JP2017538126A - 加圧水型原子炉の停止を管理する方法 - Google Patents

Abstract

安全弁を備えた蒸気発生器（１１）において一次及び/又は二次漏れが検出された場合に、電力を生成するための浸漬モジュールに統合された加圧水型原子炉の停止を管理するための方法であって、前記発生器が原子炉に接続され、待機冷却手段（１２）と連携されている本方法は、以下の工程：蒸気発生器（１１）の一次/二次漏れを検出すること（１にて）、原子炉を自動停止させ、破損した蒸気発生器（１１）を隔離すること（２にて）、対応する待機冷却手段（１２）を稼働させること（３にて）、一次圧力をモニターすること（４にて）、一次圧力が蒸気発生器（１１）の安全弁の設定圧力を下回ったら、破損した蒸気発生器の待機冷却手段（１２）を隔離すること（５にて）、及び、残りの蒸気発生器（１２）及び冷却手段（１２）により原子炉を受動的に冷却し続けること(６にて)を含むことを特徴とする。

Description

本発明は、一次及び/又は二次漏れが検出された場合に、電力を生成するための浸漬モジュールに統合された加圧水型原子炉の停止を管理する方法に関する。

電力を生成するためのこのような浸漬モジュールは現状技術において既に知られている。

例えば、米国特許第５，２４７，５５３号明細書、特開昭５０−０１８８９１号公報及び米国特許第４，３０２，２９１号明細書を参照することができる。

これらの様々な文献は、実際に、電力を生成するための水中又は浸漬モジュールを記載しており、ここで、電力生成手段は、例えば、核ボイラを形成する手段に連携して統合されることができる。

このような構造は、原子力エネルギーがエネルギー及び生態学的問題に対する有効かつ有益な答えであることから、特定の数の利点があることが知られている。

このような構造はまた、特に、津波、ハリケーンなどの自然のものであろうと、飛行機墜落又は悪意のある行為などの人間のものであろうと、安全性及び危険の原因に関する特定の数の問題を解決することを可能にする。

現時点では、これらのさまざまなプロジェクトが産業開発につながっていないことも知られている。

このタイプの構造を改良する努力は長年にわたって出願人によってなされてきた。

これらの努力は、例えば、参照がなされ得る多くの特許出願につながっており、特に仏国特許出願公開第２，９５１，００８号明細書、同第２，９５１，００９号明細書、同第２，９５１，０１０号明細書、同第２，９５１，０１１号明細書、同第２，９５１，０１２号明細書、同第２，９５８，７８２号明細書、同第２，９５８，７８３号明細書、及び同第２，９５８，７８４号明細書である。

これらの文献のうちの幾つかは、特にこのタイプのモジュールの動作安全性、特に最近になって陸上工場で発生したような重大な事故の場合の安全性に対処している。

ＦＬＥＸＢＬＵＥ（出願人により登録された商標）として知られるプロジェクトに集結した、これらの努力は、比類のないレベルの安全性を提供することによって原子力の安全性に革命をもたらすことを目的とする。

この安全性の背後にある哲学は無限に利用可能な低温源の使用、及び、受動的安全保護システムの使用に基づいている。

そこで、これらにより、原子炉はＡＩＥＡのカテゴリーＤの意味の範囲内で、すなわち、いかなる事故でも数週間、一方、建築中のプラントで７２時間、制御／指令システムのバッテリ以外の動力源又は外部オペレータによる動作なしに、自律的に対処することが可能になる。

ＦＬＥＸＢＬＵＥシステムの受動的安全保護システムは、蒸気発生器の一次／二次漏れの場合に、原子炉の安全保護及び安全基準の遵守を保証する（すなわち、外部への排出なし、炉心の脱水なし、閉じ込めエンクロージャの劣化なしなど）。

しかしながら、これは、例えば、汚染された一次流体による閉じ込めエンクロージャの完全なフラディングなどの重大な工業的破損の犠牲を払って行われており、この破損は避ける必要がある。

そこで、本出願は２つの技術的課題を解決することを提案する。該技術的課題は、すなわち、
−加圧水型原子炉での一次／二次漏れをいかに検出し、故障した蒸気発生器をいかに特定するかの方法、
−構内の汚染を最少限に抑えるために閉じ込めエンクロージャ又は他の任意の中間容器を開放することによる一次回路の急速減圧を伴う最終安全保護システムを使用することなく、そして環境へ排出しないで、オペレータ操作又は外部動力源なしに受動的安全性をもって加圧水型原子炉内でこの漏れをなくす方法、
である。

