"崩壊熱を発生する核燃料を冷却水中に浸漬して保管し、その冷却水から熱を奪って冷却する核燃料の冷却装置において、外部から熱を奪う蒸発部と外部に放熱する凝縮部とが、全体として環状をなすように蒸気管と液戻り管とによって連結されかつ気相と液相とへの状態変化を行って循環流動する作動流体が封入されたループ型ヒートパイプを備え、前記蒸発部は、複数本のパイプを上下のヘッダー管に連通させて構成されるとともに前記冷却水中に浸漬され、前記凝縮部は、それぞれ多数の放熱フィンを備えた複数のパイプを上下のヘッダー管に連通させて構成されるとともに前記蒸発部より高い位置で外気中に配置され、前記蒸発部および凝縮部のそれぞれにおける上側のヘッダー管同士が前記蒸気管によって連通され、かつ前記蒸発部および凝縮部のそれぞれにおける下側のヘッダー管同士が前記液戻り管によって連通され、前記蒸発部および凝縮部を構成している各パイプの本数が、前記冷却水と前記外気との間の要求熱抵抗より小さくなる表面積となる本数に設定されていることを特徴とする核燃料の冷却装置。前記蒸発部は、上下の前記ヘッダー管に前記複数のパイプを連通させたユニットを複数組有し、各ユニットにおける上部のヘッダー管が上部集合管に連通されるとともに、下部のヘッダー管が下部集合管に連通され、前記上部集合管に前記蒸気管が連通されるとともに、前記下部集合管に前記液戻り管が連通されていることを特徴とする請求項1に記載の核燃料の冷却装置。特許文献1および特許文献2に記載された各装置は、いずれもヒートパイプを利用して原子炉を冷却するように構成されており、それらのヒートパイプは原子炉の通常運転時には機能せず、非常時にのみに機能するように構成されている。しかしながら、原子炉の停止直後の崩壊熱を除去するためには、大量のヒートパイプを核燃料や原子炉の周囲に設置しなければ、上記の崩壊熱を必要十分に除去することができない可能性がある。一方で、原子炉から取り出されたいわゆる使用済み核燃料は、一般的に、原子炉外部のプールにおいて、冷却水に浸漬されて冷却および保管される。その冷却水は使用済み核燃料が発生させる崩壊熱によって温められるため、予め定められた温度範囲になるように冷却装置によって冷却される。したがって、プールにおける冷却水はプールと冷却装置との間をポンプによって循環させられるのが一般的である。しかしながら、上述したような非常時において、電源が喪失したり、ポンプが故障して冷却水の循環が停止したり、冷却装置が駆動しなかったりすると、冷却水の冷却が不十分になり、その結果、プールに保管している使用済み核燃料を十分に冷却できない可能性がある。この発明は上記の技術的課題に着目してなされたものであり、プールにおける冷却水を冷却するための冷却装置やこれを作動させるための電源などが故障したり喪失した場合であっても、プールに保管された使用済み核燃料を必要十分に冷却することができるいわゆるパッシブな核燃料の冷却装置を提供することを目的とするものである。上記の目的を達成するために、請求項1の発明は、崩壊熱を発生する核燃料を冷却水中に浸漬して保管し、その冷却水から熱を奪って冷却する核燃料の冷却装置において、外部から熱を奪う蒸発部と外部に放熱する凝縮部とが、全体として環状をなすように蒸気管と液戻り管とによって連結されかつ気相と液相とへの状態変化を行って循環流動する作動流体が封入されたループ型ヒートパイプを備え、前記蒸発部は、複数本のパイプを上下のヘッダー管に連通させて構成されるとともに前記冷却水中に浸漬され、前記凝縮部は、それぞれ多数の放熱フィンを備えた複数のパイプを上下のヘッダー管に連通させて構成されるとともに前記蒸発部より高い位置で外気中に配置され、前記蒸発部および凝縮部のそれぞれにおける上側のヘッダー管同士が前記蒸気管によって連通され、かつ前記蒸発部および凝縮部のそれぞれにおける下側のヘッダー管同士が前記液戻り管によって連通され、前記蒸発部および凝縮部を構成している各パイプの本数が、前記冷却水と前記外気との間の要求熱抵抗より小さくなる表面積となる本数に設定されていることを特徴とするものである。