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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

韓国登録特許第10−1494372号公報

米国特許出願公開第2015/0060018号明細書

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

核燃料集合体を例示した図である。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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