JPH0516558B2

JPH0516558B2 -

Info

Publication number: JPH0516558B2
Application number: JP60037780A
Authority: JP
Inventors: Rumerushii Gii
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 1984-03-02
Filing date: 1985-02-28
Publication date: 1993-03-04
Also published as: FR2560707A1; EP0156689A1; JPS60205278A; EP0156689B1; FR2560707B1; DE3565332D1; US4666652A

Description

【発明の詳細な説明】〔産業上の利用分野〕本発明は、高速中性子原子炉型に関する。この
型においては炉心が一つの容器内に収容され、そ
の容器は主容器と呼ばれ、該主容器は液体金属で
充填され、かつ一つの密封スラブによつて密封さ
れている。詳言すれば、本発明は、上述した型の
原子炉の場合において、主容器を受容するための
コンクリートエンクロージヤ内に形成された、容
器坑の上方部による主容器および密封スラブの支
持方法に関する。

〔従来の技術〕

第１図は公知の高速中性子原子炉の概略断面図
である。図において容器坑１２を画成するコンク
リートエンクロージヤ１０が、その上方部分にお
いて炉心１６を収容する主容器を吊り下げるのを
見ることができる。炉心１６は、それ自体床張り
材２０を介して主容器１４の底部に載置する供給
支持体１８に載置している。

主容器１４はその上方端において密封スラブ２
２によつて密封され、そして通常ナトリウムであ
る一次液体金属２４を収容する。内部容器２６は
ナトリウム２４を主容器１４内で２つの別個の容
積に分離する。したがつて、内部容器２６は、そ
れぞれホツトコレクタ２４ａおよびコールドコレ
クタ２４ｂを画成する。

密封スラブ２２はその周辺部において、相当数
の熱交換器２８およびポンプ３０を支持してい
る。複数のポンプ３０の作用下で、炉心１６を去
る高温ナトリウムは、ホツトコレクタ２４ａを横
断して入口２８ａを通つて交換器２８に入る。一
次流体によつて運ばれた熱は次に二次流体に伝達
される。冷却された一次ナトリウムは出口２８ｂ
を通つて熱交換器から出て、コールドコレクタ２
４ｂ内に流出する。次いで冷却された一次ナトリ
ウムはポンプ３０によつて吸い込まれ、かつパイ
プ３２によつて炉心１６の供給支持体１８に送給
される。一般に、主容器１４は、安全容器３４に
よつて二重にされる。安全容器も又同様に容器坑
の上方部に吊下げられる。

ループ型の高速中性子原子炉は一体型の高速中
性子原子炉と異なり、熱交換器および随意にポン
プが主容器内に配置されず、かつその代わり主容
器の外部に位置決めされるという事実によつて区
別される。しかしながら、炉の運転、および主容
器と密封スラブの支持に関連する問題は同じであ
る。したがつて、本発明は一体型またはループ型
のいずれの高速中性子原子炉にも適用できる。

第２図は第１図の炉における容器坑の上方部に
よる主容器１４、内部容器２６、および密封スラ
ブ２２の支持を拡大してかつ詳細に示す。主容器
１４および密封スラブ２２が、容器坑の上方部分
で密封スラブの外周輪状体と主容器１４の上方部
分を形成する共通支持輪状体３６によつて吊下げ
られていることを明瞭に見ることができる。

この配列において、主容器１４の上方部分への
密封スラブの下側基板４２の取着点４０は、主容
器１４内のナトリウムの自由表面の上方の、内部
中性ガス雰囲気の上方に一定距離に位置決めされ
ねばならず、かつ前記中性ガス雰囲気から熱的に
絶縁されねばならない。

かくして、このような予防措置が取られないな
らば、主容器の上方部分は第２図に矢印で略示さ
れた流体の循環によつて冷却された密封スラブ２
２と、主容器１４の内部中性ガス雰囲気との間に
存在する大きな温度差から生じる容認できない熱
的応力にされされる。

したがつて、第２図は容器上に取着点４０に関
連して下向き突出部分を有するような方法におい
て密封スラブ２２を作ることが伝統的実例である
ことを示す。かくして容器１４と密封スラブの下
方基板４２との間には、熱絶縁材料４４が配置さ
れる環状区域４３が存在する。

