造
においてこれらの設計上の折り合いが要求される。

プール型の概念によって具体化されるほとんどの主な冷
却材は通常ループ型のプラントよりも大きく、それゆえ
すべての崩壊の際の熱除去システムの故障に対する安全
のために、付加的なマージンが設けられている。スーペ
ー７．１ニツクスＩ　（５ｕｐｅｒｐｈｅｎｉｘ　Ｉ　
）において、安全局は原子炉容器のヘッドから主冷却材
が噴出状態を仮定してこ・）るから原子炉容器のヘッド
上の雰囲気のために分離された格納構造が設けられてい
る。容Ｓ（原子炉容器）の上方には封じ込め障壁として
作用する鋼製のカバーが設けられているが、このような
カバーは、設けるのに困難である。なぜならば、ヘッド
の寸法が比較的大きいことと、二次的な冷却材の回路用
に多くの貫通孔が要求されることと、そして主ポンプあ
るいは主熱交換器の管理及び修：」の際に除去すること
が要求されることとによるからである。プール型の設計
においては分離されγこ主セル、主セル不活性及び冷却
システム、そして主配管ハンガあるいはスナッバは要求
されない。更に、プール型原子炉は、通常のプールに接
続された多数のポンプのために、主回路内に第１作用逆
止弁が要求されないという長所と炉が閉じられいる間に
ポンプの急速なトリップが要求されないという操作上の
柔軟性とがある。

原子炉は、液体冷却材を炉心の領域から熱交換手段へ循
環させることによる水蒸気の発生に利用されている。原
子炉は、様々な種類の鋼及びコンクリート構造によって
支持されている。

従来の支持構造は、コンクリートそして／あるいは鋼製
の主と、炉の部品を分離する様々な壁と共に設けられて
いる筋カイとから組み立てられている。

従来の支持構造は組み立が困難であり、また地震用補強
材を備えている。地震用補強材はコンクリート構造、補
助スナッバ、ハンガ、そして緩衝器内に付加的な補強用
ロンドを備えている。これらの部材、則ちコンクリート
構造、補助スナッバ、ハンガ、そして緩衝器は組み立て
及び取り付けが高価であり、検査が困難であり、そして
地面での高い加速によって生じる圧迫による損傷から原
子炉の構造を守る能力に限界がある。

つまり従来の原子炉支持構造は、地震の力を原子炉容器
のような重−要な安全性に関係する部分に対してかなり
増巾させる構造である。

このことは、支持構造の固さに対する質量が支持されて
いる部分の範囲内での基本的な支持構造の振動に帰着し
ているためである。これは地震の力が支持構造によって
増巾され、支持されている部分に対する大きな地震の負
荷がかかることに帰着する。１つの解決方法は支持構造
。

システム、部品（部分）をそれらが地震に対する負荷が
調節できるように充分に強くすることである。他の方法
１ｉそれらの部品（部分）がすべての負荷吸収しないよ
うな形状に変えることである。

従来上述した両方の方法が用いられている。

上述した形状の変更は、重要な部分に柔軟性を備え、あ
るいは、各部の振動数が支持構造体の増巾された応答（
振動数に対する応答）と一致しないような基本振動数に
上述の各部を変え、あるいは原子炉支持構造の下方部を
埋め、あるいはエネルギー吸収装置を備えることである
。

エネルギー吸収装置はスナッバ、柔軟な継手。

あるいは地震用絶縁パッドを備えている。

液体金属原子炉の容器と配管とは、高温度の液体金属シ
ステムに関連した配管と薄い壁の容器とのために通常の
原子炉よりも地震の害に対して敏感である。従来の設計
において原子炉容器のような重要な容器に対する地震の
力を適当に制限する概念を支持構造に導入するのが困難
であった。最近の米国での市場性のある（１０００ＭＷ
ｅ以上）リープＷＬＭＦＢＲプラントにおける設計は、
敷地に対する原子炉容器の構造的支持システムによって
増幅される水平方向の地震の高い剪断変形力に帰着して
いる。上述の敷地は岩石型（土壌剪断波速度が３５００
ｆｔ／□、即ち１０６７ｍ／ｓｅｅ以上）の敷地である
。ループ型のプラントに対する研究では、得えられたプ
ラントの構造において地震に対する保護が必要な部分は
土壌に対する地震のための要件からはずれることが示さ
れている。この敷地は、土壌構造の相互作用の利益的効
果による堅くない土壌の性質（土壌剪断波速度２０００
　ｆｔ／ｗ　、即ち６０９　ｍ／ｓｅｅ以下）を肩して
いる。岩石型の堅い土壌（土壌剪断波速度が３５　Ｑ　
Ｑ　ｆｔ／ｗｃ　、即ち１０６７ｍ／！１ｅｃ以上）に
対しては地震の力を制限する択一的な設計方法がＡ査さ
れている。

米国においては、適当な土壌と地震の状態とを有ｒる敷
地に限定してプラントを設置することを考慮している。

フランスのｒＳｕｐｅｒｐｈｅｎｉｘ［ＬＭＲＢＲプー
ル型プラント型心ラントは原子炉容器に対する地震の力
を制限するための絶縁体の使用が考慮している。英国の
市場性のあるプール型プランｌ−（ＣＤＦＲ）において
は、原子炉容器に対する力を減じるために、下方から原
子炉容器支持だなまで原子炉容器支持構造を埋めている
（この埋め込みは垂直方向の応答に対して効果的ではな
い）。

上述したような埋め込みあるいは防震装置の使用は高価
であり且つ建設が困難である。適当な地震のレベルと土
壌の状態とに対する敷地の制限は、敷地をかなり制限す
るために好ましくない。

〔発明の概容〕

この発明による液体金属原子炉において主ポンプと熱交
換器とは分離された衛星タンクに配置され、衛星タンク
は上方及び下方の導管によって主原子炉容器に接続され
、その原子炉容器と衛星タンクとの距離は最少限にされ
て導管が接続されている。分離されている衛星タンクの
寸法は、異常な操作状態の際に瞬間的に生じる温度上昇
を抑制するのに充分な液体金属の量が供給される体積を
有する。

この発明によれば原子炉容器はプール型における原子炉
容器よりも小さく、更に、供給される液体金属が比較的
釜いために実質的に熱慣性を有するという効果がある。

ポンプと熱交換器とを有する衛星タンクは、１つのモジ
ュールとして組み立てられてもよく、複数のモジュール
は１つの原子炉と組み合わされて用いられてもよい。こ
の発明によれば、効率的に利用できるポンプと熱交換器
とを有するから柔軟性のある設計ができる。つまり、ポ
ンプと熱交換器とは、プール型原子炉の寸法によって強
いられる圧迫を受けることなく設計されている。

また、この発明は、原子炉に対して補強された１つのコ
ンクリート支持構造を備えている。

この支持構造は補強されたコンクリート基板と、補強さ
れた１つのコンクリートコアとを備えている。この補強
されたコンクリートコアは原子炉容器の設置及び支持の
ための空所が形成されている。更に地震から保護する必
要のある主要な部分を調節するために付加的な空所が形
成されてもよい。

地震の力を調節する形状に変えるため択一的な方法は機
械の基本設計に利用される構造力学と土壌力学（参考文
献１）の原則を利用することによって達成される。支持
構造が充分な堅さを有することによって、その共振動は
機械の共振動を充分に上まわり、振動のかなりの部分は
支持されている機械から伝達されない。構造体の基本振
動数の計算方法は参考文献２に示される。この発明は支
持体の設計において、前述した構造力学の原則をオリ用
している。この支持体は、支持された部分よりも高い基
本振動数を有し、支持された部分に対する地震による振
動力の大部分の増幅を効果的に抑制している。この発明
の実施列には、１０ヘルツより大きな水平方向の基本振
動数を有する補強された単一的なコンクリート構造が用
いられている。この支持体によって支持された主原子炉
容器は４ヘルツ乃至６ヘルツの範囲の水平方向の基本振
動数を肩している。

