JPS6324192A

JPS6324192A - 原子炉

Info

Publication number: JPS6324192A
Application number: JP62111645A
Authority: JP
Inventors: ジョージ・ガラベデイアン; ロバート・エー・デルカ
Original assignee: Stone and Webster Engineering Corp
Current assignee: Stone and Webster Engineering Corp
Priority date: 1986-05-07
Filing date: 1987-05-07
Publication date: 1988-02-01
Also published as: JPH0468599B2; US4737338A

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］本発明は、液体金属冷却材の原子炉に関し、ざらに特定
すれば、この原子炉は原子炉容器と他の開蓋を収容する
レシーバ容器とを備え、これら原子炉容器とレシーバ容
器とは液体金属冷却材くたとえば液体ナトリウム）を流
通させる通路で連通され、この通路には熱膨張を許すベ
ロー機構が備えられ、このベロー機構は、この原子炉設
備から液体金属冷却材を排出することなしに修理または
交換できるように構成されている。

［従来の技術］一般に、液体ナトリウム等の液体金属を一次冷却材とし
て使用する原子炉では、その原子炉圧力は低圧であると
ともに、冷却材温度は高温である。

このような原子炉のうち、ループ型原子炉と称されてい
るものは、原子炉容器内から冷却材を取出し、またこの
冷却材を原子炉容器内に戻すための一連の配管系を備え
ている。そして、このような配管系を介して、原子炉容
器内から高温の冷却材が熱交換器に送られ、またこの熱
交換器からは低温となった冷却材が原子炉容器内に戻さ
れる。

このような高温の液体ナトリウム冷却材（杓５１０〜５
３６℃）は、配管系に大きな熱変形を発生させる。そし
て、上記のループ型の原子炉では、放射化されたこのよ
うな高温の液体ナトリウム冷却材が配管系を介して循環
ざれる。よって、このようなループ型原子炉では、上記
の長大な配管系、その支持機構、予熱機構、ライナ機構
、およびこれらを収容する鉄筋コンクリートの構造物の
保守が面間となり、それに要するコストが大きくなる。

さらに、このような液体ナトリウム冷却材の流通ざれる
配管系では、そのノズル部に大きな過渡的な熱負荷が作
用し、このような液体ナトリウム冷却材を使用するルー
プ型の原子炉では、このノズル部の設計が困難である。

このようなループ型の液体ナトリウム冷却型原子炉の不
具合を解消するため、炉心を収容した原子炉容器の他に
少なくとも１周のレシーバ容器すなわちサテライト容器
を設け、このサテライト容器内に熱搬送用の機器《たと
えば熱交換器およびポンプ）を収容し、これらの容器を
配管で連結した原子炉が開発されている。このようなも
のは、液体ナトリウム冷却材の温度変化による熱変形を
吸収するため、その配管系にベローズ機構を備えている
。

このような原子炉の配管系は、原子炉容器のホットプレ
ナムから高温の冷却材をサテライト容器に送るいわゆる
ホットレグ配管と、このサテライト容器から低温となっ
た冷却材を原子炉容器内に戻すいわゆるコールドレグ配
管とがある。

ところで、上記のベローズ機構は、原子炉の運転によっ
て熱応力および腐蝕が作用するとともに、破損が生じる
こともあり、このためこれらベローズ機構は交換または
修理する必要が生じる。しかし、これらのベローズ殿構
を交換または修理するには、この原子炉設備の運転を停
止し、原子炉容器およびサテライト容器内から液体ナト
リウム冷却材を排出しなければならず、またこの排出し
た冷却材を貯溜しておく設備も必要となり、この原子炉
設嘉による発電のコストを上昇させる。このような冷却
材の排出をせずにベローズ機構を交換、修理するために
は、配管に開閉弁を設けておくことが考えられるが、こ
のような開閉弁は現在のところ設計が困難であり、また
コストが高くなり、さらには信頼性にも問題がある。

一般に、このような液体ナトリウム冷却型原子炉では、
排出した冷却材を貯溜しておく貯溜タンクを備えている
。しかし、このようなものは、排出した液体ナトリウム
冷却材を貯溜するには複数の貯溜タンクを設けなければ
ならず、またこの冷却材を排出する場合には原子炉容器
内から燃料を取出さなければならず、稼！Ｉｌ率が低下
する。このため、この貯溜タンクの数が少なく、好まし
くは１ｇＩですみ、また燃料を取出す必要のない原子炉
が要望されていた。

［発明が解決しようとする問題点］本発明は以上の事情に基づいてなされたもので、原子炉
容器と少なくとも１個のサテライト容器とを備え、これ
ら容器を連通する配管にベローズ別槽を設けたものにお
いて、これらのベローズ芸構の保守作業が容易であると
ともに、貯溜タンクの数をできるだけ少なくすることが
できる原子炉を提供するものである。本発明は原子炉容
器とサテライト容器との間に冷却材を流通させる非ルー
プ型の配管系を備え、この配管系にはベローズ機構を備
えた伸縮部分が形成されている。

［問題点を解決するための手段とその作用１本発明の原
子炉は、配管系に温度および圧力の変化による膨張収縮
を吸収するためのベローズ機構が設けられている。そし
て、この配管系はそのノズル部およびこれらベローズ機
構の近傍の温度および圧力による変形が小さくなるよう
に設計されている。また、本発明の原子炉には、原子炉
容器内の冷却材を排出せずに上記のベローズ機構を修理
または交換することができる手段が喝えられており、こ
の冷却材を貯溜する貯溜タンクが１１１１ｉＩですみ、
この原子炉設備の製造および筺守コストを大幅に低減す
ることができる。

また、本発明は複数のサテライト容器を備え、このサテ
ライト容器は常時原子炉容器に近接して直接連通されて
いる。そして、このような原子炉設備の建設時には、必
要最少限の非ループ型の配管だけを設けることができる
。すなわち、全出力運転の場合には複数のサテライト容
器を使用するが、最初の運転時にはこれらサテライト容
器の一部しか使用しない場合に、本発明の原子炉は特に
好適する。

たとえば、４個のサテライト容器を使用して全出力が１
０００ＭＷｅの原子炉設備の場合、初期の運転時には、
出力５００　Ｍ　Ｗ　ｅで運転するのが好ましい。した
がって、この原子炉設備の最初の建設時にサテライト容
器４四分の配管系を設けておけば、最初の建設時には２
四のサテライト容器を建設するだけでよく、建設に要す
る時間が短縮できる。このばあい、使用しない配管は閉
塞しておき、残り２個のサテライト容器を建設してから
この配管の閉塞部材を取除いてこの配管を接続すればよ
い。

本発明の原子炉設備は１個の原子炉容器、少なくとも１
個のレシーバ容器、およびこれらの容器を連通ずる配管
系を備えている。この配管系は、上記の原子炉容器から
高温の液体金属冷却材をレシーバ容器に送るホットレグ
配管と、このレシーバ容器から低温になった冷却材を原
子炉容器に送るコールドレグ配管とから構成されている
。この液体金属冷却材としては、例えば液体ナトリウム
が使用される。そして、上記のホットレグ配管およびコ
ールドレグ配管には、それぞれ２重のベローズ機構が設
けられ、この配管や容器の熱変形を吸収するように構成
されている。また、これらベローズ機構の交換や修理の
ため、これらのベローズ機構に近接して作業するための
手段が設けられている。

