JPH0318792A - 受動形冷却装置 - Google Patents

受動形冷却装置

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JPH0318792A
JPH0318792A JP2096603A JP9660390A JPH0318792A JP H0318792 A JPH0318792 A JP H0318792A JP 2096603 A JP2096603 A JP 2096603A JP 9660390 A JP9660390 A JP 9660390A JP H0318792 A JPH0318792 A JP H0318792A
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reactor vessel
vessel
duct
atmosphere
passive cooling
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JP2096603A
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Anstein Hunsbedt
アンステイン・ハンスベッド
Charles E Boardman
チャールズ・エドワード・ボアードマン
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General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

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】 発明の分野 この発明は1985年4月2日に付与された米国特許第
4.508,677号に記載される形式の様に、液体金
属プール内に実質的に浸漬された、熱を発生する核分裂
燃料炉心を持つ、液体金属冷却材のプールを有する、液
体金属で冷却される原子炉に対する受動形冷却装置の改
良に関する。
発明の背景 発電用の液体ナトリウム又はナトリウムーカリウム金属
冷却形原子炉を運転する時、緊急時の取扱いの為、又は
保守作業を実施する為に、燃料の核分裂反応を停止する
ことが必要になることがある。原子炉の運転停止は、核
分裂燃料の炉心の中に中性子を吸収する制御棒を挿入し
て、燃料から必要な核分裂生成中性子を奪い去ることに
よって行なわれる。然し、運転停止した原子炉に於ける
燃料の崩壊により、引続いてかなりの量の熱が発生され
、それを原子炉装置から散逸しなければならない。
液体会属冷却材とそれに隣接する構造の熱容量が残留熱
の散逸を助ける。然し、原子炉の構造材料は、長く継続
する高い温度に安全に耐えることが出来ないことがある
。例えば、典型的な収容サイロの壁のコンクリートは、
高い温度を受けた時、口を開ける様に拡がって、ひゾ割
れを生ずることがある。従って、運転停止の間、原子炉
構造から安全に熱を取去る為に、補助冷却装置を利用す
るのが普通である。
普通の原子炉は、原子炉から熱を散逸する為に、種々の
大が〜りなエネルギ駆動形の冷却装置を利用して来た。
運転停止が出来る様にする多くの場合、冷却装置に対す
るエネルギの供給の為、冷却装置自体が故障を起す惧れ
がある。例え{゛z、炉心を冷却する為のポンプ及び通
気装置が故障することがある。更に、オペレータの介入
を必要とする場合、オペレータが適切な措置を講するこ
とが出来ない様な場合も予想される。最も信頼性があっ
て望ましい冷却装置は、運転停止の後に発生される余熱
を連続的に取去ることが出来る様な完全に受動形の装置
であろう。
米国特許第4,508.677号に記載されるモジュー
ル形の様に、冷却材としてナトリウム又はナトリウムー
カリウムを利用する様な液体金属で冷却される原子炉は
、数多くの利点がある。水冷形原子炉は水の沸点か又は
その近くで運転される。温度に目立った上昇があれば、
蒸気が発生され、圧力が増加する。これと対照的に、ナ
トリウム又はナトリウムーカリウムは、1気圧の圧力で
、1,800″F程度の極めて高い沸点を有する。原子
炉の通常の動作温度は約900’Fの範囲内である。液
体金属は沸点が高い為、水冷形原子炉並びにそれが蒸気
を発生することに伴う圧力の問題がなくなる。液体金属
