JP3188379B2 - 内部構造要素を取り外すことができる統合型高速中性子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、内部構造要素を取り外
すことができる原子炉の主容器を備えた統合型高速中性
子炉に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】統合型高速中性子炉は、原子炉の冷却材
を封じ込めるための原子炉の主容器を備えており、一般
的に、この原子炉の冷却材は、ナトリウム等の液体金属
で、原子炉の炉心、冷却材循環ポンプおよび、原子炉の
冷却材の熱を二次冷却材に伝達する中間熱交換器がその
中に沈められている。

【０００３】容器内部の冷却材の中に沈められたポン
プ、つまり、一次ポンプは、冷却材を構成する液体金属
を循環させて、炉心を通過させ、燃料集合体と接触させ
て加熱させる。加熱した液体金属は、次いで、中間熱交
換器内に入り、そこで、二次冷却材と接触してこれを冷
却する。二次冷却材も、通常、液体金属である。冷却し
た液体金属は、中間熱交換器を出ると、一次ポンプによ
って回収される。

【０００４】原子炉の主容器は、とりわけ、原子炉の主
容器の内容量の区画、炉心の支持および原子炉の主容器
の内面の冷却のために使用される炉心冷却用液体金属の
一部の誘導を受け持つ内部構造を内包している。原子炉
の主容器の内部構造は、とりわけ、内側容器を備えてい
て、この内側容器は、原子炉の主容器内で、第１のエリ
ア、つまり、原子炉の炉心から出る加熱された液体金属
を受け取るホットタンクと、第２のエリア、つまり、中
間熱交換器から出る冷却された冷却材を受け取るコール
ドタンクとを形成している。

【０００５】中間熱交換器とポンプは、全体的に円筒形
状をした背の高い構成部品であり、両方とも原子炉容器
内に縦方向に沈められている。原子炉容器の上部は、ス
ラブで閉じられ、ポンプと熱交換器の上部構成部分が通
過するための開口部を備えている。

【０００６】中間熱交換器は、内側容器を貫通してい
て、加熱された液体金属が入るホットタンクと連絡され
た開口部と、コールドタンクに連絡された冷却された液
体金属の出る開口部とを備えている。一次ポンプの吸込
み側は、コールドタンクに連絡されている。

【０００７】高速中性子炉は、一般的に、一次ポンプと
中間熱交換器の集合体を備えていて、この集合体は、主
容器の縦方向の対称軸を対称軸とする円環形エリア内
で、原子炉の主容器の上部の横方向の閉鎖スラブを貫通
している。

【０００８】原子炉の炉心は、ガーダーと呼ばれる内部
構造の一部によって支持されており、この内部構造自体
は、敷板と呼ばれる内部構造要素に取り付けられてい
る。また、敷板は、原子炉の主容器の内面の一部と容器
の底部とによって支持されている。内部構造の一部は、
容器の内面で円環形空間を区切り、容器の周辺部では、
容器の冷却用液体金属の循環空間を構成している。

【０００９】原子炉の主容器の内部構造については、さ
らに、炉心の上部に回収装置を設けて、容器の底部を保
護し、原子炉の炉心から発生する廃材を回収することも
できる。これまでの技法による原子炉では、内部構造
は、主容器の内側に配置されて原子炉ブロックを構成
し、一般的に溶接組立された堅固な単体を構成してい
る。

【００１０】このような高速中性子炉の内部構造の実現
方法については、とりわけ、フランス特許ＦＲ−Ａ−
２，５０６，０６２、ＦＲ−Ａ−２，６８０，５９７、
ＦＲ−Ａ−２，５５８，６３５、ＦＲ−Ａ−２，５４
１，４９６に解説されている。

【００１１】特に、容器の上部において炉心の計装設備
の通路と液体金属の管路とを構成するこれらの高速中性
子炉の一部の大型構成部品、例えば、一次ポンプ、中間
熱交換器、炉心のプラグ−カバー等は取外し可能な部品
であり、専用設備を使用して容器から吊り上げて取り出
すことができる。

【００１２】但し、主容器内の内部構成部品要素は、サ
イトで原子炉ブロックを組み立てるときに溶接付けされ
るため、あるいは寸法が大きいために、主容器の閉鎖ス
ラブの開口部を通過することができず、取り外すことが
できない。実際、スラブは、一般的に、主容器から吊り
上げて開くことができないような構造になっているの
で、容器内部の要素は、スラブの開口部を通してしか取
り出すことができない。

【００１３】従来の方法によると、スラブは、原子炉建
屋の建設時に施工されるコンクリートの中に金属パーツ
を埋め込む混成構造とすることができ、この場合には、
コンクリートに埋め込まれる金属製要素は原子炉の容器
の上部の溶接のために、そのまま残される。主容器は、
原子炉建屋の構造に組み込まれるフランジに懸架するこ
ともでき、その場合には、スラブは原子炉建屋の一部に
取り付けられる。

【００１４】

【発明が解決しようとする課題】既存の技法による原子
炉の場合には、容器の内部にアクセスすることができな
いので、内部構造要素を分解したり、交換したりするこ
とはできない。同様に、原子炉のスラブから内部構造要
素を取り出したり、取り付けたりすることもできない。
内部構造を取り出すことが必要な場合、つまり、原子炉
の寿命がきて、解体作業をする場合には、原子炉の容器
から中のナトリウムを完全に排出し、不活性ガス雰囲気
内で原子炉の内部構造を切断しなければならない。

【００１５】従って、内部構造を分解して、例えば、そ
の補修をしたり、交換をしたりするのは不可能である。
また、容器の内側から内部構造全体を吊り上げて、容器
の底部にアクセスしたり、主容器の底部の検査や補修を
したりすることもできない。

【００１６】さらに、内部構造を主容器の内部への溶接
付けしなければならないため、内部構造の組立および固
定作業は、原子炉構造の建設期間のかなりの部分を占め
ることになる。最後に、内部構造の実現方法の都合上、
内部設備の寸法および重量も極めて重要な要素となる。