このように、支持体の部分あるいは支持体に支持された
部分と、システムと、内部構造とは地盤での地震の力の
増幅から絶縁することができる。単一的な基本振動数に
近い負荷のみが増幅するが、支持された部分の振動数は
支持体の振動数よりかなり低いから支持された部分に対
する増幅された地震の負荷の伝達は減少される。

この伝達が減少される範囲は基本振動数の関数であり、
解析によって決定される（参考文献１あるいは２）。こ
の解析は参考文献１及び２に記載された一般的な技術に
よって達成される。

同、参考文献１とは、ｒ　Ｖｉｂｒａｔｉｏｎｓ　ｏｆ
　５ｏｉｌｓＦｏｕｎｄａｔｉｏｎｓ　ｂｙ　Ｆ　、　
Ｅ　−Ｒｉｃｈａｒｔ　、　Ｔｌｒ、Ｊ、Ｒ＋Ｈａｌｌ
　Ｔｒ、ｊであり、参考文献２とは「ｌ）ｙｎａｍｉｃ
ｓｏｆ　５ｔｒｕｃｔｕｒｅｓ　、　ｂｙ　ＣＬｏｕｇ
ｈ　、　Ｒ，Ｗ、Ｐｅｎｚｉｅｎ　。

Ｊ、　ＭｃＧｒａｗ−Ｈ７１、１９７５、Ｊである。

この発明による補強された単一のコンクＩＪ　−ト構造
は防霧が必要な他の主要な容器と同様に原子力発電プラ
ントの原子炉を支持する手段が設けられている。一体的
な設計は、支持された容器に対する地震の力を本質的に
制限し、１つの支持構造は、従来の複数の支持体よりも
簡単に建設される。

それゆえ、この発明の主な目的は、ループ型液体金属炉
の設計における固有の配管の問題点と、ループ型原子炉
容器に関連する設計２組み立て及び建設の困難さとを除
去する液体金属原子炉システムを提供することである。

更に、この発明の主な目的は、原子炉容器用の新奇な支
持構造を提供することである。

この発明の更なる目的は、地震に対する固有の振抗を有
し、防霧が要求されている他の主要な容器用の地震に対
して安定な支持体を有する原子炉支持構造を提供するこ
とである。

この発明の更なる目的は組み立てが容易で且つ速い原子
炉支持構造を提供することである。

この発明の他の目的は、グレードレベル（ｇｒａｄｅ　
１ｅｖｅｌ　）以下に位置する原子炉支持構造を提供す
ることである。

この発明の他の目的は、原子炉の遮蔽を簡単にする原子
炉構造を提供することである。

これらの目的を達成するため、この発明ｌこよる又持構
造は、原子炉容器の支持用の空間を有する補強された一
体的なコンクリ−トコア積子炉を備え、このコンクリー
ト製の原子炉は原子炉容器からの放射線の遮蔽手段を有
し、このコンクリート製の原子炉は原子炉容器からの熱
を伝達する手段を有し、前記コンクリート製の原子炉、
こは、ＩＯヘルツよりも大きく、且つ支持された部分の
基本振動数よりも大きな水平方向の基本振動数を有する
ように質量と堅さとが分布されている。

他の大きな容器の防霧が必要な原子炉において一体的な
原子炉は寸法を増加し、これらの容器用の空間を更に形
成してもよい。

〔実施例〕

この発明は、原子炉とこれに関連する支持システムと衛
星タンクとを有する単一の原子炉容器を提供する。衛星
タンクは夫々液体金属を循環させるポンプと熱交換器と
を備えている。各衛星タンクは２つの導管によって原子
炉容器に接続されている。これらの２つの導管は好まし
くは、液体金属が原子炉容器と衛星タンクとの間を自由
に循環するように配置されている。この配置はシステム
内でのすべての容器の水力的接続を提供し、それゆえプ
ール型容器と同様の作用を有している。系外からの供給
用のポンプを有するこのシステムの操作は、それゆえ、
急速に作用する逆止弁を用いることなくポンプの破損を
調節する手段と同様にすることができる。

この種の装置によって提供される利点は、大量の液体金
属が原子炉に直接接触することであり、その結果、もし
原子炉の温度が上昇した場合、熱慣性が生じ、急激な温
度上昇を防止する。上方及び下方の導管手段は温かい液
体金属を原子炉容器から衛星タンクへ対流によって流す
ように配置さ才Ｌ、ポンプあるいは液体金属の強制的な
循環がなくても原子炉への冷却効果が達成される。

各衛星タンクには、主液体金属ループの部分である中間
熱交換器が設けられている。選択的に、熱交換器は水蒸
気を直接発生する手段を備えていてもよい。この水蒸気
発生手段は第２の液体金属ループによる水蒸気の発生の
ための第２の液体金属熱交換器に接続されていてもよい
。

衛星タンクは所定の熱交換容量モして／あるいは水蒸気
発生容量を有する標準的なモジュールとして組み立てら
れてもよい。１つ、２つ。

３つあるいはそれ以上の数のモジュールが１つの原子炉
容器に接続され、実質的に敷地外に組み立てられてもよ
い。原子炉容器の寸法は一様であり、小さな電力の発生
に対しては使用済みの燃料を頂蔵するのに利用される原
子炉の領域内に供給される空間が要求される。それゆえ
、小さな電力の発生に利用する場合、使用済みの燃料を
頂蔵するための分離された容器は必要なく、中程度の電
力の発生に利用する場合には、この容器に要求される寸
法は減少する。

衛星タンクは好ましくは、横断支持構造とタンクの中央
部分を交差して延出するじゃま板アッセンブリとによっ
て組へ立てられる。この支持構造は、ポンプと熱交換器
用の側面支持体と系合し且つ備える手段を有する。垂直
方向の支持体は衛星容器の頂上の横断支持構造によって
設けられている。衛星タンクを介しての液体金属の流れ
用の設備は導管に設置されるポンプを備えている。この
導管は衛星タンクの底と容器の頂上のガス空間とを接続
している。

衛星タンクには、冷たい液体金属の供給に用いられる下
方のプレナムが設けられていてもよい。下方のプレナム
には、異常操作状態が生じた摩にポンプあるいは原子炉
に対する急速な発熱の防止のために充分な程度の熱慣性
を伝えるのに充分な量の液体金属が収納されている。原
子炉Ｎ器にＣ工Ｆ方プレナムが設けられ、この下方プレ
ナムはある程度の熱慣性を供給し且つ各衛星容器からの
流れを混合する所定量の液体金属が収納されている。

上方及び下方の導管手段は、容器のノズルの膨張と、支
持体とスナッバとが要求する配管とが基本的に考、ぼ可
能であるが比較的短い長さを有し、浦助システム及び補
助構造に対する要求は除かれる。導管の配管には正弦ベ
ローズのような熱膨張手段が用いられてもよい。下方の
導管手段には、炉心の下方部分の周囲に位置する炉心プ
レナムの入口とポンプ出口とを接続するための内方に同
軸の同軸パイプが適合されていてもよい。この同軸パイ
プはポンプから炉心プレナムを流れる冷たい液体金属を
運ぶ。液体金属は炉心プレナムから炉心を介して上方へ
Ｒ″ｒ″Ｌ。

この炉心において液体金属は加熱され、反応容器の上方
部へ向けて上昇する。温かい液体金属は上方の液体金属
用導管を介して、衛星タンク内の熱交換器へ流れる。熱
交換器は、プール容器で用いられている熱交換器あるい
は衛星容器の柔軟性を有する独特の熱交換と同様な中間
熱交換器であってもよい。