の熱容量は、ナトリウム又はナトリウムーカリウムが数
百度下に加熱されても、原子炉に材料の破損を起す惧れ
かない。
プール形液体金属冷却形原子炉に対する原子炉容器は、
本質的に頂部開赦の円筒形タンクであり、容器の壁の完
全さを彷げる様な穿孔がない。1次容器からの液体金属
の漏れを防止する為には、側壁及び底壁を密封すること
が不可欠である。安全上の観点から要求される厳密な検
査の為、容器の面は出入可能でなければならない。
典型的なナトリウム冷却形原子炉では、2つのレベルの
ナトリウム・ループが使われている。普通は、1個の1
次ループと2つ又は更に多くの2次ループが使われる。
1次ループは、燃料棒によって加熱された非常に放射性
のあるナトリウムを収容している。1次ループが熱交換
器を通り、放射性のない2次ナトリウム・ループの内の
1つと熱交換をする。
制御棒を一杯に挿入することによって、原子炉の運転停
止をした時、余熱が引続いて発生され、発電所の熱容量
に従って散逸される。原子炉が長期間最大出力であった
と仮定すると、運転停止の後の最初の1時間の間、最大
出力の平均約2%が引続いて発生される。発生された余
熱は時間と共に減衰し続ける。
この発明は、受動形冷却装置の改良として、1985年
12月2日に付与された米国特許第4,678.626
号に記載されている液体金属で冷却される原子炉から運
転停止による崩壊熱を除去する改良を提供する。
この発明の背景となる米国特許第4,508,677号
及び同第4.67L  626号の内容を必要に応じて
参照されたい。
発明の要約 この発明は液体金属で冷却される原子炉に対する、運転
停止を改善した受動形熱除去装置を提供する。この装置
が、伝導、放射、対流と云う熱エネルギの固有の伝達メ
カニズムと、周囲の空気への流体の自然の対流により、
燃料炉心及び液体金属冷却材から原子炉の崩壊熱及び顕
熱を伝達する。
この発明の装置は全く受動形であって、流体の自然の対
流、伝導、対流及び熱放射と云う固有の現象を通じて、
連続的に作用する。
特にこの発明は、原子炉の燃料炉心及び液体金属冷却材
によって吸収された熱エネルギを2次の開放流体回路へ
間接的に伝達し、この回路が伝達された熱を周囲の大気
中へ安全に排出する様にする為、普通の原子炉構造に隣
接して又はその内部に配置された、窒素ガスの様な不活
性流体を収容した閉じた1次回路を有する。
原子炉を運転停止した場合、制御棒が燃料炉心の中に一
杯に挿入された後、燃料棒によって発生される熱が原子
炉容器から不活性ガスのすき間を介して、主に熱放射に
より、周囲の収容容器へ伝達され、少ない割合の熱は収
容された不活性ガスに於ける伝導及び対流によって伝達
される。原子炉容器の外側及び収容容器の内側に設けら
れた放射率の高い面が、熱伝達効率を高める。
その後、収容容器の外面から、一部分は熱放射により、
そして一部分は収容容器と遮蔽体の間の通路内にある1
次閉回路中の循環する不活性ガスに対する直接的な対流
によって、熱が取去られる。
その後、エネルギは、2次開放回路を自然に循環する空
気により、大気へ運ばれる。モジュール形原子炉容器は
普通の原子炉容器に較べて、直径が約173であって、
高さは大体同じである。モジュール形原子炉では、発電
電力に対する表面積の比は、普通の大形原子炉に於ける
表面積と電力との比に較べて大体3倍大きい。この為、
余熱を受動式に散逸し得る十分な表面積が得られる。収
容容器の放射率の高い外面も熱伝達を助ける。
発明の目的 この発明の主な目的は、液体金属で冷却される原子炉に
対する受動形冷却装置として、崩壊熱及び顕熱を除去す
る改良された受動形冷却装置を提供することである。
この発明の別の目的は、液体金属冷却材のプール内に実
質的に浸漬された核分裂燃料の炉心を有する、液体金属
で冷却される原子炉を受動式に冷却する為の間接冷却装
置を提供することである。
この発明の別の目的は、液体金属で冷却される原子炉に
対する受動形冷却装置として、不活性流体の熱伝達媒質
を収容した中間の閉じた冷却回路を持ち、これが原子炉
容器から脱出する液体ナトリウム冷却材の放出を妨げる
と共に、熱散逸の為に、大気に放出される冷却媒質とナ
トリウムとの有害な接触を妨げる様な改良された受動形
冷却装置を堤供することである。
この発明の別の目的は、液体金属で冷却される原子炉に
対する熱除去装置として、完全に受動形であって、流体