請求項2の発明は、請求項1の発明において、前記蒸発部は、上下の前記ヘッダー管に前記複数のパイプを連通させたユニットを複数組有し、各ユニットにおける上部のヘッダー管が上部集合管に連通されるとともに、下部のヘッダー管が下部集合管に連通され、前記上部集合管に前記蒸気管が連通されるとともに、前記下部集合管に前記液戻り管が連通されていることを特徴とする核燃料の冷却装置である。請求項1の発明によれば、ループ式ヒートパイプの蒸発部および凝縮部は複数本のパイプを上下のヘッダー管に連通させて構成され、蒸発部および凝縮部のそれぞれにおける上側のヘッダー管同士が蒸気管によって連通され、かつ蒸発部および凝縮部のそれぞれにおける下側のヘッダー管同士が液戻り管によって連通されている。その蒸発部が例えば各燃料を冷却水に浸漬して保管する燃料保管プールにおける冷却水に浸漬され、その蒸発部で蒸気化した作動流体が蒸気管を介して凝縮部に供給されるように構成されている。凝縮部は蒸発部よりも上方かつ大気中に露出されて設けられており、凝縮部で放熱することにより凝縮した作動流体は重力によって液戻り管を通って下方の蒸発部に還流されるように構成されている。凝縮部を構成している各パイプには多数の放熱フィンが設けられており、凝縮部における放熱面積が拡大されている。すなわち、放熱効率が増大させられている。加えて、この発明では、上記のループ式ヒートパイプの蒸発部および凝縮部を構成している各パイプの本数が、冷却水と外気との間の要求熱抵抗より小さくなる表面積となる本数に設定されている。これらの結果、冷却水は、その熱がループ式ヒートパイプによって熱輸送されて大気中に放熱されることにより必要十分に冷却される。そしてこれにより、核燃料を必要十分に冷却することができる。このようにループ式ヒートパイプは状態変化する作動流体の潜熱の形で熱を輸送するため、例えば冷却装置や、冷却水を循環させるためのポンプなどを必要としない。しかも作動流体の状態変化による熱輸送は冷却水と外気温との間に温度差があれば休みなくおこなわれるため、上記の冷却装置やポンプなどの機械装置類が故障したり、それらの電源を喪失した場合すなわち、非常時であっても、冷却水を必要十分に冷却することができる。更に、この発明に係るループ式ヒートパイプは液相の作動流体と気相の作動流体との対向流が生じない。そのため、この発明に係るループ式ヒートパイプの熱輸送量は通常の単管形状のヒートパイプに比較して増大させられている。そして、凝縮した作動流体は重力によって下方の蒸発部に還流させられるため、ウイックなどの作動流体の還流のための部材を必要とせず、その分、材料コストを抑えることができる。以上のことから、この発明に係る冷却装置は、いわゆる原子炉がスクラムされた場合であってもプールにおける冷却水を必要十分に冷却し、これによりプールに保管されている核燃料を必要十分に冷却することができる。この発明に係る冷却装置は、いわゆる完全にパッシブな冷却装置であるから、原子力発電の安全の基本である止める、冷やす、閉じ込めるのうち、冷やすを安定的にかつ持続的に行うことができ、ひいては原子力発電の発展に貢献することが可能となる。請求項2の発明によれば、請求項1の発明による効果と同様の効果に加えて、上下のヘッダー管に複数のパイプを連通させたユニットを複数備えており、各ユニットにおける上部のヘッダー管が上部集合管に連通され、下部のヘッダー管が下部集合管に連通されている。その上部集合管は蒸気管に連通され、下部集合管は前記液戻り管に連通させられている。そのため、凝縮部における放熱面積を更に拡大できる。その結果、ループ式ヒートパイプの放熱効率を更に向上させることができる。つぎにこの発明を具体的に説明する。図3に、この発明で対象とすることのできる沸騰水型原子炉の構成の一例を模式的に示してある。原子炉建屋1の内部に原子炉格納容器2が格納されている。原子炉格納容器2はドライウェル3とウェットウェル4とを備えており、ドライウェル3に原子炉圧力容器5が格納されている。その原子炉圧力容器5の内部に核燃料の集合体が水に浸漬されて格納されている。ウェットウェル4はベント管6を介してドライウェル3に接続されており、ウェットウェル4の内部に圧力抑制プール7が設けられている。