JPS5949559B2 - 高速原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は液体金属、特にナトリウムの循環に依って冷却
される高速原子炉に係り；垂直軸を有し且つ炉心を支持
する様に設計された原子炉主容器；該主容器内部に配置
され且つ炉心を収容する１次容器にして、該容器の作用
が炉心から放出される高温液体金属と原子炉主容器に浸
漬した熱交換器から放出される低温液体金属との間の分
離をなすものである上記１次容器；熱交換器から放出さ
れる低温液体金属を循環しそして炉心に戻すポンプとを
具備し；熱交換器と液体金属ポンプとを貫通させようと
するシェルに依って横方向にまたがりつなげられた斜面
部が１次容器に設けられている様な高速原子炉に係る。

いわゆる“１体化”構成体から案出せられ、特にこれま
で建設された２ ５０ ＭＷｅフェニックス（Ｐｈｅｎ
ｉｘ）形原子炉設備に於いては、この種の原子炉の一般
的概念としては実質的な厚みのコンクリート壁を有する
外部遮蔽閉囲体内に第１の垂直密封原子炉容器即ちいわ
ゆる主容器を設け、そしてこの主容器内に第２の原子炉
容器即ちいわゆる１次容器を設け、この１次容器が炉心
を収容しそして高温ナトリウムと低温ナトリウムとの間
に分離をなすということであった。

上記１次容器は高温す） ＩＪウムを収集する熱交換器
が突き抜ける張り出し面部即ち斜面部を有する。

夫々の熱交換器は、主容器内で炉心を取り巻いて炉心の
垂直軸に対して平行な方向に延びる様に配置され、そし
て又２つの容器間であって且つ上記斜面部の下に位置す
るスペース内に延張部を形成して低温ナトリウムを上記
スペースに戻す様、斜面部を貫通する様に配置される。

低温ナトリウムは熱交換器間に装着されたポンプに依っ
て循環され炉心に戻されるが上記ポンプも斜面部を突き
抜ける様にする。

技術的な見地から充分に試みられそして試験されたが、
この設計での解決策は、１次容器の直径寸法が大きくな
り、且つ上記容器の内外部間のナトリウムレベル差に依
って生じる圧力差も実質的に大きくせねばならない様な
非常に出力の大きな原子炉に置き換えた時には信頼性が
なくなると考えられる。

２つの容器間のナトリウム熱液圧方式に於いては予期さ
れない様なストレスを生じがちで比較的不確実であると
いうきびしい条件のため、フェニックス形の斜面部構成
を充分な信頼度をもって固執していく事はもはや出来な
くなっている。

本発明の目的は、前記の特に１０００ ＭＷｅ程度の大
出力原子炉の場合に於いて上記欠点を解消する様、横方
向斜面部が設けられた１次容器並びに主容器を具備する
新規な高速原子炉構造体を提起することである。

この目的のため、ここに提起する原子炉は斜面部を下方
に折り返された縁に依って１次容器の外方に延ばし、こ
の縁が下端で主容器に接合するということを特徴とする
。

”底部”斜面部を採用するのが好ましく、即ち斜面部が
炉心の上端より下に配置され、且つ頂部が熱交換器の出
口レベル上の短距離のところにある様な斜面部とするが
、この構成は以下で詳細に説明する様に燃料集合体の取
扱い並びに熱条件の決定について便利である。

従来型の構成に依れば、１次容器内に装着される炉心は
上記容器の下に延びた水平支持グリッドで支持されそし
て横方向円錐シェルに依って主容器壁に接続される。

第１の実施例に於いては、１次容器の斜面部の下方に折
り返された縁はこの斜面部が主容器壁に接合される場所
付近で円錐シェルに接合される。

従って主容器は支持グリッド及び円錐シェルとに依って
炉心を支持し、そして主容器は該容器の寸法の安定維持
が重要でなく特に熱膨張差が大きくなるのを防止するこ
ととが必要でない場合でも特に効果を発揮する。

この目的のため、主容器はこの側壁に於いて低温ナトリ
ウムの上昇流のための環状スペースを上記壁と共に形成
する少くとも１つのバッフル板要素、及び１次容器の斜
面部下に位置した低温ナトリウム室に上記上昇流から戻
って来るナトリウムの下降流のための環状スペースを上
記バッフル板要素と共に形成する対向バッフル板要素と
が設けられる。

