JPH0452910B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は大規模なエネルギー発生用原子炉に関
する。特に、本発明は工場で製作され、現地建設
場所で組立てられて原子炉を形成する内蔵式核熱
供給モジユールに関する。原子炉モジユールをそ
の工場での製作、現場での組立て、および組立て
た発電所の運転について開示する。

従来技術 代表的な原子炉の構成には、核燃料を含む熱供
給部（heat supply）、一次冷却材系および二次冷
却材系が含まれる。一次冷却材は核熱供給部から
熱を受取り、その受取つた熱を熱交換器を介して
二次冷却材に伝達する。二次冷却材の熱は電気を
発生する手段、例えば蒸気タービンに伝えられ
る。商業的なエネルギー発生の場合、原子力エネ
ルギー発生施設は大抵、１個または２個以上の独
立した原子炉を含む大きな設備であり、各原子炉
は1200メガワツトのように大きな設備容量をもち
得る。このような原子炉システムは代表的には大
きな格納建物内に収容され、格納建物は原子炉、
補助および後備の冷却および制御システム、なら
びに発電所の寿命が続く間必要となるであろう原
子炉の燃料交換やサービス操作を行うための設備
を取込む。勿論、格納建物は人がサービス操作や
燃料交換作業のために中に入れるように設計しな
ければならない。

商業的エネルギー発生プラントに動力を供給す
ることを目的とした大規模な原子炉のほかに、小
規模な原子炉もまつたく違つた環境で、即ち船上
で作動するように設計されている。船舶用原子力
エネルギー発生プラントは必ず陸上プラントより
コンパクトでなければならないが、電力需要条件
はずつと小さい。船上での使用に適当なコンパク
トな原子力エネルギー発生ユニツトの種々の設計
案が米国特許第3170846号、第3245879号、第
3255088号、第3401082号、第3941187号、第
4124064号および第4289196号に開示されている。
これらの特許に開示された原子炉ユニツトでは、
近接連結された圧力容器および格納容器内に炉心
を収容する。コンパクトにするために、ボイラー
またはスチーム発生ユニツトを格納器内に入れる
ことが多い。代表的な船舶用構造では、格納容器
および関連する遮蔽物を船のスチーム発生器室内
に永久的に設置する。次に炉心および関連する冷
却および熱交換系を格納容器内に設置する。従つ
て船舶用原子力エネルギー発生ユニツトは、炉
心、スチーム発生ユニツト、熱交換器などがこれ
らをすべてサービス操作および燃料交換操作のた
めに格納容器の頂部から取出し得るように据え付
けられる状態に構成しなければならない。

コンパクトな船舶用作動ユニツトとは対照的
に、陸上原子力発電所は初期には、規模の経済性
に従うと信じられていたので、大規模に建造され
た。基本的な幾何学的考察から、原子炉体積が増
加するにつれて、原子炉表面積対原子炉体積の比
が減少し、従つて建造しなければならない遮蔽
物、冷却系および格納容器のユニツトあたりより
大きなエネルギー発生能力が予想されたことがわ
かる。簡単に言うと、プラントが大きくなるにつ
れて、格納容器、閉じ込め建物、現場作業員およ
び他の必要なサービスに費す時間、金および労力
の限界量が一般に減少すると予測された。

残念ながら、これらの予想は実際には実を結ん
だことがない。最近の事故で、このようなユニツ
ト１つの予定外の停止が非常に大きな経済的影響
をもたらし得ることが実証された。大きな原子炉
が放射能汚染にみまわれると、プラント容量が大
きな損害を受け、清浄化コストがそうでなければ
核燃料の使用から導びき出される利益より恐らく
は大きくなる。

さらに、政府により定められた安全規制によ
り、原子力発電所を可能最高水準に建設すること
が要求されている。現行の建設方法では、この高
水準を原子力発電所が普通立てられる遠隔建設現
場にそつくり移行し、現地での建設作業に課さな
ければならない。建設作業員を募集し、彼らを現
地で現代の原子力認可作業手順の高い厳格な水準
まで訓練することは経費と時間がかゝり、困難
で、そして時には不可能でさえあることがわかつ
ている。要するに、現行の建設方法では品質保証
が問題となつている。

原子炉は最終的に大きな原子力エネルギー発生
施設内に設置されるので、原子炉は実質的誤作動
が起つた場合能動的安全対策に頼る。これらの対
策には、大抵の場合長い配管網を介して補助また
は後備システムに連結された能動的熱排出システ
ムが含まれる。予測できない地震が起つた場合の
このような配管網および関連する配管ステーシヨ
ンの一体性には疑問があることがしばしばであつ
た。

さらに、このようなプラント設計はひとたびプ
ラントをライン上に設置したら本質的に変更不可
能であつた。プラント容量は経済的運転のできる
規定範囲内に固定され、原子力発電所を大規模な
基定負荷電力発生にのみ適当にしている。

プラントの停止は基底負荷エネルギー供給の完
全な中断を意味する。

最後に、このようなプラントはすべて起り得る
誤作動に耐えるように過大に設計しなければなら
ず、またＸ線技術などにより損傷部品について繰
返し検査してこのような誤作動に対する安全性の
継続を確保しなければならない。

上述した米国特許の幾つかで、コンパクトな原
子力ネルギー発生ユニツトが陸上エネルギー発生
にも役立つことが示唆されている。特に米国特許
第4289196号は、複数の小規模モジユール原子力
スチーム発生ユニツトを発電用の単一タービンに
連結すれば、代表的な陸上原子炉に関連した多数
の補助システムをなくし得ることを示唆してい
る。

発明の要旨 本発明は大規模陸上エネルギー発生施設に、コ
ンパクトな原子力エネルギー発生ユニツトの着想
を効率よく融合させるものである。特に、本発明
は、コンパクトなエネルギー発生ユニツトの臨界
的原子力構成部品すべてを含む予め製作された核
熱供給モジユールを提供し、このモジユールは中
央工場で完全に原子力検定済とすることができ、
現場で最小の非臨界的組立作業のみでエネルギー
発生プラントに組込むことができる。