【００１７】

【課題を解決するための手段および作用】本発明は、従
って、次のような構成の統合型高速中性子炉を提案する
ことを目的としている。

【００１８】本発明の統合型高速中性子炉の構成要素
は、冷却用液体金属の中に沈められた原子炉の炉心が封
じ込められた主容器と、容器内で冷却材を循環させる少
なくとも１台の一次循環ポンプと、冷却用液体金属の中
に沈められた少なくとも１台の中間熱交換器と、主容器
の内側に配置され主容器内部に取り付けられた大型金属
要素から構成され主容器内で炉心から出る加熱された液
体金属を受け取るエリアと、中間熱交換器から出る冷却
された液体金属を受け取るエリアを構成する少なくとも
一つの内側容器を備えた内部構造と、主容器の内壁と接
触する冷却用液体金属流の管路を構成するプレートと、
炉心の支持要素とからなる。原子炉の内部構造は、主容
器の内部から取り外す、あるいは吊り上げることができ
るように実現される。このため、建設作業は、より簡単
かつスピーディになる。

【００１９】この目的に従って、各内部構造要素は、主
容器内部における簡易支持による固定のために、主容器
と内部構造要素とから構成される集合体の少なくとも一
つの構成要素の対応する機構に維持および支持機構を備
えている。

【００２０】

【実施例】本発明をより正確に理解するため、添付の図
を参照して、本発明による高速中性子炉の実現方法につ
いて以下に解説する。以下に解説する実施例は、一例に
過ぎず、本発明はこれに限定されるものではない。

【００２１】図１は、本発明による高速中性子原子炉の
容器と内部構造の正面縦断面図である。図２は、主容器
とポンプの下端近くの内部構造の一部の縦断面図であ
る。図３は、主容器と中間熱交換器の下端近くの内部構
造の一部の縦断面図である。図４および図５は、内部構
造の二つの部分の縦断面図であり、主容器の冷却用ナト
リウムの管路を示している。図６は、図４の矢印５−５
による断面図である。図７は、図４の矢印６による図で
ある。図８は、炉心を支持する原子炉の内部構造の一部
の縦断面図である。図９は、図８の詳細を示す拡大図で
ある。図１０は、図９の矢印９による図である。図１１
は、主容器の冷却用液体金属の管路を構成する内部構造
の一部の縦断面半図である。図１２は、図１１の矢印１
１−１１による断面図である。図１３は、原子炉の容器
の閉鎖スラブの上面図である。図１４は、原子炉の容器
の閉鎖スラブの周辺部の部分的断面図である。図１５
は、原子炉の閉鎖スラブの一部の上面図である。図１６
は、図１５の矢印１５−１５による部分的縦断面図であ
る。図１７は、原子炉の主容器と内部構造の断面図で、
内部構造要素の分解順序を示している。

【００２２】図１では、冷却用液体金属を符号３のレベ
ルまで内包し、原子炉建屋構造２の内側に取り付けられ
た原子炉の主容器１が示されており、冷却用液体金属の
中には、原子炉の炉心、内部構造集合体、一次ポンプお
よび中間熱交換器が沈められている。

【００２３】主容器１は、安全容器１’に取り囲まれ、
主容器１の周囲の空間にはガスが充填されている。主容
器１は、かなり厚い水平スラブ４によって閉鎖されてお
り、このスラブは、容器１の上端部上方の原子炉構造２
に取り付けられている。

【００２４】スラブ４には、開口部が設けられていて、
一次ポンプ５と中間熱交換器６の上部構成部分が通過す
るようになっている。図１３および図１５を見ると分か
るように、原子炉は、一次ポンプ５を３台備えている。
これら一次ポンプ５は、主容器の軸を中心にして互いに
１２０゜の角度をなして配置されており、それぞれの一
次ポンプ５の間には、６台の中間熱交換器６が配置され
ている。

【００２５】一次ポンプ５と中間熱交換器６の集合体
は、主容器の鉛直軸を中心とした円環形エリアにおい
て、原子炉のスラブ４を通過している。液体ナトリウム
からなる液体金属が充填される上レベル３と閉鎖スラブ
４の下面との間の容器１内部空間には、アルゴンからな
る不活性ガスが充填されている。

【００２６】スラブ４の中央部にはオリフィスが設けら
れていて、その中には、原子炉の燃料装入機９を備えた
回転プラグ８が取り付けられている。炉心のプラグ−カ
バーと呼ばれる集合体１０は、原子炉の炉心１１の上部
に配置され、炉心内で測定を行うための計器類を備えて
いる。炉心１１の出口には、容器内を循環する液体ナト
リウムのバイパス機構が設けられている。

【００２７】炉心１１は、燃料集合体から構成され、そ
の下部、すなわち、脚部は、ガーダーと呼ばれる機械溶
接された構造１２に取り付けられて、原子炉の容器１の
内部構造の一部を構成している。ガーダー１２は、敷板
と呼ばれる機械溶接された構造１３に支持されていて、
敷板自体は、主容器１の底部で、支持プレート１４の上
部に取り付けられている。支持プレート１４は、回収装
置と呼ばれる内部構造要素１５を内面に備えている。回
収装置は、敷板の下部に取り付けられていて、燃料集合
体の事故や処理のときに炉心の廃材を回収することがで
きるようになっている。

【００２８】内側容器と呼ばれる内部構造要素１６は、
敷板の上部に取り付けられ、炉心１１を中心として容器
７に対して同軸位置に取り付けられた筒体と、円環形の
平らな段１６ａと、主容器１の内径より多少小さな径の
上部外側筒体１６ｂとを備えている。

【００２９】内側容器１６の内側筒体１６ｃは、平らな
段１６ａの内周に沿って固定され、上部外側筒体１６ｂ
は、平らな段１６ａの外周に沿って固定されている。平
らな段１６ａには、複数の開口部が設けられていて、そ
れぞれの開口部には、一次ポンプ５を貫通する筒体１７
や、中間熱交換器６を貫通する筒体１８が固定されてい
る。

【００３０】一次ポンプ５を貫通する筒体１７の上部
は、容器１内の液体ナトリウムの上レベル３の上方に位
置している。但し、中間熱交換器６を貫通する筒体１８
の上部は、液体ナトリウムの内側に位置しているので、
中間熱交換器６の対応する機構と共働する不活性が酸に
よる分離機構１８ａが設けられていて、内部容器内の中
間熱交換器６の密封性が確保されている。

【００３１】このように、内側容器は、主容器の内容量
を、炉心上部のホットタンクと呼ばれる第１の空間１９
ａと、炉心下部のコールドタンクと呼ばれる第２の空間
１９ｂに分離している。液体ナトリウムは、一次ポンプ
５によって容器内を循環し、炉心を鉛直方向に、下から
上に向かって（矢印２０）通過し、炉心集合体１１と接
触して加熱され、炉心上部のホットタンク１９ａ内に入
る。主容器１のホットタンク１９ａ内の液体ナトリウム
の液位は、動的液位であり、符号３で示された上のレベ
ルの近くに来る。