さらに、密封スラブ２２の厚さが、とくにその
コンクリート充填に関して、密封スラブの中性子
防禦機能と、その機械的働き（重量）およびコス
トに関連づけられる基準との間の妥協により決定
されることは公知である。

したがつて、第２図は、従来技術によれば、こ
の妥協がコンクリートエンクロージヤ１０の上面
より下方のレベルに密封スラブ２２の上方基板４
６の配置を必要とすることを示す。かくして、原
子炉ブロツクの一一定の寸法付けのために、もし
も密封スラブの厚さが約2700mmであるならば、上
方基板４６のコンクリートエンクロージヤ１０か
らの変位は約850mmに達する。

〔発明が解決しようとする課題〕

しかしながら密封スラブを囲繞するコンクリー
トエンクロージヤに関して密封スラブの上方レベ
ルのこの低下の結果として、密封スラブを貫通す
る（ポンプおよび熱交換器等による）通路におい
て生じるナトリウムの漏洩は、密封スラブ上での
シート状のナトリウム火災を導くかも知れない。
このような火災の結果は比較的重大であり、その
結果現存の構造においては、一つまたはそれ以上
のナトリウム保持タンクのごとき防護要素を設け
ることが必要である。

さらに、コンクリートエンクロージヤ１０の上
面に関して密封スラブ２２の下向変位は、炉構成
要素の垂直寸法を同じ量だけ増大する。とくに、
コンクリートエンクロージヤ１０および安全容器
３４の高さおよびその熱絶縁はこの変位によつて
増大される。その結果として同様に、熱交換器お
よびポンプのごとき他の構成要素は密封スラブを
横断する点において増加された高さを有する。こ
のことは原子炉のコストを増加せしめる。

本発明の目的はとくに、主容器とその密封スラ
ブが容器坑に別々に吊り下げられる高速中性子炉
に関する。

本発明は密封スラブの上面と該密封スラブを囲
繞するコンクリートエンクロージヤの上方容器と
の間の如何なる変位をも除去する。本発明はコス
ト的に補助手段を使用することを要せずに、密封
スラブ上のシート状ナトリウム火災の如何なる危
険も阻止する。さらに、炉構成要素の相当数の高
さは、上述した実施例において、炉のコストの実
質的な減少になる約850mmを示すコンクリートエ
ンクロージヤの上面に関するスラブの変位の高さ
だか減少される。

〔課題を解決するための手段及び作用〕

したがつて、本発明の上記目的は、炉心を収容
する液体金属を充填した主容器と、該主容器を密
封する密封スラブと、前記主容器および前記密封
スラブが内部に配置され、かつ吊り下げられる容
器坑を画成するコンクリートエンクロージヤとを
含む高速中性子原子炉において前記密封スラブが、外周輪状体を含み、該外周
輪状体の上方端部が固着手段により前記容器坑の
上方部分で前記コンクリートエンクロージヤに固
着され、かつ溶接された垂直補強材を備えた第１
の水平支持リングが、その内周部において、製作
中に前記外周輪状体の上方端近傍に溶接され、そ
して前記第１の水平支持リングの外周部が前記固
着手段よりも低位においてコンクリートエンクロ
ージヤ内に密封され、前記主容器の上方端が、容器坑内でのその架設
に続いて、密封スラブの前記外周環状体から一定
の距離をおいて前記第１水平支持リングに溶接さ
れ、前記主容器用支持手段が又、垂直補強材を備
えた第２の水平支持リングを含み、かつ第２の水
平支持リングの内周部が、製作中に前記主容器の
上方端近傍に溶接され、そして前記第２の水平支
持リングの外周部が前記コンクリートエンクロー
ジヤ内に密封され、上記により、前記密封スラブ
と前記主容器が別個の支持手段によつて前記容器
坑の上方に直接吊り下げられる。

また、原子炉が更に主容器を囲繞する安全容器
を含み、該安全容器が前記主容器用支持手段およ
び密封スラブ用支持手段より分離された垂直連結
ロツドにより容器坑の上方部分に直接吊り下げら
れることができる。

