JPH0468599B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、液体金属冷却型の原子炉に関し、さ
らに特定すれば、この原子炉は原子炉容器と他の
機器を収容するレシーバ容器とを備え、これら原
子炉容器とレシーバ容器とは液体金属冷却材（た
とえば液体ナトリウム）を流通させる通路で連通
され、この通路には熱膨張を許すベロー機構が備
えられ、このベロー機構は、この原子炉設備から
液体金属冷却材を排出することなしに修理または
交換できるように構成されている。

［従来の技術］ 一般に、液体ナトリウム等の液体金属を一次冷
却材として使用する原子炉では、その原子炉圧力
は低圧であるとともに、冷却材温度は高温であ
る。このような原子炉のうち、ループ型原子炉と
称されているものは、原子炉容器内から冷却材を
取出し、またこの冷却材を原子炉容器内に戻すた
めの一連の配管系を備えている。そして、このよ
うな配管系を介して、原子炉容器内から高温の冷
却材が熱交換器に送られ、またこの熱交換器から
は低温となつた冷却材が原子炉容器内に戻され
る。

このような高温の液体ナトリウム冷却材（約
510〜536℃）は、配管系に大きな熱変形を発生さ
せる。そして、上記のループ型の原子炉では、放
射化されたこのような高温の液体ナトリウム冷却
材が配管系を介して循環される。よつて、このよ
うなループ型原子炉では、上記の長大な配管系、
その支持機構、予熱機構、ライナ機構、およびこ
れらを収容する鉄筋コンクリートの構造物の保守
が面倒となり、それに要するコストが大きくな
る。さらに、このような液体ナトリウム冷却材の
流通される配管系では、そのノズル部に大きな過
渡的な熱負荷が作用し、このような液体ナトリウ
ム冷却材を使用するループ型の原子炉では、この
ノズル部の設計が困難である。

このようなループ型の液体ナトリウム冷却型原
子炉の不具合を解消するため、炉心を収容した原
子炉容器の他に少なくとも１個のレシーバ容器す
なわちサテライト容器を設け、このサテライト容
器内に熱搬送用の機器（たとえば熱交換器および
ポンプ）を収容し、これらの容器を配管で連結し
た原子炉が開発されている。このようなものは、
液体ナトリウム冷却材の温度変化による熱変形を
吸収するため、その配管系にベローズ機構を備え
ている。

このような原子炉の配管系は、原子炉容器のホ
ツトプレナムから高温の冷却材をサテライト容器
に送るいわゆるホツトレグ配管と、このサテライ
ト容器から低温となつた冷却材を原子炉容器内に
戻すいわゆるコールドレグ配管とがある。

ところで、上記のベローズ機構は、原子炉の運
転によつて熱応力および腐蝕が作用するととも
に、破損が生じることもあり、このためこれらベ
ローズ機構は交換または修理する必要が生じる。
しかし、これらのベローズ機構を交換または修理
するには、この原子炉設備の運転を停止し、原子
炉容器およびサテライト容器内から液体ナトリウ
ム冷却材を排出しなければならず、またこの排出
した冷却材を貯溜しておく設備も必要となり、こ
の原子炉設備による発電のコストを上昇させる。
このような冷却材の排出をせずにベローズ機構を
交換、修理するためには、配管に開閉弁を設けて
おくことが考えられるが、このような開閉弁は現
在のところ設計が困難であり、またコストが高く
なり、さらには信頼性にも問題がある。

一般に、このような液体ナトリウム冷却型原子
炉では、排出した冷却材を貯溜しておく貯溜タン
クを備えている。しかし、このようなものは、排
出した液体ナトリウム冷却材を貯溜するには複数
の貯溜タンクを設けなければならず、またこの冷
却材を排出する場合には原子炉容器内から燃料を
取出さなければならず、稼働率が低下する。この
ため、この貯溜タンクの数が少なく、好ましくは
１個ですみ、また燃料を取出す必要のない原子炉
が要望されていた。

［発明が解決しようとする問題点］ 本発明は以上の事情に基づいてなされたもの
で、原子炉容器と少なくとも１個のサテライト容
器とを備え、これら容器を連通する配管にベロー
ズ機構を設けたものにおいて、これらのベローズ
機構の保守作業が容易であるとともに、貯溜タン
クの数をできるだけ少なくすることができる原子
炉を提供するものである。本発明は原子炉容器と
サテライト容器との間に冷却材を流通させる非ル
ープ型の配管系を備え、この配管系にはベローズ
機構を備えた伸縮部分が形成されている。

［問題点を解決するための手段とその作用］ 本発明の原子炉は、配管系に温度および圧力の
変化による膨張収縮を吸収するためのベローズ機
構が設けられている。そして、この配管系はその
ノズル部およびこれらベローズ機構の近傍の温度
および圧力による変形が小さくなるように設計さ
れている。また、本発明の原子炉には、原子炉容
器内の冷却材を排出せずに上記のベローズ機構を
修理または交換することができる手段が備えられ
ており、この冷却材を貯溜する貯溜タンクが１個
ですみ、この原子炉設備の製造および保守コスト
を大幅に低減することができる。

また、本発明は複数のサテライト容器を備え、
このサテライト容器は常時原子炉容器に近接して
直接連通されている。そして、このような原子炉
設備の建設時には、必要最少限の非ループ型の配
管だけを設けることができる。すなわち、全出力
運転の場合には複数のサテライト容器を使用する
が、最初の運転時にはこれらサテライト容器の一
部しか使用しない場合に、本発明の原子炉は特に
好適する。

たとえば、４個のサテライト容器を使用して全
出力が1000Mweの原子炉設備の場合、初期の運
転時には、出力500Mweで運転するのが好まし
い。したがつて、この原子炉設備の最初の建設時
にサテライト容器４個分の配管系を設けておけ
ば、最初の建設時には２個のサテライト容器を建
設するだけでよく、建設に要する時間が短縮でき
る。このばあい、使用しない配管は閉塞してお
き、残り２個のサテライト容器を建設してからこ
の配管の閉塞部材を取除いてこの配管を接続すれ
ばよい。

本発明の原子炉設備は１個の原子炉容器、少な
くとも１個のレシーバ容器、およびこれらの容器
を連通する配管系を備えている。この配管系は、
上記の原子炉容器から高温の液体金属冷却材をレ
シーバ容器に送るホツトレグ配管と、このレシー
バ容器から低温になつた冷却材を原子炉容器に送
るコールドレグ配管とから構成されている。この
液体金属冷却材としては、例えば液体ナトリウム
が使用される。そして、上記のホツトレグ配管お
よびコールドレグ配管には、それぞれ２重のベロ
ーズ機構が設けられ、この配管や容器の熱変形を
吸収するように構成されている。また、これらベ
ローズ機構の交換や修理のため、これらのベロー
ズ機構に近接して作業するための手段が設けられ
ている。

