JP2634739B2 - 液体金属冷却原子炉プラント - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は１９８５年４月２日に付
与された米国特許第４，５０８，６７７号に開示されて
いる型のような、熱を生成する核***性燃料コアを液体
金属プールの中に充分に浸した液体金属冷却原子炉プラ
ントの改良に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】液体ナトリウムまたはナトリウム−カリ
ウム金属冷却の発電用原子炉の運転中に、緊急事態に対
処するためまたは定期保守サービスを実行するため、燃
料の核***反応を停止することが必要となることがあ
る。原子炉の停止は核***性燃料のコア内に中性子吸収
制御棒を挿入して、核***を生じるために必要な中性子
を燃料から奪うことにより行われる。しかし、停止して
いる原子炉内での燃料の崩壊によって大量の熱が発生し
続けるので、これを原子炉ユニットから消散しなければ
ならない。

【０００３】液体金属冷却材および隣接した構造の熱容
量は残留熱の消散を助ける。しかし、原子炉の構造物質
は長時間の高温に安全に耐えることができないことがあ
る。たとえば、代表的な収容サイロの壁のコンクリート
は高温を受けると、広がってひび割れすることがある。
したがって、運転停止中に原子炉構造から熱を安全に除
去するため、一般に補助冷却系が使用される。

【０００４】従来の原子炉では、原子炉から熱を消散す
るために様々な複雑なエネルギー駆動の冷却系が用いら
れてきた。停止を生じる多くの状況では、冷却系のエネ
ルギー源が冷却系自体を故障させる。たとえば、コア冷
却を行うためのポンプおよび換気系が故障することがあ
る。更に、運転員の介在が必要な場合、運転員が適当な
対策を講じることができないという予見可能なシナリオ
がある。最も信頼でき、望ましい冷却系は、状態に拘わ
らず、停止後に発生する残留熱を継続的に除去し得る完
全な受動系である。

【０００５】冷却材としてナトリウムまたはナトリウム
−カリウムを使用する、米国特許第４，５０８，６７７
号に開示されたモジュール型のような液体金属冷却原子
炉には多数の利点がある。水冷原子炉は水の沸点または
その近くで運転される。温度が著しく上昇すると、蒸気
が発生し、圧力が増大する。これと対照的に、ナトリウ
ムまたはナトリウム−カリウムの沸点は極めて高く、１
気圧で華氏１８００度のレンジにある。原子炉の通常の
運転温度は華氏約９００度のレンジにある。液体金属の
沸点が高いため、水冷原子炉およびそれが発生する蒸気
に伴う圧力問題が解消する。液体金属の熱容量により、
原子炉内の物質故障の危険無しにナトリウムまたはナト
リウム−カリウムを華氏数百度に加熱することができ
る。

【０００６】プール形液体金属冷却原子炉用の原子炉容
器は本質的に上面が開いた円筒形のタンクであり、容器
壁の一体性を妨げる孔は無い。一次容器から液体金属が
漏れないようにするために、側壁および底壁の封止は欠
くことができない。容器の表面は安全の考慮で必要とさ
れる厳しい検査のためアクセス可能でなければならな
い。

【０００７】代表的なナトリウム冷却原子炉では、二つ
のレベルの熱伝達ナトリウムループまたは冷却回路が使
用される。通例、単一の一次ループおよび二つ以上の二
次ループが使用される。一次熱伝達ループには燃料棒に
よって加熱される非常に放射性のナトリウムが含まれて
いる。一次ループは熱交換器を通過し、熱を非放射性の
二次ナトリウムループの中の一つと交換する。一般に、
一つのループの故障の際に冗長な二次熱伝達ループを含
むようにナトリウム冷却原子炉が設計される。

【０００８】制御棒を充分に挿入することにより原子炉
が停止すると、残留熱はプラントの熱容量に従って生成
され、消散され続ける。原子炉が長時間、全出力になっ
ていたとすれば、運転停止に続く最初の１時間の間に、
全出力の平均約２％が発生され続ける。生成される残留
熱は時間とともに減衰し続ける。