本発明の実施例に於いては、１次容器の斜面部の下方に
折り返した縁は対向バッフル板要素の壁に接合される。

本発明に依って構成された原子炉の１次容器の更に別の
特徴は添付図面に基づいた次の説明より明らかになろう
。

第１図には高速原子炉が略図的に示されている。

通常の場合、この種の設備に於いては、上記高速原子炉
は大きな寸法の内部穴を形成する厚壁の外部コンクリー
ト構造体即ち筒形室１を設け、この中に金属製の、特に
スチール製の容器２が装備される。

該容器２は主容器と称され、そして炉心と該炉心を冷却
する様に働く多量の液体す） ＩＪウムとを収容、保持
する様にされる。

上記主容器は平行同軸ジャケット３に依ってその外部を
取り巻かれており、該ジャケット３は運転中この主容器
に故障或いは欠陥が生じた場合に安全容器を構成する。

容器２及び３はこれらの頂部に於いて実質的な厚みのコ
ンクリート板即ち屋根４から吊架され、該屋根４は筒形
室１及び原子炉容器を閉じそして原子炉の反応部分を内
部穴内に限定する。

プラグ５．６及び７の如き遮蔽プラグが上記筒形室の屋
根４内に装着され、そして取扱い装置に依り公知の方法
で炉心にアクセス出来る様相射的回転式移動をなさ°し
める事が出来るが上記取扱い装置は詳細に後述する。

筒形室の屋根４には、参照数字８及び９で示され、且つ
上記屋根を通して夫々熱交換器１０及び循環ポンプ１１
を装着するために設けられた垂直貫通孔が形成されてい
る。

これら熱交換器と循環ポンプの夫々は第１図に１例とし
て直径対向関係で示されているが、原子炉の運転特性に
適合させていくらでも熱交換器とポンプとを設け、好ま
しくは夫々のポンプを例えば１つ或いは２つの隣接熱交
換器に対応する様に配置させて主容器２の垂直軸に関し
て一定の離隔関係で配置する。

数字１２で一般的に示された炉心は容器２の内部に配置
されそして潜在核燃料ブランケット組立体１４で取り巻
かれた核分裂中心部１３を本質的に具備し；そして炉心
の側面には本質的に本来の構成に基づいて中性子遮蔽組
立体１５が配置される。

炉心１２は第２の容器１６、即ち１次容器内に置かれ、
そしてダイヤグリッド１７に依って支持グリッド１８上
に支持される。

該グリッド１８の周辺部は次いで円錐シェル１９に接続
され、該シェルの外方端縁は取付部２０で主容器２の側
壁に堅固に固定され、従って上記シェルと上記支持グリ
ッドとに依って炉心と容器１６とを支持する。

本発明に依れば、１次容器１６の形状は主容器２と炉心
１２との共通垂直軸に関する回転体でありそしてダイヤ
グリッド１７の頂面を構成する水平基板２１と側壁２２
とを有しており、この側壁は外方向に延張された斜面部
２３を有し、そして上記斜面部２３は側壁２２に平行に
下方に折り返した端縁２４で終わる。

第１図及び第２図に示された例に於いては、上記下方に
折り返した端縁は取付部の場所２０のレベルに於いて環
状フランジ２４ａに依って円錐シェル１９及び主容器２
に接続する様にしている（第３図参照）。

１次容器１６の斜面部２３は更に熱交換器１０及びポン
プ１１が貫通するための開口が設けられており、従って
これらの１部は１次容器の内部、又１部は１次容器の外
部に置かれる。

この目的のため、夫々の熱交換器１０の場合に於いては
斜面部２３は垂直円筒状カラー２５で形成された開口が
設けられており、このカラー２５は対応熱交換器のシェ
ルに堅固に固定されるスリーブ２６と共働することが出
来る。

