(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
冷却水が満たされる使用済み核燃料格納水槽と、
複数の燃料棒と、制御棒または計測器を挿入するためのもので上端と下端が開放された複数の案内管を備え、前記格納水槽に格納される使用後核燃料集合体と、
複数の分岐管からなる気化部と、前記複数の分岐管と連通する凝縮部を備えるヒートパイプモジュールと、
前記格納水槽の上部空間を囲む遮蔽壁と、
前記遮蔽壁の上端に設置されて、前記複数のヒートパイプモジュールを各々支持する昇降部と、前記昇降部の周辺部と前記遮蔽壁の上端とを連結するベロウッズと、
を含み、前記複数の分岐管は、前記複数の案内管の内部に各々挿入され、前記ヒートパイプモジュールの前記凝縮部は、前記遮蔽壁の外部に備えられた空冷部の内部の位置し、前記空冷部は、前記昇降部に結合されることを特徴とする使用後核燃料集合体の受動冷却システム。
【請求項２】
内部容器と、
空気流路を間に置いて前記内部容器を取り囲む外部容器と、
前記外部容器に形成されて、前記空気流路と連通する流入口と排出口と、
複数の燃料棒と、制御棒または計測器を挿入するためのもので上端と下端が開放された複数の案内管を備え、前記内部容器に格納される使用後核燃料集合体と、
複数の分岐管からなる気化部と、前記複数の分岐管と連通する凝縮部とを備えるヒートパイプモジュールと
を含み、前記複数の分岐管は、前記複数の案内管の内部に各々挿入されることを特徴とする使用後核燃料集合体の受動冷却システム。
【請求項３】
前記ヒートパイプモジュールの前記凝縮部は、前記空気流路の内部に位置することを特徴とする請求項２に記載の使用後核燃料集合体の受動冷却システム。
【請求項４】
前記複数の案内管は、制御棒案内管と計測器案内管とを含み、前記複数の分岐管の数は、前記複数の案内管の数と同じであることを特徴とする請求項１または２に記載の使用後核燃料集合体の受動冷却システム。
【請求項５】
前記使用後核燃料集合体は、上下に積層された上部集合体と下部集合体とを含み、前記複数の分岐管は、各々前記上部集合体の対応する案内管と前記下部集合体の対応する案内管に共に挿入されることを特徴とする請求項１または２に記載の使用後核燃料集合体の受動冷却システム。
【請求項６】
前記複数の分岐管は、前記使用後核燃料集合体の下端から前記複数の案内管に各々挿入されることを特徴とする請求項１または２に記載の使用後核燃料集合体の受動冷却システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、使用後核燃料の受動型冷却システムに関し、具体的には、ヒートパイプ（ｈｅａｔ  ｐｉｐｅ）を利用して使用後核燃料の崩壊熱を含んだ残熱を除去することで、発電所内外の完全停電事故時にも重大事故を防止できる使用後核燃料の受動型冷却システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
放射性物質の核分裂エネルギーを利用して電力を生産する原子力発電は、高い経済性にもかかわらず、放射能流出防止設備、核廃棄物格納設備など、数多くの工学的安全設備を必要とする。
【０００３】
しかしながら、設計基準を超過する突発事故、地震、津波などの外部要因により、 これらの安全設備の機能が喪失すると、放射能物質流出などの重大事故が発生することがあり、２０１１年３月に発生した日本福島原発事故が代表的な事例といえる。
【０００４】
一方、原子炉で燃料として使用された後に排出した使用後核燃料では、「崩壊熱」と呼ばれる高熱と放射能が発生し続けられ、そのため、使用後核燃料格納設備には、放射能流出を防止できる流出防止設備と崩壊熱を適切に除去できる冷却システムの構築が必須的に求められる。
【０００５】
一般に、使用後核燃料は、原発敷地内に設置された格納設備に１０〜２０年ほど格納された後、永久格納施設に移されて格納されている。使用後核燃料格納設備は、概略格納水槽に格納する水冷式のウェット格納設備と、金属及び／またはコンクリートからなるドライ容器（ｃａｓｋ、ｓｉｌｏ等）の内部に格納する空冷式のドライ格納設備とに区分される。
【０００６】
図１は、使用後核燃料のウェット格納設備１０を示したもので、略１２．８ｍ程度の深さを有する格納水槽１１と、多数の使用後核燃料集合体を支持及び維持する格納台（ｒａｃｋ）２０と、格納水槽１１の一側と他側にそれぞれ設置されて、冷却水１２を供給及び排出する冷却水供給管１５と冷却水排出管１６とを含む。格納水槽１１の内部には、格納台２０が十分に浸ることができる程度の高さ（例、約１２ｍ）で冷却水１２が満たされる。