本発明の好適な実施例によれば、前記安全容器
の上方端が、容器坑内での架設に続いて、前記主
容器から一定の距離において前記第２の水平支持
リングに溶接され、前記安全容器用支持手段が
又、垂直補強材を備えた、第３水平支持リングを
含み、かつその内周部が、製作中に前記安全容器
の上方端近傍に溶接され、前記第３水平支持リン
グが前記コンクリートエンクロージヤ内に密封さ
れる。

本発明の他の実施態様によれば、前記密封スラ
ブが上方部分において、筒形輪状体によつて横方
向に画成され、前記筒形輪状体の下方端が水平リ
ングによつて第１の水平支持リングより低位にお
いて外周輪状体に固着され、前記両輪状体がそれ
らの間に弾性熱絶縁手段を収容する環状空間を画
成し、前記密封スラブの上方基板が実質的に容器
坑のまわりのコンクリートエンクロージヤの上面
と同一水平面内に置かれる。

この場合に、前記主容器が、前記密封スラブの
外周輪状体および前記安全容器の上方端とによ
り、ナトリウム漏洩に対して比較的厳しくかつ前
記液体金属と相性の熱絶縁手段を収容することが
できる２つの環状空間を画成する。

その場合、外周輪状体の主容器との間に画成さ
れる環状空間は、前記密封スラブの下方基板より
低位において、該下方基板に溶接された輪状体お
よび該輪状体に溶接された板により所定位置に保
持され、熱絶縁手段により閉止される。

〔実施例〕

以下、本発明を添付図面に基づき非限定的な実
施態様を関連して詳細に説明する。

第３図は主容器１１４、安全容器１３４および
主容器１１４の密封スラブ１２２を収容するため
コンクリートエンクロージヤ１１０内に形成され
た容器坑１１２の上方部分を示す。このコンクリ
ート部分は安全容器１３４、主容器１１４および
密封スラブ１２２の支持手段の裾付けおよび組立
てに続いて型取りされる。

本発明によれば、主容器１１４、密封スラブ１
２２および安全容器１３４は別々の支持手段によ
り容器坑１１２の上方部に直接吊り下げられる。

したがつて、密封スラブ１２２の外周輪状体１
３８は、その上方端で、容器坑１１２の上方部分
において、コンクリートエンクロージヤ１１０に
直接固着される。密封スラブ１２２は、垂直補強
材１５３を備えた第１の水平支持リング１５２に
よつて支持される。第１の水平支持リングの内周
が外周輪状体１３８に溶接される。第１の水平支
持リング１５２の外方部分はコンクリートエンク
ロージヤ１１０に埋め込まれる。実際にかつ第３
図に示すごとく、この固着手段はコンクリートエ
ンクロージヤ１１０内に埋め込まれ、かつ外周輪
状体１３８を横断する一方、ナツト１４９により
外周輪状体１３８と加圧保持される。半径方向連
結ロツド１４８によつて達成される。該半径方向
連結ロツド１４８は、規則的な方法、例えば角度
毎に容器坑１１２を囲繞するコンクリートエンク
ロージヤ１１０の上面１５０と第１の水平支持リ
ング１５２との間のスラブの周部にわたつて配置
される。

本発明によれば、主容器１１４は密封スラブ１
２２から独立してコンクリートエンクロージヤ１
１０に直接吊り下げられる。このため、第３図は
主容器１１４の筒状上方部分が第１の水平支持リ
ング１５２の下に置かれた外周輪状体１３８の筒
状部を囲繞することを示す。したがつて、外周輪
状体１３８と主容器１１４の上方部との間には、
その寸法が運転において必要かも知れない検査の
ため溶接部への接近を可能にする環状空間１５４
が画成される。

主容器１１４の外方上縁部は、組立て中、第１
の水平支持リング１５２の下面に溶接される。さ
らに、主容器１１４の外面は、第１の水平支持リ
ング１５２の下側に一定距離をおいて、第２の水
平支持リング１５６を溶接される。第１の水平支
持リング１５２についてと同様に、第２の水平支
持リング１５６の大部分はコンクリートエンクロ
ージヤ１１０内に密封される。

