JPH0126517B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般的に原子炉のための密閉システム
に係り、さらに明細に言えば、液体金属冷却原子
炉の回転プラクであつてその頂部が実質的に周囲
温度に維持されるものの周辺の環隙を密閉するシ
ステムに係る。

原子炉は、燃料集合体として製作されて圧力容
器内に位置される原子炉の炉心内に組立てられる
核物質の分裂によつて熱を生じさせる。最も商業
的な原子炉において、生じる熱は電気を発生させ
るのに使用される。一般的に、原子炉は１個また
は複数個の主流れ及び熱伝達系統と、これらに対
応する個数の副流れ及び熱伝達系統とを有し、そ
れらに在来の蒸気発生タービンと発電機とが連結
されている。従つて、商業原子炉のための典型的
な原子力変換プロセスは、原子炉の炉心から主冷
却材流れ系統へ、次いで副冷却流れ系統へ、そし
て最後に蒸気への熱の変換を含み、該蒸気から電
気が発生される。

ナトリウムによつて冷却される増殖炉の如き液
体金属によつて冷却される原子炉においては、液
体ナトリウムは主冷却材流れ系統を通つて循環さ
れる。該主系統は、原子炉容器内の炉心と、熱交
換器と、主循環ポンプと、関連相互連絡管とを以
て成る。二つ以上の主系統を有する或る種の増殖
炉においては、炉心と原子炉圧力容器は主系統の
おのおのに共通である。炉心によつて発生される
熱は、炉容器内へ流入して炉心を通過する液体ナ
トリウムによつて吸収される。かくして加熱され
たナトリウムは、次いで、炉容器から出るととも
に熱交換器内へ流れ入り、熱交換器はそれに組合
わされた副流れ系統へ熱を伝達する。冷却された
ナトリウムは、熱交換器を出てポンプへ流れそし
て圧力容器へ復帰する。

ほとんどの原子炉の構造において、炉容器の上
部分は１個または複数個の回転プラグを有する。
例えば、１個の大形の回転プラグが配置され、そ
の内側に次ぎ次ぎに偏心的に数個の異なる寸法の
プラグが配置される。これら回転プラグを配設す
る目的は、燃料交換機のための支持を提供すると
ともに、該機を適正に位置させるための手段を提
供することである。プラグは回転自在でなくては
ならないから、ギヤツプを設けることが必要であ
る。ギヤツプはプラグ相互間及び大きいプラグと
炉容器との間に環隙を画成する。環隙はプラグの
自由な回転を許すとともに、原子炉の内部からの
放射性粒子の逃出通路を構成する。従つて、シー
ルが環隙をよこぎつて各所に配置されて、放射性
粒子の脱出を阻止する。これらシールは、また、
炉容器の外部の大気中の酸素が環隙を通過して原
子炉の冷却材、例えば液体ナトリウム、と接触す
ることを防ぐ働らきをする。そのような接触は液
体ナトリウム中に不純物即ち酸化ナトリウムを生
じさせるおそれがあるからである。さらに、原子
炉容器内への酸素漏入の可能性を防ぐために、原
子炉冷却材溜まりの頂面から回転プラグの底面ま
での空間と、少なくとも前記シールまでの環隙と
を満たす不活性カバー・ガスを配置することも一
般的に採用されている手段である。

原子炉においてしばしば採用されているシール
の一形式は液浸シール即デイツプ・シールであ
る。回転プラグまたは包囲体はトラフを形成する
ように輪郭を付与される。他方の部材は、下方へ
延びてトラフ内に達しているブレードであつて、
トラフ内に収容されている液体ナトリウムの溜ま
りの中に浸され、それによつて、環隙を２個の区
域即ちトラフ内の液体ナトリウム上方の一区域と
下方の他区域とに区分するように仕組まれたもの
を有する。放射性粒子を有する原子炉内のカバ
ー・ガスは、従つて、原子炉の冷却材溜まりの頂
面から間隙を上方へ通つて液体ナトリウム・デイ
ツプ・シールまで達するに過ぎない。この形式の
シールに係る問題は、少なくとも回転プラグの回
転間、ナトリウムが加熱によつて液体状態に維持
されなくてはならないことである。したがつて、
相当量の熱がプラグを通じて伝達される。さらに
また、カバー・ガスにおいて突然の圧力の乱高下
が生じる場合、ナトリウムはトラフから追い出さ
れるおそれがある。したがつて、デイツプ・シー
ルは単独では若干の仮定条件下においては有効に
働らかないと考えられる。