【００３２】各中間熱交換器６は、ホットタンク１９ａ
に連結された上開口部６ａとコールドタンク１９ｂに連
結された下開口部６ｂを備えている。炉心から出た加熱
されたナトリウムは、各中間熱交換器内に上開口部６ａ
から入って、中間熱交換器内を循環し、二次ナトリウム
と接触して冷却され、上開口部に入ったときよりも低い
温度になって、開口部６ｂからコールドタンク１９ｂへ
出る。一次ナトリウムと接触して加熱された二次ナトリ
ウムは、原子炉の容器の外側に配置された蒸気発生装置
内で蒸気を発生させるために利用される。

【００３３】一次ポンプ５の下端側に配置される吸込み
部は、コールドタンク１９ｂ内に位置づけられているの
で、中間熱交換器の下開口部６ｂから出る冷却されたナ
トリウムを吸い込んで、敷板１３とガーダー１２を通過
して、炉心内に冷却されたナトリウムを送り込む。コー
ルドタンク内の液体ナトリウム２１の液位は、ホットタ
ンク内の液位３の上方に配される。

【００３４】冷却されたナトリウムの一部は、敷板１３
の内側から漏れて、主容器１の内面と、原子炉の内部構
造の一部を構成する冷却用液体金属の誘導筒体２２とか
ら構成される円環形空間内に流れ込む。誘導筒体２２の
上部は、冷却用ナトリウムを主容器１の内面から内側容
器の筒体１６ｂの外側に位置づけられたコールドタンク
のエリアに送り返すための排水口を構成している。

【００３５】本発明の一般的な特徴によると、原子炉の
各内部構造要素１２，１３，１５，１６，２２は、内部
構造の別の要素の対応する機構か、あるいは内側容器１
の内面の一部に取り付けられる維持および支持機構を備
えている。内部構造要素は、従って、溶接または、ネジ
やボルト等の機械的固定方法によって固定しなくても、
それぞれの自重と維持および支持機構によって主容器の
内側に確実に固定される。

【００３６】なお、通常、一次ポンプ５および中間熱交
換器６は、主容器１から吊り上げて取り出すことができ
るように、スラブ４の開口部を介して、容器の内側に取
り付けられる。スラブ４は、後述するように、原子炉の
構造から吊り上げて、分離することができるように実現
されるので、同じく後述するように、主容器１の内部構
造の要素を逐次取り出すことができる。

【００３７】上部に原子炉の炉心１１が取り付けられる
ガーダー１２は、敷板１３の上面に支持される。回収装
置１５は、支持プレート１４の内側の支持部に取り付け
られ、さらに、これを介して、主容器１の底部に取り付
けられる。内側容器１６は、内側筒体１６ｃの下部を介
して、ガーダー１２と炉心１１を中心として、敷板１３
の上面に取り付けられる。

【００３８】冷却用ナトリウムの誘導筒体２２は、下部
を主容器１の内面の敷板の支持部に取り付ける。主容器
１の側壁は円筒形状、底部は極めて平坦な深皿形鏡板
で、底部の中央部は曲率の極めて大きな球面形状をして
いる。その周辺部は、主容器の側壁と球面形状の容器底
部の中央部に結合され、縦断面形状が円弧状の輪環形状
となっている。一般的に、主容器１の高さと直径の比率
は、既存の技法による原子炉の主容器の比率よりも著し
く高い。

【００３９】図２には、容器１の下部が図示されてお
り、そこでは、一次ポンプ５の下部が、コールドタンク
１９ｂの内側の内側容器１６の下に配置されている。敷
板１３は、機械溶接構造として実現されていて、水平方
向の上下のプレート、その上下のプレートに溶接付けさ
れた外側側壁および上下のプレートの補強および固定バ
ーを備えている。敷板は、外側側壁に集合体２３が３つ
固定されていて、それぞれ側壁の開口部位置に対応して
いる。

【００４０】各集合体２３は、一次ポンプ５の下部が組
み込まれたケーシング２４と、ガーダー１２およびその
ガーダー１２によって支えられた炉心１１へのナトリウ
ムの誘導配管２５とを備えている。ケーシング２４およ
び配管２５は、敷板の壁体に設けられた開口部内に溶接
付けされたつなぎ材に溶接付けされている。

【００４１】配管２５は、一方の端をこのつなぎ材に、
もう一方の端を敷板１３の上プレートに結合された別の
つなぎ材に溶接付けされ、ガーダー１２までの密封性連
結要素を構成している。鋼板２５ａは、ナトリウム供給
配管２５の凸外面の周囲に固定されている。この鋼板２
５ａは、配管が破断した場合に、配管を支える役割をす
る。

【００４２】敷板１３の側壁の下部には、円錐形状のプ
レート２６が敷板１３に対して同軸配置され、敷板の周
辺部を取り囲んでいる。円錐形状のプレート２６は、端
部に支持クラウン２７を備えており、この支持クラウン
を介して、敷板１３が容器１内のシムの上部の、機械加
工された円環形支持ヒール２８で支えられるようになっ
ている。冷却用ナトリウムの案内筒体２２は、敷板１３
の支持クラウン２７を介して、容器の支持ヒール２８に
支えられる。

【００４３】敷板１３の円錐形状のプレート２６には開
口部が設けられ、そこに一次ポンプ５のケーシング２４
の通過のための短いプレートが固定されている。敷板１
３の下プレートは、敷板が支持クラウン２７を介して主
容器１の支持面２８の上に納まると、容器１の底部に連
結された支持プレート１４のいくらか上方に配される。
プレート１４は、敷板の支持機構が事故によって破断し
た場合に、敷板を維持、固定するようになっている。

【００４４】炉心からの廃材の回収装置１５は、デフラ
クタと廃材延展機構とを備えており、プレート１４の内
側のシムの上部の機械加工された支持面１４ａに取り付
けられている。敷板１３と回収装置１５は、容器や支持
プレート１４に溶接付けしたり、機械的に結合したりし
なくても、それぞれの支持機構２８，１４ａに自由に取
り付けられることを特筆しておく。

