JPH052959B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ この発明は、原子炉を支持する支持体に関す
る。特に、この発明は、炉心を収容した原子炉容
器と、ポンプ及び熱交換器等の熱水装置を収容し
個々に独立した複数の衛星タンクとを備えた液体
金属冷却形の原子炉を支持する構造体に関する。

［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
じられて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。

従来の支持構造は組み立てが困難であり、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、補助スナツバ、ハンガ、そして緩
衝器内に付加的な補助用ロツドを備えている。こ
れらの部材、即ちコンクリート構造、補助スナツ
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
での高い加速によつ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
対してかなり増幅させる構造である。

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
力が支持構造によつて増幅され、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
できるように述分に強くすることである。他の方
法はそれらの部品（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幅
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ツバ、柔軟な継手、
あるいは地震用絶縁パツドを備えている。

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つた。最
近の米国での市場性のある（1000MWe以上）ル
ープ型LMFBR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つて
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3500ft／sec、即ち1067m／sec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2000ft／sec、即ち
609m／sec以下）を有している。岩石型の堅い土
壌（土壌剪断波速度が3500ft／sec、即ち
1067m／sec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調査されている。

米国においては、適当な土壌と地震の状態とを
有す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「Superphenix
LMFBRプール型プラント」においては原子炉容
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
プラント（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］ この発明は、原子炉を支持する一体的な鉄筋コ
ンクリーヘ製の支持体を備えている。この支持体
は鉄筋コンクリート製の基礎と、一体的な鉄筋コ
ンクリート製の本体部とを備えている。この鉄筋
コンクリート製の本体部には原子炉容器の設置及
び支持のための空洞が形成されている。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
めに付加的な空洞が形成されてもよい。

この支持体は、支持された機器の固有振動数よ
りも高い基本固有振動数を有し、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。この発明の支持体には、10ヘ
ルツより大きな水平方向の基本振動数を有する一
体的な鉄筋コンクリート製の構造体が用いられて
いる。この支持体によつて支持された主原子炉容
器はたとえば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有している。

このような支持体によれば、地震の振動が支持
された機器に対して増幅されて伝達されるのを防
止することができる。すなわち、この支持された
機器の固有振動数は支持体の固有振動数よりかな
り低いので、地面からこれらの機器の固有振動数
に近い振動数の地震力が作用しても、この支持体
はこの振動数には共振することはない。よつて、
この支持体から支持された機器に対する地震の振
動の伝達は減少される。

これらの目的を達成するため、この発明による
支持体は、原子炉容器の支持用の空洞を有する一
体的な鉄筋コンクリート製の本体部を備え、本体
部は原子炉容器からの放射線の遮蔽をなし、ま
た、このコンクリート製の本体部は原子炉容器か
らの熱を搬送する配管等の手段を収容している。
このコンクリート製の本体部は、その水平方向の
基本固有振動数が10ヘルツよりも大きく、且つ支
持された機器の基本振動数よりも大きくなるよう
に質量と剛性の分布が設定されている。

［実施例］ 以下、本発明の実施例を説明する。この実施例
は、炉心を収容した原子炉容器と、熱交換器およ
びポンプを収容した複数の衛星タンクを備えた液
体金属冷却形の原子炉を支持する支持体である。

上記の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。

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。

なお、本発明の原子炉支持体は軽水炉及び液体
金属炉容器を含む他の種類の原子炉に用いられて
もよい。また、プールあるいはループ型の液体金
属原子炉の支持体に適用してもよい。この支持体
は一体的な鉄筋コンクリートで形成された基礎
と、一体的な本体部とを備えている。基礎はこの
支持体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、浸蝕、堆積作用を受けない地殻の境
界面すなわちグレード（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ド（grade）に位置し、
一体的な本体部の頂上はグレード（grade）から
64フイート（約19.2m）上方に位置する。一体的
な本体部は鉄筋コンクリート製で上記の基礎と一
体に形成されている。

この一体的な本体部には原子炉用の中央の垂直
方向の空洞と衛星タンクを収納するための垂直方
向の衛星空洞とが形成されている。これらの衛星
空洞は中央の垂直方向の空洞の周囲に半径方向に
配置されている。また、この本体部には水平方向
の空間が設けられ、原子炉容器と衛星タンクとの
間の配管等を収容するように構成されている。ま
た、この本体部には換気、制御、そしてモニター
ケーブル及びモニター装置等を収容するととも
に、検査の際に使用される検査用通路が設けられ
ていてもよい。

上述した様々な空洞は、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。空洞に面
積に対する本体部全体の表面積の比は2.0以上で
ある。更に、空洞と空洞との間あるいは空洞と本
体部の縁との間の帯は充分に大きく、この本体部
の変形はあらかじめ設計された制御された剪断変
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洞２Ａが
示されている。衛星タンク用には衛星容器用空洞
４Ａが示されている。衛星タンクは水平方向の空
洞６Ａ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。鉄筋コンクリート製の基礎５Ａは
一体的な鉄筋コンクリート製の本体部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製の本体
部７Ａの頂上の上方に設けられ、またこの頂上面
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
本体部７Ａに隣接して形成されている。取り付け
られた隔室１４Ａは一体的な本体部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洞１６Ａは、中央の垂直方
向の空洞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と原子炉容器用空洞２Ａが
設けられている。水蒸気発生器用空洞１７Ａもま
たこの本体部内に、補助部品用の空洞１８Ａ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つの空洞２Ａが示されている。第８図
には原子炉容器用空洞２Ａ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洞とが
示されている。

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、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亘
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に連通されい
てる。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
ガスが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兎容器
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。上方の液体金属用指導管
１０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
かいプールを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２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。