これらの要素２５及び２６は、適当な中性ガス圧力が維
持出来る様なバッフル板シールシステムを形成する様に
組み合わされる。

これらの構成は、”原子炉の熱交換器の密封組立体用の
装置（Ｄｅｖｉｃｅ ｆｏｒ ｔｈｅ １ｅａｋ −ｔ
ｉｇｈｔ ａｓｓｅｍｂｌｙ ｏｆ ｈｅａｔ ｅｘｃ
ｈａｎｇｅｒｓｉｎ ｎｕｃｌｅａｒ ｒｅａｃｔｏｒ
ｓ ）”に関して１９７０年８月７日付で仏画原子力委
員会（Ｃｏｍｍｉｓ−ｓａｒｉａｔ ａ Ｌ’Ｅｎｅｒ
ｇｉｅ Ａｔｏｍｉｑｕｅ）の名義で出願されたフラン
ス特許第７，０２９，１９７号明細書に開示された構成
と同一のものであることが好ましい。

同様に斜面部２３は循環ポンプ１１の本体が貫通する箇
所で垂直円筒状シェル２７と共働する。

従って１次容器１６は主容器内に２つの別々の領域を形
成する。

数字２８で示される１方の領域は炉心１２を具備しそし
てナトリウムの出口で高温ナトリウムを収集し、一方数
字２９で示される第２の領域は１次容器１６の下であっ
て、且つ該容器１６と主容器２の底部との間に区画され
、そして低温ナトリウム収集器を形成する。

一方の領域から他方の領域へと流れるためには、領域２
８の高温ナトリウムは熱交換器１０を通過せしめられ、
次いで該熱交換器から領域２９に放出されるが、ポンプ
１１に依って再循環されて最後は循環ダクト３０を介し
てダイヤグリッド１７に戻されそして更に炉心１２に至
る前は上記領域２９内に自由に分布される。

この様に低温領域２９と炉心１２との間には直接的な流
通はなく、低温領域に含まれるナトリウムは通路３５及
びダイヤグリッド１７を経て炉心１２に放出される前に
、ポンプの入口ポート１１ａを通ってポンプ１１で吸引
される。

第１図及び第２図に示した構造例に於いては、炉心１２
はダイヤグリッド１７、支持グリッド１８及び円錐シェ
ル１９とに依って主容器２に支持されるが、上記シェル
の取付点２０のレベルに於いて屈曲環状フランジ２４ａ
（第３図参照）に依って上記主容器２に支持され、上記
フランジ２４ａは主容器壁と上記容器の内部シェルとに
溶接される。

従って主容器は炉心自体を位置決めするが、これには熱
膨張の差の影響を出来るだけ減少するために容器２の温
度を所定の低い値に制限することによって上記容器の寸
法の安定性を良好に確保することが実際上絶対必要であ
る。

この目的のため容器２の側壁は、領域２９から引き込ま
れ上記壁と平行に延びている第１の円筒状ケース要素３
１で境界定めされるバッフル板システム内に循環される
低温す） ＩＪウムの１部に依って連続的に冷却するこ
とが出来る。

この円筒状バッフル板要素３１内には対向バッフル板要
素３２が配置され、該要素は壁付近の二重の流路に沿っ
て低温ナトリウム冷却材が流れるようにする。

これらのバッフル板要素３１及び３２はこれらと容器２
との間に狭い環状スペース３３を形成する様になってい
る。

上記スペースには斜面部２３の縁２４の下方端であって
且つ円錐シェル１９の下に設けられた入口通路３５を介
して低温ナトリウムが供給されることが好ましく、上記
ナトリウムはバッフル板要素内を通過した後、縁２４に
形成されているがバッフル板要素３２の下方端より下に
形成されたオリフィス３６を介して流出せしめられる。

即ち熱交換器１０の出口ポート１０ｂから低温領域２９
へ放出された低温ナトリウムは通路３５を通って主容器
壁とバッフル板要素３１との間に形成された第１の環状
スペースへと流れる。

この第１環状スペース内を上方へと流れる低温ナトリウ
ムは主容器壁を冷却する。

それからナトリウムはバッフル板要素３１と対向バッフ
ル板要素３２との間に形成された第２の環状スペース内
を下方へと流れオリフィス３６を介して低温領域２９へ
と再び放出される。

尚第１図に於いてポンプの入口と出口は１１ａと１１ｂ
で示し、熱交換器の入口と出口は１０ａと１０ｂとで示
す。

同様に第２図に於いては、その他の重要な原子炉成分が
多数示されており、特に反応部分１３及びブランケット
組立体１４と共に炉心１２を形成する燃料集合体３７が
示されている。