当業界においてよく知られている別形式の密閉
またはプラグ・シールは、単一または複数の一連
の可膨シールが環隙をよこぎつて配置される方式
の可膨シールである。原子炉の燃料補給間、可膨
シールは回転プラグの回転を容易にするため少し
収縮される；そして正規原子炉運転間、シールは
それらの密閉能力を増すためにそれらの最大圧力
定格にまで膨脹される。この形式のシールの一例
はS.ガロの米国特許第3514114号に記載されてい
る。前記形式のシールは、単独であれまたは組合
わせであれ、何れも完全には満足されてはいな
い。従つて、より最近の設計のものは、何れも２
個以上の一連の可膨のシールと１個のデイツプ・
シールとを含み、さらに、密閉装置の有効性と信
頼性とを増進するためその他いくつかの特徴を有
する。

A.M.ポインデクスタの米国特許第4026763号に
は、改良された液体金属デイツプ・シールを有す
る一連のデイツプ・シールと可膨シールとの前記
の如き組合せが開示されている。デイツプ・シー
ルのトラフはシール・ブレードの下方では連絡す
る異なる幅の２本の脚を有し、広幅の脚は原子炉
のカバー・ガスと連絡し、狭幅の脚はデイツプ・
シールの上方において環隙に位置される可膨プラ
グまたはシールと連絡する。環隙は空気ばねとし
て作用する不活性のカバー・ガスを収容してい
る。カバー・ガスの圧力の増加は広幅の脚内のナ
トリウムの高さを押し下げるとともに狭幅の脚内
の高さを著しく増加させる。不活性ガスは圧縮さ
れ、前記二つの脚は協働してデイツプ・シール内
の実質的なナトリウム高さの変化にさらに抵抗す
る。

ジヨン・グレインの米国特許第4078969号には、
炉心破裂事故限界シールが開示されている。該特
許に開示されている装置は、立上り管集合体間に
おいて環隙を密閉するためのものであり、該環隙
内に配置されて作動機構に結合された可撓部材を
有する。該作動機構は可撓部材を引張つて立上り
管集合体の構成要素と接触させ、それによつて環
隙を密閉することができる。同じような装置がJ.
グレインほかの米国特許第4113564号にも記載さ
れている。

M.ゴールデンの米国特許第4135973号には回転
プラグの周辺の環隙を密閉するためのさらにもう
一つの装置が開示されている。この装置は環隙内
部にまたはその近くに配置されている可膨密閉機
構を有する。この可膨密閉機構は、原子炉カバ
ー・ガスの超過加圧の場合に、該可膨密閉機構が
環隙の密閉を強化するように膨脹されるように原
子炉のカバー・ガスと流体連通している。

放射性粒子の漏出を制御する一システムがクー
パーの米国特許第4069100号に開示されている。
該システムは、圧力容器とプラグとの間の継ぎ目
を通じてのカバー・ガスからの核分裂ガスの漏出
を、継ぎ目に配置される２個のシール間に吸収材
を配設することによつて減じるようにされてい
る。前記吸収材は、寿命の長い核種を除きすべて
の放射性同位元素が圧力容器から漏出する以前に
無害の放射性レベルまで崩壊することを許すのに
充分なおくれ時間を提供することを目的とするも
のである。

