JPS60205278A - 高速中性子原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、高速中性子炉、とくに炉心が液体金属で充填
されかつスラブで密封される主容器と呼ばれる容器内に
収容される型の高速中性子炉に関するものである。評言
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ャ
内に形成された容器通路の上方部による主容器および？
１！ｌ＠スラブの支持に関する０ 第１図は公知の高速中性子炉の概略断面図である。図に
おいて、炉心１６を収容する主容器がその上方部に垂下
される容器通路１２を画成するコンクリートエンクロー
ジャ１０を見ることができる。炉心１６は、それ自体フ
ローリング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。

主客器１４の上方端は密封スラブ２２によって密封され
かつ一般にナトリウムである一次液体金Ｍ２４を収容す
る。内部容器２６はナトリウム２４を主客器１４内で２
つの別１１１１Ｉの址に分離する。したがって、内部容
器２６はそれぞれホットコレクタ２４ａおよびコールド
コレクタ２４ｂを画成する０ その周辺部において、スラブ２２は相当数の熱交換器２
８およびポンプ３０を支持している。ポンプ６０の作用
下で、炉心１６を出る高温ナトリウムは入口２８ａを通
って交換器２８に入る前にホットコレクタ２４ａを横断
する。−次流体によっ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がコールドコレク
タ２４ｂＫＩ＞ｌｌｌ、出する出口２８ｂを通って交換
器から出る。

次いで冷却−次ナトリウムはポンプ３０によって吸い込
まれかつパイプ３２によって炉心１６の供・　給支持体
１８に送給される。一般に、主容器１４は、同様に容器
通路の上方部に垂下される安全容器３４によって二重に
される。

ループ型の高速中性子炉は交換器および任意、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４実によって集積型の高速中性子
炉と区別される０しかしながら、炉の運転および容器と
スラブの支持に関連する問題は同じでめるｏしたがって
、本発明は集積型またはループ型のいずれの高速中性子
炉にも適用できる。

第２図は第１図の炉における容器通路の上方部による容
器１４および２６ならびにスラブ２２の支持を拡大して
かつ詳細に示す。主客器１４および密封スラブ２２が、
スラブの外方フェルールおよび主容器１４の上方部を形
成する共通支持フェルール３６によって容器通路の上方
部に垂下されることは明瞭に見ることができる。

この形状において、主客器１４の上方部へのスラブの下
方基板４２の取看点４０は主客器１４の自由ナトリウム
レベルの上方の内部中性ガス芥囲気の上方の一定距離に
位置決めされねばならずかつ前記雰囲気から熱的に絶縁
されねばならない０かくして、このような予防措置が取
られないならば、主容器の上方部は第２図に矢印で略示
された流体の循環によって冷却されたスラブ２２と、主
容器１４の内部中性ガス膠囲気との間に存在する大きな
温！差から生じる容認できない熱的応力にさらされる。

したがって、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スラブ２２を
作ることが通例でるることを示す。かくして容器１４と
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がおる。

ざらに、スラグ２２の厚さが、とくにそのコンクリート
充積に関して、その中性子保護４Ａ能とその機械作用お
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。

したがって、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ャ１０の上面よシ下方のレベ
ルにスラブ２２の上方基板４６の配ｄを必要とすること
を示す。かくして、原子炉ブロックの一定の寸法付けの
ために、もしもスラブの厚さが約２７００−・翼である
ならば、この変位は約８５０目に達する。

スラブを囲繞するコンクリートエンクロージャに関する
スラブの上方レベルの低下の結果として、スラブを通る
通過において生じるナトリウムの漏洩はスラブ上でのシ
ート状ナトリウム灸を導くかも知れない。このような炎
の結果は比較的重大であり、その結実現存の構造におい
ては、１またはそれ以上のナトリウム保留タンクのごと
き保ｍｌ素を設けることが必要である。

さらに、コンクリート１０の上面に対するスラブ２２の
下向変位は幾つかの炉構成ＪＪ！素の垂直寸法と同じ童
だけ増大する。とくに、コンクリートエンクロージャ１
０および安全容器３４の藁さおよびその熱絶縁はこの変
位によって増大される。

その結果として同様に１変換器および処理ロックのごと
き他の構成要素は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。

