JPS6110786A - 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】 〔産業上の利用分野〕 この発明は、原子炉及び原子炉を支持する支持体に関す
る。特に、この発明は、容器内に炉心を有する液体金属
原子炉に関するこの容器は例えばポンプ及び熱交換器等
の熱水装置を有し個々に独立した衛星タンクに接続され
ている。

〔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、成体す）　ＩＪ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っ
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
ｒ　Ｆａｓｔ　Ｆｌｕｘ　ＴｅｓｔＲｇａｃｔｏｒ　Ｊ
とｒ　Ｃ１１ｎｃｈ　Ｒｉｖｅｒ　Ｂｒｅｅｄｅｒ　Ｒ
ｅａｃｔｏｒＪとがあり、プール型原子炉としては例え
ばフランス国のｒ　Ｐｈｅｎｉｘ　Ｊ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
って接続されている。液体ナトリウムは炉心から熱、交
換器へポンプによって流され、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す）　ＩＪウムを収納して
いる比較的大きな容器あるいはポットを備え、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。こあ構成において、冷却用の液体ナトリウム
はポンプによって原子炉へ送られ、更に液体す）　ＩＪ
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
っ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、スナッバ、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、電子炉容器内の液体す）　Ｉ
Ｊ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連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。、同、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、ノ品質管理の問題に伴って複雑
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っ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っ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
フエ二ノクスＩ　（５ｕｐｅｒｐｈｅｎｉｘ　Ｉ　）に
、おい、で、安全局は原子炉容器のヘッドから主冷却材
が噴出状態を仮定しているから原子炉容器のヘッド上の
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
する傘裏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ρに困難である。なぜならば、ヘッドの寸
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ッバは要求されない
。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いる間にポンプの
急速なトリッ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ｗ４Ｂびコンクリート構造によっ
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
助スナッバ、ハンガ、そして緩衝器内に付加的な補強用
ロッドを備えている。これらの部材、即ちコンクリート
構造、補助スナッバ、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っ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、他害の力を原子炉容器
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
巾させる構造である。

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撮動に帰着し
ているためである。これは地繰の力が支持構造によって
増巾され、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
Ａ１＠できるように充分に強くすることである。他の方
法はそれらの部品（部分）が丁ぺての負荷吸収しないよ
うな形状にｆ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巾された応答（
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λ、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′ｉ！ｉＩ用絶縁パッドを備えている。

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
であった。最近の米国での市場性のある（　１００１０
０Ｏ以上）リープ型ＬＭＦＢ　Ｒ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
って増幅される水平方向の地震の高い剪ｉｆ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３５
００　ｆｔ／（６）、即ち１０６７　ｍ’／ｓＢｃ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、得え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２０００　ｆｔ／ｄｅｃ　、即ち６０９　ｍ／
ｌｅｅ以下）を有している。岩石型の堅い土壌（土壌剪
断波速度が３５００１ｔ／ｓｅｃ　、即ち１０６７ｍ／
□□□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ｉＪ青されている。

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ｒ８ｕｐｅｒｐｈｅｎｊｘ［Ｉ　ＬＭＲＢＲ
プール型プラント１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ｌ−（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才で原子炉容器支持構造を埋めて
いる（この埋め込みは喬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＠、容〕

この発明による液体金属原子炉において主ポンプと熱交
換器とは分離された衛星タンクに配置され、衛星タンク
は上方及び下方の導管によって主原子炉容器に接続され
、その原子炉容器と衛星タンクとの距離は最少限にされ
て導管が接続されている。分離されている衛星タンクの
寸法は、異常な操作状態の際に瞬間的に生じる温度上昇
を抑制するのに充分な液体金属の量が供給される体積を
有する。

この発明によれば原子炉容器はプール型における原子炉
容器よりも小さく、更に、供給される液体金属が比較内
炎いために実賞的に熱慣性を有するという効果がある。

ポンプと熱交換器とを有する衛星タンクは、１つのモジ
ュールとして組み立てられてもよく、複数のモジュール
は１つの゛原子炉と組み合わされて用いられてもよい。

この発明によれば、効惠的に利用できるポンプと熱交換
器とを有するから柔軟性のある設計ができる。つまり、
ポンプと熱交換器とは、プール型原子炉の寸法によって
強いられる圧迫を受けることなく設計されている。

また、この発明は、原子−炉に対して補強された１つの
コンクリート支持構造を備えている。

この支持構造は補強されたコンクリ−トコアと、補強さ
れた１つのコンクリートコアとを備えている。この補強
されたコンクリートコアは原子炉容ａの設置及び支持の
ための空所が形成されている。更に地震から保饅する必
要のある主要な部分を調節するために付加的な空所が形
成されてもよい。