簡潔に説明すると、工場で組立てられたまゝの
核熱供給モジユール一次容器およびこれを囲む外
側容器を具え、外側容器が一次容器に近接連結さ
れて相互間に不活性ガス充填用の隙間領域を画成
する。外側容器は、工場で組立てたモジユールを
鉄道貨車で輸送できるように定められた寸法を有
する。複数の制御棒を含む非装荷炉心ユニツトが
一次容器内に装着される。出力を犠牲にせずにコ
ンパクトにするために、炉心ユニツトは高速増殖
炉タイプとする。一次容器内には、二次冷却材用
の入口および出口を有する熱交換器も装着され
る。入口手段および出口手段が外側容器および一
次容器を通つて熱交換器の入口および出口と連通
する。この入口手段および出口手段は、建設現場
で建造される普通の二次冷却系の残りの部分に連
結できるように構成される。ポンプが一次容器内
に装着され、一次冷却材を炉心ユニツトおよび熱
交換器にポンプ供給する作用をなす。ポンプおよ
び炉心ユニツトは入口プレナムと直接連通してポ
ンプから炉心ユニツトへの一次冷却材直通流路を
画定する。炉心ユニツトから熱交換器へのまた熱
交換器からポンプへのプレナム状一次冷却材流路
を画定する２つの手段も一次容器内に配置され、
これらの流路画定手段は一次容器内に完全に収容
され、漏れや破裂を生じる配管を含まない。制御
棒駆動ユニツトが外側容器内に炉心ユニツトに重
ねて装着され、一次容器を通して炉心内の制御棒
に作動的に連結される。本発明の目的は、必須の
原子力検定手続きを経なければならないすべての
臨界的原子力構成部品を内部に含む予め製作され
た核熱供給モジユールを提供することにあり、こ
うすれば完全に検定されたモジユールを工場生産
し、発電所建設現場に輸送することが可能にな
る。

本発明の１つの特徴は、核熱供給モジユール
が、工場から出て行くとき、普通の鉄道貨車で輸
送できるように特別な寸法に定められていること
である。モジユールを建設現場で貨車からおろし
た後、セグメント化円筒状包囲シエルをモジユー
ルのまわりに組立てる。

他の目的、特徴および利点 本発明の目的は、工場で組立て、その後鉄道で
発電所建設現場に輸送することのできる核熱供給
モジユールを提供することにある。簡単に述べる
と、原子炉の建造を最大限まで工場で行い、発電
所建設現場で行う組立てを最小限にする。本明細
書は以下に、工場での原子炉建造、工場から輸送
される原子炉モジユール建造物、発電所建設現場
での遮蔽された原子炉の組立て方法、別個のスチ
ーム発生ユニツトを具える発電所にこうして得ら
れた原子炉、そして恒久的な設置場所でここに開
示した原子炉を収容するように構成された発電所
の全体的レイアウトを記す。

本発明の目的は、できるだけ多数の組立工程を
工場で制御された条件下で熟練労働者によつて行
うことのできる核熱供給モジユールの建造を開示
することにある。

本発明の装置の利点は、組立てが工場で行われ
る場合、品質が最大限に保証されることである。
臨界的原子力構成要素を認可前にていねいに検査
し保証することができる。このように進行する
と、より緻密な検査を中央地区で行うことがで
き、これにより一層信頼性の高い検定を少ない管
理費用で行うことができる。

本発明の構成要素の組立てからくるもう一つの
利点は、工場自動化の効率を向上できることであ
る。実際は、ほとんど完全に気密シールされた一
次ループが、一次冷却材ポンプが所定位置に既に
設置された状態で工場からから出荷される。現場
では、燃料集合体の装荷および隙間領域への不活
性ガスの充填後、一次容器の気密シールを完成す
るために最小数のシール溶接を行う必要があるだ
けである。

ここで開示されたモジユール設計は、ユニツト
を臨界未満にするために、重力付勢される一次お
よび二次制御棒により与えられる優れたスクラム
性能を利用している。

スクラム条件下では給水冷却や他の能動的冷却
系に依拠しない。その代り、スクラムの起つた原
子炉は完全に受動的で、生体防護物内に一体的に
設けられた自由対流式冷却材ループを介して熱を
雰囲気に消散する。

ここで開示された構成の追加の利点は、原子炉
モジユール自体がその質量の大きな生体防護物と
ともに包囲ヒートシンクをなし、モジユールの受
動的停止能力に有意な寄与をなす。

本発明のさらに他の利点は、運転中に停止時熱
除去系が全原子炉熱の損失の0.3％以下にしか関
与しないことである。停止系を通しての最小熱損
失は、シールされた自由対流ループ内に連続流れ
を与えてループを作動状態に維持するのに十分な
ものであるが、これは二次冷却材が運ぶ有効な熱
を有意に減らすことがない。

ここで特定されている予め製作された核熱供給
モジユールの寸法は、本発明の有用性に直接関与
している。本発明の比較的小さい原子炉モジユー
ルは互に組合せたとき原子力発電所を非常に安全
により経済的にし、発電所を一層徹底して原子力
検定手続きにゆだねることができる。小さなユニ
ツトは、スクラム条件下でのエネルギー消散のた
めにここで開示された自由対流式停止時熱除去ル
ープを適用しやすい。さらに比較的小さなユニツ
トは、炉心材料の熱膨脹を利用して、停止時に原
子炉を臨界未満状態にするのを助けるように構成
することができる。比較的小さいユニツトを実質
的に工場で組立て、建設現場で装荷することがで
きるだけでなく、建設現場で不慮の災害にあつた
場合、小さいユニツトは扱いやすいユニツトであ
るのでこれを設置個所から簡単に運び去り、放置
して冷やすことができ、この間発電所の残りは運
転を続けることになる。

上述した効果を達成する核熱供給モジユール
は、直径14フイート、高さ70フイートとするのが
好ましい。この寸法の核熱供給モジユールは普通
の鉄道貨車で建設現場に輸送することができ好都
合である。現場で生体防護物をつけて組立てられ
たユニツトは直径30フイート、高さ80フイートで
ある。このユニツトは普通のエアリフト受台にの
せて移動し、スチーム発生システムに着脱自在に
連結することができる。

ここに開示された原子炉の利点は、不慮の災害
が起つたとき、この原子炉を簡単に設置個所から
はずして隔離区域に移動できることである。従つ
てこの設置個所が実際上恒久的にもうけられる。
隔離された原子炉から燃料要素を取出すか、もし
くは原子炉を放射性崩壊期間以上そのまゝ放置し
次いで燃料要素を取出すことができる。

本発明の他の目的、特徴および利点は、以下の
図面を参照しての説明から一層明瞭になるであろ
う。

好適実施例の説明 本発明は、全エネルギー源が複数のコンパクト
なモジユール原子炉ユニツトにより与えられるモ
ジユール式大規模核エネルギー発生施設を提供す
る。第１Ａ図および第１Ｂ図は２つ合わせてその
ような１ユニツトを示す。コンパクトな原子炉ユ
ニツト１０は、工場で予め製作され建設現場に輸
送される核熱供給モジユールと、建設現場で建造
される包囲生体防護物とを含む。