【００４５】図３は、原子炉の主容器１の下部を示して
おり、そこには、プレートと密封性貫通部１８，１８ａ
の位置で、内側容器１６を通過する中間熱交換器６が配
置されており、中間熱交換器の上開口部６ａと下開口部
６ｂとは、内側容器１６の平らな段１６ａの両側に配置
されている。平らな段１６ａは、内側容器の内側筒体１
６ｃと外側筒体１６ｂを結合しているが、この段は、別
の形状の段、例えば、円錐形状の段としてもよい。

【００４６】一般的に、中小容量の原子炉については優
先的に平らな段を使用し、大容量の原子炉については円
錐形状の段を使用することができる。保護スクリーン６
ｃは、中間熱交換器６の出口開口部６ｂに向かい合った
敷板１３の支持機構２６に固定されている。冷却用液体
ナトリウム回収配管３０は、敷板支持プレート２６の上
部に水平方向に対して傾斜した位置に取り付けられてい
る。

【００４７】図４、図５に示されているように、液体ナ
トリウム用配管３０は、原子炉のポンプと中間熱交換器
との間に、敷板の支持プレート２６に対して平行方向に
挿入されている。そして、その一方の端部を敷板１３の
側壁に溶接付けされたパイプに溶接付けされ、もう一方
の端部を、鍛造および機械加工されたクラウン形状の敷
板の支持クラウン２７の開口部に摩擦取り付けされてい
る。

【００４８】液体ナトリウムの配管３０の位置の主容器
１の支持部材２８は、鍛造および機械加工されていて、
図４および図６に見られるように一部にくぼみ３２が加
工されている。これにより、配管３０の端部を、容器１
のプレートの内面と冷却用ナトリウムの案内筒体２２の
外側の面によって構成される円環状空間３３に連絡させ
ている。このような構造になっているので、冷却された
ナトリウムのリークは、炉心１１の下部を循環し、配管
３０によって誘導されて、円環形空間３３内に入り、そ
の中でナトリウムは下から上へと循環して、主容器のプ
レートを冷却する。

【００４９】配管３０、支持クラウン２７、主容器の部
品２８および冷却用液体金属のための誘導筒体のリング
２２ａに支持され、あるいは摩擦接触する面は、摩擦を
軽減し、摩耗を抑制するためアルミ処理するか、あるい
はアルミ処理したプレートでコーティングされている。
摩擦面のアルミ処理は、コバルトを含有するステライト
等の合金コーティングより好ましい。周知のように、原
子炉の容器内にコバルトを持ち込むのは極力避けなけれ
ばならない。

【００５０】図７に図示されているように、互いに支持
し合う部品２７，２８は、それぞれ、容器の中心軸を中
心として、１２０゜の角度にホゾ溝（ｅｍｂｒｅｖｅｍ
ｅｎｔ）を３つ備えている。これらのホゾ溝は容器内に
敷板を取り付けると、向き合う形になる。

【００５１】敷板を容器内に取り付けた後、向かい合っ
た２つのホゾ溝によって構成された各空洞にキー３４を
差し込む。このようにして、容器の内面に対して敷板が
回転しないようにする。筒体２２も、主容器１の壁体に
対して回転しないように固定する。

【００５２】図８および図９に示されているように、ガ
ーダー１２は、ガーダーの支持ベースを構成する側壁の
下部を介して、敷板１３の上プレートに取り付けられて
いる。さらに、中央ピボット１２ａ（図１）は、敷板１
３の上プレートに固定された部材に取り付けられてい
る。キーは、ガーダー１２が敷板１３に対して回転しな
いように固定する。

【００５３】炉心の３本のナトリウム供給管は、それぞ
れ一次ポンプ５に接続され、ポンプ５の反対側は、鍛造
品の通過リングが設けられたガーダー１２の開口部に取
り付けられた配管口３５を構成する鍛造品に連結されて
いる。ガーダー１２の下壁を通過する各リングには、円
環形の防水部品３７が設けられ、その内側には配管口３
５が取り付けられている。

【００５４】金属リングよりなるジョイント３８は、円
環形の防水部品３７の内側の上肩部とガーダー１２の開
口部を通過するリングとの間に挿入されている。ジョイ
ント３８は、防水部品３７とガーダーとの間で液体金属
の圧力によって圧縮される。スナップリング形状をした
ジョイント３９は、配管口３５の外面と防水部品３７の
円筒形の内側の面との間に挿入されている。ジョイント
３９に液体の圧力がかかることにより、配管口３５の外
面に対してジョイントを押し付けて、ポンプの配管とガ
ーダーとの間の防水結合を確実にすることができる。

【００５５】このようにすると、原子炉の容器内部に熱
が伝達するときに、配管口３５は、ガーダー１２に対し
て側面方向に移動することができる。配管口３５は、同
様に、防水部品３７の内側を鉛直方向に移動することも
できる。

【００５６】ナトリウムは、リークを発生しないように
誘導され、矢印４０によって図示されているように、ポ
ンプ配管とガーダーの内側空間との間を通過する。液体
ナトリウムは、ガーダー１２の上プレートの開口部４１
から入って、ガーダー１２上部の原子炉の炉心１１内に
進入する。

【００５７】内側容器１６の内側筒体１６ｃは、下部が
鍛造および機械加工されたリング３６に連結されてい
る。このリングは肩部を備えているので、主容器１内に
内側容器１６を取り付けると、リングが敷板１３の側壁
の上部を覆うような形になる。敷板１３の側壁の上部を
内側容器の部品３６に組み込むと、内側容器を敷板１３
に対して完璧に位置づけることができ、敷板自体も、鍛
造支持リング２７を介して、容器内の中央部に完璧に位
置づけられる。同様に、敷板１３の上部を部品３６に組
み込むと、主容器内において内側容器が敷板１３に対し
て揺動しないように固定することができる。

【００５８】図１０では、支持鍛造部品３６は、ほぞ溝
３６ａを備えており、主容器内に内側容器を取り付ける
と、敷板１３の側壁の上部に加工された対応するほぞ溝
と向かい合う形になる。主容器内における内側容器の固
定を補強するために、支持部品３６および敷板１３の向
かい合うほぞ溝によって構成される各空洞にキー４２を
挿入されている。このようにして内側容器が敷板に対し
て回転するのを禁じ、敷板自体も、図４と図７に図示さ
れたキー３４を介して、主容器に対して回転しないよう
にされている。

【００５９】ガーダー１２、敷板および支持部品３６の
すべての面は互いに支持し合うようになっている。この
場合、面がステンレス鋼製なので、内部構造要素が互い
に支持し合うときには、アルミ処理された部品を介して
接触させて、ステンレス鋼どうしが直接接触しないよう
にされている。