原子炉容器と衛星タンクとには、一体的な原子炉格納容
器が設けられ、この格納容器は原子炉容器、衛星タンク
あるいは接続導管から漏れる液体金属が収納される。原
子炉格納容器は衛星タンクと反応容器の周囲に延出して
いる。原子炉格納容器には反応容器と衛星タンクとを取
り囲む空間を規定し、外側が断熱された冷却シュラウド
が設けられていてもよい。冷却シュラウドには、夫々独
立して熱除去システムを停止させるための冷却シュラウ
ドと原子炉格納容器との間を循環する空気のような冷却
媒体と冷却フィンとが設けられている。

ナトリウムは好ましくは液体金属であるが、他の液体金
属あ’Ｓ　ｔ　）ｉｉ流体でめつごらよい。

単一の原子炉支持構造は軽水炉及び液体金属炉容器を含
む種類の原子炉に用いられてもよい。

プールあるいはループ型の液体金属原子炉はこの発明の
単一の支持構造によって支持されてもよい。単一の支持
構造は補強されたコンクリートから作られ、基礎部材と
一体的な原子炉部材とを備えている。基礎部材は単一原
子炉と防霧が必要とされる構造体との土台として設けら
れている。この土台は土壌の状態及び他の状態、例えば
水分学による状態によってグレード（ｇｒａｄｅ　）の
上方あるいは下方に設けられてもよい。好ましい実施例
において、土台の頂上はグレー）　（ｇｒａｄｅ）に位
置し、単一の一体的なケースの頂上はグレード（ｇｒａ
ｄｅ　）から６４フイート（約１９２０１）上方に位置
する。一体的な原子炉は補強コンクリート技術における
標準的な技術を用い、基礎部材と一体に形成されている
。簡単な重ね継ぎが必要な概して軽いす／イ（ｒｅｂａ
ｒ　）密度が一体的な原子炉用に用いられてもよい。通
常の材料を用いて前後を圧迫する他の補強技術が用いら
れてもよい。

一体的な原子炉部材は原子炉用の中央の且つ垂直方向の
空間と衛星タンクを収納するための垂直方向の衛星空間
とが形成されている。これらの衛星タンクは中央の垂直
方向の空間の周囲に且つ半径方向に配置されている。一
体的な原子炉には、また水平方向の空間が設けられ、原
子炉容器と衛星タンクとの間の交差接続（ｃｒｏｓｓ−
ｃｏｎｎｅ　−ｃｔｉｏｎ　）を可能にしている。一体
的な原子炉構造には、換気、制御、そしてモニターケー
ブル及びモニター装置とともに検査用通路が設けられて
いてもよい。

上述した様々な空間は、適当な層の絶縁体を含む外部の
格納構造と同様に原子炉部品をも収納するのに充分な大
きさに形成されている。空間の面積に・対する単一の原
子炉構造全体の表面積の比は２．０以上である。更に、
空間と空間との間あるいは空間と単一の原子炉構造の縁
との間の帯は充分に大きく、単一の原子炉構造の変形は
制御された剪断変形となるようにしている。

この発明は第３図の実施例に示されるように、液体金属
原子炉用の中央の垂直方向の空間２Ａが示されている。

衛星タンク用には衛星容器用空間４Ａが示されている。

衛星タンクは水平方向の空間６Ａに位置される導管によ
って原子炉容器に接続されている。補強されたコンクＩ
Ｊ　−ト基礎５Ａは一体的に補強されたコンクリート原
子炉７Ａを支持するための通常の土台である。

鋼製のデツキプラットホーム９Ａは一体的なコンクＩＪ
　−ト原子炉８Ａの頂上の上方に設けら札一体的なコン
クリート原子炉（一体的な原子炉）の頂上面の上方を経
由するケーブルトレイとケーブル用カバーとともに操作
用プラットホームが設けられている。垂直方向の出入用
トンネル（図示せず）は、各衛星格納容器と原子炉容器
格納用容器とを接続する格納導管上の膨張継手を配置し
且つ管理するために衛星容器の間に設けられている。水
蒸気発生手段用の隔室１２Ａは補強された一体的な原子
炉７Ａに隣接して形成されている。取り付けられた隔室
１４Ａは補強された一体的な原子炉７Ａに隣接して形成
され、配管及びモニター装置を収納する。垂直方向の燃
料格納空間１６Ａは、中央の垂直方向の空間に近接した
適当な保護的環境に燃料格納容器を収納する。

第５図乃至第８図にこの発明の変形例を示す。

第５図に示す変形例において、衛星タンクには水蒸気発
生手段が含まれているが、第４図に示す隔室１２Ａは必
要でない。第６図に示す実施例には２つの衛星タンク４
Ａと原子炉容器用土ｉｂ’５２　Ａが設けられている。

水蒸気発生器用空間１７　Ａもまた単一の原子炉構造内
に、補助部品用の空間１８Ａとともに設けられている。

第７図の実施例には原子炉容器用の１つの空間２人が示
されている。第８図には原子炉容器用空間２人を有する
支持体と水蒸気発生手段４Ａを有する衛星タンク用の空
間とが示されている。

単一の支持構造は好ましくは原子炉支持用に用いられ、
この原子炉は、原子炉とそれに関連する支持システム及
び衛星タンクが設けられている１つの原子炉容器上ζこ
設けられている。各衛星タンクは液体金属及び熱交換器
用のポンプを備えている。各衛星タンクは２つの導管に
よって原子炉容器に接続されている。これらの導管は好
ましくは、原子炉容器と衛星タンクとの間を液体金属が
自由に循環するように配置される。この配置はシステム
内のすべての容器に連通し、即ちプール型容器と同様の
動作をするように配置されている。系外にポンプを有す
るこのシステムの操作は、それゆえ、緊急作動用逆止弁
を用いずにポンプの破損を調整する手段と同様の作用を
可能にしている。この種の型の装置の利点は大量の液体
金属が原子炉に直接接触され、その結果原子の温度が上
昇した場合に、急激な温度上昇を抑えるための実質的な
熱慣性が生じることである。上方及び下方の導管手段は
温かい液体金属が原子炉容器から衛星タンクへ対流によ
って流れるように配置され、液体金属をポンプあるいは
他の力が加えられて循環させることなく原子炉に冷却効
果を及ぼす。

各衛星タンクには主液体金属ループの一部である中間熱
交換器が設けられている。選択的に、熱交換器は水蒸気
を直接発生する手段を備えていてもよく、あるいはこの
熱交換器は第２の液体金属ループによる水蒸気の発生の
ために第２の液体金属熱交換器に接続されていてもよい
。

衛星タンクは、所定の熱交換容量モして／あるいは水蒸
気発生容量を有する標準的なモジュールとして組み立て
られてもよい。１つ、２つ。

３つあるいはそれ以上の数のモジュールが１つの原子炉
容器に接続されていてもよく、この１つの原子炉容器も
また実質的に敷地外で組み立てられてもよい。原子炉容
器の寸法は一様に形成されるが、小さな発電用において
は、使用済みの燃料を佇蔵するために用いられる炉心領
域内に空間が必要である。それゆえ、小さな発電用にお
いて使用済みの燃料を貯蔵するための分離された容器は
要求されないが、中程度の発電用においてはこの分離さ
れた容器用に要求される寸法は減少する。

衛星タンクは、好ましくはタンクの中央部分を交差して
延出するじゃま板アッセンブリと横断支持構造とから組
み立てられる。この支持構造はポンプ汲び熱交換器用の
側面支持体と係合する手段を備えている。垂直方向の支
持体は衛星タンクり頂上で横断支持構造によって設けら
れている。衛星タンクを介して流れる液体金属の流れ用
の設備は導管にポンプを挿入することによって設けられ
ている。この導管は衛星タンクの底と原子炉容器の頂上
にある空間とを接続している。