【０００９】仮定された起こり得る最悪のシナリオの事
故状態を処理するための誇大な伝統的な安全業務によ
り、原子炉容器と格納容器または保護容器の両方が同時
に故障するというような事象に対処するための手段につ
いての疑問が生じた。このような事象が生じたとき、結
果として生ずる漏れによる液体冷却材の喪失により、原
子炉容器内の冷却材レベル（液位）が著しく低下する。
原子炉冷却材レベルの低下により、定期運転の間、燃料
コアから熱を伝達除去する冷却材ループまたは回路を通
る通常の冷却材循環流が著しく妨げられたり中断された
りすることがあり得る。冷却材レベルの低下によるこの
妨害または終了は、熱伝達により熱を除去する手段とし
て流体の自然対流、伝導、放射、および対流を含む固有
のプロセスを用いる設計された受動冷却系にも当てはま
る。冷却材レベルに影響する恐れのあるこのような起こ
りそうもない極端な事象としては他に、仮想的なコア分
解事故や、原子炉クロージュアヘッド内の破損をもたら
す保守事故がある。コア分解事故は燃料コアを破損し、
原子炉構造のヘッドアクセス領域内をナトリウムが上昇
して入るというような冷却材の散りを生じる。

【００１０】本発明には、１９８５年１２月２日に付与
された米国特許第４，６７８，６２６号に開示され、特
許請求されたユニットのような液体金属冷却原子炉から
の停止崩壊熱に対処するための安全系の改良が含まれ
る。関連の背景技術を構成する上記米国特許第４，５０
８，６７７号および第４，６７８，６２６号の開示され
た内容はここに引用されている。

【００１１】

【発明の目的】本発明の主要な目的は事故異常状態で崩
壊顕熱の除去を行うための液体金属冷却原子炉用受動冷
却安全系を改良することである。本発明のもう一つの目
的は液体金属冷却材のプールの中に充分に浸された核分
裂性燃料のコアを含む液体金属冷却原子炉の受動冷却の
ための間接冷却安全手段による防護を増強する手段を提
供することである。本発明のもう一つの目的は原子炉冷
却材の低下したレベルから熱を除去するための補助冷却
回路を含む液体金属冷却原子炉の中の受動冷却安全系の
ための付加的な防護手段を提供することである。本発明
の更にもう一つの目的は完全に受動的であり、流体の自
然対流、伝導、対流および熱放射の固有現象により動作
する液体金属冷却原子炉用熱除去系の動作安全性を改善
する手段を提供することである。本発明の更にもう一つ
の目的は漏れる液体金属冷却材の破壊的な影響を有効に
防護し、液体金属冷却材のプラント構成要素からの漏れ
出しを止める、液体金属冷却原子炉内の運転停止または
事故休止の間に発生する崩壊顕熱を除去するための受動
安全系を提供することである。

【００１２】

【発明の概要】上記の目的を達成するために、本発明で
は、（Ａ）上部が開いたサイロを含む、定置された第１
の構造体、（Ｂ）地震隔離（ｓｅｉｓｍｉｃ ｉｓｏｌ
ａｔｉｏｎ）手段により支持された第２の構造体であっ
て、熱生成核***性燃料のコアを中に浸した液体金属冷
却材のプールの入っている原子炉容器と、この原子炉容
器に対して間隔を置いて原子炉容器を事実上取り囲む格
納容器とを含み、原子炉容器と格納容器との間にガスを
保持するための密閉した空間が形成されており、上記原
子炉容器および格納容器が第１の構造体のサイロ内に間
隔を置いて同心状に下方に伸びて、サイロにより事実上
取り囲まれている第２の構造体、および（Ｃ）第１の構
造体の上側の環状のへりと第２の構造体との間に配置さ
れた環状の柔軟なシール部材の組み合わせを含む液体金
属冷却原子炉プラントを提供する。地震隔離手段は、地
震の伝達を防止する装置であり、第１の構造体に支持さ
れた地震隔離用緩衝器で構成され、それらのユニットの
上に第２の構造体を載置して、第２構造体が第１の構造
体から短い距離だけ隔たるようにする。第１の構造体の
上側の環状のへりと第２の構造体との間の空間内に配置
される環状の柔軟なシール部材は、熱を受けたときにシ
ールを膨張させるガスの入っている中空の柔軟な管の環
で構成される。或いは、環状の柔軟なシール部材は、事
故によりサイロ・ライナタンクが過熱したときに過熱し
たサイロ・ライナタンクの固有の膨張により第１の構造
体と第２の構造体との間をぴったり閉止する部材、例え
ば、柔軟な物質の連続した圧縮可能なかたまりで構成さ
れる。