なお、上記のレシーバ容器とは、サテライト容器、熱交
換器、蒸気発生器、ポンプ等を総称するものである。な
お、本明細書中では、以後このレシーバ容器をその一例
としてのサテライト容器として説明する。

そして、本発明の原子炉設備は、液体ナトリウム冷却材
が原子炉容器内の炉心を通過して高温に加熱され、この
冷却材はサテライト容器内の熱交換器または蒸気発生器
に送られる。

上記のホットレグ配管系は、−本の配管から構成され、
その両端部は原子炉容器およびサテライト容器にそれぞ
れ連通し、この原子炉容器から高温の冷却材をサテライ
ト容器に送る。この配管は、冷却材が流通する内側スリ
ーブとこれを囲む外側スリーブとを備え、この外側スリ
ーブは上記のベローズ機構を囲んでいる。この配管の一
端部は、ハウジング及びシュラウドサポートを介して原
子炉容器に一体的に接続され、これらのハウジングおよ
びシュラウドサポートは温度変化による過大な熱応力が
この配管に発生するのを防止するように構成されている
。また、サテライト容器側の端部は、ハウジングおよび
サポートによって保護され、また上記のベローズ１構の
伸縮に対応して自由に移動できるように構成されている
。

また、上記の内側スリーブと外側スリーブとの間は、流
通しない液体ナトリウムが充満するチャンバとして形成
され、このベローズ機構の部分の温度変動を緩和するよ
うに構成されている。また、このチャンバの上部は、必
要に応じて断熱層が被覆されている。この発明のベロー
ズ機構は、−次冷却材である液体ナトリウムの運転時の
温度（約５１０°Ｃ）に耐えるように構成されている。

このベローズ機構は、上記流通しない液体ナトリウムが
充填されたチャンバ内の上部に配置され、またこのベロ
ーズ機構はこの配管の略中央部に配置されている。この
ような配置によって、このベローズ機構が急激な温度変
化にざらされるのを防止する。また、好ましくは、上記
の流通しない液体ナトリウムが充填されるチャンバ内に
は、断熱層が被覆され、ベローズ機構の温度変化を緩和
し、その温度を金属の疲労が生じない温度（たとえば約
４２７°Ｃ）以下に保持する。

このホットレグ配管系に使用されるベローズ１構は、Ａ
ＳＭＥ　　Ｃｏｄｅ　　５ｅｃｔｉｏｎ　　ｍＣ１ａｓ
ｓ　　Ｉ　　型（Ｒ，１，Ｊｅｔｔｅｒ他、ＡＳＭＥ　
　Ｐｒｅｓｓｕｒｅ　　Ｖｅｓｓｅｌ＆　　　Ｐｉｐｉ
ｎｇ　　　Ｄｉｖｉｓｉｏｎ　　　Ｖｏｌ。

５１　　ｐｐ、ｉ〜９に記載されているｒＭｅｔａｌｌ
ｉｃ　　１３ｅｌｌｏｗｓ　　ａｎｄＥＸＤａｎｔｉｏ
ｎ　　ＪＯｉｎｔＳＪを参照）のものが使用される。こ
のベローズ機構には、一対のベローズが設けられ、これ
らのベローズはステンレス鋼その他の金属の肩板を波型
に成形して構成されている。これらのベローズは、上記
のホットレグ配管系の内側スリーブが液体ナトリウム冷
却材の温度変化によって伸縮した場合に、その端部が水
平方向に移動するのを許容する。また、このように一対
のベローズが設けられているので、この内側スリーブの
端部が接続されている原子炉容器およびサテライト容器
が鉛直方向に伸縮した場合の変位を吸収するのに好都合
である。

上記の原子炉容器内の炉心を通過したへ温の冷却材は、
上記のホットレグ配管を介してサテライト容器に送られ
る。この流通される高温の冷Ｅｎｔｔ熱は、この内側ス
リーブの上方に形成されたチャンバ内に充填されている
流通しない液体ナトリウムに伝達される。そして、上記
のベローズおよび内側スリーブは温度変化に対応して伸
縮する。

また、舶記のコールドレグ配管は、原子炉容器およびサ
テライト容器の下部に上記のホットレグ配管と平行に配
置されている。そして、サテライト容器の下部から低温
の冷却材このコールドレグ配管を介して原子炉容器の下
部に送られるように構成されている。

このコールドレグ配管は、上記のホットレグ配管と同様
に内側スリーブと外側スリーブとから構成されている。

このコールドレグ配管の内側スリーブには、ノズルディ
フューザが設けられ、サテライト容器内に突出している
。このディフューザ部の端部には、複数の入口孔を有す
る導入機構が設けられている。この導入機構はじようご
形をなし、゛このサテライト容器内のポンプに接続され
、このサテライト容器の下部から低温の冷却材を吸い上
げる吸い上げ部を構成している。

また、この内側スリーブ端部は、炉心の入口ブレナムに
接続され、低温の冷却材がこの炉心内に供給されるよう
に構成されている。

このコールドレグ配管は、サテライト容器に対して往復
移動自在に構成されている。この往復移動機構は、内側
スリーブに取付けられたトランクを備え、このトラック
の下面は外側スリーブの底部に互いに離間して設けられ
た複数のローラによって支持されている。そして、この
内側スリーブをサテライト容器に対して移動させること
により、ベローズ機構を露出させ、その修理および交換
をなすことができる。あるいは、上記の構成とは別に、
ローラを内側スリーブの下面に設け、トラックを外側ス
リーブの底面に取付けてもよい。このようにしても、こ
の内側スリーブをサテライト容器に対して往復移動自在
とすることができる。

また、この内側スリーブを囲み、このコールドレグ配管
の全長にわたって副通路が形成され、この通路を介して
サテライト容器の下部と原子炉容器の下部ブレナムとの
間を冷却材が流通する。

また、このコールドレグ配管にも少なくとも１個のベロ
ーズ１５Ｎ惰設けられ、このベローズ門構は上記のホッ
トレグ配管のものと同様なくＡＳＭＥ３ｅｃｔｉｏｎ　
　ＩＩ［、Ｃ１ａｓｓＩ）ベローズ機構が使用されてい
る。

また、これらホットレグ配管およびコールドレグ配管を
含むこの原子炉設備を囲んで、安全容器が設けられ、こ
の安全容器は安全パイプを備え、この安全パイプには、
伸縮自在なベローズ門構が設けられ、このベローズ機構
は　ＡＳＭＥＳｅｌＣｔｉＯｎ　　ＩＩ［、Ｃ１ａｓｓ
　　ＩＩ形のものが使用される。この安全容器は、万一
このホットレグ配管またはコールドレグ配管から放射化
された一次冷却材が漏洩した場合にこれが外部に漏洩す
るのを防止するものである。この安全容器は、シリカ等
の断熱材で被覆されている。

