JP2014512002A - 自己充足型緊急時用使用済燃料プール冷却システム - Google Patents

Abstract

使用済燃料プール内に浸水可能に配置された熱交換器により使用済燃料プールを冷却するための補助冷却系。各系統あるいは各装置には、単一ループあるいは直列ループの冷却材流体（例えば、海水あるいは供給水）が循環される。この冷却系は規格化された組立ユニットであり、緊急時に容易かつ迅速に設置され、自らの動力源を備えて自己作動可能である。多重化された冷却系を並列にして、使用済燃料プールを必要な程度に冷却することができる。
【選択図】 図２

Description

関連出願の相互参照
本出願は、２０１１年３月３０日に出願された米国仮特許出願第６１／４６９，１８４号（発明の名称“ＳＥＬＦ−ＯＰＥＲＡＴＩＮＧ ＥＭＥＲＧＥＮＣＹ ＳＰＥＮＴ ＦＵＥＬ ＰＯＯＬ ＣＯＯＬＩＮＧ ＳＹＳＴＥＭ”）の優先権を主張する。

本発明は広義には原子力発電所の水の冷却に用いる冷却系に関し、より具体的には、使用済燃料プール用の既設の冷却系を補足して原子力発電所の被る緊急事態に対処する応急冷却系に関する。

原子力発電所では、原子燃料および水を収容する原子炉容器は一般に燃料交換キャビティあるいは原子炉キャビティと呼ばれる場所に配置される。運転中、一次冷却材流体（通常、水である。）は原子燃料により加熱され、その熱で発電用蒸気が発生する。燃料交換のための運転停止中も、原子炉が運転されないその他の期間中も、原子燃料は崩壊熱により原子炉容器内の水を加熱し続ける。

燃料を原子炉容器から取出し、原子炉キャビティを経由して使用済燃料プールに移す前には、水を所望のレベルまで冷却する必要がある。炉心で発生した残留崩壊熱は運転停止中、常設の残留熱除去系により冷却される。この残留熱除去系は運転停止中炉心内の燃料から生じる崩壊熱を冷却するために熱交換器を備えている。この残留熱除去系の冷却能力は必然的に大きいものとなる。正常な運転停止中、燃料を炉心から取出すことができる時点まで燃料から崩壊熱を除去するために、この残留熱除去系は何日間も運転される。これは、燃料の最終貯蔵場所である使用済燃料プールが備える常設冷却系が、発電所の運転停止直後から燃料が発する高レベルな残留熱を除去するのに十分な冷却能力を有していないという事実に起因する。

このように、炉心から燃料を取出さなければならない状況において、現在の原子力発電所の常設冷却系の構成では、残留熱除去系を幾日間も運転して燃料を使用済燃料プールへ安全に取出せる点まで冷却しない限り、燃料交換や原子炉再循環系コンポーネントの除染のような原子炉の整備を行うことが出来ない。米国特許第５，２６８，９４２号には、残留熱除去系を補強して残留熱除去工程を迅速化するために格納容器内に常設され得る補助冷却系が記載されている。そのような補助冷却系無しでは、運行作業員たちは燃料取出し作業に取り掛かるのに残留熱除去系が炉心を充分に冷却するまで幾日も待たなければならない。

この冷却時間により原子力発電所の総運転停止時間が増加し、運転停止作業時の費用が増加し、収入の遺失と共に運転停止中に購入する代替電力の費用が発生する。他方で、そのような補助冷却系の費用あるいは使用済燃料プールの冷却能力を増強させるための費用は高価である。

２０１１年３月１１日の日本の地震と津波は福島第一原子力発電所に深刻な被害と全電源喪失をもたらした。地震後に発電所はうまく運転停止したが、その後の津波が原子炉及び使用済燃料プールを冷却すべき冷却系への電源の復旧を不可能にした。その結果、３基の原子炉の炉心の燃料溶融、備蓄冷却水の喪失、恐らくは使用済燃料プール内の燃料破損、および、周辺環境への放射性物質の放出が起こった。世界中の原子力発電所において原子力発電所の当初の設計の想定を超える事故への対処を可能にすることの必要性に焦点を当てた徹底した精査が進行中である。

ここで述べる実施例は、補助冷却系が原子力発電所の普通の機器が正常稼働に復帰できるまで使用済燃料プールからの崩壊熱を除去する自己充足型で自立型の手段を提供するために、補助冷却系を迅速に搬入して設置できるように常設の冷却系の能力を増強する。