【００１３】

【詳しい説明】図１に示すように、現在の液体金属冷却
原子炉の設計では、地中のサイロ構造の中に事実上囲ま
れた二重壁形原子炉容器が使用される。液体金属の入っ
ている原子炉容器を地中に配置することにより、同心状
に配置された原子炉容器（圧力容器）とその周りの格納
容器との二重の壁が破裂するという起こりそうにない事
故が起きた場合に漏れ出る液体金属冷却材を保持するこ
とが容易になる。

【００１４】更に、このような液体金属冷却原子炉プラ
ントに対して提案された最近の設計には受動冷却系が含
まれている。代表的な系には、様々の構成で設けられた
１対以上の熱交換流体回路が含まれている。これらの熱
交換流体回路は熱で誘導される流体対流、伝導、放射お
よび対流という自然現象により動作し、原子炉プラント
の特定の構成要素から過大な熱を除去する。たとえば、
自然対流により動作する熱交換回路の第一の流体流導管
が低温の大気を引き入れ、プラントの過熱部分に向かっ
て下降させ、熱交換回路の第二の流体流導管が連続的
に、結果として加熱された空気を上方に通過させて大気
中に戻す。

【００１５】このような受動冷却系は固有の自然現象に
より動作し、冷却のための手動または機械的な作用を開
始するための運転作業者または計測器、または補助冷却
機能を達成するための動力および機械的または化学的な
手段を必要としない。

【００１６】このような受動補助冷却安全系を設けた液
体金属冷却原子炉プラント１０が図１に部分的に示され
ている。原子炉プラント１０は原子炉容器１２を含み、
原子炉容器１２は、上部が開いていて、その縦軸がほぼ
垂直上方に伸びるように配置された円筒形のタンクで構
成される。このタンクは原子炉容器の内容物を隔離し、
またアクセスできるようにするために取り外し可能なカ
バー１４をそなえている。原子炉容器１２内には熱を発
生する核***性燃料物質のコア１６が含まれている。コ
ア１６には、中性子吸収物質を封入した多数の制御棒１
８が設けられている。制御棒１８はコア１６に出入りす
るように往復運動することができ、熱生成反応の核***
率の調節または反応の停止を行う。

【００１７】原子炉容器１２の中には、液体金属冷却材
のプール２０が入っている。液体金属冷却材は熱を発生
するコア１６をおおい、一つ以上の冷却材のループまた
は回路を通って循環する。これにより、燃料コアから熱
が伝達され、ある位置に送られる。この位置で、蒸気の
発生または他の仕事を行うために熱が使用され、消費さ
れる。普通の液体金属冷却材は、ナトリウムまたはカリ
ウム金属であり、これらは適当な原子炉運転温度では液
体であり、高比熱温度を示す。

【００１８】上部が開いていて、縦軸がほぼ垂直となる
ように配置された円筒形のタンクよりなる格納容器２２
が間隔を置いて円筒形の原子炉容器１２を取り囲むよう
に同心状に配置される。これにより、原子炉容器と格納
容器の二つの並置された壁の間に密閉した空間が設けら
れる。原子炉容器と格納容器との間の空間は封止され、
ガスが入れられている。このガスはたとえば窒素、また
はアルゴンのような不活性ガスであり、液体金属冷却材
と反応しない。液体金属の入っている原子炉容器１２を
取り囲むこの気体は、万一、原子炉容器からこの空間内
に冷却材が漏れた場合に防護障壁となり、原子炉容器１
２およびその放射性内容物を周囲の大気から隔離する。
中間の空間を充たす特定のガス混合物はナトリウムまた
はカリウムのような非常に反応的な液体金属冷却材１４
と反応しないものでなければならない。

