JP3118489B2 - 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、炉心からの固体残骸又
は液体残骸が地中に入り込むことを防止するために、こ
うした残骸を回収して且つそのために用意された場所に
閉じ込めるための装置が備えられた加圧水型原子炉のよ
うな軽水型原子炉に係わる。そうした装置は、炉心回収
装置(core catcher)として知られている。

【０００２】

【従来の技術】本発明の十全な理解のために、加圧水型
原子炉の例が使用される。そうした核施設では、加圧水
がその中を循環し且つポンプによって駆動される一次回
路の容器形成部分内に、一般的に炉心が配置されてい
る。炉心内の核***反応によって発生させられたエネル
ギを取り出すために、強制的な対流水が使用され、この
対流水が炉心内に収容された燃料エレメントを冷却す
る。対流水によって搬送され且つ蒸気発生器の２次側に
移送されたエネルギが、蒸気発生器内で蒸気を発生さ
せ、それに続いてこの蒸気が、交流発電機に結合された
タービンの中に発電するために送り込まれる。一次回路
内の流体の圧力の調節と設定は、１つ以上の吐出し弁手
段が備えられた加圧器によって行われる。これらの吐出
し弁は、適切に識別された特定の事故を抑制する働きを
する手順に従って、必要に応じて一次圧力を低下させる
ために自動的に又は手動によって開閉され得る。

【０００３】一次回路全体が遮蔽エンクロージャ(confi
nement enclosure) 内に収容され、「基礎(raft founda
tion) 」と呼ばれるその基部はコンクリートで作られ
る。ポンプや蒸気発生器のような最重要な構成要素は、
「ケイスメイト(casemate)」と呼ばれる、前記エンクロ
ージャの個々の隔室内に分散配置される。原子炉容器も
「容器壁(vessel wall) 」として知られる隔室内に配置
されている。

【０００４】重大事故、即ち炉心メルトダウンをもたら
す重大事故は、その発生の可能性が非常に僅かであるに
も係わらず、完全に排除されることは不可能であること
が指摘されている。炉心を冷却する（非常用回路を含
む）回路全てが、長時間にわたって同時に故障する場合
にそうした事故が想定できる。起こることが非常に稀な
この事態では、炉心が数時間以内に溶融するだろう。こ
の溶融は炉心の最高温度の個所で最初に起こり、それに
続いて拡大し、その優先的な進行方向は重力方向だろ
う。

【０００５】炉心の残留出力を完全に排出するための手
段が無い限り、その溶融塊は時間の経過と共に増大する
だろう。一般的にこの溶融塊は、燃料と、燃料被覆(fue
l canning)を構成する材料と、原子炉制御棒と原子炉容
器内構造の材料とを含む。「コーリウム(corium)」と呼
ばれるこの溶融塊の原子炉容器内の経路は、数多くのパ
ラメータと現象に基づいて決定される。こうしたパラメ
ータと現象の幾つかは、燃料被覆のジルコニウム(Zr)の
酸化のように非常に高いエネルギレベルを有するか、又
は所謂「水蒸気爆発」を生じさせる可能性がある溶融コ
ーリウムと水との間の相互作用のように非常に激しいも
のである可能性がある。しかし後者が起こる可能性は非
常に低いと考えられている。

【０００６】一般的にこの溶融塊は原子炉容器底部に到
達するだろう。特に溶融コーリウムが連続噴流の形で落
下するならば、溶融コーリウムに対する前記容器底部の
障壁効果は非常に限定されている。それに続いて、一般
的には冷却されることがないその容器底部が急速に穿孔
され、更にはこの特定の時点にその容器内に存在する圧
力に応じて、遮蔽エンクロージャ内に配置された容器壁
の内に、コーリウムが程度の差こそあれ激しい勢いで噴
出するだろう。

【０００７】原子炉容器破損時における原子炉容器内の
高圧力の存在は、非常に微細な粒子の形への溶融コーリ
ウムの微粒化をもたらす可能性があり、このことは、溶
融コーリウムのエネルギの大部分を非常に迅速且つ効果
的にその遮蔽エンクロージャの雰囲気に移動させる可能
性がある。この雰囲気の「直接」加熱は、その遮蔽エン
クロージャ内の圧力を増大させて、そのエンクロージャ
の破損を引き起こす可能性がある。この激しい現象を防
止するためには、溶融コーリウムの微粒化の危険性が無
視し得るものであるように十分に低い値に一次回路圧力
を予防的に低下させるための吐出し弁の「自動減圧シス
テム」が使用される。一次回路に対する危険性無しに適
切な吐出し能力及び減圧能力を確保するように、このシ
ステムは加圧器の吐出し弁の他に、一次回路内の選定位
置に接続された他の一群の弁を有することができる。

【０００８】原子炉容器底部の穿孔に続いて、その溶融
塊が容器壁のコンクリート基礎の上に落下するだろう。
その溶融塊の組成及び物理的特性は（コーリウムの流れ
の中を搬送される溶解材料又は非溶解材料、温度、様々
な粘性状態等）、容器内のその経路に応じて、即ち偶然
のシナリオに従って決まるだろう。

【０００９】炉心とその炉心の直ぐ近くに位置する原子
炉容器の内部構造全ての完全なメルトダウンという非常
に悲観的な仮説では、1300〜1400MWe の公称出力（電
力）を有する原子炉の場合には、事故の発生の約２時間
後に、そのコーリウムが約75トンの鋼鉄と120 トンのUO
₂ と28トンのZrによって形成されるだろう。また燃料酸
化物中に蓄えられたままであろう残留原子炉出力は約40
MWth （熱出力）であろうし、それは時間の経過に応じ
て減少するだろう。そのジルコニウムの一部分が二酸化
ジルコニウム ZrO₂ に酸化されるだろうこと、残ってい
る金属部分が大きな潜在的危険性（水素発生を伴った発
熱性の高い酸化反応）をもたらすだろうということも指
摘されるべきである。他の材料（吸収材棒の銀−インジ
ウム−カドミウム(AIC) 、グリッドのInconel （登録商
標）等）もより少ない量ながら含まれるだろう。

【００１０】200 トン以上のコーリウムの塊が、溶融コ
ーリウムによって原子炉容器内に形成された割れ目の大
きさと位置に応じて様々な仕方と様々な速度で容器縦穴
の底部に流れ込むだろう。容器底部がコーリウム噴流に
よって穿孔される場合には、このコーリウム噴流は、噴
流の作用によるその縁部の溶融に伴って増加する直径を
有する初期の割れ目を通って、容器縦穴の底部に向かっ
て下降し続けるだろう。