この液体ナトリウムは950〓の温度で原子炉２
２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１
０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へ伝送される。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中に流れ、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、ここで期待ナトリ
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、局所的な加熱を避け
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〓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〓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旋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。

中央の下降管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１４２
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岐さ
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、螺旋コイル内に
形成された複数のチユーブに接続されている。螺
旋コイルは環状の熱交換器２１４と同様に形成さ
れている。この配管は螺旋コイルに手口を形成
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、緩衝器
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５
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。

なお、本発明は上記の実施例には限定されず、
上記以外の各種の原子炉の支持体として適用する
ことができる。

［発明の効果］ 上述の如く本発明は、原子炉容器を支持する一
体的な支持体を備えており、この支持体に原子炉
容器その他の機器が支持されている。そして、こ
の支持体は一体的な鉄筋コンクリート製の本体部
を備え、この本体部の水平方向の固有振動数は10
ヘルツ以上で、かつこの本体部によつて支持され
ている機器の基本固有振動数以上に設定されてい
る。

したがつて、地面からこの原子炉容器や機器の
固有振動数に近い振動数の地震力が作用しても、
この本体部はこの振動数の地震力には共振するこ
とがない。したがつて、この地震力が原子炉容器
や機器に伝達されることが少なく、これらの原子
炉容器や機器が共振して大きな荷重を受けること
が防止される。したがつて、このような支持体に
よれば、原子炉容器やその他の機器の健全性を維
持し、地震に対して高い安全性を有する原子炉設
備を提供することができる。

【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
はひ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図及び第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ヤンバの部分断面
図、第１２図は液体金属原子炉を有した水蒸気発
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
洞、４…原子炉格納容器、４Ａ…衛星容器の空
洞、５Ａ…鉄筋コンクリート基礎、６…衛星タン
ク、６Ａ…水平方向の空間、７Ａ…鉄筋コンクリ
ートの本体部、６…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…燃料格納空間、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、１６８…水入口、１７０…
水蒸気出口。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉を支持するための構造体であつて、 (a) 原子炉容器を受け入れる空洞を有し、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な鉄筋コンクリート
   製の本体部を備え、 (b) また、前記鉄筋コンクリート製の本体部に設
   けられ、前記原子炉容器から熱を搬送する手段
   とを備え、 (c) 前記鉄筋コンクリート製の本体部は、その水
   平方向の固有振動数が10ヘルツよりも大きく、
   またこの本体部によつて支持される機器の基本
   固有振動数より大きくなるような質量と剛性の
   分布が与えられていることを特徴とする原子炉
   用の支持体。 ２ 前記の鉄筋コンクリート製の本体部は、その
   基本固有振動数が10ヘルツより充分大きく、且つ
   主要機器の基本振動数より十分に大きく、地震の
   際の共振効果によつて、地面の地震力が支持され
   ている機器対して増幅されるのを防止することを
   特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の原子炉
   用の支持体。 ３ 前記空洞に対する前記本体部の全体の表面積
   の比は2.0以上であり、この空洞と鉄筋コンクリ
   ート製の本体部との間の帯部は、コンクリート製
   の本体部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
   ２項に記載の原子炉用支持体。 ４ 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３
   項に記載の原子炉用支持体。 ５ 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４
   項に記載の原子炉用支持体。 ６ 前記原子炉用支持体は前記の熱搬送手段と検
   査手段のための通路を備えていることを特徴とす
   る特許請求の範囲第５項に記載の原子炉用支持
   体。 ７ 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
   ６項に記載の原子炉用支持体。 ８ 前記の本体部には、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７
   項に記載の原子炉用支持体。 ９ 前記の一体的な鉄筋コンクリート製の本体部
   の近傍には、複数の外部機器が配置されているこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第８項に記載の原
   子炉用支持体。 １０ 前記の一体的な鉄筋コンクリート製の本体
   部の近傍に配置された外部機器は熱交換手段に接
   続された水蒸気発生手段を含むことを特徴とする
   特許請求の範囲第９項に記載の原子炉用支持体。 １１ 原子炉を支持するための構造体であつて、 (a) 鉄筋コンクリート製の基礎を備え、 (b) また、一体的な鉄筋コンクリート製の本体部
   を備え、 (c) この本体部は原子炉容器を収納するための中
   央の垂直方向の空洞と、この中央の垂直な空洞
   の周囲を囲んで径方向に配置された複数の衛星
   垂直空洞を備え、これらの衛星垂直空洞内には
   熱交換手段およびポンプ手段を収容した衛星タ
   ンクが設けられ、 (d) 前記の本体部の中央の垂直空洞と衛星垂直空
   洞との間には、それぞれ２つの水平空洞が形成
   され、これらの水平空洞は前記の中央の垂直空
   洞と衛星垂直空洞とを連結しており、 (e) 前記の水平空洞内には、前記の原子炉容器と
   衛星タンクとの間で液体金属を流通させる配管
   が収容されており、 (f) 前記鉄筋コンクリート製の本体部は、その水
   平方向の固有振動数が10ヘルツよりも大きく、
   またこの本体部によつて支持される機器の基本
   固有振動数より大きくなるような質量と剛性の
   分布が与えられていることを特徴とする原子炉
   用の支持体。 １２ 前記原子炉用支持体は水蒸気発生装置を支
   持する空洞を更に備えていることを特徴とする特
   許請求の範囲第１１項に記載の原子炉用支持体。 １３ 前記原子炉用支持体は燃料貯蔵容器を支持
   する空洞を備えることを特徴とする特許請求の範
   囲第１１項に記載の原子炉用支持体。