なお、上記のレシーバ容器とは、サテライト容
器、熱交換器、蒸気発生器、ポンプ等を総称する
ものである。なお、本明細書中では、以後このレ
シーバ容器をその一例としてのサテライト容器と
して説明する。

そして、本発明の原子炉設備は、液体ナトリウ
ム冷却材が原子炉容器内の炉心を通過して高温に
加熱され、この冷却材はサテライト容器内の熱交
換器または蒸気発生器に送られる。

上記のホツトレグ配管系は、一本の配管から構
成され、その両端部は原子炉容器およびサテライ
ト容器にそれぞれ連通し、この原子炉容器から高
温の冷却材をサテライト容器に送る。この配管
は、冷却材が流通する内側スリーブとこれを囲む
外側スリーブとを備え、この外側スリーブは上記
のベローズ機構を囲んでいる。この配管の一端部
は、ハウジング及びシユラウドサポートを介して
原子炉容器に一体的に接続され、これらのハウジ
ングおよびシユラウドサポートは温度変化による
過大な熱応力がこの配管に発生するのを防止する
ように構成されている。また、サテライト容器側
の端部は、ハウジングおよびサポートによつて保
護され、また上記のベローズ機構の伸縮に対応し
て自由に移動できるように構成されている。

また、上記の内側スリーブと外側スリーブとの
間は、流通しない液体ナトリウムが充満するチヤ
ンバとして形成され、このベローズ機構の部分の
温度変動を緩和するように構成されている。ま
た、このチヤンバの上部は、必要に応じて断熱層
が被覆されている。この発明のベローズ機構は、
一次冷却材である液体ナトリウムの運転時の温度
（約510℃）に耐えるように構成されている。

このベローズ機構は、上記流通しない液体ナト
リウムが充填されたチヤンバ内の上部に配置さ
れ、またこのベローズ機構はこの配管の略中央部
に配置されている。このような配置によつて、こ
のベローズ機構が急激な温度変化にさらされるの
を防止する。また、好ましくは、上記の流通しな
い液体ナトリウムが充填されるチヤンバ内には、
断熱層が被覆され、ベローズ機構の温度変化を緩
和し、その温度を金属の疲労が生じない温度（た
とえば約427℃）以下に保持する。

このホツトレグ配管系に使用されるベローズ機
構は、ASME Code Section Class
型（R.I.Jetter他、ASME Pressure Vessel ＆
Piping Division Vol.51 pp.1〜９に記載され
ている「Metallic Bellows and Expantion
Joints」を参照）のものが使用される。このベロ
ーズ機構には、一対のベローズが設けられ、これ
らのベローズはステンレス鋼その他の金属の薄板
を波型に成形して構成されている。これらのベロ
ーズは、上記のホツトレグ配管系の内側スリーブ
が液体ナトリウム冷却材の温度変化によつて伸縮
した場合に、その端部が水平方向に移動するのを
許容する。また、このように一対のベローズが設
けられているので、この内側スリーブの端部が接
続されている原子炉容器およびサテライト容器が
鉛直方向に伸縮した場合の変位を吸収するのに好
都合である。

上記の原子炉容器内の炉心を通過した高温の冷
却材は、上記のホツトレグ配管を介してサテライ
ト容器に送られる。この流通される高温の冷却材
熱は、この内側スリーブの上方に形成されたチヤ
ンバ内に充填されている流通しない液体ナトリウ
ムに伝達される。そして、上記のベローズおよび
内側スリーブは温度変化に対応して伸縮する。

また、前記のコールドレグ配管は、原子炉容器
およびサテライト容器の下部に上記のホツトレグ
配管と平行に配置されている。そして、サテライ
ト容器の下部から低温の冷却材このコールドレグ
配管を介して原子炉容器の下部に送られるように
構成されている。

このコールドレグ配管は、上記のホツトレグ配
管と同様に内側スリーブと外側スリーブとから構
成されている。このコールドレグ配管の内側スリ
ーブには、ノズルデイフユーザが設けられ、サテ
ライト容器内に突出している。このデイフユーザ
部の端部には、複数の入口孔を有する導入機構が
設けられている。この導入機構はじようご形をな
し、このサテライト容器内のポンプに接続され、
このサテライト容器の下部から低温の冷却材を吸
い上げる吸い上げ部を構成している。

また、この内側スリーブ端部は、炉心の入口プ
レナムに接続され、低温の冷却材がこの炉心内に
供給されるように構成されている。

このコールドレグ配管は、サテライト容器に対
して往復移動自在に構成されている。この往復移
動機構は、内側スリーブに取付けられたトラツク
を備え、このトラツクの下面は外側スリーブの底
部に互いに離間して設けられた複数のローラによ
つて支持されている。そして、この内側スリーブ
をサテライト容器に対して移動させることによ
り、ベローズ機構を露出させ、その修理および交
換をなすことができる。あるいは、上記の構成と
は別に、ローラを内側スリーブの下面に設け、ト
ラツクを外側スリーブの底面に取付けてもよい。
このようにしても、この内側スリーブをサテライ
ト容器に対して往復移動自在とすることができ
る。

また、この内側スリーブを囲み、このコールド
レグ配管の全長にわたつて副通路が形成され、こ
の通路を介してサテライト容器の下部と原子炉容
器の下部プレナムとの間を冷却材が流通する。

また、このコールドレグ配管にも少なくとも１
個のベローズ機構設けられ、このベローズ機構は
上記のホツトレグ配管のものと同様な（ASME
Section ，Class）ベローズ機構が使用され
ている。

また、これらホツトレグ配管およびコールドレ
グ配管を含むこの原子炉設備を囲んで、安全容器
が設けられ、この安全容器は安全パイプを備え、
この安全パイプには、伸縮自在なベローズ機構が
設けられ、このベローズ機構は ASME
Section ，Class 形のものが使用される。
この安全容器は、万一このホツトレグ配管または
コールドレグ配管から放射化された一次冷却材が
漏洩した場合にこれが外部に漏洩するのを防止す
るものである。この安全容器は、シリカ等の断熱
材で被覆されている。

この安全容器内には不活性ガスが充填され、万
一液体ナトリウム冷却材が漏洩した場合にその酸
化反応を防止するように構成されている。この安
全容器内の不活性ガスの圧力は遠隔的に測定さ
れ、この安全容器の破損を監視するように構成さ
れている。

この安全容器の外側は空気によつて冷却され、
この周囲のコンクリート壁の温度が66℃以下とな
るように維持されている。また、この空気によつ
て安全容器および安全パイプが冷却されることに
より、この配管およびベローズ機構の除熱をなす
ように構成されている。また、ベローズ機構を金
属の疲労温度以下たとえば約427℃以下に維持す
るために必要な場合には、この安全パイプの上部
の断熱材を取除いてもよい。