地震の力を調節する形状に変え、るため択一的な方法は
機械の基本設計に利」される構造力学と土壌力学（参考
文献１）の原則を利用することによって達成される。支
持構造が充分な堅さを有することによって、その共振動
は機械の共振動を充分に上まわり、ＯＡ動のかなりの部
分は支持されている機械から伝達されない。構造体の基
本振動数の計算方法は参考文献２に示される。この発明
は支持体の設計において、１述した構造力学の原則を利
用している。この支持体は、支持された部分よりも高い
基本振動数を有し、支持された部分に対する地震による
振動力の大一部分の増幅を効果的に抑制している。この
発明の実施例には、１０ヘルツより大きな水平方向の基
本振動数を有する補強された単−的なコンクリート構造
が用いられている。この支持体によって支持された主原
子炉容器は４ヘルツ乃至６ヘルツの範囲の水平方向の基
本振′ｌＩｈ数を肩している。

このように、支持体の部分あるいは支持体に支持された
部分と、システムと、内部構造とは地盤での地震のカの
増幅から絶縁することができる。単、−的な基本振動数
に近い負荷のみが増幅するが、支持された部分の振動数
は支持体の振動数よりかなり低いから支持された部分に
対する増幅された地震の負荷の伝達は減少される。

この伝達が減少される範囲は基本振動数のｒＪＩＩ数で
あり、解析によって決定される（参考文献１あるいは２
）。この解析は参考文献１及び２に記載された一般的な
技術によって達成される。

同、参考文献１とは、ｒ　Ｖｉｂｒａｔｉｏｎｓ　ｏｆ
　５ｏｉｌｓＦｏｕｎｄａｔｉｏｎｓ　ｂｙ　Ｆ　、　
Ｅ　、Ｒｉｃｈａｒｔ　、　Ｔｒ＋、　Ｊ、Ｒ。

ＨａｌｌＴｒ、Ｊであり、参考文献２とは、ｒＤｙｎ調
節ｉｃｓｏｆ　５ｔｒｕｃｔｕｒｅｓ　、　ｂｙ　ＣＬ
ｏｕｇｈ　、　Ｒ，Ｗ＋Ｐｅｒ＋ｚｉｅｎ　。

ＪｌＭｃＧｒａｗ−Ｈ，７１、１９７５、Ｊである。

この発明による補強された単一のコンクリート構造は防
震が必要な他の主要な容器と同様に原子力発電プラント
の原子炉を支持する手段が設けられている。一体的な設
計は、支持された容器に対する地震の力を本質的に制限
し、１つの支持構造は、従来の複数の支持体よりも簡単
に建設される。

それゆえ、この発明の主な目的は、ループ型液体金属炉
の設計における固有の配管の問題点と、ループ型原子炉
容器に関連する設計１組み立て及び建設の困難さとを除
去する液体金属原子炉システムを提供することである。

更に、この発明の主な目的は、原４子炉容器用の新奇な
支持構造を提供すること、である。

この発明の更なる目的は、地震に対する固有の振抗を有
し、防震が要求されている他の主要な容器用の地震に対
して安定な支持体を有する原子炉支持構造を提供するこ
とである。

この発明の更なる目的は組み立てが容易で且つ速い原子
炉支持構造を提供することである。

この発明の他の目的は、グレードレベル（ｇｒａｄｅ　
１ｅｖｅｌ　）以下に位置する原子炉支持構造を提供す
ることである。

この発明の他の目的は、原子炉の遮蔽を簡単にする原子
炉構造を提供することである。

これらの目的を達成するため、この発明による支持構造
は、原子炉容器の支持用の空間を有する補強された一体
的なコンクリート製の原子炉を備え、このコンクリート
製の原子炉は原子炉容器からの放射線の遮蔽手段を有し
、このコンクＩＪ−ト１ｍの原子炉は原子炉容器からの
熱を伝達する手段を有し、前記コンクリート裏の原子炉
には、１０ヘルツよりも大きく、且つ支持された部分の
基本振動数よりも大きな水平方向の基本振動数を有する
ように質量と堅さとが分布されている。

他の大きな容器の防震が必要な原子炉において一体的な
原子炉は寸法を増加し、これらの容器用の空間を更に形
成してもよい。

〔実施例〕

この発明は、原子炉とこれに関連する支持システムと衛
星タンクとを有する単一の原子炉容器を提供する。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つの導管をくよって原
子炉容器に接続されている。これらの２つの導管は奸才
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。