【０００７】
図示していないが、冷却水供給管１５と冷却水排出管１６とは、ポンプを含む循環ループを形成し、冷却水排出管１６に排出した冷却水は、熱交換部を経ながら冷却された後、再度冷却水供給管１５を介して格納水槽１１に供給される。
【０００８】
格納台２０は、図２に示したように、垂直方向に形成された多数の装着溝を備え、各装着溝ごとに使用後核燃料集合体２００が挿入される。
【０００９】
一般に、原子炉に設置される核燃料集合体２００‘は、図３に示したように、各々多数のセルを含み、縦方向に沿って離隔されている多数の支持格子体２２０と、支持格子体２２０の各セルごとに挿入される多数の燃料棒２１０と、多数燃料棒２１０の上端及び下端に各々結合される上部支持体２３０と下部支持体２４０とを含む。
【００１０】
また、支持格子体２２０には、図４に示したように、多数の制御棒案内管２３１、２３２、２３３、２３４と計測器案内管２３５が垂直方向に挿入され、制御棒案内管２３１、２３２、２３３、２３４と計測器案内管２３５とは、上下に配置された多数の支持格子体２２０と溶接などで結合されることによって、核燃料集合体２００‘の形態を維持するフレームとして機能する。
【００１１】
制御棒案内管２３１、２３２、２３３、２３４は、原子炉の内部に備えられた制御棒が挿入される通路として提供され、計測器案内管２３５は、計測器ケーブルなどが挿入される通路として提供される。
【００１２】
図４には、核燃料集合体２００が４個の制御棒案内管２３１、２３２、２３３、２３４と１個の計測器案内管２３５とを含むと示しているが、案内管の数と位置は、モデルによって多様である。
【００１３】
一方、上部支持体２３０は、各案内管に対応する案内管ノズルを含み、下部支持体２３０は、炉芯冷却水を供給するための下部ノズルを含むことができ、使用後核燃料集合体２００は、一般に図３の核燃料集合体２００‘から案内管ノズルを含む上部支持体２３０と下部ノズルを含む下部支持体２４０を除去した状態で格納水槽の格納台２０に挿入される。
【００１４】
ところが、図１のようなウェット格納設備１０を正常に維持するためには、必ず格納水槽１１に格納された冷却水１２をポンプを利用して強制循環及び冷却させなければならない。
【００１５】
万が一、冷却水を強制冷却させないと、使用後核燃料の自体崩壊熱により冷却水が沸いて蒸発しながら使用後核燃料が水外に露出し、これによって核燃料が損傷して、放射能物質が流出することがある。もっと深刻な場合には、崩壊熱により温度が急激に上昇して、使用後核燃料被覆材が酸化される過程で大量の水素が発生して、水素爆発が発生することがあり、この場合には、格納設備の破損により各種の放射能と汚染物質が周辺に広がって、深刻な環境汚染と人命被害をもたらす。
【００１６】
そのため、使用後核燃料のウェット格納設備１０には、完全停電事故時にもポンプを駆動できる非常バッテリーが必ず設置される。ところが非常バッテリーは、使用期間が限定されているので、停電などの災難状況が長期になる場合には、機能を発揮できない問題があり、また、地震などにより配電系統や冷却系統が損傷する場合には、使用後核燃料を正しく冷却させることができないから、上述の重大事故が発生し得るという問題がある。
【００１７】
このような理由により、発電所内外の電源完全喪失事故時にも使用後核燃料格納水槽の安全性を維持できる設備を揃える必要があり、特に福島原発事故以後には電源が供給されない状況でも使用後核燃料の崩壊熱を適切に除去して、重大事故を防止できる受動冷却システムに対する研究開発が国際的に盛んになされている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１８】
【特許文献１】韓国登録特許第１０−１４９４３７２号公報
【特許文献２】米国特許出願公開第２０１５／００６００１８号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１９】
本発明は、このような背景で案出されたものであって、その目的は、原発の発電所内外完全電源喪失事故時にも、受動的に使用後核燃料の崩壊熱を除去することにより重大事故を防止し、原発の安全性を向上させることができる受動冷却システムを提供することにある。