また、本発明の原子炉設備には、上記のホツト
レグ配管およびコールドレグ配管内に冷却材の流
れを遮断する遮断手段が設けられ、この冷却材の
流れを遮断することによつてベローズ機構を修理
または交換することができる。この遮断機構は、
上記のホツトレグ配管およびコールドレグ配管の
内側スリーブの原子炉容器内開口部を開閉するカ
バーを備えており、このカバーの開閉により冷却
材の流れを遮断する。そして、このカバーによつ
て冷却材の流れが遮断された場合には、この配管
系のベローズ機構の交換や修理をおこなうことが
できる。

また、このホツトレグ配管またはコールドレグ
配管の原子炉容器近傍で冷却材の漏洩が発生した
場合のバツクアツプ装置として、補助冷却機構が
設けられ、この遮断機構の近傍の冷却材の温度を
ナトリウムの凝固温度（約93℃）以下に冷却し、
この冷却材をこの遮断機構の近傍で凝固させるこ
とにより漏洩を防止できるように構成されてい
る。

本発明の原子炉設備は、ベローズ機構の修理や
交換が容易におこなうことができる。さらに、こ
のベローズ機構の修理や交換の際に、原子炉容器
から冷却材を排出する必要がない。すなわち、こ
の修理や交換の際には、上記の遮断機構によつ
て、ホツトレグ配管やコールドレグ配管に流通す
る冷却材を遮断することができる。

さらに、上記ホツトレグ配管およびコールドレ
グ配管のベローズ機構は、原子炉容器およびサテ
ライト容器の中間部に配置されている。従来の原
子炉設備では、このベローズ機構は配管系のサテ
ライト容器内の位置に配置されていた。このた
め、このベローズ機構やその他このサテライト容
器内の機器の修理や交換が困難であつた。

本発明の原子炉設備では、ホツトレグおよびコ
ールドレグ配管を介して冷却材が以下の如く流れ
る。まず、原子炉容器の下部の低温（約354℃）
の冷却材は、炉心内に流入し、核反応によつて高
温に加熱される。この炉心内には、核分裂物質と
核分裂しない物質とが存在しているので、この冷
却材は不均一に加熱される。

この高温に加熱された冷却材は、制御棒を収容
した炉心上部構造物内に流れる。そして、この冷
却材はランダムに流れ、混合されて約536℃の均
一な温度となる。そして、この冷却材はこの炉心
上部構造物からこの原子炉容器の上部プレナムに
流れる。この原子炉容器とホツトレグ配管のノズ
ル部との間の開口は、前記のハウジングおよびシ
ユラウドサポートとによつてこの冷却材の流れの
変動による温度変化から保護される。

この原子炉容器内の冷却材の液面に対して、上
記のサテライト容器内の冷却材の液面は低くなつ
ているので、この高温の冷却材はこの原子炉容器
内からホツトレグ配管を介してサテライト容器内
に流れる。そして、このホツトレグ配管の内側ス
リーブ内の流れる高温の冷却材によつて、この内
側スリーブと外側スリーブとの間チヤンバ内に充
満している流通しない液体ナトリウムが加熱され
る。そして、この原子炉容器、サテライト容器お
よびホツトレグ配管の熱膨張によつて、このホツ
トレグ配管に設けられているベローズ機構が伸縮
し、またこの内側スリーブはその一端部のみが原
子炉容器に固定されているので、水平方向に自由
に伸縮する。

そして、この高温の冷却材はこのホツトレグ配
管からサテライト容器の上部に流入し、重力によ
つて熱交換器または蒸気発生器の入口孔に流入す
る。そして、この冷却材はこの内部にあるコイル
管またはその他の熱交換要素を介して熱交換さ
れ、その温度が約354℃まで低下する。そして、
この冷却材はさらに下降し、ポンプコラムに流入
し、コールドレグ配管に送られる。

このポンプコラムは、このサテライト容器内の
高さ方向の略全長にわたつて設けられ、その内部
にはポンプが収容されている。このポンプは、こ
のポンプコラムの底部にある入口孔から低温の冷
却材を吸入し、この冷却材を上方に送り、この冷
却材を加圧してコールドレグ配管の内側スリーブ
に送る。また、この内側スリーブの端部に設けら
れている導入機構の入口孔から、このサテライト
容器内の別の冷却材がこの内側スリーブ内に吸入
される。

すなわち、上記のポンプが作動している場合に
は、この内側スリーブに流入する加圧された冷却
材の噴流が低圧を発生し、上記の導入機構の入口
孔を介してこのサテライト容器の底部にある冷却
材を吸入するものである。また、この導入機構に
近接して設けられているデイフユーザによつてこ
の冷却材の噴流が拡散されて乱れのない流れとな
つて上記の原子炉容器内に送られる。

本発明の原子炉設備は、原子炉容器内の冷却材
を排出することなく、ホツトレグ配管およびコー
ルドレグ配管のベローズ機構の修理および交換が
できる。この場合には、まず中性子吸収棒を炉心
内に挿入して原子炉を停止し、冷却材の温度を約
204〜232℃程度まで低下させる。

次に、このホツトレグ配管の内側スリーブの原
子炉容器内開口を遮断機構の可動のカバーで閉塞
する。これによつて、高温の冷却材の内側スリー
ブへの流通が遮断される。したがつて、サテライ
ト容器内の冷却材の液面が低下し、この液面がホ
ツトレグ配管より低い位置になるとこの内部の冷
却材がサテライト容器内に流れ出し、このホツト
レグ配管内が空になる。そして、ベローズ機構の
部分の安全容器を取除き、このベローズ機構を露
出させる。このベローズ機構の底部に残つている
冷却材はドレンバルブを介して排出する。

そして、この冷却材の排出が終了したら、この
ベローズ機構の近傍で内側スリーブを切断し、こ
のベローズ機構を取外す。そして、修理したベロ
ーズ機構または両側にスリーブ部分のある新たな
ベローズ機構をこの取外した部分に挿入し、この
サテライト容器側のスリーブ部分を内側スリーブ
の切断部分に溶接する。次に、この内側スリーブ
ごとこのベローズ機構を水平方向に移動させ、他
方のスリーブ部分を内側スリーブの切断部分に衝
合させて溶接する。

そして、この溶接が終了したら、安全パイプを
復旧し、このベローズ機構の交換または修理を完
了する。そして、上記の遮断機構のカバーを開け
る。したがつて、冷却材がこの修理の完了したホ
ツトレグ配管を介してサテライト容器内に流入
し、このサテライト容器内の液面が元のレベルに
復帰し、この状態で炉心から制御棒を引抜き、こ
の原子炉の運転を再開する。

また、必要な場合には、上記のホツトレグ配管
およびコールドレグ配管のベローズ機構を交換す
る場合に、これと同時に安全容器のベローズ機構
を交換してもよい。

また、上記のコールドレグ配管のベローズ機構
を交換する場合には、このコールドレグ配管の内
側スリーブを原子炉容器の入口プレナムスリーブ
から外し、また上記ホツトレグ配管の場合と同様
にこの内側スリーブの開口を遮断機構によつて閉
塞する。そして、このサテライト容器内のポンプ
装置を上方に引抜き、このサテライト容器内の冷
却材を排出する。よつて、このサテライト容器の
下部も空になり、このコールドレグ配管を移動さ
せベローズ機構を露出させることが可能となる。
そして、この内側スリーブを空になつたサテライ
ト容器の下部内に移動させ、ベローズ機構の交換
等をなす。