【００１９】定置構造体（すなわち定置された構造体）
２５が、殆ど地中に埋められた、上部が開いたサイロ２
４で構成される。サイロ２４の垂直の円筒容器構造の少
なくとも大部分が地表より下にある。このように地中に
堅固に埋められて固定されたサイロ２４は原子炉プラン
ト１０およびサイロ空洞２６に対する頑丈な基礎とな
る。サイロ２４は少なくとも大部分がコンクリートおよ
び／または金属で作られる。サイロ空洞２６は一般に、
上部が開いていて、縦軸がほぼ垂直の、埋められた円筒
形のタンクで構成される。

【００２０】地震に対処するために、最近の液体金属冷
却原子炉はより重要な構成要素や構造を地面の動きから
隔離（すなわち地震隔離）するように設計されてきた。
たとえば、一つの設計では、原子炉容器１２とその防護
用の格納容器２２の複合物が上にある上部構造体（ｓｕ
ｐｅｒｓｔｒｕｃｔｕｒｅ）２８から下方に伸びて、上
部構造体に結合されている。この上部構造体２８には地
震に影響され易い他のプラント構成要素が含まれてい
る。原子炉容器および格納容器を保持する上部構造体２
８は、地震隔離手段を介して、定置構造体２５を構成す
るサイロ２４の上側構造部分上に載置されて支持され
る。具体的には、原子炉容器および格納容器を保持する
上部構造体２８は、ばね、ゴムパッドおよび油圧緩衝器
等のような緩衝器３０の上に載置されて、緩衝器３０に
より支持される。これらのばね、ゴム パッドおよび油圧
緩衝器等の緩衝器は、定置構造体２５を構成する（地中
に埋められた）サイロ２４またはサイロ・ライナタンク
３２のまわりに伸びる上部環状面すなわちフランジに固
定される。

【００２１】液体金属冷却原子炉用のサイロ２４は、通
常、液体金属冷却材との接触の影響に耐える適当で丈夫
な金属、たとえば鋼鉄で作られたサイロ・ライナタンク
３２を設けることによりナトリウムのような漏れた液体
金属冷却材の侵食から防護するのが好ましい。金属のサ
イロ・ライナタンク３２を使用することは、液体ナトリ
ウム等の侵食を受けやすいコンクリートのサイロ２４の
場合に特に重要である。サイロ・ライナタンク３２の上
部へりにフランジ３４を設けることが好ましい。このフ
ランジ３４はその防護作用をすべての露出した表面に広
げるため、コンクリートのサイロ２４の上表面を越えて
外側に伸びる。

【００２２】更に、サイロ・ライナタンク３２とコンク
リートのサイロ２４との間に熱絶縁体３６を設けること
が通常好ましい。この熱絶縁体３６はサイロを損傷する
ような高温から遮へいすることによりサイロの完全さを
維持する。これらの並置された構成要素を互いに離すこ
と、すなわち原子炉容器と格納容器の二重の壁を、外側
に絶縁体をそなえたサイロ・ライナタンクから離間さ
せ、またこの絶縁体をそなえたサイロ・ライナタンクを
サイロから離間させることにより、上記構成要素相互の
間にボイド空間、たとえば格納容器２２の壁とサイロ・
ライナタンク３２との間に空間３８が形成される。これ
らのボイド空間は原子炉容器より外側のすべての構成要
素の熱絶縁防護を順次強化する。

【００２３】空間３８、または容器等の構成要素相互間
の隣接した空間は運転停止の間の崩壊熱または異常によ
って生じる過剰な熱を除去するための補助冷却を行う際
に使用することができる。たとえば、原子炉容器のまわ
りから熱を除去するための補助受動冷却系は一つ以上の
熱交換流体回路を提供する。この熱交換流体回路では大
気からこのような空間内を下降する外部空気流が生じ、
熱の吸収による空気の温度上昇および密度の低下によっ
て、このような空間内を上昇する上向きの流れが生じ
る。これにより、熱を伝達する空気が排出されて大気中
に戻る。