衛星タンクには冷たい液体金属の供給手段を収納するた
めに利用される下方のプレナム（ｐｌｅｎｕｍ　）を備
えている。下方のブレナムは、多量の液体金属を収納す
るために充分な大きさを有している。この多量の液体金
属は異常な操作状態が生じた場合１こポンプあるいは原
子炉のどちらかへの急速な熱伝導を防止するために充分
な程度の熱慣性を伝える。原子炉容器もまた下方のプレ
ナムを肩し、この下方のプレナムはある程度の熱慣性を
更に供給するための液体金属を保持し、且つ各衛星容器
からの流れを混合する。

上方及び下方の導管手段は、原子炉容器ノズルの延長、
配管支持体そしてスナッバの要求物を基本的に考慮可能
である叱較的短い長さを有し、補助システム及び補助構
造のための要求は除かれる。導管の配管には適当な熱膨
張手段例えば正弦ベローズが使用されてもよい。下方の
導管手段には、ポンプ出口と原子炉プレナムの入口とを
接続する内側に同軸のパイプ（内側同軸パイプ）が用い
られてもよい。同、原子炉プレナムの入口は原子炉の下
方部の周囲に設けられている。内側同軸パイプはポンプ
を介して原子炉プレナムへ流れる冷たい液体金属を運ぶ
。

液体金属は原子炉プレナムから上方へ向かって原子炉を
介して流れる。この原子炉では液体金属は加熱され原子
炉容器の上方部へ上昇する。

温かい液体金属は上方の液体金属導管を介して衛星タン
クの熱交換器へ流れる。この熱交換器は、プール型原子
炉容器に用いられているのと同様な中間熱交換器、ある
いは衛星タンク容器の有する柔軟性のある設計を取り入
れた独特の熱交換器であってもよい。

原子炉容器及び衛星タンクには、原子炉容器。

衛星タンクあるいは接続導管から漏れた液体金属を収納
する一体的な格納容器が設けられている。格納容器は衛
星タンク及び原子炉容器の周囲に旦って延出している。

この格納容器には、原子炉容器と衛星タンクとを取り囲
む空間を規定し、外側が断熱された冷却シュラウドが設
けられていてもよい。この冷却シュラウドには、冷却フ
ィンが設けられ、例えば空気のような冷却媒体が格納容
器と多数の閉じられた熱除去システ六用の冷却シュラウ
ドとの間を循環してもよい。

ナトリウムは好ましい液体金属であるが他の液体金属及
び流体が用いられてもよい。

第１図に示すこの発明の実施例には１つの原子炉容器２
と４つの衛星タンクとが示されている。原子炉容器２と
衛星タンク６とは夫々原子炉格納容器４内に固定されて
いる。上カムび下方の格納通路９及びＺｌは原子炉容器
２に接続された上方及び下方の液体金属用導管１０及び
１２が収納されるように設けられている。上方及び下方
の液体金属用導管１０及び１２は原子炉容器２と各衛星
タンク６との間を連通させている。

原子炉容器２は、第２図に示されるように、支持ブラケ
ット２４によって原子炉容器２内に支持された原子炉２
２が設けられている。支持ブラケット２４は原子炉容器
２の側壁２５に且つ原子炉２２の側壁２３に取着されて
いる。原子炉入口プレナム２８は原子炉２２の下方の入
口に取付けられている。この原子炉入口プレナム２８は
複数の孔２９を介して原子炉支持構造３０に連通されて
いる。原子炉入口プレナム２８は下方端２７で原子炉２
２の中央部分に接続されている。開口３２及び２９Ａは
液体金属が燃料支持モジュール用のハウジング３５内へ
孔（図示せず）を介して上方へ流れるのを許可しでいる
。１つの燃料アッセンブＩＪ　ｓ　ｏは第２図において
原子炉内に示されている。原子炉２と衛星タンク６との
上方の領域ｉこははねよけ用隔壁７０が設けられている
。このはねよけ用隔壁７０は断熱された原子炉容器カバ
ーあるいは断熱された衛星タンクカバー７４１と液体と
の接触を静止したナトリウム／ガスが防止するようにし
ている。はねよけ用隔壁（以下じゃま板とする）７０の
上方の不活性ガス空間にはアルゴンが満たされていても
よい。ハウジング７８は通常の制御棒及び燃料補給装置
（図示せず）が収納されている。

原子炉容器２はまた上方の側壁６４に配置された内側ジ
ャケット６６を備えている。パイプ人口６８は原子炉プ
レナム２８に対して開かれ冷たい液体ナトリウムの流れ
を供給する。

原子炉容器２は例えばアルコンのような不活性ガスで満
たされ且つ気密にされた格納容器４によって囲まれてい
る。この格納容器４は原子炉２から漏れた液体ナトリウ
ムを集めるコンテナとして作用する。第５図に示される
ような交互に格納器を囲む設計が設けられ、衛星容器あ
るいは原子炉容器の不活性ガス空間を囲み原子炉容器の
フリブラケット９ｏに及ぶように設計されていてもよい
。断熱部材１６の層を支持する冷却シュラウド１４は原
子炉格納容器４の周囲に配置されている。原子炉格納容
器４と冷却シュラウドとの間には導管用空間Ｉ８があり
、この導管用空間１８は図示していない適邑な移動手段
によって空気あるいは他の冷却材の循環用の溝に利用さ
れる。格納容器はフリブラケットの上方に更に延出し、
前述したようにフリブラケットの上方の不活性ガス空間
のほとんどを取り囲んでもよい。

ガス空間は、また絶縁体と孔の壁の表面との間に設けら
れ、冷却材の循環がコンクリートの操作温度を許容レベ
ルに保持可能にしている。

こ０）りめ択一的に水冷却手段はコンクリートΦ孔の表
面より下方に埋められてもよい。導管用空間Ｉ８は冷却
フィン２０のハウジングとして設けられ、この冷却フィ
ン２０は好ましくは原子炉格納容器４の外壁に設けられ
ている。冷却フィンは格納容器の壁に取着され熱を放出
する金属支柱である。これらの冷却フィンは、この表面
を通過する冷却材の循環によって衰退した熱の除去する
手段として任意に設けられている。

このシステムはまた、衛星容器あるいは原子炉容器から
格納容器へ液体金属が漏れた場合に動作する。このシス
テムの操作方法は液体金属を有する予じめ設けられた格
納容器を備え、更にその容器から容易に熱を除去するこ
とができる。

この操作は容器から漏れる金属の量に限界を与えること
ができる。

上方の格納通路９及び下方の格納通路１１には、衛星タ
ンク６と原子炉容器２との間に膨張継手８が設けられて
いる。

第２図に示されるように衛星タンク６には更に上方の液
体金属用導管ＩＯと下方の液体金属用導管１２とを備え
ている。上方の液体金属用導管ＩＯには、衛星タンク６
の側壁３９と一体的に形成された膨張継手３８が設けら
れている。衛星タンク６０）下方壁５８には膨張継手６
ｏが設けられている。上方の液体金属用導管１０は温か
い液体ナトリウムを中間熱交換器３６へ運び、ここで熱
は第２のナトリウムループ５ｏに伝達される。熱交換器
３６は下方のプレナム空間４２へ冷却されたナトリウム
を放出する。第２の熱交換器（図示せず）は衛星タンク
内に備えられている。各熱交換器は横断支持部材９０Ａ
によって支持されている。下方のプレナム空間４２は、
異常操作状態の間に生じる温度の上昇を抑制するように
余剰の且つ多量の液体すｌ−ＩＪウムが供給されるよう
に形成されている。垂直方向のハウジング６２Ａ♂は下
方のプレナム空間４２が上方のプレナムの上方に位置す
るガス領域７２に相互に接続されている。垂直方向のポ
ンプ４４はこのハウジング内に挿入され、且つ支持構造
９１１）Ａによって支持され、プレナム４２から空間６
Ｉを介してここには入ってくる流れを吸引する。ポンプ
４４の取り入れは入口３７でなされる。ポンプ駆動手段
４５は、図示しないが電動モータを備え、衛星タンクの
上方の外側表面に位置されている。ポンプには電磁流動
連結器を有するポンプ手段が用いら：ｒＬでもよい。衛
星タンク６にはポンプハウジング６２ｋを支持し、熱交
換器３６と同様にハウジンク及びポンプ０）側面を拘束
するための横断支持構造６２が設けられている。この支
持構造には、停滞している液体金属に対してじゃま板が
設けら（ れ、この内を温かいプールと冷たいプールとに分離され
ている。