加圧水型原子炉ＰＷＲの設計の基礎となる原理は、核燃料と接触している一次流体と、核反応に由来するエネルギーを閉じ込めエンクロージャの外部のタービンに送る二次流体との分離である。

したがって、これらの２つの一次回路及び二次回路は限定された数の交換器、すなわち、蒸気発生器のみを共有しており、その内部で、一次回路からの水は、反応に由来するエネルギーを、流体を沸騰させることによって二次回路に伝達する。

一次流体の出力を排出する能力を高めるために、一次流体を液体状態に保たなければならない。

この目的のために、この回路は約１５ＭＰａの非常に高い圧力を受け、これは約７ＭＰａである二次回路の圧力を大きく上回る。

その結果、１つの蒸気発生器での漏れは確実に以下のことをもたらす。
−回路間の圧力がバランスしていない限り、一次流体の二次回路への流出、
−その回路（第二のバリア）及び二次回路の外側の汚染された一次流体が閉じ込めエンクロージャ（第三のバリア）を離れ、環境への実質的な排出を引き起こす可能性があるという理解の下で、閉じ込めバリアのバイパス。

このような失敗は仮想的ではなく（原子炉年あたり約１０^-3の推定確度）、世界中で使用されている加圧水型原子炉でかなりの先例がある（使用されているある特定の艦隊で５回の主要事故があり、その幾つかは数十立方メートルの汚染水の有意な排出を起こした）。

現在世界中で使用されている加圧水型原子炉の多くは、一次回路と二次回路の間に許容可能な機能的な漏れ、すなわち、１時間当たり数リットルの漏れがあることに留意すべきである。

今日、オペレータによる診断の確認を使用しない、一次／二次漏れを検出するための自動システムは存在しない。

一次／二次漏れを検出するために発電プラントオペレータにより許容される一般的な原理は下記のことに基づく。
−二次回路の主蒸気ラインにおける窒素１６による活性の存在であって、機能的な漏れのみによる活性を大きく超えている活性の存在（Ｎ−１６：一次回路による二次回路の短時間の汚染を考慮した特に識別性のある放射性核種）、
−オペレータによって行われた一次及び二次水収支による一次／二次漏れの疑いの確認。

逆に、オペレータによって行われるこの診断なしに、使用中の加圧水型原子炉の制御／指令システムは、一次流体の十分な質量が二次流体に移されると、外部一次漏れ（最も一般的なケース）としてこの事故を自動的に管理する。

このような漏れの管理は蒸気発生器による閉じ込めのバイパスを判明させず、そして有意な排出をもたらす。というのは、二次回路を使用する冷却能力ならび後に漏れをも生じさせる一次回路の安全注入回路が、その後に、大規模に使用されるからである。

原子炉の安全性は、原子炉の設計が以下のことを継続的に保証する必要があるという事実にある。
−放射性材料の閉じ込め、
−核燃料に由来する出力の排出、
−炉心の反応性の制御。

上記の第三の基準の遵守は一次／二次漏れによってほとんど又はまったく影響を受けない。

逆に、最初の２つは大きく影響され、一次／二次漏れの存在下でこれらの目的を維持すると、しばしば敵対的な作用をもたらす。

実際、核反応に由来する出力の排出は二次回路を使用して行われ、もっともしばしば、大気中に排出バルブを使用して行われ、汚染された発生器によって生成された蒸気を大気中に直接的に送り、実質的な放射性核種排出を引き起こし、第一の基準に違反する。

逆に、一次／二次漏れを経験している蒸気発生器を隔離すると、その圧力増加をもたらし（一次流体による出力排出の不足による）、汚染された一次流体の充填をもたらすであろう。

これには２つの主要な効果がある。
−出力排出容量の損失で、これは第二の基準に違反する。
−先行の場合よりも大きな排出をもたらす二次過圧弁の開放で、これはもはや汚染蒸気を伴わないが、はるかに有効な活性ベクトルである液体水を伴い、第一の基準に違反する。

従って、蒸気発生器管の破損を管理することは繊細な作業である。

これは、典型的には、最初に第一の基準を第二の基準よりも優先させることを選択し、その後に、破損した二次回路を使用せずに炉心によって生成された出力を排出することができるときに、放射性材料を決定的に閉じ込めるというオペレータによる一連の動作を伴う。