圧力抑制プール7の内部には水が貯留されており、原子炉圧力容器5の内部圧力が上昇して原子炉圧力容器5の蒸気がベント管6を介して圧力抑制プール7に放出された場合に、その内部に貯留される水によって蒸気を冷却して凝縮することにより上記の圧力を調整するように構成されている。これに加えて、圧力抑制プール7は例えば原子炉の非常用冷却装置が作動した場合に、その水源としても機能するように構成されている。図3に示す例では、原子炉建屋1内の上部であって、かつ、ドライウェル3の頂部とほぼ同じ高さに燃料保管プール8が設けられている。図4に、燃料保管プールの一例の上視図を模式的に示してあり、図5に、図4に示す燃料保管プールの側面図を示してある。燃料保管プール8は使用済みの核燃料の集合体から発生する崩壊熱がある程度低下するまでの間、使用済みの核燃料を水すなわち、冷却水に浸漬して冷却するためのものである。一例として、燃料保管プール8はコンクリートによって形成され、その内側および外側にステンレス鋼板が貼り付けられており、使用済みの核燃料から放射される放射線を遮蔽するようになっている。ここに示す例では、燃料保管プール8は縦約12m、横約10m、水深約12mの水槽として形成され、上述したコンクリートによって形成される一辺の壁の厚みが約1.5mとなっている。ここに例えば約1400Tonの水が満たされている。上述した核燃料の集合体はラック9に配列されて収容されており、そのラック9が上記の水槽の底部に例えば0.2m間隔で配置されている。上述した核燃料集合体について説明する。図6に、核燃料集合体の構成の一例を模式的に示してある。核燃料集合体10は燃料棒11と、ウォーターロッド12と、複数本の燃料棒11およびウォーターロッド12を収めるチャンネルボックス13とを備えている。燃料棒11はジルコニウム合金製の燃料被覆管14に燃料ペレット15が充填されて構成されている。燃料ペレット15は内部スプリング16によって燃料被覆管14の一方の端部側に寄せられている。燃料被覆管14はその長さが例えば4.0~4.5mに形成されており、その内部に直径10mm、高さ10mmの円柱形状に形成された燃料ペレット15が数百個充填されている。燃料ペレット15としては例えば二酸化ウランを焼き固めたものを使用することができる。ウォーターロッド12はその内部を例えば水が流れるようになっており、その水などを介して燃料棒11が発生させる熱を取り出すようになっている。チャンネルボックス13は例えばその一辺が140mmの角柱形状に形成されている。チャンネルボックス13はその内部に燃料棒11およびウォーターロッド12を収めるためのものであるから、その高さは例えば燃料棒11およびウォーターロッド12とほぼ同じに形成されている。したがって、上述した燃料保管プール8の底部に配置されている核燃料集合体10を収容したラック9の上端から水面までの距離は約8mとなる。燃料棒11とウォーターロッド12とはチャンネルボックス13の内部に垂直もしくはほぼ垂直に配列されている。燃料棒11の一方の端部は下部タイプレート17によってチャンネルボックス13の下部に固定されている。燃料棒11の他方の端部は上部タイプレート18と外部スプリング19とによってチャンネルボックス13の上部に支持されている。燃料棒11の中間部分は支持格子20によって支持されている。その支持格子20はウォーターロッド12に固定されている。したがって、燃料棒11が熱によって伸縮したとしても、その伸縮を外部スプリング19の弾性変形によって吸収できるようになっている。図7に、図6に示すVIIーVII線に沿う断面図を模式的に示してある。ここに示す核燃料集合体10は、燃料棒11を8行8列に配列させたいわゆる8行8列型の核燃料集合体10である。その8行8列型の核燃料集合体10は、上述したように配列させられた燃料棒11の中央付近にウォーターロッド12が配列されている。したがって、図7に示す核燃料集合体10の燃料棒11の本数は、64本よりも少なくなっている。上述したように構成されたチャンネルボックス13を原子炉圧力容器5に設ける場合には、各チャンネルボックス13は予め定められた間隔を空けて配列される。