本発明はとくに、主容器とその密封スラブが容器通路に
別個に垂下される高速中性子炉に関する。

これはスラブの上面と該スラブを＆９１繞するコンクリ
ートエンクロージャの上方ケースとの間の如何なる変位
をも除去する。これはコスト的に補助手段を使用するこ
とを要せずに、スラブ上のシート状ナトリウム炎の如何
なる危険も阻止する。さらに１相当数の炉構成賛メ（の
高さは、上述した実施例においそ、炉のコストの実質的
な減少になる約８５０４１を示すコンクリートエンクａ
−ジャの上面に関するスラブの変位の高さだけ減少され
る。

したがって、本発明は、炉心を収容する液体金ｋＡを充
積しだ主容器と、該主容器を密封する密封スラブと、主
容器およびその密封スラブが内部に配置されかつ垂下さ
れる容器通路を画成するコンクリートエンクロージャと
からなり、スラブおよび主容器が別個の支持手段によっ
て容器則路の上方部に直接垂下さ）しる同連中性子炉に
関する。

本＠明の好適な実施例によれば、スラブはその上方端部
が繁簡手段によシ容器通路の上方部でコンクリートエン
クロージャ内に繁簡される局部フェルール、および溶接
された垂直補剛材を備えかつその内周部が、製造中に、
フェルールの上方端近傍に溶接されそしてその外周部が
城留手段の下でコンクリートエンクロージャ内で密封さ
れる第１水平支持リングからなり、主容器の上方端が、
容器通路内でのその据付けに続いて、スラブの局部フェ
ルールから一定の距離において第１水平支持リングに溶
接され、主容器用支持手段が垂直補剛材を備えかつその
内周部が、製造中に、主容器の上方端近傍に浴接されそ
してその外周部がコンクリートエンクロージャ内で密封
される第２水平支持リングからなる。

また、原子炉がそれ自体公知の方法で主容器を囲繞する
安全容器からなるとき、該安全容器は主容器用支持手段
およびスラブ用支持手段から分離された支持手段により
容器通路の上方部に直接垂下されることができる。

本発明の好適な実施例によれば、安全容器の上方端は、
容器通路での据付けに続いて、主容器から一定の距離に
おいて第２支持リングに溶接され、安全容器用支持手段
が垂直補剛材を備えかつその内周部が、！１１ｊ造中に
、その上方端近傍で、安全容器に溶接される第３水平支
持リングからなり、該第６水平支持リングがコンクリー
トエンクロージャ内で密刺される。

本発明の他の態様によれば、スラブは第２７エルールに
よって横方向に画成される上方部分を有し、第２フエル
ールの下方端は接続手段によって第１支持リングの下方
で局部フェルールに同情され、両７エルールはそれらの
間に熱絶縁手段を収容する環状空間を画成し、スラブの
上面は実質上容器通路のまわりのコンクリートエンクロ
ージャの上面と同一水平面内に置かれる。

この場合に、主容器は、スラブの局部フェルールと安全
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親和性である熱絶縁手段を収
容することができる２つの環状空間を画成する。

以下１本発明を添付図面に基づき非限定的な実施例に関
連して詳細に説明する。

＃！３図は主客器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
エンクロージャ１１０）／］に形成された容器通路１１
２の上方部を示す０このコンクリート部は安全容器１３
４、主容器１１４およびスラブ１２２の支持体の据付け
および組立てに続いて型散りされる。

本発明によれば、主容器１１４％スラブ１２２および安
全容器１３４は別個の支持手段により容器通路１１２の
上方部に直接垂下される。

したがって、スラブ１２２の外方筒状７エルール１５８
は、その上方端で、容器通路１１２の上方部テ、コンク
リートエンクロージャ１１０に直接繁簡される。スラブ
１２２は垂直補剛材１５６を備えかつその内周がフェル
ール１５８に溶接される水平支持リング１５２によって
支持される。

リング１５２の外方部はコンクリートエンクロージャ１
１０に埋め込まれる。実際にかつ第６図に示すごとく、
この繁簡はコンクリートエンクロージャ１１０に埋め込
まれかつ７エルール１６８を横断する一方ナット１４９
によりフェルール１３８と加圧保持される半径方間の連
結ロンド１４８によって達成される。該連結ロッド１４
８Ｌ谷器通路１１２ｒ囲絣するエンクロージャ１１０の
上面１５０と支持リング１５２との間のスラブの周部に
わたって、規則的な方法、例えば角度毎に配置される。

