JPH0321878B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、軽水を使用する加圧水型原子炉に関
し、特に、中性子経済を向上して燃料コストを低
減するため炉心を囲む半径方向の中性子反射装置
に関するものである。

加圧水型原子炉においては、原子炉炉心と一般
に呼ばれる反応領域は、ウラン235又はプルトニ
ウム239のような核分裂燃料を含んでおり、該燃
料内で持続性の核分裂反応が起こつて熱を発生す
る。原子炉炉内構造物として知られている機械的
構成要素が気密に封止された圧力容器内で炉心を
構造的に支持する。原子炉冷却材とも呼ばれる冷
却媒体は圧力容器内に導入され、炉心を貫いて流
れ、圧力容器外に流出して、炉心によつて発生さ
れた熱を取り出し、圧力容器外部に配設された蒸
気発生器内で別の二次冷却媒体にこの熱を伝達す
る。二次冷却媒体は通常水であつて、蒸気発生器
内で水が蒸気に変換され、蒸気タービン及び発電
機による発電のために使用される。

一般に、このような原子炉における炉心は、実
質的に正方形の横断面を有する複数の細長い燃料
集合体から構成されている。原子炉炉内構造物は
上部炉心支持板、下部炉心支持板、及び炉心槽を
通常含む。上部炉心支持板は圧力容器内にフラン
ジによつて支持される。下部炉心支持板は炉心槽
にその下端で取着されている。炉心槽の上方部分
も圧力容器内でフランジによつて支持されてい
る。炉心槽は、炉心と圧力容器の円筒壁との間に
介挿された細長い円筒体である。炉心は炉心槽内
において上部炉心支持板と下部炉心支持板との間
に配設されている。典型的には、原子炉冷却材は
１つ以上の入口ノズルから圧力容器に入り、圧力
容器と炉心槽の外側との間を下方に流れ、180゜転
回して下部炉心支持板及び炉心を上方に貫いて流
れる。その後、加熱された原子炉冷却材は90゜転
回して、１つ以上の出口ノズルから圧力容器外に
流出し前述した蒸気発生器に導かれる。

上述したものを含むどんな原子炉においても、
核燃料の核分裂率、即ち核分裂過程によつて生じ
る中性子の数は一定でなければならない。核分裂
を経た各中性子は熱を発生し、そして２個以上の
別の中性子を発生する。核連鎖反応を持続するた
めに、新たに発生した中性子の少なくとも１個が
燃料の別の原子を核分裂させなければならない。
軽水からなる原子炉冷却材は中性子の優れた減速
材である。従つて、原子炉冷却材は、新たに核分
裂が起こつて連鎖反応が持続するように、核分裂
過程で生じた高速中性子を熱中性子化する、即ち
減速する主な手段である。過剰の中性子は多数の
異なる方法で吸収される。あるものは、一次冷却
材中に溶解しているホウ素のような核毒物によつ
て吸収される。その他は、炉心全体にわたつて介
挿され中性子を吸収するように特に選択された材
料からなる、軸方向に可動の制御棒によつて吸収
される。制御棒は原子炉の運転出力レベルを制御
するための主な手段として当該技術において既知
である。更に他の中性子は、核燃料内に生成され
自身の核分裂過程によつて生ずる毒物に吸収され
る。

時間を消費する燃料交換のための原子炉停止時
間を最少にするように、原子炉炉心の寿命を実際
に可能な限り長くするため、燃料集合体は、通常
濃縮ウラン235のような濃縮核燃料を有している。
過剰の反応度は始動時に炉心で計画されているも
のであり、炉心の寿命を延ばすために使用され
る。燃料が最早連鎖反応を持続できなくなるまで
原子炉の運転を続けるに連れて、濃縮度は連続的
に減少する。その後、原子炉を停止し燃料交換を
行わなければならない。原子炉運転の初期段階、
即ち寿命の初期として知られている段階の間に、
特別の中性子吸収制御棒が炉心内に挿入され、そ
して（或は）付加的な可溶性毒物が過剰反応度を
吸収するため原子炉冷却材内に溶解される。過剰
反応度が減少するに連れて、過剰反応度の使用を
可能にするために特別の制御棒の挿入量及び（或
は）可溶性毒物の量を減らす。このようにして、
過剰反応度はそれが必要になるまで停止状態に保
持される。