安全容器１３４は、また、主容器１１４および
密封スラブ１２２から独立して、容器坑の上方部
分に直接吊り下げられる。

このため、安全容器１３４の上方部分は第２の
水平支持リング１５６の下におかれた主容器１１
４の上方部分を囲繞する。したがつて、環状空間
１５８は２つの容器の上方部分間に形成される。
先の環状空間１５４と同様に、環状空間１５８は
溶接部の検査を許容するに十分な幅を有してい
る。

安全容器１３４の外方上縁部分は、組立て中
に、第２の水平支持リング１５６の下面に溶接さ
れる。さらに、安全容器の実際の支持は複数の垂
直補強材１６１を備えた第３水平支持リング１６
０によつて行なわれる。このため、第３水平支持
リング１６０の内周縁部は、製造中に安全容器１
３４の上方筒状部の外面に溶接される。第３図に
示すごとく、第３水平支持リング１６０はコンク
リートエンクロージヤ１１０内に完全に密封され
る。

安全容器１３４は、密封スラブ１２２の下方基
板１４２とほぼ同じレベルで、台形部分１６２を
有している。この台形部分１６２は容器坑１１２
の上方部で該容器坑の内部被覆を構成する安全容
器１３４の筒状壁まで下方に向つて延長される。

安全容器は台形部分１６２の下方端に固着され
た垂直連結ロツド１６４によつて、安全容器１３
４の筒状壁の延長部に固着される。垂直連結ロツ
ド１６４は容器坑を囲繞するコンクリートエンク
ロージヤ１１０の上面１５０の近傍に上方に向つ
て延びそしてコンクリートエンクロージヤ１１０
内の埋め込まれる。垂直連結ロツド１６４は容器
坑の全周にわたつて規則的に分布され、かつ例え
ば2゜だけ間隔が置かれる。

半径方向連結ロツド１４８および垂直連結ロツ
ド１６４によつて形成される構造体は、両容器お
よび密封スラブ用支持手段の最大トルクとコンク
リートエンクロージヤ１１０の圧縮応力に対して
補償を可能にする。

それ自体公知の方法で、外周輪状体１３８によ
る、およびコンクリートエンクロージヤ１１０内
への主容器１１４および安全容器１３４の上方部
の固着手段は、前記各部分に固定されかつ容器坑
のコンクリート内で密封される封入用突起又は耳
付ボルト１６６によつて補強される。垂直連結ロ
ツド１６４と同様に、これらの密封された耳付ボ
ルト１６６は容器坑の全周にわたつて、例えば２
度ごとに規則的に分布される。

垂直補強材１５３，１５７および１６１はそれ
ぞれ水平支持リング１５２，１５６および１６０
に、又同様にそれらの水平支持リングが密封スラ
ブの外周輪状体１３８、主容器１１４および安全
容器１３４の外側上方端に溶接される。

本発明による密封スラブ１２２および主容器１
１４用の別個の支持手段の使用の結果として、密
封スラブ１２２の上方基板１４６は容器坑を囲繞
するコンクリートエンクロージヤ１１０の上面１
５０と同じレベルか、またはそれより高いレベル
に位置決めすることができる。したがつて、従来
技術および本発明をそれぞれ示している第２図お
よび第３図の比較は、現存する原子炉において主
容器内で下向きに突出する密封スラブの部分が、
本発明によれば、その全厚さを変えないで、密封
スラブの上方部分に移動させられることを示す。
この密封スラブの構造の変形は密封スラブの下方
基板１４２の主容器１１４への溶接を除去するこ
とにより可能となる。

さらに、平らな上方基板１４６は、コンクリー
トエンクロージヤ１１０による外周輪状体の支持
区域の下側で外周輪状体１３８に接続される。こ
のことは、外周輪状体１３８の熱応力を最小にし
ながら、密封スラブ１２２の熱膨張を許容するた
めに必要であると判断される。