中での自然の対流、伝導、対流及び熱放射の固有の現象
によって連続的に作用する熱除去装置を提供することで
ある。
この発明の別の目的は、液体金属で冷却される原子炉に
於ける運転停止の間に発生される崩壊熱及び顕熱を除去
するのに、不活性流体媒質を収容した閉じた循環流通路
、及び除去した熱を大気へ安全に放逐する周囲空気を利
用した開放した循環流通路を含む逐次的な流体回路の組
合せを利用する改良された受動形装置を提供することで
ある。
発叩の詳しい説明 プール形液体金属冷却形原子炉は、原子炉の運転停止事
象の際、余熱を散逸する為の十分な表面積を有する。全
体として、原子炉装置は熱容量が比較的小さい。そこで
残る問題は、収容構造を目立って損傷せずに、余熱を散
逸することである。
完全に受動形の冷却装置が、エネルギ駆動のポンプ及び
ファンに対する依存度及びオペレータの介入の必要をな
くする。同時に、モジュール形原子炉に対する寸法の拘
束、並びに応力が溜り易い区域が出来ない様にする為に
、穿孔のない滑かなタンク構造にする必要の為、収容容
4自体は構造的に変更してはならない。厳密な検査条件
からも、収容容器は、構造の製造及び取付けの両方の間
、簡単に検査が出来ることが要求される。
第1図について説明すると、1実施例のプール形の液体
金属で冷却される原子炉発電所10が、典型的には縦軸
線を垂直方向にして直立に配置した円筒形タンクで構成
される原子炉容器12を有し、開放した上端には着脱自
在のカバーが設けられている。原子炉容器12の中に金
属ナトリウムの様な液体金属冷却材のブール14が収め
られ、核分裂燃料の熱を発生する炉心16が、熱伝達の
為、液体金属冷却材のブール14の中に実質的に浸漬さ
れている。燃料の核分裂作用及びその速度が、燃料炉心
16に出し入れされる中性子吸収制御棒18によって左
右される。
原子炉容器l2がそれを同心に取囲む防禦容器20から
隔て\その中に囲い込まれている。好ましい実施例は、
防禦容器20の略全長をそれから隔たって取巻く収集円
筒22を含む。収容容器24が、防禦容器20及び原子
炉容器12と共に収集円筒22から隔たって、それらを
同心に取囲む。
コンクリート・サイロ26が、収容容器24、収集円筒
22、防禦容器20及び原子炉容器12の同心に組合せ
て相隔たる構成を収容している。
コンクリート・サイロ26は、その中に収容される原子
炉容器12及びそれに接する容器及び円筒が、図面の2
8に示した地表より少なくとも下方に来る程度まで、地
面の中に実質的に挫設されている。液体金属を収容する
原子炉容器を地表より下方に配置することは、発電所の
完全さが損われても、液体金属が少しでも脱出すること
を防止する。
この様に組合される部品を粗隔てた位置に取囲み又は取
巻く様に配置することにより、それらの円筒形側壁が一
連の隔壁を形成し、中間に空間が出来る。具体的に云う
と、原子炉容器12及び防禦容器20の側壁で構或され
る隔壁の間に空間30が形成され、防禦容器20及び収
集円筒22の側壁で構成される側壁の間に空間32が出
来、収集円筒22及び収容容器24の側壁で構成される
隔壁の間に空間34が出来、収容容器24及びコンクリ
ート・サイロ26の側壁で構成される隔壁の間に空間3
6が出来る。
上に述べた様に組合される部品が円形断面であって、同
心に互いに取囲み又は取巻いている様なこの発明の好ま
しい実施例では、中間の空間30.32,34.36は
断面が略環状である。
防禦容器20,収集円筒22、収容容器24及びコンク
リート・サイロ26は何れも、原子炉容器12の一番上
の部分より上方に、そして大地レベル28を越えて上方
に伸びる上向きに突出する延長部又は壁を夫々備えてい
る。即ち、組合される部品の延長した側壁によって形成
される延長した隔壁の中間に形成される環状空間32,
34.36は、熱を発生する原子炉及びそれを取巻く容
器12より上方に伸び、即ち、防禦容器20から延長し
た壁38、収集円筒22から延長した壁401収容容器
24から延長した壁42及びコンクリート・サイロ26
の壁44の上側部分である。
容器の側壁からのこう云う延長部は、中間空間32,3
4.36を構成する隔壁として継続するかあるいはその
他の形でそれらの隔壁を構成する。
原子炉容器12の上部に隣接して、それから上向きに伸
びる収容容器24の延長壁とコンクリート・サイロ26