工場で建造された核熱供給モジユールは、一次
容器１１およびこの一次容器１１を囲む外側容器
１２を具える。一次容器１１内には炉心ユニツト
１３、熱交換器１４、一次冷却系の全部および二
次冷却系の一部が入つている。二次冷却材入口お
よび出口は、核熱供給モジユールが作動状態にあ
るとき核熱供給モジユールと唯一の流体連通をな
す。一次および二次冷却系が、大災害につながる
可能性のある破断をこうむる恐れのある配管を熱
供給モジユール内に含まないことは、組立後の原
子炉の安全に寄与する本発明の特徴の１つであ
る。

好適実施例では核熱供給モジユールに、プール
型原子炉の特性を有する一次冷却系の設計を用い
る。一次冷却材、例えば液体ナトリウムを環状取
入れ口１８で囲まれた中心高圧吐出しダクト１７
を有するポンプ１６によつて循環させる。冷却材
が液体金属の場合には、ポンプ１６を電磁ポンプ
とするのが好ましい。このようなポンプはよく知
られており、例えばElectric Machines and
Electro Mechanics：An International
Quarterly、Vol.3pp.129−142（1979）のGerald
B.Klimanの論文「大形電磁ポンプ（Large
Electromagnetic Pumps）」に記載されている。
ポンプ１６は伝熱容器１９内に位置する。容器１
９からの熱伝達を一連のフイン２１によつて促進
する。フイン２１の半分は容器１９の円筒状外壁
から外方に突出し、残りの半分は一次容器１１の
円筒状内壁から内方に、外方に突出したフイント
交互にはさみ込む関係となるように突出してい
る。フインの表面には輻射熱伝達を高めるために
輻射能の高い塗膜を設けるが、このことは後述す
る効果的な運転停止時熱除去能力にとつて重要で
ある。液体ナトリウム冷却材を用いる第１図に示
したシステムの場合、ポンプ取入れ口１８での圧
力ヘツドが約20psigで、ポンプ吐出し口１７での
出力ヘツドが約180psigである。

一次冷却材をポンプ１６の高圧吐出し口１７か
ら炉心ユニツト１３を通して上向きに循環させ
る。構造のコンパクトさに寄与するのは入口プレ
ナム２２の設計であり、これによりポンプ１６が
入口モジユールを介在させる必要なしに一次冷却
材を直接炉心ユニツト１３中に循環させることが
可能になる。入口プレナム２２の構造を第２図に
詳しく示す。中心に配置された単一循環ポンプ１
６を用いる好適実施例において、入口プレナム２
２は一次室２３および２つの分配室２４，２６を
具え、このうち分配室２４が低圧室であり、分配
室２６が高圧室である。一次室２３は複数の小さ
な管状部材２７を介して高圧室２６と流体連通し
ている。高圧室２６は多孔板２８により低圧室２
４から分離されている。多孔支持板２９が多孔板
２８に重なり高圧室２６の上壁を形成しており、
この多孔支持板２９は円筒状炉心バレル３１内に
位置する炉心ユニツト１３の支持をなす。炉心の
重量を支えるために、支持板２９は好ましくは厚
さ12インチで、それ自身は一次容器壁に接合する
放射状ウエブによつて支持されている。支持板２
９の孔は板２８の孔と合致している。炉心ユニツ
トは、後でさらに詳しく説明するように複数の燃
料集合体ダクト３２を具える。各ダクト３２は炉
心支持板２９の１つの孔上に着座し、ノーズピー
ス３３で終端する。各ノーズピース３３はほゞ管
状で、支持板２９の対応する孔を貫通し、その下
側にある板２８の孔に着座する。各ノーズピース
３３はその底部先端で密封されており、高圧室２
６内でその外周に複数のオリフイスを有する。こ
のようにして各ノーズピース３３は冷却材受取り
部材として作用して、室２６とそのノーズピース
と関連する燃料集合体ダクトとを流体連通する。
一次室２３の外壁とこれら間隔をあけて位置する
第２壁とにより、管状隙間領域３４が画成され
る。この隙間領域３４はポンプ取入れ口１８のた
めの低圧戻り通路および吸引プレナムをなす。定
圧室２４は、室２４の側壁にあけた複数の適当角
度離れたオリフイス３６を介して、低圧領域３４
と流体連通している。

ポンプ吐出し口１７が中心に位置するので、好
適実施例においては別個の一次室２３と分配室２
４および２６が必要とされる。付加的な分配室
は、冷却材をすべての冷却材受取りノーズピース
３３に確実に均一圧力で分配するために必要であ
る。複数のポンプを使う場合には、複数のポンプ
吐出し口を半径方向にノーズピースを越えて入口
プレナムの周囲に間隔をあけて配置でき、一方ノ
ーズピースは炉心支持板から入口プレナムの底壁
まで、中間室を画成する隔壁の介在なしで延在さ
せることができる。

好適実施例では、熱交換器１４は炉心バレル３
１の上端を囲みそこから上方に延在するほゞ円筒
状の環状構造体である。熱交換器１４の外壁は一
次容器１１によつて与えられ、熱交換器１４の内
壁３８は一次冷却材用の流路を画定する作用をな
す。対向流型熱交換器の設計でよくあるように、
熱交換器１４には熱伝達を行うための管組立体３
９が設けられている。一次冷却材が熱交換器シエ
ル内を管の外面に沿つて下向きに流れる一方、二
次冷却材が管の内部を反対方向に流れる。入口ヘ
ツダ４１および出口ヘツダ４２が管組立体３９の
両端に位置する。熱交換器１４の内壁３８には、
熱交換器１４の上端近く、ヘツダ４２の直ぐ下に
複数個の適当角度離れたオリフイス４３が設けら
れている。一次冷却材はオリフイス４３を通つて
熱交換器シエル内に入り、内側に入つたら今度は
下向きに移動する。複数個の離間したバツフル４
４が熱交換器内の一次冷却材の流れを管組立体３
９の方へ転じ、乱流を発生して、熱伝達を一層効
果的にする。バツフル４４は熱交換器を通しての
圧力降下を左程増加しない間隔で配置されてい
る。

この好適実施例の環状熱交換器設計は２つの理
由で有利である。第一に、この設計はモジユール
の全高を左程増加しない。第二に、この設計は熱
い冷却材プールと冷たい冷却材プールとの間によ
り広い幅を与え、これにより一次容器内の熱応力
を小さくする。