この安全容器内には不活性ガスが充填され、万一液体ナ
トリウム冷却材が漏洩した場合にその醇化反応を防止す
るように構成されている。この安全容器内の不活性ガス
の圧力は遠隔的に測定され、この安全容器の破損を監視
するように構成されている。

この安全容器の外側は空気によって冷却され、この周囲
のコシクリート壁の温度が６６°Ｃ以下となるように維
持されている。また、この空気によって安全容器および
安全パイプが冷却されることにより、この配管およびベ
ローズ機構の除熱をなすように構成されている。また、
ベローズｌ［を金属の疲労温度以下たとえば約４２７°
Ｃ以下に維持するために必要な場合には、この安全パイ
プの上部の断熱材を取除いてもよい。

また、本発明の原子炉設備には、上記のホットレグ配管
およびコールドレグ配管内に冷却材の流れを遮断する遮
断手段が設けられ、この冷却材の流れを遮断することに
よってベローズ機構を修理または交換することかできる
。この遮断機構は、上記のホットレグ配管およびコール
ドレグ配管の内側スリーブの原子炉容器内開口部を開閉
するカバーを漏えており、このカバーの開閉により冷却
材の流れを遮断する。そして、このカバーによって冷却
材の流れが遮断された場合には、この配管系のべＯ−ズ
機構の交換や修理をおこなうことができる。

また、このホットレグ配管またはコールドレグ配管の原
子炉容器近傍で冷却材の漏洩が発生した場合のバックア
ップ装置として、補助冷却機構が設けられ、この遮断機
構の近傍の冷却材の温度をナトリウムの凝固温度（約９
３°Ｃ）以下に冷却し、この冷却材をこの遮断機構の近
傍で凝固させることにより漏洩を防止できるように構成
されている。

本発明の原子炉設備は、ベローズ機構の修理や交換が容
易におこなうことができる。ざらに、このベローズ１ｌ
ＩＩ！ｌの修理や交換の際に、原子炉容器から冷却材を
排出する必要がない。すなわち、この修理や交換の際に
は、上記の遮断機構によって、ホットレグ配管やコール
ドレグ配管に流通する冷却材を遮断することができる。

さらに、上記ホットレグ配管およびコールドレグ配管の
ベローズ機構は、原子炉容器およびサテライト容器の中
間部に配置されている。従来の原子炉設備では、このベ
ローズｉ構は配管系のサテライト容器内の位置に配置さ
れていた。このため、このベローズ機構やその他このサ
テライト容器内の機器の修理や交換が困難であった。

本発明の原子炉設備では、ホットレグおよびコールドレ
グ配管を介して冷却材が以下の如く流れる。まず、原子
炉容器の下部の低温（約３５４℃）の冷却材は、炉心内
に流入し、核反応によって高温に加熱される。この炉心
内には、核分裂物質と核分裂しない物質とが存在してい
るので、この冷却材は不均一に加熱される。

この高温に加熱された冷却材は、制御棒を収容した炉心
上部構造物内に流れる。そして、この冷ＦＡ材はランダ
ムに流れ、混合されて約５３６”Ｃの均一な温度となる
。そして、この冷却材はこの炉心上部構造物からこの原
子炉容器の上部ブレナムに流れる。この原子炉容器とホ
ットレグ配管のノズル部との間の開口は、前記のハウジ
ングおよびシュラウドサポートとによってこの冷却材の
流れの変動による温度変化から保護される。

この原子炉容器内の冷却材の液面に対して、上記のサテ
ライト容器内の冷却材の液面は低くなっているので、こ
の高温の冷却材はこの原子炉容器内からホットレグ配管
を介してサテライト容器内に流れる。そして、このホッ
トレグ配管の内側スリーブ内を流れる高温の冷却材によ
って、この内側スリーブと外側スリーブとの間チャンバ
内に充満している流通しない液体ナトリウムが加熱され
る。そして、この原子炉容器、サテライト容器およびホ
ットレグ配管の熱膨張によって、このホットレグ配管に
設けられているベローズ機構が伸縮し、またこの内側ス
リーブはその一端部のみが原子炉容器に固定されている
ので、水平方向に自由に伸縮する。

そして、この高温の冷却材はこのホットレグ配管からサ
テライト容器の上部に流入し、重力によって熱交換器ま
たは蒸気発生器の入口孔に流入する。そして、この冷却
材はこの内部にあるコイル管またはその他の熱交換要素
を介して熱交換され、その温度が約３５４°Ｃまで低下
する。そして、この冷却材はさらに下降し、ポンプコラ
ムに流入し、コールドレグ配管に送られる。

このポンプコラムは、このサテライト容器内の高さ方向
の略全長にわたって設けられ、その内部にはポンプが収
容されている。このポンプは、このポンプコラムの底部
にある入口孔から低温の冷却材を吸入し、この冷却材を
上方に送り、この冷却材を加圧してコールドレグ配管の
内側スリーブに送る。また、この内側スリーブの端部に
設けられている導入１構の入口孔から、このサテライト
容器内の別の冷却材がこの内側スリーブ内に吸入される
。

すなわち、上記のポンプが作動している場合には、この
内側スリーブに流入する加圧された冷却材の噴流が低圧
を発生し、上記の導入門構の入口孔を介してこのサテラ
イト容器の底部にある冷却材を吸入するものである。ま
た、この導入門構に近接して設けられているディフュー
ザによってこの冷却材の噴流が拡散されて乱れのない流
れとなって上記の原子炉容器内に送られる。

本発明の原子炉設備は、原子炉容器内の冷却材を排出す
ることな（、ホットレグ配管およびコールドレグ配管の
ベローズ機構の修理および交換ができる。この場合には
、まず中性子吸収棒を炉心内に挿入して原子炉を停止し
、冷却材の温度を約２０４〜２３２°Ｃ程度まで低下さ
せる。

次に、このホットレグ配管の内側スリーブの原子炉容器
内開口を遮断機構の可動のカバーで閉塞する。これによ
って、高温の冷却材の内側スリーブへの流通が遮断され
る。したがって、サテライト容器内の冷却材の液面が低
下し、この夜面がホットレグ配管より低い位置になると
この内部の冷却材がサテライト容器内に流れ出し、この
ホットレグ配管内が空になる。そして、ベローズ８！　
（Ｎの部分の安全容器を取除き、このベローズ機構を露
出させる。このベローズ機構の底部に残っている冷却材
はドレンバルブを介して排出する。

そして、この冷却材の排出が終了したら、このベローズ
機構の近傍で内側スリーブを切断し、このベローズ機構
を取外す。そして、修理したベローズ機構または両側に
スリーブ部分のある新たなベローズ機構をこの取外した
部分に挿入し、このサテライト容器側のスリーブ部分を
内側スリーブの切断部分に溶接する。次に、この内側ス
リーブごとこのベローズ機構を水平方向に移動させ、他
方のスリーブ部分を内側スリーブの切断部分に衝合させ
て溶接する。