そして、そのチャンネルボックス13同士の間に、原子炉圧力容器5内の中性子数を調整することにより連鎖的な核分裂反応を制御する制御棒21が制御棒駆動機構22によって挿入されるようになっている。制御棒21は、図7に示す例では、その長さ方向に直交する断面の形状が形状になっている。制御棒21は、原子炉圧力容器5内の反応を制御するためのものであるから、その長さは上述した核燃料棒11と同じかほぼ同じ長さになっている。制御棒駆動機構22は、例えば図3に示すように、原子炉圧力容器5の下部に設けられている。図8に、参考例として、図3に示す沸騰水型原子炉に使用される核燃料集合体10の燃焼度を示してある。燃焼度とは、核燃料の単位重量当たりに累積して発生する熱量のことであり、核燃料の単位重量当たりの核分裂の累積数にほぼ比例する。図8に示したように、二酸化ウランを燃料とした高燃焼度の8行8列型の燃料集合体の取出平均燃焼度が39.5GWd/tであり、9行9列A型および9行9列B型の燃料集合体の取出平均燃焼度はそれぞれ45GWd/tであり、MOXを燃料とした8行8列型の燃料集合体の取出平均燃焼度が33GWd/tである。一方で、取出平均燃焼度を各燃料集合体の燃料棒11一本当たりに換算した場合には、燃料棒一本当たりの取出平均燃焼度は0.55~0.65GWd/tの範囲であることが分かる。この発明では、使用済みの核燃料集合体10の発生させる崩壊熱によって温められた燃料保管プール8の水の熱をループ式ヒートパイプによって熱輸送するとともに大気中に放熱するように構成されている。これに加えて、この発明では、ループ式ヒートパイプによる熱輸送の結果、燃料保管プール8の水の温度が予め定められた温度範囲になるように構成されている。そのループ式ヒートパイプの設置本数は、目標とする熱輸送量、すなわち、ループ式ヒートパイプの蒸発部を浸漬する冷却水の温度と凝縮部が曝される外気温との間の要求熱抵抗に応じて決定される。図9に、この発明に係るループ式ヒートパイプの構成の一例を模式的に示してある。ループ式ヒートパイプ23は基本的には、水やアルコールなどの目的とする温度範囲で蒸発および凝縮する流体を作動流体として使用し、その作動流体が外部から熱を受けて蒸発し、その蒸気が圧力の低い箇所に向けて流れた後に放熱して凝縮することにより熱を輸送するように構成されている。具体的には、ループ式ヒートパイプ23はパイプの内部に封入された作動流体が蒸発する部分が蒸発部24とされ、作動流体蒸気が放熱して凝縮する箇所が凝縮部25とされている。そして、それらの蒸発部24および凝縮部25と、蒸発部24において蒸気化された作動流体を凝縮部25に向けて流動させる蒸気管26と、凝縮部25において放熱して凝縮した作動流体を蒸発部24に向けて還流させる液戻り管27とがループ状に接続されてループ式ヒートパイプ23が構成されている。作動流体としては例えば水が使用される。作動流体は液体から蒸気に相変化した場合に、液体状態に比較してその体積が増大するため、蒸気管26は液戻り管27よりも大径に形成されている。言い換えれば、凝縮部25において凝縮した作動流体は気体状態に比較して体積が減少しているため、液戻り管27は蒸気管26に比較して小径にされている。図9に示す例では、ループ式ヒートパイプ23の蒸発部24は、複数の蒸発管28を備えた蒸発管群として構成されている。各蒸発管28の上端部が第一ヘッダー管29に連通され、下端部が第二ヘッダー管30に連通されている。これに加えて、各蒸発管28は垂直もしくはほぼ垂直に配列されている。第一ヘッダー管29は蒸気管26に連通され、第二ヘッダー管30は液戻り管27に連通されている。第一ヘッダー管29は各蒸発管28において蒸気化した作動流体を集めて蒸気管26に供給するためのものである。そのため、第一ヘッダー管29の内径は第二ヘッダー管30よりも大径に形成されている。加えて、第一ヘッダー管29の内径は蒸気管26の内径と同じかほぼ同じに形成されている。一方、第二ヘッダー管30は液戻り管27を還流してきた液相の作動流体を各蒸発管28に供給するためのものである。そのため、第二ヘッダー管30の内径は第一ヘッダー管29の内径よりも小さく、かつ、液戻り管27の内径と同じかほぼ同じに形成されている。