JP2016510898A - 使用済燃料プール水の補給量を抑えるための格納容器内における使用済燃料の貯蔵 - Google Patents

Abstract

原子炉から取り出した使用済燃料を１原子炉運転サイクルにわたって格納容器内に貯蔵することによって、原子力蒸気供給系の使用済燃料プールを安全に受動冷却できる期間を延長する方法および装置。燃料交換の際に、原子炉に戻さない使用済燃料と原子炉に戻す使用済燃料とを、格納容器内の遮蔽された場所に別個に貯蔵する。１運転サイクル後に、その最後の運転サイクルの直前に原子炉に戻されずに格納容器内に貯蔵された使用済燃料が、格納容器から取り出されて使用済燃料プールに入れられ、原子炉から新たに取り出された使用済燃料が代わりに格納容器内に貯蔵される。【選択図】図４

Description

関連出願の相互参照
本出願は、ここに参照により援用されている２０１３年３月１４日に提出された米国特許出願第６１／７８１，２４５号の利益を主張する。

本発明は、原子力発電所の使用済燃料受動的冷却システムに関し、具体的には、使用済燃料プール水の補給量を抑えるための格納容器内における使用済燃料の貯蔵に関する。

原子炉発電システムの二次側は、販売可能な電力を生産するために蒸気を発生させる。加圧水型原子炉や液体金属冷却型原子炉などの炉型の一次側は、有用な蒸気を発生させるための二次回路から隔離されるものの該回路と熱交換関係にある閉回路を構成する。沸騰水型原子炉やガス冷却型原子炉などの炉型では、販売可能な電力を生産するためのガスが炉心で直接加熱される。本発明の思想を利用する例として加圧水型原子炉について説明するが、当然ながら、他の炉型でも本発明の思想は同様に有益でありうる。

加圧水型原子炉システムの一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造が収容される原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの配管類は蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。

説明の目的のために、図１は炉心１４を収容し、蓋体１２を備えた概して円筒形の原子炉圧力容器１０を有する加圧水型原子炉の一次系を簡略化して示す。水などの原子炉冷却材は、ポンプ１６により容器１０内に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収し、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８を通過する際に熱エネルギーを放出し、その熱は蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ送られる。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６へ戻り、一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０を介して単一の原子炉容器１０に接続されている。

加圧水型原子炉は、通常１２〜１８カ月のサイクルで燃料交換を行う。燃料交換プロセスの際に、炉心内の照射された燃料集合体の一部が取り出され、新しい燃料集合体が補充されて炉心の周りに再配置される。取り出された使用済原子燃料集合体は、典型的には、水中のまま、原子炉格納容器２２から使用済燃料プールを収容する別の建屋に運ばれる。これらの放射性燃料集合体は、図１において参照符号２４で表象的に示す使用済燃料プールの中で貯蔵される。使用済燃料プールの水は、放射線を許容可能なレベルに遮蔽する十分な深さを有し、燃料集合体の燃料棒が、放射性燃料物質および核分裂生成物を収納し密封する燃料棒の被覆を破りかねない温度に到達するのを防止する。冷却は、燃料集合体内の崩壊熱が、少なくとも当該集合体の温度が乾式貯蔵を行うに受入れ可能なレベルに低下するまで継続される。

日本の福島第一原子力発電所の事故は、長期間の電源喪失に続いて使用済燃料プール冷却システムに起こるであろう結果に対する懸念を深めた。津波により、サイト外およびサイト内電源が失われ、全電源喪失の期間が生じた。電源喪失により、使用済燃料プール冷却システムが停止した。冠水していた高放射性使用済燃料集合体によって加熱されたプールの温度上昇により、一部の使用済燃料プールの水が気化・蒸発して放散した。補給水をプールに圧送するための電力が長期間にわたって失われると、燃料集合体が露出し、理論上その中の燃料棒の温度が上昇して、燃料棒の被覆が破損し、環境への放射能漏れが起こるおそれがある。

ペンシルベニア州クランベリー郡区に所在のウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣが提供する受動的安全システムを利用したＡＰ１０００（登録商標）原子力発電所のような、ごく最近設計された受動冷却式原子力発電所は、福島で起きたような極端な事象の発生後３日以上にわたって冷却機能を継続的に維持できると評価されている。

本発明の目的は、使用済燃料の取扱いおよび貯蔵の仕方を変更して、福島で起きたような事象の発生後少なくとも１０日にわたって使用済燃料を冷却できるようにすることである。

本発明のさらなる目的は、１，１００メガワット級の商用原子力発電所において、受動的手段によって炉心と使用済燃料を１０日以上にわたって冷却できるように、かかる冷却を受動的に行うことである。