衛星タンク６と原子炉容器２には検査及び組み立て用出
入口８２が設けられ、この出入口８２は原子炉の各部分
の検査と組み立ての際に使用される。同様に検査及び組
み立て用孔（図示せず）が衛星容器の頂上にもまた設け
られている。

フリブラケット９０はコンクリート支持体９２上に衛星
タンク６の重量を支持するのに用いられている。このフ
リブラケット９０はボルト９１によってコンクリート支
持体９２に固定されている。原子炉容器２は同様にこの
原子炉容器用フリブラケット９４によ一つて支持されて
いる。断熱材９６は、原子炉容器と衛星タンク６との上
方端に設けられている。放射能遮蔽部材は容器の支持構
造（断熱材９６の上方）に設けられている。地ｓ０）力
は、コンクリート支持体９２に固定された原子炉支持体
９４と同じコンクリート支持体に固定された衛星容器支
持体−一９０とを肩することによって調整されている。

格納容器は原子炉容器と衛星容器との頂上に取着され、
地震にもとづいて容器とともに動く。

膨張ベローズ（膨張継手）８は原子炉容器と衛星容器と
を取り囲む格納領域の間の相対的な動きｌこ対して適合
する。

ポンプの流路は取り入れ１：１３７と放出路５４とを備
えている。放出路５４の下方部にはすべり継手５３が液
体金属用導管５７に接続されて、る。この液体金属用導
管５７は下方の液体金属用導管Ｉ２の内側に同軸的に位
置されている。

液体金属用導管５６は支持ブラケット６３によって支持
され、且つ液体金属用導管ト針にはすべり継手５６が設
けられ、熱膨張を許可している。液体金属導管５７は原
子炉入口プレナム２８に接続さ↑している、・ 操作において、液体ナトリウムは９５０Ｆの温度で原子
炉２２の頂上３４を介して流れｄ０液体ナトリウムは、
次に上方支持構造７８を通過し、原子炉の上方プレナム
領域で混ざり上方の液体金属用導管ＩＯを介して衛星タ
ンクへは入る。衛星タンク内では、液体ナトリウムは上
方のプレナム領域内で混ざり熱交換器３６には入る。熱
交換器３６では熱が第２の熱交換ループ５０へ伝達され
る。この第２の熱交換ループ５０は熱交換器３６に接続
されている。冷却された液体ナトリウムは約６７０Ｆの
温度で下方のプレナム空Ｆ、’Ｉ　（衛星タンクのプレ
ナム）４２内の熱交換器には入る。冷たいナトリウムは
溝６１を介してポンプの取り入れ口３７へ流れる。

液体ナトリウムはポンプ４４の取り入れロ３７内に流入
され、液体金属用導管５７内へ放出路５４を介して放出
される。すべり継手５６は液体金属用導管５７の膨張が
ポンプ４４あるいは原子炉２２上にいかなる剪断力をも
作用しないように配置されている。

液体ナトリウムは原子炉支持構造３０を介して原子炉入
口プレナム２０中へ流れ、更に、ハウジング３５内の孔
（図示せず）３３を介して上方へ及び孔３２の上方を通
って流れる。ハウジング３５は燃料支持モジュール用の
ハウジングである。液体ナトリウムは、燃料アツセンブ
＋）　ｇ　ｏのようなアッセンブリを通過するが、ここ
で液体ナトリウムは約９５０Ｆに加熱される。

温かいす）　ＩＪウムは原子炉３４の頂上から流れる。

原子炉内において液体す）　ＩＪウムの静止レベルはポ
ンプが操作されていない場合のみに到達される。衛星タ
ンクの操作レベル８６は原子炉の操作レベル８８より小
さい。このことは上方の液体金属用導管で０圧力損失に
よる。

第９図に示されるこの発明の他の実施例において、衛星
タンク６には熱膨張用の補助手段が設けられている。衛
星タンク６の下方壁５８は膨張に対する設備を備えてい
ないが、それは下方の液体金属用導管Ｉ２によって連結
されている。膨張手段はローラ１０２によって設けられ
ている。このローラ１０２は衛星タンク６を支持し、且
つ下方の液体金属用導管１２の膨張によって生じる横方
向の動きを許可する。このローラは一直線方向に案内さ
れて移動し、地震用スナッバ１０３は地震の際に衛星容
器の移動を制限するように設けられている。原子炉容器
は支持手段９４によってコンクリート支持体９２に固定
されている。衛星タンク６の上方部分には内方の冷却ジ
ャケット１０４が設けられている。この冷却ジャケット
１０４はライン１０６を介してポンプ４４の出口から取
り入れられた冷たい液体ナトリウムの循環によって冷却
される。ライン１０６は出口１　ｏ　８で′液体金属用
導管に撞続されている。

第１０図にこの発明による衛星タンクが示されている。

衛星タンクは、この内に同軸的に位置され、主に上方り
横断支持体１１３によって支持されているポンプ２０を
備えている。主に熱交換器１１５を支持する支持ブラケ
ット１１１は衛星タンク６内に水平に置かれ、その結果
原子炉容器に対する衛星タンクの垂直方向の膨張は、水
平方向の導管とポンプの放出ライン５７上に過度に圧迫
しない。ポンプハウジング１１２はその上方の外側が混
合用じゃま板１１４で覆われ、管１１７が設けられた熱
交換器１１５内へ主ナトリウムを導き、主液体ナトリウ
ムはこの管１１７を介してプレナム空間１２６′＼流れ
る。第２のナトリウムは入口（図示せず）から延出して
いる第２のナトリウム入口導管１２２からは入り熱交換
器１１５の下方部分１２４を通過する。第２のナトリウ
ムは、第２のナトリウム入口導管１２２の一端１２Ｂに
接続された導入管（図示せず）によって熱交換器の周面
のまわりに導入される。第２のナトリウム出口１３０は
入口１３１において接続管（図示せず）に接続されてい
る。接続管は、熱交換器１１５の上方領域の周面のまわ
りに部分的に延出し、温かい第２のナトリウムを取り込
む。この温かい第２０）ナトリウムは、熱交換器内の複
歓の管と熱交換用じゃま板１２３とを通過する管１１７
を上昇する。コイル１１６は衛星タンク６の上方領域に
設けられ、且つ入口導管１１８と出口導管１２０に接続
され、主冷却システムが欠損した場合に用いるための補
助冷却システムを形成する。孔１１９は異なる寸法であ
ったり、異なる空間を有したり、あるいは混合用じゃま
板の周囲に異なる寸法と空間とを組り合わせて形成され
、液体金属の均一な流れを促進し、局所的な過熱を避け
る。