【００２０】
また、その目的は、ヒートパイプを利用して格納水槽またはドライ容器に格納された使用後核燃料の崩壊熱をより効果的に除去できる受動冷却システムを提供ことにある。
【００２１】
また、本発明の他の目的は、複雑な制御が要らなく、簡単な構成を有する使用後核燃料の受動冷却システムを提供することによって、現在稼動中の格納設備にも簡便に適用できるようにすることにある。
【課題を解決するための手段】
【００２２】
本発明の一様相は、冷却水が満たされる格納水槽と、多数の燃料棒と上端と下端が開放された多数の案内管を備え、前記格納水槽に格納される使用後核燃料集合体と、多数の分岐管からなる気化部と、前記多数の分岐管と連通する凝縮部を備えるヒートパイプモジュールとを含み、前記多数の分岐管は、前記多数の案内管の内部に各々挿入されることを特徴とする使用後核燃料集合体の受動冷却システムを提供する。
【００２３】
本発明の一様相による使用後核燃料集合体の受動冷却システムにおいて、前記格納水槽の上部空間は、遮蔽壁により取り囲まれ、前記ヒートパイプモジュールの前記凝縮部は、前記遮蔽壁の外部に備えられた空冷部の内部に位置することができる。
【００２４】
また、前記遮蔽壁の上端に設置されて、前記多数のヒートパイプモジュールを各々支持する昇降部と、前記昇降部の周辺部と前記遮蔽壁の上端とを連結するベロウッズとを含み、前記空冷部は、前記昇降部に結合されることができる。
【００２５】
本発明の他の様相は、内部容器と、空気流路を間に置いて前記内部容器を取り囲む外部容器と、前記外部容器に形成されて、前記空気流路と連通する流入口と排出口と、多数の燃料棒と上端と下端が開放された多数の案内管を備え、前記内部容器に格納される使用後核燃料集合体と、多数の分岐管からなる気化部と、前記多数の分岐管と連通する凝縮部とを備えるヒートパイプモジュールとを含み、前記多数の分岐管は、前記多数の案内管の内部に各々挿入されることを特徴とする使用後核燃料集合体の受動冷却システムを提供する。
【００２６】
本発明の他の様相による使用後核燃料集合体の受動冷却システムにおいて、前記ヒートパイプモジュールの前記凝縮部は、前記空気流路の内部に位置することができる。
【００２７】
本発明の一様相または他の様相による使用後核燃料集合体の受動冷却システムにおいて、前記多数の案内管は、制御棒案内管と計測器案内管とを含み、前記多数の分岐管の数は、前記多数の案内管の数と同じであることができる。
【００２８】
また、本発明の一様相または他の様相による使用後核燃料集合体の受動冷却システムにおいて、前記使用後核燃料集合体は、上下に積層された上部集合体と下部集合体とを含み、前記多数の分岐管は、各々前記上部集合体の対応する案内管と前記下部集合体の対応する案内管に共に挿入されることができる。
【００２９】
また、本発明の一様相または他の様相による使用後核燃料集合体の受動冷却システムにおいて、前記多数の分岐管は、前記使用後核燃料集合体の下端から前記多数の案内管に各々挿入されることができる。
【発明の効果】
【００３０】
本発明によれば、原発の発電所内外の完全電源喪失事故によって使用後核燃料格納設備の冷却水ポンプが作動しない場合にも、ヒートパイプ溶媒の自然循環によって使用後核燃料崩壊熱を受動的に除去でき、これを通じて重大事故を未然に防止することによって、原発及び使用後核燃料の安全性を向上できる。
【００３１】
また、本発明にかかる受動型冷却システムは、冷却系統の複雑な制御を要求しないので、安全設備の設計単純化とこれを通じた経費低減効果を得ることができる。
【００３２】
また、本発明にかかる受動型冷却システムは、現在稼動中である原発敷地の使用後核燃料格納設備にも簡単な設計変更だけで設置が可能であり、したがって、少ない費用で使用後核燃料の安全性を大きく向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００３３】
【図１】従来の使用後核燃料ウェット格納設備を概略的に示した図である。
【図２】格納台に使用後核燃料が挿入された状態を示した図である。
【図３】核燃料集合体を例示した図である。
【図４】核燃料集合体に備えられた多数の案内管を例示した図である。
【図５】本発明の第１の実施の形態にかかる使用後核燃料受動冷却システムの構成図である。