このように、本実施例の課題は、既設の冷却系が何らかの理由で作動が不能か十分ではないことが判明した場合に使用済燃料プールを十分に冷却するための据置型の補助冷却系あるいは速やかに原子力発電所施設に搬入して直ちに設置し運転開始することが可能な可搬型の冷却系を提供することである。
更なる課題は、常設の冷却系が復旧するまで、使用済燃料プールからの崩壊熱を除去する自己充足型で自立型の冷却系を提供することである。

上記および他の課題は、水あるいはホウ酸水のような液体によって少なくとも一部が満たされた使用済燃料プールに搬入し迅速に結合できる自己駆動型残留熱除去システムを提供する、ここに述べる実施例により達成される。この残留熱除去システムは、使用済燃料が沈められている使用済燃料プール内の液体中に配置された冷却材導管を有し、この冷却材導管の内部は使用済燃料プール内の液体から隔離されている。冷却材流体の貯蔵槽は、使用済燃料プールから離隔して配置されており、連結管を介して冷却材導管に結合している。冷却材は冷却材流体貯蔵槽から冷却材導管を介して循環可能であり、受水池へ流出する。循環機構が冷却材を、連結管を介して、循環させる。一実施例では、この循環機構は一次動力源或いは補助動力源により駆動されるポンプである。ポンプは、好ましくは、ディーゼル駆動あるいはガソリン駆動のポンプである。一実施例では、ディーゼル駆動あるいはガソリン駆動のポンプは消防自動車である。代替的に、補助動力源はモータ駆動発電機あるいはバッテリーである。冷却系が常設される一実施例では、循環機構は使用済燃料プール内の液体が予め選択された温度より上昇した時に循環機構を作動させる制御ユニットを含んでいる。

更なる他の実施例では、冷却材導管は冷却コイルであり、冷却材導管は、連結管に並列に連結され、場合によっては、複数の動力源および冷却材流体槽の両方あるいは何れか一方を利用する複数の冷却材導管、例えば、複数の冷却コイルよりなるのが好ましい。現実的に利用可能であれば、冷却材は海水あるいは代替的に他のすぐ近くのいかなる供給源からの水でもよい。加えて、冷却材流体が受水池に流出する前に冷却材流体を冷却するための冷却塔を受水池に付属させてもよい。望ましくは、冷却導管は９０／１０、７０／３０、或いはモネルの群から選択される銅ニッケル合金のような耐海水腐食性材料から構成される。

好ましい実施例の以下の記載と添付の図面とにより本発明の理解を更に深めることが出来る。
補助残留熱除去系を有する典型的な軽水炉型原子発電所であって、本実施例の恩恵を享受し得る部分を示す概略図である。 本実施例の補助残留熱除去系を組み込んだ図１の使用済燃料プールの概略図である。 図２の実施例で採用可能な浸水型冷却コイルの斜視図である。

図１に示されるように、典型的な軽水炉型原子力発電施設では、関連部分しかここには示されていないが、原子炉建屋２３は炉心３を含む原子炉容器２を収容する。炉心３は、通常は原子燃料の束の形態の一般に燃料集合体と呼ばれる非常に多くの原子燃料要素から成る。運転動作中、原子炉容器２は頂部即ちヘッド５により閉じられている。原子炉容器２は原子炉キャビティ６の内部に配置され、構造によっては、原子炉キャビティ６は運転停止中に使用済燃料プール７に流体結合される。しかし、運転停止中原子炉キャビティ６が使用済燃料プール７に結合される構造でも、運転動作中、格納容器を隔離するために、使用済燃料プール７の水を燃料交換キャビティおよび原子炉キャビティ内の水から分離する必要がある。

図１に示される原子力発電所の実施例では、使用済燃料プール７は、ゲート（図示せず）により閉鎖可能な開口９、或いは、使用済燃料プール７を原子炉キャビティ６から隔離するための当技術分野で知られた他の手段を有する壁８により、原子炉キャビティ６から分離される。種々の原子力発電施設の実施例が可能であるから、使用済燃料プール７および原子炉キャビティ６を併せてあるいは別々に「複合燃料プール」と呼ぶが、この複合燃料プールは使用済燃料プール７か原子炉キャビティ６の内部の任意の場所を指している。複合燃料プールの代替的実施形態の一例として、使用済燃料プールおよび原子炉キャビティが壁８ではなく導管（例えば、「燃料移送流路（図示せず）」）を介して分離されるものがある。使用済燃料プール７は典型的に燃料棚１１を備え、燃料棚１１は使用済燃料プール７に貯蔵された使用済燃料束を支持する。