実際に、密封スラブ１２２の上方基板１４６と
外周輪状体１３８への固着点１６８との間の高さ
方向への変位は、第２図に示された従来技術によ
る下方基板４２と主容器１４への固着点４０との
間の高さ方向への変位に比較して得られる。

したがつて、上方基板１４６の外周縁部は同軸
的に配置された筒状輪状体１７０の上縁部に溶接
される。筒状輪状体１７０の外周縁は外周輪状体
１３８内で一定の距離にある。この筒状輪状体１
７０の下縁部は水平リング１７２で内周縁部に溶
接される。水平リングの外周縁部は外周輪状体１
３８の内部に符号１６８において溶接される。該
水平リング１７２は第２の水平支持リング１５６
とほぼ同じレベルに位置決めされる。上方に向つ
て開口された環状空間１７４は結果として筒形輪
状体１７０と外周輪状体１３８との間に形成され
る。この空間の幅は溶接部への接近しやすいこと
によつて決定され、そしてその深さは外周輪状体
１３８に対する許容し得る熱処理応力の関数とし
て決められる。環状空間１７４中の雰囲気は密封
スラブに吊り下げてある原子炉建物（図示せず）
内に存する雰囲気と同じであり、そして一般にこ
の雰囲気は空気である。

密封スラブ上への考え得る金属ナトリウムの漏
洩が吊り下つた外周輪状体１３８と接触するのを
阻止するために、環状空間１７４またはその少な
くとも上方部分は弾性熱絶縁手段１７６で充填さ
れる。該弾性熱絶縁手段は、従来技術においてか
つ第２図に示したごとく、密封スラブの下方基板
４２の固着点４０を熱絶縁するための材料４４に
比較し得る。したがつて、弾性熱絶縁手段１７６
は特にフランスの原子エネルギ委員会の名で出願
されたフランス特許第2283517号明細書の教示に
従つて構成することができる。しかしながら、弾
性熱絶縁手段１７６はより初歩的であり、かつ特
に液体ナトリウムの作用および考え得る浸入に抗
せねばならない上方部を除いて、無機質の熱絶縁
材料から成すことができる。保護を完全にするた
めに、金属板１７８が密封スラブの上方基板１４
６とコンクリートエンクロージヤ１１０の上面１
５０とをカバーして環状空間１７４を遮断する。

前述した構造の結果として、密封スラブの上方
基板とコンクリートエンクロージヤの上面との間
の従来技術の方法において存する変位の結果とし
て、スラブの上方に形成される容器は除去され
る。それゆえ、密封スラブを支持する外周輪状体
が保護されるならば、密封スラブ上のナトリウム
火災に対する防禦を減じるか、またはむしろ除去
することができる。

与えられた設計および出力を有する原子炉に関
して、密封スラブの下方基板からの主容器の深さ
が明らかに定義されることは知られている。さら
に、密封スラブの厚さが従来技術に比してこの解
決において不変であることは理解される、したが
つて、この原子炉の相当数の構成要素の高さは本
発明により減少される。この減少の値は密封スラ
ブの上方基板４６とコンクリートエンクロージヤ
の上面との間の従来技術の解決方法において存す
る変位の除去に対応する。本発明から生じるこの
高さの減少は、まず容器坑、安全容器およびその
熱絶縁（図示せず）の土木工学に関係する。それ
はまた密封スラブの上面に載置するフランジと、
第２次回路のパイプの出口軸線との間の熱交換器
の部分に関係する。

最後に、従来技術の方法に比して、保護コンク
リートの量は密封スラブの下方部分において増大
される。密封スラブのこの部分による熱慣性は増
大される。したがつて、軸方向の熱勾配は、冷却
事故の場合において減少される。