そして、この溶接が終了したら、安全パイプを復旧し、
このベローズ機構の交換または■理を完了する。そして
、上記の遮断機構のカバーを開ける。したがって、冷却
材がこの修理の完了したホットレグ配管を介してサテラ
イト容器内に流入し、口のサテライト容器内の液面が元
のレベルに復帰し、この状態で炉心からｖＩＩＩＩ棒を
引抜き、この原子炉の運転を再開する。

また、必要な場合には、上記のホットレグ配管およびコ
ールドレグ配管のベローズ機構を交換する場合に、これ
と同時に安全容器のベローズ機構を交換してもよい。

また、上記のコールドレグ配管のベローズ機構を交換す
る場合には、このコールドレグ配管の内側スリーブを原
子炉容器の入口ブレナムスリーブから外し、また上記ホ
ットレグ配管の場合と同様にこの内側スリーブの開口を
遮断機構によって閉塞する。そして、このサテライト容
器内のポンプａＸを上方に引扱き、このサテライト容器
内の冷却材を排出する。よって、このサテライト容器の
下部も空になり、このコールドレグ配管を移動させベロ
ーズ機構を露出させることが可能となる。

そして、この内側スリーブを空になったサテライト容器
の下部内に移動させ、ベローズ機構の交換等をなす。　
　′ そして、この取外したベローズ機構を新たなベローズ機
構に交換または修理した後、このベローズ機構を前記ホ
ットレグ配管の場合と同様に溶接する。そして、この内
側スリーブを元の位置まで移動させる。さらに、ポンプ
装置をこのサテライト容器内の元の位置まで下降させ、
別の貯溜タンクに貯溜されていた冷却材をこのサテライ
ト容器内に戻す。そして、この内側スリーブの原子炉容
器内の開口を閉塞していた遮断機構を開放させ、またこ
の内側スリーブと原子炉容器内の炉心の入口プレナムス
リーブとを再び接続し、この炉心への冷却材の流路を復
旧する。

また、前記のホットレグ配管およびコールドレグ配管の
ベローズ機構に接近して作業するための通路が上記の原
子炉容器とサテライト容器との間に形成されている。こ
れらの通路は、作業員が通過でき、またベローズ機構の
交換や修理のための機器を運搬できるような十分に大き
な寸法を有している。

［実施例］以下、図を参照して本発明の詳細な説明する。

第１図には本発明の液体ナトリウム冷却形原子炉１０を
示し、この原子炉はコンクリート壁１１によって囲まれ
、この内部には原子炉容器１２およびサテライト容器１
４が収容されている。なお、後に説明するように、１個
の原子炉容器１２に複数のサテライト容器１４を接続し
てもよい。上記の原子炉容器１２内には炉心１６が収容
され、この炉心内には核燃料が装荷されている。また、
この原子炉容器の上部ブレナム部１９には炉心上部機構
１７が設けられ、この内部には制（社）捧１８が配置さ
れている。また、上記のサテライト容器１４内には、蒸
気発生器として作用する熱交換器２０およびポンプコラ
ム２２が収容されている。

そして、この原子炉容器１２とサテライト容器１４とは
ホットレグ配管２４およびコールドレグ配管２６とによ
って連通され、液体ナトリウムの冷却材はこれらの配管
を介してこれらの容器の間を循環するように構成されて
いる。

上記のホットレグ配管２４は、内側スリーブ２８と外側
スリーブ３０とから構成されている。

そして、この内側スリーブは、上記の原子炉容器１２の
上部プレナム１９からサテライト容器１４に高温の冷却
材を流通させる流路３２として構成されている。また上
記の外側スリーブ３０は、第２図に示すように、上記の
内側スリーブ２８およびＡＳＭＥ　　５ｅｃｔｉｏｎ　
　！Ｉ［、Ｃ１ａＳＳＩ型のベローズ１１３４を囲んで
いる。

また、第４図に示すように、上記のホットレグ配管２４
の端８１Ｓ３６は、上記の原子炉容器１２内においてハ
ウジング３８およびシュラウドサポート３９を介してこ
の原子炉容器１２に取付けられている。このハウジング
３８およびシュラウドサポート３９は、この原子炉容器
の上部プレナム１９の温度変動に対して、この容器内の
開口部のノズル部を保護している。

この端部３６の原子炉容器１２の上部ブレナム１９内の
部分には、入口ボート４２が形成され、この入口ボート
にはリム４４が形成されている。

この入口ボート４２は、第４Ａ図に示すような副冷却装
＠５０および第４図に示すようなシーリング機構５２に
対応して設けられている。

また、この゛ホットレグ配管のサテライト容器１４内の
他端部４０は、この内側スリーブ２８の熱膨張および後
述するベローズ８Ｉ構３４の取外しの際に水平方向に移
動できるように構成されている。また、この他端部４０
のサテライト容器１４内の部分には、出口ボート４６が
形成され、この出口ポートにはリム４８が設けられてい
る。

また、第２図に示すように、上記のベローズ門構３４の
部分には上記内側スリーブ２８と外側スリーブ３０との
間にチャンバ５３が形成されている。このチャンバ５３
内には、流通しない液体ナトリウムが充満されており、
この液体ナトリウムによって上記のベローズ機構３４の
温度変化を緩和するように構成されている。すなわち、
この内側スリーブ２８内を流通する高温の冷却材によっ
て、この内側スリーブ２８が加熱される。そして、この
チャンバ５３内の液体ナトリウムがこの熱を吸収する。

そして、この液体ナトリウムはこの熱を外側スリーブ３
０およびベローズ機構３４に搬送する。上記の原子炉容
器１２およびサテライト容器の熱膨張、およびこの外側
スリーブ３０自身の熱膨張によって、この外側スリーブ
３０が熱変形し、これによって上記のベローズ機構３４
が変形する。これら原子炉容器１２、サテライト容器１
４およびこれらに接続された配管の鉛直方向、水平方向
および横方向の変位は、上記のベローズ機構３４によっ
て吸収される。また、必要に応じて、上記野外側スリー
ブ３０の底部に断熱層５９を被覆することもでき、この
ようにすれば、このベローズ機構の付近の熱変形を軽減
することができる。この断熱層５つは、たとえば間に空
気の層を介在させた複数の金属板から構成される。

また、このホットレグ配管２４の外側スリーブ３０に沿
って、安全容器５４が設けられ、この安全容器は安全バ
イア５６を備えており、万一このホットレグ配管２４か
ら放射化された一次冷却材が漏洩した場合にこれが外部
に拡散するのを防止するように構成されている。そして
、第２図に示すように、この安全パイプ５６の上面は、
シリカその他の材料からなる断熱沿う５５が被覆されて
いる。また、第３図に示すように、この安全容器５４に
は上記の安全パイプ５６が備えられており、この内部に
は不活性ガス（たとえばアルゴンガス）等が充填され、
またこの安全バイア５６にはＡＳＭＥ　　５ｅｃｔｉｏ
ｎ　　ｍ　　Ｃ１ａｓｓ　　ＩＩ型のベローズ機構５８
が設けられている。また、この安全容器５４周囲には流
路５７く第１図参照）が形成され、この流路を空気が流
れてこの安全容器を冷却し、この安全容器の周囲のコン
クリート壁の温度を約６６゛Ｃ以下に維持するように構
成されている。