この燃料集合体３７を炉心に挿入したり炉心から引き出
したりするためには、回転遮蔽プラグ５，６及び７を介
して装着される燃料取扱い装置３８が設置される。

相対的回転運動する様に上記遮蔽プラグを移動すること
に依り、燃料取扱い装置の下方端に装着された取扱いグ
ラブ３９は炉心内の燃料集合体上のいかなる位置にもも
って来ることが出来、上記集合体をつかみそしてそれを
１次容器の周辺部の燃料受は取りパケット４０内に置く
ことが出来る。

上記パケットは、コンクリート筒形室１の外部であって
且つ蓋板即ち屋根４上に装着された遮蔽転送機４２に向
って開いている放出傾斜路４１に沿った適当なリンクロ
ンドシステムに依って移動することが出来る。

従って炉心から除去された燃料集合体は上記転送機４２
に依って第２の傾斜路４３に転送され、そしてこの傾斜
路４３上で貯蔵器（図示せず）に戻される。

主容器の底部に向って延びる様な下方に折り返した縁が
設けられた回転対称体である底部斜面部を有する１次容
器の本発明に依る構造設計は非常に多数の利点を発揮す
る。

まず第１には、第２図に示される様に１次容器と燃料取
扱い装置との間の機械的干渉を懸念する必要はなく、こ
の事は用いる事の出来るいかなる設計の取扱い装置も利
用出来るということである。

更に、容器が回転対称体であることは原子炉の各出力レ
ベルに於いて与えられるストレスを容易に決定すること
が出来、その機械的強度をより確実に計算することが出
来る。

最後に、上記容器の実際の構造は斜面部の下であって且
つ該斜面部に依り部分的に境界定めされた低温ナトリウ
ム収集器内でナトリウムを効果的に攪拌することが出来
、そして又特に熱交換器出口１０ｂから放出されるナト
リウム流を用いることに依り上記容器を適当に冷却する
ことも出来る。

従って斜面部の下のデッドゾーンの存在もはやあり得な
く、このことは自然対流現象を相当程度限定し、斜面部
上の１次容器内部に位置する領域内の高温ナトリウムの
交換は主として強制対流に依り行なわれる。

もつと詳しくいえば、原子炉寸法が大型化すれば、１次
容器の斜面部にかかる圧力も大きくなり、耐性の信頼度
が低くなるのが一般であるが、本発明に於いては、斜面
部の端縁は自由端ではなく信頼性向上に寄与する。

１次容器の斜面部が炉心の上端より下にあり、斜面部の
頂部が熱交換器の出口レベルより上で近くに位置せしめ
た構成は原子炉の構造を簡略化させるばかりでなく、熱
交換器の入口と炉心との間の高温液体金属の自由流動を
妨げることがなく、斜面部を熱交換器の出口ポートのす
ぐ上に持って来て、一次容器の斜面部の下に画成される
低温領域の容積を減少した事に依り得られる効果は低温
液体金属の熱損失を減少し、従って原子炉の効率を増す
ことになる。

更に本発明に基づくバッフル板と対向バッフル板構成に
よれば、主容器の機械的強度を増すことになる。

このバッフル板構成は低温液体金属を主容器壁面に沿っ
て流れる様に導き、冷却が均一化される。

更に低温液体金属のレベルは一定となり、主容器の機械
的疲労が防止出来る。

１次容器と炉心を支持するグリッドとの主容器への接合
位置に関する本発明構成に依れば、支持グリッドと１次
容器とが主容器に対しより機械的強度の高い点に於いて
主容器に支持されるという利点を発揮する。

これは主容器には液体ナトリウムが一杯でありこの筒状
壁の上端によりコンクリートスラブに支承されなければ
ならないからである。

又更に本発明は製作時の溶接部に対する熱歪も巧みに避
けられる。

仮に斜面部の接合端縁が上方に折り曲げられているとす
れば、この端縁は炉心から放出される熱い液体金属中に
置かれ、一方、主容器或いは対向バッフル板要素の溶接
部分の反対側はアルゴン等の比較的冷たい液体金属に接
する事になる。