この種の装置によっ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って流す
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
。

衛星タンクは所定の熱交換容量そして／あるいは水蒸気
発生容量を有する標準的なモジュールとして組み立てら
れてもよい。１つ、２つ。

３つあるいはそれ以上の数のモジュールが１つの原子炉
容器に接続され、実質的に敷地外に組み立てられてもよ
い。原子炉容器の寸法は一様であり、小さな電力の発生
に対しては使用済みの燃料をｆｆ１ＩＬするのに利用−
される原子炉の領域内に供給される空間が要求される。

それゆえ、小さな電力の発生に利用する場合、使用済み
の燃料を頂蔵するための分離された容器は必要なく、中
程度の電力の発生に利用する場合には、この容器に要求
される寸法は減少する。

衛星タンクは奸才しくは、横断支持構造とタンクの中央
部分を交差して延出するじゃま板アッセンブリとによっ
て組み立てられる。この支持構造は、ポンプと熱交換器
用の一面支持体と系合し且つ備える手段を有する。垂直
方向の支持体は衛星容器の頂上の横断支持構造によって
設けられている。衛星タンクを介しての液体金属の流れ
用の設備は導管に設置されるポンプを備えている。この
導管は衛星タンクの底と容器の頂上のガス空間とを接続
している。

衛星タンクには、冷たい液体金属の供給化用いられる下
方のプレナムが設けられていてもよい。下方のプレナム
には、異常操作状態が生゛じた際にポンプあるいは原子
炉に対する急速な発熱の防止のために充分な程度の熱慣
性を伝えるのに充分な量の液体金属が収納されている。

原子炉容器には下方プレナムが設けられ、この下方プレ
ナムはある程度の熱慣性を供給し１つ各衛星容器からの
流れを混合する所定量の液体金属が収納されている。

上方及び下方の導管手段は、容器のノズルの膨張と、支
持体とスナッ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
札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
間熱交換器であってもよい。

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ュラウド
が設けられていてもよい。冷却シュラウドには、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ュラウ
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
媒体と冷却フィ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ってもよい。

単一の原子炉支持構造は軽水炉及び液体金属炉容器を含
む種類の原子炉番ご用いられてもよい。

プールあるいはループ型の液体金属原子炉はこの発明の
単一の支持構造によって支持されてもよい。単一の支持
構造は補強されたコンクＩＪ−トから作られ、基礎部材
と一体的な原子炉部材とを備えている。基礎部材は単一
原子炉と防震が必要とされる構造体との土台として設け
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ってグレード（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１”、（ｇｒａｄｅ
）に位置し、単一の一体的なケースの頂上はグレード（
ｇｒａｄｅ　）から６４フイート（約１９２０ｃｍ）上
方に位置する。一体的な原子炉は補強コンクＩＪ−ト技
蘂における標準的な技術を用い、基礎部材と一体に形成
されている。（資）率な重ね継ぎが必要な概して軽いリ
バ（ｒｅｂａｒ　）密度が一体的な原子炉用に用いられ
てもよい。通常の材料を用いて前後を圧迫する他の補強
技術が用いられてもよい。

一体的な原子炉部材は原子炉用の中央の且つ垂直方向の
空間と衛星タンクを収納するための垂直方向の衛星空間
とが形成されている。これらの衛星タンクは中央の垂直
方向の空間の周囲に且つ半径方向に配置されている。一
体的な原子炉には、また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交差接続（ｃｒｏｓｓ−
ｃｏｎｎｅ　−ｃｔｉｏｎ　）を可能にしている。一体
的な原子炉構造には、換気、制御、そしてモニターケー
ブル及びモニター装置とともに検査用通路が設けられて
いてもよい。

上述した様々な空間は、適当な層の絶縁体を含む外部の
格納構造と１留様に原子炉部品をも収緒するのに充分な
大きさに形成されている。空間の面積に対する単一の原
子炉構造全体の表面積の比は２．０以上である。更に、
空間と空間との間あるいは空間と単一の原子炉構造の縁
との間の帯は充分に大きく、単一の原子炉構造の変形は
制御された剪断変形となるようにしてぃ６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面方向の空間２人が示されている。

衛星タンク用には衛星容器用空間４Ａが示されている。

衛星タンクは水平方向の空間６Ａに位置される導管によ
って原子炉容器に接続されている。補強されたコンクＩ
Ｊ−ト基礎５Ａは一体的に補強されたコンクリート原子
炉７Ａを支持するための通常の土台である。

