JPH0380277B2 - - Google Patents

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、液体ナトリウ
ム、あるいは液体ナトリウムと液体カリウムとの
混合液によつて冷却されている。

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ープ型
原子炉とプール型原子炉であり、ループ型原子炉
としては例えば米国の「Fast Flux Test
Reactor」と「Clinch River Breeder Reactor」
とがあり、プール型原子炉としては例えばフラン
ス国の「Phenix」がある。これらの原子炉には、
冷却材として液体ナトリウムが用いられている。

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
いにパイプによつて接続されている。液体ナトリ
ウムは炉心から熱交換器へポンプによつて流さ
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に原子炉内に液体金属溜りは
ない。

一方、プール型原子炉は液体ナトリウムを収納
している比較的大きな容器あるいはポツトを備
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。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つて原
子炉へ送られ、更に液体ナトリウムは原子炉から
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、中間熱交換器とプ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つ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、ハン
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
器あるいはサイホン遮断器としての他の手段が設
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。尚、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つ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
較的込みいつ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つ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。スーパフエニツクス
（Superphenix）において、安全局は原子炉容
器のヘツドから主冷却材が噴出状態を仮定してい
るから原子炉容器のヘツ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。容器（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
ツ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
理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
た主セル、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ツバは要求されな
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ツプが要求され
ないという操作上の柔難性とがある。

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
クリート構造によつて支持されている。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。

〔発明の概要〕

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つて主
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
体金属が比較的多いために実質的に熱慣性を有す
るという効果がある。

〔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つの導管によつ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。この種の装置によつて提供さ
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つて
流すように配置され、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そして／あるい
は水蒸気発生容量を有する標準的なモジユールと
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ユールが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やま板アツセ
ンブリとによつて組み立てられる。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つて設けられてい
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際に
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。原子炉容器には
下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、支持体とスナツバとが要求する配管とが基
本的に考慮可能であるが比較的短い長さを有し、
補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
心を介して上方へ流れ、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つてもよい。

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ユラウドが設け
られていてもよい。冷却シユラウドには、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
ユ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イ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
の液体金属あるいは流体であつてもよい。

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つ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震が必要とされ
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
る状態によつてグレード（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ト（grade）に位置
し、単一の一体的なケースの頂上はグレード
（grade）から64フイート（約1920cm）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
軽いリバ（rebar）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つて原子炉容器に接
続されている。補強されたコンクリート基礎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
プラツトホーム９Ａは一体的なコンクリート原子
炉８Ａの頂上の上方に設けられ、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
ともに操作用プラツ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７
Ａ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４Ａと原子炉容器用空間２Ａが
設けられている。水蒸気発生器用空間１７Ａもま
た単一の原子炉構造内に、補助部品用の空間１８
Ａ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２Ａが示されている。
第８図には原子炉容器用空間２Ａ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
つの原子炉容器上に設けられている。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つの導管によつて原子炉容
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、こ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つ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、所定の熱交換容量そして／ある
いは水蒸気発生容量を有する標準的なモジユール
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ユールが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、使用済みの燃料を貯蔵
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やま板アツセンブリと横断支
持構造とから組み立てられる。この支持構造はポ
ンプ及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の
頂上で横断支持構造によつて設けられている。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つて設けられ
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。下方のプレナムは、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
が生じた場合に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
ムを有し、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ツバの要求物を基
本的に考慮可能である比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。尚、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
ムから上方へ向かつ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つてもよい。

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
つて延出している。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ユラウドが設けられていても
よい。この冷却シユラウドには、冷却フインが設
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ム用の冷却シユ
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。上方及び下方の格納
通路９及び１１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
持ブラケツト２４によつて原子炉容器２内に支持
された原子炉２２が設けられている。支持ブラケ
ツト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２２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ユール用の
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ている。１つの燃料アツセン
ブリ８０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との上方の領域には
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７４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（以下じやま板と
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
た内側ジヤケツト６６を備えている。パイプ入口
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は例えばアルゴンのような不活性
ガスで満たされ且つ気密にされた格納容器４によ
つて囲まれている。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
ラケツト９０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ユラウド
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と冷却シユラウドとの間に
は導管用空間１８があり、この導管用空間１８は
図示していない適当な移動手段によつて空気ある
いは他の冷却材の循環用の溝に利用される。格納
容器はフリブラケツトの上方に更に延出し、前述
したようにフリブラケツ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。このた
め択一的に水冷却手段はコンクリートの孔の表面
より下方に埋められてもよい。導管用空間１８は
冷却フイン２０のハウジングとして設けられ、こ
の冷却フイン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。冷却フインは格納容器
の壁に取着され熱を放出する金属支柱である。こ
れらの冷却フインは、この表面を通過する冷却材
の循環によつ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１０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１
０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６の下方壁５８には膨張継手６０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５０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によつて支持されてい
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
つ多量の液体ナトリ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９０Ａによつて支持され、プレ
ナム４２から空間６１を介してここには入つてく
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れてもよい。衛
星タンク６にはポンプハウジング６２Ａを支持
し、熱交換器３６と同様にハウジング及びポンプ
の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
体金属に対してじやま板が設けられ、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。

フリブラケツト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。このフリブラケツト９０はボルト９１に
よつ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
ブラケツト９４によ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。地震
の力は、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９０とを有することによつ
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
相対的な動きに対して適合する。

ポンプの流路は取り入れ口３７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に接続されている。
この液体金属用導管５７は下方の液体金属用導管
１２の内側に同軸的に位置されている。液体金属
用導管５６は支持ブラケツト６３によつて支持さ
れ、且つ液体金属用導管５６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に接続されてい
る。

