步骤：将已辐照核燃料组件储存罐的冷却剂 导管构造成在换料腔被注入之后与换料腔流体连通；和将已辐照核燃料组件储存罐的冷却 剂导管构造成在换料腔被排空之后与安全壳内换料冷却剂储存罐流体连通。
[0019] 在另一个实施例中，所述方法还包括如下步骤：使核蒸汽供给系统运行达一个运 行周期；关闭反应堆容器；向换料腔注入来自换料冷却剂储存罐的冷却剂；从反应堆容器 移开顶盖；打开已辐照核燃料组件储存罐上的盖；将已辐照燃料组件储存罐内的燃料组件 中的至少一些移动到安全壳外部的乏燃料池中；将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已 辐照核燃料组件储存罐中；闭合已辐照燃料组件储存罐上的盖；将多个新的燃料组件装载 到堆芯中；闭合反应堆容器上的顶盖；将换料腔排空到安全壳内换料冷却剂储存罐中；和 在从堆芯移开的燃料组件中的所述至少一些被储存在已辐照核燃料组件储存罐中的情况 下起动反应堆。
[0020] 优选地，已辐照核燃料组件储存罐包括核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期 储存罐。所述核燃料组件长期储存罐和核燃料组件短期储存罐均构造成分开储存燃料组 件。在该实施例中，将燃料组件中的至少一些从堆芯移出到已辐照核燃料组件储存罐中的 步骤包括如下步骤：识别堆芯中的将不被返回至堆芯的燃料组件；将堆芯中的将不被返回 至堆芯的燃料组件中的至少一些移出到核燃料组件长期储存罐中；和将堆芯中的将被返回 至堆芯的燃料组件中的至少一些移出到核燃料组件短期储存罐中。在另外的实施例中，核 燃料组件短期储存罐包括具有隔室的燃料组件格架，每个隔室具有能够装载进燃料组件中 的一个的开口，每个隔室具有单独的封罩，所述单独的封罩能够分别地移动至打开或关闭 位置，所述方法包括如下步骤：在燃料组件被装载到对应的隔室时，一次只打开一个封罩， 而其余封罩处于关闭状态。
[0021 ] 在另外的实施例中，反应堆容器具有下部内部件，并且核燃料组件长期储存罐包 括具有可移开的下部内部件储存支架的盖，可移开的下部内部件储存支架装配在所述盖的 顶部上。在该实施例中，所述方法包括如下步骤：在不被返回至反应堆容器的燃料组件被装 载到核燃料组件长期储存罐中之后，将下部内部件储存支架装配到盖上；在已经从堆芯移 开所有的燃料组件之后，将下部内部件从反应堆容器中移出；和将下部内部件放置到可移 开的下部内部储存支架中。在该实施例中，所述方法还可以包括如下步骤：将下部内部件放 回到反应堆容器中；和在打开盖之前将下部内部件储存支架从盖上移开。
【附图说明】
[0022] 当结合附图进行阅读时，从下文对优选实施例的描述中能够获得对本发明的进一 步的理解，其中：
[0023] 图1是传统的核反应堆系统的简化示意图；
[0024] 图2是AP _核蒸汽供应系统的简化示意图，所述AP @核蒸汽供应系 统显示在其被动式冷却安全壳内；
[0025] 图3是在图2中示出的AP 核蒸汽供应系统的部件在安全壳内的布局的轴 测图；
[0026] 图4是下文描述的本发明的一个实施例的部件的示意性布局；
[0027] 图5是本发明的一个实施例的短期储存罐和长期储存罐的剖视图；
[0028] 图6是关闭了盖子的在图5中示出的短期储存罐和长期储存罐的平面图；
[0029] 图7是在图5中示出的短期储存罐和长期储存罐的平面图，所述短期储存罐和长 期储存罐显示为打开状态；和
[0030] 图8是示出了本发明的一个实施例的长期储存罐的盖子和内部的燃料组件格架 单元、上部内部件支架和短期储存罐的各个燃料格架单元的盖子的透视图。
【具体实施方式】
[0031] 如前所述，在发生福岛类型的极少发生的事件中，AP 电站设计成使用被 动式安全系统（比如在图2中示出的被动式冷却安全壳22)，以继续提供至少三天的冷却。 用于实现该目标的安全系统的其中之一是在图2中示出的被动式安全壳冷却系统。被动式 安全壳冷却系统22包围AP 1000 ?核蒸汽供应系统，所述AP 1000 ?核蒸汽供应系统包括 反应堆容器10、蒸汽发生器18、增压器26和主冷却剂循环栗16 ;所有部件通过管网20连 接。安全壳系统22部分地包括由混凝土屏蔽建筑30包围的钢制穹顶型安全壳容器包封件 28,所述混凝土屏蔽建筑30对钢制穹顶型安全壳包封件28提供结构保护。
