至乏燃料池之前将反应堆容器中不再使用的乏燃料储存到反应堆安全壳22内达一 个完整的燃料周期来完成。由于乏燃料池中的衰变热水平降低，卸载的乏燃料储存在安全 壳内达一个燃料周期而所需的乏燃料池、铅罐装料坑（cask loading pit)、和燃料传输槽 中的水具有充足的热容量，以延长应对时间（将水蒸发并且暴露出储存的乏燃料之前的时 间）。储存在安全壳内的乏燃料的衰变热将不会对事故之后的安全壳峰值压力产生影响，因 为如将在下面解释的那样，该燃料在贡献给安全壳主体和能量之前必须首先加热安全壳内 换料用水储存罐中的水。同样地，来自储存在安全壳内的乏燃料的额外衰变热将对长期被 动式安全壳冷却系统的性能只具有很小的影响（理想情况下，被动式安全壳冷却水储存罐 32的排放速率能够调节为负责储存在安全壳内的乏燃料的额外衰变热，但是这种调节将仅 仅大约为7克/兆瓦额外衰变热）。
[0040] 本发明的一个优选实施例是使已辐照的燃料从反应堆容器10中移出并储存在安 全壳内的一个"罐"中，所述"罐"位于换料腔层的98英尺1英寸高度之下（如在图4中示 意性地示出的那样）。优选地，设置有两个"罐":一个罐用于将不会返回至反应堆容器的乏 燃料（在图4至图8中显示为用附图标记50表示的长期储存罐），并且一个罐用于将返回 至反应堆容器中并且在随后的燃料周期中使用的已辐照的燃料组件（在图4至图8中显示 为短期储存罐52)。在该实施例中，这些罐中的第一个罐位于堆芯的下部内部件储存支架 的下方。调整下部内部件储存支架，使得当/如果下部内部件需要从反应堆容器10中移开 时，下部内部件储存支架能够放置在长期储存罐的封罩56的顶部（如图6和图8所示）。 下部内部件储存支架54通常将被储存在换料腔的外部。上部内部件储存支架在图8中示 出为毗邻燃料传输机76和长期储存罐50。优选地，罐的顶部将在98英尺1英寸的高度处， 并且将具有闭合盖56、58 (如图6所示），并且将足够深以容纳14英尺长的AP丨(M)O _燃 料组件，并且在燃料上方提供充足的水用于屏蔽；这导致罐的底部处于大约76英尺的高度 处。罐50、52装备有附接至或延伸至罐底部的进水管和安装在顶部的排水管线。罐设计成 使得水通过乏燃料衰变热驱动能够从罐的底部连接部自然循环至罐的顶部连接部。短期储 存罐52设置用于换料期间暂时从反应堆容器移出的已辐照的燃料。罐50、52中的每一个 均分别具有燃料格架62、64,所述燃料格架具有用于每个燃料组件的单独单元，所述燃料格 架维持组件之间的间隔。由于短期储存燃料组件被卸载并且之后必须被重新装载到反应堆 容器10中，因此期望给短期储存罐52装备能够容易打开和关闭的闭合顶盖。期望的是，这 包括在每一个燃料格架64单元上方的永久安装的盖子，燃料格架的单元中的每一个单元 均具有用于每个燃料组件的各自的、小的封罩60或舱盖。
[0041] 罐的底部管路和顶部管路66、68均包含阀，所述阀能够定位成使得底部入口管和 顶部排出管在换料操作期间均与换料腔70中的水对准，或者当换料腔在停机期间或正常 发电操作期间被排空时与安全壳内换料用水储存罐48中的水对准。阀72位于阀室74中， 优选位于安全壳内换料用水储存罐之下，并且能够从邻近的环路隔室或者经由竖直的进入 隧道接近（以防止涌出并且不影响当前的安全壳涌出水位）。在图6、图7和图8中，长期罐 50示出为具有可密封盖子的圆筒形罐，所述可密封盖子设计成抵抗来自安全壳内换料用水 储存罐的静水压；而短期罐示出为具有衬垫的拱形罐。
[0042] 将从反应堆容器10中最新卸载的燃料保持在安全壳内、并且在一个完整的燃料 周期内不将乏燃料传输至乏燃料池，这极大地降低了乏燃料池的衰变热载荷，从而极大地 延长了应对时间（需要加热并且煮沸完乏燃料池中的乏燃料上方的可用水的时间），并且 如果通过空气冷却乏燃料池的话则能够进一步延长应对时间，如与此一起同时提交的同时 待审的申请序列号No._(代理人案号NPP 2012-003)所解释的那样。安全壳内的乏燃 料能够根据情况利用先前描述的现有被动式安全壳冷却系统，以利用水辅助蒸发或仅靠空 气冷却来提供排热。
[0043] 还应当理解的是，只在安全壳内采用长期储存罐50而不采用短期罐能够延长APItGO @电站的应对时间。在这种情况下，在1E常操作期间，最新卸载的堆&将保持在安 全壳内，因此降低了乏燃料池中的衰变热载荷。在卸载全部堆芯期间，将被重新装载到反应 堆容器中的燃料组件暂时放置在乏燃料池中。在此期间，被动式安全壳冷却水储存罐能够 与乏燃料池对准，以延长其应对时间；同时来自长期储存罐50中的被卸载的燃料组件的衰 变热能够通过仅冷却安全壳壳体28的空气而传递到环境中。