鋼製のデツキプラットホーム９Ａは一体的なコンクリー
ト原子炉８Ａの頂上の上方に設けらへ一体的なコンクリ
ート原子炉（一体的な原子炉）の頂上面の上方を経由す
るケーブルトレイとケーー／ル用カバーとともに操作用
プラッ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
納用容缶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ＪｉＷ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原子
炉７Ａ４Ｃ１ｉｉｌｉ＃して形成されている。取り付け
られた隔室１４Ａは補強された一体的な原子炉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間１６Ａは、中央の垂直方向の空間
に近接した適当な保鏝的環境に燃料格納容器を収納する
。

第５図乃至第８必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６１に丞丁実施例には２つの衛星タンク４
Ａと原子炉支持用空１司２Ａが設けられている。水蒸気
発生器用空間１７Ａも菫た単一の原子炉構造内に、補助
部品用の空間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１５２Ａか示されて
いる。第８図には原子炉容器用空間２人を有する支持体
と水蒸気発生手段４Ａを有する衛星タンク用の空間とが
示されＣいる。

単一の支持構造は好ましくは原子炉支持用に用いられ、
この原子炉は、原子炉とそれに関連する支持システム及
び衛星タンクが設けられている１つの原子炉容器上に設
けられている。各衛星タンクは液体金属及び熱交換器用
のポンプを；蒲えている。各衛星タンクは２つの導管に
よっ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Ｈ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、そ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
よっ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、所定の熱交換容量そして／あるいは水蒸
気発生容量を有する標単的なモジュールとして組み立て
られてもよい。１つ、２つ。

３つあるいはそれ以上の数のモジュールが１つの原子炉
容器に接続されていてもよく、この１つの原子炉容器も
また実質的に敷地外で組み立てられてもよい。原子炉容
器の寸法は一様に形成されるが、小さな発電用において
は、使用済みの燃料を貯蔵するために用いられる炉心領
域内に空間が必要である。それゆえ、小さな発電用にお
いて使用済みの燃料を貯蔵するための分離された容器は
要求されないが、中程度の発電用においてはこの分離さ
れた容器用に要求される寸法は減少する。

衛星タンクは、好ましくはタンクの中央部分を交差して
延出するじゃま板アッ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々び熱交換器用の
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って設け
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って設けら
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。ｌ／為
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
ブレナムを有し、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ッ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。伺、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って原子炉を
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、プールを原子
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ってもよい。

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旦って延出している。

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ュラウドが設
けられていてもよい。この冷却シュラウドには、冷却フ
ィンが設けられ、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ュラウ
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とは夫々原子炉格納容器４内に固定されて
いる。上方及び下方の格納通路９及びＩＩ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　Ｅ
ｌびＩ２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
ット２４によって原子炉容器２内に支持された原子炉２
２が設けられている。支持ブラケット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に連通されて
いる。原子炉入口プレナム２８は下方端２７で原子炉２
２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、モジュール用のハウジング３５内
へ孔（自足せず）を介して上方へ流れるのを許可してい
る。１つの燃料アッセンブリ８ｏ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２０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（以下じゃま板とする）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
ャケット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で満
たされ且つ気密にされた格納容器４によって囲まれてい
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
のフリブラケット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ュラウドＩ４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と冷却シュ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
段によっ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ットの上方に更に延出し
、前述したようにフリブラケッ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１世に設け
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
ィン２０のハウジングとして設けられ、この冷却フィン
２０は好ましくは原子炉格納容器４の外壁に設けられて
いる。冷却フィ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。これらの冷却フィンは、この表面を
通過する冷却材の循環によっ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。

このシステムは才だ、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−１ｔ２とを備
えている。上方の液体金属用導−Ｑ　ｔｏ　ｉこは、衛
星タンク６の側＃３９と一体的に形成された膨張継手３
８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６ｏが設けられている。上方の液体金属用導管１
０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５ｏ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によって支持されている。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。当直方向のハウジング６２Ａに
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９ＯＡによって支持され、プレナム４２がら空間６
１を介してここには入っ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。ポンプ鳴動手段
４５は、内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ゃま板が設けら
れ、この内を温かいプールと冷たいプールとに分離され
ている。

衛星タンク内 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。

フリブラケット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
リブラケット９０はボルト９Ｉによってコンクリート支
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ット９４によって支持されてい
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って調整されている。

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は原子炉容器と衛星容器と
を取り囲む格伊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５
７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は支持ブラケット６３によって支持
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。

操作において、液体ナトリウムは９５０ＦＯ）温度で原
子炉２２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９域で混ざり上方の液体金属用導管
１０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へ伝達される。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６７０Ｆ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あ。冷たいナ
トリウムは溝６Ｉを介してポンプの取り入れ口３２へ流
れる。