上記およびその他の目的は、原子炉一次冷却材ループが密封された格納容器に収容された原子力蒸気供給系によって達成される。当該格納容器は、炉心内に複数の原子燃料集合体を支持および収容する原子炉容器を含む。当該原子炉容器は、当該原子炉一次冷却材ループの一部として当該格納容器内に支持される。燃料交換用キャビティは、当該格納容器内において当該原子炉の上方を延びている。格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクは、指令に応じて、当該原子炉容器の燃料交換を支援する冷却材を当該燃料交換用キャビティの少なくとも一部に張るために、当該格納容器内の当該燃料交換用キャビティの外側の当該炉心上方の高い位置に支持されている。当該格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクは、通常の原子炉運転時に実質的に或る量の当該燃料交換用冷却材が保たれる満水位を有する。照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、当該格納容器内の当該燃料交換用キャビティの一部の下方に支持されている。当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、当該原子炉容器が作動中で当該燃料交換用キャビティが排水状態の時に当該格納容器内の当該炉心の外側で照射済原子燃料を貯蔵する燃料集合体貯蔵ラックを備える構成である。当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに接続された原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を選択的に当該格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクまたは当該燃料交換用キャビティと流体連通関係にする構成を有する。

一実施態様において、可搬式下部炉内構造物貯蔵ラックは、前記原子炉容器から取り出した下部炉内構造物を貯蔵するために、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクの閉じた蓋に取り付ける構成である。当該下部炉内構造物貯蔵ラックは、原子燃料を貯蔵するために前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクの内部へアクセスする必要がある時に、蓋から取り外せる構成である。

さらに別の実施態様において、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクの最上部にあるアクセス孔を覆い密閉する蓋を有しており、当該蓋は、ヒンジにより前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクの壁に結合しており、当該ヒンジは、原子燃料集合体を前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに出し入れするために当該蓋を当該アクセス孔の通路が開く完全な開位置へ旋回させるように構成されている。

前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、それぞれ別個に燃料集合体を貯蔵するように構成された原子燃料集合体長期貯蔵タンクと原子燃料集合体短期貯蔵タンクとを有するのが好ましい。前記原子燃料集合体長期貯蔵タンクは内部に、取外し可能な第１の蓋によって密閉される第１のアクセス孔を介してアクセスできる複数の燃料集合体ラックを有し、前記原子燃料集合体短期貯蔵タンクは内部に、燃料集合体ラックのそれぞれ個別の孔蓋を介して各々にアクセスできる複数の燃料集合体ラックを有し、当該燃料集合体ラックの孔蓋は当該原子燃料集合体短期貯蔵タンク内の第２のアクセス孔の中で支持されるのが望ましい。当該原子燃料集合体短期貯蔵タンク内の当該燃料集合体ラックの孔蓋はそれぞれ、閉位置では当該複数の燃料集合体ラックの対応する孔を覆い、開位置では対応する孔をアクセス可能にする。一実施態様において、当該第２のアクセス孔は、当該第２のアクセス孔を密閉する第２の蓋を有し、当該第２の蓋は、個々の燃料集合体ラックの孔蓋の上方に着座する。前記原子燃料集合体長期貯蔵タンクは円筒形タンクであり、前記原子燃料集合体短期貯蔵タンクは裏張りされた丸天井形タンクであるのが好ましい。

別の実施態様では、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクと前記格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクとの間の流体の流れが自然循環流となるように構成されている。前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクと前記燃料交換用キャビティとの間の流体の流れもまた自然循環流となるように構成するのが好ましい。

本発明はまた、原子炉一次冷却材ループが密封された格納容器に収容された原子力蒸気供給系の燃料交換方法も企図する。当該格納容器は、炉心内に複数の原子燃料集合体を支持および収容する原子炉容器を含む。当該原子炉容器は、当該原子炉一次ループの一部として当該格納容器内に支持される。燃料交換用キャビティは、当該格納容器内の当該原子炉容器の上方を延びており、格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクは、指令に応じて、当該原子炉容器の燃料交換を支援する燃料交換用冷却材を当該燃料交換用キャビティの少なくとも一部に張るために、当該格納容器内の当該燃料交換用キャビティの外側の当該炉心より高い位置に支持されている。当該格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクは、通常の原子炉運転時に実質的に或る量の当該燃料交換用冷却材が保たれる満水位を有する。照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、当該格納容器内の当該燃料交換用キャビティの一部の下方に支持されている。当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、当該原子炉容器が作動中で当該燃料交換用キャビティが排水状態の時に当該格納容器内の当該炉心の外側で照射済原子燃料を貯蔵する燃料集合体貯蔵ラックを備える構成である。当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクもまた、当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに接続された原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を選択的に当該格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクまたは当該燃料交換用キャビティと流体連通関係にする構成である。本方法は、当該燃料交換用キャビティに当該燃料交換用冷却材貯蔵タンクからの冷却材を張るステップ、前記原子炉容器から蓋体を取り外すステップ、当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに付いている蓋を開けるステップ、当該炉心から当該燃料集合体の少なくとも一部を取り出して当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに入れるステップ、当該照射済燃料集合体貯蔵タンクに付いている当該蓋を閉めるステップ、多数の新しい燃料集合体を当該炉心に装荷するステップ、当該原子炉容器の当該蓋体を閉じるステップ、当該燃料交換用キャビティから当該格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクへ排水するステップ、および当該炉心から取り出した当該燃料集合体の少なくとも一部を当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに貯蔵した状態で当該原子炉を起動するステップから成る。

一実施態様において本方法は、前記燃料交換用キャビティに水を張った後に前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を前記燃料交換用キャビティと流体連通関係にするステップと、前記燃料交換用キャビティの排水後に前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を前記容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクと流体連通関係にするステップとからなる。