の上壁部分44との中間にある空間36が、サイロの上
壁44の略高さにわたって伸びる隔壁46によって分割
される。隔壁46はその下端で、中間空間36の分割さ
れた部分の間で流体を連通させる。
第1図に示す実施例では、原子炉容器12と防禦容器2
0の中間にある空間30は、アルゴンの様な不活性ガス
が充填され、密封される。防禦容器20と中間の不活性
ガスが、原子炉容器12が破損した場合の保護手段とし
て作用し、こうしてナトリウムの様な液体金属冷却材の
漏れに対する保護手段となる。
防禦容2′:r20と収集円筒22の中間にある空間3
2は、収集円筒22と収容容器24の中間にある空間3
4と、両者の下端及び上端の両方で流体が連通ずる。こ
の様に中間空間32.34を接続する構成により、防禦
容器20の側壁の実質的な表面積と接触する一部分を持
つ立上りダクト50並びに流れの戻りになる立下りダク
ト52を含む循環通路に沿って熱を輸送する流体冷却材
を循環させる閉じた循環流体流通路48を形成する。熱
を輸送する流体冷却材は窒素の様な不活性ガスであるこ
とが好ましい。
収容容器の延長壁42とコンクリート・サイロの土壁部
分44の中間にあって、隔壁46によって分割される空
間36が、周囲の大気に対して開放した第2の循環流体
流通路54を形成する。循環流体流通路54は、熱伝達
の為、立下りダクト52の上部の様な、閉じた循環流体
流通路48の一部分に接する立上りダクト56と、立下
りダクト58とで構成される。立下りダクト58は周囲
の大気に対する開口62を備えており、立上りダクトは
周四の大気に対する開口60を備えていて、この為周囲
空気を開口62から吸込み、ダクト58に下向きに通し
、その後閉じた流体流通路48の上部に接するダクト5
6を上向きに通り、開口60から出て行くことが出来る
動作について説明すると、燃料によって発生された熱が
、液体金属冷却材の自然の対流により、原子炉容器12
へ運ばれ、その後主にアルゴン・ガスを収容する空間3
0を横切って熱放射によって防禦容器20へ伝達される
。熱が、防禦容器20の一部分の外面と接触している立
上りダクト50に収容された不活性ガスによって吸収さ
れ、立上りダクト50内の目然の通気を誘起する余分の
熱の為、閉じた循環流体流通路48に沿って運ばれる。
余分の熱を持つ循環する流体が、開放した循環流体流通
路54に接する立下りダクト50を続いて流れ、その熱
を立上りダクト56内の一層低温の空気にわたす。この
為、増加した熱が、開放した循環流体流通路56の立上
りダクト56内に自然の通気を誘起することにより、熱
が増加した空気が開口60を介して大気へ放出され、熱
を駆逐し、開口62から代りの低温の空気を吸込んで、
立下りダクト58に下向きに通し、その後立上りダクト
56を上向きに通って、熱を取去る過程を続ける。同時
に、燃料炉心から熱が引続いて放出されると共に閉じた
循環流体流通路48の不活性ガスの中味に伝達されるこ
とにより、閉じた流通路を通る熱を運ぶ流体が連続的に
熱を運び去って、それを開叙した循環流体流通路54に
ある空気に伝え、周囲の大気へ散逸すると云うサイクル
作用が永続する。
この装置の熱性能の検査から、朋壊熱除去過渡状態での
炉心ナトリウムの最大平均出口温度は約1,140下で
あり、これは公称の計算に基づく1,200下と云う現
在のASMHのサービス・レベル温度限界より十分低い
この発明の別の尖施例が第2図及び第3図に示されてい
る。同心に配置された相隔たる部品の組合せが、原子炉
容器12を防禦容器20で取囲み、それを更に収容容2
7I24で取囲んで構成されており、全てがコンクリー
ト・サイロ26の中に包み込まれている。
原子炉容器12と防禦容2W20の間の空間30Aは、
原子炉8器の側壁によって構成された隔壁と防禦容器の
側壁によって+i4成された隔壁の間を伸びる多数のじ
ゃま板64を収容している。じゃま板64は、全体的に
半径方向に揃っており、又は容器の壁によって構成され
た隔壁に対して垂直であるが、中間空間30Aを、一番
下の端で互いに連通ずる複数個の流路66に分割する。
この吏施例の閉じた循環流体流通路48は、原子炉容器
12及び防禦容器20の側壁によって構成された隔壁及
びじゃま板64の間を伸びる流路66を有する。交互の
流路[)6Aが立上りダクト50を構成し、交互の流路
6BBが立下りダクト52を構成し、それらがオリフィ