さらに、本発明によれば、主容器および密封ス
ラブの上方部分は、とくに容器坑の温度に近い取
着点において、荷盾の分割の結果として熱的応力
が少ない。

第３図に示すごとく、主容器の上方部分１１４
とスラブの外周輪状体１３８との間に形成された
環状空間１５４は、その基部において容器と係合
される金属による熱絶縁体１８０と弾性熱絶縁手
段１８２との組合せによつて閉止され、それによ
つて対流する中性ガスの上昇阻止を可能にする。
環状空間１５４の密封を達成するために、熱絶縁
手段１８２より厚い熱絶縁手段１８３が熱絶縁手
段１８２の下に配置され、かつその熱絶縁手段１
８３は密封スラブ１２２の基板１４２に溶接され
た輪状体１８６、同様に該熱絶縁手段１８３をは
め込んだ後、輪状体１８６に溶接される板１８８
により、金属による熱絶縁体１８０の下方部に対
して支持される。金属による熱絶縁体１８０およ
び弾性絶縁手段１８２，１８３は、例えばフラン
スの原子エネルギ委員会によつて出願されたフラ
ンス特許第2283517号明細書および同第2319073号
明細書に従つて、それ自体公知の方法で作られ
る。

比較し得る方法において、主容器１１４と安全
容器１３４の上方部間に形成された環状空間１５
８はその基部において弾性熱絶縁手段１８２と同
様な弾性絶縁手段１８４により閉止されることが
できる。

実際の密封スラブの構造は、本発明の部分を形
成せず、かつその結果としてここでは説明されな
い。簡単に注意されねばならないことは、密封ス
ラブ１２２は、第３図に部分的に示すごとく、好
ましくはフランスの原子エネルギ委員会によるフ
ランス特許出願第8026082号明細書に従つて構成
されるということである。しかしながら、他のど
のような構造も、本発明の範囲を逸脱することな
く考えられることができる。

本発明によれば、主容器１１４と垂直補強材１
５７を備えた主容器の第２の水平支持リング１５
６、密封スラブと垂直補強材１５３を備えた密封
スラブの第１の水平支持リング１５２および安全
容器１３４の上方部分と垂直補強材１６１を備え
た安全容器の第３の水平支持リング１６０によつ
て形成される構造体は、原子例の建造中該原子炉
現場の作業場で完全に製造されることができる。
従来技術の方法に比して、この解決方法は、原子
炉ブロツク内部で行なわれる主容器と安全容器の
上方部との間の均質な溶接の困難な作業を除去す
る。また、水平支持リングの存在は、主容器の取
扱いを容易ならしめる。

〔発明の効果〕

即ち、本発明の効果をまとめて述べると、密封スラブ上におけるナトリウム火災の対策
が不要となる。

原子炉の高さを減少させることが可能とな
り、設備コストが大幅に減少する。

密封スラブの厚さを増加させ、熱勾配を減少
させ、熱的応力を少なくすることが出来る。

更に、本発明の取付構造体は現場の作業場で
完全に製造することが出来るし、主容器の取扱
いを容易ならしめる。

等の顕著な効果を有する。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来技術による一体型高速中性子原子
炉を略示する断面図、第２図は第１図の従来技術
の炉の容器および密封スラブの支持を示す拡大断
面図、第３図は本発明による高速中性子原子炉の
容器および密封スラブの支持を示す、第２図の従
来方法に比較出来る断面図である。１０……コンクリートエンクロージヤ、１２…
…容器坑、１４……主容器、１６……炉心、１８
……供給支持体、２０……床張り材、２２……密
封スラブ、２４……一次液体金属（ナトリウム）、
２４ａ……ホツトコレクタ、２４ｂ……コールド
コレクター、２６……内部容器、２８……熱交換
器、３０……ポンプ、３４……安全容器、３６…
…共通支持輪状体、４０……取着点、４２……下
側基板、４３……環状区域、４４……熱絶縁材
料、４６……上方基板、１１０……コンクリート
エンクロージヤ、１１２……容器坑、１１４……
主容器、１２２……密封スラブ、１３４……安全
容器、１３８……外周輪状体、１４２……下方基
板、１４６……上方基板、１４８……半径方向連
結ロツド（固着手段）、１４９……ナツト、１５
０……上面、１５２……第１の水平支持リング、
１５３……垂直補強材、１５４……環状空間、１
５６……第２の水平支持リング、１５７……垂直
補強材、１５８……環状空間、１６０……第３水
平支持リング、１６２……台形部分、１６４……
垂直連結ロツド、１６６……耳付ボルト、１７０
……筒形輪状体、１７２……水平リング、１７４
……環状空間、１７６……弾性絶縁手段、１７８
……金属板、１８０……金属による熱絶縁体、１
８２……熱絶縁手段、１８３……熱絶縁手段、１
８６……輪状体、１８８……溶接される板。