別の実施態様において、本方法は、１運転サイクルの間前記原子力蒸気供給系を動作させるステップ、前記原子炉容器の動作を停止するステップ、前記燃料交換用キャビティに前記燃料交換用冷却材貯蔵タンクからの冷却材を張るステップ、前記原子炉容器から蓋体を取り外すステップ、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに付いている蓋を開けるステップ、前記照射済燃料集合体貯蔵タンク内の前記燃料集合体の少なくとも一部を前記格納容器の外側にある使用済燃料プールへ移動するステップ、前記炉心から前記燃料集合体の少なくとも一部を取り出して前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに入れるステップ、前記照射済燃料集合体貯蔵タンクに付いている前記蓋を閉めるステップ、多数の新しい燃料集合体を前記炉心に装荷するステップ、前記原子炉容器の前記蓋体を閉じるステップ、前記燃料交換用キャビティから前記格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクへ排水するステップ、および前記炉心から取り出した前記燃料集合体の少なくとも一部を前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに貯蔵した状態で前記原子炉を起動するステップから成る。

前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクは、原子燃料集合体長期貯蔵タンクと原子燃料集合体短期貯蔵タンクとを含むのが好ましい。当該原子燃料集合体長期貯蔵タンクと当該原子燃料集合体短期貯蔵タンクは、それぞれ別個に燃料集合体を貯蔵するように構成される。そのような実施態様において、前記炉心から前記燃料集合体の少なくとも一部を取り出して前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに入れるステップは、前記炉心内の前記燃料集合体のうち前記炉心に戻さない燃料集合体を特定するステップと、前記炉心に戻さない燃料集合体のうち少なくとも一部を前記炉心から取り出して前記原子燃料集合体長期貯蔵タンクに入れるステップと、前記炉心に戻す燃料集合体のうち少なくとも一部を前記炉心から取り出して前記原子燃料集合体短期貯蔵タンクに入れるステップとから成る。さらに別の実施態様では、前記原子燃料集合体短期貯蔵タンクは、コンパートメントを有する燃料集合体ラックを含み、各コンパートメントは前記燃料集合体のうちの１体を装荷できる孔を有し、各コンパートメントは個々に開位置または閉位置に動かせる個別の蓋を有し、燃料集合体を対応するコンパートメントに装荷する際に、一度に１つだけ蓋を開き、残りの蓋を閉じたままにするステップを本方法に含む。

別の実施態様では、前記原子炉容器が下部炉内構造物を有し、前記原子燃料集合体長期貯蔵タンクが蓋を有し、当該蓋の上に下部炉内構造物貯蔵スタンドが取外し自在に取り付けられる。そのような実施態様において、本方法は、前記原子炉容器に戻さない燃料集合体を前記原子燃料集合体長期貯蔵タンクに装荷後、当該下部炉内構造物貯蔵スタンドを当該蓋に取り付けるステップと、前記炉心からすべての燃料集合体を取出した後、前記原子炉容器から当該下部炉内構造物を取り出すステップと、当該下部炉内構造物を当該取外し可能な下部炉内構造物貯蔵スタンドに入れるステップとを含む。そのような実施態様において、本方法はさらに、当該下部炉内構造物を前記原子炉容器に戻すステップと、当該蓋を開ける前に当該下部炉内構造物貯蔵スタンドを当該蓋から取り外すステップとを含む。

本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

従来型原子炉システムの単純化した概略図である。

受動冷却式格納容器内のＡＰ１０００（登録商標）原子力蒸気供給系の単純化した概略図である。

図２のＡＰ１０００（登録商標）原子力蒸気供給系の構成機器の格納容器内における配置を示す等角図である。

本発明の一実施態様に係る構成機器の概略配置図である。

本発明の一実施態様に係る短期および長期貯蔵タンクの断面図である。

図５の短期および長期貯蔵タンクを蓋が閉じた状態で示す平面図である。

図５の短期および長期貯蔵タンクを蓋が開いた状態で示す平面図である。

本発明の一実施態様に係る、長期貯蔵タンクの蓋および内部の燃料集合体ラックセル、上部炉内構造物スタンド、ならびに短期貯蔵タンクの個別の燃料ラックセルの蓋を示す斜視図である。

前述のように、福島で起きたような事象が万一発生した場合に、ＡＰ１０００（登録商標）プラントは、図２に示す受動冷却式格納容器２２のような受動的安全システムを使用して、少なくとも３日間にわたり冷却機能を維持するように設計されている。この目的を果たすための安全系統の１つは、図２の受動的格納容器冷却装置である。この受動的格納容器冷却装置２２は、いずれも配管網２０によって接続されている原子炉容器１０、蒸気発生器１８、加圧器２６および一次冷却材循環ポンプ１６を含むＡＰ１０００（登録商標）原子力蒸気供給系を取り囲んでいる。当該格納容器システム２２の一部分は、コンクリート遮蔽建屋３０に取り囲まれた鋼製ドーム状格納容器エンクロージャ２８から成り、当該コンクリート遮蔽建屋は当該鋼製ドーム状格納容器２８を構造的に保護している。