ス68.70を介して、閉じた循環流体流通路48の対
応するセグメントと流体が連通している。
従って、この実施例の不活性ガスは閉じた循環流体流通
路48を循環する時、立下りダクト52を下向きに通り
、流れ開口又はオリフィス68を通って複数個の交互の
流路66Bに入り、じゃま板64の下を通り、流路66
Aを上に流れる。原子炉容器の壁から熱を吸収し、その
熱が自然の通気を誘起し、流体の流れがその熱を交互の
流路66Aで上向きに運び、オリフィス70を通り、立
上りダクト50を上向きに続いて通り、そこで運ばれて
きた熱が隣接する開放した循環流体流通路54に与えら
れ、その後立下りダクト52の周りを通る。この後、隣
接する開放した循環流体流通路54が輸送されてきた熱
を大気へ駆逐する。
この実施例は、アルゴン・ガスの塊に帰因する比較的高
い熱抵抗を除くことにより、原子炉容器12から閉じた
循環流体流通路48への熱伝達を一層効率のよいものに
し、この為、熱伝達の主な機構は放射である。
従って、この発明は、液体ナトリウ−ム冷却材の中に放
射性汚染物が入込んでいても、この液体ナトリウム冷却
材と、大気に逃がすことによって散逸する為に熱を運び
去る循環する周囲の冷却空気との間に、不活性ガスの有
効な障壁又は保護「壁」を提供する。従って、二重壁の
原子炉容器に裂け目が生じて、それから肢体ナトリウム
冷却材が漏れた場合であっても、中間の不活性ガス障壁
が、循環する空気を介して大気中に放射性物質が放出さ
れることを防止すると共に、放射性の強い液体ナトリウ
ムが空気及び水蒸気と反応することによる好ましからざ
る高エネルギの放出の惧れをもなくする。
【図面の簡単な説明】
第1図は液体金属によって冷却される原子力発電所の簡
略断面図、 第2図はこの発明の変形を示す液体金属によって冷却さ
れる原子力発電所の簡略断面図、第3図は第2図に示し
た変形の複合側面構造の一部分を詳しく示す分解図であ
る。 主な符号の説明 12;原子炉容器 14:プール 16:炉心 20:防御容質 24:収容容器 26:コンクリ−1・・サイロ 38,42.44:隔壁 48,54:流通路 50  52:ダクト 60,62二開口

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、液体金属冷却材のプール中に熱を発生する核分裂燃
    料炉心を実質的に浸漬した液体金属で冷却される原子炉
    に用いられ、全体的に同心の配置として相隔たる横に並
    べた隔壁の組合せを持つと共に、その間で中間の流体の
    循環及び熱伝達を行なう受動形冷却装置に於て、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
    プールを収容し、当該原子炉容器の側壁が一番内側の第
    1の隔壁を形成している様な原子炉容器と、 該原子炉容器と相隔たって実質的にそれを取囲んでいて
    、第2の隔壁を形成する側壁を持つ防禦容器と、 該防禦容器から相隔たってそれを実質的に取囲み、外側
    の第3の隔壁を形成する側壁を持つ収容容器と、 該収容容器から隔たってそれを実質的に取囲んでいるコ
    ンクリート・サイロと、 前記隔壁の内の少なくとも2つの中間の再循環通路に沿
    って流体冷却材を循環させると共に、前記原子炉容器の
    上方で上向きに伸びている第1の閉じた循環流体流通路
    と、 周囲の雰囲気に開放していて、前記閉じた循環流通路の
    内、前記原子炉容器より上方に伸びる少なくとも一部分
    に接続し、その上側区域に大気に対する開口を持つ少な
    くとも1つの立下りダクト、及びその上側区域に大気に
    対する開口を持つ少なくとも1つの隣接する立上りダク
    トを持つ第2の循環流体流通路とを有し、前記立上りダ
    クトは、前記閉じた循環流通路の内、少なくとも原子炉
    容器より上方に伸びる一部分に接し、隣接する立下りダ
    クト及び立上りダクトがその下側区域で流体が連通する
    様に結合されて、大気からの周囲空気が立下りダクトに
    入り、それを下向きに通過し、立下りダクトを上向きに
    通って大気に出て行く様にする開放回路を構成している
    受動形冷却装置。 2、原子炉容器が実質的に大地レベルより下方に埋設さ