濃縮ウランは非常に高価である。従つて、可能
な場合にはいつでも濃縮度を低減させることが望
ましいが、ただし炉心の寿命を短くしてはならな
い。その方法として分かつているものの一つに、
核分裂過程で生成された中性子をもつと効率的に
使用する方法がある。中性子経済に関して、現在
の原子炉が相対的に非効率的である領域は、圧力
容器の内径部と炉心との間の炉心領域、特に炉心
槽の内径部と燃料集合体の外周部との間の領域で
ある。燃料集合体は横断面が正方形であるから、
燃料集合体の側辺と側辺とを合わせた配列では炉
心の外周は円形ではなく、不規則になる。炉心の
不規則な外周に対向してステンレス鋼の垂直板を
配設するのが典型的である。該垂直板は、そこに
ボルトで締結される複数の水平な形成板又はフオ
ーマープレートによつて支持され、次いで該フオ
ーマープレートは炉心槽にボルトで締結される。

フオーマープレートは、不規則な炉心外周部か
ら円形の炉心槽への中間部を考慮して特別な形状
に製作されている。垂直板は炉心の横方向支持を
行うと共に、原子炉冷却材が炉心をバイパスする
のを防止する。最初から意図していたのではない
が、ステンレス鋼の垂直板は、核分裂過程で生成
され炉心から半径方向に逃げようとする過剰中性
子の幾分かを反射して炉心に戻す点で、中性子反
射機能も有することが分かつた。残念ながら、従
来のステンレス鋼板は希望した程にはこの半径方
向反射機能を効率的に遂行しない。例えば、垂直
なステンレス鋼板と水平なフオーマープレートと
の間の空間には、炉心槽、フオーマープレート及
び垂直板から熱を受け取るのが望ましいが弱い中
性子反射体であり、半径方向に逃げる中性子の多
数を実際に吸収する冷却材がある。

従つて、本発明の主な目的は、半径方向に逃げ
る中性子の損失を軽減することであり、この目的
から、本発明の原子炉は、原子炉冷却材として軽
水を使用すると共に、炉心と、該炉心を囲む炉心
槽とを備え、該炉心及び炉心槽の両者間に、原子
炉冷却材の一部の炉心バイパスを形成する不規則
な半径方向スペースを画成しており、更に、実質
的に水素を含有しない材料から構成されると共
に、複数の細長い反射材組立体からなる中性子反
射装置を備え、前記複数の反射材組立体は、前記
半径方向スペースの冷却材収容容積を最小にする
ように、同反射材組立体の側辺と側辺とを並べ
て、前記半径方向スペース内に嵌合しており、前
記複数の反射材組立体の各々は、複数の中性子反
射部材を収容すると共に、両端に接続された冷却
材入口ノズルと冷却材出口ノズルとを有する、細
長い金属製容器を備えており、各反射材組立体の
該金属製容器は、その横断面が、前記不規則な半
径方向スペースの種々の所定基本形状の１つに実
質的に対応する大きさと形状とを有すると共に、
各金属製容器は、その全ての側辺において同金属
製容器に沿う所定の冷却材バイパス流を確保すべ
く、同金属製容器の周囲に〓間を画成せしめてい
る。

本発明の好適な一実施例においては、中性子反
射部材は、側辺と側辺とを合わせて縦方向に延び
る棒であり、別の実施例では、一つの上に他が乗
つて積み重ねられ実質的に金属製容器を満たす金
属ブロツクである。各金属製容器内の金属ブロツ
クの積重体は、適切な冷却を行うため冷却材の貫
通流路を備えることができる。

上述した実施例は、中性子反射装置を使用して
おり、さもなければ、即ち該中性子反射装置がな
ければ、半径方向に逃げて炉心と炉心槽との間の
スペース内に通常存在する原子炉冷却材によつて
吸収される中性子を、本発明に従つて設けられた
中性子反射装置によつて原子炉冷却材を排除し
て、原子炉炉心内に反射し戻す。