【００１１】しかし特定の条件下では、原子炉容器の底
部は、場合によってはその半球形ドームの体積を完全に
満たす可能性もある溶融コーリウム塊を、一次的に止め
るのに十分な抵抗を与えることが可能である。原子炉容
器底部上にこうして保持される溶融コーリウム浴の内部
自然対流が、その浴の頂部部分内に高温点を生じさせ、
且つその浴の自由液面の付近に「周辺」流を引き起こす
可能性がある。その場合容器から、このコーリウムで満
たされた球形ドームが１つの塊の形で脱落するだろう。

【００１２】一般的には前記容器縦穴内に幾らかの量の
水があるが故に、前記水に接触して分割分散する可能性
がある噴流の形のコーリウムの落下又は降下、又は溶融
コーリウムで満たされたドーム全体の落下又は降下が、
程度の差こそあれ激しい「水蒸気爆発」を引き起こす可
能性がある。

【００１３】最後にその溶融塊が容器縦穴の底部に到達
する。そこで塊は基礎のコンクリートを侵食し、燃料気
体(H₂ 、CO) 又は凝縮不可能な気体（CO₂ ）の一定量の
エーロゾルを発生させながら前記基礎を破壊し、こうし
て以前に溶融コーリウム内に閉じ込められていた放射性
生成物を大気中に放出する。エーロゾルと気体のこうし
た発生が、遮蔽エンクロージャの圧力増加を引き起こす
可能性がある。更にはコーリウムの作用がコンクリート
構造の溶融をも引き起こし、その結果として、遮蔽エン
クロージャの底部部分内に存在する水が直接的に又は間
接的に接触して蒸発し、そのエンクロージャの圧力を更
に増大させる可能性がある。

【００１４】数日後は、コーリウムと基礎コンクリート
の間の相互作用が、放射性生成物を環境内に放出させる
という非常に大きな危険を引き起こすだろう。一方で
は、遮蔽エンクロージャの破壊限界が、この相互作用に
よってもたらされる圧力上昇によって越えられる可能性
がある。他方では、実際の原子炉の容器縦穴の表面は比
較的小さく（約30ｍ² ）、且つそのコーリウムの厚さ
は、そのコーリウムの表面上の放射とコンクリートを通
しての伝導とによってその出力が排出されるには余りに
も厚すぎる。コーリウムを冷却可能にする20cm以下の厚
さを得るためには、150ｍ² を越える面積の表面を有す
ることが必要であろう。従ってその厚さ（実際の加圧水
型原子炉では約4m）にも係わらず、その基礎は容赦なく
突き抜けられるだろうし、そのコーリウムは底土の中に
入り込んで地下水を汚染するだろう。その結果は明らか
に非常に重大である。

【００１５】原子炉の炉心メルトダウンを伴う重大な事
故の際に放射性物質が環境内に放出される危険性を考慮
すれば、その結果を制限するための手段を設計立案する
ことが必要である。特にその手段は、基礎盤の中を通っ
て開いた管路によって底土汚染と放射性生成物の環境内
への放出を防止することによって、コーリウムが基礎コ
ンクリートを侵食して底土の中に入り込む前にコーリウ
ムを閉じ込め且つ冷却するための手段である。

【００１６】現在までに提案された様々な装置は、重大
事故に関する非常に古い知識に基づいて設計されてお
り、従って上記で示された装置よりもその徹底性が劣っ
ておる。従ってこのことは、それらの装置の設計時点で
は考慮されていない特定の状況におけるそれらの装置の
有効性に疑問を投げかける。例えば加圧コーリウム又は
強力な噴流の形のコーリウムの放出と、原子炉容器の半
球形底部の流れによる脱落の結果としてのコーリウム塊
の事実上の全部の激しい落下と、水蒸気爆発と、端的に
言ってそうした荷重に耐える大きさに作られてない回収
装置を破壊する可能性がある激しい現象との全ての可能
性が引き合いに出されることが可能である。

【００１７】特定の回収装置においては、コーリウムの
閉じ込めと冷却が確実に行われる場所にコーリウムを移
動させるためにコーリウムを収集することは全く必要と
せずに、コーリウムの全てが原子炉容器の縦穴の底部に
自然に存在すると考えられている。

【００１８】他の装置は、それらの管のプログラムされ
た充填を可能にする溶融可能なプラグがその中に置かれ
た管の全てに沿って、非常に長い行程を溶融コーリウム
が進行することを必要なものにする。しかしコーリウム
の流動現象とその物理的特性に関する不確実性の故に、
これらの溶融可能な管の「プログラミング」は自由裁量
によるままである。

【００１９】他の装置では、熱的衝撃を弱めるために消
耗可能な耐熱性材料（又は犠牲層(sacrificial layer)
）を使用するが、溶融コーリウムと前記犠牲層との相
互作用によって生じ得る結果を配慮していない。

【００２０】最後に特定の装置は、溶融コーリウムの拡
大とそのコーリウムのより適切な冷却のために大きな平
面表面を使用する。しかしコーリウムを閉じ込めるため
に絶対に必要である拡大の均質性と冷却の均質性は、そ
うした大きな表面に関しては保証されていないと考えら
れるだろう。

【００２１】

【発明が解決しようとする課題】本発明は特に、原子炉
の炉心メルトダウンを引き起こす重大事故の結果を可能
な限り最小限度に制限すると同時に、特に底土汚染を防
止するために、前記重大事故の際に生じる可能性がある
激烈な現象の全てを考慮した概念を有する炉心回収装置
を備えた原子炉に係わる。

【００２２】

【課題を解決するための手段】本発明の最も広義の定義
では、この結果は、遮蔽エンクロージャと、この遮蔽エ
ンクロージャ内に完全に囲い込まれ且つ加圧水を収容す
る一次回路と、炉心メルトダウンの場合に炉心を回収す
るための手段とを有する原子炉によって得られ、前記一
次回路は、炉心がその中に配置されている容器を有し、
更に前記炉心回収手段が、少なくとも前記容器の下部部
分を取り囲む収容器と、前記器の下方に配置され且つ溶
融可能なプラグによって前記収容器から分離されたコン
テナと、前記コンテナを取り囲む冷却空間と、前記冷却
空間の中へ前記収容器の内容物を受動的に排出するため
の手段と、前記冷却空間の高さを上回る高さに配置され
た少なくとも１つの冷却水貯水槽と、前記貯水槽と前記
冷却空間との間の自然対流循環を確立させるための手段
とを有することを特徴とする。