運転動作中、原子炉ヘッド５は閉じられ、原子炉冷却材（典型的には水）と通常呼ばれる一次流体が、原子炉容器２内で炉心３上部の運転レベル１３に維持されている。炉心３は一次流体１２を加熱し、一次流体は電気を発生する動力として使用される蒸気の発生に利用される。発電に利用される膨大な配管類およびその他の設備は本実施例にとって重要ではないので示されていない。

原子炉再循環系１４は原子炉容器２内部の水を再循環させるが、運転停止中は残留熱除去系１５に流体結合される。図１に示される施設では、原子炉再循環系１４はＡループ１６とＢループ１７とを含む。再循環は循環ポンプ１８により維持される。バルブ１９は運転動作中に原子炉再循環系１４を残留熱除去系１５から隔離する。勿論、多くの異なる配管およびバルブの構成が可能であり、その構成は原子力発電施設により異なる。

原子力発電施設１は種々の理由により運転停止するが、その理由には燃料の全部あるいは部分的交換、部品の除染その他が含まれる。詳細な運転停止手順がシステムの安全性を維持するために必要となる。燃料の束４を炉心３から取出すには、原子炉ヘッド５を取外して一次流体１２の液面位置を複合燃料プール１０内の燃料交換液面位置２０まで上昇させる。このステップに続いて、閉鎖可能な開口９を開放位置に作動して、一次流体１２の燃料交換液面位置２０が使用済燃料プール７内と原子炉キャビティ６内とで等しくなるようにする。燃料交換液面位置２０が安定したら、燃料の束４を炉心３から引き上げ、燃料棚１１に配置する。しかしながら、このような手順の中で、燃料の束４を炉心３から取出すことが出来るように最初に燃料の束４から初期崩壊熱を除去しなければならない。

炉心３が運転停止した後も、燃料４は崩壊熱を発生し続ける。残留熱除去系１５は一次流体１２を冷却するための熱交換系であり、運転停止時の初期崩壊熱を除去する。残留熱除去系１５は一次流体１２を冷却し、矢印２１で示されるように、冷却された一次流体１２を原子炉容器２に還流させる。このように、米国特許第５，２６８，９４２号に記載の補助残留熱除去系より以前の冷却流体１２を冷却するための旧来の方法では、大量の初期崩壊熱が一次流体１２により除去されるまで残留熱除去系１５を何日間も稼働しなければならなかった。残留熱除去系１５が稼働中に除去される熱量は１５，０００，０００ＢＴＵ／時のオーダーである。

残留熱除去系１５は従来、燃料の束４の冷却が使用済燃料プール７に移すことができるようになるまで運転されていた。ここで、より小さな能力の使用済燃料冷却プール冷却系２２は使用済燃料プール７から一次流体を（矢印２６で示すように）循環させ、例えば、１，０００，０００ＢＴＵ／時のような、非常に低い速度で崩壊熱を除去する。残留熱除去系１５および使用済燃料プール冷却系２２は原子力発電施設１に常設されている。常設という構造上の性質ならびに、安全性、冗長性、原子力規制委員会の認可および、汚染の観点から、常設の冷却系自体の変更は現実的ではなく余りにも高価である。

応急補助冷却系３０は米国特許第５，２６８，９４２号に記載されており、施設１へのさらなる恒久的結合を必要とすることなく冷却能力を直ちに増強する。冷却系３０は一次熱交換系３１を備えるが、この一次熱交換系３１は熱を一次流体１２から二次冷却流体に伝える一次熱交換器、この一次熱交換器を介して一次流体を循環させるための一次流体ポンプ、一次流体ポンプの吸込み管３４、および、一次流体放出管３６を備える。一次流体１２が一次熱交換系３１内を循環する際、熱が二次熱交換系から二次冷却流体へ伝えられる。全ての熱交換器、ポンプ、およびその他の構成要素は移動架台に載置され、一時的に施設１内に配置される。施設１内の厳しい空間的制約のため、この補助残留熱除去系３０の各構成要素は施設１内の種々の異なる位置に配置されてもよい。一次熱交換系３１内には放射性物質が循環するので、一次熱交換系３１は格納建屋２３内に配置するのが望ましい。