本発明によれば、主容器１１４はスラブ１２２から独立
してエンクロージャ１１０に直接垂下される。このため
、第６図は主容器１１４の筒状上方部が支持リング１５
２の下に置かれた７エルール１３８の曲状部を囲繞する
ことを示す。したがって、フェルール１３８と主客器１
１４の上方部との間にｔま、その寸法が運転において必
要かも知オしない横置のため溶接部への接近をＩＪＪ能
にする環状空＋１ＪＪ　１５４が画成される。

主容器１１４の外方上縁部は、組立て中、支持リング１
５２の下面に浴接される。さらに、主容器１１４の外面
は水平リング１５２の下の一定距離において％第２の水
平支持リング１５６に溶接される。リング１５２につい
てと同様に、リング１５６０大部分はコンクリートエン
クロージャ１１０において密封される。

安全容器１３４は、また、主容器１１４およびスラブ１
２２から独立して、容器通路の上方部に直接垂下される
。

このため、安全容器１３４の上方部は支持リング１５６
の下に置かれた主容器１１４の上方部を囲繞する。した
がって、環状空間１５８は２つの容器の上方部間に形成
される０窒間１５４と同様に、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の外方上縁部は、組立て中に、支持リン
グ１５６の下面に浴接される。さらに。

安全容器の実際の支持は垂直補剛材１６１を備えた紀３
水平支持リング１６０によって行なわれる。

このため、リング１６００内周縁部は、製造中に。

安全容器１３４の上方筒状部の外面に溶接される。ρ第
６図に示すごとく、リング１６０はコンクリートエンク
ロージャ１１０内で完全に密封される。

安全容器１３４は、スラブ１２２の下方＝Ｓ板１４２と
ほぼ同じレベルで、截頭円錐状部１６２を有している。

この截頭円錐状部は容器通路１１２の上方部で該容器通
路の内部被覆を構成する安全容器１６４の筒状壁まで下
方に向って延長される。

安全容器は截頭円錐状部１６２の下方端に固層された垂
ぼ連結ロッド１６４によって、安全容器１３４の筒状壁
の延長部に嘱留される。連結ロッド１６４は容器通路を
囲繞するエンクロージャ１１０の上面１５０近傍に上方
に向って延びそしてコンクリートエンクロージャ１１０
内に埋め込まれる。

連結ロッド１６４は容器通路の全周にわたって規則的に
分布きれかつ例えば２度だけ間ｔ／ｇが置かれる。

半径方向の連結ロッド１４８および垂直の連結ロッド１
６４によって形成される構体は円容器およびスラブ用支
持手段の最大トルクの補償およびコンクリートエンクロ
ージャ１１０の圧縮応力を可能にする。

それ自体公知の方法で、７エルール１３８からなる繁簡
手段およびコンクリートエンクロージャ１１０の内の繭
容器１１４および１３４の上方部はこれらの部分に固着
されかつ容器通路のコンクリート内で密封される多数の
密封突起または耳片１６６によって補強される。連結ロ
ッド１６４と同様に、これらの密封耳片１６６は容器通
路の全周にわたって１例えば２度ごとに規則的に分布さ
れる０ 垂直補剛材１５７，１５３および１６１はそれぞれ支持
リング１５２，１５６およびｊ６ＤＶｃならびに安全容
器１５４の外方上方端およびスラブフェルール１６８に
溶接される。

本発明によるスラブ１２２および主容器１１４用の別個
の支持手段の使用の結果として、スラブ１２２の上方基
板１４６は容器通路を囲繞するコンクリートエンクロー
ジャ１１０の上面１５０と同じレベルかまたはそれより
高いレベルに位置決めされることができる。したがって
、それぞれ従来技術および本発明を示している第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、スラブの上方部に移動されるこ
とを示す。このスラブの構造の変形は主容器１１４への
スラブの下方基板１４２の溶接を除去することにより”
Ｉ　ｉｊ＠となる。