ポンプブラケット１３２は液体金属用導管５７を支持し
ている。第５図に示されるように、ノズル５６ａは、こ
Φ発明の実施例に用いられる導管（ポンプの放出ライン
）５７に接続する手段を備えている。ノズル５６ａと導
管５７ａの一端との間に空隙が設けられ熱膨張による作
用を調節している。衛星タンクの底のプレナムから直接
生じる小さな流れが通常の操作状態において可能なよう
にノズルの寸法とポンプΦ放出圧が設定されている。遮
蔽状態において主冷却材の自由な流れが要求される場合
に、ノズル５６ａと導管５７ａとの間の空隙は自然対流
で原子炉を直接的に且つ妨げられることなく通過するた
めの流路を形成している。導管５７ａには圧力損失を最
小にするための拡大管が設けられてもよく、また同軸的
に配置された導管の環状空間内にスペーサ６１が設けら
れてもよい。

第１１図には主及び第２のシステムが組み合わされた衛
星タンクの部分断面正面を示している。この衛星タンク
は螺線コイル型水蒸気発生システムを備えている。この
第１１図において横断支持構造の上方の格納容器と断熱
材とは図を明瞭にするために示されていない。

中央の下降官１４６はポンプ１４Ｂの支持体及びハウジ
ングとして作用する。支持ブラケット１４７もまたポン
プ１４Ｂを安定して支持している。熱交換器１５２ｏ）
上方端の上方には環状の混合プレナム１５０が設けられ
ている。温かい主液体ナトリウムは上方の液体金属用導
管１０から環状の混合プレナム内の孔１５１を介して流
れ、次に環状の熱交換器１５２を介して延出している垂
直方向の管１５４を下方に流れる。

熱交換器１５２は適当な固定部材によって取り外し自在
に固定されあるいは溶接されていてもよい。この熱交換
器１５２にはじゃま板１５６が設けられ且つロッド１６
５が携帯されている。

ロッド１６５は第２の入口導管１５Ｂから受け入れられ
る第２の液体ナトリウムがゆっくりと上方へ流れること
を確実にしている。第２の温かい液体ナトリウムは導管
（ライン）１６２内のへラグ−において熱交換器から取
り入れられる。導管１６２は、水蒸気発生器のコイル１
６６が設けられた水蒸気発生器１６１の入口の混合領域
１６４へ流れを導く。水蒸気発生器のコイル１６６は水
入口１６Ｂと水蒸気出口１７０とに接続されている。そ
れらはへリックスに形成され、図に部分的に示されてい
る。第２の液体ナトリウムは熱交換器の環状のチ今°ン
バ１７２を介して水蒸気発生コイル１６６の周囲を降下
して流れる。熱交換器の環状のチャンバ１７２の下方端
１７ノにおいて、ポンプΦ取り入れ口２７４は第２の冷
たい液体ナトリウムをポンプのチャンバへ導く。

第１１図にはポンプ１４８のチャンバの部分断面図が示
されている。主ポンプロータ１４０と第２０）ポンプロ
ータ１４２とが通常のポンプシャフト７４４上に設けら
れている。ポンプの取り入れ口１７４は液体金属を、第
２のポンプロータ１４２へ液体ナトリウムを導く取り入
れ溝１７６へ導く。液体すｌ−ＩＪウムは第６図に示さ
れる熱交換器１５２へ入口導管１５Ｂを介して流出され
る。冷たい主液体ナトリウムは孔１８０を介して、第６
図に示されるように、取り入れ溝１８２へ流れる。冷た
い液体す）　ＩＪウムは取り入れ溝１８２から主ポンプ
ロータ１４０へ流れる。この主ポンプロータ１４０は液
体ナトリウムを原子炉プレナム（図示せず）へ導管５７
を介して押す。ポンプの支持体１４５は図示しないチネ
ーブによって供給される液体ナトリウムによって滑らか
にされている。このチューブはポンプの放出回路から分
枝されている。

上方の継手１８１と下方の継手１８３とはポンプの内側
から容易に除去可能である。

下方のプレナム空間４２内ｌこは液体ナトリウムの均一
的な混合を促フ＠−タるブニめ；こ孔あきシール１７８
が設けられている。この孔あきシール１７８には様々な
寸法の孔が様々な間隔をあけて設けられていてもよい。

下方のプレナム空間４２には下方の液体金属用導管１２
を介して原子炉容器（図示せず）及び衛星容器（図示せ
ず）に連通されている。

環状空間１５９は、下方プレナムと上方のガス空間とを
連通するための導管を取り付ける機能を備えている。ス
ペーサ１６３は地震の際に水蒸気発生器の１１０方向を
安定させている。

衛星タンク６内の液体ナトリウム１８４の通常の操作水
面（レベル）は水蒸気発生器のコイル１６６の上方の水
面と一致する。ポンプのチャンバ２８６内において液体
ナトリウム１８５の水面は第６図に示されるポンプロー
タ１４２０水面より上方である。

操作中、主ポンプは第２の回路のポンプより高い圧力で
放出する。主流路からの連続的な漏れはポンプ支持体を
通って第２のポンプへ流入される。主冷却材Φ容量は補
助システム（図示せず）によって管理されている。この
補助システムは衛星タンクの外側に設けられている。こ
の補助システムはポンプ支持体からの漏れ以上の量の液
体すｌ−ＩＪウムを除き、第２の液体ナトリウムを洗浄
し、そして過剰の液体ナトリウムを第２の回路へ戻すと
同様に液体ナトＩＪウムを主回路（システム）へ戻す。

水蒸気発生器の管に漏れが生じた場合には、第２の回路
はすｌ−ＩＪウムと水との反応によって圧せられる。衛
星容器Φ頂上において破裂した板はブローオフシステム
（送風システム）に圧力を逃がす。それゆえ第２の回路
の圧力が完全に管理できる。ポンプ手段としては電磁ポ
ンプあるいは電磁流動連結器が用いられ、漏れを防止す
るシールは要求されない。

選択的に、水蒸気出口ノズルは容器０底に配置されても
よく、この場合、螺旋状の束の頂上から熱交換器２１４
０）外部を降下して放出経路が形成される。

第１２図にはこ０発明の実施例による第２のす）　ＩＪ
ウムループ内に用いられる水蒸気発生器の概略正面断面
図が示されている。水蒸気発生器は、水入口２０２及び
２０４と水蒸気出口２０６及び２０８とを有するタンク
２００を備λている。取り入れ管２１０は第２の液体ナ
トリウムループの部分としてのノズル（図示せず）ｌこ
接続されている。この第２の液体ナトリウムループは熱
を主すｌ−ＩＪウムループから水蒸気発土器２００へ伝
達する。水入口２０２及び２０４は、螺施コイル内に形
成された複数のチューブに接続されている。螺施コイル
は環状の熱交換器２１４と同様に形成されている。この
配管は螺施コイルに出口を形成し、水蒸気出口ノズル２
０６及び２０ｇでマニホールドに導かれている。マニホ
ールドを有する上方端２１６には環状の熱交換器２１４
が設けられ、マニホルドは温かいナトリウムが環状の水
蒸気発生器へ流入するのを許可する。下方のプレナムは
孔２２５が形成された中央の下降管２２４を備えている
。

孔２２５は、モータ２２７によって操作されるポンプ２
２６へ冷たいナトリウムが内側の上方へ流れるのを許可
する。ポンプ２２６の出口バイブ２２Ｂは液体ナトリウ
ムを出口ノズル２３０へ導く。

不活性ガス空間２３２には例えばアルゴンのような不活
性ガスが充満されている。ブラケット２３４はポンプハ
ウジング２３５を固定し、緩衝器２３６は側方Φ支持体
に設けられ熱膨張及び地震に対する調節をしている。

ノズル２３０の側壁にはパイプ２２８及び２１０の周囲
を同軸的に且つ入口及び出口ノズルへ延出され、衛星タ
ンクの頂上でΦこの配管には適当な熱膨張継手として例
えばベローズが用いられる。水蒸気発生器の上方の外壁
には適当な断熱材が用いられてもよい。