前記冷却系３０とは対照的に、本発明の実施例は有意に低いコストで使用済燃料プールを補助的に冷却するための大変簡易で安価な解決策を提供する。以下に述べる実施例は施設に一体的に組込んでもよいし、緊急時に必要に応じて配備してもよい。この冷却系は殆ど全ての施設に用いることが出来き、従来の冷却系とは異なり、可搬性があり、複数の施設間で共用可能である。

電源喪失事故時、あるいは、使用済燃料プールの既設の冷却系の機能喪失時、若しくは、それらが両方発生した時にあっては、使用済燃料プール内の使用済燃料を充分に冷却し遮蔽する能力の維持が課題となる。使用済燃料プールは、典型的には、冷却能力が損われた後、数日間或いは数週間に亘り、プール内の流体、典型的にはホウ酸水を沸騰させることで、継続的にある程度冷却が維持される。緊急のあるいは補助的な使用済燃料冷却系を配備する必要が生じた時点に至ってからでは、状況は発電所に立入って既設のバックアップ・システムを修理して再稼働することが困難あるいは不可能である。極端な場合、緊急バックアップ冷却系の配備後は使用済燃料プールの周辺への立入りが不可能であることも考えられる。このような理由から、使用済燃料プール冷却系の仕様を長期間自律的に動作できる自己充足型の冷却能力を備えるようにすることが望まれている。電源喪失が長引いても稼働できるような冷却系が望まれている。

以下に述べる実施例は浸水可能な熱交換器を利用して使用済燃料プールを冷却するが、この熱交換器は使用済燃料プールに直接浸される。夫々の系統内あるいは設備内では、単一ループあるいは直列に接続された複数ループで冷却流体（例えば、海水あるいは供給水）が循環される。ここで述べる冷却系は、ＡＣ電源が供給される場合があり得ること、あるいは、供給水源上に補助冷却部が配置される場合があり得ることを除けば、規格化された組立ユニットであり、自己充足型である。この冷却系の系統あるいは設備を多重化して使用することにより、使用済燃料プールを所望の程度に冷却することもできる。

この冷却系の利用の意図するところは、電源喪失あるいは常設の使用済燃料プール冷却系の故障若しくはその両方による影響を軽減することである。この冷却系は使用済燃料プール内の流体のバルク沸騰を回避あるいは最小限に抑えることにより、使用済燃料プールからの流体の喪失を低減する。このようにして、更なる冷却および冷却材流体の補給の必要性が回避あるいは少なくとも軽減される。

前述のように、従来の使用済燃料プールの冷却系は使用済燃料プールからの流体を使用済燃料プールの外部に配置された１つ或いは複数の熱交換器、そして、さらに、典型的には、フィルター、純水供給装置、あるいはその他の処理用コンポーネントを通して循環させる。ここで提案する冷却系は同種の従来の冷却系に対して数々の利点を有する。それらの利点とは以下の利点を含む。

使用済燃料プールからここで提案する冷却系に関連する機器へのあるいは環境へ流体が漏洩する可能性が大きく低減される。
冷却系の複雑性が実質的に低減される結果、冷却系の信頼性が向上し、電源喪失時にあっても機能する自己充足型冷却系としての代替的使用の確実性が向上する。

冷却系のポンプおよび配管には汚染のない（すなわち、実質的に非放射性の）流体のみが循環されるので、冷却系を操作あるいは保守する運転作業員への被ばくリスクが極めて低く、冷却系のどの部分も周辺地域の放射能レベルに影響しない。この冷却系は周辺の作業環境に悪影響を与えない。

流体で満たされた使用済燃料プール内に熱交換器を浸す事が可能であり且つそのように意図されていることにより放射線遮蔽効果が得られるため、本冷却系およびそのコンポーネントが使用済燃料プール内の流体に比べて放射線の影響を多く受ける訳ではない。
本冷却系が軽量であり、小型であり、簡易な構造であることにより、迅速な組立、試験、そして、遠隔なあるいは立入りが困難な場所での配備が容易となる。
使用済燃料プール内の状態、および、おそらくは冷却流体の状態に因り、放射線作用あるいは化学的劣化に対する抵抗性が高い。