本発明は、添付図面に例示したその好適な実施
例に関する以下の説明から一層容易に明らかとな
ろう。

図面、特に原子炉炉心の1/4部分を示す第１図
において、勿論、第１図には図示されていない炉
心の他の３つの1/4部分は第１図に示したものと
同一の構造を有し、一緒になつて完全な炉心横断
面を形成することを理解されたい。使用されてい
る実施例において、原子炉炉心は、側辺と側辺と
を合わせた配列を可能にする実質的に正方形の横
断面を有する193体の別個の燃料集合体１０から
構成されている。第１図には炉心の周辺部を形成
する燃料集合体１０のみが図示されているが、図
示した燃料集合体の内側には同様の燃料集合体が
配設されていることを理解されたい。更に、本発
明はどんな数の燃料集合体を有する炉心でも、ど
んな不規則な周辺部を有する炉心でも適用可能で
あることを理解されたい。各燃料集合体１０は、
その長さに沿つて互いに隔置された複数の格子１
２（第２図）によつて互いに間隔を置いた関係で
列状に保持される細長い燃料棒１１から構成され
ている。各燃料棒１１は、核燃料ペレツトが装填
され両端を封止された管からなる。燃料集合体１
０の流体入口端及び出口端にはそれぞれ、冷却材
流入口の下部ノズル１３及び冷却材流出口の上部
ノズル１４が設けられている。中空管からなる案
内シンブル１５は各燃料集合体１０の所定位置に
配設されていて、当該技術で周知のように、核分
裂過程を制御するため可動の制御棒を内部に受け
入れる。

典型的にはステンレス鋼の円筒形支持部材から
構成される炉心槽１６はこの炉心を取り囲む。炉
心槽１６はフランジ（図示しない）を備えてお
り、該フランジによつて、炉心槽１６は圧力容器
１７（第１図）内に構造的に支持されている。下
部炉心支持板１８（第２図）は炉心槽１６の下部
に溶接されている。炉心は該下部炉心支持板１８
の上に乗りそれによつて支持される。炉心槽１６
には原子炉冷却材流の分離バリヤーとしての機能
もあり、圧力容器１７内の原子炉冷却材の入口流
は炉心槽１６の外側に、炉心冷却材流は炉心槽１
６の内側にあるようにする。炉心槽の形状及び機
能は当該技術において周知である。

炉心槽１６の内壁２０と周辺燃料集合体１０の
不規則な周辺部との間のスペースは炉心反射領域
として知られている。炉心周辺部の性質に由来し
て、反射領域も不規則な形状を有し、第１図に示
すように７つの位置又は形状Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，
Ｅ，Ｆ及びＧのような基本形状に分割できる。炉
心周辺部全体の回りには、形状Ａ及びＧがその
各々について合計４個あり、形状Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ
及びＦがその各々について合計８個ある。勿論、
反射領域は第１図に示した以外の形状に分割して
もよい。

第２図及び第３図は位置Ｆに配置された代表的
な中性子反射材組立体２１の詳細を示している。
ステンレス鋼の容器又は囲い（金属製容器）２２
は反射材組立体２１を完全に取り囲んでいる。反
射材組立体２１の入口端及び出口端にはそれぞれ
ステンレス鋼の入口ノズル２３及び出口ノズル２
４が設けられている。容器２２はその内部に反射
棒（中性子反射部材）２５を平行に配列せしめて
おり、各反射棒２５は、ジルカロイ製被覆管２７
と、その内部に積み重ねられたジルコニア製ペレ
ツト２６とからなる。例えばシール溶接により被
覆管２７に適当に取着された端栓２８及び３０
は、反射棒２５内におけるペレツト２６の積重体
の健全性を維持すると共に、ペレツト２６が原子
炉冷却材にさらされるのを阻止する。完全に円い
棒のための十分なスペースがない容器２２の縁に
は、全長に亙つて延びるが部分的にしか円形横断
面でないジルカロイ製中実棒（中性子反射部材）
３１が使用されている。ジルコニア製ペレツト２
６は、中性子の半径方向反射を確実にするよう
に、炉心の実際燃料長に実質的に等しいか一致す
る長さまで、反射棒２５内に積み重ねられてい
る。製作の際に、各反射棒のジルカロイ製被覆管
２７の内径をペレツト２６の外径よりも若干大き
くしてあるので、被覆管２７内へのペレツト２６
の装填は容易である。原子炉の初期運転中、反射
領域での温度及び中性子束のため被覆管２７がジ
ルコニア製ペレツト２６に接触するように変形す
るので、被覆管及びペレツト間の最初の〓間は無
くなつたのと同然になり、反射棒２５の健全性が
一層向上する。この点について、ジルコニアは圧
縮強度が強く、従つて、被覆管２７を半径方向及
び軸方向に支持できることに注目されたい。ま
た、ジルコニアの熱膨張係数はジルカロイと同様
であるから、熱サイクルで生ずる応力は低いであ
ろう。反射棒２５及び部分的に円い中実棒３１
は、横方向に隔置された複数のステンレス鋼板３
２によつて、半径方向に隔置され支持される。該
ステンレス鋼板３２は、燃料集合体の格子１２の
位置に一致する高さの場所に設けられており、関
連した容器２２内にぴつたり嵌合する大きさに作
られていて、ねじ３３によつて容器２２に取着さ
れている。第２図は、１本の代表的な反射棒２
５、１本の中央の反射棒２５及び１本の代表的な
部分的に円い中実棒３１しか示していないが、勿
論、各容器２２は第３図に示すように多数のかか
る反射棒を含んでいる。