第１３図には、この発明の実施例による原子炉タンクあ
るいは衛星タンク０外壁の部分断面図が示されている。

容器の壁ＳＯＯは原子炉容器あるいは衛星タンク０うち
の内壁である。格納容器３０１は容器Φ壁を取り囲み、
その外表面に格納容器３０１とシュラウド３０２との間
に設けられた複数の冷却フィン３０３を備えている。ラ
イナ３０５の孔の壁の間のシェラウド３２の外側には断
熱層３０４が設けられ、コンクリート壁３０６に対して
、断熱層３０４とライナ３０５との間の環状空間３０７
を規定している。

この発明による液体金属原子炉は出力に応じた寸法に組
み立てられる。一般に、原子炉容器と衛星タンクとは直
径約５乃至１５メートル、高さ約１５乃至２３メートル
である。上方及び下方の液体金属導管は、直径約５０側
乃至１３０備であり、格納容器は衛星タンクと原子炉容
器とから約２０乃至３５俤の間隔が空けられている。冷
却フィンは０．１乃至５ｃ＋＋＋の厚さを有し、格納容
器の壁から２乃至２０ｃＩＩｔシユラウドへ延出されて
いる。原子炉容器と衛星タンクとは１乃至１０メ一トル
離れる。

この発明は上述した一実施例に限定されることなくこの
発明の趣旨を逸脱しない範囲で種々変形可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明の一実施例による単一の支持構造の斜
視図、第２図は単一の支持構造内に配置された液体金属
原子炉の斜視図、第３図は１つの衛星タンクを有する１
つの単一の支持構造が配置された液体金属原子炉の概略
正面断面図、第４図はこの発明の一実施例による単一の
支持構造の平面図、第５図はこの発明の一実施例による
単一の支持構造の平面図、第６図はこの発明の単一の支
持構造の平面図、第７図及び８図はこの発明の一実施例
による単一の支持構造の平面図、第９図は熱膨張を調節
する手段を有する１つの衛星タンクを示した液体金属原
子炉の概略正面断面図、第１０図は熱交換手段を有する
液体金属原子炉の衛星タンクの概略正面断面図、第１１
図は熱交換器とポンプ手段とを有する液体金属原子炉の
衛星タンクの概略正面断面図、第１１Ａ図は第１０図に
示す衛星タンク内のポンプのチャンバの部分断面図、第
１２図は液体金属原子炉を有いた水蒸気発生容器の概略
平面断面図、そして第１３図は衛星タンクあるいは原子
炉容器の外壁の一部の断面図である。 ２・・・原子炉容器、２人・・・中央の垂直方向の空間
、４・・・原子炉格納容器、４Ａ・・・衛星容器の空間
、５Ａ・・・補強コンクリート基礎、６・・・衛星タン
ク、６Ａ・・・水平方向の空間、７Ａ・・・補強原子炉
、　　８Ａ・・・コンクリート原子炉、９・・・上方の
格納通路、９Ａ・・・デツキプラットホーム、ＩＯ・・
・上方の液体金属用導管、１１・・・下方の格納通路、
Ｉ２・・・下方の液体金属用導管、１６ｋ・・・熱料格
納空間、３６・・・熱交換器、４４・・・ポンプ、９２
・・・コンクリート支持体、９４・・・原子炉容器支持
体、１６１・・・水蒸気発生器、１６６・・・コイル、
１６Ｂ・・・水入口、１７０・・・水蒸気出口。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心を有する原子炉容器と、衛星タンクと、前記衛
   星タンクに設けられたポンプ手段と、前記衛星タンクに
   設けられた熱交換手段と、前記原子炉容器と前記衛星タ
   ンクとの間に延出する上方の液体金属用導管と、前記原
   子炉容器と前記衛星タンクとの間に延出する下方の液体
   金属用導管と、前記原子炉、前記導管及び衛星タンクの
   周囲に設けられ、これらと分離して密閉された通常の原
   子炉格納容器とを備え、前記衛星タンクは、異常な操作
   状態の際に生じる温度の過渡現象を抑制するに充分な量
   の液体金属用の空間を有することを特徴とする原子炉。 ２、前記衛星タンクには下方のプレナムが設けられこの
   下方プレナムは原子炉容器の下方の低圧プレナムに連通
   されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項に記
   載の原子炉。 ３、前記上方及び下方の液体金属用導管は、原子炉と各
   衛星タンクとの間を液体金属が自由に循環することを許
   可するように配置されていることを特徴とする特許請求
   の範囲第１項ないし第２項のいずれか１項に記載の原子
   炉。 ４、前記衛星タンクの下方プレナムは、液体金属が収納
   されている収納部分を有し、この収納部分は、衛星タン
   クの上方プレナムに収納されている液体の水準上に位置
   するガス空間と相互に連通する連通導管を備えることを
   特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の原子炉。 ５、前記連通導管はポンプ手段を備えることを特徴とす
   る特許請求の範囲第４項に記載原子炉。 ６、前記上方及び下方の液体金属用導管は、液体金属の
   対流によって生じる液体金属の循環を許可するように配
   置されていることを特徴とする特許請求の範囲第２項に
   記載の原子炉。 ７、前記各容器と液体金属用導管とは、これらの熱膨張
   を調節する手段であって、衛星タンクの水平方向の移動
   を許容するローラ手段を有する調節手段と、温かい液体
   金属用導管に設けられた膨張手段と、ポンプ放出導管に
   設けられた膨張手段と、そして上方及び下方の格納用導
   管に設けられた膨張手段とを備えることを特徴とする特
   許請求の範囲第２項に記載の原子炉。 ８、前記原子炉容器は、衛星タンクの外部に装着される
   支持体と耐震用スナッバとに固定される装着手段を備え
   ることを特徴とする特許請求の範囲第７項に記載の原子
   炉。 ９、前記上方及び下方の液体金属用導管、ポンプ放出導
   管、そして上方及び下方の格納導管は、膨張継手を有し
   、各容器と導管との熱膨張を調節するための手段を備え
   ることを特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の原子
   炉。 １０、前記原子炉と衛星タンクとは支持体に固定するた
   めの装着手段を備え、地震の力を抑制するための手段を
   備えることを特徴とする特許請求の範囲第９項に記載の
   原子炉。 １１、前記原子炉格納容器は、その外部に装着された複
   数の冷却用フィンを備えること特徴とする特許請求の範
   囲第２項に記載の原子炉。 １２、前記液体金属は、ナトリウムとカリウムの混合物
   及びナトリウムからなる群から選択されることを特徴と
   する特許請求の範囲第１項に記載の原子炉。 １３、前記ポンプ手段は、ここに接続されたポンプ放出
   ラインと、このポンプ放出ラインに設けられたノズルと
   を備えることを特徴とする特許請求の範囲第２項に記載
   の原子炉。 １４、外側タンクと、ポンプと、液体金属用の入口及び
   出口手段と、前記ポンプの周囲に環状に配置された熱交
   換器と、原子炉格納容器とを備え、液体金属炉に接続さ
   れた衛星タンクであって、前記原子炉格納容器は衛星タ
   ンクの周囲に分離して密封されていることを特徴とする
   衛星タンク。 １５、前記熱交換器は、その入口に、複数の孔を有する
   シールドを備えたじゃま板を備えることを特徴とする特
   許請求の範囲第１４項に記載の衛星タンク。 １６、前記衛星タンク内には独立の第２の液体金属ルー
   プ用の手段を備えることを特徴とする特許請求の範囲第
   １４項に記載の衛星タンク。 １７、前記第２の液体金属ループは、第１及び第２のポ
   ンプを備え、第２の液体金属ループ内にはこれらのポン
   プによって循環されるナトリウムが収納されていること
   を特徴とする特許請求の範囲第１６項に記載の衛星タン
   ク。 １８、前記衛星タンク内には水蒸気発生手段と、この水