熱交換器１４はその下端に二次冷却材の入口４
６を、その上端に出口４７を有する。ダクト４８
が入口４６を介して入口ヘツダ４１と、ダクト４
９が出口４７を介して出口ヘツダ４２とそれぞれ
連通する。ダクト４８および４９は一次容器１１
および外側容器１２を貫通して、二次冷却材を二
次冷却系の残りの部分と流体連通させる。入口ダ
クト４８および出口ダクト４９はそれぞれ管端で
二次冷却系と連結するように構成されており、こ
れについては後で詳しく説明する。

一次容器１１には頭部５１が設けられ、この頭
部５１はほゞ円筒形状で、炉心ユニツト１３に重
なる。この頭部がリセスＡを有し、このリセスＡ
は一次容器の頂部から下方へ炉心バレル３１直上
の高さまで延在する。頭部５１の円筒状壁Ｂおよ
び熱交換器１４の内壁３８は一緒にリセス付頭部
のまわりに環状領域Ｃを画定し、この環状領域が
炉心ユニツト１３の頂部から熱交換器１４への入
口オリフイス４３までの一冷冷却材用流路をな
す。

複数本の制御棒Ｄが一次容器内に装着される。
制御棒駆動ユニツトＥがリセスＡ内に装着され、
一次容器の底Ｆを通つて制御棒に作動的に連結さ
れている。

熱交換器１４の底部からポンプ取入れ口１８ま
での一次冷却材流路は、主として２つの同軸の円
筒状遮蔽部材５３および環状遮蔽部材５４によつ
て画成される。部材５３は炉心バレル３１を囲
み、そこから上方に延在する。遮蔽部材５４は部
材５３と同軸で、一次容器１１に沿つて延在す
る。これらの遮蔽部材５３および５４は一緒に相
互間に隙間領域を画成し、この隙間領域を通つて
一次冷却材が流れてポンプ１６に戻る。遮蔽部材
５３および５４をステンレス鋼製とするのが好ま
しい。

第１Ａ図において、熱交換器１４の下端が炉心
ユニツト１３の近くにあることがわかる。この構
造配置では熱交換器を通過する二次冷却材は、炉
心ら放射する半径方向中性子束による放射化を受
ける。このような放射化が起るのを防止するため
に、遮蔽部材５３が炉心ユニツトを越えてかつ熱
交換器１４の内壁に沿つて上方にかなりな距離延
在し、熱交換器１４に向かう中性子束を阻止す
る。

一次冷却系の構成要素について説明してきたの
で、今や冷却材流路全体をたどることができる。
冷却材は入口プレナムの一次室２３にほゞポンプ
ヘツド圧力で入り、複数の管２７を通つて高圧室
２６に上昇する。室２６から冷却材は冷却材受け
取り用ノーズピース３３に入り、次いで個々の燃
料集合体ダクト３２を通つて上方に押し上げられ
る。冷却材がノーズピース３３に入るにつれて、
高圧室２６を低圧室２４から分離する多孔板２８
上のノーズピース３３の着座部のまわりで少量の
漏れが起る。この漏れは炉心アセンブリを保持す
る作用をなす適正な流体静力学的バランスを保証
する。一次冷却材は、燃料集合体ダクト３２内を
通過するにつれて熱を受け取る。炉心ユニツト１
３の頂部で冷却材は外向きに方向を変え、炉心バ
レル３１上の周囲領域に向かう。ここで流れは上
向きに方向を変え、リセス付頭部５１の壁と熱交
換器１４の内壁３８間に画成された隙間領域に入
る。一次冷却材は適当な角度離れたオリフイス４
３を経て熱交換器１４に入り、次いで下降し、バ
ツフル４４により偏向させられて管組立体３９を
通じてある程度の交差流を生成する。一次冷却材
は次に熱交換器から外に出て、炉心バレル３１を
囲む遮蔽部材５３および５４間に画成された環状
領域に入る。冷却材は支持板２９の孔を通つてポ
ンプ取入れ口１８に通じる吸引プレナム３４に進
む。

外側容器１２は、格納容器６１およびこれを囲
む閉じ込め容器６２を含む多重壁構造のものとす
るのが好ましい。格納容器６１は好ましくは304
ステンレス鋼でつくり、この格納容器６１と一次
容器１１の間の隙間領域には不活性ガス、例えば
アルゴンが充満される。アルゴンは安全要素であ
る。アルゴンは万一液体ナトリウムが一次容器か
ら漏れ出た場合に、一次容器１１を囲む不活性環
境を形成する。格納容器６１と閉じ込め容器６２
の円筒状壁間の熱伝達を一連の突出フイン６３に
よつて促進する。フイン６３は前述したフイン２
１と同様に構成され交互にはさみ込まれており、
同様に緊急停止状況下で外部への熱伝達を促進す
る作用をなす。第１図の実施例では、格納容器６
１がポンプ１６を囲む伝熱容器１９の壁と接合さ
れている。好適実施例では、一次容器１１は直径
13フイート４インチ、高さ63フイートである。格
納容器６１は直径14フイート、高さ65フイートで
ある。一次容器１１の上方領域は好ましくは316
ステンレス鋼でつくられ、すべての潜在的有害事
故を抑制するのに十分な定格圧力を有する。格納
容器６１は比較的薄く、放射性物質が外部に漏れ
るのを防止するのに十分な定格圧力を有する。

格納容器６１および閉じ込め容器６２にはそれ
ぞれ頭部６６および６７が設けられている。一次
容器１１の頭部５１および格納容器６１の頭部６
６はそれぞれ対応容器に気密にかつ取外し自在に
取付けられている。頭部アセンブリの取付けを第
３図に示す。頭部５１および６６は最初、環状シ
ール溶接部６８により下側の容器１１および６１
に気密にシールされる。シール溶接部は、１対の
環状の平行突出リムまたはフランジをその外端で
一緒に溶接することによつて形成される。頭部は
それに加えて、各頭部のフランジを貫通する複数
本のボルト６９により固定される。この構成配置
であれば、燃料交換のために頭部を容易に取外す
ことができる。頭部を取外すには、ボルト６９を
取外し、シール溶接部６８を切断する。燃料交換
後の再取付けのためには、シール溶接部を再溶接
して新しい気密シールを形成することができる。