ＥＰＲなどの従来の加圧水型原子炉に対して、大部分の原子炉売主により設定されるとおりの蒸気発生器管の破損の管理は以下のように行われる。

破損の検出は、蒸気発生器管の破損を想定しているオペレータ、又は、一次漏れを検出する制御／指令システムのいずれかによって行われる。

両方の場合において、これは以下の応答をもたらす：
−原子炉の自動停止及び二次回路の蒸気発生器の隔離、
−安全注入システムの起動、その目的は漏れにもかかわらず炉心のフラディングを保証するために、水で一次回路を充填することである。この場合に、これは漏れを維持し、破損した発生器を充填させることになる。
−二次側による残留出力を排出するシステムの起動。停止後に、原子炉の炉心は、核分裂生成物の放射能の減少により出力を生成し続ける。蒸気を排出し、炉心の加熱、次いで、溶融を回避するために、蒸気発生器の大気放出弁の全てが開き、蒸気を大気中に放出する（一次漏れによって汚染されたものを含む）。

蒸気発生器は、いわゆるＡＳＧシステムによって液体水で補充され、それは、破損した蒸気発生器の場合に、それを液体水で充填するのに貢献する。

一次／二次漏れが確認され、破損した蒸気発生器が、例えばオペレータによって識別されると、それは隔離される。

しかしながら、安全注入の動作により充填し続け、一次回路を圧力下に保つ。

次いで、一次回路を他の蒸気発生器によって冷却する。

次いで、目標は漏れの維持を停止し、破損した発生器の充填及びその過圧弁の開放を回避するために、できるだけ早く安全注入を停止することである。

しかしながら、このことは、一次側が、加圧化に注意を払う、いわゆるＩＳＭＰポンプの停止の後に蒸気相に入らないように十分に冷却された後にのみ可能である。

公知の市販されている加圧水型原子炉には、この一般的な方法を修正し、受動的安全保護システムに適合させたものがある。

この安全保護戦略の記述は、実際に、米国特許第５，３０９，４８７号明細書に提供されている。

この戦略によると、上述と同様に、破損は一次漏れとして制御／指令システムによって検出され、そして管理される。

そこで、上述のように、
−原子炉の自動停止及び蒸気発生器の隔離、
−二次回路により出力を排出するためのシステムの起動、
がある。

蒸気発生器の、ＡＤＶと呼ばれる大気排出弁の全ては開き、一次漏れによって汚染されたものを含む蒸気を大気中に排出する。

蒸気発生器は、ＡＳＧシステムによって液体水で補充される。

しかしながら、この原子炉は受動安全注入システムの使用によって異なる。

ＥＰＲのようにＩＳＭＰポンプを実装する代わりに、補償リザーバは一次回路に接続され、一次回路からの温水、又はさらには蒸気を自然循環によって冷水で置換することになる。

これに加えて、一次回路に水を注入することによって漏れを相殺しようと試みる一次回路の通常体積制御システムもある。

この結果、漏れを維持し、破損した発生器に蒸気を充填させることになる。

この危険性を回避するために、蒸気発生器のうちの１つが非常に高い水位に達すると、このデバイスを自動停止することが前述の米国文献に記載されている。

この原子炉の設計は、ＦＬＥＸＢＬＵＥプロジェクトで提案されたものに近い。

これは、特に、このタイプの破損を管理する際に従来の加圧水型原子炉でも遭遇される特定の問題、特に以下の問題を解決する。
−ＩＳＭＰ能動的安全注入停止時の選択、
−破損した蒸気発生器の能動的システムによる充填。

しかし、この設計は、特に以下の理由により、すべての答えを提供するわけではない。
−この従来の米国文献で提案されている手順は破損の最初の数分間、自動化されているだけである。実際には、オペレータは、破損した蒸気発生器を特定し、大気放出弁を隔離して、放射能排出を制限するために迅速に介入しなければならない。その後、受動システムを介して一次回路を冷却しなければならない。
−提案された手順は、残留出力を排出するために大気に開放されたシステムの使用を提示している。この設計の選択は、このプロジェクトによって禁止されている排出をもたらす。しかしながら、一次回路の極端に速い冷却（したがって、減圧）によって漏れを緩和することを可能にする。