   蒸気発生手段に接続された水入口手段と水蒸気出口手段
   とが設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第
   １６項に記載の衛星タンク。 １９、前記水蒸気発生手段は、衛星タンク内に環状に配
   置された螺施コイルを備えることを特徴とする特許請求
   の範囲第１８項に記載の衛星タンク。 ２０、前記衛星タンクは水蒸気発生器と、この水蒸気発
   生器に接続された第２のナトリウム入口及び出口手段と
   を備えることを特徴とする特許請求の範囲第１９項に記
   載の衛星タンク。 ２１、前記衛星タンクは、独立の崩壊熱除去システムを
   備えることを特徴とする特許請求の範囲第１４項に記載
   の衛星タンク。 ２２、前記衛星タンクは、その外側に断熱材層を備える
   ことを特徴とする特許請求の範囲第１４項に記載の衛星
   タンク。 ２３、炉心を有する原子炉容器と、衛生タンクと、前記
   衛星タンク内に設けられ、温かい液体金属を受け入れる
   上方のプレナムと、各衛星タンクと原子炉容器とを相互
   に連通し、冷却された液体金属を受け入れ、前記衛星タ
   ンク内に設けられた下方のプレナムと、前記衛星タンク
   に設けられたポンプ手段と、前記衛星タンクに設けられ
   た熱交手段と、前記原子炉容器と前記衛星タンクとの間
   に延出する上方の液体金属用導管と、前記原子炉容器と
   前記衛星タンクとの間に延出する下方の液体金属用導管
   と、前記導管及び前記衛星タンクの周囲に設けられ、こ
   れらと分離して密閉された通常の原子炉格納容器と、各
   衛星タンクの下方プレナムと各衛星タンクの上方プレナ
   ムの上方にあるガス空間とを相互に接続する導管とを備
   え、前記衛星タンクは、異常な操作状態の際に生じる温
   度の過渡現象を抑制するに充分な量の液体金属用空間を
   有することを特徴とする原子炉。 ２４、前記原子炉容器と衛星タンクとの間には液体金属
   が自由に循環可能に配置された上方及び下方の液体導管
   が設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第２
   ３に記載の原子炉。 ２５、前記原子炉は液体金属の対流による循環を許可す
   るように配置された上方及び下方の液体導管手段を備え
   ることを特徴とする特許請求の範囲第２３項に記載の原
   子炉。 ２６、前記衛星タンクはその中央部分を横断する横断構
   造を有し、ポンプ手段と熱交換器との側方を支持し、こ
   の横断構造は上方及び下方のプレナム領域を分離するこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第２４項に記載の原子炉
   。 ２７、前記衛星タンクと原子炉とはその底に下方のプレ
   ナムを備え、この下方のプレナムは液体金属の貯蔵器を
   保持する寸法を有することを特徴とする特許請求の範囲
   第２６項に記載の原子炉。 ２８、前記下方の液体導管手段内には、ダクトと原子炉
   構造に装着されたプレナムとを備え、前記ダクトはポン
   プ手段と原子炉構造に装着されたプレナムとに接続され
   ていること特徴とする特許請求の範囲第２７項に記載の
   原子炉。 ２９、水導入手段と、水蒸気導出手段と、液体金属の導
   入及び導出手段と、水蒸気発生コイルに液体金属を均一
   に分配するための環状マニホルドと、螺施形状の水蒸気
   発生コイルと、液体金属を循環させるためのポンプとを
   収納するタンクとを備えることを特徴とする水蒸気発生
   装置。 ３０、前記水蒸気発生装置は、螺施形状の水蒸気発生コ
   イルを収納するチャンバから放出される液体金属を混合
   する手段を更に備えることを特徴とする特許請求の範囲
   第２９項に記載の水蒸気発生装置。 ３１、前記液体金属を循環させるポンプは前記水蒸気発
   生コイル内の略中央に配置されることを特徴とする特許
   請求の範囲第３０項記載の水蒸気発生装置。 ３２、前記液体金属の入口及び出口手段は、液体金属の
   操作水準の上方に位置することを特徴とする特許請求の
   範囲第３１項に記載の水蒸気発生装置。 ３３、原子炉容器を受け入れる空間を有し、前記原子炉
   容器を支持し、前記原子炉容器からの放射線を遮蔽する
   ための一体的に補強されたコンクリート製の炉と、前記
   コンクリート製の炉に設けられ、前記原子炉容器から熱
   を伝えるための手段とを備え、前記コンクリート製の炉
   には、１０ヘルツよりも大きく且つ支持された部分の基
   本固有振動数よりも大きい振動の水平方向の固有振動数
   を供給する質量と堅さとが分布されていることを特徴と
   する原子炉用の支持体。 ３４、前記炉は、１０ヘルツより充分大きい固有振動数
   であり、且つ主要部分の基本振動数を有し、地震のカッ
   プリング効果は支持部分に対する地面における地震の力
   が増幅するのを抑制することを特徴とする特許請求の範
   囲第３３項に記載の原子炉用の支持体。 ３５、前記空間領域に対する一体的な炉の全表面積の比
   は２．０以上であり、空間と補強された炉の縁との間の
   帯部は、一体的な炉の変形が制御された剪断力であるよ
   うに充分に大きいことを特徴とする特許請求の範囲第３
   ４項に記載の原子炉用支持体。 ３６、前記原子炉用支持体はその外壁が平坦に形成され
   ていることを特徴とする特許請求の範囲第３５項に記載
   の原子炉用支持体。 ３７、前記原子炉用支持体はその外壁が環状に形成され
   ていることを特徴とする特許請求の範囲第３６項に記載
   の原子炉用支持体。 ３８、前記原子炉用支持体は熱除去手段と検査手段とを
   更に備えることを特徴とする特許請求の範囲第３７項に
   記載の原子炉用支持体。 ３９、前記原子炉用支持体はプレストレスコンクリート
   製であることを特徴とする特許請求の範囲第３８項に記
   載の原子炉用支持体。 ４０、前記炉には、原子炉と熱交換手段とに対する検査
   用の出入口を形成する複数の孔が形成されていることを
   特徴とする特許請求の範囲第３９項に記載の原子炉用支
   持体。 ４１、前記一体的に補強されたコンクリート製の炉は、
   複数の外側部品を近接して備えていることを特徴とする
   特許請求の範囲第４０項に記載の原子炉用支持体。 ４２、一体的に補強されたコンクリート製の炉は熱交換
   手段に接続された水蒸気発生手段を含む外側部品を近接
   して備えることを特徴とする特許請求の範囲第４１条に
   記載の原子炉用支持体。 ４３、補強されたコンクリート製の基礎と、一体的に補
   強された炉と、この炉は原子炉容器を収納するための中
   央の垂直方向の空間と前記中央の垂直方向の空間半径方
   向の周囲に複数形成され、熱交換手段とポンプ手段とを
   含む衛星タンクを収納するための空間とを有し、前記中
   央の垂直方向の空間と前記衛星タンクを収納するための
   空間との間に設けられ、これらの空間を互いに接続する
   水平方向の空間とを備え、前記水平方向の空間は、前記
   原子炉容器と前記衛星タンクとの間に液体金属を輸送す
   る適当な導管を配置するのに充分な大きさを備え、前記
   補強されたコンクリート製の原子炉には、１０ヘルツよ
   りも大きく且つ支持された部分の基本固有振動数よりも
   大きい振動の水平方向の固有振動数を供給する質量と堅
   さとが分布されていることを特徴とする原子炉用支持体
   。 ４４、前記原子炉用支持体は水蒸気発生装置を支持する
   空間を更に備えることを特徴とする特許請求の範囲第４
   ３項に記載の原子炉用支持体。 ４５、前記原子炉用支持体は燃料預留容器を支持する空
   間を備えることを特徴とする特許請求の範囲第４３項に
   記載の原子炉用支持体。