【００２４】上記のような、原子炉停止中の燃料崩壊に
よって生じる熱または異常期間中に生じる過剰な熱を除
去するための代表的な受動補助冷却系には補助熱交換回
路を形成する熱伝達管と呼ばれる多数の封止された流体
流導管対が含まれる。図１に示すように、低温の大気を
引き込んで空間３８の中の過熱された領域に下降させる
ために第一の流体流熱交換導管４０が設けられる。これ
により、熱は空気に伝達される。このように加熱された
空気流はその低い密度によって駆動され、第二の流体流
熱交換導管４４を通って上向きに流れ、大気中に出る。
原子炉プラントの下部に対する運ばれた熱エネルギーは
大気中に消散される。原子炉プラントの内部の場所また
は構成要素に対して閉じられるかまたは封止されている
このような補助受動冷却系はそれらから間接的な手段に
よって熱を除去する。これにより、補助受動冷却系は熱
とともに放射能汚染物を外部の大気中に放出することは
ない。

【００２５】安全のために配慮しなければならない極端
で起こりそうもない仮定事象は原子炉容器１２および格
納容器２２の両方が破裂し、これらの容器とサイロ２４
との間に何らかの障壁がある場合、この障壁も破裂する
ことである。このような事象により、液体金属冷却材２
０が原子炉容器からサイロ２４内に漏れるとともに、燃
料のコアから熱を運び去るため原子炉容器の中に残って
いる冷却材のレベル（液位）が一刻も猶予ならない程に
低下することが起こり得る。水硬セメントを含むコンク
リートで作られたサイロ内に漏れ出るナトリウムのよう
な高温の液体金属冷却材により、発熱を伴う化学反応、
ナトリウム火災、およびコンクリートの温度上昇が起こ
り得る。これにより、荷重保持するサイロ２４の壁の構
造上の完全さが下がるので、地下水が地中の原子炉空洞
に入り、漏れた高温ナトリウムと爆発的に反応する。こ
のような事象の結果として、激烈な放射線放出だけでな
く、原子炉基礎または支持系の弱体化も生じ、それに伴
い未知の破滅的な結果が生じ得る。

【００２６】容器の破裂により容器構成要素相互の間の
空間へ液体金属冷却材が漏れると、原子炉容器内のナト
リウムレベルが下がるので、通常の冷却熱交換回路とそ
れを通る流体の流れが失われる。この熱除去機能および
系が著しく失われた結果、燃料崩壊熱によりコア領域内
の液体ナトリウム冷却材が加熱され、ナトリウム冷却材
が数時間内に沸騰し始め、燃料棒が破損して燃料を冷却
材内に放出する。理論的には、原子炉空洞と外部大気と
の間を直通させる通気ギャップ５２を通して放射線放出
が生じ得る。熱は空洞空間３８の中に入っているナトリ
ウムから補助熱交換回路を通して継続的に除去されるの
で、この領域内でのナトリウムの沸騰が防止される。

【００２７】本発明の一側面によれば、サイロ２４また
はサイロ・ライナタンク３２のような定置構造体２５の
上側部分と地震隔離手段により支持された上部構造体２
８との間に少なくとも一つの環状のシール部材４８が配
置される。このシール部材４８は外部の大気から原子炉
空洞を遮断するとともに、埋められた定置構造体２５と
地震隔離手段により支持された上部構造体２８との間
の、地震で誘起された異なる大きさの動きを吸収する手
段を提供する。

【００２８】シール部材（一つまたは複数）４８は普
通、上部構造体２８の下表面に向かって上方に伸びるサ
イロ２４またはサイロ・ライナタンク３２の上表面部の
上に固定される。激しい地震事象の間に定置構造体２５
と上部構造体２８との間の約２０インチまでの水平の動
きおよび約０．５インチまでの垂直差動の動きに対応で
きるようにシール部材４８を作って、固定することが好
ましい。代表的な発電用液体金属冷却原子炉の稼動で
は、シール部材４８は直径がたとえば、約３０フィート
以上の環状ユニットで構成することができる。また、シ
ール部材（一つまたは複数）４８は長期間にわたって放
射線に耐える物質で作るべきである。