[0044] 下面将描述作为换料操作一部分的使用两个罐的方法。在移开反应堆容器的顶 盖12并且用水填充换料腔70之后，乏燃料长期储存罐50的下部入口 66和上部排水管线 68与换料腔70对准，从而将通过所述罐自然循环的冷却水从安全壳内换料用水储藏罐的 水切换至换料腔的水。相同的操作将应用于乏燃料短期储存罐52。然后，打开当前用于 主动冷却换料腔中水的装置，并且关闭对安全壳内换料用水储藏罐中的水的主动冷却。当 移开反应堆容器的上部内部件并且开始换料时，打开长期储存罐50 (储存来自之前换料停 机（outage)的乏燃料）的封罩56,并且通过燃料传输机76移出长期储存罐中的乏燃料并 且通过燃料传输管78将长期储存罐中的乏燃料传输到如图1示意性地示出的乏燃料池24 中。然后，开始执行取出反应堆容器10中的燃料的操作，并且将在下一燃料周期中不再使 用的燃料放置在长期储存罐50内，并且复位和紧固长期储存罐的盖子56。然后，如果要卸 载整个堆芯，那么将移出反应堆容器10中的剩余燃料，并且将所述剩余燃料放置到燃料短 期储存罐52中。在停役期间，当换料腔被排空时以及如果换料腔被排空，则在排空换料腔 之前将来自燃料短期储存罐52的燃料移动到乏燃料池24中。长期储存罐50再次与安全 壳内换料用水储存罐对准，从而将自然循环的冷却水流从换料腔切换到安全壳内换料用水 储存罐。还将打开主动冷却安全壳内换料用水储存罐中的水的装置，并且将关闭换料腔中 的水的主动冷却。当开始对容器换料时，所述罐与反应堆换料腔再次对准，如在反应堆换料 腔填充水时那样。然后，来自已辐照燃料短期储存罐52的燃料将被再次装载到反应堆容器 10中，并且来自乏燃料池的新燃料将被添加到反应堆容器中。在对反应堆容器10换料之后 并且当换料腔70中的水被传输到安全壳内换料用水储存罐48中时，对准乏燃料长期储存 罐50，使得冷却流从安全壳内换料用水储存罐48自然地循环、或者自然地循环至安全壳内 换料用水储存罐48。还将关闭主动冷却换料腔中的水的装置，并且将打开安全壳内换料用 水储存罐中的水的主动冷却。
[0045] 另外，当已辐照燃料长期储存罐50和/或燃料短期储存罐52处于自然循环至换 料腔或安全壳内换料用水储存罐以冷却乏燃料的操作时，换料腔或安全壳内换料用水储存 罐中的水应该被冷却并且保持在100 °F (37. 8°C )处或之下，以最小化安全壳内的蒸发和/ 或雾化。在反应堆容器的下部内部件需要被移开（在已经移开反应堆容器中的所有燃料之 后）的情况下，下部内部件储存支架54将放置在乏燃料长期储存罐50上，并且正常地储存 下部内部件。
[0046] 由于来自乏燃料的大量热量（所述热量将会添加到换料腔或安全壳内换料用水 储存罐），因此需要为每个水体（water body)提供栗送冷却。优选地，栗利用刚刚位于正 常水位之下的抽吸管线从这些罐的顶部进行抽吸，并且冷却回流管线应该具有虹吸中断装 置，以在发生管线破裂的情况下避免排空换料腔或安全壳内换料用水储存罐的可能性（类 似于当前的乏燃料池抽吸和回流管线）。该抽吸管线的位置在不首先加热整个水体积的情 况下使加热的水能够从换料腔或安全壳内换料用水储存罐中吸出。由于栗的抽吸管线应 该分别位于换料腔或安全壳内换料用水储存罐的正常满水位82、80附近，并且由于换料腔 70或安全壳内换料用水储存罐48的冷却是连续操作（在大部分换料期间和在正常操作期 间），因此应该提供与乏燃料系统和正常余热移除系统的栗和换热装置分开的栗和换热装 置。
[0047] 尽管已经详细地描述了本发明的具体实施例，但是本领域的技术人员将理解，根 据本公开的总体教导能够对那些细节做出各种修改和替换。因此，公开的特定实施例仅用 于阐述目的并且不限制本发明的范围，本发明的范围将由所述权利要求及其任何和全部等 同物全面地给定。
【主权项】
1. 一种具有核反应堆一次冷却剂环路（20)的核蒸汽供应系统，所述核反应堆一次冷 却剂环路包封在气密密封的安全壳（22)内，所述安全壳包括： 核反应堆容器（10)，所述核反应堆容器用于将多个核燃料组件支撑和容纳在堆芯 (14)中，所述核反应堆容器被支撑在安全壳（22)内且作为核反应堆一次冷却剂环路（20) 的一部分； 换料腔（70)，所述换料腔在安全壳（22)