上述したように構成された蒸発部24が燃料保管プール8における冷却水に浸漬され、かつ、ラック9の間に配置される。ループ式ヒートパイプ23の凝縮部25は、蒸発部24よりも上方でかつ原子炉建屋1の外部に設けられている。すなわち、凝縮部25は、大気に露出させられて設けられている。その凝縮部25は複数の凝縮管31を備えた凝縮管群として構成されている。ここに示す例では、各凝縮管31の上端部が第三ヘッダー管32に連通され、下端部が第四ヘッダー管33に連通されている。各凝縮管31は垂直もしくはほぼ垂直に配列されている。各凝縮管31には複数の放熱フィン34が設けられている。図10に、図9に示す放熱フィンの上視図を示してある。図10に示したように、放熱フィン34は扁平なリング形状に形成されていて、放熱フィン34の内円と凝縮管31の外表面とが熱伝達可能に接触している。凝縮管31に伝達された熱は複数の放熱フィン34に熱伝達されるため、凝縮部25における放熱面積が拡大されて放熱効率が向上するようになっている。この発明に係るループ式ヒートパイプ23の凝縮部25は、上述した第三ヘッダー管32および第四ヘッダー管33に複数の凝縮管31を連通させたユニットを複数備えている。各ユニットは後述する図1に示すように、並列に配列され、各ユニットにおける各第三ヘッダー管32の両端部のそれぞれが上部集合管35に連通されており、それらの上部集合管35のいずれか一方が蒸気管26に連通されている。加えて、各ユニットにおける各第四ヘッダー管33の両端部のそれぞれが下部集合管36に連通され、それらの下部集合管36のいずれか一方が液戻り管27に連通されている。上述した各凝縮管31の長さは蒸発管28の長さよりも短くされている。これは、凝縮管31に供給された直後の作動流体蒸気と凝縮管31との接触面積、言い換えれば作動流体の潜熱の形で輸送した熱の伝熱面積を拡大させることにより放熱効率を向上させるためである。上部集合管35は、上述したように、蒸気管26を流動してきた作動流体蒸気を分岐して各第三ヘッダー管32に供給し、各第三ヘッダー管32は作動流体蒸気を各凝縮管31に供給する。そのため、第三ヘッダー管32および上部集合管35は、第四ヘッダー管33および下部集合管36よりも大径に形成されている。加えて、第三ヘッダー管32および上部集合管35の径は蒸気管26の内径と同じかほぼ同じに形成されている。一方、第四ヘッダー管33は各凝縮管31において凝縮した作動流体を集めて下部集合管36に供給し、下部集合管36は各第四ヘッダー管33に集められた作動流体を更に集めて液戻り管27に供給する。そのため、第四ヘッダー管33および下部集合管36の内径は液戻り管27の内径と同じかほぼ同じに形成されている。上述したループ式ヒートパイプ23を構成する各管には、例えば、表面に窒化チタンや炭化チタンなどを被覆させたステンレス管を使用することが好ましい。表面にチタンを被覆させれば、ステンレス管の耐食性や耐久性を向上させることができる。つぎに上述したように構成されたこの発明に係るループ式ヒートパイプ23についてより具体的に説明する。先ず、例えば、福島第一原子力発電所の4号機をモデルとして、燃料保管プール8において保管されている燃料棒11が発生させる崩壊熱PtWを算出する。福島第一原子力発電所の4号機は、通常運転時において、72本の燃料棒11を一つに集合させた核燃料集合体10を約548本使用し、その定格熱出力PoWは約2381MWである。崩壊熱PtWの算出には下記式を使用した。Pt/Po=0.066[t-0.2-ts-t-0.2]1式新品の燃料棒11を集合させた核燃料集合体10が約1年半に亘って原子炉の燃料として使用されたとすると、燃料棒11の使用時間Tssは約47,304,000sとなる。原子炉の運転を停止してから約30日間に亘って、原子炉圧力容器5内で核燃料集合体10が冷却され、その後に核燃料集合体10が燃料保管プール8に移動させられるとすると、原子炉が停止されてからの経過時間tsは約2,592,000sとなる。そして、これらの値を上記の1式に代入して1式を解くと、燃料保管プール8に移動させられた直後の燃料棒11が発生させる崩壊熱PtWは、3,659,338MWとなる。