Claims

【特許請求の範囲】１炉心を収容する液体金属を充填した主容器
と、該主容器を密封する密封スラブと、前記主容
器および前記密封スラブが内部に配置され、かつ
吊り下げられる容器坑を画成するコンクリートエ
ンクロージヤとを含む高速中性子原子炉におい
て、前記密封スラブ１２２が外周輪状体１３８を含
み、該外周輪状体１３８の上方端部が固着手段１
４８により前記容器坑１１２の上方部分で前記コ
ンクリートエンクロージヤ１１０に固着され、か
つ溶接された垂直補強材１５３を備えた第１の水
平支持リング１５２が、その内周部において、製
作中に前記外周輪状体１３８の上方端近傍に溶接
され、そして前記第１の水平支持リングの外周部
が前記固着手段１４８よりも低位において前記コ
ンクリートエンクロージヤ内に密封され、前記主容器１１４の上方端が、前記容器坑内で
のその架設に続いて、前記密封スラブの前記外周
環状体から一定の距離をおいて前記第１水平支持
リング１５２に溶接され、前記主容器用支持手段
が又、垂直補強材を備えた第２の水平支持リング
１５６を含み、かつ第２の水平支持リング１５６
の内周部が、製作中に前記主容器１１４の上方端
近傍に溶接され、そして前記第２の水平支持リン
グの外周部が前記コンクリートエンクロージヤ内
に密封され、上記により、前記密封スラブと前記主容器が別
個の支持手段によつて前記容器坑の上方部に直接
吊り下げられることを特徴とする高速中性子原子
炉。２前記高速中性子原子炉が更に、前記主容器１
１４を囲繞する安全容器１３４を含み、かつ該安
全容器１３４が、前記主容器に対する支持手段と
前記密封スラブ１３８を支持する手段より分離し
た、垂直連結ロツド１６４によつて前記容器坑１
１２の上方部分に直接吊り下げられることを特徴
とする特許請求の範囲第１項に記載の高速中性子
原子炉。３前記安全容器の上方端が、前記容器坑内の架
設に続いて、前記主容器から一定の距離において
前記第２の水平支持リング１５６に溶接され、前
記安全容器用支持手段が又、垂直補強材１６１を
備えた、第３水平支持リング１６０を含み、かつ
その内周部が製作中に前記安全容器の上方端近傍
に溶接され、前記第３水平支持リング１６０が前
記コンクリートエンクロージヤ１１０内に密封さ
れることを特徴とする特許請求の範囲第２項に記
載の高速中性子原子炉。４前記密封スラブ１２２が、上方部分を筒形輪
状体１７０によつて横方向に画成され、前記筒形
輪状体１７０の下方端が水平リング１７２によつ
て前記第１の水平支持リング１５２より低位にお
いて前記外周輪状体に固着され、前記両輪状体１
３８と１７０がそれらの間に弾性熱絶縁手段１７
６を収容する環状空間１７４を画成し、前記密封
スラブ１２２の上方基板１４６が実質的に前記容
器坑１１２のまわりの前記コンクリートエンクロ
ージヤ１１０の上面１５０と同一水平面内に置か
れることを特徴とする特許請求の範囲第１項に記
載の高速中性子原子炉。５前記主容器１１４が、前記密封スラブ１２２
の前記外周輪状体１３８および前記安全容器１３
４の上方端とにより、熱絶縁手段１８０，１８
２，１８４を収容する２つの環状空間１５４，１
５８を画成することを特徴とする特許請求の範囲
３項に記載の高速中性子原子炉。６前記環状空間１５４が、前記密封スラブ１２
２の下方基板１４２より低位において、該下方基
板１４２に溶接された輪状体１８６および該輪状
体１８６に溶接された板１８８により所定位置に
保持された熱絶縁手段１８３によつて閉止される
ことを特徴とする特許請求の範囲第５項に記載の
高速中性子原子炉。