受動的格納容器冷却装置の主要構成機器は、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク３２、空気バッフル３４、空気取入口３６、空気排出口３８、および配水システム４０である。受動的格納容器冷却水貯蔵タンク３２は、鋼製ドーム状格納容器２８の上方の遮蔽建屋構造体３０に組み込まれている。鋼製ドーム状格納容器２８とコンクリート遮蔽建屋３０との間にある空気バッフル３４は、鋼製ドーム状格納容器２８の最上部に近い高さにある遮蔽建屋３０の開口部３６を入口とする冷却空気の流路を画定する。遮蔽建屋３０に入った空気は、空気バッフル３４の片側を流下し、鋼製ドーム状格納容器の下部に近い高さで空気バッフルを廻り込んで流れ方向を反転した後、当該バッフルと当該鋼製ドーム状格納容器２８との間を上昇し、遮蔽建屋３０最上部の排出口３８から流出する。排出口３８は、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク３２に取り囲まれている。

万一事故が発生した場合、受動的格納容器冷却装置は、水を受動的格納容器冷却水貯蔵タンク３２から重力によって排出し、鋼製ドーム状格納容器２８の表面に水膜を形成する。当該水膜が蒸発することによって、鋼製ドーム状格納容器２８が除熱される。

受動的格納容器冷却装置は、格納容器の加圧を伴う設計基準事象後、７２時間以上にわたって運転員による操作がなくても格納容器圧力が設計値を下回るように、引き続き発生する崩壊熱を含めた熱エネルギーを格納容器雰囲気から十分に除去することができる。

鋼製ドーム状格納容器２８を取り囲む遮蔽建屋３０と空気バッフル３４との間に形成される空気流路によって、格納容器の外側鋼材面に沿って上昇する空気の自然循環が生じる。この空気の自然循環の駆動力は、流動する空気が格納容器鋼材表面によって加熱される時、および加熱された空気が格納容器表面に供給された水を蒸発させる時に発生する浮力である。流動する空気も、水面での蒸発を促進させる。事故が起きた場合に、格納容器鋼材表面から空気へ対流により移動する熱量は、必要とされる全移動熱量の小さな割合でしかない。そのような全移動熱量は主として、格納容器鋼材表面の湿った領域の水の蒸発によるものであるが、この蒸発によってその表面の水が冷却され、さらに格納容器鋼材が冷却され、さらに格納容器内の雰囲気が冷却され、格納容器内で蒸気が凝縮する。

鋼製ドーム状格納容器２２からの十分な熱の移動を維持し、格納容器の圧力を制限および低減するには、想定される設計基準事象が起きてから最初の３日を経た後に、ＡＰ１０００（登録商標）受動的格納容器冷却装置は、格納容器外部鋼材表面に対して水が継続的に供給されることを必要とする。この水は当初、前記のように受動的な重力による流れによって供給される。３日経過後に水は、能動的な手段により、最初はサイト内の貯留水から、その後はサイト内またはサイト外の給水源から供給される。この格納容器冷却プロセスに関しては、２０１２年４月１２日に出願された米国特許出願第１３／４４４，９３２号（代理人整理番号ＮＰＰ ２００９−０１４）に詳細な説明がある。

ＡＰ１０００（登録商標）はまた、炉心内の燃料集合体を冷却材に覆われた状態に確実に保つための受動的システムを有する。一次冷却材ループが万一漏洩した場合、そのような受動的システムが自動的に作動する。冷却材がほんの少量失われることがあるが、その際、原子炉冷却材回路を減圧することなく、比較的小さな高圧補給水供給源から冷却材を追加注入することができる。大量の冷却材が失われた場合、大量の水を収容している低圧供給源から冷却材を追加する必要がある。ポンプにより原子炉冷却材回路の実質的な圧力（例えば２，２５０ｐｓｉ、すなわち１５０バール）を克服するのは困難であることから、大量の冷却材が失われた場合、原子炉冷却材回路を自動的に減圧して、原子炉格納容器ドーム２８内の周囲圧力下で格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクから冷却水を追加できるようにする。したがって、図３に示すように、ＡＰ１０００（登録商標）原子炉システムには冷却材喪失に対処する冷却材補給源が２つある。高圧炉心補給水タンク４２の入口は、弁を介して、原子炉冷却材入口またはコールドレグ４４に結合される。高圧炉心補給水タンク４２はまた、電動弁および逆止弁を介して、原子炉容器注入口４６に結合される。高圧炉心補給水タンク４２は、比較的少量の損失を補うために、原子炉の運転圧力下で原子炉冷却材回路２０に冷却材を補給するように動作できる。高圧炉心補給水タンク４２は限られた量の冷却材しか備蓄していないが、図３からわかるように、当該システムには２つの炉心補給水タンクがある。

格納容器内燃料交換貯水タンク４８から格納容器建屋２８内へ通じている通気孔を開くことにより、大気圧下で当該タンク４８からはるかに多量の冷却水が得られる。原子炉システムを減圧することによって、格納容器内燃料交換貯水タンク４８から原子炉容器１０内へ冷却水を排出する仕組みについては、２０１０年１２月２０日に提出され、本願の譲受人に譲渡された米国特許出願第１２／９７２，５６８（米国特許出願公開第２０１２／０１５５５９７号、２０１２年６月２１日発行）に詳しい説明がある。