【００２３】一次冷却材の流出事故が生じた時には、減
圧手段が自動的に一次回路を低圧にし、その一次回路の
水が遮蔽エンクロージャ内に広がる。前記水の一部分が
原子炉容器の下方に配置された収容器の中に入り、前記
水の残り部分が、前記エンクロージャの下部部分内に配
置された貯水槽の中に排出される。その後で、前記収容
器の内容物を冷却空間の中に自動的に排出することが、
有利には少なくとも１つのオーバフロー管及び少なくと
も１つのサイフォンを有する前記受動排出手段によって
行われる。

【００２４】それに続いて炉心冷却が、この目的のため
に原子炉内に備えられた従来の手段によって行われるこ
とが可能である場合には、そうした事故の進展は阻止さ
れる。その後で原子炉が適切な状態に戻されることが可
能であり、このことは、少なくとも１つの排出管による
冷却空間の内容物の排出を前提にしており、これらの排
出管は、通常時には閉じている遮断手段を備え、且つ前
記冷却空間の底部内に通じていることが好ましい。

【００２５】安全装置手段が設置不可能であるか又は不
十分であるが故に、その安全装置手段によって炉心冷却
が行われることが不可能な場合には、炉心が溶融し始め
る。適切な手段によって検出されるこの溶融は、水で満
たされ且つ前記コンテナを完全に水没させた前記冷却空
間への前記貯水槽の連絡を生じさせるという結果をもた
らす。

【００２６】溶融コーリウムの作用によって原子炉容器
の穿孔が生じる時には、溶融コーリウムが、その時には
概ね排水され終わっている器の中に落下し、更に前記コ
ンテナ内に入り込み，溶融可能なプラグを溶融させるこ
とが可能である。その時に冷却空間内に存在する水を加
熱することが、前記冷却空間と前記貯水槽との間の自然
対流による前記水の循環を引き起こす。その後で前記受
動手段によって、溶融コーリウムによって放熱される熱
を除去することが自動的に行われる。

【００２７】好ましくは、原子炉容器底部の突発的な離
脱から結果的に生じる危険性が、前記収容器の内と前記
容器の下方とに落下緩衝手段を備えることによって防止
される。

【００２８】器の壁とコンテナとに対する溶融コーリウ
ムの無制御の反応を防止するために、収容器の壁とコン
テナが、溶融炉心形成材料に対して耐火性であり且つ化
学的不活性である少なくとも１つの材料層によって内部
被覆され且つシーリング外被で覆われていることが有利
である。

【００２９】更に炉心のメルトダウン間中に、前記コン
テナ内に収容された溶融コーリウムと前記冷却空間内の
水との間の熱交換を改善するために、前記コンテナがそ
の外部に、任意の形状を有するリブか羽根か突起のよう
な熱交換促進手段を有することが可能である。

【００３０】前記コンテナを囲む冷却空間から自然対流
によって前記貯水槽の中に入り込む水の冷却を容易にす
るために、前記貯水槽各々の内に熱排出手段を有し、且
つ前記遮蔽エンクロージャ内に凝縮手段を有することが
有利である。後者の場合には、そのエンクロージャの内
部が、少なくとも１つの排出管によって各々の貯水槽と
連絡している。

【００３１】場合に応じて前記コンテナは、支持体を介
して冷却空間の底部上に載ることが可能であり、又は前
記収容器の底部に懸架されることが可能である。前者の
場合には間隔グリッドが備えられることが有利である。

【００３２】

【実施例】以下では本発明が、非限定的な実施例に関し
て添付図面を参照して更に詳細に説明される。

【００３３】図１では、照合番号10が、原子炉の一次回
路全体がその中に収容された遮蔽エンクロージャの一部
分を表す。図１は、遮蔽エンクロージャ10の基礎12と、
容器16を収容する容器縦穴14をも示す。しかしポンプや
水蒸気発生器や加圧器のような、他の一次回路構成要素
は示されていない。これは、これらの構成要素を互いに
接続する管と、これらの構成要素を容器16に接続する管
と、事故の場合に一次回路内を支配する圧力を自動的に
又は手動によって低下させ得る減圧システムに組み合わ
された吐出し弁とに関しても当てはまる。

【００３４】更に本発明の理解を容易にするために、図
１は容器16内に置かれた炉心18を非常に概略的に示して
いる。しかし、通常状態下での原子炉運転の検査と事故
時の原子炉停止を可能にする構成要素のような、前記容
器内に収められるのが一般的なその他の構成要素全ては
示されていない。

【００３５】本発明によれば、図１に示される原子炉に
は、前記炉心のメルトダウンの場合に炉心を回収するた
めの手段が備えられ、この手段はより詳細に後述される
だろう。

【００３６】これらの炉心回収手段は、まず第１に収容
器20を有し、この収容器20は炉心18の頂部に近い高さま
で容器16の下部部分を取り囲む。この収容器20は、溶融
コーリウムに対して耐火性で且つ化学的に不活性である
１つ以上の材料から作られた複数の層22で内部被覆され
ている。層22を形成する１つ以上の材料は、溶融コーリ
ウムが原子炉容器16を貫通する場合に、コーリウムの排
出と噴出とに関連した高温度と熱機械的衝撃に耐え得る
ように意図されている。

【００３７】層22の内側表面は、金属シーリング外被24
で被覆されている。この外被24の完全性、即ちその外被
によって満たされるシーリング機能は、重大事故の場合
には長時間に亙って維持されることは不可能であろう。
従って溶融コーリウムが器20の中に入った時には、その
コーリウムによって少なくとも部分的に急速に破壊され
るだろう。

【００３８】図１と図２に示される本発明の実施例で
は、収容器20の底部は、概ね平らな水平周囲部分と、円
錐形又はピラミッド型の中央部分20a を有する。この中
央部分20a の傾斜は、その器の中に落下する可能性があ
る溶融コーリウムが可能な限り短時間で前記周囲部分に
向けて移動させ得るように選択される。

【００３９】収容器20に加えてその溶融炉心回収手段
は、収容器20の平らな水平周囲部分の下方のリングの形
に配置された複数のコンテナ26を有する。更に詳細に
は、図２と図３に示されているようにコンテナ26は垂直
軸を有するコンテナであり、収容器20の底部の平らな水
平周囲部分の下方に２つの同心円に沿って配置され、こ
れらのコンテナの壁はその上部端部を介して収容器20の
壁に接続されている。当然のことながらこれらのコンテ
ナの形状は、図２、図３に例示のために示された円筒形
だけに限定されない。コンテナ26は任意形状であっても
よい。非限定的な例として、円筒形の形状と、逆円錐形
と、多角形の管の形とをとり上げることが可能である。

