JP5634958B2 - Ｓｂｏとｌｏｃａ対処被動高圧安全注入タンクシステム - Google Patents

Description

本発明は、原子炉非常炉心冷却系統の高圧安全注入タンク（ＨＰＳＩＴ）システムであり、安全注入タンク一つのみで原子炉系統が低圧（約４．３Ｍｐａ）時と高圧（約１７ＭＰａ）時に原子炉非常炉心への充水を可能にして、原子力発電所の非常発電機が完全に故障した時にもバッテリー供給非常電源によって駆動する弁を適用して、原子力発電所の非常発電機の故障による電源完全喪失事故時にも高圧安全注入タンクによる非常炉心冷却水の注入を可能にすることによって、系統設計を単純化して、事故緩和処理の単純化を期待することができ、さらには原子炉の事故率を減らすことができる高圧の安全注入タンクシステムに関するものである。

図１は、従来技術による加圧軽水炉型原子炉の低圧の安全注入タンク系統の概念図で、図２は従来技術による炉心充水タンクと安全注入タンクの混合系統の構成図であり、図３は従来技術による低圧原子炉系統で非常炉心冷却水の大量注入のための充填ガスを有しない炉心充水タンクの構成図である。

そして、図４は従来技術による大量注入のための充填ガスを有しない炉心充水タンクのみを適用時の大型破断事故時の原子炉過熱問題を示したグラフで、図５は従来技術による大量注入のための充填ガスを有しない炉心充水タンクのみを適用時の大型破断事故時の原子炉充水不十分問題に関する原子炉降水部の水位を示したグラフであり、図６は従来技術による大量注入のための充填ガスを有しない炉心充水タンクのみを適用時の大型破断事故時の原子炉系統が低圧状態である時、原子炉への充水量不足問題を発生させる炉心充水タンクによる原子炉系統への充水量を示したグラフである。

図面を参照すると、現在運営中の加圧軽水炉の安全注入タンク４は、大量の原子炉冷却水が原子炉外に一時に漏洩する大型破断事故に備えた装置であり、冷却水が無くなった低圧状態の原子炉容器２、すなわち原子炉系統を大量の非常炉心冷却水で速かに再び満たすように設計された装置である。

反対に、原子炉が加圧される事故時には、原子炉系統の圧力が安全注入タンク４の作動圧力（約４．３Ｍｐａ）よりさらに高いので、非常炉心冷却水を原子炉系統に注入することができない。

また、現在の加圧軽水炉に装着された安全注入タンク４の注入ラインに装着された注入隔離弁は、原子炉発電所の所内・所外すべての電源供給が跡絶える完全電源喪失事故時（非常ディーゼル発電機−ＥＤＧ、補助発電機−ＡＡＣ非常発電機非作動：Ｓｔａｔｉｏｎ Ｂｌａｃｋ ｏｕｔと称される）には作動しない。

結果的に現在の加圧軽水炉に装着された低圧型安全注入タンク４は、完全電源喪失事故時や、原子炉が加圧される事故時には、原子炉系統に非常炉心冷却水を注入することができないという問題がある。

また、図２のＡＰ６００（特許文献１、非特許文献１参照）やＣＡＲＲ（ＣＰ１３００：非特許文献２参照）の炉心充水タンク（Ｃｏｒｅ Ｍａｋｅｕｐ Ｔａｎｋ：ＣＭＴ）３は、原子炉系統の圧力と炉心充水タンク３の圧力を平衡状態にして炉心充水タンク３内部の非常炉心冷却水の水位と原子炉系統の水位差による重力駆動圧力によって注入されるので、大型破断事故時には原子炉容器２を速かに再充水するのに必要な大量の非常炉心冷却水を供給することができず、炉心が露出して炉心温度が急激に上昇する。

したがって、ＡＰ６００型の場合、炉心充水タンク３と安全注入タンク４を組み合わせてそれぞれ設置して、主要作動領域を分担する複合設計を採択している。

また、ＡＰ６００とＣＡＲＲ（ＣＰ１３００）のような構成の炉心充水タンク３は、原子炉系統が高圧である条件下で、高圧の原子炉系統（ＲＣＳ、または加圧器６）圧力で炉心充水タンク３を加圧する原子炉充水に適用し、安全注入タンク４は原子炉圧力が低圧である時に非常炉心冷却水注入に適用している。

この構成の短所は、原子炉圧力条件が低圧である時は炉心充水タンク３の単独注入容量が原子炉系統で必要な程度に十分ではなくて反対に、原子炉系統圧力が高圧の場合は、低圧の安全注入タンク４が逆圧力差のため原子炉系統に非常炉心冷却水の注入が不可能なことである。