また、第１図に示すように、上記のホットレグ配管２４
の下方にはこれと平行にコールドレグ配管２６が設けら
れ、上記のサテライト容器１４の下部から低温の冷却材
を原子炉容器１２の下部ブレナムに戻す流路６０を構成
している。

このコールドレグ配管は内側スリーブ６２を備え、その
出口ボート６４は上記原子炉容器１２内に開口している
。すなわち、この出口ボート６４は、炉心下部プレナム
スリーブ８８に接続され、低温の冷却材がこの炉心１６
内に供給されるように構成されている。また、この内側
スリーブ６２には入口ボート６６が形成され、上記のサ
テライト容器１４内に開口している。すなわち、この内
側スリーブ６２は、ポンプコラムスリーブ９４接続され
、低温の冷却材をこのサテライト容器１４からこのコー
ルドレグ配管２６に連続的に供給するように構成されて
いる。

また、上記の外側スリーブ６８は、上記の内側スリーブ
およびこのコールドレグ配管２６のべ０−ズ機構７０を
囲んで配置されている。　なお、このベローズ機構は、
たとえば　ＡＳＭＥｓｅｃｔｉｎ　　ｍ　　Ｃ１ａｓｓ
　　Ｉ型のものが使用される。

また、上記の内側スリーブ６２と外側スリーブ６８との
間はａＩ流路７２に形成され、この流路を介して上記の
原子炉容器１２とサテライト容器１４との間を冷却材が
両方向に流通するように構成されている。この流路７２
によって、サテライト容器１４の底部が、原子炉容器１
２の下部ブレナム１３を介して連通されている。そして
、このサテライト容器１４の底部１５内の低温の冷が材
が副入ロボート７３を介してこの副流路７２内に流れ、
ざらに朝出ロボート７５を介して原子炉容器１２内の下
部ブレナム１３に流れる。また、これとは逆に、この副
流路７２を介して原子炉容器１２の下部ブレナム１３か
らサテライト容器１４の底部１５に冷却材が流れること
もできる。

また、上記の内側スリーブ６２の下面にはトラック（図
示せず）が取付けられ、このトラックは副流路７２の底
面に設けられた複数の受はロー５７８によって支持され
ている。または、上記の支持ローラ７８を上記の内側ス
リーブ６２の下面に取付け、上記のトラックを外側スリ
ーブ６８の底面に取付けてもよい。このような構成によ
って、上記の受はローラ７８に案内されてこの内側スリ
ーブ６２はサテライト容器１４内に出入りするように移
動自在であり、この移動のストロークは後述するように
ベローズ機８９７０を交換等する場合に十分な長さに設
定されている。

上記の内側スリーブ６２の一端部８０は上記の原子炉容
器１２内に開口されており、また他Ｄ８部８２は上記の
サテライト容器１４内に挿入されている。この一端部８
０には、出口ボート６４が形成され、この出口ボートに
はリム８６が形成され、第１図に示すようにこのリムは
炉心の入口プレナムスリーブ８８に嵌合し、加圧された
低温の冷却材がこのコールドレグ配管２６を介して炉心
１６内に供給されるように構成されている。

また、この内側スリーブ６２の他端部８２はサテライト
容器１４内に開口しており、この他端部−にはディフュ
ーザ部９０および導入部９２が設けられ、この導入部に
は開口が形成され、この開口はポンプコラム２２の底部
に形成されたポンプコラムスリーブ９４に連通するよう
に構成されている。そして、加圧された低温の冷却材は
このポンプコラム２２からポンプコラムスリーブ９４を
介してこの導入部９２およびディフューザ部９Ｑに流れ
、上記の内側スリーブ６２および炉心入口プレナムスリ
ーブ８８を介して炉心１６内に流入する。

上記の内側スリーブ６２の導入部９２には複数の入口孔
９６が形成され、上記ポンプコラム２２からこの導入部
９２およびディフューザ部９０に冷却材が流れる際に低
圧が発生し、周囲の低温の冷却材がこれらの入口孔から
吸引されるように構成されている。

また、上述したホットレグ配管２４の場合と同様に、こ
のコールドレグ配管２６も安全容器５４で囲まれている
。この安全容器５４は、万一放射化された一次冷却材が
漏洩した場合に、この冷却材がこの原子炉１０の外部に
拡散するのを防止する隔壁として作用する。この実施例
の原子炉では、この安全容器５４はこの原子炉１０全体
を囲んでおり、放射化された冷却材（たとえば液体ナト
リウム）が万一漏洩した場合にこれを検出し、またこの
内部に充填されているガスを検出するように構成されて
いる。

第３図に示すように、この安全容器５４には安全パイプ
°５６が備えられ、この内部には不活性ガスたとえばア
ルゴンガスが充填され、また第２図に示すように断熱層
５５が被覆されている。また、この安全容器５４の上記
ホットレグ配管２４およびコールドレグ配管２６を囲む
部分には、それぞれ少なくとも１１ｉＩＡのベローズ１
４Ｆ１５８が設けられ、このベローズ機構としては例え
ば　ＡＳＭＥＳｅｃｔｉｏｎ　　Ｉ［Ｉ　　Ｃ１ａｓｓ
ＩＩ型のものが使用される。なお、上記の原子炉容器１
２およびサテライト容器１４の鉛直方向および横方向の
変位を吸収するには、好ましくは２個のベローズ機構５
８が設けられる。これらのベローズ機構５８には、波形
に成形された金属板１２１が設けられ、温度および荷重
の変化に対応してこの金属板が変形してこれを吸収する
。この金属板１２１の端部は、剛性のあるフレーム１２
２によって支持されている。

この安全容器のベローズ機構５８は、その取付は後に漏
洩検査がなされている。この漏洩検査のために、この金
属板１２１の上方に気密空間１２３が形成される。すな
わち、上記の安全バイア５６にはカラー１２４が取付け
られており、このカラーは環状リング１２６に気密に嵌
合し、開口１２７を閉塞するように構成されている。そ
して、このような構成によって形成される気密空間１２
３内を加圧し、このベローズ機構５８の漏洩を検査する
。

また、第２図に示すように、前記ホットレグ配管２４の
二重ベローズ機構３４　　（ＡＳ〜ＩＥＳｅｃｔｉｏｎ
　　ＩＩＩ　　ＣＩａｓｓＩ型〉と同様なベローズ機構
（第１図の符号７０参照）がこのコールドレグ配管２６
にも使用されており、このものは一対の波形の金属板１
０６が近接して配置され、温度および荷重の変化に対応
してこれらが変形するように構成されている。これらの
金属板１０６の両端部は剛性のあるフレーム１０８に取
付けられている。

これらの一対の金属板１０６の間にはチャンバ１１０が
形成され、このチャンバ内にはアルゴンガス等の不活性
ガスが充填されている。また、−番上の金属板１０６の
上方にはキャビティ１１４が形成され、このキャビティ
は出ロア４を介して流通しない液体すトリウムが充填さ
れているチャンバ５３に連通している。