本発明は、待機凝縮器などの待機冷却手段を利用することによって、以前に求められた質問に対する答えを提供することを提案する。

特に、これは、二次回路によって閉回路内の出力を排出するための受動システムを実現することを可能にし、この解決策は一次／二次漏れの場合のエンクロージャの外部への排出を置き換える。

この目的のために、本発明は、安全弁を備えた蒸気発生器において一次及び／又は二次漏れが検出された場合に、電力を生成するための浸漬モジュールに統合された加圧水型原子炉の停止を管理する方法であって、前記発生器は原子炉に接続され、待機冷却手段と連携されており、以下の工程：
−１）蒸気発生器の一次／二次漏れを検出すること、
−２）原子炉を自動停止させ、破損した蒸気発生器を隔離すること、
−３）対応する待機冷却手段を稼働させること、
−４）一次圧力をモニターすること、
−５）一次圧力が蒸気発生器の安全弁の設定圧力を下回ったら、破損した蒸気発生器の待機冷却手段を隔離すること、及び、
−６）残りの蒸気発生器及び冷却手段により原子炉を受動的に冷却し続けること、
を含むことを特徴とする、方法に関する。

単独で又は組み合わせて考えられる本発明による方法の他の特徴によると、
−一次／二次漏れの検出は下記の１又は複数の現象を検出することによって行われる。
−１）一次流体による汚染による二次回路の活性の増加、
−２）二次水インベントリーの増加、
−３）一次水インベントリーの減少。
−破損した蒸気発生器の待機冷却手段の隔離は、それらの間に挿入された制御弁を起動することによって得られる。
−制御弁は圧縮空気供給源と連携されている。

本発明は、単なる例として提供され、添付の図面を参照して行われる、以下の説明を読むことにより、よりよく理解されるであろう。

本発明による方法の種々の工程を示すフローチャートである。 加圧水型原子炉の一部を示すブロック図である。 一次／二次漏れの緩和を示すグラフを示す。

大気排出を行わない受動的でかつ自動化された安全性を備えた加圧水型原子炉の一次／二次漏れの管理における基本的な問題は破損を検出し、冷却と漏れ緩和との間の妥協を得ることにある。

したがって、本出願で提案される解決策は、
−二次回路のＮ−１６活性の増加、蒸気発生器のレベルを維持する供給水の調節の不一致、一次水インベントリーの維持管理を保証する一次体積制御の調節の不一致に基づいて、それぞれ幾つかのシグナルの組み合わせを用いた一次／二次漏れ検出ロジック、
−破損した蒸気発生器による自動停止冷却、
からなる。

一次／二次漏れは以下のことを特徴とする。
−一次流体による汚染による二次回路の活動の増加、
−二次水インベントリーの増加、
−一次水インベントリーの減少。

本出願において、これらの現象のうちの１つ又は複数からこの漏れを検出することを提案する。

実際に、窒素１６の検出のみで十分であり、窒素１６の検知で甘んじることができるが、本出願の場合において、タイミングの悪い検出がないことを保証するために、例えば、上記の基準の３つすべての同時の存在の場合に一次／二次漏れがあると考えることを選択する。

実際、現行のＦＬＥＸＢＬＵＥプロジェクトの場合に、漏れの非検出は原子力の安全性が疑問視されないが、工業ツールの有意な劣化につながることが想起されるべきであり、このことは本出願が解決を提案する課題である。

上記の第一の基準、すなわち、二次回路の活性の増加は、原子炉の一次蒸気ラインに配置された窒素１６検出システムを使用することによって検出可能である。

これらの検出システムはセンサを含み、該センサは原子炉によって取り出される出力に基づく変数である起動しきい値に関連付けられなければならず、それにより、機能的かつ連続的な漏れ及び炉心の出力の増加による活性の増加を、実際の一次／二次漏れと区別することが可能である。

第二の基準は、蒸気発生器のレベルを調節するためのシステムの不一致によって検出可能である。

実際に、このシステムは２つの入力値、すなわち、作表された蒸気流量が関連するタービンによって取り出される出力と、蒸気発生器のレベルの読み取りとの組み合わせに基づく。

これらのデータから、調節システムは蒸気発生器のレベルを一定に保つのに必要な液体供給水流量（ＡＲＥ）を注入する。

したがって、二次水インベントリーの予期しない増加は、供給される出力についての予想供給水流量と、蒸気発生器のレベルを一定に保つために実際に注入される供給流量との間の差によって検出可能であろう。