ステンレス鋼板３２にある通孔３４は、反射棒
２５及び中実棒３１がそこに貫通してステンレス
鋼板３２によつて支持されるように設けられてお
り、そして円い反射棒２５及び部分的に円い中実
棒３１の外径にぴつたり嵌合する大きさに作られ
ている。また、ステンレス鋼板３２には流通孔３
５も設けられていて、原子炉のバイパス冷却材が
反射材組立体２１を貫流できるようになつてい
る。流路孔３５は、容器２２にかかる圧力負荷を
最小にするように、冷却材流量を制御し且つ反射
材組立体２１内の軸方向圧力分布を炉心内のそれ
に適応させる大きさに作られている。

炉心槽１６と内壁２０と容器２２との間のスペ
ーサ３６は、炉心槽１６の湾曲した内面と容器２
２の真つ直ぐな面との間の〓間を埋めるため、ス
テンレス鋼板３２の軸方向位置に設けられてい
る。スペーサ３６は冷却材流量を制御すると共
に、燃料集合体１０からの横方向の地震性荷重を
炉心槽１６に伝達する。スペーサ３６と炉心槽１
６の内壁２０との間には〓間３７が設けられてい
る。また、反射材組立体２１と燃料集合体１０と
の間及び隣接する反射材組立体２１間にも〓間３
８及び４０が設けられている。反射材組立体２１
の発熱の多い部分からの熱伝達を高めるため流量
及び（又は）流速を増すように〓間３７，３８，
４０及び流路孔３５の大きさを適当に選択するこ
とによつて、反射材組立体２１の熱湾曲が制御さ
れる。

反射材組立体のステンレス鋼製入口ノズル２３
は、貫通流路６４を有する上板４１と、貫通流路
６３を有する下板４２とを備え、該上板４１及び
下板４２は、入口ノズル囲い４３によつて互いに
隔置されている。板４１，４２及び囲い４３は互
いに結合されており、上板４１は溶接のような適
当な手段によつてステンレス鋼製容器２２に結合
されている。冷却材が反射材組立体２１を貫流可
能なように、複数の窓４４が囲い４３に設けられ
ている。反射材組立体２１の出口ノズル２４も同
様に貫通流路６６を有する上板４５と、貫通流路
６５を有する下板４６と、窓４８が形成された出
口ノズル囲い４７とを備えており、板４５，４６
及び囲い４７は例えば溶接によつて互いに結合さ
れ、下板４６は例えば溶接によつてステンレス鋼
製容器２２に結合されている。中央の反射棒２５
を除き、各反射棒２５及び中実棒３１はねじ５０
のような手段によつて反射材組立体の入口ノズル
２３の上板４１に接続されている。各反射棒２５
又は中実棒３１の頂部と反射材組立体の出口ノズ
ル２４の下板４６との間には〓間５１が設けられ
ていて、熱膨張及び放射線クリープを吸収する。
各反射材組立体２１は、燃料集合体１０が当該技
術で周知のように整列されているのと同様の態様
で、出口ノズル２４の上板４５にある対応の通孔
６１を貫いて延びる案内ピン５２によつて、原子
炉炉心内で半径方向に整列されている。