先行技術による密閉装置においては各種の問題
が遭遇される。特に、ナトリウム・デイツプ・シ
ールが使用されるとき、液体ナトリウムは環隙の
壁にナトリウムのフロストを形成する蒸気圧を有
する。また、カバー・ガス中の放射性元素は在来
の可膨シールのみならずナトリウム・シールをも
透過することが発見された。したがつて、すべて
の環境下で原子炉の信頼される安全な運転を保証
し且つ放射性ガスの漏失の可能性を最小化す改良
された密閉システムが依然として要求される。さ
らに、酸素が液体ナトリウム冷却材と接触するお
それがある場合は、容器の外部から原子炉内への
酸素のいかなる実質的な漏れをも阻止し得るもの
であるべきである。

これを要するに、本発明は原子炉のふたヘツド
の第１と第２の構成要素によつて画成される環隙
を密閉するシステムであつて断熱装置が前記構成
要素の底面に隣接して液体金属冷却材の上方に設
けられ、それによつて、少くとも前記構成要素の
上面を事実上周囲温度に維持するようにされたも
のを提供する。本密閉システムは、膨脹されると
きは前記環隙を密閉し、部分的に収縮されるとき
は前記構成要素の１個の回転を許すように環隙の
上部分に配置された少なくとも第１と第２の可膨
シールを有する。さらにまた、環隙に配置されて
前記断熱装置内に延びた液体金属デイツプ・シー
ルが含まれる。該デイツプ・シールは前記構成要
素の一つにトラフを有し、前記構成要素の他の一
つから下垂支持されて前記トラフ内に延びたシー
ル・ブレードを有する。該シール・ブレードはそ
の片側から他側への流体連通を提供するように液
体金属の上方に位置される少なくとも１個の孔を
有する。シール・ブレードの片側のトラフ上方区
域と、原子炉容器内のカバー・ガスとの間の流体
連通を許すための通路が設けられている。本発明
に従つて、パージ・ガスが可膨シールと、シー
ル・ブレードの他側との中間において環隙内に導
入される。パージ・ガスは放射性カバー・ガスま
たはナトリウム蒸気の可膨シールに達する上方へ
の拡散を事実上減じるのに充分なほどの量を以て
導入される。パージ・ガスはカバー・ガスと混合
して容器から撤収されて処理されたのち、容器へ
再循環される。

本発明は以下添付図面を参照して提供される説
明から一そう明らかに理解されると信じられる。

炉容器のふたヘツドに回転プラグを使用する原
子炉は、必然的に、プラグの回転を許すように回
転プラグと関連装置との間に遊隙を画成する環状
の通路を有しなくてはならない。原子炉容器の内
部からの放射性ガスの漏出を防止し、且つ、空気
が容器内に侵入するのを阻止するために、シール
が環状通路を閉塞するように配設されなくてはな
らない。本発明は液体金属冷却原子炉におけるそ
のような環状通路を密閉するためのシステムを提
供するものである。

第１図及び第２図を参照すると、代表的な原子
炉システム１０が示されている。原子炉システム
１０は冷却材１４を収容する容器１２を有し、冷
却材１４内には原子炉の炉心（図示されていな
い）が沈設されている。該炉心は熱を発生する燃
料集合体の整列群を含んでいる。容器１２は入口
１６と出口１８とを有し、これらを通つて冷却材
１４が燃料集合体との間に熱伝達関係を保つて循
環するようにされている。容器１２はその上端に
おいてふたヘツドによつて閉鎖され、該ふたヘツ
ドは固定外部材２０と、大回転プラグ２２と、中
間回転プラグ２４と小回転プラグ２６とを以て成
つている。中間回転プラグ２４には炉心において
生じる熱の量を調整するための複数本の制御棒と
駆動機構２８とを配置されている。

固定外部材２０の内縁と大回転プラグ２２の外
縁は環隙３０を画成することが図面において見ら
れる。同様に、大回転プラグ２２の外縁と中間回
転プラグ２４の外面は環隙３２を画成する。同様
に、中間回転プラグ２４と小回転プラグ２６も環
隙を画成する。