液体ナトリウムはポンプ４４の取り入れロ３７内をこ流
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３ｏを介して原子炉入
口プレナム２ｏ中へ流れ、史に、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
って流れる。ハウジング３５は燃料支持モジュール用の
ハウジングである。液体ナトリウムは、燃料アッセンブ
リ８０のようなアッセンブリを通過するが、ここで液体
ナトリウムは約９５０Ｆに加熱される。

温かいす）　ＩＪ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によって連結
されている。膨張手段はローラ１０２によって設けられ
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Ｉ２の膨張によって生じる横方
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、地震用スナッバ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によっ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
ャケット１０４が設けられている。この冷却ジャケット
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って冷
却される。ライン１０６は出口１０Ｂ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によって支持されているポンプＩＯを
備えている。主に熱交換器１１５を支持する支持ブラケ
ット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
合用じゃま板１１４で橿われ、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１１１を介してプレナム空間１２６へ流しる
。第２のす）　ＩＪ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−７７４１
２８に接続された導入管（図示せず）によって熱交換器
の周面のまわりに導入される。第２のナトリウム出口１
３０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の上方領域の局面
のまわりに部分的に延出し、温かい第イのナトリウムを
取り込む。この温かい第２のす）　ＩＪウムは、熱交換
器内の複数の管と熱交換用じゃま板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
方惟域番こ設けられ、巨つ入口導管１１８と出口導管１
２０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
る寸法であったり、異なる空間を有したり、あるいは混
合用じゃ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
過熱を避ける。

ポンプブラケット！３２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５６ｍ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
）５２に接続する手段を備えている。ノズル５６ｍと導
９５７ａの一端との間に空隙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５６ｍと導管５７ｍとの間の空隙は自然対流
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６７ａ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
は螺線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。

中央の下降官１４６はポンプ１４＆の支持体及びハウジ
ングとして作用する。支持ブラケット１４７もまたポン
プ１４Ｂ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。温かい主液体す）　ＩＪ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１５２は適当な固定部材によって取り外し自在
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にはじゃま仮１５６が設けられ且つロッド１６
５が携帯されている。

ロッド１．６５は第２の入口導管１５Ｂから受け入れら
れる第２の液体ナトリウムがゆっくりと上方へ流れるこ
とを確実にしている。第２の己かい液体ナトリウムは導
管（ライン）１６２内のヘラグ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１６１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１６Ｂと水蒸気出口１７０とに接続されている。

それらはへリックスに形成され、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ャン
バ１７２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ャンバ１７２の下方端
１７１において、ポンプの取り入れ口１７４は第２の冷
たい液体ナトリウムをポンプのチャンバへ導く。

第１１図にはポンプ１４Ｂのチャンバの部分断面図が示
されている。主ポンプロータ１４０ト１ｊＩＩ２のポン
プロータ１４２とが通常のポンプシャフト７４４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１５Ｂ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
い液体す）　ＩＪ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は図示しないチュ
ーブによって供給される液体ナトリウムによって滑らか
にされている。このチューブはポンプの放出回路から分
枝されている。

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
な温合を促進するために孔あきシール１７Ｂが設けられ
ている。この孔あきシール１７Ｂ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１６９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１６Ｂ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１６６の上方の水
面と一致する。ポンプのチャンバ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
通って第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）によって管理されている。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
体す）　ＩＪウムを除き、第２の液体ナトリウムを洗浄
し、そして過−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
蒸気発生器の管に漏れが生じた場合には、第２の回路は
す）　ＩＪウムと水との反応によって圧せられる。衛星
容器の頂上においてｌ１ｌａｔ、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２
０イと水蒸気出口２０６及び２０８とを有するタンク２
００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
す）　ＩＪウムループから水蒸気発牛脂２００へ伝達す
る。水入口２０２及び２０４は、螺施コイル内に形成さ
れた複数のチーーブに接続されている。螺施コイルは環
状の熱交換器２１４と同様に形成されている。この配管
は螺施コイルに出口を形成し、水蒸気出口ノズル２０６
汲び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すｌ−ＩＪ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によって操作されるポンプ２
２６へ冷たいすＩ−ＩＪウムが内側の上方へ流れるのを
許可する。ポンプ２２６の出口バイブ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。ブラケット２３４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の側壁にはバイブ２２８及び２１０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３０１は容器の磯を取り囲み、
その外表面に格納容器３０１とシェラウド３０２との間
に設けら・れた複数の冷却フィン３０３を備えている。