そして、この取外したベローズ機構を新たなベ
ローズ機構に交換または修理した後、このベロー
ズ機構を前記ホツトレグ配管の場合と同様に溶接
する。そして、この内側スリーブを元の位置まで
移動させる。さらに、ポンプ装置をこのサテライ
ト容器内の元の位置まで下降させ、別の貯溜タン
クに貯溜されていた冷却材をこのサテライト容器
内に戻す。そして、この内側スリーブの原子炉容
器内の開口を閉塞していた遮断機構を開放させ、
またこの内側スリーブと原子炉容器内の炉心の入
口プレナムスリーブとを再び接続し、この炉心へ
の冷却材の流路を復旧する。

また、前記のホツトレグ配管およびコールドレ
グ配管のベローズ機構に接近して作業するための
通路が上記の原子炉容器とサテライト容器との間
に形成されている。これらの通路は、作業員が通
過でき、またベローズ機構の交換や修理のための
機器を運搬できるような十分に大きな寸法を有し
ている。

［実施例］ 以下、図を参照して本発明の実施例を説明す
る。第１図には本発明の液体ナトリウム冷却形原
子炉１０を示し、この原子炉はコンクリート壁１
１によつて囲まれ、この内部には原子炉容器１２
およびサテライト容器１４が収容されている。な
お、後に説明するように、１個の原子炉容器１２
に複数のサテライト容器１４を接続してもよい。
上記の原子炉容器１２内には炉心１６が収容さ
れ、この炉心内には核燃料が装荷されている。ま
た、この原子炉容器の上部プレナム部１９には炉
心上部機構１７が設けられ、この内部には制御棒
１８が配置されている。また、上記のサテライト
容器１４内には、蒸気発生器として作用する熱交
換器２０およびポンプコラム２２が収容されてい
る。そして、この原子炉容器１２とサテライト容
器１４とはホツトレグ配管２４およびコールドレ
グ配管２６とによつて連通され、液体ナトリウム
の冷却材はこれらの配管を介してこれらの容器の
間を循環するように構成されている。

上記のホツトレグ配管２４は、内側スリーブ２
８と外側スリーブ３０とから構成されている。そ
して、この内側スリーブは、上記の原子炉容器１
２の上部プレナム１９からサテライト容器１４に
高温の冷却材を流通させる流路３２として構成さ
れている。また上記の外側スリーブ３０は、第２
図に示すように、上記の内側スリーブ２８および
ASME Section ，Class型のベローズ機構
３４を囲んでいる。

また、第４図に示すように、上記のホツトレグ
配管２４の端部３６は、上記の原子炉容器１２内
においてハウジング３８およびシユラウドサポー
ト３９を介してこの原子炉容器１２に取付けられ
ている。このハウジング３８およびシユラウドサ
ポート３９は、この原子炉容器の上部プレナム１
９の温度変動に対して、この容器内の開口部のノ
ズル部を保護している。

この端部３６の原子炉容器１２の上部プレナム
１９内の部分には、入口ポート４２が形成され、
この入口ポートにはリム４４が形成されている。
この入口ポート４２は、第４Ａ図に示すような副
冷却装置５０および第４図に示すようなシーリン
グ機構５２に対応して設けられている。

また、このホツトレグ配管のサテライト容器１
４内の他端部４０は、この内側スリーブ２８の熱
膨張および後述するベローズ機構３４の取外しの
際に水平方向に移動できるように構成されてい
る。また、この他端部４０のサテライト容器１４
内の部分には、出口ポート４６が形成され、この
出口ポートにはリム４８が設けられている。

また、第２図に示すように、上記のベローズ機
構３４の部分には上記内側スリーブ２８と外側ス
リーブ３０との間にチヤンバ５３が形成されてい
る。このチヤンバ５３内には、流通しない液体ナ
トリウムが充満されており、この液体ナトリウム
によつて上記のベローズ機構３４の温度変化を緩
和するように構成されている。すなわち、この内
側スリーブ２８内を流通する高温の冷却材によつ
て、この内側スリーブ２８が加熱される。そし
て、このチヤンバ５３内の液体ナトリウムがこの
熱を吸収する。そして、この液体ナトリウムはこ
の熱を外側スリーブ３０およびベローズ機構３４
に搬送する。上記の原子炉容器１２およびサテラ
イト容器の熱膨張、およびこの外側スリーブ３０
自身の熱膨張によつて、この外側スリーブ３０が
熱変形し、これによつて上記のベローズ機構３４
が変形する。これら原子炉容器１２、サテライト
容器１４およびこれらに接続された配管の鉛直方
向、水平方向および横方向の変位は、上記のベロ
ーズ機構３４によつて吸収される。また、必要に
応じて、上記野外側スリーブ３０の底部に断熱層
５９を被覆することもでき、このようにすれば、
このベローズ機構の付近の熱変形を軽減すること
ができる。この断熱層５９は、たとえば間に空気
の層を介在させた複数の金属板から構成される。

また、このホツトレグ配管２４の外側スリーブ
３０に沿つて、安全容器５４が設けられ、この安
全容器は安全パイプ５６を備えており、万一この
ホツトレグ配管２４から放射化された一次冷却材
が漏洩した場合にこれが外部に拡散するのを防止
するように構成されている。そして、第２図に示
すように、この安全パイプ５６の上面は、シリカ
その他の材料からなる断熱沿う５５が被覆されて
いる。また、第３図に示すように、この安全容器
５４には上記の安全パイプ５６が備えられてお
り、この内部には不活性ガス（たとえばアルゴン
ガス）等が充填され、またこの安全パイプ５６に
はASME Section Class 型のベローズ
機構５８が設けられている。また、この安全容器
５４周囲には流路５７（第１図参照）が形成さ
れ、この流路を空気が流れてこの安全容器を冷却
し、この安全容器の周囲のコンクリート壁の温度
を約66℃以下に維持するように構成されている。

また、第１図に示すように、上記のホツトレグ
配管２４の下方にはこれと平行にコールドレグ配
管２６が設けられ、上記のサテライト容器１４の
下部から低温の冷却材を原子炉容器１２の下部プ
レナムに戻す流路６０を構成している。

このコールドレグ配管は内側スリーブ６２を備
え、その出口ポート６４は上記原子炉容器１２内
に開口している。すなわち、この出口ポート６４
は、炉心下部プレナムスリーブ８８に接続され、
低温の冷却材がこの炉心１６内に供給されるよう
に構成されている。また、この内側スリーブ６２
には入口ポート６６が形成され、上記のサテライ
ト容器１４内に開口している。すなわち、この内
側スリーブ６２は、ポンプコラムスリーブ９４接
続され、低温の冷却材をこのサテライト容器１４
からこのコールドレグ配管２６に連続的に供給す
るように構成されている。