各反射材組立体２１は、第２図に示すような方
法で下部炉心支持板１８に接続される。即ち、中
央の反射棒２５には、ねじを切られた下端部５４
を有する細長い下側プラグ５３が設けられてい
て、このプラグ５３が反射材組立体の入口ノズル
２３の上板４１を貫通している。機械的接続具５
５がロツクリング５６にねじ込まれ、該ロツクリ
ング５６によつて所定位置にスエージロツクされ
ている。下側プラグ５３のねじ部分は接続具５５
にある内側ねじ部５７に螺合している。中央の反
射棒２５はその上端に細長いプラグ５８を備えて
いるが、プラグ５８にはねじが切られておらず、
代わりに６角部６０のようなトルク伝達手段が設
けられている。適当な通常の工具を使用し、これ
を出口ノズル上板４５にある案内ピン通孔６１内
を通して下降させ、６角部６０に係合させること
によつて、中央の反射棒２５を回転させて接続具
５５に取着し、以て反射材組立体２１を下部炉心
支持板１８に取り付けることができる。原子炉運
転による反射材組立体押さえ力の緩和作用はベレ
ヴイレ式ばね即ち皿ばね６２によつて補償されて
いる。

第４図及び第５図は、本発明による中性子反射
材組立体７０の形態の第二実施例を示しており、
反射領域の位置Ｆに関しては前述した実施例と同
様である。ジルカロイ製容器（金属製容器）７１
は溶接のような手段によつてジルカロイ製上部出
口ノズル７２及びジルカロイ製下部入口ノズル７
３に結合されている。反射棒を含む第一実施例の
容器２２から明らかなように、容器７１には、そ
の全長についてジルコニア製の反射ブロツク（中
性子反射部材）７４が一つの上に別のものが乗つ
て積み重ねられ詰められている。この実施例の容
器７１は、積み重ねられたジルコニア製反射ブロ
ツク７４に固有の構造的安定性のため、ジルカロ
イで製作することができる。出口ノズル７２の上
板７６と上部炉心支持板７７との間の〓間７５は
反射材組立体７０の熱膨張と放射線クリープとを
可能にする。

ジルコニア製反射ブロツク７４の横断面形状は
第５図に示されており、これは、製作の際に容器
７１の内側横断面形状よりも若干小さくなつてい
るので、容器７１内への反射ブロツクの装入は容
易である。原子炉運転中、放射線に加えて系の圧
力及び温度が比較的に薄いジルカロイ製容器７１
をジルコニア製反射ブロツク７４に接触させるよ
うに変形する。各ジルコニア製反射ブロツク７４
は孔７８のような冷却孔を備えており、該冷却孔
７８は他の反射ブロツク７４にある冷却孔と軸方
向に整列すると共に、そこを貫いて延びるジルカ
ロイ製の冷却管８０を有する。各冷却管８０は一
端で入口ノズル７３に、他端で出口ノズル７２に
封止溶接されている。使用中には、原子炉冷却材
が冷却管８０を貫通して、ジルコニア製反射ブロ
ツク７４の横断面全体に亙る温度分布を制御す
る。炉心の放射によるジルコニア製反射ブロツク
７４における発熱は炉心に最も近い位置で最高で
あり、炉心から漸次離れるに従つて急速に低減す
る。従つて、炉心に近い領域にはより多くの冷却
管８０を設ける、即ちより多くの冷却材流量を供
給することが望ましい。

原子炉運転中、系の圧力によつて冷却管８０が
半径方向に膨張し、ジルコニア製反射ブロツク７
４にある冷却孔７８の壁面にしつかり接触する。

反射材組立体７０は、前述した実施例と同様の
方法で、即ちねじ結合部５５によつて下部炉心支
持板１８に取着されているが、該接続具５５は、
ジルコニア製ブロツク７４における軸方向に整列
した中央の孔８３を貫通するジルカロイ製管８２
に挿入されたステンレス鋼製結合棒８１を利用し
ている。結合棒８１の６角形の上端部８４は、反
射材組立体７０を接続具５５に取着するため結合
棒８１にトルクをかけることを可能にする。ジル
カロイ製の管８２も入口ノズル７３及び出口ノズ
ル７２に封止結合されている。