核熱供給モジユールが鉄道で輸送できる寸法の
ものであることが、核熱供給モジユールの必須の
特徴である。貨車の幅は代表的には14フイートで
あるので、核熱供給モジユールの最大許容直径は
14フイート程度である。大きな電力出力容量を確
保しながらこの厳しい寸法制限を満たすために、
核熱供給モジユールは高速増殖炉炉心ユニツトを
入れる。第５図は炉心ユニツト１３の反応領域を
切つて見た断面図である。炉心ユニツト１３の構
造は高速増殖炉の設計に慣例のものである。炉心
ユニツト１３は２つの異なる濃縮度を有する複数
の燃料集合体よりなる内側および外側炉心領域を
含む。好適実施例では、内側炉心領域が核分裂性
物質含量約17％を有し、外側炉心領域が核分裂性
物質含量約24％を有する。これらの炉心領域は、
潜在燃料物質、代表的には減損ウランよりなる軸
線方向ブランケツトおよび半径方向ブランケツト
で囲まれている。半径方向ブランケツトの先に
は、中性子を反射して半径方向ブランケツトに戻
すためのステンレス鋼反射材のリングが位置す
る。

核分裂性および潜在燃料集合体が緻密に束ねた
縦長六角形ダクト内に収容されている。一次およ
び二次制御棒が同様のダクトを介して炉心反応領
域中に案内される。一次制御棒は原子炉の反応度
を制御し、他方二次制御棒は停止に必要とされる
追加の減速を達成する。

高速増殖炉構造が熱供給モジユールのコンパク
トさに寄与することが、代表的な熱中性子炉の設
計と比較することで正しく理解できる。熱中性子
炉では、核分裂性燃料が比較的低エネルギーの遅
い中性子を優先的に吸収する。代表的な水冷原子
炉では、例えば中性子を吸収に適切なエネルギー
まで減速するために、燃料集合体間に大きな集合
断面積の水が必要とされる。原子炉をもつとコン
パクトにすると、核分裂誘起性中性子を減速する
のに利用できる水の量が少なくなり、また炉心寸
法、従つて出力をそれに比例して小さくしなけれ
ばならない。これとは対照的に、高速増殖炉は核
分裂を誘起するのに速い範囲の中性子に依存して
いるので、追加の減速を必要としない。さらに、
高速増殖炉にのみ存在する潜在燃料の半径方向ブ
ランケツトが、炉心からの中性子束の追加の遮蔽
をなし、また一次冷却材に補足の熱を与える。

ここまで説明してきた核熱供給モジユールは中
央工場で完全に製作することができる。このモジ
ユールは核安全検査および保証を受けるすべての
臨界的核構成要素を含む。すべての臨界的核構成
要素が１個所で製造され組立てられているので、
臨界的な原子力製造プロセスを実施するために高
度熟練者スタツフを工場に集めることが本発明の
教示内で可能であり経済的である。

同じく中央工場で製造されるのは、現地で核熱
供給モジユールを囲むためのセグメント化された
シエルである。第１および５図では、シエル７１
が既に核熱供給モジユールのまわりに組立てられ
ているものとして示してある。シエル７１は４つ
の別個の四分円部品として製造するのが好まし
く、これらを現地でモジユールのまわりに組立て
ることができる。シエル７１はステンレス鋼の内
側円筒壁７２および外側円筒壁７３を含む。これ
らの壁間に環状領域が画成され、これが現地で生
体防護コンクリートを注ぐための型枠を提供す
る。

好適実施例では、シエル７１が第２の中間内壁
７４も含み、第２内壁７４が内壁７２と共に、閉
じ込め容器６２を直近で包囲する水ジヤケツトを
画成する。この実施例で生体防護物を注ぐための
型枠を画成しているのは壁７４および７３であ
る。生体防護物内の水ジヤケツトは追加の緊急停
止時熱除去能力を与える。水ジヤケツトはその上
端に設けられた通気孔７６を介して雰囲気に通気
されている。核熱供給モジユールから水に伝えら
れた熱は水を沸とうさせる。水が沸とうして蒸発
するにつれて、簡単に水を補給して継続的に緊急
時熱除去能力を確保することができる。

シエル７１には複数個のシールされた管状熱交
換ループ７８も、シエル７１のまわりに適当角度
離して設けられている。各熱交換ループ７８は、
第１図に示すように、シエル７１の内壁７２に固
着された鉛直に延在する内側分枝蛇管と、外壁７
３に固着されシエルの外側の雰囲気に露呈された
鉛直に延在する外側分枝蛇管とを含む。内側およ
び外側分枝蛇管はその上端および下端で、半径方
向延在管状部分により連結されている。分枝蛇管
それぞれが熱交換区域を画定する。シエル内に組
立てられた原子炉において、内側熱交換区域は閉
じ込め容器の外壁に密接して位置し、一方外側熱
交換区域はシエルの外壁に位置する。各熱交換ル
ープ７８には水が充填され、膨脹タンクと共に永
久シールされている。スクラム状態が発生した場
合には、各熱交換ループ７８内の水が自由対流に
基づいて循環し、これにより熱を閉じ込め容器壁
から外部に運ぶ。熱交換ループ７８は工場でシエ
ルに永久的に固着され、代表的には各四分円部品
に８〜12個のループが取付けられる。第５図に示
す熱交換ループ７８は図示の目的で拡大されてい
る。

第７Ａ〜７Ｄ図の一連の図は本発明が教示する
通りに原子力発電ユニツトを組立てるプロセスを
具体的に示す。第１工程では、第７Ａ図に示すよ
うに、検定要件を満たす必要のあるすべての臨界
的核構成要素を含む核熱供給モジユールを中央工
場で組立てる。第７Ａ図は工場から出てゆくとき
の諸構成要素の分解図である。核熱供給モジユー
ル自身は本体部分８１、リセス部に制御駆動機構
を収容した一次容器のリセス付頭部８２、格納容
器頭部８３、閉じ込め容器頭部８４および熱供給
モジユールのまわりに組立てる各別のシエルセグ
メント８５を含む。頭部８２，８３および８４は
輸送のため工場でボルト締めされる。頭部８２お
よび８３は最終的には現場でシール溶接される
が、工場ではこの溶接を行わない。第７Ｂおよび
７Ｃ図に図解したように、完全に組立てられた検
定済みの核熱供給モジユールおよびシエルセグメ
ントを別々に貨車で建設現場に輸送する。現場で
は、シエルセグメントを核熱供給モジユールのま
わりに組立て、そして第７Ｄ図に示すように組立
てたセグメントにより画成された環状領域にセメ
ント混合物を流し込む。