    れて配置されている請求項1記載の受動形冷却装置。 3、コンクリート・サイロが埋設された原子炉容器を実
    質的に取囲み、大地レベルを越えて上に伸びている請求
    項2記載の受動形冷却装置。 4、収容容器が、大地レベルを越えて上向きに伸びる壁
    を有し、埋設された原子炉容器の上方に密閉カバーを有
    する請求項3記載の受動形冷却装置。 5、液体金属冷却材のプール中に熱を発生する核分裂燃
    料炉心が実質的に浸漬されている様な液体金属で冷却さ
    れる原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔
    たる横に並んだ隔壁の組合せを持ち、その間で中間の流
    体の循環及び熱の伝達を行なう受動形冷却装置に於て、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
    プールを収容していて、当該原子炉容器の側壁が一番内
    側の第1の隔壁を形成している様な原子炉容器と、 該原子炉容器から相隔たって実質的にそれを取囲んでい
    て、第2の隔壁を形成する側壁を持つ防禦容器と、 該防禦容器から隔たって実質的にそれを取巻いていて、
    第3の隔壁を形成する取巻き壁を有する収集円筒と、 前記防禦容器及び収集円筒から隔たって実質的にそれを
    取囲んでいて、外側の第4の隔壁を形成する側壁を持つ
    収容容器と、 収容容器の側壁によって形成された第4の隔壁及び収集
    円筒の取巻き壁によって形成された第3の隔壁の中間を
    下向きに通り、前記第3の隔壁及び前記防禦容器の側壁
    によって形成された第2の隔壁の中間を逆に上向きに通
    る循環流れ回路に流体冷却材を循環させる閉じた循環流
    体流通路と、周囲の大気に開放していて、前記閉じた循
    環流通路の内、少なくとも原子炉容器より上方に伸びる
    一部分に接続していて、その上側区域に大気に対する開
    口を持つ立下りダクト、及びその上側区域に大気に対す
    る開口を持つ隣接する立上りダクトで構成された第2の
    循環流体流通路とを有し、前記立上りダクトは、前記閉
    じた循環流通路の内、原子炉容器より上方に伸びる少な
    くとも一部分に接し、隣接する立下りダクト及び立上り
    ダクトはその下側区域で流体が連通する様に互いに結合
    されて、大気からの周囲空気が立下りダクトに入って下
    向きに通り、逆に立上りダクトを上向きに通って大気へ
    出て行く様にする開放回路を作り、こうして閉じた循環
    流通路を循環する流体から熱を運び去ることが出来る様
    にした受動形冷却装置。 6、原子炉容器が実質的に大地レベルより下方に埋設さ
    れて配置されている請求項5記載の受動形冷却装置。 7、コンクリート・サイロが埋設された原子炉容器を実
    質的に取囲み、大地レベルより上方まで伸びている請求
    項6記載の受動形冷却装置。 8、収容容器が、大地レベルを越えて上向きに伸びる壁
    を有し、埋設された原子炉容器の上に密閉カバーを有す
    る請求項7記載の受動形冷却装置。 9、原子炉容器、防禦容器、収集円筒及び収容容器が何
    れも円形断面であって、直径が次第に増加し、同心に配
    置されて、それらの側壁が、その間に環状の中間区域を
    形成する相隔たる隔壁となっている請求項5記載の受動
    形冷却装置。 10、液体金属冷却材のプール中に実質的に浸漬された
    熱を発生する核分裂燃料炉心を持つ液体金属で冷却され
    る原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔て
    ゝ横に並べた隔壁の組合せを持ち、その間で中間の流体
    の循環及び熱の伝達を行なう受動形冷却装置に於て、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
    プールを収容し、当該原子炉容器の側壁が一番内側の第
    1の隔壁を形成している様な原子炉容器と、 該原子炉容器から隔たって実質的にそれを取囲み、第2
    の隔壁を形成する側壁を持つ防禦容器と、該防禦容器か
    ら隔たって実質的にそれを取囲み、一番外側の第3の隔
    壁を形成する収容容器と、該収容容器から隔たって実質