【００４０】これらのコンテナ26の内部体積の合計が、
コーリウムの最大体積に少なくとも等しく、従って重大
事故の場合には、コーリウムの全てがコンテナ26の中に
受け取られることが可能である。コンテナ26の横断面
は、コーリウムがコンテナ内に入り込みコンテナを満た
すことを妨げる可能性がある時期尚早で急速なコーリウ
ムのゲル化を防ぐのに十分なだけ大きい。これは、これ
らのコンテナの平均横断面の直径に等しい表面をもつ円
の直径として定義される「相当」直径(equivalent diam
eter) を、0.4mを越える値に決めることによって得られ
る。更に全コーリウム体積の冷却のために適切な交換表
面を確保するために、コンテナ26の高さは上記の相当直
径に少なくとも等しい。

【００４１】コンテナ26の各々の下部端部は凸形の底部
によって密封され、コンテナ各々の上部端部は収容器20
の中に通じており、これらのコンテナは通常は図２に示
されるように溶融可能なプラグ32によって遮断されてい
る。これらの溶融可能なプラグ32は、シーリング外被24
の融点を大きく下回る融点を有する材料から作られる。
炉心のメルトダウンに続いてコーリウムが器20の中に入
り込む時は、これらの溶融可能なプラグがコーリウムと
接触して迅速に溶融し、それによってコンテナ26の入口
を開放する。通常の原子炉運転条件下では、これらの溶
融可能なプラグ32の働きは、コンテナ26の中への水の侵
入の防止と、これらのコンテナの底部への物体の偶発的
な落下の防止と、時間が経過するにつれてそうした物体
がその場所に累積することを防止することとである。

【００４２】収容器20と同様に、各々のコンテナ26は、
溶融コーリウムに対して耐火性で且つ化学的に不活性で
ある１つ以上の材料から作られた複数の層28で内側を被
覆されている。

【００４３】図１に概略的に示されるように、コンテナ
26の壁の外側には、任意の形状を有するリブか羽根か突
起のような熱交換促進手段36が備えられている。

【００４４】図１〜図３に図解される実施例では、特に
鋼鉄か黒鉛か炭素−炭素タイプ複合材料かで作られこと
が可能な熱伝導要素アセンブリ38を介して、収容器20の
底部の中央部分20a が基礎部12の突起部12a の上に載っ
ている。この熱伝導要素アセンブリ38は、隣接する収容
器20の底部部分の円錐形又はピラミッド形の形状に合致
する。更にこのアセンブリは、突起部12a の周囲に下向
きに延ばされたスカート形の周囲部分30a を有する。前
記アセンブリ38の機能は、後述される冷却空間40に向か
っての前記中央部分の熱伝導を改善することである。

【００４５】溶融炉心を回収するための手段は更に冷却
空間40も有し、この冷却空間は本発明の第１の実施例で
はほぼ環状である。この冷却空間40は、容器壁14と基礎
12と突起部12a と収容器20との各々の間に形成されてい
る。更に特に前記空間40は、収容器20の底部の平らな水
平周囲部分の下方に配置され且つコンテナ26がその中に
懸垂する主要部分と、収容器20の周囲壁の周りに位置す
る幅のより狭い上部部分とを有する。

【００４６】図１に示される実施例では、コンテナ26
は、冷却空間40の底部内で基礎上に直接的に載っている
脚形の支持体42を介して支持される。更に前記コンテナ
の全高に亙って前記コンテナの相互間の最小間隔を維持
するために、図３にその一例が示される金属の間隔溝又
は間隔グリッド44が、冷却空間40内の様々な高さに配置
されている。下記で示されるように、この最小間隔の維
持は、コンテナ26の冷却をもたらす水の通過を確実なも
のにする。コンテナ26の周囲を循環する水の混合と均一
化を促進し、且つそれによって交換促進装置36の作用を
増大させるような形にグリッド44が作られている。

【００４７】図１に更に詳細に図解されているように、
受動排出手段が、収容器20と冷却空間40との間に備えら
れている。これらの受動排出手段は１つ以上のオーバフ
ロー管46を有し、これらのオーバフロー管46の上端部
は、炉心18の底部に相当する高さの下方で収容器20の中
に通じる。各々のオーバフロー管46は、収容器20の周囲
壁を取り囲む冷却空間40のより狭い上部部分内に備えら
れている。事故時のコーリウムによるオーバフロー管の
閉塞を防止するために、熱機械的防護板48が、収容器20
の中に通じる各々のオーバフロー管46の上端部を保護す
る。

【００４８】これらの受動排出手段は、少なくとも１つ
のサイフォン50をも有し、これらのサイフォンの一方の
端部が収容器20の底部に達し、その他方の端部が冷却空
間40の底部に浸漬する。各々のサイフォン50の上部水平
部分50a は、収容器20の中に通じるオーバフロー管46の
上部端部とほぼ同一の高さに位置させられている。

【００４９】更に通常は閉じている弁54を備えた少なく
とも１つの排出管52が、排出が必要になった時に（例え
ばポンプ吸い上げによる）排出を可能にするように、冷
却空間40の底部の中に通じている。各々の排出管52内に
配置された弁54は、あらゆる状況下で操作され得る手動
で制御される弁であることが好ましい。

【００５０】同様に図１に示されるように、溶融炉心を
回収するための手段は、冷却水58を貯蔵する１つ以上の
貯水槽56をも有する。各々の貯水槽56の底部は、冷却空
間40の高さを上回る高さに配置されている。その代わり
に前記貯水槽56内の冷却水58の水位N0は、最初は、収容
器20内に通じるオーバフロー管46の上部端部の高さと、
各々のサイフォン50の上部分枝50a の高さとの下方にあ
る。

【００５１】各々の貯水槽56は、貯水槽の底部を冷却空
間の底部に接続する少なくとも１つの供給管60を介し冷
却空間40と連絡している。通常は閉じている遮断弁62
が、貯水槽56の直ぐ下で前記供給管60の各々の中に配置
されている。この遮断弁62は、炉心メルトダウンの開始
を検出する信号を受け取った時に自動的に開くことが可
能な、電気弁又は同等タイプの自律的な電気制御弁であ
る。そうした検出信号は、原子炉の原子炉容器16又はエ
ンクロージャ10の中に配置された１つ以上の自律的な送
電システムによって供給されることが可能である。