建設現場での原子力発電ユニツトの組立てが、
第８図を参照すれば一層よく理解できるであろ
う。第８図は本発明による大規模な商業用発電設
備の平面図である。予め製作した核熱供給モジユ
ールおよびシエルセグメントを水平姿勢にて鉄道
線路９１に沿つて現地に送る。現地には線路９１
に隣接してモジユール組立区域９２がしつらえて
ある。予備工程として、普通タイプの構造支持部
材をモジユール組立区域９２に立て、核熱供給モ
ジユールおよびシエルセグメントをおろし、鉛直
姿勢に立て、上記構造支持部材で安定に支持す
る。貨車からおろす際に核熱供給モジユールを、
エアリフトの受台９３のような移送手段を作業上
付随させながら配置して組立済みユニツトの移動
を容易にする。このようなエアリフト受台は既知
の構成のもので、ここでは特に説明しない。組立
区域では、セメント混合物をモジユールのまわり
に組立てられたセグメント化シエルにより与えら
れる型枠内に流し込み、硬化させて生体防護物を
形成する。同時に、生体防護キヤツプも注ぎ込
む。材料を硬化させた後、エアリフト受台を加圧
し、モータ駆動ウインチによりモジユールを移動
通路９４に動かす。

原子炉サービス建物９６は、新しい燃料集合体
などを受け取るために鉄道線路がつながつている
車両停止場９７を含む。原子炉サービス建物９６
の反対側には、使用済み燃料集合体、固形放射性
廃棄物などを送り出すために同様の車両停車場９
８がある。原子炉サービス建物９６の中心部分に
は、個々の組立モジユールを燃料交換のために位
置決めするエンクロジヤ９９がある。燃料交換兼
貯蔵セルはモジユールの上に配置され、モジユー
ルに連結し密封できるように構成されている。原
子炉サービス建物９６には、汚染、劣化ならびに
放射性粒子およびガスの環境への偶発的放出に対
する慣例の安全装置が設けられている。原子炉サ
ービス建物には、完全な燃料交換施設および標準
的な安全・予備措置、例えば受取り停車場と燃料
交換兼貯蔵セルとの間の適当な気閘が含まれてい
る。

第８図は５つのモジユール式原子炉１００を示
し、これらは完全に組立てられ、核燃料を装荷
し、発電装置１０２に近接した原子炉設置個所１
０１に設置されている。発電装置１０２には通
常、１個または複数の普通の蒸気タービンが、協
働する二次熱交換サイクルと合わせて設置されて
いる。各組立て済み原子炉１００の入口手段およ
び出口手段が二次熱交換サイクルを介して発電装
置１０２に連結されている。第４Ａ図は、モジユ
ール原子炉１００と発電装置１０２と協働する二
次熱交換サイクルとの間の連結部を示す断面図で
ある。二次冷却材出口手段４９が生体防護物１０
４およびシエル７１の外壁を貫通する。第４Ａ図
に示す出口手段４９は液体ナトリウムの流れる内
管と、内管を囲み両者間に隙間領域を画成する保
護用外管とを有する。通例そうであるように、内
外管間の隙間領域には不活性ガス、例えばアルゴ
ンが安全措置として充填されている。出口手段４
９（入口手段４８も同じ）には、発電装置側の残
りの部分に連結するために、内管を一巻きしてク
ランプ付きリング１０６および環状シール溶接部
１０７が設けられている。第４Ｂ図に、このクラ
ンプ付きリングおよびシール溶接部の構成を拡大
して示す。

第９図は本発明による別の設備例の立面図であ
る。この設備にはモジユール組立区域１１１、移
動通路１１２および原子炉サービス建物１１３が
含まれる。第９図の構成は第８図の構成と、組立
て済みモジユール原子炉ユニツトが原子炉サービ
ス建物１１３内の原子炉設置個所１１４に位置す
る点で相違する。原子炉設置個所１１４は、モジ
ユール原子炉を発電装置の二次熱交換サイクルに
連結でき、また同じ場所から燃料交換その他のサ
ービス操作を行うこともできるように配置されて
いる。第９図に示した原子炉サービス建物１１３
の上部には高架移動クレーン１１６が設置され、
このクレーンは下方に位置するモジユール原子炉
にサービス操作を行うために２方向に移動可能で
ある。

モジユール原子炉は本発明によれば次の通りに
燃料交換する。まず最初、燃料交換すべき個々の
モジユール原子炉を停止し、ラインからはずし、
この間他のモジユール原子炉は運転を続けて電力
の連続発電を中断しないようにする。液体ナトリ
ウム導管を囲む保護管を開き、そしてクランプリ
ング１０６をはずしシール溶接部１０７を切断す
ることにより上記導管をプラントの残りの部分か
ら切離す。液体ナトリウムを当業者によく知られ
たやり方で抜取る。第８図の実施例では、モジユ
ール原子炉ユニツトの下のエアリフト受台を加圧
して、同ユニツトを原子炉サービス建物に搬送す
る。第９図の実施例ではこの工程は不要である。
原子炉サービス建物内でコンクリート遮蔽プラグ
および閉じ込め容器頭部を取外し、格納容器頭部
上のシール溶接部を切断する。格納容器頭部を外
した後、一次容器頭部上のシール溶接部を同様に
切断し、一次容器頭部を制御棒駆動装置と共に同
様のやり方で外す。これらの操作は慣例の技術を
利用して、一時気閘を用いて遠隔操作または手動
操作で行うことができる。次に使用済み燃料要素
の抜取りおよび新燃料の装荷を慣例の頭部開放方
式で行う。燃料交換後、一時容器頭部を元の位置
に置き、再びシール溶接し、ボルト締めする。一
次容器内のナトリウムより上の空間を不活性ガス
でパージし、再充填する。格納容器頭部をシール
溶接、次いでボルト締めにより所定位置に固定
し、そして不活性ガスを一次容器と格納容器との
間の隙間領域に注入する。次に閉じ込め容器頭部
を所定位置にボルト締めし、生体防護プラグを所
定位置に配置する。第８図の実施例では、モジユ
ール原子炉を次に原子炉設置位置に移動するが、
第９図の実施例ではこれは不要である。次に加熱
された液体ナトリウムを二次冷却系に慣例の仕方
で戻し、二次冷却材入口および出口手段をプラン
トの残りの部分に再連結する。