上述した方法で、ジルコニア製反射ブロツク７
４は出口ノズル７２、入口ノズル７３及び容器７
１によつて画成されたスペース内に格納され、従
つて、原子炉冷却材にさらされないように封止さ
れている。

以上のように、本発明によれば、中性子反射部
材が金属製容器に収容されると共に、同金属製容
器の横断面が、不規則な半径方向スペースの種々
の所定基本形状の１つに実質的に対応する大きさ
と形状とを有すると共に、各金属製容器は、その
全ての側辺において同金属製容器に沿う所定の冷
却材バイパス流を確保すべく、同金属製容器の周
囲に〓間を画成せしめている、新規な構成を有す
る。中性子反射材を金属製容器内に収容しておく
ことにより、同中性子反射材を収容した金属製容
器からなる反射材組立体をモジュールとして予め
組み立てておくことができ、炉心の反射領域に容
易に挿入することができる効果を奏する。しか
も、第２図及び第３図の実施例の場合、このよう
な効果は、熱負荷を軽減すると共に内部冷却（冷
却割合は入口ノズル２３、出口ノズル２４にある
貫通流路６４，６５の大きさを適切に選ぶことに
より容易に制御できる）を可能にするために、反
射材組立体一つ当たりの反射材の質量を減少させ
ながら、得ることができる。

また、各反射材組立体の回りに〓間（この〓間
の大きさ適当に選択することにより熱伝達の割合
を容易に制御しうる）を形成することにより、同
反射材組立体からの熱伝達が向上するため、反射
材組立体の熱湾曲の危険が低下し、同反射材組立
体に大きな応力が発生することがなくなる。従つ
て、本発明によると、内部に発生すると予想され
る熱の量に応じて、反射材組立体をその内部及び
外部から選択的に冷却することができ、また、特
別のシール装置を使用したり、炉心自体における
圧力分布に悪影響を及ぼしたりすることなく、金
属製容器の内部及び外部に所望の圧力分布を達成
することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明を適用可能な中性子反射領域
を示す、原子炉炉心の1/4部分の断面平面図、第
２図は、中性子反射部材としてのジルコニア製棒
の使用について説明するため、第１図の２−２線
に沿つて炉心及び反射領域を切断した部分断面
図、第３図は第２図の３−３線に沿う第２図の実
施例の断面平面図、第４図は、中性子反射部材と
してのジルコニア製ブロツクの使用について説明
するため、第１図の２−２線に沿つて炉心及び反
射領域を切断した部分断面図、第５図は第４図の
５−５線に沿う第４図の実施例の断面平面図であ
る。 １０……炉心を構成する燃料集合体、１６……
炉心槽、２１，７０……反射材組立体、２２，７
１……金属製容器、２３，７３……冷却材入口ノ
ズル、２４，７２……冷却材出口ノズル、２５…
…反射棒（中性子反射部材）、３１……中実棒
（中性子反射部材）、３７，３８，４０……〓間、
７４……反射ブロツク（中性子反射部材）、Ａ〜
Ｇ……半径方向スペースの基本形状。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉冷却材として軽水を使用すると共に、
   炉心と、該炉心を囲む炉心槽とを備え、該炉心及
   び炉心槽が両者間に、原子炉冷却材の一部の炉心
   バイパスを形成する不規則な半径方向スペースを
   画成しており、更に、実質的に水素を含有しない
   材料から構成されると共に、複数の細長い反射材
   組立体からなる中性子反射装置を備え、前記複数
   の反射材組立体は、前記半径方向スペースの冷却
   材収容容積を最小にするように、同反射材組立体
   の側辺と側辺とを並べて、前記半径方向スペース
   内に嵌合しており、前記複数の反射材組立体の
   各々は、複数の中性子反射部材を収容すると共
   に、両端に接続された冷却材入口ノズルと冷却材
   出口ノズルとを有する、細長い金属製容器を備え
   ており、各反射材組立体の該金属製容器は、その
   横断面が、前記不規則な半径方向スペースの種々
   の所定基本形状の１つに実質的に対応する大きさ
   と形状とを有すると共に、各金属製容器は、その
   全ての側辺において同金属製容器に沿う所定の冷
   却材バイパス流を確保すべく、同金属製容器の周
   囲に〓間を画成せしめている、原子炉。