【００５２】貯水槽56の各々は、１つ以上の水戻り管64
によって冷却空間40の狭い上部部分にも接続されてい
る。図１に図示されるように、これらの管64は水平な管
であり、その高さは、貯水槽56内において冷却水58によ
って通常時に占められる水位N0よりも僅かに高い。

【００５３】貯水槽56と冷却空間40と供給管60と水戻り
管64とによって構成されるアセンブリが、受動冷却回路
を構成する。従って弁62がすでに開かれて、冷却回路40
内に収容されていた水がコンテナ26内のコーリウムの存
在によって加熱される時に、この受動冷却回路は、冷却
空間40と貯水槽56各々との間の自然対流を介して冷却水
58の循環を確実なものにする。

【００５４】このようにして形成された受動冷却回路で
は、冷却水58の流れは、そうした変数のなかでも特に、
コンテナ26の底部と冷却空間40内に存在する沸騰水の二
相混合物の上部液面との間に存在する圧力差に依存す
る。安定した自然循環条件下では、最初の近似では前記
圧力差は、貯水槽56の水面とコンテナ26の底部の間の高
低差に等しい高さを有する（貯水槽56の水の温度と圧力
における）水柱によって及ぼされる圧力に等しい。前記
高低差の値が少なくとも5 m であるとすれば、適切な流
れを確保することが可能であり、コンテナ26の構造の過
大な温度上昇を防止し、又は前記冷却空間内の圧力上昇
を引き起こし、貯水槽56内に含まれる水が冷却空間内に
入ることを妨げ、それによって冷却水の流れを遮断する
冷却空間40内の過大な水蒸気集積を完全に防止する。

【００５５】コンテナ26内に含まれるコーリウムの非常
に高い温度の結果として生じる水の加熱を考慮に入れれ
ば、水戻り管64を通って貯水槽56の中に入る水は二相の
形である。その水蒸気の一部分は液体に伴って導かれ、
貯水槽56内に収容された水の中で再凝縮される。水蒸気
の残りの部分は雰囲気中に放出される。放出は、貯水槽
56の頂部内か又は水位N0の上方に作られた、遮蔽エンク
ロージャ10によって画定された雰囲気に貯水槽56の各々
を接続する１つ以上の開口66を通して行なわれる。エン
クロージャ10の中に入る水蒸気又はスチームの凝縮は、
低温表面68のような、一般的にエンクロージャ10内に存
在する幾つかのヒートシンクによって行われる。この凝
縮を促進するために、凝縮器として働く熱交換器70をエ
ンクロージャ10内に設置できる。熱ダクト交換器(heat
duct exchanger) のような受動システムが使用されるこ
とが好ましい。

【００５６】更に遮蔽エンクロージャ10内でこのように
して凝縮された水が、貯水槽56の上方に集められ、水58
内に浸漬された排出管72によって貯水槽56に向けて排出
される。更に各々の貯水槽56内における水58の冷却が、
水58内に沈められた熱交換器74によって行われることが
可能である。例えば熱ダクトを有する、水中に沈められ
た受動熱交換器74が使用されることが好ましい。

【００５７】明らかに熱交換器70、74は、事故時中に放
出される出力を遮蔽エンクロージャから除去することを
可能にする、等価の且つ好ましくは受動的な任意装置に
よって置き換えられ得る。

【００５８】貯水槽56内に最初に貯蔵される水58の量
は、遮蔽エンクロージャ10内の水蒸気凝縮から結果的に
得られる水が集められ貯水槽56に向けて未だ排出されて
いない過渡的段階の途上において、前記受動冷却回路の
機能の自律性を確保するように決定される。排出管72に
よって貯水槽56に向けて排水される凝縮水の全流量がそ
の後で、このようにして回収されるコーリウムの長期的
な遮蔽に至るまでの事故の諸段階の全体に亙って、貯水
槽56のポンプ排水なしに且つ冷却回路内の自然循環の作
動停止なしに、連続的に冷却回路を満たす。

【００５９】最後に、溶融コーリウムの大きな塊が原子
炉容器16の球形底部に蓄積することによる熱機械的効果
の結果として、前記球形底部からの１つの塊の落下によ
って装置全体が機能不可能にされることを防止するため
に、落下緩衝装置76が原子炉容器16の真下の収容器20の
底部上に設置されている。図３により詳細に図示される
ように、溶融コーリウムで満たされた容器16の底部から
のその突然の落下の場合に、収容器20の底部全体に亙っ
て荷重を分散させるように、これらの装置76は収容器20
の垂直軸の周りに対称的に分散配置されている。

【００６０】各々の緩衝装置76は、荷重によって徐々に
押し潰される一組の管78によって構成されることが可能
である（図２）。各々の管の組は、収容器20の金属シー
リング外被24に直接的に溶接された基礎スラブ80上に載
っている。

【００６１】図１〜図３に関して上記で説明された溶融
炉心の回収手段の働きが、図4A〜図4Eを連続的に参照し
て説明されるだろう。

【００６２】図１、図２を参照して、原子炉が正常に働
いている時の炉心回収手段の状態について手短な情報が
与えられる。この場合には炉心18は無傷であり、その容
器16は、一次回路手段と同様に加圧水で満たされてい
る。

【００６３】その時は、冷却空間40の水供給管60の弁62
が閉じられており、空間40又は収容器20内には水は存在
しない。排出管52に備えられた弁54も閉じられている。
更にコンテナ26は空であり、水密性の溶融可能なプラグ
32によって密封されている。

【００６４】通常の原子炉運転条件下では、図示されて
いない通路が、収容器20の内部への接近を与える。これ
は、収容器20の内部の状態の検査のための、又は容器16
と収容器20との中に配置された様々な装置に対する修繕
維持作業を行うためである。

【００６５】図4Aに示されるように、更に炉心メルトダ
ウンを伴った重大事故へと悪化し易い一次冷却水の流出
事故が起きる時には、原子炉一次回路と組み合わされた
（図示されていない）自動減圧システムが、前記一次回
路内の圧力を低下させるように自動的に起動される。そ
の時はその水の一部分が容器16から排出される。しかし
炉心18は依然として十分に冷却されており、核燃料中で
達せられる温度はその融点より低い温度に留まってい
る。