本発明は、使用済燃料プールの使用済燃料から生じる崩壊熱を最小限に抑えて当該使用済燃料プールの冷却能力を高めることにより、ＡＰ１０００（登録商標）プラントのもう一方の安全系統に改良を加えるものである。これを達成するために、原子炉容器で再使用しない使用済燃料を、使用済燃料プールへ移送する前に、１燃料サイクル全体にわたって原子炉格納容器２２内に貯蔵する。使用済燃料プール内の崩壊熱発生量が小さくなるので、取り出した使用済燃料を１燃料サイクル全体にわたって格納容器に貯蔵する条件下での使用済燃料プールに含まれる水、キャスク装荷ピット、および燃料移送キャナルは、対処時間（水が沸騰して貯蔵されている使用済燃料が露出するまでの時間）を引き延ばすに十分な熱容量を有する。格納容器内に貯蔵された使用済燃料の崩壊熱は、事故後の格納容器ピーク圧力に影響を与えない。なぜならば、以下で説明するように、この燃料が格納容器の質量およびエネルギーに寄与するには、まず格納容器内燃料交換貯水タンクの水を加熱しなければならないからである。また、格納容器内に貯蔵された使用済燃料から発生する余分な崩壊熱は、受動的格納容器冷却装置の長期性能にわずかな影響しか与えない（理論上、格納容器内に貯蔵された使用済燃料から発生する余分な崩壊熱に見合うように、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク３２からの排出速度を調節することができるが、この調節量は余分な崩壊熱１メガワット当たり約７グラムに過ぎない）。

本発明の好ましい一実施態様では、原子炉容器１０から取り出された照射済燃料は格納容器内の「タンク」に貯蔵され、このタンクは、図４に略示するように、９８フィート１インチの高さにある燃料交換用キャビティの床の下方に配置される。この「タンク」は２基設けるのが好ましい。１基は原子炉容器に戻さない使用済燃料用のタンク（図４〜８の中で参照符号５０によって示す長期貯蔵タンク）、もう１基は原子炉容器に戻して後続の燃料サイクルで使用する照射済燃料集合体用のタンク（図４〜８の中で示す短期貯蔵タンク５２）である。本実施態様では、両タンクのうち第１のタンクは、下部炉内構造物貯蔵スタンドの下に設置される。下部炉内構造物を原子炉容器１０から取り外す必要がある場合は、下部炉内構造物貯蔵スタンドを、長期貯蔵タンクの蓋５６（図６、８に示す）の上に置けるように改造する。下部炉内構造物貯蔵スタンド５４は、通常、燃料交換用キャビティの外に保管される。燃料移送機７６および長期貯蔵タンク５０に隣接する上部炉内構造物貯蔵スタンドを、図８に示す。これらのタンクは、最上部の高さが９８フィート１インチで、蓋（図６の５６、５８に示す）を備え、長さ１４フィートのＡＰ１０００（登録商標）燃料集合体を収容して十分な量の水で燃料を遮蔽できる深さがあるのが好ましい。その結果、タンク底部の高さは約７６フィートとなる。タンク５０、５２は、タンク底部に取り付けられたまたは底部に延びている取水管と、最上部に取り付けられた排水管とを備えている。このタンクは、使用済燃料の崩壊熱を駆動力にして、タンク底部の接続部からタンク上部の接続部へ水が自然循環するように設計されている。短期貯蔵タンク５２は、燃料交換の際に原子炉容器から一時的に取り出される照射済燃料用タンクとして設けられる。両タンク５０、５２はそれぞれ、燃料集合体１体ごとの個別のセルが集合体間の間隔を維持する燃料ラック６２、６４を備えている。短期貯蔵の燃料集合体は、その後原子炉容器１０に再装荷する必要があるので、短期貯蔵タンク５２は、開閉が容易な蓋体を備えるのが望ましい。この蓋体は、燃料ラック６４の各セルの上に恒久的に取り付けられる、燃料集合体１体ごとの小さなカバー６０またはハッチを含むのが望ましい。

タンクの底部配管６６および上部配管６８はそれぞれ弁を備えており、これらの弁の位置を操作することによって、底部取水管および最上部排水管がともに、燃料交換作業時には、燃料交換用キャビティ７０に繋がるようにするか、あるいは運転停止時または通常の発電所運転時の燃料交換用キャビティを排水した状態では、格納容器内燃料交換貯水タンク４８に繋がるようにすることができる。弁７２は弁室７４内にあり、好ましくは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクの下に位置し、隣接するループコンパートメントまたは垂直アクセストンネル（冠水を防ぐとともに、現在の格納容器冠水位に影響を及ぼさないようにするためのもの）を介してアクセスできる。図６、７、８には、長期貯蔵タンク５０が、格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクからの静水圧に耐えるように設計された密封可能な蓋付きの円筒形タンクとして示されている。一方、短期貯蔵タンクは、裏張りされた丸天井形タンクとして示されている。