また、上記の外側スリーブ６８は、上記の内側
スリーブおよびこのコールドレグ配管２６のベロ
ーズ機構７０を囲んで配置されている。なお、こ
のベローズ機構は、たとえば ASME Sectin
Class 型のものが使用される。

また、上記の内側スリーブ６２と外側スリーブ
６８との間は副流路７２に形成され、この流路を
介して上記の原子炉容器１２とサテライト容器１
４との間を冷却材が両方向に流通するように構成
されている。この流路７２によつて、サテライト
容器１４の底部が、原子炉容器１２の下部プレナ
ム１３を介して連通されている。そして、このサ
テライト容器１４の底部１５内の低温の冷却材が
副入口ポート７３を介してこの副流路７２内に流
れ、さらに副出口ポート７５を介して原子炉容器
１２内の下部プレナム１３に流れる。また、これ
とは逆に、この副流路７２を介して原子炉容器１
２の下部プレナム１３からサテライト容器１４の
底部１５に冷却材が流れることもできる。

また、上記の内側スリーブ６２の下面にはトラ
ツク（図示せず）が取付けられ、このトラツクは
副流路７２の底面に設けられた複数の受けローラ
７８によつて支持されている。または、上記の支
持ローラ７８を上記の内側スリーブ６２の下面に
取付け、上記のトラツクを外側スリーブ６８の底
面に取付けてもよい。このような構成によつて、
上記の受けローラ７８に案内されてこの内側スリ
ーブ６２はサテライト容器１４内に出入りするよ
うに移動自在であり、この移動のストロークは後
述するようにベローズ機構７０を交換等する場合
に十分な長さに設定されている。

上記の内側スリーブ６２の一端部８０は上記の
原子炉容器１２内に開口されており、また他端部
８２は上記のサテライト容器１４内に挿入されて
いる。この一端部８０には、出口ポート６４が形
成され、この出口ポートにはリム８６が形成さ
れ、第１図に示すようにこのリムは炉心の入口プ
レナムスリーブ８８に嵌合し、加圧された低温の
冷却材がこのコールドレグ配管２６を介して炉心
１６内に供給されるように構成されている。

また、この内側スリーブ６２の他端部８２はサ
テライト容器１４内に開口しており、この他端部
にはデイフユーザ部９０および導入部９２が設け
られ、この導入部には開口が形成され、この開口
はポンプコラム２２の底部に形成されたポンプコ
ラムスリーブ９４に連通するように構成されてい
る。そして、加圧された低温の冷却材はこのポン
プコラム２２からポンプコラムスリーブ９４を介
してこの導入部９２およびデイフユーザ部９０に
流れ、上記の内側スリーブ６２および炉心入口プ
レナムスリーブ８８を介して炉心１６内に流入す
る。

上記の内側スリーブ６２の導入部９２には複数
の入口孔９６が形成され、上記ポンプコラム２２
からこの導入部９２およびデイフユーザ部９０に
冷却材が流れる際に低圧が発生し、周囲の低温の
冷却材がこれらの入口孔から吸引されるように構
成されている。

また、上述したホツトレグ配管２４の場合と同
様に、このコールドレグ配管２６も安全容器５４
で囲まれている。この安全容器５４は、万一放射
化された一次冷却材が漏洩した場合に、この冷却
材がこの原子炉１０の外部に拡散するのを防止す
る隔壁として作用する。この実施例の原子炉で
は、この安全容器５４はこの原子炉１０全体を囲
んでおり、放射化された冷却材（たとえば液体ナ
トリウム）が万一漏洩した場合にこれを検出し、
またこの内部に充填されているガスを検出するよ
うに構成されている。

第３図に示すように、この安全容器５４には安
全パイプ５６が備えられ、この内部には不活性ガ
スたとえばアルゴンガスが充填され、また第２図
に示すように断熱層５５が被覆されている。ま
た、この安全容器５４の上記ホツトレグ配管２４
およびコールドレグ配管２６を囲む部分には、そ
れぞれ少なくとも１個のベローズ機構５８が設け
られ、このベローズ機構としては例えば
ASME Section Class型のものが使用さ
れる。なお、上記の原子炉容器１２およびサテラ
イト容器１４の鉛直方向および横方向の変位を吸
収するには、好ましくは２個のベローズ機構５８
が設けられる。これらのベローズ機構５８には、
波形に成形された金属板１２１が設けられ、温度
および荷重の変化に対応してこの金属板が変形し
てこれを吸収する。この金属板１２１の端部は、
剛性のあるフレーム１２２によつて支持されてい
る。

この安全容器のベローズ機構５８は、その取付
け後に漏洩検査がなされている。この漏洩検査の
ために、この金属板１２１の上方に気密空間１２
３が形成される。すなわち、上記の安全パイプ５
６にはカラー１２４が取付けられており、このカ
ラーは環状リング１２６に気密に嵌合し、開口１
２７を閉塞するように構成されている。そして、
このような構成によつて形成される気密空間１２
３内を加圧し、このベローズ機構５８の漏洩を検
査する。

また、第２図に示すように、前記ホツトレグ配
管２４の二重ベローズ機構３４（ASME
Section Class型）と同様なベローズ機構
（第１図の符号７０参照）がこのコールドレグ配
管２６にも使用されており、このものは一対の波
形の金属板１０６が近接して配置され、温度およ
び荷重の変化に対応してこれらが変形するように
構成されている。これらの金属板１０６の両端部
は剛性のあるフレーム１０８に取付けられてい
る。

これらの一対の金属板１０６の間にはチヤンバ
１１０が形成され、このチヤンバ内にはアルゴン
ガス等の不活性ガスが充填されている。また、一
番上の金属板１０６の上方にはキヤビテイ１１４
が形成され、このキヤビテイは出口７４を介して
流通しない液体ナトリウムが充填されているチヤ
ンバ５３に連通している。

また、好ましい実施例としては、上記のチヤン
バ１１０内には圧力検出器の接続部１１６が設け
られ、このチヤンバ１１０内に充填されている不
活性ガスの圧力を検出できるように構成されてい
る。また、ベローズ機構３４の端部には、このベ
ローズ機構の伸縮を検出することができる手段が
設けられている。この手段は、たとえば第３図に
示すように、上記のフレームの一端部に取付けら
れた磁石１１８と、他端部に取付けられた検出器
１２０とから構成され、上記の磁石１１８の移動
に対応してこの検出器から電気的な信号が発生さ
れるように構成されている。