モジユール原子炉設計の重要な点は、緊急の場
合に熱の受動的放散が可能であることである。原
子炉を制御するための動力が切れると、制御棒は
重力で動かされて炉心を停止する。停止時熱除去
は二様に行われる。もしも一次冷却系が失効する
も、二次冷却系は作動し続けていれば、プラント
の残りの部分のエネルギー発生装置のヒートシン
クが十分な停止時熱除去手段となる。もしも一次
および二次冷却系両方が失効した場合には、熱除
去は格納容器壁を経て外部環境へ達する輻射や対
流により受動的なやり方で達成される。格納容器
６１と閉じ込め容器６２間の熱伝達は一連のフイ
ン２１および６３により著しく高められる。そし
て自由対流式熱交換ループ７８が熱を閉じ込め容
器６２の外壁からモジユールユニツトを囲む雰囲
気まで移動する。熱交換ループ７８は熱を閉じ込
め容器から雰囲気まで移動するための手段をなす
が、生体防護物１０４の大きな質量もヒートシン
クとして作用し得る。最後の安全予防措置とし
て、シエル７１の同心壁７２および７４で画成さ
れた水ジヤケツトも補足のヒートシンクをなす。
水ジヤケツトは雰囲気に通気されているので、閉
じ込め容器から水への熱伝達は最初水温を沸点ま
で上げる働きをし、次いで蒸発熱に転化する。水
が沸とう蒸発するにつれて、水をベント７６を介
して補給することができる。

水ジヤケツトは追加のヒートシンクとなるだけ
でなく、生体防護物の一体性を保つ作用もなす。
コンクリートが過熱されるままにしておくと、コ
ンクリートが長い期間経過後には粉々になる可能
性がある。しかし、通気孔付き水ジヤケツトは、
コンクリートの温度が水の沸点より高くなるのを
防止する。

モジユール原子炉ユニツトが正常に作動してい
るとき、受動的停止時除去システムがユニツトの
全出力定格の0.3％以下を運び去ると予想される。
スクラム条件下で温度が上昇するにつれて、この
受動的システムの廃熱を輻射除去する能力が周知
のシユテフアン−ボルツマン（Stefan−
Boltzmann）の法則に従つて温度の４乗で増加
し、かくして同システムは停止条件下の比較的高
い温度で十分な廃熱除去能力を持つが、正常な運
転条件下ではユニツトの効率に干渉しない。

第６図は、スクラム条件が発生した際の停止時
熱除去システムの予想性能を具体的に示す。正常
運転条件下の予想温度は800〓より少し高い。
「IHXなし」と付記された実線は、一次冷却系ポ
ンプおよび中間熱交換機構（intermediate heat
exchange mechanism）の熱排出能力が同時に
失なわれたスクラム後に炉心から出てくる液体ナ
トリウムの予想温度を示す。温度が最高値約1300
〓−これは許容温度である−に次第に上昇すると
予想されることがわかる。「IHXあり」と付記さ
れた破線は、中間熱交換機構が失なわれずに残つ
ているときに予想される温度を示す。初期に約
1100〓へ急上昇した後、温度が次第に低下するこ
とがわかる。

本発明に従つて建造されたモジユール原子炉に
スクラムが起つたときには、単にその原子炉をそ
の設置個所から移動し、冷えて静まるまで野外に
放置する必要があるだけである。停止時熱除去系
が受動的性質のものであるので、スクラムの起つ
た原子炉を緊急処理のための補助系に連結する必
要はない。スクラムの起つた原子炉は、一次容器
内の放射能汚染が扱いやすいレベルに低下するま
で不定期間野外に放置しておくことができる。核
熱供給モジユール自身の構造およびそのまわりの
生体防護物により十分な遮蔽が行われるので、雰
囲気の放射能汚染は考えられないはずである。こ
のようにする間、ラインからはずしたユニツトの
代りに新しいモジユールユニツトを設置すること
ができ、発電施設は運転状態に留まる。

以上本発明の好適実施例を十分かつ完全に説明
したが、本発明の要旨を逸脱せぬ範囲内で種々の
変更、別の構成および均等物を使用することがで
きる。従つて、上述の説明および具体例は本発明
の範囲を限定するものと解釈すべきではない。