【図６】本発明の第１の実施の形態にかかる使用後核燃料受動冷却システムに使用されるヒートパイプモジュールを示した図である。
【図７】ヒートパイプモジュールが使用後核燃料集合体に結合される形態を示した図である。
【図８】本発明の第１の実施の形態にかかる使用後核燃料受動冷却システムの様々な変形例を例示した図である。
【図９】本発明の第１の実施の形態にかかる使用後核燃料受動冷却システムの様々な変形例を例示した図である。
【図１０】本発明の第１の実施の形態にかかる使用後核燃料受動冷却システムの様々な変形例を例示した図である。
【図１１】図１０においてヒートパイプモジュールを昇降させる形態を示した図である。
【図１２】本発明の第２の実施の形態にかかる使用後核燃料受動冷却システムの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００３４】
以下、図面を参照して本発明の好ましい実施の形態を説明する。
【００３５】
参考に、本明細書において一つの構成要素（ｅｌｅｍｅｎｔ）が他の構成要素と「連結」または「結合」される場合は、他の構成要素と直接的に連結または結合される場合だけでなく、中間に他の要素を間に置いて間接的に連結または結合される場合も含む。ただし、一つの構成要素が他の構成要素と「直接連結」または「直接結合」される場合は、中間に他の要素が介在されないことを意味する。また、ある部分がある構成要素を「含む」または「具備する」とは、特に反対になる記載がない限り、他の構成要素を除外することでなく、他の構成要素をさらに含むか、または具備できることを意味する。また、本明細書に添付された図面には、構成要素の一部を実際と異なるように誇張して示した部分があるが、これは説明と理解の便宜のためのものに過ぎず、これによって本発明の範囲が制限的に解析されるか、または歪曲されてはならないことは勿論である。
【００３６】
第１の実施の形態
本発明の第１の実施の形態は、ウェット方式の使用後核燃料受動冷却システム（以下、「ウェット受動冷却システム」とする）に関する。
【００３７】
本発明の第１の実施の形態にかかるウェット受動冷却システム３００は、図５の概略構成図に示したように、冷却水１２が所定高さに満たされる格納水槽１１と、格納水槽１１の内部に設置される多数の格納台（ｒａｃｋ）（図示せず）と、格納台の各挿入ホールに各々挿入される多数の使用後核燃料集合体２００とを含む。
【００３８】
また、格納水槽１１の片側と他側にそれぞれ設置された冷却水供給管１５及び冷却水排出管１６と、冷却水供給管１５と冷却水排出管１６とに連結したポンプ（図示せず）とを含む。格納水槽１１の上部空間は、放射能流出防止のための遮蔽壁１８により取り囲まれて外部と隔離される。
【００３９】
一方、本発明の第１の実施の形態にかかるウェット受動冷却システム３００は、冷媒の相変化を利用して気化部１１０から凝縮部１３０へ熱を伝達するヒートパイプモジュール１００を含み、特に、ヒートパイプモジュール１００の気化部１１０が使用後核燃料集合体２００の内部に挿入されるよう設置される点に特徴がある。
【００４０】
ヒートパイプモジュール１００は、気化部１１０、凝縮部１３０、及び気化部１１０と凝縮部１３０とを連結する連結部１２０を含む。気化部１１０は、使用後核燃料集合体２００の内部に挿入される部分で、凝縮部１３０は、遮蔽壁１８の外部に備えられた空冷部１７の内部に設置されて大気と熱交換する部分である。凝縮部１３０には、多数の放熱フィン１５０が結合されることが好ましい。
【００４１】
通常のヒートパイプは、単一管体からなっているが、本発明の実施の形態にかかるヒートパイプモジュール１００は、図６及び図７に示したように、一端に多数の分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５が形成された独特の構造を有する。この場合にも、各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５の内部は、連結部１２０の内部と連通し、連結部１２０の内部は、凝縮部１３０の内部と連通しなければならないことは勿論である。
【００４２】
多数の分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５は、気化部１１０に該当するもので、図７に示したように、一つの使用後核燃料集合体２００に備えられた制御棒案内管２５１、２５２、２５３、２５４と計測器案内管２５５にそれぞれ挿入される。