また、好ましい実施例としては、上記のチャンバ１１０
内には圧力検出器の接続部１１６が設けられ、このチャ
ンバ１１０内に充填されている不活性ガスの圧力を検出
できるように構成されている。また、ベローズ機構３４
の端部には、このベローズ機構の伸縮を検出することが
できる手段が設けられている。この手段は、たとえば第
３図に示すように、上記のフレームの一端部に取付けら
れた磁石１１８と、他端部に取付けられた検出器１２０
とから構成され、上記の磁石１１８の移動に対応してこ
の検出器から電気的な信号が発生されるように構成され
ている。

また、第４図に示すように、上記のホットレグ配管２４
およびコールドレグ配管２６には遮断機構５２が設けら
れており、上記のベローズ機構３４．７０を修理または
交換する場合には、これらの遮断機構によって上記原子
炉容器１２からの高温の冷却材およびこの原子炉容器１
２への低温の冷却材の流れを遮断できるように構成され
ている。この遮断機＠５２にはカバー１３０が備えられ
、このカバーにはリム１３２が形成され、このリムは、
上記のホットレグ配管の入口ポート４２のリム４４また
はコールドレグ配管の出口ボート６４のリム８６に嵌合
し、冷ｆＪＩ材の流れを遮断するように構成されている
。そして、上記のポンプによってサテライト容器内の冷
却材を排出することによってこれらホットレグ配管２４
およびコールドレグ配管２６内の冷却材を排出するとと
もに、上記のベローズ窪構３４，７０の底部に接続され
た排出管（図示せず）によってこれらへローズ深構内に
残った冷却材を排出し、これらのベローズｅｌｌｌｉ１
３４．７０が取外し可能となるように構成されている。

また、上記の遮断機構のカバー１３０を使用しない場合
には、ラッチボルト１３４またはその他の適当な手段に
よってこのカバーを原子炉容器１２の内面に保持してお
くように構成されている。

また、これらのカバー１３０が閉塞状態で冷却材の流れ
を遮断する場合には、このカバーは閉塞部材１３６によ
って確実にシールがなされるように構成されている。こ
のカバー１３０はヒンジ１ｌｌｉ１１３７によって回動
されて開閉し、開放状態では上記のラッチボルト１３４
によって原子炉容器１２の内面に保持されるように構成
されている。

また、上記のカバー１３０がｒＪＩＮ状態の場合に、こ
の遮断機構５２の近傍の冷却材をその融点以下に冷却し
、シールをより確実とする副冷却ｖ４構５０が設けられ
ている。

すなわち、第４Ａ図に示すように、上記のカバー１３０
はハウジング３８との間には金属製のがスケット１３８
が介在されている。そして、上記のハウジング３８内に
は冷却媒体流路１４０が形成されている。この冷却媒体
流路１４０は上記のガスケット１３８の近傍に配置ざて
おり、この内部に流通される冷却媒体によって上記のガ
スケット１３８の近傍のナトリウム冷却材をその融点以
下の温度に冷却するように構成されている。そして、こ
のナトリウム冷却材が凝固することによって、このガス
ケット１３８の部分からの漏洩を確実に防止するように
構成されている。上記の冷却媒体（たとえばナトリウム
とカリウムの合金等の液体冷却媒体）は、冷却媒体供袷
灘構（図示せず）から配管１４２を介して上記の冷却媒
体流路１４０内を流通するように構成されている。

次に、上記のベローズ機構３４．７０を修理または交換
のために取外す場合の手順を説明する。

第５図および第７Ａ〜７Ｅ図に示すように、まずホット
レグ配管２４をカバー１３０によって遮断し、冷却材を
排出した後、第７Δ図に示すように安全バイア５６を切
断して取外す。次に第７Ｂ図に示すように、ベローズｌ
ｌｌ１３４のフレーム１０８の端部を切断するとともに
、このべＯ−ズ機構３４の近傍位置において前記の内側
スリーブ２８を切断し、このベローズ機構を取外す。

そして、第７Ｃ図に示すように新しい内側スリーブ２８
を所定の位置に配置して溶接し、また第７Ｄ図に示すよ
うに修理または交換したベローズ機構３４を所定の位置
に配置して溶接する。この後、第７Ｅ図に示すように外
側スリーブ３０を配置して溶接する。そして、安全パイ
プ５６を取付ける。

コールドレグ配管２６のベローズ機構７０の交換または
修理゛の場合も上記の場合と略同様におこなうものであ
るが、この場合にはサテライト容器１４の底部１５内に
あるベローズ機構７０を内側スリーブ６２から取外す必
要がある。このため、第５図に示すように、このベロー
ズ機構７０を取外すに際して内側スリーブ６２を切断す
ることができない。

したがって、上記のベローズ機構７０を取外す場合には
、前記の外側スリーブ６８の底面に設けられたローラ７
８によって支持された内側スリーブ６２を移動させる。

この内側スリーブ６２の下面にはトラック（図示せず）
が取付けられ、このトラックが上記のローラ７８に移動
自在に支持されている。

すなわち、まずサテライト容器１４内の冷却材を排出し
た後、上記のポンプコラム２２をモータ等（図示せず）
によって上方に移動させ、上記の内側スリーブ６２をこ
のサテライト容器内に移動させるための空間を形成する
。そして、熱交換器２０の底部に設けられているギア機
構１４４によってこの内側スリーブ６２を移動させる。

本発明の好ましい実施例によれば、上記の内側スリーブ
６２のディフューザ部９０にはローラ機構１４６が設け
られ、このローラ機構はサテライト容器１４の底部に設
けられたトラック１４８に案内支持され、上記のベロー
ズ機構７０を修理または交換する間、こローラ機構によ
ってもこの内側スリーブ６２を補助的に支持するように
構成されている。

また、安全容器５４に設けられているベローズ１１１１
５Ｂを修理または交換する場合も、上記のホットレグ配
管２４およびコールドレグ配管２６のベローズ濾ｍ３４
．７０の場合と同様な手順でおこなう。

また、上記のホットレグ配管２４およびコールドレグ配
管２６のベローズは構３４．７０を修理または交換する
場合にこれらに接近する場合の通路として、この原子炉
設＠１０の建設時にトンネルが形成されている。

すなわち、第６図に示すように、上記の原子炉容器１２
とサテライト容器１４とは、ホットレグ配管２４とこの
下方にこれと平行に設けられたコ−ルドレグ配管（図示
せず）によっτ連通されている。そして、これらのホッ
トレグ配管２４およびコールドレグ配管２６に接近する
ために第１のトンネル１５０が形成され、またこの第１
のトンネルに出入りするために第２のトンネル１５２が
形成され、これのトンネルは前記のベローズａ構３４．
７０の修理や交換をおこなう際に、人員や各種の曙器が
通過できるように構成されている。