したがって、常に炉心充水タンク３と安全注入タンク４の組み合わせの場合のみ、それぞれ有効な構成になり、単独構成時の原子炉安全系統では適用が不可能である。前記の炉心充水タンク３は、窒素充填加圧設計が排除されていて原子炉系統が低圧である時、大流量の炉心充水流量の確保に必要な二系統の間の大きな圧力差を確保することができない。従来の加圧軽水炉型原子炉の低圧の安全注入タンク４は、高圧（約４．３Ｍｐａ以上）でも作動可能な高圧設計ではないからである。

図３は、原子炉系統が低圧の場合、窒素充填加圧設計が排除された炉心充水タンク単独注入による非常炉心冷却水低流量注入を誘発する炉心充水タンク系統の構成例を示している。大型破断事故時の原子炉系統の圧力が急激に格納容器圧力の低圧に低くなるので、炉心充水タンクと原子炉系統の圧力差が非常に小さくなって非常炉心冷却水大量注入流量誘発に必要な圧力差を確保することができない構成である。この場合、原子炉炉心の温度が急激に原子炉設計許容基準値を超過し、設計に適用することができない。

炉心充水タンク３は、原子炉系統と炉心充水タンク３の圧力を同一な平衡条件にして二つの系統の水位差による水頭重力駆動注入原理を適用しているので、原子炉系統が低圧状態時の非常炉心冷却水の注入流量と原子炉系統が高圧状態時の注入流量に大きな差がない。

これは、原子炉系統が高圧条件の場合は大きな問題にならないが、大型破断事故のように原子炉が急激に減圧されて冷却水が大量に放出される事故の時には、原子炉を早く再充水させることができずに炉心が急激に加熱されて深刻な炉心露出を引き起こす。

図４は、前記のような設計による原子炉の大型破断事故の一例を解析コードで模擬計算した結果の中で炉心温度を示したものである。炉心充水タンク設計を単独で非常炉心冷却系統に適用した場合、炉心被服材温度が原子力発電所許容基準温度を非常に超過する結果を示している。

図５は、炉心充水タンクによって不十分に充水された原子炉系統の降水部水位を示している。従来の炉心充水タンク単独設計（△）は、本発明の高圧の安全注入タンクの設計による降水部水位（○）よりずっと低い。

図６は、大型破断事故時の非常炉心冷却水の注入流量について、窒素が充填された低圧の安全注入タンクと従来の炉心充水タンクを比較したものである。炉心充水タンク（△）の非常炉心冷却水の原子炉注入流量が顕著に少ない。したがって、窒素が充填された安全注入タンクを排除するかまたは従来の炉心充水タンクのみでは、大型破断事故時の原子炉再充水に必要な非常炉心冷却水の十分な注入流量を確保することができない。この場合には、原子力発電所の設計許容基準を満足させることができない。

米国特許第５２６８９４３号

Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ａｎｄ Ｄｅｓｉｇｎ，第１８６巻，ｐ．２７９−３０１ ＮＵＲＥＧ−ＩＡ−０１３４

本発明は、前記のような問題点を解決するために創案されたもので、安全注入タンク一つのみで高圧と低圧の充水を可能にすることで、系統設計を単純化し、事故緩和処理の単純化を期待することができ、原子力発電所の非常発電機の故障による電源完全喪失事故時にも、バッテリー供給非常電源によって駆動する弁を適用して高圧の安全注入タンクによる非常炉心冷却水注入ができることを特徴とする高圧の安全注入タンクシステムを構築し、さらには原子炉の事故率を減らすことができる高圧の安全注入タンクシステムを提供することにその目的がある。

前記のような目的を達成するために、炉心充水タンク及び低圧の安全注入タンクを代替した本発明の好ましい実施例による高圧の安全注入タンクシステムは、一つの安全注入タンクで低圧注入から高圧注入に変更が可能な原子炉非常炉心冷却水の注入系統を構成する。また、原子力発電所の非常発電機の故障による電源完全喪失事故時にも高圧の安全注入タンクによる非常炉心冷却水注入を可能にするためにバッテリー供給非常電源によって駆動する弁を用いて高圧の安全注入タンクシステムを構成した。