    的にそれを取囲むコンクリート・サイロと、相隔たる原
    子炉容器及び防禦容器の側壁によって形成された第1及
    び第2の隔壁の間を伸びていて、該隔壁の中間の空間を
    流体循環用の幾つかの流路に分割すると共に、前記容器
    の一番下の部分に隣接して開放連通する様にし、こうし
    て流体を循環する流路が相互接続される様にする複数個
    のじゃま板と、 相隔たる原子炉容器及び防禦容器の側壁によって形成さ
    れた第1及び第2の隔壁の間に構成される循環通路に流
    体冷却材を循環させる閉じた循環流体流通路と、 周囲の大気に開放していて、前記閉じた循環流通路の内
    、原子炉容器より上方に伸びる少なくとも一部分に接続
    し、その上側区域に大気に対する開口を持つ少なくとも
    1つの立下りダクト及びその上側区域に大気に対する開
    口を持つ少なくとも1つの隣接する立上りダクトで構成
    された第2の循環流体流通路とを有し、前記立上りダク
    トは前記閉じた循環流通路の内、前記原子炉容器より上
    方に伸びる少なくとも一部分に接触し、隣接する立下り
    ダクト及び立上りダクトがその下側区域で流体が連通す
    る様に互いに結合されて、大気からの周囲空気が立下り
    ダクトに入り、それを下向きに通り、立上りダクトを逆
    に上向きに通って大気へ出て行く様にする開放回路を作
    る様にした受動形冷却装置。 11、原子炉容器が実質的に大地レベルより下方に埋設
    されて配置されている請求項10記載の受動形冷却装置
    。 12、コンクリート・サイロが埋設された原子炉容器を
    実質的に取囲み、大地レベルを越えて上方に伸びている
    請求項11記載の受動形冷却装置。 13、収容容器が大地レベルを越えて上向きに伸びる壁
    を有し、埋設された原子炉容器の上方に密閉カバーを有
    する請求項12記載の受動形冷却装置。 14、原子炉容器、防禦容器及び収容容器が何れも円形
    断面であって、次第に直径が増加し、同心に配置されて
    、それらの側壁が、その間に環状の中間区域を形成する
    相隔たる隔壁を構成している請求項10記載の受動形冷
    却装置。 15、液体金属冷却材のプール中に熱を発生する核分裂
    燃料炉心を実質的に浸漬した液体金属で冷却される原子
    炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔てゝ横に
    並べた隔壁の組合せを持ち、その間で中間の流体の循環
    及び熱の伝達を行なわせる受動形冷却装置に於て、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
    プールを収容し、当該原子炉容器の側壁が一番内側の第
    1の隔壁を形成していて、原子炉容器の外側面に多数の
    空所を有する原子炉容器と、該原子炉容器から隔たって
    実質的にそれを取囲み、第2の隔壁を形成する側壁を持
    つ防禦容器と、該防禦容器から隔たって実質的にそれを
    取囲み、外側の第3の隔壁を形成する側壁を持つ収容容
    器と、 該収容容器から隔たって実質的にそれを取囲むコンクリ
    ート・サイロと、 前記隔壁の内の少なくとも2つの中間の循環通路に流体
    冷却材を循環させると共に、そこから原子炉容器の上方
    まで上向きに伸びる閉じた循環流体流通路と、 周囲の大気に開放していて、閉じた循環流通路の内、少
    なくとも原子炉容器より上方に伸びる一部分に接触し、
    その上側区域に大気に対する開口を持つ少なくとも1つ
    の立下りダクトを有する第2の循環流体流通路とを有し
    、立上りダクトが閉じた循環流体流通路の内、原子炉容
    器より上方に伸びる少なくとも一部分に接触し、隣接す
    る立下りダクト及び立上りダクトがその下側区域で流体
    が連通する様に互いに結合されて、大気からの周囲空気
    が立下りダクトに入り、それを下向きに通って、立上り
    ダクトを逆に上向きに通って大気へ出て行く様にする開
    放回路を構成する様にした受動形冷却装置。
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