また、前述したように本発明のものは、１個の原子炉容
器に複数のサテライト容器を接続することができる。こ
れらの複数のサテライト容器は、運転開始の初期には作
動されていなくても、これらの複数のサテライト容器を
接続する配管系は最初から建設しておくことが好ましい
。すなわち、建設時には、この原子炉容器に各サテライ
ト容器に接続するためのホットレグ配管およびコールド
レグ配管の一部を最初から１！設しておき、残りのサテ
ライト容器が建設されるまでの間これらの配管の開口を
閉塞しておく。

すなわち、第１図に示すように、原子炉容器１２に接続
されたホットレグ配管およびコールドレグ配管のうちま
だ建設されていないサテライト容器に接続されるべき配
管は、これらが建設されるまで閉塞しておく。

この開口部１６０には、安全容器の一部１６４、外側ス
リーブの一部１６６、内側スリーブの一部１６８が設け
られている。そして、これらの先端部にはカバー１７０
，１７２．１７４がそれぞれ取付けられ、これらをｗＩ
Ｍしている。また、これらの原子炉容器１２１１１１の
開口端には、前述したホットレグ配管２４の内側スリー
ブ２８と同様に入口ボート１７６が設けられ、この入口
ボートにはリム１７８が設けられている。また、上記の
内側スリーブの一部１６８は、ハウジング１８０及びシ
ュラウドサポート１８２を介して原子炉容器１２に接続
されている。そして、前述したと同様なカバー１３０が
この入口ボート１７６を閉塞し、この内部にこの原子炉
容器１２内の冷却材が流入するのを防止している。

そして、残りのサテライト容器が完成したら、上記の安
全容器の一部１６４．外側スリーブの一部１６６、内側
スリーブの一部１６８を閉塞していたカバー１７０，１
７２．１７４を取外し、これらに残りの配管を溶接して
配管系を完成させ、この後上記のカバー１３０を開き、
このカバーを原子炉容器１２の内面に固定する。

上記の原子炉容器１２にはもちろんコールドレグ配管２
６に対応した開口部１６２が設けられている。この開口
部１６２には、上記と同様に安全容器の一部１８４、外
側スリーブの一部１８６が設けられ、これらの先端部は
カバー１８８゜１９０によって閉塞され、またこれらの
基端部はカバー１３０によって閉塞されている。なお、
好ましくはこのコールドレグ配管の場合には、残りのサ
テライト容器が完成するまで内側スリーブは設けないほ
うがよい。

すなわち、この内側スリーブは、このりのサテライト容
器が完成した後、前記の炉心入口ブレナム８８に接続さ
れる。もちろん、この内側スリーブ開口部１６２から挿
入されるまで、この炉心入口ブレナム８８は第１図に示
すようなカバー、１９２によって閉塞されている。

【図面の簡単な説明】

図は本発明の実施例を示し、第１図は１個の原子炉容器
に１個のサテライト容器が接続されている場合の縦断面
図、第２図はホットレグ配管およびコールドレグ配管の
ベローズ機構の部分の縦断面図、第３図は安全容器のベ
ローズ機構の部分の縦断面図、第４図はホットレグ配管
と原子炉容器との接続部の水平方向の断面図、第４Ａ図
は第４図の一部の拡大図、第５図はベローズ機構の取外
し状態におけるサテライト容器およびホットレグ。コールドレグ配管の縦断面図、第６図は作業用の通路を
示す水平方向の断面図、第７八図ないし第７Ｅ図はベロ
ーズ機構の交換の手順を示すＩＲ略的な縦断面図である
。１０・・・原子炉設備、１２・・・原子炉容器、１４・
・・サテライト容器、１６・・・炉心、２４・・・ホッ
トレグ配管、２６・・・コールドレグ配管、２８・・・
内側スリーブ、３４・・・ベローズ改構。