また、中間回転プラグ２４は大回転プラグ２２
の内部に偏心配置されていることと、小回転プラ
グ２６は同様に中間回転プラグ２４の内部に偏心
配置されていることも認められるであろう。一般
的に、小回転プラグ２６は、容器内移転機械（図
示されていない）に対する接近を可能にするた
め、カラー３４の如き接近手段をも設けられてい
る。燃料交換が必要になつたときは、容器内移転
機械がカラー３４の孔に配置される。該機械が適
所に位置されたとき、回転プラグ２２，２４，２
６の回転の適切な組合せが、容器内移転機械を、
選択された燃料集合体の交換を行なうため炉心に
対して適切な関係に整合される。

原子炉装置１０は、さらに、ふたヘツドの下部
分に隣接して冷却材１４の上方に位置される大形
の断熱装置３６を有する。図示の特定実施例にお
いて、断熱装置３６は複数個の反射板を以て成る
が、その他の様々の同等物が当業者に知られてい
るであろう。絶縁装置３６の目的は、回転プラグ
の外面を実質的に周囲温度に保つことである。こ
れら外面またはヘツド接近区域を周囲温度に保つ
ことによつて、整備のためこれら区域へ要員が接
近することが著しく容易化される。これに加え
て、これは軸受並びに各種の駆動機構のためによ
り低い温度の運転環境を提供し、そのことは、さ
らに、より広い範囲の軸受、シール及び駆動機構
の材料の使用を可能にする。

既に説明されたごとく、原子炉の冷却材１４
が、一般に高速中性子増殖炉の場合のように、液
体金属例えばナトリウムであるとき、空気中の酸
素が容器を透過して液体ナトリウムと接触するこ
とを防ぐことが必要である。そのような接触は望
ましくない酸化ナトリウム不純物の形成を招くお
それがある。その理由は、比較的高い融点を有す
る酸化ナトリウムは固体の形式を有し、炉心を通
る通路をふさぎ、その結果、炉心は不均等に冷却
されるからである。さらに、そのような固体不純
物の存在は、主冷却系統のその他の各種部分、例
えばポンプ、弁など、に不利な効果を及ぼし得
る。したがつて、冷却材１４上方のゾーン３８を
満たすように容器１２内にアルゴンの如き不活性
のカバー・ガスを供給することが普通になつた。
カバー・ガスは酸素が冷却材１４と接触するのを
防止するが、それは炉心からの放射能に露出され
ることをまぬがれ得ず、従つて、放射性のガスと
粒子とによつて汚染される。故に、それを放出す
る前に、またはそれを原子炉に戻す前に、放射能
の大部分を除去するため、カバー・ガスを原子炉
容器と浄化装置との間を循環させることが必要と
される。放射能が除去される方式は当業者にはよ
く知られている。また、既に述べたごとく、カバ
ー・ガスが前記環隙を通つて上昇しそして原子炉
容器から逃げるのを防ぐことも必要である。

次ぎに第３図を参照すると、本発明の代表的な
環隙と密閉装置が示されている。典型的な環隙４
０は回転プラグ部材４２と隣接の構成要素４４と
によつて画成されている。隣接構成要素４４は原
子炉容器の固定部材または隣接回転プラグの内縁
であり得る。環隙４０はその上端において２個の
可膨シール４６によつて密閉され、可膨シール４
６はシール・ホルダ４８によつて適所に保持され
る。可膨シール４６の上面は軸受ホルダ部材５２
を介して回転プラグ４２に結合されるシール・ラ
ンナ５０によつて係合される。さらに、環隙４０
にはシール４６の下方において、回転プラグ４２
と隣接構成要素４４との間における回転運動を容
易にする軸受部材５４が位置される。環隙４０の
下端は、第４図に一そう詳細に示されるデイツ
プ・シールにおいて終端する。デイツプ・シール
は、隣接構成要素４４の下端部によつて形成され
るトラフ５６を含む。トラフ５６内には回転プラ
グ４２の下端部によつて形成されて該回転プラグ
４２から下垂支持されるブレード部材５８が延び
ている。トラフ５６は液体金属、例えば液体ナト
リウム６０、溜まりを有し、該液体金属６０内に
ブレード部材５８の下端部が沈められている。従
来使用されているデイツプ・シールとは異なり、
本発明に依るブレード部材５８はその片側から他
側へ流体連通を提供する少なくとも１本の孔６２
を形成されている。ブレード部材５８の他側は、
環隙４０と連続する通路６８を介して区域６４
（液体金属冷却材６６の上方に位置する）内のカ
バー・ガスと流体連通している。