【００４３】
すなわち、使用後核燃料集合体２００とヒートパイプモジュール１００は、一対一対応して設置され、ヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５は、対応する使用後核燃料集合体２００に備えられた各制御棒案内管２５１、２５２、２５３、２５４と計測器案内管２５５にそれぞれ挿入される。
【００４４】
このように使用後核燃料集合体２００の各案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５ごとに分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を挿入すると、ヒートパイプモジュール１００の各分岐管が燃料棒２１０に非常に近接するようになり、これによって燃料棒２１０から発生する高温の崩壊熱をより迅速でかつ効果的に吸収して除去できるという利点がある。
【００４５】
一方、使用後核燃料集合体２００は、制御棒案内管２５１、２５２、２５３、２５４の下端が詰まっており、計測器案内管２５５の上端が詰まっている場合がある。このような場合には、使用後核燃料集合体２００を格納水槽１１に格納する前に制御棒案内管２５１、２５２、２５３、２５４の下端と計測器案内管２５５の上端を開放して、それぞれの両端がすべて開放されるようにすることが好ましい。ただし、計測器案内管２５５の上端は、図３に示した上部支持体２３０を除去する時に開放される場合もある。
【００４６】
各案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５の両端をすべて開放させると、冷却水の流動による冷却効率の向上を期待することができるだけでなく、後述するように、使用後核燃料集合体２００を２層以上に積載する場合には、一つのヒートパイプモジュール１００を利用して上下に配置された多数の使用後核燃料集合体２００の崩壊熱を同時に除去できるという利点がある。
【００４７】
すなわち、格納水槽１１の内部には、格納密度を高めるために図５に示したように使用後核燃料集合体２００が２層２００ａ、２００ｂに積載される場合がある。図示していないが、上下に配置された使用後核燃料集合体２００ａ、２００ｂは、それぞれ上下に積載された格納台（ｒａｃｋ）の挿入ホールに挿入された状態であることはもちろんである。
【００４８】
上述のように、使用後核燃料集合体２００の各案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５の両端は、全部開放されている。したがって、使用後核燃料集合体２００が２層２００ａ、２００ｂに積載され、垂直に正確に整列されていると、一つのヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を上部集合体２００ａの対応する案内管を貫通して、下部集合体２００ｂの対応する案内管の内部まで挿入できる。
【００４９】
このようにすると、一つのヒートパイプモジュール１００を利用して２個の使用後核燃料集合体２００ａ、２００ｂから発生する崩壊熱を同時に除去でき、これを通じてヒートパイプモジュール１００の使用数を減らすことによって、ウェット受動型冷却システム３００の構造を単純化させることができるという利点がある。
【００５０】
図面には、使用後核燃料集合体２００が２層２００ａ、２００ｂに積載された場合のみを示しているが、３層以上に積載される場合にも、このような方法が適用されうることは勿論である。
【００５１】
また、図５を参照すると、空冷部１７は、格納水槽１１の遮蔽壁１８の外側または上部に設置されることができ、煙突形状からなることができる。例えば、空冷部１７は、空気が流動できる垂直方向の管体と、管体の下端と上端にそれぞれ形成された空気流入口及び空気排出口を含むことができる。この場合、ヒートパイプモジュール１００は、遮蔽壁１８の側壁または天井を貫通するよう設置され、ヒートパイプモジュール１００の凝縮部１３０は、管体の内部に位置するようになる。
【００５２】
遮蔽壁１８１の側壁または天井においてヒートパイプモジュール１００が貫通する部分には、放射能物質の流出を防止するための気密部材を設置することができる。
【００５３】