この場合には溶接部には重大な熱歪が発生する。

これに対し本発明の様に斜面部の接合端縁部を下方に折
り返せば、溶接部の両側は比較的低温で実質的等温の液
体金属中に置かれる事になり熱歪の問題は解消される。

斜面部が主容器に直接溶接される場合は主容器の外側の
アルゴンの温度は高温液体金属より冷たい液体金属の温
度に近い。

この様に第１乃至第３図で示した様にバッフル板要素が
主容器に設けられた場合でも斜面部端縁を直接主容器に
溶接する事が出来る。

第４図に示された如き前記とは別の形式の構造である容
器の斜面部に於いては、ダイヤグリッド１７に依って炉
心１２を支持する支持グリッド１８はここでも示されて
いるが、支持グリッドと主容器２との間の接続をもたら
すシェルは斜面部の下方に折り返した縁２４に接合され
ていない。

然しなからこの場合は上記シェルは強化片４５のレベル
に於いて容器２の底部を支えている。

この別の設計に於いては、斜面部の下方に折り返した縁
２４は対向バッファ板要素３２の下方端に直接接合され
、バッファ板要素３１と主容器２の側壁との間を低温ナ
トリウムが循環する時の低温ナトリウムの引き込みは流
れオリフィス４６を介して円錐シェル４４の末端のレベ
ルで行われ、上記ナトリウムは斜面部の下方に折り返し
た縁２４と対向バッフル板要素３２の他面との間で形成
された独立接合部の下に設けられた穴４７を介して対向
バッフル板要素３２の上記他面側に放出される。

或いは又対向バッフル板要素の下方端を斜面部の下方に
折り返した縁と取りかえてもよい。

第１図及び第２図に示された実施例で考えられるその地
金ての構成も含まれる。

本発明は前記で説明した構成に制限されるものではなく
、全ての別の形態にまで拡張されるということは明らか
である。

第５図に従来型即ちフエツクス型原子炉を示す。

この炉は一体型であり、炉の１次回路は、頂面はコンク
リートスラブ１０４、周りは安全容器１０３で囲まれて
いる筒状の主容器１０２内に完全に納められている。

換言すれば、炉心１１２ａ、熱交換器１１０．１次ポン
プ１１１及び炉心で発生された熱を熱交換器に送る液体
ナトリウムがすべて主容器１０２内に収められている。

もつと詳しく云えば、炉心１１２ａはダイヤグリッド１
１７上に安置され、これは円錐形支持カラ１１９を経て
主容器１０２により受けられている支持グリッド１１８
上に安置されている。

一方熱交換器１１０及びポンプ１１１ａはスラブ１０４
から支承されている。

炉心から流出する高温ナトリウムを比較的冷たいナトＩ
Ｊウムと分離するために一次容器１１６はこの容器内部
を２つの領域１２８と１２９とに分ける。

高温領域１２８は一般に炉心１１２ａの上部に区画され
るが熱交換器の入口ポーＨ１０ａまで広がって延びる。

低温領域１２９は炉心を取り巻き、熱交換器の出口ポー
ト１１０ｂと、又更にポンプ１１１の入口ポート１１１
ａと連通ずる。

このポンプの出口ポートはダクト１３０を経て直接ダイ
ヤグリッド１１７と連通ずる。

従って、ポンプ１１１が働くと、ナトリウムは炉心１１
２ａを通って上方に向けて循環されここで加熱される。

この高温ナトリウムは次に高温領域１２８内にある熱交
換器に向かって流れる。

熱交、換器に於いては、熱をこれ又液体ナトリウムであ
る２次流体に伝達する。

従って低温領域１２９に放出されるのは比較的冷たいナ
トＩＪウムと云うことになる。

最後には、この冷たいナトリウムはポンプ１１１で吸引
されダクト１３０及びダイヤグリッド１１７を経て炉心
へ戻る。

この従来型原子炉の内部容器即ち１次容器１１６の形状
は熱交換器１１０とポンプ１１１とが貫通する截頭円錐
部１１６ｂと炉心１１２とを取囲む下部筒状部１１６ａ
、及び上方筒状部１１６ｃとより成る。