すなわち、燃料保管プール8の水は毎時約4MWの崩壊熱によって温められることになる。その燃料保管プール8には、上述したように、約40,000本の使用済み燃料棒11が保管されているため、上記のようにして求めた崩壊熱PtWを燃料棒11の一本当たりの崩壊熱に換算すると、燃料棒11の一本当たりの崩壊熱は約100W/本となる。次いで、上記のようにして求めた熱量PtWを大気中に放熱させることができる、この発明に係るループ式ヒートパイプ23を設計する。上記の各種の条件に加えて、燃料保管プール8における水温が40°Cであり、しかもその温度が維持されているいわゆる冷温停止状態であるとし、また、外気温が30°Cであるとする。上記の水温は、言い換えれば、目標とする燃料保管プール8の水温と言うことができる。上述した燃料保管プール8における総熱量、すなわち崩壊熱PtWと、目標水温と、外気温とに基づいてループ式ヒートパイプ23の要求熱抵抗を算出する。その結果、ループ式ヒートパイプ23の総要求熱抵抗RtK/Wは2.5×10-6K/Wとなった。この総要求熱抵抗RtK/Wを例えば複数本のループ式ヒートパイプによって補うように構成すれば、ループ式ヒートパイプ一本当たりの要求熱抵抗RdK/Wを低減することができる。したがって、例えば35本のループ式ヒートパイプによって上記の総要求熱抵抗RtK/Wを補うように構成した場合には、ループ式ヒートパイプ一本当たりの要求熱抵抗RdK/Wは8.75×10-5K/Wとなる。上記の要求熱抵抗RdK/Wを満たすようにループ式ヒートパイプを設計する。蒸発管28として、例えば外径0.0508m、内径0.0488m、厚み0.002m、長さ8.0mのステンレス管を使用する。ステンレス管の表面には窒化チタンや炭化チタンなどを被覆することが好ましい。この蒸発管28を第一ヘッダー管29と第二ヘッダー管30との間に例えば0.1m間隔で95本配置して蒸発部24を形成する。したがって、各第一ヘッダー管29および第二ヘッダー管30の長さはそれぞれ少なくとも9.5m以上とする。なお、第一ヘッダー管29および第二ヘッダー管30にも蒸発管28と同様にチタンコートされたステンレス管を使用する。また、蒸発管28が実質的な蒸発部24として機能するため、第一ヘッダー管29や第二ヘッダー管30の熱抵抗などについては無視して後述する蒸発部の熱抵抗を算出した。上記の蒸発部24の仕様に基づいて蒸発部24の管外熱伝達率および管外伝熱面積を算出するとともに、その算出結果に基づいて蒸発部24の管外熱抵抗Rv1K/Wを算出する。加えて、蒸発部24の管内蒸発熱伝達率および管内伝熱面積を算出するとともに、その算出結果に基づいて蒸発部24の管内蒸発熱抵抗Rv2K/Wを算出する。その結果、蒸発部24の管外熱伝達率は1,000W/m2Kとなり、管外伝熱面積は121m2となった。また、蒸発部24の管外熱抵抗Rv1は8.26×10-6K/Wとなった。蒸発部24の管内蒸発熱伝達率は5,000W/m2Kとなり、管内伝熱面積は112m2となった。また、蒸発部24の管内蒸発熱抵抗Rv2は1.79×10-6K/Wとなった。一方、凝縮部25においては、凝縮管31として、例えば外径0.0508m、内径0.0488m、厚み0.002m、長さ約4.0mのステンレス管を使用する。ステンレス管の表面には、上述したように、窒化チタンや炭化チタンなどを被覆することが好ましい。加えて、各凝縮管31には、例えば0.02m間隔で外径0.15m、厚み0.002mの放熱フィン34を例えば、180枚から200枚取り付ける。そして、この凝縮管31を第三ヘッダー管32と第四ヘッダー管33との間に例えば0.18m間隔で42本配置する。各第三ヘッダー管32と第四ヘッダー管33との長さはそれぞれ少なくとも7.56m以上とする。そして、このようにして構成されるユニットを、例えば後述する図1に示すように、三つ平行に配列して各第三ヘッダー管32を上部集合管35に接続し、各第四ヘッダー管33を下部集合管36に接続する。なお、上部集合管35のいずれか一方は上述したように、蒸気管26に接続し、下部集合管36のいずれか一方は液戻り管27に接続する。