【００６０】図１１を見ると分かるように、冷却用ナト
リウムの誘導筒体２２の上部は、鍛造部品を介して、２
つの筒体４３，４４に連結され、主容器１と筒体２２の
間の円環形空間３３内の配管３０から流れ込む液体ナト
リウムの排出口を構成している。液体ナトリウムは、筒
体４３の上端部の上部を通過するが、この上部は筒体４
３，４４の間の排出口に流れ込む入口となっている。

【００６１】図１１および図１２に示された液体金属の
投棄口４５は、液体ナトリウムの液位２１がホットタン
クの液体ナトリウムの液位３より著しく低いコールドタ
ンクに液体金属を送り返すことができる。冷却用液体ナ
トリウムは、このようにして主容器の内壁と接触して循
環し、主容器を冷却し、原子炉の構造を振動させない
で、コールドタンクに戻る。

【００６２】図１３には、原子炉の容器の閉鎖スラブ４
が図示されており、閉鎖スラブには開口部が設けられて
いて、一次ポンプ５と中間熱交換器６が貫通するように
なっている。スラブ４は、さらに、中央部にも開口部が
あり、その中には、原子炉の大型回転プラグ８が取り付
けられていて、容器の鉛直軸７を中心としてスラブ４の
上で回転するようになっている。

【００６３】大型回転プラグ８には、容器７の中心軸と
は別の鉛直軸を中心として小型回転プラグ４６が回転可
能に取り付けられ、小型回転プラグには、原子炉の燃料
装入機９が固定される。大型回転プラグ８と小型回転プ
ラグ４６の回転を組み合わせることにより、燃料交換器
を、原子炉の炉心１１のいずれかの燃料集合体の鉛直方
向に整列して取り付けることができる。大型回転プラグ
８も中央部に炉心のプラグ−カバー１０を備えている。

【００６４】図１４には、原子炉のスラブ４の外周の一
部が図示されていて、外周は、原子炉の固定構造２への
スラブの支持および固定機構を備えている。主容器１の
筒体の上部は、円環形フランジ４７と連結している。も
う一つのフランジ４８も同様に円環形をしており、主容
器１が配置される容器ピットを構成する空洞を中心とし
て、原子炉の構造２の上部に固定されている。フランジ
４８は、原子炉の構造に固定されていて、円環形の凹部
を備えており、主容器１の筒体の上部と連結されたフラ
ンジ４７を取り付けることができるようになっている。

【００６５】スラブ４は、非常に厚いスチール製プレー
トから構成されていて、外側の側面は容器のフランジ４
７とその支持および固定機構を収納することができるよ
うに機械加工されている。スラブ４は、下方に向かって
円環形面を構成する肩部４ａを備え、その円環形状面上
には、支持機構４９が固定されていて、主容器１のフラ
ンジ４７の上面に固定された対応する支持機構４９’と
向き合う形になっている。

【００６６】支持機構４９，４９’は、共通の鉛直方向
５１に従って整列された湾曲面の支持面を備えている。
スラブの一対の支持機構４９，４９’の間には、支持機
構５２が挿入され、機構４９，４９’の支持面の内側に
スライドし、回転するように取り付けられている。

【００６７】このようにして、スラブの周辺部が移動し
て、例えば、径方向の膨張を吸収することができるよう
になっている。回転支持機構も同様に、スラブのたわみ
による変形を吸収することができる。スライドおよび回
転する支持機構５２は、スラブの周辺部に配置されてい
る。

【００６８】連続する２つの支持機構５２の間には、ス
ラブ４の飛出し予防固定具５３が挿入されている。各飛
出し予防機構５３は、タイビーム５４を備えていて、タ
イビームは、スラブ４の周辺部の貫通孔と、その軸方向
の延長上に位置する容器のフランジ４７の貫通穴に取り
付けられる。

【００６９】タイビームは、容器のフランジ４７の貫通
孔内に配置され、フランジ４８の孔を通過して、原子炉
の構造２内に埋め込み状態に固定されているナット５５
にネジ止めされる。タイビームを固定してから、タイビ
ーム５４の周囲の空間を密封性を維持したまま閉鎖する
ことができるように、タイビーム５４のヘッド５４ａの
上部に防水閉鎖カバー５６が取り付けられている。

【００７０】フランジ４７は、フランジ４８の凹部の内
側に溶接５７によって固定されている。フランジ４７の
上部の内周部には、溶接６２によって防水プレート５０
が固定されている。このプレートは、溶接６２の反対側
をスラブ４の外周の一部に溶接６１によって連結するこ
とができる。

【００７１】このようにして密封性を維持したまま、主
容器１の内部空間を閉鎖すれば、液体ナトリウムの液位
の上部にアルゴン等の不活性ガスを封じ込めることがで
きる。溶接６１は、不均質な溶接であり、スラブの取付
け時に、スラブ４を支持機構５２に取り付けてから飛出
し防止タイビーム５４を取り付けて固定するまでの間に
実施される。溶接６１は、上部の周辺部に、スラブ４の
外周部と原子炉の固定構造２の間に自由空間が設けられ
ているので実施することができる。

【００７２】シール溶接５１の実施後、スラブ４と固定
構造２の間の周辺部の自由空間は、固定構造２に固定さ
れた取外しの可能な閉鎖および充填プラグ５８によっ
て、スラブ４の周辺部に沿って一つずつ充填される。シ
ールジョイント５９は、スラブ４の外周面とプラグ５８
の内周面との間に設けられ、スラブとプラグ５８の密封
性を維持することができる。

【００７３】図示されているスラブを設けて、固定する
ことにより、スラブ全体を分解し、吊り上げることがで
きるようになる。従って、容器の内側の横断面全体にア
クセスして、例えば、内部構造要素を分解し、引き出す
ことができる。

【００７４】互いに支え合う、あるいは容器の内面に支
持される内部構造要素のすべての支持面は、「コールド
エリア」と呼ばれるエリアに位置している。そのエリア
内では、原子炉の機能中、液体ナトリウムの温度は約４
００℃なので、例えば、炉心の出口側のホットタンク内
のナトリウムの温度より著しく低くなっている。