ライナ３０５の孔の壁の間のシュラウド３２の外側には
断熱層３０４が設けられ、コンク＋）−トＪｌｋ３０６
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１５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５０偲
乃至１３０眞であり、格納容器は衛星タンクと原子炉容
器とから約２０乃至３５のの間隔が空けられている。冷
却フィンは０．１乃至５　ｃｍの厚さを有し、格納容器
の壁から２乃至２０偲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メ一トル離わ、る
。

この発明は上述した一実施例に限定さｆ【ることなくこ
の発明の趣旨を逸脱しない範囲で凛々変形可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明の一実施例ζこ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図はこの発明の一実施例による単一
の支持構造の平面噛、４５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丙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１
１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１．１　Ａ図は第１
０囚に示す衛星タンク内のポンプのチャンバの部分断面
図、第１２図は液体金属原子炉を有いた水蒸気発生容器
の概略平面断面（喝、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、２人・・・中央の垂直方向の空間
、４・・・原子炉格納容器、４Ａ・・・衛星容器の空間
、５Ａ・・・補強コンクリート基礎、６・・・？衛星タ
ンク、６Ａ・・・水平方向の空間、７Ａ・・を補強原子
炉、８Ａ・−・−コンクリート原子炉、９・・・上方の
格納通路、９Ａ・・・デツキプラットホーム、　　１０
・・・上方の液体金属用導管、ＩＩ・・・下方の格納通
路、１２・・・下方の液体金属用導管、１６Ａ・・・熱
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、１６Ｂ・・・水入口、１１０・・・水蒸気出口。 出願人代理人　弁理士　鈴　江　武　彦７１而の浄書（
内容に変更なし） ＦＩＧ　　１ ＦＩＧ、　３ ＦＩＧ、　４ １４＾ ＦＩＧ、　５ ＦＩＧ、６ ＦＩＧ、　７ ＦＩＧ、８ ＦＩＧ、　、９ 昭和　年　月　日 特許庁長官　　　志　賀　　　学　殿 １、事件の表示 特願召５９−２５６５７６号 ２、発明の名称 原子炉及びその支持体 ３、補ｊ！なする者 鼾との関係特許出願人 名称　ストーン・アンド・クエプスター・エンジニアリ
ング崇コーｆレーション ４、代理人