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉において、（ａ）原子炉容器を備え、この原子炉容器内には炉心と
、この炉心内で発生する熱を搬送する液体金属冷却材を
流通させる手段と、この冷却材を導入する入口とを備え
、（ｂ）上記原子炉容器からの高温の冷却材を受ける少な
くとも１個のレシーバ容器を備え、このレシーバ容器内
には上記原子炉容器からの高温の冷却材から熱を除去し
て低温の冷却材とする手段を備え、（ｃ）上記原子炉容器から高温の冷却材を上記のレシー
バ容器に流通させる流路を構成し、上記の原子炉容器お
よびレシーバ容器に対して着脱自在なホットレグ配管を
備え、このホットレグ配管は、［１］上記原子炉容器からの高温の冷却材を流通させる
流路を構成する内側スリーブを備え、この内側スリーブ
の第１の端部は上記の原子炉容器内に開口し、また第２
の端部は上記のレシーバ容器内に開口し、［２］また、上記の内側スリーブを囲むとともに第１の
ベローズ機構を収容した外側スリーブと、［３］上記の内側スリーブと外側スリーブとの間に形成
され、流通しない冷却材が充満されるチャンバを備え、［４］また、上記原子炉容器から上記レシーバ容器に流
通される冷却材を遮断する手段とを備え、（ｄ）上記レシーバ容器から低温の冷却材を上記の原子
炉容器に流通させる流路を構成し、上記の原子炉容器お
よびレシーバ容器に対して着脱自在なコールドレグ配管
を備え、このコールドレグ配管は、［１］低温の冷却材を流通させる流路を構成する内側ス
リーブを備え、この内側スリーブの第１の端部は上記の
レシーバ容器内に開口し、また第２の端部は上記原子炉
容器内に開口し、この内側スリーブは、上記コールドレ
グ配管内の第１の位置と上記レシーバ容器内の第２の位
置との間を移動自在であり、［２］上記内側スリーブの大部分を囲むとともに第２の
ベローズ機構を収容した外側スリーブを備え、この第２
のベローズ機構は上記の内側スリーブが上記第１の位置
から第２の位置に移動した場合に露出され、［３］このコールドレグ配管内の低温の冷却材の流れを
遮断する手段を備え、（ｅ）また、上記第１および第２のベローズ機構の取外
しまたは交換のためにこれらに接近するための手段とを
備えたことを特徴とする原子炉。
（２）前記レシーバ容器は、サテライト容器、熱交換器
、蒸気発生器、ポンプまたはこれらの組合わせであるこ
とを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉
。
（３）前記低温の冷却材を前記レシーバ容器から原子炉
容器に圧送する手段を備えたことを特徴とする前記特許
請求の範囲第１項記載の原子炉。
（４）前記圧送する手段はポンプであり、このポンプに
は前記コールドレグ配管の内側スリーブに着脱自在に接
続されるポンプスリーブを備えていることを特徴とする
前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。
（５）前記第１および第２のベローズ機構はＡＳＭＥＳ
ｅｃｔｉｏｎIIIＣｌａｓｓ I 型のものであることを特
徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。
（６）前記第１および第２のベローズ機構にはそれらの
伸縮を検出する手段が設けられていることを特徴とする
前記特許請求の範囲第５項記載の原子炉。
（７）前記液体金属冷却材は液体ナトリウム冷却材であ
ることを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原
子炉。
（８）前記ホットレグ配管内の冷却材の流れを遮断する
手段は、移動自在なカバーを備え、このカバーは冷却材
の流れを許容する開放位置と、このホツトレグ配管の内
側スリーブの第１の端部を閉塞して原子炉容器からの冷
却材の流れを遮断する閉塞位置との間を移動するもので
あることを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の
原子炉。
（９）前記コールドレグ配管内の冷却材の流れを遮断す
る手段は、移動自在なカバーを備え、このカバーは冷却
材の流れを許容する開放位置と、このコールドレグ配管
の第２の端部を閉塞してレシーバ容器からの冷却材の流
れを遮断する閉塞位置との間を移動するものであること
を特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。
（１０）前記ホットレグ配管は、前記内側スリーブの第
１の端部にある移動自在なカバーが閉塞状態の場合にこ
の接続部分の冷却材を凝固させる手段を備えていること
を特徴とする前記特許請求の範囲第９項記載の原子炉。
（１１）前記冷却材を凝固させる手段は、前記接続部分
の近傍に設けられ冷却媒体が流通されるチャンバと、こ
の冷却媒体を供給する手段と、この冷却媒体の供給手段
と上記のチャンバとを連通する手段とを備え、この冷却
媒体を前記の接続部分の近傍のチャンバに流通させるこ
とにより、この接続部分の近傍の冷却材の温度をその凝
固温度以下に低下させ、この冷却材を凝固させることを
特徴とする前記特許請求の範囲第９項記載の原子炉。
（１２）前記コールドレグ配管は、複数のローラとこの
ローラを受けるトラックとを備え、これらのローラは上
記のトラックに案内され、これによって前記の内側スリ
ーブがこのコールドレグ配管内の第１の位置と前記レシ
ーバ容器内の第２の位置との間を移動自在であることを
特徴とする前記特許請求の範囲第４項記載の原子炉。
（１３）前記コールドレグ配管の内側スリーブは、外面
に前記トラックを有する円筒状の部分と、この第１の端
部に設けられた導入部とを備え、この導入部には前記レ
シーバ容器内のポンプスリーブに着脱自在に接続される
開口部と、このレシーバ容器内の冷却材を吸入する複数
の導入孔とを備え、またこの導入部の一端部と上記の内
側スリーブの円筒状部分との間に設けられたディフュー
ザ部とを備え、前記ポンプによってこのレシーバ容器内
の冷却材がこのコールドレグ配管の内側スリーブを介し
て前記原子炉容器に送られることを特徴とする前記特許
請求の範囲第１２項記載の原子炉。
（１４）前記コールドレグ配管には、前記内側スリーブ
と外側スリーブとの間に副流路が形成され、この副流路
の第１の端部は前記レシーバ容器内に連通し、また第２
の端部は原子炉容器内に連通し、この副流路を介してレ
シーバ容器内の低温の冷却材が原子炉容器に流通される
ことを特徴とする前記特許請求の範囲第１４項記載の原
子炉。
（１５）前記ホットレグ配管およびコールドレグ配管の
外側スリーブを囲む安全容器が設けられ、この安全容器
の前記外側スリーブに対応する部分にはＡＳＭＥＳｅｃ
ｔｉｏｎIIIＣｌａｓｓII型のベローズ機構と、安全パ
イプとが設けられ、この安全パイプ内には不活性ガスが
充填され、またこの安全容器の温度を制御する手段が設
けられていることを特徴とする前記特許請求の範囲第１
項記載の原子炉。
（１６）前記安全容器には、前記ベローズ機構の漏洩を
検査する手段が設けられ、この検査する手段は、この安
全パイプの下面に取付けられたバーと、このバーに着脱
自在に取付けられた環状のカラーとを備え、これらによ
って上記のベローズ機構内の気密が維持され、またこの
気密の空間内の圧力を検出する手段を備えていることを
特徴とする前記特許請求の範囲第１５項記載の原子炉。
（１７）前記安全パイプの少なくとも上面には断熱層が
被覆されていることを特徴とする前記特許請求の範囲第
１５項記載の原子炉。
（１８）前記原子炉容器には、前記ホットレグ配管の第
１の端部近傍を温度変化から保護する手段が設けられて
いることを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の
原子炉。
（１９）前記ホットレグ配管の端部を保護する手段は、
この周囲を囲むとともに原子炉容器の壁に取付けられた
ハウジングおよびシユラウドサポートとを備え、これら
のハウジングおよびシユラウドサポートはこの原子炉容
器の壁に永久的に取付けられていることを特徴とする前
記特許請求の範囲第１８項記載の原子炉。
（２０）前記コールドレグ配管の内側スリーブには、こ
の内側スリーブのディフューザ部の外面に少なくとも一
対の第２のローラが設けられ、またレシーバ容器にはこ
の第２のローラを受ける第２のトラックが設けられ、こ
れら第２のローラとトラックによってこのコールドレグ
配管の内側スリーブがその第１の位置と第２の位置との
間を移動自在に案内されていることを特徴とする前記特
許請求の範囲第１３項記載の原子炉。
（２１）前記ポンプスリーブはその一端部がポンプ手段
に接続され、またその他端部は前記コールドレグ配管の
内側スリーブに着脱自在に接続され、また前記レシーバ
容器には、このポンプ手段を、そのポンプスリーブが前
記の導入部に接続され冷却材を流通させる第１の位置と
、このポンプ手段を上記の導入部より上方に移動させ内
側スリーブがこのレシーバ容器内に挿入可能となる第２
の位置との間を移動させる手段が設けられていることを
特徴とする前記特許請求の範囲第４項記載の原子炉。
（２２）前記第１および第２のベローズ機構に近接する
手段を備え、この近接する手段は第１および第２のベロ
ーズ機構と平行な一対のトンネルと、この第１および第
２のトンネルに接続された第３のトンネルとを備え、こ
れらのトンネルは上記第１および第２のベローズ機構の
修理または交換の作業に十分な寸法を有していることを
特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原子炉。
（２３）前記入口は前記コールドレグ配管の内側スリー
ブの第２の端部に着脱自在に接続され、このコールドレ
グ配管から炉心に低温の冷却材が流通される流路を構成
していることを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記
載の原子炉。
（２４）前記高温の冷却材から除熱する手段は、熱交換
器または蒸気発生器であることを特徴とする前記特許請
求の範囲第１項記載の原子炉。
（２５）前記原子炉容器内の炉心を別のレシーバ容器に
接続する手段を備えていることを特徴とする前記特許請
求の範囲第１項記載の原子炉。
（２６）前記接続する手段は、前記原子炉容器に形成さ
れた少なくとも一対の開口部を備え、この開口部には少
なくともホットレグ配管のおよびコールドレグ配管の一
部がそれぞれ設けられ、これらには原子炉容器内の冷却
材の流出を防止する着脱自在なカバーが取付けられてい
ることを特徴とする前記特許請求の範囲第１項記載の原
子炉。
（２７）前記第１のベローズ機構の温度を４２７℃以下
に維持する手段が設けられていることを特徴とする前記
特許請求の範囲第１項記載の原子炉。
（２８）前記温度を維持する手段は、前記外側スリーブ
の内面に設けられた断熱手段であることを特徴とする前
記特許請求の範囲第２７項記載の原子炉。