【００７５】図１５および図１６には、原子炉の大型回
転プラグ８が図示されており、プラグはスラブ４の中央
部で回転するように取り付けられていて、スラブの周辺
部は一次ポンプ５および中間熱交換器６が通過してい
る。回転プラグの縁で、径方向に対峙して位置する２つ
のエリアでは、スラブ４は、２つの空洞を備えていて、
その空洞内にはスラブ４の厚みとほとんど同じ厚みのス
チール製の分解可能な突起６０ａ，６０ｂを挿入するこ
とができるようになっている。

【００７６】大型回転プラグ８は、炉心の中央部のプラ
グ−カバー１０を分解し、吊り上げてから、スラブから
分解し、分離することができる。大型回転プラグを分解
し、吊り上げた後、突起６０ａ，６０ｂを分解すれば、
ガーダー１２を鉛直方向に傾けて通過させるために十分
な寸法の開口部を径方向に設けることができ、吊上げ装
置を使用して、主容器からガーダー１２を取り出すこと
ができる。

【００７７】図１５には、ガーダー１２の縦断面図１
２’が図示されており、このガーダーは、分解可能な突
起６０ａ，６０ｂの取付空洞が２つあるために径方向に
延びている大型回転プラグ８の開口部の内側に位置して
いる。原子炉を停止して、冷却した後、原子炉の炉心か
ら一切の集合体を取り出して、原子炉の燃料装入機を使
用して、仮置場にストックすることができる。

【００７８】その後、大型回転プラグと分解可能な突起
６０ａ，６０ｂとを分解して、仮置場にストックするこ
とができる。そうすると、容器の内側にアクセスするこ
とができるようになるので、ガーダーを鉛直位置に動か
した後、引き抜くことができる。これらの操作は、でき
れば不活性ガス雰囲気内で、容器からナトリウムを完全
に排出した後に実施する。

【００７９】ガーダーの分解と引抜きは、ガーダーが敷
板に自由に取り付けられ、取付部品に取り付けられた中
央ピボット１２ａおよび敷板の配管３５の３ヶ所の配管
口にそれぞれ取り付けられた３枚の中央プレート３７し
か備えていないので、溶接継手または機械継手の分解作
業をまったく必要としない。内部構造要素集合体を分解
するには、原子炉のスラブを分解して、持ち上げること
が必要だが、原子炉の固定構造のスラブに維持および支
持要素が取り付けられているので、上述の要領で実施す
ることができる。

【００８０】図１７には、引抜き作業中の各内部構造要
素が容器の内側で持ち上げられた位置で図示されてい
る。図１７は、内部構造要素の実際の分解段階には対応
していないが、原子炉のスラブの吊り上げ後に実施する
これらの内部構造の分解順序を示している。

【００８１】まず、上述のように、ガーダー１２を吊り
上げて、引き抜くことができる。この引抜きは、スラブ
を吊り上げなくても、プラグを開くことによって、ある
いはスラブの吊り上げ後に容器を開くことによって行う
ことができる。

【００８２】同様に、容器の冷却用ナトリウムの誘導筒
体２２または内側容器１６は、内部構造以外には支持し
ている要素がないので、簡単な吊り上げ作業によって分
解することができる。これらの二つの要素１６，２２
は、ともに独立して敷板１３に取り付けられているの
で、そのいずれを先に分解するかは重要ではない。

【００８３】要素１２，１６，２２の分解後、主容器１
の内側部品２８だけに取り付けられている敷板１３を分
解することができる。最後に、主容器１の底部に連結さ
れた支持プレート２４に取り付けられた回収装置１５を
分解することができる。

【００８４】一切の内部構造要素の引抜きは、溶接継手
や機械継手を分解しなくても実施することができる。実
際、各内部構造要素は、維持および支持機構によって別
の内部構造要素に、あるいは原子炉の容器の内面の一部
に取り付けられている。容器の内面による支持は、主容
器の内側から突出した部分２８や容器底部と連結された
支持プレート１４等の支持機構等によって確実に行うこ
とができる。

【００８５】内部構造要素の支持機構は、通常、円環形
フランジか、あるいは筒体の端部から構成され、鍛造や
機械加工によって実現される。支持機構の接触面および
心出し面は、高精度の旋盤で機械加工して、内部構造要
素の維持とセンタリングを正確に行えるようにされてい
る。

【００８６】支持面の加工精度が高いため、内部構造要
素の組立および分解は、好条件で、簡単に実施すること
ができる。内部構造要素の支持機構の接触面どうしの間
にはアルミ処理されたプレートが配置されていて、容器
内でステンレス鋼どうしが接触しないようになってい
る。

【００８７】内部構造要素を構成する一部の部品を鍛造
品を使用して高精度機械加工すると、内部構造の製造が
簡単になり、しかも、フランジの幾何学形状および寸法
の精度が極めて高くなるため、プレートとフランジの溶
接等の作業を完全自動作業とすることができる。また、
各内部構造要素どうしの間にも、高精度の円環形空間を
設けることができる。

【００８８】機械加工は、キャパシティの大きな縦型旋
盤を使用して、工場で、あるいは原子炉サイトで行うこ
とができる。溶接前に、鍛造および機械加工されたフラ
ンジとプレートの結合を改善するには、少なくとも結合
部位の近くで、プレートの鋼板を冷間圧延して、両方の
面の円環形形状を改善することができる。それから筒体
の展開（ｄｅｖｅｌｏｐｐｅ）を測定して、鍛造フラン
ジの結合部の機械加工半径を正確に計算する。そうする
と、結合が完璧となるので、狭い場所でのＴＩＧ等の自
動溶接方法を利用することができるようになる。

【００８９】本発明による内部構造要素は、例えば、Ｔ
型断面をした複数の分岐のある結合部品の溶接をしない
で済ませられるような配置になっている。同様に、結合
部位に金属を厚く余盛りする等の必要性がない。また、
困難な結合部位以外では、これまでよりずっと簡単に溶
接をすることができる。

【００９０】本発明による内部構造要素の支持機構の直
径が大きいため、支持面の寸法が大きくなっているが、
一方、接触圧力は相変わらず小さいままで、容量が５０
０ＭＷｅの高速中性子炉の場合には、この接触圧力は相
変わらず３ＭＰａ未満のままである。また、内部構造要
素の鍛造支持部品どうしの間にアルミ処理されたプレー
トを挿入して、焼付きを生じる可能性のある一切の接
触、例えば、ステンレス鋼どうしの接触を避けている。