また、第４図に示すように、上記のホツトレグ
配管２４およびコールドレグ配管２６には遮断機
構５２が設けられており、上記のベローズ機構３
４，７０を修理または交換する場合には、これら
の遮断機構によつて上記原子炉容器１２からの高
温の冷却材およびこの原子炉容器１２への低温の
冷却材の流れを遮断できるように構成されてい
る。この遮断機構５２にはカバー１３０が備えら
れ、このカバーにはリム１３２が形成され、この
リムは、上記のホツトレグ配管の入口ポート４２
のリム４４またはコールドレグ配管の出口ポート
６４のリム８６に嵌合し、冷却材の流れを遮断す
るように構成されている。そして、上記のポンプ
によつてサテライト容器内の冷却材を排出するこ
とによつてこれらホツトレグ配管２４およびコー
ルドレグ配管２６内の冷却材を排出するととも
に、上記のベローズ機構３４，７０の底部に接続
された排出管（図示せず）によつてこれらベロー
ズ機構内に残つた冷却材を排出し、これらのベロ
ーズ機構３４，７０が取外し可能となるように構
成されている。

また、上記の遮断機構のカバー１３０を使用し
ない場合には、ラツチボルト１３４またはその他
の適当な手段によつてこのカバーを原子炉容器１
２の内面に保持しておくように構成されている。
また、これらのカバー１３０が閉塞状態で冷却材
の流れを遮断する場合には、このカバーは閉塞部
材１３６によつて確実にシールがなされるように
構成されている。このカバー１３０はヒンジ機構
１３７によつて回動されて開閉し、開放状態では
上記のラツチボルト１３４によつて原子炉容器１
２の内面に保持されるように構成されている。

また、上記のカバー１３０が閉塞状態の場合
に、この遮断機構５２の近傍の冷却材をその融点
以下に冷却し、シールをより確実とする副冷却機
構５０が設けられている。

すなわち、第４Ａ図に示すように、上記のカバ
ー１３０はハウジング３８との間には金属製のガ
スケツト１３８が介在されている。そして、上記
のハウジング３８内には冷却媒体流路１４０が形
成されている。この冷却媒体流路１４０は上記の
ガスケツト１３８の近傍に配置さており、この内
部に流通される冷却媒体によつて上記のガスケツ
ト１３８の近傍のナトリウム冷却材をその融点以
下の温度に冷却するように構成されている。そし
て、このナトリウム冷却材が凝固することによつ
て、このガスケツト１３８の部分からの漏洩を確
実に防止するように構成されている。上記の冷却
媒体（たとえばナトリウムとカリウムの合金等の
液体冷却媒体）は、冷却媒体供給機構（図示せ
ず）から配管１４２を介して上記の冷却媒体流路
１４０内を流通するように構成されている。

次に、上記のベローズ機構３４，７０を修理ま
たは交換のために取外す場合の手順を説明する。
第５図および第７Ａ〜７Ｅ図に示すように、まず
ホツトレグ配管２４をカバー１３０によつて遮断
し、冷却材を排出した後、第７Ａ図に示すように
安全パイプ５６を切断して取外す。次に第７Ｂ図
に示すように、ベローズ機構３４のフレーム１０
８の端部を切断するとともに、このベローズ機構
３４の近傍位置において前記の内側スリーブ２８
を切断し、このベローズ機構を取外す。

そして、第７Ｃ図に示すように新しい内側スリ
ーブ２８を所定の位置に配置して溶接し、また第
７Ｄ図に示すように修理または交換したベローズ
機構３４を所定の位置に配置して溶接する。この
後、第７Ｅ図に示すように外側スリーブ３０を配
置して溶接する。そして、安全パイプ５６を取付
ける。

コールドレグ配管２６のベローズ機構７０の交
換または修理の場合も上記の場合と略同様におこ
なうものであるが、この場合にはサテライト容器
１４の底部１５内にあるベローズ機構７０を内側
スリーブ６２から取外す必要がある。このため、
第５図に示すように、このベローズ機構７０を取
外すに際して内側スリーブ６２を切断することが
できない。

したがつて、上記のベローズ機構７０を取外す
場合には、前記の外側スリーブ６８の底面に設け
られたローラ７８によつて支持された内側スリー
ブ６２を移動させる。この内側スリーブ６２の下
面にはトラツク（図示せず）が取付けられ、この
トラツクが上記のローラ７８に移動自在に支持さ
れている。

すなわち、まずサテライト容器１４内の冷却材
を排出した後、上記のポンプコラム２２をモータ
等（図示せず）によつて上方に移動させ、上記の
内側スリーブ６２をこのサテライト容器内に移動
させるための空間を形成する。そして、熱交換器
２０の底部に設けられているギア機構１４４によ
つてこの内側スリーブ６２を移動させる。

本発明の好ましい実施例によれば、上記の内側
スリーブ６２のデイフユーザ部９０にはローラ機
構１４６が設けられ、このローラ機構はサテライ
ト容器１４の底部に設けられたトラツク１４８に
案内支持され、上記のベローズ機構７０を修理ま
たは交換する間、こローラ機構によつてもこの内
側スリーブ６２を補助的に支持するように構成さ
れている。

また、安全容器５４に設けられているベローズ
機構５８を修理または交換する場合も、上記のホ
ツトレグ配管２４およびコールドレグ配管２６の
ベローズ機構３４，７０の場合と同様な手順でお
こなう。

また、上記のホツトレグ配管２４およびコール
ドレグ配管２６のベローズ機構３４，７０を修理
または交換する場合にこれらに接近する場合の通
路として、この原子炉設備１０の建設時にトンネ
ルが形成されている。

すなわち、第６図に示すように、上記の原子炉
容器１２とサテライト容器１４とは、ホツトレグ
配管２４とこの下方にこれと平行に設けられたコ
ールドレグ配管（図示せず）によつて連通されて
いる。そして、これらのホツトレグ配管２４およ
びコールドレグ配管２６に接近するために第１の
トンネル１５０が形成され、またこの第１のトン
ネルに出入りするために第２のトンネル１５２が
形成され、これのトンネルは前記のベローズ機構
３４，７０の修理や交換をおこなう際に、人員や
各種の機器が通過できるように構成されている。

また、前述したように本発明のものは、１個の
原子炉容器に複数のサテライト容器を接続するこ
とができる。これらの複数のサテライト容器は、
運転開始の初期には作動されていなくても、これ
らの複数のサテライト容器を接続する配管系は最
初から建設しておくことが好ましい。すなわち、
建設時には、この原子炉容器に各サテライト容器
に接続するためのホツトレグ配管およびコールド
レグ配管の一部を最初から建設しておき、残りの
サテライト容器が建設されるまでの間これらの配
管の開口を閉塞しておく。

すなわち、第１図に示すように、原子炉容器１
２に接続されたホツトレグ配管およびコールドレ
グ配管のうちまだ建設されていないサテライト容
器に接続されるべき配管は、これらが建設される
まで閉塞しておく。