ここで提案する冷却系は使用済燃料プールの熱的および放射線環境に対する耐性を持たなければならない。この冷却系は冷却流体により完全にあるいは部分的に満たされた使用済燃料の貯蔵庫から崩壊熱の少なくとも一部を除去する冷却能力を有さなければならない。この冷却系はまた、冷却流体に浸された熱交換器を通じて循環する冷却ループと使用済燃料プール内の流体本体とを物理的にも化学的にも妥当な程度の確実性を持って分離しなければならない。加えて、この冷却系の浸水部分はそれが放射線に露出された場合に予期される被ばくに対する妥当な程度の耐性を有さなければならない。最後に、材料は使用が予想される種々の流体中での腐食に対する耐性がなければならない。種々の流体は現在、循環冷却材としての海水および使用済燃料プール内のホウ酸水溶液を含む。熱交換器の材料の選択はこれらの要求全てを達成あるいは考慮したものでなければならない。そのような材料によく適合した１つの例は銅ニッケル合金（例えば、９０／１０、７０／３０あるいはモネル）あるいは上記環境に耐性を有し得る別の材料である。

図２はここに示す発明思想の実施例の概略図であり、格納建屋２３内部に格納された使用済燃料プール７を示す。使用済燃料プール７は燃料集合体棚１１を備え、燃料集合体棚１１は使用済燃料プール７の底部に浸水した状態で支持され、使用済燃料プール７には冷却材導管３８が燃料集合体棚１１の上方に浸水した状態で取り付けられている。冷却材導管３８は例えば図３に示されるコイル配管４０のような熱交換器であってもよい。図２を再び参照して、熱交換器３８は注入部４２および排出部４４を有する連結管４２、４４により結合されている。注入部４２は好ましくは濾過器４８を備えた吸入口４６を有し、吸入口４６は、海水（都合のよい場合）、河川水、滞水池、あるいはその他の冷却流体源であってよく、以下一般に冷却材貯蔵槽と言う、水５０の塊に浸されている。

冷却流体５０は補助動力源５４により駆動されるポンプ５２によって循環される。ポンプが電動であるときは、ポンプはバックアップ用ディーゼル発電機の線電流により電力供給される。代替的に、ポンプはディーゼル駆動あるいはガソリン駆動であり、そして、好ましくは、自吸ポンプである。冷却流体は連結管４２の吸入口から吸引され、熱交換器３８を通過し、連結管の排出部４４から外部へ排出され、好ましくは、供給源５０へと戻る。供給源５０が滞水池のときは、連結管の排出部４４は、冷却塔５６あるいは、冷却流体が吸入口４６を介して再循環される前、あるいは、冷却流体が高温度で環境に有害である場合に冷却媒体の排出流体を冷却するその他の手段を備えてもよい。

補助冷却系６２が常設される一実施例では、ポンプ５２が、使用済燃料プールの状態を示す使用済燃料プール７内部の熱電対あるいは液面センサのようなセンサ６０からの信号を受信する制御システム５８を備えるようにしてもよい。例えば、使用済燃料プール７の温度が所定の値より上昇したときは、制御システムはそれを受けて自動的にポンプ５２を作動することができる。補助冷却系６２が極めて深刻とまでは言えない程度の緊急事態で配備される場合には、連結管４２、４４は半インチ（１．２７ｃｍ）あるいはそれよりも大きな消防ホースであればよく、ポンプ５２を動かす補助動力源５４は消防車でもよい。