図示していないが、本発明の実施の形態にかかるウェット受動冷却システム３００は、冷却水１２の温度、水位、流量などを検出するセンサ、表面放射線線量を検出するセンサなどを含むリアルタイム監視システムと連動するよう構成されることが好ましい。
【００５４】
一方、ヒートパイプモジュール１００を構成する管体の内部には、アンモニア、エタノール、メタノール、水、フロン系などの冷媒が封入される。管体の内壁には、凝縮部１３０で凝結された冷媒が毛細管現象によって気化部１１０に帰還する経路として提供されるウィック（ｗｉｃｋ）が形成されることができる。ただし、ヒートパイプモジュール１００を設置する時に凝縮部１３０が気化部１１０の上部に位置する場合には、凝結された流体が重力によって気化部１１０に帰還でき、このような場合には、内部のウィックを省略することもできる。
【００５５】
例えば、図５に示したウェット受動冷却システム３００では、凝縮部１３０が気化部１１０の上部に位置するので、重力による冷媒の帰還が可能であり、したがって、ヒートパイプモジュール１００の内部にウィックを形成しなくても良い。もちろん、ウィックを備えたヒートパイプモジュール１００を使用することもできる。ヒートパイプモジュール１００の熱伝達特性は、冷媒の種類、内部コンプレッサ、ウィック構造などにより変わることができ、したがって、設置環境に応じて適切な冷媒、内部圧力、ウィック構造などを選択できる。
【００５６】
また、本明細書ではヒートパイプモジュール１００において使用後核燃料集合体２００の内部に挿入される部分を気化部１１０、放熱フィン１５０が装着された部分を凝縮部１３０、気化部１１０と凝縮部１３０とを連結する部分を連結部１２０と指し示した。しかしながら、このような名称は、説明の便宜のためであると理解しなければならない。例えば、連結部１２０と凝縮部１３０とは、連続した管体であるから、境界が明確に区分されず、冷却水１２に浸った連結部１２０で冷却水１２との熱交換によって冷媒が気化されることもでき、冷却水１２の外部に露出した連結部１２０で大気との熱交換によって冷媒が凝縮されうるためである。
【００５７】
上述の構成を有する本発明の第１の実施の形態にかかるウェット受動冷却システム３００は、正常運営時にはポンプを利用して冷却水１２を強制循環及び冷却させる能動冷却と使用後核燃料集合体２００に挿入されたヒートパイプモジュール１００を介した受動冷却を同時に行い、これを通じて従来に比べて冷却効率がはるかに向上することができる。
【００５８】
特に、原発の発電所内外に完全停電事故が発生してポンプによる能動冷却ができない状況でも、使用後核燃料集合体２００の各案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５に挿入されたヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５が燃料棒２１０の崩壊熱を持続的に吸収除去することによって、重大事故を防止できる。
【００５９】
一方、上述の構成を有する本発明の第１の実施の形態にかかるウェット受動冷却システム３００は、多様な形態で変形または修正されて実施されうる。
【００６０】
一例として、ヒートパイプモジュール１００の気化部１１０を構成する分岐管の数は、使用後核燃料集合体２００に備えられた案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５の数と同じことが最も好ましいが、必ずこれに限定されるものではない。
【００６１】
すなわち、ヒートパイプモジュール１００の気化部１１０を構成する分岐管の数は、使用後核燃料集合体２００に備えられた案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５の数より小さくても良い。ただし、分岐管の数は、２個以上でなければならないことはもちろんである。
【００６２】
また、使用後核燃料集合体２００に備えられる案内管は、制御棒案内管２５１、２５２、２５３、２５４と計測器案内管２５５に限定されず、他の種類の案内管が含まれることができる。また、案内管の数が図に示したことに限定されない。
【００６３】
他の例として、図８のウェット受動冷却システム３００ａのように、ヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を使用後核燃料集合体２００の下端から案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５に挿入することもできる。