この開口部１６０には、安全容器の一部１６
４、外側スリーブの一部１６６、内側スリーブの
一部１６８が設けられている。そして、これらの
先端部にはカバー１７０，１７２，１７４がそれ
ぞれ取付けられ、これらを閉塞している。また、
これらの原子炉容器１２側の開口端には、前述し
たホツトレグ配管２４の内側スリーブ２８と同様
に入口ポート１７６が設けられ、この入口ポート
にはリム１７８が設けられている。また、上記の
内側スリーブの一部１６８は、ハウジング１８０
及びシユラウドサポート１８２を介して原子炉容
器１２に接続されている。そして、前述したと同
様なカバー１３０がこの入口ポート１７６を閉塞
し、この内部にこの原子炉容器１２内の冷却材が
流入するのを防止している。

そして、残りのサテライト容器が完成したら、
上記の安全容器の一部１６４、外側スリーブの一
部１６６、内側スリーブの一部１６８を閉塞して
いたカバー１７０，１７２，１７４を取外し、こ
れらに残りの配管を溶接して配管系を完成させ、
この後上記のカバー１３０を開き、このカバーを
原子炉容器１２の内面に固定する。

上記の原子炉容器１２にはもちろんコールドレ
グ配管２６に対応した開口部１６２が設けられて
いる。この開口部１６２には、上記と同様に安全
容器の一部１８４、外側スリーブの一部１８６が
設けられ、これらの先端部はカバー１８８，１９
０によつて閉塞され、またこれらの基端部はカバ
ー１３０によつて閉塞されている。なお、好まし
くはこのコールドレグ配管の場合には、残りのサ
テライト容器が完成するまで内側スリーブは設け
ないほうがよい。

すなわち、この内側スリーブは、このりのサテ
ライト容器が完成した後、前記の炉心入口プレナ
ム８８に接続される。もちろん、この内側スリー
ブ開口部１６２から挿入されるまで、この炉心入
口プレナム８８は第１図に示すようなカバー１９
２によつて閉塞されている。