こうして、使用済燃料プール内の流体が熱交換器３８の外管壁に活発に衝突し、使用済燃料プール内の流体の自然循環および沸騰循環が、熱交換器３８の外管壁と内部の流体との間の熱交換を促進する。この冷却系の主たる目的は沸騰を回避あるいは沸騰速度を低減することであるから、沸点よりも十分に低い温度にあって使用済燃料プール内の流体の循環を少なくする熱的状況が、この冷却系がその機能を果たすのを完全に阻止する訳ではない。この冷却系の単一系統が熱的平衡（即ち、全除去熱量が熱の全生成量と等しい状態）にとって望ましいよりも少ない熱量しか除去できない場合には、熱交換器の管の外周面で非常に活発な熱除去状態が起きるまで、使用済燃料プールの温度は上昇し続けるか、あるいは、沸騰レベルが増加する。加えて、このような状況に至る以前に、温度勾配に起因する使用済燃料プール内の流体の循環により実質的な撹拌が起こり、熱交換器の外周面およびその近傍における熱的勾配が一層大きくなる。銅あるいは銅ニッケル合金（９０／１０、７０／３０、モネル、等）のような高効率の熱伝導体の選択と相俟って、これらの状態は冷却系の熱効率を高くする。汚染されていない冷却材流体の放出は使用済燃料プールを格納する建屋の外で起きるのが好ましく、例えば、流出漏れや材料劣化の可能性を評価する試料を取出し得る保存タンクの利用を含む他の手段により、放出される冷却材流体が捕捉または保存されるようにしてもよい。

本発明の特定の実施例について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施例に対する種々の変更および代替への展開が可能である。例えば、システムの冷却能力を増強するために、冷却材導管を複数系統並列にして単一あるいは複数の連結管に接続してもよい。冷却材導管の並列冷却系が循環機構を共有するか、または、複数の冷却材導管が独立した循環機構を有するようにしてもよい。更に、連結管を異なる冷却材供給源に結合して、冗長性及び十分な量の冷却材が更に確保され、また、環境への影響が低減するようにしてもよい。したがって、ここに開示した特定の実施例は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (15)

1. 少なくとも一部が水を含む流体で満たされた使用済燃料プール（７）であって、前記使用済燃料プール（７）は、
   前記使用済燃料プール（７）内の前記流体中に配置され、内部が前記使用済燃料プール（７）内の前記流体から隔離されている冷却材導管（３８）、
   前記使用済燃料プール（７）から離隔して配置され、連結管（４２）により前記冷却材導管（３８）に結合された冷却材流体貯蔵槽（５０）であって、冷却材が前記冷却材流体貯蔵槽（５０）から前記連結管（４２）を介して前記冷却材導管へ循環され、受水池へ排出される、冷却材流貯蔵槽（５０）、および、
   前記連結管（４２）を介して前記冷却材を循環させるための循環機構（５２）、
   を有する使用済燃料プール（７）。
2. 前記循環機構（５２）が一次あるいは補助動力源（５４）により駆動されるポンプである、請求項１の使用済燃料プール（７）。
3. 前記補助動力源（５４）がモータ駆動発電機である、請求項２の使用済燃料プール（７）。
4. 前記循環機構（５２）がディーゼルあるいはガソリン駆動のポンプである、請求項２の使用済燃料プール（７）。
5. 前記ディーゼルあるいはガソリン駆動のポンプは消防車である、請求項４の使用済燃料プール（７）。
6. 前記循環機構（５２）が前記使用済燃料プール内の流体が予め選択した温度より上昇した場合にのみ作動される能動機構である、請求項１の使用済燃料プール（７）。
7. 前記冷却材導管（３８）は前記連結管（４２）に並列して結合する複数の冷却材導管（３８）である、請求項１の使用済燃料プール（７）。
8. 前記冷却材導管（３８）は複数の冷却材コイル（４０）である、請求項７の使用済燃料プール（７）。
9. 前記冷却材は海水である、請求項１の使用済燃料プール（７）。
10. 前記受水池（４４）は冷却塔を含む、請求項１の使用済燃料プール（７）。
11. 前記冷却材導管（３８）は９０／１０、７０／３０、モネルの群から選択される銅ニッケル合金から形成される、請求項１の使用済燃料プール（７）。
12. 前記循環機構（５２）が前記使用済燃料プール内の流体が予め選択した液面位置に達した場合にのみ作動される能動機構である、請求項１の使用済燃料プール（７）。
13. それぞれ対応する連結管を介して冷却材流体貯蔵槽に並列に結合された複数の前記冷却材導管（３８）を含む、請求項１の使用済燃料プール（７）。
14. 前記冷却材流体貯蔵槽（５０）は複数の冷却材供給源を有し、連結管（４７）の少なくとも一部はそれぞれ別の前記冷却材供給源に結合されている、請求項１３の使用済燃料プール（７）。
15. 冷却材導管（３８）の少なくとも一部は他の冷却材導管から独立した循環機構（５２）を有している、請求項１３の使用済燃料プール（７）。
    

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