【００６４】
この場合にも、使用後核燃料集合体２００が２層に積載される場合には、一つのヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を下部集合体２００ｂの対応する案内管を貫通して、上部集合体２００ａの対応する案内管の内部まで挿入できる。この場合にも、ヒートパイプモジュール１００の凝縮部１３０は、空冷部１７の内部に位置させることが好ましい。
【００６５】
さらに他の例として、図９のウェット受動冷却システム３００ｂのように、使用後核燃料集合体２００が２層に積載された場合には、上部集合体２００ａの各案内管と下部集合体２００ｂの各案内管にそれぞれ異なるヒートパイプモジュール１００ａ、１００ｂを挿入することもできる。
【００６６】
さらに他の例として、図１０のウェット受動冷却システム３００ｃのように、ヒートパイプモジュール１００の全体を同時に昇降させることができる昇降部５００を含むこともできる。昇降部５００に各ヒートパイプモジュール１００の連結部１２を結合すると、昇降部５００の昇降運動によりシステム内部のヒートパイプモジュール１００全体を同時に昇降させることができ、このようにすると、ヒートパイプモジュール１００の設置作業をより容易にすることができる。
【００６７】
昇降部５００の周辺部は、図１１に示したように、遮蔽壁１８の上端にベロウッズ５２０などで結合されることができ、このようにすると、昇降部５００が昇降しても格納水槽１１の上部空間と外部空間の隔離状態を維持できる。また、昇降部５００に空冷部１７を構成する管体を結合して、昇降部５００が昇降する時に空冷部１７が共に昇降するように構成することもできる。
【００６８】
第２の実施の形態
本発明の第２の実施の形態は、ドライ方式の使用後核燃料受動冷却システム（以下、「ドライ受動冷却システム」とする）に関する。
【００６９】
本発明の第２の実施の形態にかかるドライ受動冷却システム４００は、図１２の概略構成図に示したように、使用後核燃料集合体２００が収容される内部容器４２０と、内部容器４２０の外側面と一定の間隔をおいた状態で内部容器４２０を取り囲む外部容器４１０と、内部容器４２０と外部容器４１０との間に形成された空気流路４３０とを含む。
【００７０】
前記空気流路４３０は、外部容器４１０の側壁の下部と上部にそれぞれ形成された流入口４３２と排出口４３４を介して外部と連通する。したがって、下部の流入口４３２を介して流入した空気は、内部容器４２０から発生する熱を吸収して、加熱及び上昇した後に排出口４３４を介して外部に排出する。
【００７１】
特に、本発明の第２の実施の形態にかかるドライ受動冷却システム４００は、内部容器４２０を貫通して設置され、気化部１１０が使用後核燃料集合体２００の内部に挿入されるヒートパイプモジュール１００を含む。
【００７２】
ヒートパイプモジュール１００の気化部１１０が多数の分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を含み、各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５が使用後核燃料集合体２００の対応する案内管２５１、２５２、２５３、２５４、２５５にそれぞれ挿入される点は、第１の実施の形態と同一である。
【００７３】
ヒートパイプモジュール１００の凝縮部１３０は、空気流路４３０の内部に位置し、図面には凝縮部１３０が排出口４３４の付近に位置すると示したが、空気温度がより低い流入口４３２の付近に設置されることもできる。また、凝縮部１３０を外部容器４１０の外部に設置することもできる。
【００７４】
内部容器４２０は、気密維持が容易な金属材質であることが好ましく、外部容器４１０は、金属またはコンクリート材質でありうる。特に、内部容器４２０でヒートパイプモジュール１００が貫通する部分には、放射能物質の流出を防止できる気密部材を設置することが好ましい。
【００７５】
一方、図示していないが、本発明の第２の実施の形態にかかるドライ受動冷却システム４００は、内部容器４２０及び／または外部容器４１０の温度を検出する温度センサ、内部容器４２０周辺の放射線線量を検出するセンサなどを含むリアルタイム監視システムと連動するよう構成されることが好ましい。
【００７６】