[0032] 被动式安全壳冷却系统的主要部件是被动式安全壳冷却水储存罐32、空气挡板 34、空气入口 36、排气口 38和配水系统40。被动式安全壳冷却水储存罐32在钢制穹顶型 安全壳容器28的上方结合到屏蔽建筑结构30中。位于钢制穹顶型安全壳容器28和混凝 土屏蔽建筑30之间的空气挡板34限定冷却空气的流动路径，所述冷却空气的流动路径通 过在大约位于钢制穹顶型安全壳28顶部高度处的屏蔽建筑30的开口 36进入。在进入屏 蔽建筑30之后，空气路径沿着空气挡板34的一侧向下行进、并且在邻近钢制穹顶型安全壳 容器的下部部分的高度处围绕空气挡板逆转方向、然后在挡板和钢制穹顶型安全壳容器28 之间向上流动、并且在位于屏蔽建筑30顶部的排气口 38处离开。被动式安全壳冷却水储 存罐32围绕排气口 38。
[0033] 在极少发生的事故中，被动式安全壳冷却系统提供通过重力从被动式安全壳冷却 水储存罐32中排出的水，并且在钢制穹顶型安全壳容器28上形成膜。水膜蒸发，因此从钢 制穹顶型安全壳容器28中移除热量。
[0034] 被动式安全壳冷却系统在导致安全壳增压的设计基准事件之后能够从安全壳环 境中移除充足的热能（包括随后的衰变热），使得安全壳压力在不需要操作员动作的情况 下保持在设计值之下至少72小时。
[0035] 形成在屏蔽建筑30 (其包围钢制穹顶型安全壳容器28)和空气挡板34之间的空 气流动路径导致空气沿着安全壳容器的外侧钢表面向上自然循环。在由安全壳的钢表面 加热流动的空气时、以及在由施加在安全壳表面上的水加热该流动的空气并且使该水蒸发 时，由浮力驱动该空气的自然循环。流动的空气还促进了从水表面上产生的蒸发。在发生事 故的情况下，通过安全壳的钢表面传递至空气的对流换热量只占所需总换热量的小部分， 该总换热量主要通过安全壳钢表面的湿润区域的水蒸发来完成，所述水蒸发冷却了表面上 的水，然后冷却了安全壳的钢，然后冷却了安全壳内的环境并且使蒸汽在安全壳内凝结。
[0036] 为了保持从钢制穹顶型安全壳容器22的充足换热以限制和降低安全壳压力，在 假想的设计基准事件之后的最初三天，AP 1G00?被动式安全壳冷却系统要求水连续地 施加到安全壳外侧的钢表面上。最初通过上述被动的重力流动提供水。三天之后，开始 通过来自厂区内储存器的主动装置、然后通过其它的厂区内或厂区外源头的主动装置提 供水。从2012年4月12日提交的、代理人案号为NPP 2009-014的美国专利申请序列号 No. 13/444,932中能够发现对该安全壳冷却过程的更详细地理解。
[0037] 另外，AP JGGG?具有被动式系统，以确保堆芯中的燃料组件仍然被冷却剂覆 盖。在极少发生的一次冷却剂环路泄漏的事件中，这些系统被自动激活。冷却剂损失可能 仅涉及很小的量，因此，在不对反应堆冷却剂回路降压的情况下，能够从相对较小的高压补 给水供应装置注入额外的冷却剂。如果发生了冷却剂的大量损失，则有必要从包含大量水 的低压供应装置添加冷却剂。因为难以使用栗克服反应堆冷却剂回路的显著压力（例如， 2, 250psi或150bar)，所以反应堆冷却剂回路在发生大量冷却剂损失的事件中被自动降 压，从而可以在处于核反应堆穹顶型安全壳28内的环境压力下从安全壳内的换料用水储 存罐添加冷却剂水。因此，如图3所示，在AP IGGG ?核反应堆系统中，存在用于冷却剂损 失的两个冷却剂补给源。高压堆芯补给罐42的入口通过阀联接至反应堆冷却剂入口或冷 管段（cold leg)44。高压堆芯补给罐42还通过电动阀和止回阀联接至反应堆容器的注入 口 46。高压堆芯补给罐42在反应堆的操作压力下可操作地将额外的冷却剂供应至反应堆 冷却回路20,以补充相对较小的损失。然而，如从图3中可以理解的，尽管在系统中存在两 个堆芯补给罐，但是高压堆芯补给罐42仅含有有限的冷却剂供应。
[0038] 由于存在从安全壳内换料用水储存罐48向安全壳建筑28内部打开的排放口，在 环境压力下，能够从安全壳内换料用水储存罐48中得到更大量的冷却剂水。在2010年 12月20日提交的、并且受让给本申请的受让人的美国专利申请序列号No. 12/972, 568(在 2012年6月21日公布，美国公布号为No. 2012/0155597)更详细地描述了反应堆系统怎样 被降压，使得冷却水能够从安全壳内换料用水储存罐48排入反应堆容器10中。
[0039] 本发明通过最小化从乏燃料池中的乏燃料发出的衰变热而把能力扩展到给乏燃 料池提供冷却，从而基于AP 1.000 @电站的其它安全系统进行了改进。这通过在将乏燃 料传递