【００９１】本発明による内部構造の概念は、さらに、
原子炉の大型構成部品の下部構造、つまり、一次ポンプ
や中間熱交換器を最適化することができる。上述のよう
に、底部が比較的平坦な深皿形鏡板形状をした容器を使
用することもできる。このような形状にすると、構成部
品が平坦な底部近傍まで、容器の高さ全体にわたって配
置されていれば、構成部品の長さ寸法を最大寸法とする
ことができる。このようにすれば、構成部品と原子炉ブ
ロック全体の直径を縮小し、容器の高さについては、既
存の技法による容器の高さと実際上同じ高さに維持する
ことができる。

【００９２】部分的に高精度機械加工された各内部構成
要素を使用することにより、内部構造の密度を極めて高
くすることができるので、主容器の直径と、容器と内部
構造の製造に使用される材料の重量を小さくすることが
できる。同様に、容器の閉鎖スラブの寸法と原子炉の建
屋の寸法も小さくすることができる。

【００９３】内部構造要素を吊り上げて互いに分離させ
るのは、容器から要素を引き抜くときだけでなく、吊り
上げる要素の下部に位置する別の要素や、あるいは容器
の底部にアクセスするときにも可能である。支持面の周
囲を機械加工すると、内部構造要素が互いに完璧に結合
されるだけでなく、ジョイントや他のシール要素を使用
しなくても、原子炉からのリークに対する密封性を実現
することができるようになる。

【００９４】本発明は、上述の実現方法に限定されな
い。例えば、形状が上述の形状とは異なり、また、異な
る支持機構を備えた内部構造要素の使用を考えることも
できる。本発明は、一般的に、原子炉の主容器に使用さ
れる一次ポンプまたは中間熱交換器の台数を問わず、あ
らゆる統合型高速中性子原子炉に適合される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明による高速中性子原子炉の容器と内部構
造の正面縦断面図である。

【図２】主容器とポンプの下端近くの内部構造の一部の
縦断面図である。

【図３】主容器と中間熱交換器の下端近くの内部構造の
一部の縦断面図である。

【図４】内部構造の一部分の縦断面図であり、主容器の
冷却用ナトリウムの管路を示している。

【図５】図４と同様の内部構造の他の部分の縦断面図で
あり、主容器の冷却用ナトリウムの管路を示している。

【図６】図４の矢印５−５による断面図である。

【図７】図４の矢印６による図である。

【図８】炉心を支持する原子炉の内部構造の一部の縦断
面図である。

【図９】図８の詳細を示す拡大図である。

【図１０】図９の矢印９による図である。

【図１１】主容器の冷却用液体金属の管路を構成する内
部構造の一部の縦断面半図である。

【図１２】図１１の矢印１１−１１による断面図であ
る。

【図１３】原子炉の容器の閉鎖スラブの上面図である。

【図１４】原子炉の容器の閉鎖スラブの周辺部の部分的
断面図である。

【図１５】原子炉の閉鎖スラブの一部の上面図である。

【図１６】図１５の矢印１５−１５による部分的縦断面
図である。

【図１７】原子炉の主容器と内部構造の断面図で、内部
構造要素の分解順序を示している。

【符号の説明】

１ 主容器 ４ 閉鎖スラブ ５ 一次ポンプ ６ 中間熱交換器 ６ｂ 出口開口部 ６ｃ 保護プレート １１ 炉心 １２ ガーダー（支持要素） １２ａ 中央ピボット １３ 敷板（支持要素） １４ 支持プレート １５ 廃材回収装置 １６ 内側容器 １６ａ 段 １６ｂ 外側筒体 １６ｃ 内側筒体 １９ａ・１９ｂ エリア ２２ 筒体 ２２ａ，２７，３６ 維持・支持機構、円形フランジ ２４ ケーシング ２５ 誘導配管 ２６ 支持プレート ２７ 支持機構 ２８ 支持面 ３０ 配管 ３３ 循環空間 ３４、４２ キー ３５ 配管口 ３６ 円環形フランジ ３７ シールリング ３８ 支持・防水ジョイント ３９ ジョイント ５２ 支持機構 ５４ タイビーム ６０ａ、６０ｂ 閉鎖用突起

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 1/02 G21C 5/00 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)