さらに、上方の平らな基板１４６はコンクリートエンク
ロージャ１１０によってその支持区域の下で外方フェル
ール１５８に接続される。これは、７エルール１３８の
熱応力を最小にしながら、スラブ１２２の熱膨張をｒ「
容するために必要である。

実除に、スラブ１２２の上方基板１４６と７エルール１
３８へのその固着点１６８との間の高さ方間への変位は
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
得る方法で得られる。

したがって、上方基板１４６の外周縁部は７エルール１
５８内で一定の距離にある同軸的に配置されたフェルー
ル１７０の上縁部に溶接される。

このフェルール１７０の下縁部は、その外周縁部が符号
１６８においてフェルール１３８の内部に溶接される水
平リング１７２で内周縁部に溶接される。該水平リング
１７２はリング１５６と＃よぼ同じレベルに位置決めさ
れる。上方に向って開口された環状空間１７４は結果と
して７エルール１７０と１３８との間に形成される。こ
の空間の幅は溶接部への接近によって決定されそしてそ
の深さは７エルール１３８についての許容し得る熱機械
的応力の関数である。空間１７４中の雰囲気はスラブに
垂下している原子炉建物（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。ス
ラブ上への考え得るナトリウム漏洩が垂下フェルール１
３８と接触するのを明止するために、環状空間１７４ま
たはその少なくとも上方部は弾性熱絶縁手段１７６で充
填される。

＃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、スラブの下方基板４２の固着点４０を絶縁する手
段４４に比較し得る。したがって、手段１７６はとくに
７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ｊｇ　２，２８３，５１７号の教示に従って構成
されることができる。しかしながら、手段１７６はより
初歩的でありかつとく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
の熱絶縁からなることができる。保頴を完全にするため
に、金属板１７８がスラブの上方基板１４６およびエン
クロージャ１１０の上面の画部分をカバーする空間１７
４を遮断する。

前述した構造の結果として、スラブの上方基板とコンク
リートエンクロージャの上面との間の従来技術の解決に
おいて存する変位の結果としてスラブの上方に形成きれ
る容器は除去される。それゆえ、スラブを支持する７エ
ルール１６８が保護されるならば、スラブ上のナトリウ
ム炎に対する保映を減じるかまたは同様に除去すること
ができる〇 一定の設計および出方を有する原子炉に関して、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、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るることは理解される。

したがって、この原子炉の相当数の楕成要索の高さは本
発明により減少される。この減少の値はスラブの上方基
板４６とコンクリートエンクロージャの上面との閾の従
来技術の解決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通路。

安全容器１５４およびその熱絶縁（図示せず）の土木工
学に関する。また、それは熱交換器がそれによりスラブ
の上面に載置する７ランク間の交換器および二次回路の
パイプの出口軸線、ならびに−次処理又差点およびその
傾斜路（図示せず）のロックの支柱に関する。

最後に、従来技術の解決に比して、保護コンクリートの
量はスラブの下方部において増大される。

スラブのこの部分の熱慣性は増大される。その結果とし
て、軸方向の熱傾度は、とくに緊張不足の場合において
、冷却事故の場合において減少される。

さらに１本発明によれば、主容器およびスラブの上方部
は、とくに容器通路の温度に近い堰着点において、チャ
ージの分割の結果として熱的応力が少ない。

第５図に示すごとく、主容器の上方部１１４とスラブの
外方フェルール１３８との間に形成された環状空間１５
４はその基部において容器と係合される金属熱絶縁１８
００組合せによって閉止されそして対流中性ガスの阻止
を可能にする弾性絶縁手段１８２が立ち上がる。環状空
間１５４の密封を達成するために、絶縁手段１８２よシ
厚い絶縁手段１８３が絶縁手段１８２の下に配置されか
つスラグ１２２の基板１４２に溶接されたフェルール１
８６．ならびに熱絶縁を備えた後、７エルール１８６に
溶接される板１８８によシ金属ＰＡ杷縁１８０の下方部
に対して支持される０熱杷縁１圓および弾性絶縁手段１
８２，１８３は例えばフランスの原子エネルギ委員会に
よって出願されたフランス特ＦＨＩＩ２，２８３，５１
７号および同第２，３１９，０７３号に従つ°Ｃ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、容器１１４および１３４の上
方部１４１に形成された空間１５８はその基部において
手段１８２とｌ１ＩＪ様な弾性ｌＩ！、縁手段１８４に
より閉止されることができる。