最後の基準は、一次回路の体積調節システムの不一致によって検出可能である。

もしそれが一定の一次圧力及び温度に加圧器のレベルを保つために多量の水を注入しなければならない場合には、一次インベントリーの識別不能な損失がある。

したがって、提案される自動化の目的は以下のものの間の妥協点を見つけることである。
−待機凝縮器（又は他の冷却手段）のすべてを使用しながら、最大の出力の排出及び一次系の急速冷却を確保すること。
−漏れを供給せず、一次インベントリーの損失を制限するために、破損した発生器の冷却を迅速に隔離する必要性。

この全てはもちろん、進行しているプロジェクトのすべての待機システムと同様に、すなわちＡＩＥＡによって確立された基準分類のカテゴリーＤに従って、完全に受動的な動作モードを維持しながら行われる。

その目的のために、出願人はシミュレーションを実施し、様々な現象を観察した。

実際に、破損した蒸気発生器の待機冷却手段があまりに早期に停止されすぎると、この蒸気発生器内の圧力及び水位が上昇し、この蒸気発生器の過圧弁が開き、閉じ込めエンクロージャの一部の汚染をもたらす。

破損した蒸気発生器の待機冷却手段があまりに遅く停止されすぎると、一次インベントリーの過剰な損失が生じ、閉じ込めエンクロージャの自動減圧及びフラディングを生じる。

本発明は、図１に示すような方法を実施することを提案し、停止時にアセンブリの安全性を確保する。

この場合に、原子炉の完全な記述を得るために、ＦＬＥＸＢＬＵＥプロジェクトに対して出願人により提出された様々な文書を参照することがもちろん必要である。

記載された方法は、一次回路で排出される出力を減少させることができるだけであり、弁を開放させないことを確保するようにして、一次回路のエネルギーインベントリーを反映する指示に基づくことにより、破損した発生器の待機冷却手段の停止をもたらす。

その目的で、図１に示す方法を実施する。

本方法は以下のように要約できる。

一次／二次漏れが検出された場合に、冷却が中断された場合にこの蒸気発生器の弁を開放する危険性がもはやないことを、ボイラの熱水力学的条件が検証したら、破損した蒸気発生器の待機冷却を隔離する。

本出願に記載の場合に、一次圧力が蒸気発生器の保護弁の設定値よりも低い値を下回った場合に、破損した蒸気発生器の待機凝縮器を隔離することを決定する。

実際、図１に示す方法は、一次／二次漏れを検出する工程１を含み、工程２で、原子炉の自動停止及び蒸気発生器の隔離を起動する。

工程３において、待機凝縮器が稼働中となり、工程４において、蒸気発生器の弁の設定圧力と比較されるように一次圧力を読み取る。

それ、すなわち、一次圧力が弁の設定圧力よりも低くなったときに、破損した蒸気発生器の待機凝縮器の隔離は工程５で起動し、次いで、工程６において、原子炉の受動冷却は残りの交換器で継続する。

この方法の実施は図２に記載される手段によって説明することができる。

本願出願人によりすでに開発されたものの簡略説明を提供するために、この図２は一般参照番号１０で指定される加圧水型原子炉容器、一般参照番号１１で指定される蒸気発生器、ＦＬＥＸＢＬＵＥプロジェクトに関する様々な文書に記載されているように、例えば、オーシャンなどの無限冷源１３と接触している、一般参照番号１２で指定される待機凝縮器を示していることを簡単に述べておく。

安全上の理由から、凝縮器１２などの待機凝縮器を稼働するために使用される弁１４及び１５は並んでおり、モジュールのロジスティックサポートの損失が自動的に待機凝縮器の任命を引き起こすようになっているノーマルオープンのタイプである。

本出願で提案される手順はこの現象を打ち消さなければならない。

このため、一般参照番号１６で指定される遮断弁は待機凝縮器への連結ラインに設けられており、それにより、例えば圧縮空気源１８に接続された一般参照番号１７で指定される制御弁の作動下で待機凝縮器を隔離する。

したがって、原子炉の停止後に電力供給が失われた後に調節空気が失われると、待機凝縮器１２は、下流に配置された弁１６によって隔離され、専用空気供給１８を介して供給され、火工式の弁１７、又は、同じ品質、すなわち非常に低い呼損率及び非常にエネルギー効率のよい操縦及び位置維持性を有する任意の他のデバイスにより配置されている。