操作において、液体ナトリウムは950〓の温度
で原子炉２２の頂上３４を介して流れる。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１０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３
６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670〓の温度で下方のプレナム空間（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
取り入れ口３７内に流入され、液体金属用導管５
７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の上方を通つて流れる。ハウジング３
５は燃料支持モジユール用のハウジングである。
液体ナトリウムは、燃料アツセンブリ８０のよう
なアツセンブリを通過するが、ここで液体ナトリ
ウムは約950〓に加熱される。温かいナトリウム
は原子炉３４の頂上から流れる。

原子炉内において液体ナトリウムの静止レベル
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
属用導管での圧力損失による。

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１２によつて連結されている。膨張手
段はローラ１０２によつて設けられている。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の膨張によつて生じる横方
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、地震用スナツバ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によつてコン
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ヤケツト１０４
が設けられている。この冷却ジヤケツト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つて
冷却される。ライン１０６は出口１０８で液体金
属用導管に接続されている。

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、主に上方の横断支持体１１３によつて支持さ
れているポンプ１０を備えている。主に熱交換器
１１５を支持する支持ブラケツト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上に過度に圧追
しない。ポンプハウジング１１２はその上方の外
側が混合用じやま板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へ流れる。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１２
８に接続された導入管（図示せず）によつて熱交
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２のナトリウムは、熱交換器内の複数の管
と熱交換用じやま板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は異なる寸法であつたり、異なる空間を
有したり、あるいは混合用じやま板の周囲に異な
る寸法と空間とを組み合わせて形成され、液体金
属の均一な流れを促進し、局所的な過熱を避け
る。

ポンプブラケツト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、この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の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１４８の支持体及
びハウジングとして作用する。支持ブラケツト１
４７もまたポンプ１４８を安定して支持してい
る。熱交換器１５２の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１５
２は適当な固定部材によつ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にはじやま板１５６が設けられ且つロツ
ド１６５が携帯されている。ロツド１６５は第２
の入口導管１５８から受け入れられる第２の液体
ナトリウムがゆつ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内のヘツダーにおいて熱交換器
から取り入れられる。導管１６２は、水蒸気発生
器のコイル１６６が設けられた水蒸気発生器１６
１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１６８と水蒸気出
口１７０とに接続されている。それらはヘリツク
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ヤンバ１
７２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ヤンバ１７２
の下方端１７１において、ポンプの取り入れ口１
７４は第２の冷たい液体ナトリウムをポンプのチ
ヤンバへ導く。

第１１図にはポンプ１４８のチヤンバの部分断
面図が示されている。主ポンプロータ１４０と第
２のポンプロータ１４２とが通常のポンプシヤフ
ト１４４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１４
２へ液体ナトリウムを導く取り入れ溝１７６へ導
く。液体ナトリウムは第６図に示される熱交換器
１５２へ入口導管１５８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。冷たい液体ナトリウムは取り入れ溝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は図示しないチユーブによつて供給
される液体ナトリウムによつて滑らかにされてい
る。このチユーブはポンプの放出回路から分技さ
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内には液体ナトリウム
の均一的な混合を促進するために孔あきシール１
７８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
発生器の側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１
６６の上方の水面と一致する。ポンプのチヤンバ
１８６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１４２の水面より
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
ポンプ支持体を通つて第２のポンプへ流入され
る。主冷却材の容量は補助システム（図示せず）
によつて管理されている。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ナ
トリウムを除き、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リウムを主回路（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の回路はナトリウムと水との反応に
よつて圧せられる。衛星容器の頂上において破裂
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の底に配置
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の外部を降下して放出経路が形成
される。

第１２図にはこの発明の実施例による第２のナ
トリ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を備えている。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）に接続されてい
る。この第２の液体ナトリウムループは熱を主ナ
トリウムループから水蒸気発生器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ユ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２０６及び２０８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によつて
操作されるポンプ２２６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
出口パイプ２２８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。ブラケツト２
３４はポンプハウジング２３５を固定し、緩衡器
２３６は側方の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２１
０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のこの配管には適当
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の外壁の部分断面図が
示されている。容器の壁３００は原子炉容器ある
いは衛星タンクのうちの内壁である。格納容器３
０１は容器の壁を取り囲み、その外表面に格納容
器３０１とシユラウド３０２との間に設けられた
複数の冷却フイン３０３を備えている。ライナ３
０５の孔の壁の間のシユラウド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50cm乃至130cm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35cmの
間隔が空けられている。冷却フインは0.1乃至５
cmの厚さを有し、格納容器の壁から２乃至20cm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メートル離れる。

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１
０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ヤンバの部分断面
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、２Ａ……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……デツキプラツトホー
ム、１０……上方の液体金属用導管、１１……下
方の格納通路、１２……下方の液体金属用導管、
１６Ａ……熱料格納空間、３６……熱交換器、４
４……ポンプ、９２……コンクリート支持体、９
４……原子炉容器支持体、１６１……水蒸気発生
器、１６６……コイル、１６８……水入口、１７
０……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を
   備え、上記上方および下方の液体金属用配管は、
   この液体金属の自然対流によつてこの液体金属を
   上記原子炉容器と衛星タンクとの間で自由に循環
   させるように配置されており、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項に記載の原子炉。 ６ 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つて、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。 ７ 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ツ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６項に記載の原子炉。 ８ 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。 ９ 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８項に記載の原子炉。 １０ 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イン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。 １１ 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。 １２ 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。