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心を有する原子炉容器と、衛星タンクと、前記衛
   星タンクに設けられたポンプ手段と、前記衛星タンクに
   設けられた熱交換手段と、前記原子炉容器と前記衛星タ
   ンクとの間に延出する上方の液体金属用導管と、前記原
   子炉容器と前記衛星タンクとの間に延出する下方の液体
   金属用導管と、前記原子炉、前記導管及び衛星タンクの
   周囲に設けられ、これらと分離して密閉された通常の原
   子炉格納容器とを備え、前記衛星タンクは、異常な操作
   状態の際に生じる温度の過渡現象を抑制するに充分な量
   の液体金属用の空間を有することを特徴とする原子炉。 ２、前記衛星タンクには下方のプレナムが設けられこの
   下方プレナムは原子炉容器の下方の低圧プレナムに連通
   されてい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。 ３、前記上方及び下方の液体金属用導管は、原子炉と各
   衛星タンクとの間を液体金属が自由に循環することを許
   可するように配置されていることを特徴とする特許請求
   の範囲第１項ないし第２項のいずれか１項に記載の原子
   炉。 ４、前記衛星タンクの下方プレナムは、液体金属が収納
   されている収納部分を有し、この収納部分は、衛星タン
   クの上方プレナムに収納されている液体の水準上に位置
   するガス空間と相互に連通する連通導管を備えることを
   特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の原子炉。 ５、前記連通導管はポンプ手段を備えることを特徴とす
   る特許請求の範囲第４項に記載原子炉。 ６、前記上方及び下方の液体金属用導管は、液体金属の
   対流によって生じる液体金属の循環を許可するように配
   置されている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。 ７、前記各容器と液体金属用導管とは、これらの熱膨張
   を調節する手段であって、衛星タンクの水平方向の移動
   を許容するローラ手段を有する調節手段と、温かい液体
   金属用導管に調けられた膨張手段と、ポンプ放出導管に
   設けられた膨張手段と、そして上方及び下方の格納用導
   管に設けられた膨張手段とを備える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。 ８、前記原子炉容器は、衛星タンクの外部に装着される
   支持体と耐震用スナッバとに固定される装着手段を備え
   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。 ９、前記上方及び下方の液体金属用導管、ポンプ放出導
   管、そして上方及び下方の格納導管は、膨張継手を有し
   、各容器と導管との熱膨張を調節するための手段を備え
   る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。 １０、前記原子炉と衛星タンクとは支持体に固定するた
   めの装着手段を備え、地震の力を抑制するための手段を
   備する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。 １１、前記原子炉格納容器は、その外部に装着された複
   数の冷却用フィンを備えること特徴とする特許請求の範
   囲第２項に記載の原子炉。 １２、前記液体金属は、ナトリウムとカリウムの混合物
   及びナトリウムからなる群から選択されることを特徴と
   する特許請求の範囲第１項に記載の原子炉。 １３、前記ポンプ手段は、ここに接続されたポンプ放出
   ラインと、このポンプ放出ラインに設けられたノズルと
   を備える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。 １４、外側タンクと、ポンプと、液本金属用の入口及び
   出口手段と、前記ポンプの周囲に環状に配置された熱交
   換器と、原子炉格納容器とを備え、液体金属炉に接続さ
   れた衛星タンクであつて、前記原子炉格納容器は衛星タ
   ンクの周囲に分離して密封されていることを特徴とする
   衛星タンク。 １５、前記熱交換器は、その入口に、複数の孔を有する
   シールドを備えたじゃま板を備えることを特徴とする特
   許請求の範囲第１４項に記載の衛星タンク。 １６、前記衛星タンク内には独立の第２の液体金属ルー
   プ用の手段を備えることを特徴とする特許請求の範囲第
   １４項に記載の衛星タンク。 １７、前記第２の液体金属ループは、第１及び第２のポ
   ンプを備え、第２の液体金属ループ内にはこれらのポン
   プによって循環されるナトリウムが収納されていること
   を特徴とする特許請求の範囲第１６項に記載の衛星タン
   ク。 １８、前記衛星タンク内には水蒸気発生手段と、この水
   蒸気発生手段に接続された水入口手段と水蒸気出口手段
   とが設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第
   １６項に記載の衛星タンク。 １９、前記水蒸気発生手段は、衛星タンク内に環状に配
   置された螺施コイルを備えることを特徴とする特許請求
   の範囲第１８項に記載の衛星タンク。 ２０、前記衛星タンクは水蒸気発生器と、この水蒸気発
   生器に接続された第２のナトリウム入口及び出口手段と
   を備えることを特徴とする特許請求の範囲第１９項に記
   載の衛星タンク。 ２１、前記衛星タンクは、独立の崩壊熱除去システムを
   備えることを特徴とする特許請求の範囲第１４項に記載
   の衛星タンク。 ２２、前記衛星タンクは、その外側に断熱材層を備える
   ことを特徴とする特許請求の範囲第 １４項に記載の衛星タンク。 ２３、炉心を有する原子炉容器と、衛生タンクと、前記
   衛星タンク内に設けられ、温かい液体金属を受け入れる
   上方のプレナムと、各衛星タンクと原子炉容器とを相互
   に連通し、冷却された液体金属を受け入れ、前記衛星タ
   ンク内に設けられた下方のプレナムと、前記衛星タンク
   に設けられたポンプ手段と、前記衛星タンクに設けられ
   た熱交手段と、前記原子炉容器と前記衛星タンクとの間
   に延出する上方の液体金属用導管と、前記原子炉容器と