もちろん、二次冷却を自動的に隔離することの問題に対する異なる技術的解決策を検討することができる。

記載された要素の２つの特定の技術的ポイント、すなわち自動化を起動するための３つの検出基準に関連するロジックと、破損した蒸気発生器から待機凝縮器を隔離する前に最少限の一次エネルギー損失を定量化するために使用される熱力学的基準に対して、全体としての一連の代案を検討することも可能である。

最後に、待機冷却システムの同じ隔離ロジックを能動安全原子炉に対して適用することも検討できる。

この手順はより単純であることができ、一次熱水力学条件が許容すると（すなわち、残留出力が十分に低く、一次圧力が蒸気発生器の保護弁の設定圧力よりも低いなど）、破損した発生器の大気放出弁の永久的な遮断に限定されることが理解される。

図３は、例えば、プロジェクトの関係における緩和シーケンス全体の操作のシミュレーションを示す。

使用されるコンピューティングコードはＡＴＨＬＥＴコードであり、それは原子力事故調査に使用され、国際安全当局によって認められている熱水力学条件シミュレーションツールである。

得られた結果は安全デモンストレーション中に一般的に要求されている一次／二次漏れの全範囲を網羅する操作を示す。

蒸気発生器管のギロチンタイプの破損については、図３に示す結果が得られ、検出後に受動的システムのみを使用し、工業ツールに対して許容できない又は不可逆的な破損を生じさせない、破損の迅速な管理をもはや反映しない。

この図３において、漏れの開始は参照番号２０によって指定され、参照番号２１による破損の検出は原子炉の自動停止及びタービンへの蒸気の供給を引き起こす。

参照番号２２は待機凝縮器の始動を示し、２３は破損した蒸気発生器の待機凝縮器の停止を示す。

参照番号２４は漏れがなくなったときに達成される一次／二次平衡を示し、原子炉は次にその受動的手段によってゆっくりと冷却される。

これらの曲線は、一次圧力、第一の健全な蒸気発生器の圧力、及び、漏れにより影響を受ける第二の蒸気発生器から確立される。

もちろん、このモデルは、特に圧力及び蒸気発生器レベル調節に関して単純化されている。

しかしながら、それは得られる結果の良好な概要を提供する。

これにより、出願人により規定されるとおりの原子炉の本質的かつ受動的安全性に関する議論を増加しそして改善することも可能になる。

もちろん、さらに他の実施形態を想起することができる。

特に、本発明は、もちろん、ランドモジュールに統合された加圧水型原子炉に適していることができる。

Claims (4)

1. 安全弁を備えた蒸気発生器において一次及び／又は二次漏れが検出された場合に、電力を生成するための浸漬モジュールに統合された加圧水型原子炉の停止を管理する方法であって、前記発生器は原子炉に接続され、待機冷却手段と連携されており、以下の工程：
   −１）蒸気発生器の一次／二次漏れを検出すること（１）、
   −２）原子炉を自動停止させ、破損した蒸気発生器を隔離すること（２）、
   −３）対応する待機冷却手段を稼働させること（３）、
   −４）一次圧力をモニターすること（４）、
   −５）一次圧力が蒸気発生器の安全弁の設定圧力を下回ったら、破損した蒸気発生器の待機冷却手段を隔離すること（５）、及び、
   −６）残りの蒸気発生器及び冷却手段により原子炉を受動的に冷却し続けること（６）
   を含むことを特徴とする、方法。
2. 一次／二次漏れの検出（１）は下記の１つ又は複数の現象：
   −１）一次流体による汚染による二次回路の活性の増加、
   −２）二次水インベントリーの増加、
   −３）一次水インベントリーの減少
   を検出することによって行われることを特徴とする、請求項１記載の加圧水型原子炉の停止を管理する方法。
3. 破損した蒸気発生器の待機冷却手段（１２）の隔離（５）はそれらの間に挿入された制御弁（１６）を起動することにより得られることを特徴とする、請求項１又は２記載の加圧水型原子炉の停止を管理する方法。
4. 制御弁（１６）は圧縮空気供給（１８）と連携されていることを特徴とする、請求項３記載の加圧水型原子炉の停止を管理する方法。

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