原子炉容器１０から最も最近取り出された燃料を格納容器内に留め置き、１燃料サイクル全体にわたって使用済燃料を使用済燃料プールに移送しないことによって、使用済燃料プールの崩壊熱の負荷が大幅に減り、それによって対処時間、すなわち使用済燃料プールの使用済燃料より上方にある水を加熱して沸騰させるのに必要な時間が大幅に延びる。使用済燃料プールを空冷すれば、対処時間をさらに延ばすことができる。これについては、同時に提出された同時係属特許出願第 （代理人整理番号ＮＰＰ ２０１２−００３）で説明している。格納容器内の使用済燃料は、適宜、前述した既存の受動的格納容器冷却装置を利用して、水の蒸発によるまたは空気のみによる冷却により除熱することができる。

当然のことながら、格納容器内に短期貯蔵タンクを設けずに長期貯蔵タンク５０のみを設けることによって、ＡＰ１０００（登録商標）プラントの対処時間を延ばすこともできる。この場合、通常運転時に、炉心から最も最近取り出した燃料が格納容器内に残されるので、使用済燃料プールの崩壊熱の負荷が減る。炉心からすべての燃料を取り出した状態にある期間、原子炉容器内に再装荷する燃料集合体は、一時的に使用済燃料プール内に置かれる。この時、対処時間を延ばすために、受動的格納容器冷却水貯蔵タンクを使用済燃料プールに接続することができる。一方、取り出されて長期貯蔵タンク５０に入れられた燃料集合体からの崩壊熱を、格納容器シェル２８を空気のみで冷却することによって大気へ運ぶことができる。

燃料交換作業の一環として前述の２基のタンクを使用する方法は以下のとおりである。原子炉容器の蓋体１２を取り外し、燃料交換用キャビティ７０に水を充填した後に、長期使用済燃料貯蔵タンク５０の下部取水管６６および上部排水管６８が燃料交換用キャビティ７０に繋がるようにして、当該タンクを介して自然循環する冷却水を、格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクからの水から燃料交換用キャビティからの水へ切り替える。同じ操作を使用済燃料短期貯蔵タンク５２にも適用する。次いで、キャビティ水を能動的に冷却するために使用されている現行の手段を作動させ、格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク水の能動的冷却を停止させる。原子炉容器上部炉内構造物を取り出して燃料交換を開始する際に、長期貯蔵タンク５０（前回の燃料交換のための運転停止時から使用済燃料を貯蔵）の蓋５６を開き、このタンク内の使用済燃料を燃料移送機７６によって取り出し、燃料移送管７８を介して図１に略示する使用済燃料プール２４へ移送する。次いで、原子炉容器１０からの燃料取出しを開始し、次回の燃料サイクルで使用しない燃料を長期貯蔵タンク５０に入れ、当該タンクの蓋５６を元に戻して締める。全炉心燃料を取り出すのであれば、原子炉容器１０内の残りの燃料を取り出し、燃料短期貯蔵タンク５２に入れる。運転停止時に燃料交換用キャビティを排水する場合、排水を行う前に、燃料短期貯蔵タンク５２から取り出した燃料を使用済燃料プール２４へ移送することになる。長期貯蔵タンク５０を再び格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクに接続して、冷却水の自然循環流を燃料交換用キャビティからの水から格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクからの水へ切り替える。さらに、格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクの水の能動的な冷却手段を作動させ、燃料交換用キャビティの水の能動的冷却を停止させる。容器内の燃料交換を開始する際に、両タンクを、水を充填した原子炉燃料交換用キャビティに再接続する。次いで、照射済燃料短期貯蔵タンク５２から取り出した燃料を原子炉容器１０内に再装荷し、使用済燃料プールからの新しい燃料を原子炉容器内に追加する。原子炉容器１０の燃料交換後、燃料交換用キャビティ７０内の水が格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク４８に移される間、使用済燃料長期貯蔵タンク５０は、冷却流が格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク４８から、または該貯蔵タンクへ自然循環するように、接続される。さらに、燃料交換用キャビティ水を能動的に冷却する手段の運転を停止し、格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク水の能動的冷却を作動させる。

また、照射済燃料長期貯蔵タンク５０および／または燃料短期貯蔵タンク５２が作動して、燃料交換用キャビティまたは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクへの自然循環により使用済燃料が冷却される時、燃料交換用キャビティまたは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクの水を冷却して、華氏１００度（３７．８℃）以下に保つことにより、格納容器内での蒸発および／または曇りを最小限に抑えるべきである。原子炉容器の下部炉内構造物を取り出す必要がある場合（原子炉容器内の全燃料取出し後）、下部炉内構造物貯蔵スタンド５４を使用済燃料長期貯蔵タンク５０の上に設置し、下部炉内構造物を通常通り保管する。

使用済燃料から発生する多量の熱がキャビティまたは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクに加わるので、それぞれの内部の水に対してポンプ冷却を行う必要がある。好ましくは、ポンプはこれらのタンクの最上部から吸引し、吸込管は通常水位の直下に取り付けられる。また、冷却材戻り管は、管路が破断した場合にキャビティまたは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクが排水されるおそれをなくすために、サイフォンブレークを備えるべきである（現行の使用済燃料プールの吸込管および戻り管と同様に）。吸引管がこの位置にあることにより、水容積全体を最初に加熱することなく、燃料交換用キャビティまたは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクから、加熱された水を吸い出すことができる。ポンプ吸込管は、燃料交換用キャビティまたは格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクの通常の満水位（それぞれ８２および８０）付近に取り付けるべきであること、さらには、燃料交換用キャビティ７０または格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク４８の冷却は継続的に行う作業（燃料交換時の大半および通常運転時）であることから、使用済燃料システムおよび通常の残留熱除去系のポンプおよび熱交換器とは別に、ポンプと熱交換器を備えるべきである。