なお、第三ヘッダー管32および第四ヘッダー管33ならびに上部集合管35そして下部集合管36にも凝縮管31と同様にチタンコートされたステンレス管を使用することが好ましい。また、凝縮管31が実質的な凝縮部25として機能するため、第三ヘッダー管32および第四ヘッダー管33ならびに上部集合管35そして下部集合管36の熱抵抗などについては無視して後述する凝縮部25の熱抵抗を算出した。上記の凝縮部25の仕様に基づいて凝縮部25の管内凝縮熱伝達率および管内伝熱面積を算出するとともに、その算出結果に基づいて凝縮部25の管内熱抵抗Rc1K/Wを算出する。加えて、管外空気熱伝達率を20W/m2Kとし、放熱フィン34による放熱効率を90として放熱フィン34を含めた凝縮部25の管外伝熱面積および管外熱抵抗Rc2K/Wを算出する。その結果、凝縮部25の管外伝熱面積は868m2となり、管内熱抵抗Rc1は2.7×10-6K/Wとなり、管外熱抵抗Rc2は6.4×10-5K/Wとなった。上述した蒸発部24の管外熱抵抗Rv1と、管内蒸発熱抵抗Rv2と、凝縮部25の管内熱抵抗Rc1と、管外熱抵抗Rc2とに基づいて要求熱抵抗RdsimuK/Wを算出する。その結果、要求熱抵抗Rdsimuは7.675×10-5K/Wとなった。したがって、このような構成のループ式ヒートパイプを35本使用した場合における総要求熱抵抗Rtsimuは、2.19×10-6K/Wとなった。これは上述した総要求熱抵抗RtK/Wよりも小さい値であり、したがって、上述したように構成されるループ式ヒートパイプの熱抵抗は要求仕様を満たしている。しかも、この発明に係るループ式ヒートパイプ23の要求熱抵抗RtsimuK/Wは総要求熱抵抗RtK/Wに比較して約14の余裕がある。図1に、上述したように構成されたこの発明に係るループ式ヒートパイプを燃料保管プールに適用した場合における構成の一例を模式的に示してある。図1に示すように、ループ式ヒートパイプ23の蒸発部24を燃料保管プール8におけるラック9の間に配置し、ループ式ヒートパイプ23の凝縮部25を大気中に露出させて配置する。なお、図1において、放熱フィン34は図を見やすくするために図示していない。燃料保管プール8の水は、上述したように、例えば約4MWの崩壊熱によって温められており、その崩壊熱によって温められた水の熱が蒸発部24に熱伝達されると、各蒸発管28において作動流体が蒸気化する。その作動流体蒸気は第一ヘッダー管29によって集められて蒸気管26に供給される。蒸気管26を流動してきた作動流体蒸気は上部集合管35によって分岐されて各第三ヘッダー管32に供給され、各第三ヘッダー管32を介して複数の凝縮管31に供給される。そして、作動流体の潜熱の形で輸送された熱は各凝縮管31の表面や放熱フィン34を介して大気中に放熱される。放熱することにより凝縮した作動流体は重力によって各凝縮管31の下方に滴下するとともに、各第四ヘッダー管33によって集められ、各第四ヘッダー管33を介して下部集合管36に集められる。下部集合管36に集められた作動流体は液戻り管27を介して蒸発部24に還流される。図2に、上述したように構成したこの発明に係るループ式ヒートパイプを燃料保管プールに適用した場合における水温の変化のシミュレーション結果を示してある。なお、燃料保管プール8の水面からの放散熱は無視している。そのシミュレーション結果によれば、燃料保管プール8の水の冷却が停止された場合には、時間の経過とともに水温が上昇することが認められる。これに対して、この発明に係るループ式ヒートパイプ23によって燃料保管プール8の水の熱を熱輸送して大気中に放熱させた場合には、燃料保管プール8の水温が目標水温付近に維持されることが認められる。すなわち、上述したように構成することにより、燃料保管プール8に保管される核燃料の集合体10を持続的かつ安定的にしかも必要十分に冷却することができる。加えて、ループ式ヒートパイプ23の作動には機械装置類を必要としないため、原子炉における各種の冷却装置やこれらを作動させるための電源が喪失した場合であっても、燃料保管プール8における水を効果的に冷却することができ、いわゆる完全にパッシブな核燃料の冷却装置とすることができる。"