再び第３図を参照すると、中間可膨シール４６
と軸受部材５４との間には、環隙４０へパージ・
ガスを導入するための通路７０が設けられてい
る。有利には、さらに、環隙４０への接近手段が
設けられる。第３図に示されるごとく、該手段は
着脱自在のプラグ（図示されていない）と軸受ホ
ルダ５２の通路７２とによつて構成される。カバ
ー・ガスとパージ・ガスの処理のための除去は、
任意の各種の既知ガス撤収手段によつて行なわれ
る。

本発明の特徴の一つは、デイツプ・シールが液
体金属冷却材６６の上方において断熱装置７６内
に充分な高さを以て即ち正規原子炉運転温度変動
間に、トラフ５６内の液体ナトリウム６０の溜ま
りが約149℃〜260℃（300〓〜500〓）の範囲内に
保たれるのに充分な高さを以て位置されることで
ある。もし温度が上限を実質的に超過するなら
ば、ナトリウム蒸気圧によつて環隙４０に霜状ナ
トリウム即ちフロストが過度に形成され、一方、
低い温度はナトリウムを液体状態に信頼性を以て
維持するには充分でない。ナトリウム蒸気が環隙
４０を通つて上方へ移転する可能性をさらに減じ
るために、環隙の幅は好ましくは約12.7〜38.0mm
（0.5〜1.5″）の範囲内に維持される。通常、環隙
の幅を約25.4mm（1″）に維持することが推奨され
る。或る場合においては、トラフ５６内の液体ナ
トリウムの点検のために、またはブレード部材５
８を再び濡れた状態にすることが必要になる不測
の事態において、デイツプ・シールのトラフ５６
に接近するため装置７４及び８０を設けることが
望ましい。特に、前記した温度においては、ナト
リウムは容易にブレード部材５８を再び濡らさ
ず、従つて、カバー・ガスはデイツプ・シールを
通過して移動する。したがつて、追加の導管部材
７８を設けることによつて、ナトリウムの温度を
上げるため加熱要素を挿入することが可能であ
り、またはこれに代えて、ブレード部材５８の再
濡を効果的に生じさせる超音波プローブを挿入す
ることも可能である。

運転時に、パージ・ガスは、図示されていない
給源から、通路７０を通じて導入され、軸受部材
５４を通過し、環隙４０を通つて下方へ流れる。
環隙４０を通るときのパージ・ガスの速度及び環
隙４０の（ガスの流れの方向における）長さは、
環隙を通る放射性カバー・ガスの拡散速度を制御
するように選ばれる。言う迄もなく、ガスの流速
が高いほど、環隙４０を通じて上方へ拡散する放
射性カバー・ガスの量は少なくなることは明らか
である。しかし、パージ・ガスの価格と、その回
収及び処理の必要性に鑑み、パージ・ガスの流量
をできるかぎり小さく保つとともに放射性カバ
ー・ガスの所望拡散量の制御と両立させることが
望ましい。したがつて、パージ・ガスの速度は、
環隙を通過する放射性カバー・ガスの拡散が可膨
シール４６にとつて有害であるほどには充分でな
いように、そしてさらに、可膨シールを通つて拡
散する量が容器の外部の区域における許容放射能
レベルを超過しないように確立される。