【００２９】本発明のシール部材４８はさまざまの適当
な物質で構成される。これには、ポリシロキサン（ビス
コ・プロダクツ社（Ｂｉｓｃｏ Ｐｒｏｄｕｃｔｓ，Ｉ
ｎｃ．）から市販されている混合物）のような柔軟な物
質の連続した圧縮可能なかたまり、もしくは弾性ポリマ
ーまたはエラストマー物質で構成される中空のガス入り
管の連続した環が含まれる。この後者の場合には、原子
炉の異常に起因する熱によって、封入されたガスが膨張
して、管状のシール部材が膨らむことにより、その封止
機能が向上する。シール部材４８は単一で、または図３
に示すように複数、たとえば二つ以上の平行な、または
同心のユニットで使用することができる。更に、図２に
示すようにほぼ円形または長円形の管状シールの他、図
１に示すように横断面の形状を正方形または長方形とし
た、柔軟な物質の圧縮可能なかたまりとすることができ
る。

【００３０】シール部材４８は定置構造体２５の上部の
まわりの適当な位置、たとえばサイロ壁の上部、または
その延長部、もしくはサイロ・ライナタンク３２の上部
へりまたは上部フランジに保持すべきである。適当な固
定手段は、たとえばＬ字形または角形鉄ユニットのよう
なブラケット５０、みぞ付き表面、接着剤等で構成され
る。シール部材４８はその直ぐ上の上部構造体２８の表
面と物理的に接触しないようにして、定置構造体２５と
上部構造体２８との間に環状ギャップ５２すなわち約１
インチまでの空間を設け、これを通常の原子炉運転状態
の間、維持することが好ましい。このようなギャップ５
２により、シール部材が上部構造体２８の下側と直接接
触することが避けられる。このことにより、地震事象の
間にシール部材４８と上部構造体２８との間の制約され
ない相対運動が保証され、仮定された二重の容器１２お
よび２２の漏れ事象の初期期間の間、高温の燃焼生成物
の漏れ経路が維持されるので、原子炉空洞内での重大な
圧力の蓄積が避けられる。

【００３１】本発明の独特の特徴は二重容器の漏れに続
いて高温のナトリウムやナトリウム火災にさらされて鋼
鉄のサイロ・ライナタンク３２が華氏約７００度まで熱
くなったときシール部材４８がぴったり閉じることであ
る。サイロ・ライナタンク３２が熱くなるにつれて、そ
れは約２インチまで上方に膨張する。これにより、上記
のような事故の後、定置構造体２５とその上の上部構造
体２８との間のベントを構成する１インチ以下のギャッ
プ５２が閉止されて、気密シールが構成される。コンク
リートのサイロ２４と鋼鉄のサイロ・ライナタンク３２
またはその上に設けられた熱絶縁体３６との間の空間は
二重容器の漏れ事故に続いて生じるコンクリートのサイ
ロからの蒸気（スチーム）を排出するための蒸気ベント
経路としての役目を果たす。しかし、サイロ・ライナタ
ンクの熱絶縁体３６により、コンクリートの構造の完全
性が大幅に下がらないような許容可能なレベルに加熱が
抑えられる。

【００３２】本発明の一変形が図６および７に示されて
いる。これは地中に事実上埋めることにより固定配置さ
れた定置構造体を含む原子炉サイロ空洞の変形を示す。
本変形では、サイロ２４は構造用鋼で構成される。構造
用鋼は本用途ではいくつかの利点がある。たとえば、鋼
鉄のサイロ２４は受動空気冷却系が喪失して系の弁４２
および４６が閉じたとき後備熱除去系を提供する。とい
うのは、熱が鋼壁構造をより容易に通ってまわりの大地
に伝えられ、地下水により、上記のような非常にありそ
うも無い仮定事象に続く運転停止時の冷却を行ったり、
増強することができるからである。更に、上記のような
補助受動流体熱交換回路の妨害に至る二重容器のひび割
れの影響を緩和するように設計された後備地下水冷却系
を設けることにより、この構造用鋼サイロを増強するこ
とができる。