本発明の第２の実施の形態にかかるドライ受動冷却システム４００によれば、内部容器４２０に格納された使用後核燃料集合体２００の崩壊熱により内部容器４２０が加熱すると、空気流路４３０の内部に自然対流が発生して、内部容器４２０の壁面の熱が除去される。これと同時に、燃料棒に近接設置されたヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を介して高温の崩壊熱がより直接的に吸収及び排出し、したがって、内部容器４２０の温度上昇をより効果的に抑制でき、これを通じてドライ格納設備の安全性を大きく向上させることができる。
【００７７】
本発明の第２の実施の形態にかかるドライ受動冷却システム４００も多様な形態で変形または修正されて実施されることができる。例えば、第１の実施の形態と関連して説明したように、内部容器４２０の内部に使用後核燃料集合体２００が２層以上積載される場合には、一つのヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５が２層以上の使用後核燃料集合体２００の対応する案内管に同時に挿入されることができる。
【００７８】
また、使用後核燃料集合体２００の下端からヒートパイプモジュール１００の各分岐管１１１、１１２、１１３、１１４、１１５を挿入することもできる。また、使用後核燃料集合体２００が２層以上積載される場合には、上部集合体２００ａの各案内管には、上端から第１ヒートパイプモジュール１００ａの各分岐管を挿入し、下部集合体２００ｂの各案内管には、下端から第２ヒートパイプモジュール１００ｂの各分岐管を挿入できる。
【００７９】
また、ヒートパイプモジュール１００を昇降させる昇降部を含むことができる。また、ヒートパイプモジュール１００の分岐管の数が使用後核燃料集合体２００の案内管の数より少なくなりうる。
【００８０】
このように本発明は、具体的な適用過程で多様な形態で変形または修正されて実施されることができ、変形または修正された実施の形態も後述する特許請求の範囲に開示された本発明の技術的思想を含んでいると、本発明の権利範囲に属することはもちろんである。
【符号の説明】
【００８１】
１１                      格納水槽
１２                      冷却水
１５                      冷却水供給管
１６                      冷却水排出管
１７                      空冷部
１８                      遮蔽壁
２０                      格納台
１００                    ヒートパイプモジュール
１１０                    気化部
１１１、１１２、１１３、１１４、１１５        第１ないし第５分岐管
１２０                    連結部
１３０                    凝縮部
１５０                    放熱フィン
２００                    使用後核燃料集合体
２１０                    燃料棒
２２０                    支持格子体
２３０                    上部支持体
２４０                    下部支持体
２５１、２５２、２５３、２５４            第１ないし第４制御棒案内管
２５５                    計測器案内管
３００                    ウェット受動冷却システム
４００                    ドライ受動冷却システム
４１０                    外部容器
４２０                    内部容器
４３０                    空気流路
４３２                    流入口
４３４                    排出口
５００                    昇降部
５２０                    ベロウッズ
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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