【００６６】一次回路の減圧の効果は、その一次回路内
に含まれる水の一部分を遮蔽エンクロージャ10内におい
て拡散することである。その時に前記水の一部分が収容
器20の中に入り、更にオーバフロー管46によって決定さ
れる高さに達した時には、冷却空間40内に吐き出され
る。サイフォン50は自動的に始動され、それによって、
収容器20内に沈められているサイフォン50の口より上の
全ての水が、冷却空間40内に排出される。それからその
水が冷却空間40内で水位N1に達するが、この水位N1は収
容器20内に集められた水量に応じて決まる。これと同時
に、収容器20の外側において遮蔽エンクロージャ内に撒
き散らされた水の一部分は貯水槽56の中に排水され、そ
の貯水槽の水位が上昇する。その水位が水平管64の高さ
を越えると、その水平管によって冷却空間の中にその水
も放出され、且つ水位N1を上昇させるだろう。

【００６７】場合によっては、原子炉に組み合わされた
安全装置手段が、その炉心18を冷却することを可能に
し、従ってその他の結果を全くもたらさずに一次冷却水
の流出事故を克服することもあるだろう。この場合に
は、原子炉の状態回復は、冷却空間40内に集められた水
の排水を含むだろう。この操作は遮断弁54を開いた後
に、排出管52を通してその水をポンプ送りすることによ
って行われる。

【００６８】これとは逆の仮定では、原子炉に組み合わ
された安全装置手段が（電力の損失によって）使用不可
能であるか、又はその安全装置が炉心の浸漬と冷却を確
実にするのに不適切であるかのどちらかの故に、その安
全装置が炉心を十分に冷却し得ず炉心が溶融し始める。
この場合には、自律的な待機電力供給システムが炉心メ
ルトダウン検出信号を供給し、この検出信号が、弁62の
開きを制御すべく弁62に直ちに伝送される。この弁62の
開きは、自律的な電力システムによって自動的に行われ
る。

【００６９】図4Bに図示されるように、それに続いて貯
水槽56内に含まれる水が、供給管60を通って重力によっ
て冷却空間40の中に入る。その後で空間40が、コンテナ
26の頂部の高さよりも高い水位N2まで水で満たされる。

【００７０】この水位N2は、一方では貯水槽56及び冷却
空間40の各々の断面と体積と水位に応じて決まり、他方
では冷却回路内で使用可能な水の総体積に応じて決ま
る。使用可能な水の総体積を、貯水槽56内に含まれる最
初の水の体積と、排出によって冷却空間40内で収集され
るものと一次回路の全ての水の流出に続いて水の排出に
よって貯水槽56内で収集されるものとの両方が可能な一
次回路の水の最大体積との合計と見なせば、収容器20の
中に水が入り込むことを防止するように均衡水位N2を決
めることが可能である。この結果は、収容器20内に通じ
るオーバフロー管46の端部の高さとサイフォン50の上部
水平分枝50a の高さとを下回る値を、水位N2に与えるこ
とによって得られる。排出後に収容器20内の水は、サイ
フォン50の口に対応する水位のままである。

【００７１】従って容器16を出ていくコーリウムと接触
する可能性がある残留水の量は、限定されている。更に
前記水の一部分は、容器16からのコーリウムの流出に先
立って容器16の底部の加熱作用を受けて蒸発することが
可能である。残留水の蒸発の結果として生じる可能性が
ある過剰な過剰圧を防ぐためには、収容器20の内部に対
する接近を通常は与える（図示されていない）通路が発
生蒸気の除去のために使用される。この不図示の追加の
通路は、吐出し容量が増加させられなければならない場
合のために備えられている。

【００７２】図4Cは、コーリウム18a が複数場所で容器
16の底部をすでに穿孔し終わり、その後で前記コーリウ
ムが収容器20の中に流れ込む場合を図示している。収容
器20を内側において保護する金属外被24とコーリウム18
a が接触する時には、コーリウムに対して耐火性で且つ
化学的不活性である材料で作られた層22とコーリウムが
接触するが故に、前記外被は有害な効果を全く生じずに
部分的に破壊される。しかし溶融可能なプラグ32がその
機能を果たし、ここでコーリウムがコンテナ26の中に入
り込み、コンテナ26の外壁が加熱される。

【００７３】冷却空間40内に含まれる水の温度が、コン
テナ26の外壁の加熱の影響を受けてその時に上昇し、管
60、64を介した前記空間40と貯水槽56との間の熱サイホ
ンによる自然水流の開始を引き起こす。その場合に、コ
ンテナ26の外壁上の熱交換促進手段36が、冷却水への熱
伝導を劣化させる影響を有するおそれがある前記外壁の
周囲の気体膜形成を防止することを可能にする。

【００７４】自然循環が達成させられると、冷却水が貯
水槽56内の管64から二相状態で出て行く。貯水槽56内で
直ちに再凝縮されなかった発生蒸気の一部分は、遮蔽エ
ンクロージャ10内で分散させられ、この遮蔽エンクロー
ジャ内で、既存の低温表面68によって構成され且つ場合
に応じて熱交換器70又はその等価手段が追加された脱熱
器によって再凝縮される。このようにして得られた凝縮
水が集められ、排出管72によって貯水槽56の中に運ばれ
る。自然循環を維持し従ってコンテナ26内に含まれるコ
ーリウムの冷却を維持する、貯水槽56内での水の冷却
は、交換器74によって任意に補助されることが可能であ
る。

【００７５】図4Dは、コーリウム18a による容器16の底
部の穿孔が起こらなかった場合における、図4Cの状況に
類似した状況を図解する。この場合には容器16の底部16
a が、コーリウムを含んだまま１つの塊として緩衝装置
76の上に落下する。前記緩衝装置の結果として、炉心回
収手段の構成要素は無傷のままであり、その冷却効率は
図4Cの場合と同じように確保される。

【００７６】図4Eは原子炉の最終的な状態を示す。この
状態では、コーリウム18a は回収されて完全にコンテナ
26内に閉じ込められており、冷却空間40と貯水槽56とそ
れらを接続する管60、64とを有する受動冷却回路による
長期的な冷却を受けている。

【００７７】図５は本発明の第２の実施例を示す。この
第２の実施例は、基礎12の突起部12a の周囲にリング状
にコンテナが分布する代わりに、コンテナ26が収容器20
の底部の断面全体にわたって分布する点で第１の実施例
と異なる。コンテナ26が同一数であり且つこれらのコン
テナの各々が同一容積を有する場合には、この実施例
は、容器縦穴14の構造に溶融炉心回収装置を適合させる
ようにその装置全体の半径方向寸法を縮小すること、又
は冷却水の流れを容易にするようにコンテナ56の相互間
の間隔を増大させることを可能にする。当然ではある
が、これらの２つの利点は組み合わされることができ
る。