【図面の簡単な説明】

第１図の配置に従つて第１Ａ図および第１Ｂ図
により構成される図は本発明による生体防護物を
つけた組立て済み核熱供給モジユールを示す破断
斜視図で、第１Ａ図はモジユールの上部、第１Ｂ
図はモジユールの下部を示し、第２図は本発明に
従つて炉心ユニツトと一次冷却材を連通させるた
めの入口プレナム構造の破断斜視図、第３図は一
次容器および格納容器頭部の配置をシールおよび
取付手段と共に拡大して示す断面図、第４Ａ図は
格納容器、閉じ込め容器および生体防護物の一部
の断面図で、二次冷却材出口手段と二次冷却系の
残りの部分との接合部を示し、第４Ｂ図は第４Ａ
図の矢印４Ｂで囲んだ部分の拡大図で、冷却材入
口および出口手段と二次冷却系の外部ダクトとの
密閉連結部を示し、第５図は第１Ａ図の５−５線
方向に見た炉心ユニツトの断面図、第６図はスク
ラム後の冷却材温度プロフイールを示すグラフ、
第７Ａ〜７Ｄ図、工場で製作された核熱供給モジ
ユールで始まり建設現場に出現するであろう生体
防護物が完全に装備されたモジユール原子炉ユニ
ツトで終るモジユール原子炉ユニツトの建造段階
を示す一連の説明図で、第７Ａ図は工場で組立て
られた核熱供給モジユールをコンクリート製生体
防護物の形成に用いるセグメント化シエルと共に
示す分解想像図、第７Ｂおよび７Ｃ図は鉄道で建
設現場に輸送中のシエルセグメントおよび核熱供
給モジユールの斜視図、第７Ｄ図は建設現場で可
動エアリフト受台上に組み立てたモジユール原子
炉ユニツトを、所定位置に配置したセグメント化
シエルと共に示す斜視図で、コンクリートを流し
込んで生体防護物を形成する様子を示し、第８図
は本発明のモジユール原子炉ユニツトを用いる発
電所のレイアウトを示す平面図、そして第９図は
本発明のモジユール原子炉ユニツトを用いる別の
発電所配置を示す立面図である。 主な符号の説明、１０：原子炉ユニツト、１
１：一次容器、１２：外側容器、１３：炉心ユニ
ツト、１４：熱交換器、１６：ポンプ、２２：入
口プレナム、２７：管状部材、３２：燃料集合体
ダクト、４６：入口、４７：出口、５１：リセス
付頭部、６１：格納容器、６２：閉じ込め容器、
７１：シエル、７２：内壁、７３：外壁、７８：
熱交換ループ、８５：シエルセグメント、１０
１，１１４：原子炉設置個所、１０２：発電装
置、１０４：生体防護物、９２，１１１：組立区
域、１１２：移動通路。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 発電施設へ輸送し設置するために予め建造さ
   れた輸送可能な高速増殖炉核熱供給モジユール
   が、取外し可能な頭部５１を有する一次容器１
   １；上記一次容器を包囲する外側容器１２；上記
   一次容器内に装着され、複数本の制御棒Ｄを内包
   する高速増殖炉炉心ユニツト１３；上記一次容器
   内に装着された円筒環形状の熱交換器１４；一次
   冷却材を上記炉心ユニツト１３および上記熱交換
   器１４を通して上方に揚げるためのポンプ１６；
   を有し、これにより一次冷却材が上記一次容器１
   １内に完全に収容され、上記核熱供給モジユール
   が二次冷却材入口手段４８および出口手段４９を
   介してのみ上記発電施設の上記モジユール以外の
   部分と流体連通する上記モジユールにおいて、上
   記取外し可能な頭部５１がリセスＡを画定する円
   筒壁Ｂを含み、上記外側容器１２が上記一次容器
   １１に近接連結されて相互間に〓間領域を画定
   し、上記外側容器１２は取外し可能な頭部６６を
   有し、かつ鉄道貨車で輸送できる寸法を有し、上
   記熱交換器は上記一次容器１１と共通の外側円筒
   壁１１を有し、上記熱交換器は二次冷却材用の入
   口４６および出口４７を有し、上記入口手段４８
   および出口手段４９は上記外側容器１２および一
   次容器１１を通して上記熱交換器の入口４６およ
   び出口４７とそれぞれ連通し、上記入口手段およ
   び出口手段は二次冷却系に連結されるように構成
   され、上記ポンプ１６は上記一次容器１１内に装
   置され、さらに上記ポンプとその上にある炉心ユ
   ニツトの中間に配置された入口プレナム２２を限
   定する第１手段があり、上記ポンプおよび上記炉
   心ユニツトは上記中間の入口プレナムと直接連通
   して上記ポンプから上記炉心ユニツトへの直接上
   方へ向う一次冷却材流路を画定し、さらに上記熱
   交換器の内側円筒壁３８および上記一次容器の頭
   部５１の円筒壁Ｂを含む、上記炉心ユニツト１３
   から上記熱交換器１４への一次冷却材流路を画定
   する配管なしの第２手段を備え、これにより上記
   熱交換器が上記一次冷却材を上記一次容器から隔
   離して上記一次容器内の熱応力を軽減するように
   し、上記熱交換器は二次冷却材と反対に流れる上
   記一次冷却材に対して下方流路を与え、さらに上
   記熱交換器から上記炉心の下に装着された上記ポ
   ンプの入口への一次冷却材流路を画定する第３手
   段であつて、上記炉心ユニツト１３を囲みそこか
   ら上方に延在して上記熱交換器１４を上記炉心ユ
   ニツトから遮蔽する第１遮蔽部材５３と、上記一
   次容器１１の一部を内側ライニングする第２遮蔽
   部材５４とを含む配管なしの第３手段、および上
   記一次容器の頭部５１のリセスＡ内に装着され、
   該頭部の底Ｆを通つて上記制御棒Ｄに作動的に連
   結された制御棒駆動ユニツトＥを備えたことを特
   徴とする高速増殖炉核熱供給モジユール。 ２ 上記炉心ユニツトが複数本の核熱料集合体ダ
   クト３２を備え、上記入口プレナム２２を画成す
   る上記第１手段が上記炉心ユニツト１３を支持す
   るための多孔支持板２９を含み、上記燃料集合体
   ダクトが上記支持板の孔に着座し、上記炉心ユニ
   ツトがさらに上記燃料集合体ダクトと連通してお
   りかつ上記孔を貫通して上記入口プレナムに達す
   る複数本の冷却材受取り用管状部材３３を含み、
   これにより高圧一次冷却材が上記入口プレナムか
   ら上記燃料集合体ダクトへ通り抜けることを特徴
   とする特許請求の範囲第１項記載の核熱供給モジ
   ユール。 ３ 上記一次容器頭部５１および上記外側容器頭
   部がそれぞれの容器に気密に再シール可能である
   ように構成された特許請求の範囲第１項記載の核
   熱供給モジユール。 ４ 上記外側容器１２が格納容器６１と、上記格
   納容器を囲みこれに近接連結されて相互間に〓間
   領域を画成する閉じ込め容器６２とを備え、上記
   一次容器、格納容器および閉じ込め容器がそれぞ
   れが取外し可能な頭部６６，６７を有し、上記一
   次容器頭部５１および格納容器頭部６６がそれぞ
   れの容器に気密に再シール可能であるように構成
   された特許請求の範囲第１項記載の核熱供給モジ
   ユール。 ５ 上記ポンプ１６が液体金属一次冷却材を循環
   させる電磁ポンプである特許請求の範囲第１項記
   載の核熱供給モジユール。 ６ 上記一次容器を囲む格納容器６１および該格
   納容器を囲む閉じ込め容器６２を備え、上記格納
   容器は上記一次容器に近接連結されて相互間に第
   １〓間領域を画成し、上記閉じ込め容器は上記格
   納容器に近接連結されて相互間に第２〓間領域を
   画成し、上記閉じ込め容器の外側寸法が鉄道貨車
   での輸送用の大きさをとり、ここで上記一次容器
   の第２壁および上記熱交換器の第３壁が上記炉心
   ユニツトから上記熱交換器への一次冷却材用の流
   路を画定し、上記第３壁がその上端に一次冷却材
   用の入口を有しかつ、二次冷却材と反対に流れる
   上記一次冷却材に対して下方流路を与え、第４壁
   および第５壁が上記熱交換器の下端から上記炉心
   の下に装着された上記ポンプの入口への一次冷却
   材用の流路を画定した特許請求の範囲第１項記載
   の核熱供給モジユール。 ７ 上記一次容器１１、格納容器６１および閉じ
   込め容器６２がほゞ円筒形状で、上記閉じ込め容
   器が直径4.27ｍ（14フイート）以下、長さ21.35
   ｍ（70フイート）以下であり、核熱供給モジユー
   ルが鉄道貨車で輸送可能な最大寸法を越えない特
   許請求の範囲第１項記載の核熱供給モジユール。 ８ 上記格納容器６１がこれに気密に再シールで
   きるように構成された取外し可能な頭部６６を有
   し、上記一次容器の頭部５１および上記格納容器
   の頭部６６それぞれに、上記一次容器に不活性ガ
   スを導入する手段および上記第１〓間領域に不活
   性ガスを導入する手段が設けられた特許請求の範
   囲第１項記載の核熱供給モジユール。