【図面の簡単な説明】

図は本発明の実施例を示し、第１図は１個の原
子炉容器に１個のサテライト容器が接続されてい
る場合の縦断面図、第２図はホツトレグ配管およ
びコールドレグ配管のベローズ機構の部分の縦断
面図、第３図は安全容器のベローズ機構の部分の
縦断面図、第４図はホツトレグ配管と原子炉容器
との接続部の水平方向の断面図、第４Ａ図は第４
図の一部の拡大図、第５図はベローズ機構の取外
し状態におけるサテライト容器およびホツトレ
グ、コールドレグ配管の縦断面図、第６図は作業
用の通路を示す水平方向の断面図、第７Ａ図ない
し第７Ｅ図はベローズ機構の交換の手順を示す概
略的な縦断面図である。 １０…原子炉設備、１２…原子炉容器、１４…
サテライト容器、１６…炉心、２４…ホツトレグ
配管、２６…コールドレグ配管、２８…内側スリ
ーブ、３４…ベローズ機構。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉において、 (a) 原子炉容器を備え、この原子炉容器内には炉
   心と、この炉心内で発生する熱を搬送する液体
   金属冷却材を流通させる手段と、この冷却材を
   導入する入口とを備え、 (b) 上記原子炉容器からの高温の冷却材を受ける
   少なくとも１個のレシーバ容器を備え、このレ
   シーバ容器内には上記原子炉容器からの高温の
   冷却材から熱を除去して低温の冷却材とする手
   段を備え、 (c) 上記原子炉容器から高温の冷却材を上記のレ
   シーバ容器に流通させる流路を構成し、上記の
   原子炉容器およびレシーバ容器に対して着脱自
   在なホツトレグ配管を備え、このホツトレグ配
   管は、 ［１］ 上記原子炉容器からの高温の冷却材を
   流通させる流路を構成する内側スリーブを備
   え、この内側スリーブの第１の端部は上記の
   原子炉容器内に開口し、また第２の端部は上
   記のレシーバ容器内に開口し、 ［２］ また、上記の内側スリーブを囲むとと
   もに第１のベローズ機構を収容した外側スリ
   ーブと、 ［３］ 上記の内側スリーブと外側スリーブと
   の間に形成され、流通しない冷却材が充満さ
   れるチヤンバを備え、 ［４］ また、上記原子炉容器から上記レシー
   バ容器に流通される冷却材を遮断する手段と
   を備え、 (d) 上記レシーバ容器から低温の冷却材を上記の
   原子炉容器に流通させる流路を構成し、上記の
   原子炉容器およびレシーバ容器に対して着脱自
   在なコールドレグ配管を備え、このコールドレ
   グ配管は、 ［１］ 低温の冷却材を流通させる流路を構成
   する内側スリーブを備え、この内側スリーブ
   の第１の端部は上記のレシーバ容器内に開口
   し、また第２の端部は上記原子炉容器内に開
   口し、この内側スリーブは、上記コールドレ
   グ配管内の第１の位置と上記レシーバ容器内
   の第２の位置との間を移動自在であり、 ［２］ 上記内側スリーブの大部分を囲むとと
   もに第２のベローズ機構を収容した外側スリ
   ーブを備え、この第２のベローズ機構は上記
   の内側スリーブが上記第１の位置から第２の
   位置に移動した場合に露出され、 ［３］ このコールドレグ配管内の低温の冷却
   材の流れを遮断する手段を備え、 (e) また、上記第１および第２のベローズ機構の
   取外しまたは交換のためにこれらに接近するた
   めの手段とを備えたことを特徴とする原子炉。 ２ 前記レシーバ容器は、サテライト容器、熱交
   換器、蒸気発生器、ポンプまたはこれらの組合わ
   せであることを特徴とする前記特許請求の範囲第
   １項記載の原子炉。 ３ 前記低温の冷却材を前記レシーバ容器から原
   子炉容器に圧送する手段を備えたことを特徴とす
   る前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ４ 前記圧送する手段はポンプであり、このポン
   プには前記コールドレグ配管の内側スリーブに着
   脱自在に接続されるポンプスリーブを備えている
   ことを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載
   の原子炉。 ５ 前記第１および第２のベローズ機構は
   ASME Section Class型のものであること
   を特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原
   子炉。 ６ 前記第１および第２のベローズ機構にはそれ
   らの伸縮を検出する手段が設けられていることを
   特徴とする前記特許請求の範囲第５項記載の原子
   炉。 ７ 前記液体金属冷却材は液体ナトリウム冷却材
   であることを特徴とする前記特許請求の範囲第１
   項記載の原子炉。 ８ 前記ホツトレグ配管内の冷却材の流れを遮断
   する手段は、移動自在なカバーを備え、このカバ
   ーは冷却材の流れを許容する開放位置と、このホ
   ツトレグ配管の内側スリーブの第１の端部を閉塞
   して原子炉容器からの冷却材の流れを遮断する閉
   塞位置との間を移動するものであることを特徴と
   する前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ９ 前記コールドレグ配管内の冷却材の流れを遮
   断する手段は、移動自在なカバーを備え、このカ
   バーは冷却材の流れを許容する開放位置と、この
   コールドレグ配管の第２の端部を閉塞してレシー
   バ容器からの冷却材の流れを遮断する閉塞位置と
   の間を移動するものであることを特徴とする前記
   特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 １０ 前記ホツトレグ配管は、前記内側スリーブ
   の第１の端部にある移動自在なカバーが閉塞状態
   の場合にこの接続部分の冷却材を凝固させる手段
   を備えていることを特徴とする前記特許請求の範
   囲第９項記載の原子炉。 １１ 前記冷却材を凝固させる手段は、前記接続
   部分の近傍に設けられ冷却媒体が流通されるチヤ
   ンバと、この冷却媒体を供給する手段と、この冷
   却媒体の供給手段と上記のチヤンバとを連通する
   手段とを備え、この冷却媒体を前記の接続部分の
   近傍のチヤンバに流通させることにより、この接
   続部分の近傍の冷却材の温度をその凝固温度以下
   に低下させ、この冷却材を凝固させることを特徴
   とする前記特許請求の範囲第９項記載の原子炉。 １２ 前記コールドレグ配管は、複数のローラと
   このローラを受けるトラツクとを備え、これらの
   ローラは上記のトラツクに案内され、これによつ
   て前記の内側スリーブがこのコールドレグ配管内
   の第１の位置と前記レシーバ容器内の第２の位置
   との間を移動自在であることを特徴とする前記特
   許請求の範囲第４項記載の原子炉。 １３ 前記コールドレグ配管の内側スリーブは、
   外面に前記トラツクを有する円筒状の部分と、こ
   の第１の端部に設けられた導入部とを備え、この
   導入部には前記レシーバ容器内のポンプスリーブ
   に着脱自在に接続される開口部と、このレシーバ
   容器内の冷却材を吸入する複数の導入孔とを備
   え、またこの導入部の一端部と上記の内側スリー
   ブの円筒状部分との間に設けられたデイフユーザ
   部とを備え、前記ポンプによつてこのレシーバ容
   器内の冷却材がこのコールドレグ配管の内側スリ
   ーブを介して前記原子炉容器に送られることを特
   徴とする前記特許請求の範囲第１２項記載の原子
   炉。 １４ 前記コールドレグ配管には、前記内側スリ
   ーブと外側スリーブとの間に副流路が形成され、
   この副流路の第１の端部は前記レシーバ容器内に
   連通し、また第２の端部は原子炉容器内に連通
   し、この副流路を介してレシーバ容器内の低温の
   冷却材が原子炉容器に流通されることを特徴とす
   る前記特許請求の範囲第１４項記載の原子炉。 １５ 前記ホツトレグ配管およびコールドレグ配
   管の外側スリーブを囲む安全容器が設けられ、こ
   の安全容器の前記外側スリーブに対応する部分に
   はASME Section Class 型のベローズ
   機構と、安全パイプとが設けられ、この安全パイ
   プ内には不活性ガスが充填され、またこの安全容
   器の温度を制御する手段が設けられていることを
   特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原子
   炉。 １６ 前記安全容器には、前記ベローズ機構の漏
   洩を検査する手段が設けられ、この検査する手段
   は、この安全パイプの下面に取付けられたバー
   と、このバーに着脱自在に取付けられた環状のカ
   ラーとを備え、これらによつて上記のベローズ機
   構内の気密が維持され、またこの気密の空間内の
   圧力を検出する手段を備えていることを特徴とす
   る前記特許請求の範囲第１５項記載の原子炉。 １７ 前記安全パイプの少なくとも上面には断熱
   層が被覆されていることを特徴とする前記特許請
   求の範囲第１５項記載の原子炉。 １８ 前記原子炉容器には、前記ホツトレグ配管
   の第１の端部近傍を温度変化から保護する手段が
   設けられていることを特徴とする前記特許請求の
   範囲第１項記載の原子炉。 １９ 前記ホツトレグ配管の端部を保護する手段
   は、この周囲を囲むとともに原子炉容器の壁に取
   付けられたハウジングおよびシユラウドサポート
   とを備え、これらのハウジングおよびシユラウド
   サポートはこの原子炉容器の壁に永久的に取付け
   られていることを特徴とする前記特許請求の範囲
   第１８項記載の原子炉。 ２０ 前記コールドレグ配管の内側スリーブに
   は、この内側スリーブのデイフユーザ部の外面に
   少なくとも一対の第２のローラが設けられ、また
   レシーバ容器にはこの第２のローラを受ける第２
   のトラツクが設けられ、これら第２のローラとト
   ラツクによつてこのコールドレグ配管の内側スリ
   ーブがその第１の位置と第２の位置との間を移動
   自在に案内されていることを特徴とする前記特許
   請求の範囲第１３項記載の原子炉。 ２１ 前記ポンプスリーブはその一端部がポンプ
   手段に接続され、またその他端部は前記コールド
   レグ配管の内側スリーブに着脱自在に接続され、
   また前記レシーバ容器には、このポンプ手段を、
   そのポンプスリーブが前記の導入部に接続され冷
   却材を流通させる第１の位置と、このポンプ手段
   を上記の導入部より上方に移動させ内側スリーブ
   がこのレシーバ容器内に挿入可能となる第２の位
   置との間を移動させる手段が設けられていること
   を特徴とする前記特許請求の範囲第４項記載の原
   子炉。 ２２ 前記第１および第２のベローズ機構に近接
   する手段を備え、この近接する手段は第１および
   第２のベローズ機構と平行な一対のトンネルと、
   この第１および第２のトンネルに接続された第３
   のトンネルとを備え、これらのトンネルは上記第
   １および第２のベローズ機構の修理または交換の
   作業に十分な寸法を有していることを特徴とする
   前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ２３ 前記入口は前記コールドレグ配管の内側ス
   リーブの第２の端部に着脱自在に接続され、この
   コールドレグ配管から炉心に低温の冷却材が流通
   される流路を構成していることを特徴とする前記
   特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ２４ 前記高温の冷却材から除熱する手段は、熱
   交換器または蒸気発生器であることを特徴とする
   前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ２５ 前記原子炉容器内の炉心を別のレシーバ容
   器に接続する手段を備えていることを特徴とする
   前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ２６ 前記接続する手段は、前記原子炉容器に形
   成された少なくとも一対の開口部を備え、この開
   口部には少なくともホツトレグ配管のおよびコー
   ルドレグ配管の一部がそれぞれ設けられ、これら
   には原子炉容器内の冷却材の流出を防止する着脱
   自在なカバーが取付けられていることを特徴とす
   る前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ２７ 前記第１のベローズ機構の温度を427℃以
   下に維持する手段が設けられていることを特徴と
   する前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ２８ 前記温度を維持する手段は、前記外側スリ
   ーブの内面に設けられた断熱手段であることを特
   徴とする前記特許請求の範囲第２７項記載の原子
   炉。