本発明の特定の実施態様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態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様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. 原子炉一次冷却材ループ（２０）が密封された格納容器（２２）に収容された原子力蒸気供給系であって、当該格納容器は、
   炉心（１４）内に複数の原子燃料集合体を支持および収容し、当該原子炉一次冷却材ループ（２０）の一部として当該格納容器（２２）内に支持される原子炉容器（１０）と、
   当該格納容器（２２）内で当該原子炉容器（１０）の上方を延びる燃料交換用キャビティ（７０）と、
   指令に応じて当該燃料交換用キャビティの少なくとも一部に当該原子炉容器の燃料交換を支援する燃料交換用冷却材を張るために当該格納容器（２２）内の当該燃料交換用キャビティ（７０）の外側の当該炉心（１４）より高い位置に支持された格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）であって、通常の原子炉運転時に実質的に或る量の当該燃料交換用冷却材が保たれる満水位（８０）を有する格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクと、
   当該格納容器（２２）内の当該燃料交換用キャビティ（７０）の一部より下方に支持された照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０、５２）であって、当該原子炉容器（１０）が作動中で当該燃料交換用キャビティが排水状態の時に当該格納容器内の当該炉心（１４）の外側に照射済原子燃料を貯蔵するための燃料集合体貯蔵ラック（６２、６４）を有し、当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに接続された原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を選択的に当該格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）または当該燃料交換用キャビティと流体連通関係にするように構成された照射済原子燃料集合体貯蔵タンクと
   から成ること
   を特徴とする原子力蒸気供給系。
2. 前記原子炉容器から取り出した下部炉内構造物を貯蔵するための、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０、５２）の閉じた蓋に取り付けるように構成された可搬式下部炉内構造物貯蔵ラック（５４）であって、原子燃料を貯蔵するために前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０、５２）内部へのアクセスが必要な時に当該蓋から取り外せるように構成されている可搬式下部炉内構造物貯蔵ラックを有する、請求項１の原子力蒸気供給系。
3. 前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクが、それぞれ別個に燃料集合体を貯蔵するように構成された原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）と原子燃料集合体短期貯蔵タンク（５２）とを含む、請求項１の原子力蒸気供給系。
4. 前記原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）が内部に、取外し可能な第１の蓋（５６）によって密閉される第１のアクセス孔を介してアクセスできる複数の燃料集合体ラック（６２）を有し、前記原子燃料集合体短期貯蔵タンク（５２）が内部に、燃料集合体ラックのそれぞれ個別の孔蓋（６０）を介して各々にアクセスできる複数の燃料集合体ラック（６４）を有し、当該燃料集合体ラックの孔蓋は当該原子燃料集合体短期貯蔵タンク内の第２のアクセス孔の中で支持され、当該燃料集合体ラックの孔蓋はそれぞれ、閉位置では複数の燃料集合体ラックの対応する孔を覆い、開位置では対応する孔へのアクセスを可能にすることを特徴とする、請求項３の原子力蒸気供給系。
5. 前記第２のアクセス孔が、前記第２のアクセス孔を密閉する第２の蓋（５８）を有し、当該第２の蓋が、個々の燃料集合体ラック孔蓋（６０）の上方に着座することを特徴とする、請求項４の原子力蒸気供給系。
6. 前記原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）が円筒形タンクであり、前記原子燃料集合体短期貯蔵タンク（５２）が裏張りされた丸天井形タンクである、請求項３の原子力蒸気供給系。
7. 前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０、５２）と前記格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）との間の流体の流れが自然循環流となるように構成された、請求項１の原子力蒸気供給系。
8. 前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０、５２）と前記燃料交換用キャビティ（７０）との間の流体の流れが自然循環流となるように構成された、請求項７の原子力蒸気供給系。
9. 原子炉一次冷却材ループ（２０）が密封された格納容器（２２）の内部に収容された原子力蒸気供給系の燃料交換方法であって、当該格納容器は、
   炉心（１４）内に複数の原子燃料集合体を支持および収容し、当該原子炉一次冷却材ループの一部として当該格納容器内に支持される原子炉容器（１０）と、
   当該格納容器内の当該原子炉容器の上方で延びる燃料交換用キャビティ（７０）と、
   指令に応じて当該燃料交換用キャビティの少なくとも一部に当該原子炉容器の燃料交換を支援する燃料交換用冷却材を張るために当該格納容器内の当該燃料交換用キャビティの外側の当該炉心より高い位置に支持された格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）であって、通常の原子炉運転時に実質的に或る量の当該燃料交換用冷却材が保たれる満水位（８０）を有する格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクと、
   当該格納容器内の当該燃料交換用キャビティの一部より下方に支持された照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０、５２）であって、当該原子炉容器が作動中で当該燃料交換用キャビティが排水状態の時に当該格納容器内の当該炉心の外側に照射済原子燃料を貯蔵するための燃料集合体貯蔵ラック（６２、６４）を有し、当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに接続された原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路（６６、６８）を選択的に当該格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクまたは当該燃料交換用キャビティと流体連通関係にするように構成された照射済原子燃料集合体貯蔵タンクと