【００３３】図６および７に示すように、上部が開いて
いて、縦軸が垂直方向を向いた円筒形のタンクを含むサ
イロ（２４）は、鋼鉄で作られる。この垂直な鋼鉄のサ
イロも同様に事実上、地中に埋められて固定される。鋼
鉄タンクの大部分を地表より下に入れることにより、定
置構造体が得られる。鋼鉄のサイロは外側鋼鉄容器５４
および内側鋼鉄容器５６を含む。また、サイロの間隔を
置いて配置された外側鋼鉄容器５４と内側鋼鉄容器５６
との間の空間には、高熱伝導率の粒状充てん物質５６、
たとえば鉄の細粒が充填されている。垂直鋼ビーム６０
が外側鋼鉄容器５４の内側表面から内側に伸びることが
好ましいが、内側鋼鉄容器５６の外側表面に接触しない
ことが好ましい。放射状に配列された垂直鋼ビームに
は、粒状充てん熱伝導物質５８を通過する数個のレベル
で垂直鋼ビーム６０相互の間に伸びる複数の水平鋼鉄ブ
レース６２またはウェブを設けることが好ましい。

【００３４】粗大砂利の障壁層６４が原子炉サイロ構造
の外側鋼鉄容器を取り囲むことにより、多孔性物質の周
囲体を構成して微細な土の流入を防止して、区画内の地
下水の流入が行えるようにすることが好ましい。原子炉
サイロのまわりや下のこの砂利の障壁層６４は水や蒸気
の流れに対して高い透過性を示す。

【００３５】数個の孔のあいた蒸気逃しパイプ６６が設
けられる。蒸気逃しパイプ６６は原子炉サイロの底部の
近くから、サイロ構造を支持し取り囲む、水を透過する
砂利の障壁層を上方に向かって通り、地表より上に至る
ことにより、大気中に出る。したがって、二重容器のひ
び割れのような仮定された事故事象によりサイロ構造が
過熱した場合、取り囲んでいる透過性の砂利の中の隣接
した地下水が蒸発して蒸気となり、この蒸気がベントパ
イプを介して地表より上の大気に運ばれる。この系は特
に、サイロ構造から熱を除去する際に熱交換器として有
効である。

【００３６】原子炉の場所が比較的乾燥しているか、ま
たは岩石層である場合には、この独特の大地熱交換器の
ための水は任意の水源から、サイロ構造の底部に隣接し
た領域に下降する数個のパイプ６８を通して重力により
サイロ構造のまわりの透過可能な砂利に供給することが
できる。

【００３７】本発明のこの変形により、ナトリウムのよ
うな液体金属冷却材が水梗セメントの入っているコンク
リートと適合しないという問題が克服される。ナトリウ
ムがサイロ構造内に漏れるという起こりそうにないこと
が起きたとき、ナトリウムがコンクリートで形成された
構造に達すれば、危険は生じない。更に、鋼鉄のサイロ
構造は良好な熱伝達特性をそなえており、崩壊熱を取り
囲む地下水中に有効に消散して蒸発により冷却すること
ができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の液体金属冷却原子炉プラントの概略断
面図である。

【図２】図１の実施例の構造の一部の細部の変形を示す
拡大図である。

【図３】図１の実施例の構造の一部の細部のもう一つの
変形を示す拡大図である。

【図４】図１の実施例の構造の一部の細部のもう一つの
変形を示す拡大図である。

【図５】図１の実施例の構造の一部の細部の更にもう一
つの変形を示す拡大図である。

【図６】本発明の液体金属冷却原子炉プラントの一変形
を示す概略断面図である。

【図７】図６の実施例の構造の一部の細部の変形を示す
拡大図である。

【符号の説明】

１０ 液体金属冷却原子炉プラント １２ 原子炉容器 １６ コア ２０ 液体金属冷却材 ２２ 格納容器 ２４ サイロ ２５ 定置構造体 ２８ 上部構造体 ３０ 緩衝器 ３２ サイロ・ライナタンク ３６ 熱絶縁体 ４８ シール部材 ５４ サイロの外側鋼鉄容器 ５６ サイロの内側鋼鉄容器 ５８ 粒状充てん熱伝導物質 ６０ ビーム