環隙を通つて上方へ拡散する放射性カバー・ガ
スは、パージ・ガスの降流によつて希釈され、そ
れはさらにその放射能を減じるのに役立つ。これ
に加えて、カバー・ガスが可膨シール４６に到達
する前に環隙を通つて移動する時間は寿命の短か
い放射性元素の実質的崩壊量をも考慮に入れる。
これら二つは可膨シールに達するカバー・ガスの
放射能がシールにそれらの機能を失わせるような
損傷を生じさせないくらい充分に低く、且つ、可
膨シールを通つて拡散するカバー・ガスの放射能
が許容線量率に対するその寄与が特定限度内に保
たれるように減じられるように一緒に制御され得
る。

環隙４０を通つて下方へ流れるパージ・ガス
は、ブレード部材５８に形成された孔６２を通つ
て引きつづいて環隙を通つて下方へ流れ、通路６
８を通つてカバー・ガスと混合する。それと同時
に、カバー・ガスとパージ・ガスとの混合物は既
知の手順に従つた処理を施されるように撤収され
得る。

本発明のもう一つの利点は、フロストの形で環
隙４０の壁面に堆積されるナトリウム蒸気の量も
制御自在であることである。形成されるフロスト
の量は、なかんずく、ナトリウムの温度、環隙を
形成する壁の温度及び環隙の幅によつて決定され
る。本発明に従つて、トラフ５６の液体ナトリウ
ム６０の温度は断熱装置７６内におけるトラフ５
６の位置によつて或る程度まで制御され、正規原
子炉運転温度間、トラフ内のナトリウムは、その
蒸気圧を最小にするため、約260℃（500〓）以下
約149℃（300〓）以上に維持される。これに加え
て、対流率は環隙４０の幅を約2.54cm（1″）以下
に保つことによつて許容レベルにさらに減じる。
本発明は環隙内のナトリウム・フロストの堆積の
形成を完全には無くさないが、プラグの回転に対
する妨害が生じる以前における環隙の掃除間の時
間間隔が10年またはそれ以上に増加されるよう
に、フロストの堆積を減じることが可能である。

環隙４０の狭幅部分に対する接近及び点検のた
めの通路７２が設けられている本発明の一推奨実
施例に依れば、定期的清掃及び点検が可能であ
る。さらに、形成した酸化ナトリウム粒子は、清
掃作業間に、トラフ５６の底へ落下し、そこにお
いてそれらは徐々に溶解し、正規の液体金属冷却
材の流路に対して妨害を及ぼすことを阻止され
る。

以上において、本発明の推奨実施例と考えられ
るものに就て説明したが、様々のその他の修正並
びに変更が当業者によつて考えつかれるであろう
ことは言うまでもない。従つて、特許請求の範囲
は、本発明の真の精神と範囲に含まれるすべての
そのような修正並びに変更を包含するように意図
される。例えば、本発明は液体金属冷却材の液体
ナトリウムと、デイツプ・シールにおいて用いる
液体とに関して説明されたが、その他の各種の液
体物質であつてアルカリ金属であることを要しな
いものが利用され得る。さらにまた、図示された
各種の構成要素の正確な形状は図示のものと全く
同じであることを必要とせず、各種の構成要素が
組立てられそしてたがいに結合される態様は設計
選択の問題として変更可能である。したがつて、
本発明の範囲は明細書本文の例示説明に従つて決
定されるべきではなく、むしろ特許請求の範囲に
よつて決定されるべきである。