この内部容器１１６は主容器１０２に対して自由であり
、下部筒状部１１６ａの下端に接続された支持グリッド
１１８によって支持される。

ポンプの作用のもとに於いては、ナトリウムの内部容器
内の液位はこの内部容器と主容器との間の液位より高い
。

内部容器１１６内に定められた高温領域１２８は熱交換
器の入口ポートと連通せねばならず、一方低温領域１２
９は熱交換器の出口ポートと連通せねばならない。

この熱交換器が縦形であると、両領域を区画する内部容
器の１部は熱交換器に関し横断することになる。

この部分が１次容器の傾斜区分である。

一次容器の傾斜区分を平坦即ち水平にすることは不可能
である。

若し水平にするとこの水平面の上の高温領域にあるナト
リウムの高い圧力に依り非常に大きな歪を受け、又更に
耐震性の見地からも思わしくない。

と云うのは地震による垂直方向の振動が水平面の上にあ
るす） ＩＪウムの体積から考えて非常に大きな歪を発
生することになるからである。

又更に本発明構成の様に一次容器が主容器とダイヤグリ
ッド両方に連結された場合には、これら主容器とダイヤ
グリッドとの間の膨張差を吸収出来ないからである。

この従来型原子炉の構造のまま容器を太きくしより強力
な一次ポンプを設けて強力原子炉と改変する事は非常に
危険である。

これは一次容器に加わる圧力が極端に大きくなるからで
ある。

そこで本発明は強力原子炉に何ら危険を招く事なく用い
得る構造の一次容器をもった一体型高速原子炉を提供す
るのを目的としたものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に依る１次容器が設けられた高速原子炉
を示す長手方向断面図、第２図はＩ−ｎ線に沿って切断
した拡大半断面図、第３図は第２図の詳細図であり主容
器に対する１次容器の接続を示す図、及び第４図は問題
としている原子炉容器の構造の別の形式を示す部分断面
図、第５図は明細書で述べた従来型高速原子炉の構造を
示す図である。 １・・・・・・筒形室、２・・・・・・主容器、１０・
・・・・・熱交換器、１１・・・・・・循環ポンプ、１
２・・・・・・炉心、１６・・・・・・１次容器、１７
・・・・・・ダイヤグリッド、１８・・・・・・支持グ
リッド、１９・・・・・・円錐シェル、２３・・・・・
・斜面部、２４・・・・・・下方に折り返した縁、２４
ａ・・・・・・環状フランジ、２８・・・・・・領域、
２９・・・・・・領域、３１・・・・・・バッフル板要
素、３２・・・・・・対向バッフル板要素、３６・・・
・・・オリフィス、３７・・・・・・燃料集合体、３８
・・・・・・燃料取扱い装置。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 液体金属、特にナトリウムで冷却される高速原子炉
   に於いて；垂直軸を有しそして炉心を支持する様に用い
   られる原子炉主容器：該主容器内に配置されそして上記
   炉を収容する１次容器にして、該容器の作用が炉心から
   放出された高温液体金属と原子炉主容器内に浸漬した熱
   交換器から放出された低温液体金属との分離をなす様な
   上記１次容器：及び熱交換器から放出された低温液体金
   属を循環して炉心に戻すためのポンプとを具備し；上記
   １次容器には上記熱交換器及び上記液体金属ポンプが貫
   通し、シェルに依って横方向につなげられる斜面部が設
   けられており、１次容器が主容器の垂直軸に関する回転
   対称体を形成しており、そして上記斜面部の下方に折り
   返した縁が１次容器の外部に延び上記縁がこの下端で主
   容器に接合されることを特徴とする前記高速原子炉。 ２１次容器の斜面部が炉心の上端より下に配置され、上
   記斜面部の頂部が熱交換器の出口のレベルのある短い距
   離だけ上に位置定めされることを特徴とする前記第１項
   記載の高速原子炉。 ３ 少くとも１つのバッフル板要素にして、熱交換器よ
   り放出された低温液体金属の上昇流を循環するための環
   状スペースを主容器壁とで形成する様な上記バッフル板
   要素、及び該バッフル板要素と共に環状スペースを形成
   し、このスペースを通して上記液体金属が同じ流量率で
   下方に循環されそして上記低温液体金属に戻される様な
   対向バッフル板要素とが１次容器に設けられ、そして上
   記１次容器の斜面部の下方折返し縁が該対向バッフル要
   素の壁に接合されているこきを特徴とする前記第１項記
   載の高速原子炉。 ４ 炉心が、横方向円錐シェルに依って主容器壁に接続
   された水平支持グリッドで支持され、上記斜面部の上記
   主容器壁への接合点付近に於いて１次容器の斜面部の下
   方に折り返した縁が円錐シェルに接合されることを特徴
   とする前記第１項記載の高速原子炉。