実際のスラブの構造は本発明の一部を形成せずかつその
結果としてここでは説明されない０間単に言及されねば
ならないことは、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８，０２６
，０８２号に従っ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および補剛材１５７を備
えたその支持リング１５６．スラブおよび補剛材１５３
を備えたその支持リング１５２および安全容器１３４の
上方部および補剛材１６１を備えたその支持リング１６
０は原子炉の建造中核原子炉現場の作業場で完全に製造
されることができる。従来技術の解決に比して、この解
決は原子炉ブロック内部で行なわれる主容器と容器の上
方部との間の均質な溶接の困離な作業を除去する。また
、支持リングの存在は容器の取扱いを容易ならしめる。

【図面の簡単な説明】

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 （１）炉心を収容する液体金ｋＪ≦を充填した主容器と
   、該主容器を密封する警封スラッと、前記主容器および
   その密封スラブが内部に配置されかつ垂下される容器通
   路を画成するコンクリートエンクロージャとからなる高
   速中性子炉において、前記スラブおよび前記主容器が別
   個の支持手段によって前記′＃器連通路上方部に直接垂
   下されることを特徴とする高速中性子炉。 （２）前ｄｄスラブはその上方端部が繋留手段によシ前
   記容器通路の上方部で前記コンクリートエンクロージャ
   内に繁簡すれる周部７エルール、および浴接された垂直
   補剛材を備えかつその内周部が、製造中に、前記フェル
   ールの上方近傍に浴接されそしてその外周部が前記繁簡
   手段の下で前記コンクリートエンクロージャ内で密封さ
   れる第１水平支持リングからなり、前記主容器の上方端
   が、前記容器通路内でのその据付けに続いて、前記スラ
   ブの前記局部フェルールから一定の距離において前記第
   １水平支持リングに溶接され、前記主容器用支持手段が
   垂直補剛材を備えかつその内周部が、製造中に、前記主
   容器の上方端近傍に溶接されそしてその外周部が前記コ
   ンクリートエンクロージャ内で密封される第２水平支持
   リングからな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炉。 （８）前記主容器を囲繞しかつ前記スラブを支持する手
   段によって前記容器通路の上方部に直接毒下される安全
   容器からなることを１ｉ！徴とする特許請求の範囲第２
   項に記載の高速中性子炉。 神）前記安全容器の上方端は、前記容器通路での据付け
   に続いて、前記主容器から一定の距離において前記第２
   支持リングに浴接され、前記安全容器用支持手段が垂直
   補剛材を備えかつその内周部が、製造中に、その上方端
   近傍で、前記安全容器に溶接される第３水平支持リング
   からなｐ１前記第３水平支持リングは前記コンクリート
   エンクロ−ジャ内で否封されることを特徴とする特許請
   求の範囲第３項に記載の高速中性子炉。 （６）　Ｆａｉｌ　ｌｌｃ！スラブＦｉ帛２７エルール
   によって横方向に画成される上方部分を有し、前記第２
   フエルールの下方端は接続手段によって前記第１支持リ
   ングのＦ方で前記局部フェルールに固着され、前記両フ
   ェルールはそれらの間に熱Ｍ！３縁手段を収容する環状
   空間を画成し、前記スラブの上面は冥質上前記谷器通路
   の舊わりの前記コンクリートエンクロージャの上面と同
   一水平面内ＫＷか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炉。 （６）前記主客器は、前記スラブの前記局部フェルール
   と前記安全容器の上方端とにより、熱Ｐ３縁手段を収容
   する２つの環状空間全画成することを特徴とする特＃！
   Ｆ１１＃求の範囲第４項に記載の高速中性子炉。 （７）前ｄ己塊状空間は、前記スラブの下方基板の下で
   、該基板に溶接されたフェルールおよび該フェルールに
   浴接された板により所定位置に保持された熱絶縁手段に
   よって閉止されることを特徴とする特許請求の範囲第６
   項に記載の１ｆｔ３運中性子炉。