【図面の簡単な説明】

第１図は典型的な原子炉の部分縦断面図、第２
図は第１図に示される原子炉の平面図、第３図は
本発明の代表的なふたヘツド密閉装置の部分縦断
面図、第４図は第３図に示されるデイツプ・シー
ルの拡大図である。 図面上、１０…原子炉システム、１２…容器、
１４…冷却材、１６…入口、１８…出口、２０…
固定外部材、２２…大回転プラグ、２４…中間回
転プラグ、２６…小回転プラグ、２８…駆動部
材、３０，３２…環隙、３４…カラー、３６…断
熱装置、４０…環隙、４２…回転プラグ部材、４
４…隣接構成要素、４６…可膨シール、４８…シ
ール・ホルダ、５４…軸受部材、５６…トラフ、
５８…ブレード部材、６０…液体ナトリウム、６
２…孔、６６…冷却材、６８，７０，７２…通
路、７６…断熱装置を示す。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ カバー・ガスを収容する容器と、該容器の下
   部分内に位置される液体冷却材と、該液体金属冷
   却材中に位置される燃料集合体と、前記液体金属
   冷却材を前記燃料集合体に対して熱伝達関係を保
   つて循環させるための少なくとも１個の主冷却体
   流れ系統と、前記容器の上部分それと流体密関係
   に配置されたふたヘツドとを含む液体金属冷却原
   子炉システムにおいて、前記ふたヘツドが： たがいの間に環〓を画成する第１と第２の構成
   要素と； 前記構成要素の底面に隣接し且つ前記液体金属
   冷却材の上方に配置された断熱装置であつて前記
   構成要素の上面を実質的に周囲温度に維持するよ
   うにされた前記断熱装置と； 前記環〓の上部分に配置された少なくとも第１
   と第２の可膨のシール装置であつて、それらが正
   規原子炉運転間に膨脹されるときは前記環〓を密
   閉し、それらが部分的に収縮されるときは前記構
   成要素の一個の回転を許すようにされた前記シー
   ル装置と； 前記環〓に配置されて前記断熱装置内に延びる
   液体金属デイツプ・シールであつて、前記構成要
   素の１個にトラフを有し、前記構成要素の他の１
   個から下垂支持されて下方のトラフ内に延びたシ
   ール・ブレードと、該シール・ブレードの一部分
   を沈めるように前記トラフ内に配された液体金属
   とを有し、前記シール・ブレードがその一方側か
   ら他方側への流体連通を提供するように前記液体
   金属上方に位置された少なくとも１個の孔を有す
   るようになつた前記液体金属デイツプ・シール
   と； 前記シール・ブレードの一方側のトラフ上方区
   域とカバー・ガスとの間に連続的な流体連通を提
   供する装置と； 前記可膨シールと前記シール・ブレードの他方
   側との中間に前記少なくとも１個の孔を通すよう
   にパージ・ガスを導入する装置であつて、放射性
   カバー・ガスまたはナトリウム蒸気が前記可膨シ
   ールにまで移転するのを実質的に阻止するのに十
   分な量のパージ・ガスを導入するようにされた前
   記装置と； 前記パージ・ガスとカバー・ガスとを前記容器
   から徹収して浄化したのち前記容器に復帰させる
   装置と； を有する液体金属冷却原子炉システム。 ２ 特許請求の範囲第１項記載のシステムにおい
   て、さらに、前記液体金属デイツプ・シールのト
   ラフへの出入を可能にする手段を有する液体金属
   冷却原子炉システム。 ３ 特許請求の範囲第１項記載のシステムにおい
   て、さらに、前記第１と第２の構成要素の間の回
   転運動を容易にするため前記環〓に配置された軸
   受装置を有し、該軸受装置が前記液体金属デイツ
   プ・シールと前記可膨シールとの中間に位置され
   る液体金属冷却原子炉システム。 ４ 特許請求の範囲第３項記載のシステムにおい
   て：パージ・ガスを導入する前記装置が、前記可
   膨シールと前記軸受装置との中間においてパー
   ジ・ガスを導入する液体金属冷却原子炉システ
   ム。 ５ 特許請求の範囲第１項記載のシステムにおい
   て：前記液体金属冷却材と前記デイツプ・シール
   の液体金属が、ともにナトリウムである液体金属
   冷却原子炉システム。 ６ 特許請求の範囲第１項記載のシステムにおい
   て：前記環〓が12.7〜38.0mmの幅を有する液体金
   属冷却原子炉システム。 ７ 特許請求の範囲第１項記載のシステムにおい
   て：前記カバー・ガスとパージ・ガスが、ともに
   アルゴンである液体金属冷却原子炉システム。