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭59−63592（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−18793（ＪＰ，Ａ) 特開 昭59−150382（ＪＰ，Ａ)

Claims (4)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 液体金属冷却原子炉プラントに於いて、 上部が開いたサイロを含む、定置された第１の構造体、 地震隔離手段により支持された第２の構造体であって、
   熱生成核***性燃料のコアを中に浸した液体金属冷却材
   のプールの入っている原子炉容器と、この原子炉容器に
   対して間隔を置いて原子炉容器を事実上取り囲む格納容
   器とを含み、原子炉容器と格納容器との間にガスを保持
   するための密閉した空間が形成されており、上記原子炉
   容器および格納容器が第１の構造体のサイロ内に間隔を
   置いて同心状に下方に伸びて、サイロにより事実上取り
   囲まれている第２の構造体、および第１の構造体 の上側の環状のへりと第２の構造体との間
   に配置された環状の柔軟なシール部材であって、熱を受
   けたときにシールを膨張させるガスの入っている中空の
   柔軟な管の環で構成されている環状の柔軟なシール部材
   の組み合わせを含むことを特徴とする液体金属冷却原子
   炉プラント。
2. 【請求項２】 液体金属冷却原子炉プラントに於いて、 軸が垂直方向に配置されて上部が開いている円筒形のサ
   イロを含む、定置された第１の構造体、 第１の構造体に支持された地震隔離用緩衝器の上に載置
   されて、第１の構造体から短い距離だけ隔たっている第
   ２の構造体であって、 熱生成核***性燃料のコアを中に
   浸した液体金属冷却材のプールを含む円筒形の原子炉容
   器と、この原子炉容器に対して同心状に間隔を置いて原
   子炉容器を事実上取り囲む円筒形の格納容器とを含み、
   原子炉容器と格納容器との間に防護ガスを保持するため
   の密閉した空間が形成されており、円筒形の原子炉容器
   および格納容器が円筒形のサイロ内に間隔を置いて同心
   状に下方に伸びて、サイロによって事実上取り囲まれて
   いる第２の構造体、および第１の構造体 の上側の環状のへりと第２の構造体との間
   の空間内に配置された環状の柔軟なシール部材であっ
   て、熱を受けたときにシールを膨張させるガスの入って
   いる中空の柔軟な管の環で構成されている環状の柔軟な
   シール部材の組み合わせを含むことを特徴とする液体金
   属冷却原子炉プラント。
3. 【請求項３】 液体金属冷却原子炉プラントに於いて、 軸が垂直方向に配置されて、上部が開いているコンクリ
   ートの円筒形のサイロを含む、定置された第１の構造
   体、 第１の構造体に支持された多数の地震隔離用緩衝器の上
   に載置されて、第１の構造体から短い距離だけ隔たって
   いる第２の構造体であって、 熱生成核***性燃料のコア
   を中に浸した液体金属冷却材のプールの入っている円筒
   形の原子炉容器と、この原子炉容器に対して同心状に間
   隔を置いて原子炉容器を事実上取り囲む円筒形の格納容
   器とを含み、原子炉容器と格納容器との間に防護ガスを
   保持するための密閉した空間が形成されており、円筒形
   の原子炉容器および格納容器がコンクリートの円筒形の
   サイロ内に間隔を置いて同心状に下方に伸びて、サイロ
   により事実上取り囲まれている第２の構造体、および第１の構造体 の上側の環状のへりと第２の構造体との間
   の空間内に配置された少なくとも一つの環状の柔軟なシ
   ール部材であって、事故によりサイロ・ライナタンクが
   過熱したときに過熱したサイロ・ライナタンクの固有の
   膨張により第１の構造体と第２の構造体との間をぴった
   り閉止する少なくとも一つの環状の柔軟なシール部材の
   組み合わせを含むことを特徴とする液体金属冷却原子炉
   プラント。
4. 【請求項４】 環状の柔軟なシール部材が、柔軟な物質
   の連続した圧縮可能なかたまりで構成されている請求項
   ３記載の液体金属冷却原子炉プラント。