【００７８】ここでコンテナ20の底部20b が下方に凸の
逆円錐形に形成され、このことは、空間40内の水の沸騰
によって発生した蒸気気泡が底部20b の中心から外側に
向かって移動することを可能にする。この底部20b は、
無水耐火コンクリートがその中に注入されている金属骨
組みで作られる。従って、この底部20b の局所的乾燥を
引き起こす可能性がある底部20b の下方の蒸気ポケット
の形成が防止される。更には収容器20のための内側被覆
を形成する金属シーリング外被24が、平らな水平底部を
有する。

【００７９】中央に位置したコンテナ26の冷却を容易化
するためには、供給管60が空間40の中央部分の可能な限
り近くに通じることが有利である。

【００８０】炉心回収装置とその働きの他の特徴は、第
１の実施例のそれと同一である。

【００８１】図６は本発明の第３の実施例を示す。この
第３の実施例は、基礎12上に載る支持体によって直接的
にコンテナが支持される代わりに、コンテナ26が収容器
20の底部20b に直接的に懸架されるという点で、図５に
関して説明された第２の実施例とは本質的に異なる。

【００８２】コンテナ26がコーリウムで満たされた時
に、収容器20の底部20b がコンテナ26の重量を支持し得
るように、この底部20b はより一層厚く作られている。
この底部は特に、無水耐火コンクリートがその中に注入
されている金属骨組みで作られることができる。

【００８３】この本発明の第３の実施例ではコンテナ26
が、交互に積重され且つ基礎12の上に載せられたコンク
リートスラブ84、86によって構成された１つのアセンブ
リに形成された垂直方向の空洞82の中に配置される。空
洞82に対応する位置に、スラブ84に穴が開けられる。ス
ラブ86は、空洞82がそれによって互いに連結される同一
の穴と通路88を有する。これらの通路88は、横断方向の
水の流れを可能にし且つそれによって冷却作用を改善す
る。空洞82内へのコンテナ26の挿入は、グリッド44の省
略を可能にする。

【００８４】アングル部品90とスタッド91が、収容器20
の底部20b を直接的に支持するために前記アセンブリの
上部部分に固着されている。

【００８５】この本発明の第３の実施例では、溶融炉心
回収装置とその働きのその他の特徴は、上記で詳細に説
明された第１の実施例のそれと同一である。

【００８６】当然のことながら本発明は、上記で例示の
実施例には限定されず、その変形例の全てを包括する。
従ってこれら３つの実施例は、加圧水型原子炉に関連す
るが、本発明の炉心回収装置は沸騰水型原子炉に使用さ
れることも可能である。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明による炉心回収装置が備えられた加圧水
型原子炉の概略縦断面図である。

【図２】原子炉容器の下方に位置した炉心回収装置部分
を拡大して示す図１と同様の縦断面図である。

【図３】図２の線III −III に沿った横断面図である。

【図４Ａ】一次回路漏れによって引き起こされる重大事
故の進行の第１の段階における原子炉の状態を図解する
図１と同様の断面図である。

【図４Ｂ】一次回路漏れによって引き起こされる重大事
故の進行の第２の段階における原子炉の状態を図解する
図１と同様の断面図である。

【図４Ｃ】一次回路漏れによって引き起こされる重大事
故の進行の第３の段階における原子炉の状態を図解する
図１と同様の断面図である。

【図４Ｄ】一次回路漏れによって引き起こされる重大事
故の進行の第４の段階における原子炉の状態を図解する
図１と同様の断面図である。

【図４Ｅ】一次回路漏れによって引き起こされる重大事
故の進行の第５の段階における原子炉の状態を図解する
図１と同様の断面図である。

【図５】本発明の第２の実施例を図解する図１と同様の
縦断面図である。

【図６】本発明の第３の実施例を図解する図１及び図５
と同様の縦断面図である。

【符号の説明】

10 遮蔽エンクロージャ 12 基礎 16 原子炉容器 18 炉心 20 収容器 22、28 コーリウムに対して耐火性で且つ化学的不活性
の層 24 シーリング外被 26 コンテナ 32 溶融可能なプラグ 36 熱交換促進手段 38 熱伝導要素アセンブリ 40 冷却空間 42 脚形支持体 46 オーバフロー管 48 熱機械的防護板 50 サイフォン 52、72 排出管 56 貯水槽 58 冷却水 60 供給管 62 遮断弁 64 水戻り弁 70、74 熱交換器 76 落下緩衝装置

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 イブ・ベルガマシ フランス国、13090・エツクス−アン− プロバンス、ルバサンヌ・ウー・２、ア ブニユ・ドユ・ドクトウール・ベルトラ ン（番地なし) (72)発明者 ジヤン・ルイジ・フイオリニ フランス国、84530・ビルロール、ル・ クロ・デ・リエール（番地なし) (72)発明者 ジヤン・ジエフロワ フランス国、78000・ベルサイユ、リ ユ・デ・モワン・11・ビス (72)発明者 ジヤン−マリー・セイレ フランス国、38180・セイサン、リユ・ デ・フヌイエール、77 (56)参考文献 特開 昭59−13987（ＪＰ，Ａ) ＳＥＩＬＥＲ Ｊ Ｍ ｅｔ．ａ ｌ，”Ｃｏｎｃｅｐｔｕａｌ ｓｔｕｄ ｉｅｓ ｏｆ ｃｏｒｅ ｃａｔｃｈｅ ｒｓ ｆｏｒ ａｄｖａｎｃｅｄ ＬＷ Ｒｓ”Ｐｒｏｃ Ｉｎｔ ＣｏｎｆＤｅ ｓ Ｓａｆ Ａｄｖ Ｎｕｃｌ Ｐｏｗ ｅｒｔ Ｐｌａｎｔｓ 1992 Ｖｏｌ. ３（1992）ｐ．23．３．１−23．３．８ (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 9/016 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ) ＷＰＩ／Ｌ（ＱＵＥＳＴＥＬ)