Claims (21)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 冷却用液体金属の中に沈められた原子炉
   の炉心（１１）を内包した主容器（１）と、該主容器
   （１）内で冷却用液体金属を循環させる少なくとも１台
   の一次ポンプ（５）と、冷却用液体金属の中に沈められ
   た少なくとも１台の中間熱交換器（６）と、主容器
   （１）内に取り付けられる内部構造要素と、主容器
   （１）内に組み立てられる大型金属製要素とを具備し、 さらに、主容器（１）内に、炉心から出る加熱された液
   体金属を受け取るエリア（１９ａ）および中間熱交換器
   （６）から出る冷却された液体金属を受け取るエリア
   （１９ｂ）を形成する内側容器（１６）と、主容器
   （１）の内壁と接触する冷却用液体金属の配管用の筒体
   （２２）と、炉心（１１）の支持要素（１２，１３）と
   を備えており、 各内部構造要素（１２，１３，１６，２２）が、主容器
   （１）内部における機械的固定手段を用いない簡易支持
   による固定のために、主容器（１）および内部構造要素
   （１２，１３，１６，２２）により構成される集合体の
   少なくとも１つの構成部品の対応する機構に対して保持
   および支持機構（２２ａ，２７，３６）を備えているこ
   とを特徴とする統合型高速中性子炉。
2. 【請求項２】 各内部構造要素（１２，１３，１５，１
   ６，２２）の支持機構が高精度に機械加工された少なく
   とも１つの接触面を備えていることを特徴とする請求項
   １記載の原子炉。
3. 【請求項３】 構造要素（１２，１３，１５，１６，２
   ２）の支持機構の機械加工された接触面が旋盤加工され
   ていることを特徴とする請求項２記載の原子炉。
4. 【請求項４】 内部構造要素（１２，１３，１５，１
   ６，２２）の少なくとも一つの支持機構が鍛造および機
   械加工された円形フランジ（２２ａ，３６）であること
   を特徴とする請求項１から請求項３のいずれかに記載の
   原子炉。
5. 【請求項５】 炉心の支持要素（１２，１３）が、円錐
   形状の支持プレート（２６）に連結された敷板を備え、 前記円錐形状の支持プレートが、円形フランジ（２７）
   よりなる支持機構を備え、 前記円形フランジ（２７）が、主容器（１）の側壁の鍛
   造および機械加工により形成される部分（２８）の円環
   形面に配される支持面を有することを特徴とする請求項
   １から請求項４のいずれかに記載の原子炉。
6. 【請求項６】 炉心の支持要素（１２，１３）が、燃料
   集合体の下部、つまり、脚部を取り付けるためのガーダ
   ー（１２）を備えており、 そのガーダーが、敷板（１３）の水平な上プレートに支
   持されるベースと、敷板（１３）の上プレートに固定さ
   れた取付部品に組み合わされる少なくとも１つの中央ピ
   ボット（１２ａ）と、ガーダー（１２）がピボット（１
   ２ａ）を中心にして敷板（１３）に対して回転しないよ
   うにするための少なくとも１つのキーとを備えているこ
   とを特徴とする請求項５記載の原子炉。
7. 【請求項７】 原子炉の炉心（１１）下部のガーダー
   （１２）内に配される少なくとも１つの液体ナトリウム
   の誘導配管（２５）が、敷板（１３）に固定され、か
   つ、その一端に配管口（３５）を備えており、 ガーダー（１２）が、液体金属の通過開口部の位置に、
   ガーダー（１２）の開口部内に半径方向に隙間を空けて
   組み込まれ、かつ、敷板（１３）の配管口（３５）の取
   り付けのための内孔を有するシールリング（３７）を備
   え、 該シールリング（３７）が、配管口（３５）周囲の密封
   性を確保するために、ガーダー（１２）上に配される支
   持および防水ジョイント（３８）と、径方向に変形可能
   なジョイント（３９）とを具備することを特徴とする請
   求項６記載の原子炉。
8. 【請求項８】 敷板（１３）が、主容器（１）の内壁の
   冷却用液体金属の配管（３０）を備えており、 該配管（３０）の一端は、敷板の下部に固定され、 配管（３０）の他端は、主容器（１）の内壁の冷却用ナ
   トリウムの循環空間（３３）に通じるように、内部容器
   （１）の内側に突出する支持機構（２８）上の敷板（２
   ６）の支持機構（２７）の貫通開口部に差込まれている
   ことを特徴とする請求項５から請求項７のいずれかに記
   載の原子炉。
9. 【請求項９】 内側容器（１６）が、段（１６ａ）によ
   って相互に同軸配置される円筒形状の内側筒体（１６
   ｃ）および円筒形状の外側筒体（１６ｂ）を備え、 内側容器（１６）の支持機構が、敷板（１３）の周辺部
   上に配される支持面を備えた円環形フランジ（３６）か
   ら構成されていることを特徴とする請求項５から請求項
   ８のいずれかに記載の原子炉。
10. 【請求項１０】 内側容器（１６）の段（１６ａ）が、
    平坦な円環形プレートから構成されていることを特徴と
    する請求項９記載の原子炉。
11. 【請求項１１】 内側容器（１６）の段（１６ａ）が円
    錐形状のプレートから構成されていることを特徴とする
    請求項９記載の原子炉。
12. 【請求項１２】 容器の冷却用ナトリウムの配管用筒体
    （２２）が、その下部に、円錐形状の支持プレート（２
    ６）の端部に固定された敷板（１３）の支持機構（２
    ７）の対応する円環形平面上に支持される平坦な円環形
    の支持面を有する支持機構（２２ａ）を具備することを
    特徴とする請求項５から請求項１１のいずれかに記載の
    原子炉。
13. 【請求項１３】 内部構造要素が、さらに、主容器
    （１）の底部に主容器（１）に同軸に固定された支持プ
    レート（１４）上に拘束されることなく載置される炉心
    の廃材回収装置（１５）を備えていることを特徴とする
    請求項１から請求項１２のいずれかに記載の原子炉。
14. 【請求項１４】 ポンプのケーシング（２４）が、配管
    （３５）の結合部の反対側の液体金属の誘導配管（２
    ５）の端部に固定されていて、一次ポンプ（５）の下端
    部が取り付けられるようになっていることを特徴とする
    請求項７記載の原子炉。
15. 【請求項１５】 敷板（１３）の円錐形状の支持プレー
    ト（２６）に、中間熱交換器（６）のための開口部が設
    けられており、 さらに、保護プレート（６ｃ）が、中間熱交換器（６）
    の出口開口部（６ｂ）と向かい合った中間熱交換器のた
    めの開口部の位置において、円錐形状の支持プレート
    （２６）に固定されていることを特徴とする請求項５か
    ら請求項１２のいずれかに記載の原子炉。
16. 【請求項１６】 互いに支持し合う主容器（１）内の要
    素と内部構造要素（１２，１３，１５，１６，２２）の
    うちの少なくとも２つが、支持位置に互いに向かい合っ
    たほぞ溝を備えていて、その向かい合ったほぞ溝にキー
    （３４，４２）を挿入することによって２つの要素の回
    転を禁じることを特徴とする請求項１から請求項１５の
    いずれかに記載の原子炉。
17. 【請求項１７】 内部構造要素および主容器（１）の要
    素の支持機構が、該支持機構の接触面を分離するための
    アルミ処理されたプレートをそれぞれの接触面どうしの
    間に備えていることを特徴とする請求項１から請求項１
    ６のいずれかに記載の原子炉。
18. 【請求項１８】 主容器（１）が、全体的に円筒形状を
    しており、底部が平たい深皿形鏡板形状をしていること
    を特徴とする請求項１から請求項１７のいずれかに記載
    の原子炉。
19. 【請求項１９】 ポンプ（５）と熱交換器とが、容器
    （１）の軸方向のほぼ全高に沿って配置されていること
    を特徴とする請求項１８記載の原子炉。
20. 【請求項２０】 主容器が、非常に厚いスチール製の平
    坦なプレートよりなる閉鎖スラブ（４）を具備し、 前記プレートが、容器（１）の上端を開口させるために
    スラブ（４）が分解されるように、スライドしかつ回転
    する支持機構（５２）と、原子炉の固定構造（２）にネ
    ジで固定されたタイビーム（５４）とを備えていること
    を特徴とする請求項１から請求項１９のいずれかに記載
    の原子炉。
21. 【請求項２１】 円形形状のプラグ（８）が閉鎖スラブ
    （４）の、２つの溝によって直径方向に長く延びたスラ
    ブの開口部に、回転および取外し可能に取り付けられて
    おり、 これら２つの溝の中には、分解可能な閉鎖用突起（６０
    ａ，６０ｂ）がそれぞれ固定されることを特徴とする請
    求項２０記載の原子炉。