   から成ることを特徴とし、
   当該燃料交換用キャビティ（７０）に当該燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）からの冷却材を張るステップと、
   前記原子炉容器（１０）から蓋体（１２）を取り外すステップと、
   当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）に付いている蓋（５６）を開けるステップと、
   当該炉心（１４）から当該燃料集合体の少なくとも一部を取り出して当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）に入れるステップと、
   当該照射済燃料集合体貯蔵タンク（５２）に付いている蓋（５６）を閉めるステップと、
   多数の新しい燃料集合体を当該炉心（１４）に装荷するステップと、
   前記原子炉容器（１０）の前記蓋体（１２）を閉じるステップと、
   前記燃料交換用キャビティ（７０）から前記格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）へ排水するステップと、
   当該炉心から取り出した当該燃料集合体の少なくとも一部を当該照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）に貯蔵した状態で当該原子炉（１０）を起動するステップと
   から成る方法。
10. 請求項９の方法であって、
    前記燃料交換用キャビティに水を張った後に、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を前記燃料交換用キャビティと流体連通関係にするように構成するステップと、
    前記燃料交換用キャビティを排水後に、前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク冷却材管路を前記格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンクと流体連通関係にするように構成するステップと
    からなる方法。
11. 請求項９の方法であって、
    １運転サイクルにわたって前記原子力蒸気供給系を動作させるステップと、
    前記原子炉容器（１０）の動作を停止するステップと、
    前記燃料交換用キャビティ（７０）に前記燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）からの冷却材を張るステップと、
    前記原子炉容器（１０）から蓋体（１２）を取り外すステップと、
    前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）に付いている蓋（５６）を開けるステップと、
    前記照射済燃料集合体貯蔵タンク（５０）内の前記燃料集合体の少なくとも一部を前記格納容器（２２）の外側にある使用済燃料プールに移動するステップと、
    前記炉心（１４）から前記燃料集合体の少なくとも一部を取り出して前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）に入れるステップと、
    前記照射済燃料集合体貯蔵タンク（５０）に付いている蓋（５６）を閉めるステップと、
    多数の新燃料集合体を前記炉心（１４）に装荷するステップと、
    前記原子炉容器（１０）の前記蓋体（１２）を閉じるステップと、
    前記燃料交換用キャビティ（７０）から前記格納容器内燃料交換用冷却材貯蔵タンク（４８）へ排水するステップと、
    前記炉心から取り出した前記燃料集合体の少なくとも一部を前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）に貯蔵した状態で前記原子炉（１０）を起動するステップと
    から成る方法。
12. 前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクがそれぞれ別個に燃料集合体を貯蔵するように構成された原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）と原子燃料集合体短期貯蔵タンク（５２）とを含む請求項１１の方法であって、前記燃料集合体の少なくとも一部を前記炉心から取り出して前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクに入れるステップが、
    前記炉心（１４）内の前記燃料集合体のうち前記炉心に戻さない燃料集合体を特定するステップと、
    前記炉心（１４）に戻さない燃料集合体のうち少なくとも一部を前記炉心から取り出して前記原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）に入れるステップと、
    前記炉心（１４）に戻す燃料集合体のうち少なくとも一部を前記炉心から取り出して前記原子燃料集合体短期貯蔵タンク（５２）に入れるステップと
    から成る方法。
13. 前記原子燃料集合体短期貯蔵タンク（５２）がコンパートメントを有する燃料集合体ラック（６４）を含み、各コンパートメントは前記燃料集合体のうちの１体を装荷できる孔を有し、各コンパートメントは個々に開位置または閉位置にできる個別の蓋（６０）を有することを特徴とする請求項１２の方法であって、
    燃料集合体を対応するコンパートメントに装荷する際に、一時に１つの蓋（６０）のみを開き、残りの蓋を閉じたままにするステップ
    から成る方法。
14. 前記原子炉容器が下部炉内構造物を有し、前記原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）が蓋（５６）を有し、当該蓋の上に下部炉内構造物貯蔵スタンド（５４）を取外し自在に取り付けることを特徴とする請求項１２の方法であって、
    前記原子炉容器（１０）に戻さない燃料集合体を前記原子燃料集合体長期貯蔵タンク（５０）に装荷後、当該下部炉内構造物貯蔵スタンド（５４）を当該蓋（５６）に取り付けるステップと、
    前記炉心からすべての燃料集合体を取出し後、前記原子炉容器から当該下部炉内構造物を取り出すステップと、
    当該下部炉内構造物を当該取外し可能な下部炉内構造物貯蔵スタンド（５４）の中に設置するステップと
    から成る方法。
15. 前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンク（５０）を通過する冷却材の自然循環によって前記照射済原子燃料集合体貯蔵タンクを冷却するステップを含む、請求項９の方法。