Claims (27)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 遮蔽エンクロージャと、前記遮蔽エンク
   ロージャ内に完全に囲い込まれ且つ加圧水を収容する一
   次回路と、炉心メルトダウンの場合に炉心を回収するた
   めの手段とを有する原子炉であって、前記一次回路は、
   前記炉心がその中に配置されている容器を有し、更に前
   記炉心回収手段が、少なくとも前記容器の下部部分を取
   り囲む収容器と、前記収容器の下方に配置され且つ溶融
   可能なプラグによって前記収容器から分離されたコンテ
   ナと、前記コンテナを取り囲む冷却空間と、前記冷却空
   間の中へ前記収容器の内容物を受動的に排出するための
   手段と、前記冷却空間の高さを上回る高さに配置された
   少なくとも１つの冷却水貯水槽と、前記貯水槽と前記冷
   却空間との間の自然対流循環を確立させるための手段と
   を有することを特徴とする原子炉。
2. 【請求項２】 前記容器の下方の前記収容器内に落下緩
   衝手段が配置されていることを特徴とする請求項１に記
   載の原子炉。
3. 【請求項３】 前記収容器が、溶融炉心形成材料に対し
   て耐火性であり且つ化学的不活性である少なくとも１つ
   の材料層によって内部被覆され且つシーリング外被で覆
   われていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
4. 【請求項４】 前記コンテナが、溶融炉心形成材料に対
   して耐火性であり且つ化学的不活性である少なくとも１
   つの材料層によって内部被覆されていることを特徴とす
   る請求項１に記載の原子炉。
5. 【請求項５】 前記コンテナの外側に熱交換促進手段が
   備えられていることを特徴とする請求項１に記載の原子
   炉。
6. 【請求項６】 前記コンテナの高さが、前記コンテナの
   平均横断面の直径に等しい表面の円の直径として定義さ
   れる、前記コンテナの平均横断面の相当直径に少なくと
   も等しいことを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
7. 【請求項７】 前記受動排出手段が、少なくとも１つの
   オーバフロー管及び少なくとも１つのサイフォンを有す
   る請求項１に記載の原子炉。
8. 【請求項８】 前記器内に達する前記オーバフロー管の
   端部が、熱機械的防護板によって保護されていることを
   特徴とする請求項７に記載の原子炉。
9. 【請求項９】 前記収容器内に達する前記オーバフロー
   管の端部と、前記サイフォンの上部分枝とが、前記貯水
   槽内の冷却水の水位よりも高い高さに位置させられてい
   ることを特徴とする請求項７に記載の原子炉。
10. 【請求項１０】 前記自然対流循環を確立させるための
    手段が、前記貯水層の底部を前記冷却空間の底部に接続
    する少なくとも１つの供給管と、前記供給管内に配置さ
    れて通常は閉じている遮断手段と、前記コンテナの入口
    の高さよりも高い高さにおいて前記冷却空間を前記貯水
    槽に接続する少なくとも１つの水戻り管とを有すること
    を特徴とする請求項１に記載の原子炉。
11. 【請求項１１】 前記遮断手段の自動的な開放を制御す
    るための信号を送り出すことが可能な、前記炉心の溶融
    を検出するための手段が備えられていることを特徴とす
    る請求項10に記載の原子炉。
12. 【請求項１２】 前記貯水槽の各々が、前記貯水槽内の
    冷却水の水位よりも高い位置に形成された少なくとも１
    つの開口を介して前記遮蔽エンクロージャ内に通じるこ
    とを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
13. 【請求項１３】 冷却水冷却手段が、前記遮蔽エンクロ
    ージャ内に配置されていることを特徴とする請求項１に
    記載の原子炉。
14. 【請求項１４】 冷却手段が、前記貯水槽各々の上方に
    配置された水蒸気凝縮手段を含むことを特徴とする請求
    項13に記載の原子炉。
15. 【請求項１５】 遮蔽エンクロージャが、少なくとも１
    つの凝縮水排出管を介して前記貯水槽の各々の中に通じ
    ることを特徴とする請求項14に記載の原子炉。
16. 【請求項１６】 冷却手段が、前記貯水槽の各々の中に
    配置された熱排除手段を含むことを特徴とする請求項13
    に記載の原子炉。
17. 【請求項１７】 通常は閉じている遮断手段を備えた少
    なくとも１つの排出管が、前記冷却空間の底部の中に通
    じることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
18. 【請求項１８】 前記コンテナが、前記炉心の完全なメ
    ルトダウンから結果的に生じるコーリウムの体積に少な
    くとも等しい合計内部体積を有することを特徴とする請
    求項１に記載の原子炉。
19. 【請求項１９】 前記コンテナが、支持体を介して前記
    遮蔽エンクロージャの底部上に載置させられ、且つ間隔
    グリッドによって前記冷却空間内に横方向に保持されて
    いることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
20. 【請求項２０】 収容器が、外側に向かって半径方向に
    傾斜し且つ原子炉容器の下方に配置された中央部分を備
    える底部を有し、前記コンテナが、前記中央部分を囲む
    前記収容器の底部の周辺部分の下方にリング状に配置さ
    れていることを特徴とする請求項19に記載の原子炉。
21. 【請求項２１】 熱伝導材料が、前記収容器の底部の前
    記中央部分の下方に配置され、且つ前記冷却空間の上部
    部分に隣接した周辺部分の中に延びることを特徴とする
    請求項20に記載の原子炉。
22. 【請求項２２】 前記収容器が逆円錐形の底部を有し、
    この底部の下方に前記コンテナが規則正しく分布されて
    いることを特徴とする請求項18に記載の原子炉。
23. 【請求項２３】 前記収容器の前記逆円錐形底部が、そ
    の中に無水耐火コンクリートが注入された金属骨組みで
    構成されていることを特徴とする請求項22に記載の原子
    炉。
24. 【請求項２４】 前記コンテナが前記収容器の底部に懸
    架さていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
25. 【請求項２５】 前記コンテナが、前記冷却空間内に配
    置された構造内に形成された空洞の中に配置され、前記
    構造内には前記空洞の相互間の通路が備えられているこ
    とを特徴とする請求項24に記載の原子炉。
26. 【請求項２６】 前記構造が、交互に積み上げられた２
    つの異なったタイプのコンクリートスラブの積み重ねを
    有し、前記通路が、前記２つの異なったタイプのうちの
    一方のタイプのスラブ内に形成され、また前記スラブの
    全てが、前記空洞を形成する穴を有することを特徴とす
    る請求項25に記載の原子炉。
27. 【請求項２７】 前記収容器の底部を支持するために、
    前記構造が、その上部表面に固定された支持部品を備え
    ていることを特徴とする請求項25に記載の原子炉。