   前記衛星タンクとの間に延出する下方の液体金属用導管
   と、前記導管及び前記衛星タンクの周囲に設けられ、こ
   れらと分離して密閉された通常の原子炉格納容器と、各
   衛星タンクの下方プレナムと各衛星タンクの上方プレナ
   ムの上方にあるガス空間とを相互に接続する導管とを備
   え、前記衛星タンクは、異常な操作状態の際に生じる温
   度の過渡現象を抑制するに充分な量の液体金属用空間を
   有することを特徴とする原子炉。 ２４、前記原子炉容器と衛星タンクとの間には液体金属
   が自由に循環可能に配置された上方及び下方の液体導管
   が設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第２
   ３に記載の原子炉。 ２５、前記原子炉は液体金属の対流による循環を許可す
   るように配置された上方及び下方の液体導管手段を備え
   ることを特徴とする特許請求の範囲第２３項に記載の原
   子炉。 ２６、前記衛星タンクはその中央部分を横断する横断構
   造を有し、ポンプ手段と熱交換器との側方を支持し、こ
   の横断構造は上方及び下方のプレナム領域を分離するこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第２４項に記載の原子炉
   。 ２７、前記衛星タンクと原子炉とはその底に下方のプレ
   ナムを備え、この下方のプレナムは液体金属の貯蔵器を
   保持する寸法を有することを特徴とする特許請求の範囲
   第２６項に記載の原子炉。 ２８、前記下方の液体導管手段内には、ダクトと原子炉
   構造に装着されたプレナムとを備え、前記ダクトはポン
   プ手段と原子炉構造に装着されたプレナムとに接続され
   ていること特徴とする特許請求の範囲第２７項に記載の
   原子炉。 ２９、水導入手段と、水蒸気導出手段と、液体金属の導
   入及び導出手段と、水蒸気発生コイルに液体金属を均一
   に分配するための環状マニホルドと、螺施形状の水蒸気
   発生コイルと、液体金属を循環させるためのポンプとを
   収納するタンクとを備えることを特徴とする水蒸気発生
   装置。 ３０、前記水蒸気発生装置は、螺施形状の水蒸気発生コ
   イルを収納するチャンバから放出される液体金属を混合
   する手段を更に備えることを特徴とする特許請求の範囲
   第２９項に記載の水蒸気発生装置。 ３１、前記液体金属を循環させるポンプは前記水蒸気発
   生コイル内の略中央に配置されることを特徴とする特許
   請求の範囲第３０項記載の水蒸気発生装置。 ３２、前記液体金属の入口及び出口手段は、液体金属の
   操作水準の上方に位置することを特徴とする特許請求の
   範囲第３１項に記載の水蒸気発生装置。 ３３、原子炉容器を受け入れる空間を有し、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
   ための一体的に補強されたコンクリート製の炉と、前記
   コンクリート製の炉に設けられ、前記原子炉容器から熱
   を伝えるための手段とを備え、前記コンクリート製の炉
   には、１０ヘルツよりも大きく且つ支持された部分の基
   本固有振動数よりも大きい振動の水平方向の固有振動数
   を供給する質量と堅さとが分布されていることを特徴と
   する原子炉用の支持体。 ３４、前記炉は、１０ヘルツより充分大きい固有振動数
   であり、且つ主要部分の基本振動数を有し、地震のカッ
   プリング効果は支持部分に対する地面における地震の力
   が増幅するのを抑制することを特徴とする特許請求の範
   囲第３３項に記載の原子炉用の支持体。 ３５、前記空間領域に対する一体的な炉の全表面積の比
   は２．０以上であり、空間と補強された炉の縁との間の
   帯部は、一体的な炉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３
   ４項に記載の原子炉用支持体。 ３６、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３５項に記載
   の原子炉用支持体。 ３７、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３６項に記載
   の原子炉用支持体。 ３８、前記原子炉用支持体は熱除去手段と検査手段とを
   更に備えることを特徴とする特許請求の範囲第３７項に
   記載の原子炉用支持体。 ３９、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３８項に記
   載の原子炉用支持体。 ４０、前記炉には、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３９項に記載の原子炉用支
   持体。 ４１、前記一体的に補強されたコンクリート製の炉は、
   複数の外側部品を近接して備えていることを特徴とする
   特許請求の範囲第４０項に記載の原子炉用支持体。 ４２、前記一体的に補強されたコンクリート製の炉は熱
   交換手段に接続された水蒸気発生手段を含む外側部品を
   近接して備えることを特徴とする特許請求の範囲第４１
   条に記載の原子炉用支持体。 ４３、補強されたコンクリート製の基礎と、一体的に補
   強された炉と、この炉は原子炉容器を収納するための中
   央の垂直方向の空間と前記中央の垂直方向の空間半径方
   向の周囲に複数形成され、熱交換手段とポンプ手段とを
   含む衛星タンクを収納するための空間とを有し、前記中
   央の垂直方向の空間と前記衛星タンクを収納するための
   空間との間に設けられ、これらの空間を互いに接続する
   水平方向の空間とを備え、前記水平方向の空間は、前記
   原子炉容器と前記衛星タンクとの間に液体金属を輸送す
   る適当な導管を配置するのに充分な大きさを備え、前記
   補強されたコンクリート製の原子炉には、１０ヘルツよ
   りも大きく且つ支持された部分の基本固有振動数よりも
   大きい振動の水平方向の固有振動数を供給する質量と堅
   さとが分布されていることを特徴とする原子炉用支持体
   。 ４４、前記原子炉用支持体は水蒸気発生装置を支持する
   空間を更に備えることを特徴とする特許請求の範囲第４
   ３項に記載の原子炉用支持体。 ４５、前記原子炉用支持体は燃料預留容器を支持する空
   間を備えることを特徴とする特許請求の範囲第４３項に
   記載の原子炉用支持体。