具体的に、本発明は低圧（約４．３Ｍｐａ）の窒素が充填され非常炉心冷却水が収容されて原子炉容器に非常冷却水注入管によって連結された安全注入タンク；高圧（約１７ＭＰａ）水蒸気が収容され、前記高圧水蒸気が排出される安全弁管を装着した加圧器；及び高圧の前記加圧器と低圧の前記安全注入タンクが圧力平衡になるように、前記安全注入タンクの上部と前記加圧器の上部を連結して選択的に開閉する圧力平衡管を含み、原子炉系統が加圧される事故時には前記非常炉心冷却水が高圧の前記原子炉容器に注入可能になるように、前記圧力平衡管の開放によって前記安全注入タンクが低圧（約４．３Ｍｐａ）から高圧に変更されるように構成する。

また、本発明は、前記安全注入タンク上部から前記安全弁管に連結され、前記加圧器の高圧水蒸気が前記安全注入タンクに流入時、窒素ガスが選択的に排出されるように構成される窒素ガス排出管を含むことが好ましい。

本発明による高圧の安全注入タンクシステムは、従来の高圧で有用な炉心充水タンクと低圧で有用な安全注入タンクの機能をともに備えた複合機能を有するという長所を有する。

すなわち、低圧（約４．３Ｍｐａ以下）と高圧（約１７ＭＰａ）条件において独立的な低圧の安全注入タンクと炉心充水タンクを有する従来のＡＰ６００とＣＰ１３００の系統とは異なり、本発明は安全注入タンク一つのみで高圧条件と低圧条件で原子炉系統の非常炉心冷却水充水を可能にすることで、系統設計を単純化して、事故緩和処理の単純化を期待することができ、さらには原子炉の事故率を減らすことができる効果を有する。

併せて、本発明は別途のバッテリー電源で開閉可能に構成されたモーター弁を活用することによって、電源完全喪失事故時にすべての弁が作動可能であるという長所を有する。

図１は、従来技術による低圧の安全注入タンク系統の概念図である。 図２は、従来技術による炉心充水タンクと安全注入タンクの構成図である。 図３は、従来技術による低圧原子炉系統時、大量注入のための充填ガスを有しない炉心充水タンクの構成図である。 図４は、従来技術による充填ガスを有しない炉心充水タンクのみ適用時の大型破断事故時の原子炉過熱問題を示したグラフである。 図５は、従来技術による充填ガスを有しない炉心充水タンクのみ適用時の大型破断事故時の原子炉充水不十分問題を示したグラフである。 図６は、従来技術による充填ガスを有しない炉心充水タンクのみ適用時の大型破断事故時の低圧状態の原子炉充水量の不足問題を示したグラフである。 図７は、本発明の好ましい実施例による高圧の安全注入タンクシステムの構成を示した構成図である。 図８は、図７の高圧の安全注入タンクシステムにおいて窒素ガス排出管をさらに備えたことを示した構成図である。 図９は、図７の高圧の安全注入タンクシステムにおいて窒素ガス排出管をさらに備えたことを示した構成図である。 図１０は、図９の高圧の安全注入タンクシステムにおいてバッテリー供給非常電源でも駆動するモーター弁が装着されたことを示した構成図である。 図１１は、電源完全喪失事故時、加圧器高圧によって低圧状態の安全注入タンクが高圧に変化することを示したグラフである。 図１２は、電源完全喪失事故時、高圧の安全注入タンクシステム作動による原子炉系統充水性能を比較したグラフである。 図１３は、電源完全喪失事故時、高圧の安全注入タンクシステムの作動による炉心加熱防止性能を比較したグラフである。 図１４は、窒素ガス排出管をさらに備えることの有効性を示したグラフである。

本発明は、炉心充水タンク及び低圧の安全注入タンクを代替した高圧変更が可能な一つの安全注入タンクを含み、低圧及び高圧でも原子炉系統に非常炉心冷却水の注入が可能になるように構成されたことを特徴とする。

図７は、本発明の好ましい実施例による高圧の安全注入タンクシステムの構成を示した図で、図８及び図９は図７の高圧の安全注入タンクシステムにおいて窒素ガス排出管がさらに備えられたことを示した構成図であり、図１０は図９の高圧の安全注入タンクシステムにモーター弁が装着されたことを示した構成図である。

図面を参照すると、本発明は非常炉心冷却水４０ａが収容された安全注入タンク４０、高圧水蒸気６０ａが収容された加圧器６０、及び前記安全注入タンク４０と加圧器６０を連結する圧力平衡管４４を含む。

前記安全注入タンク（ＳＩＴ：ｓａｆｅｔｙ ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ ｔａｎｋ）４０は、内部に低圧（約４．３Ｍｐａ）の窒素が充填され非常炉心冷却水４０ａが収容されるように構成される。同時に原子炉系統、すなわち原子炉容器２０に非常冷却水注入管４２によって連結される。前記非常冷却水注入管４２を通じて非常炉心冷却水４０ａが原子炉容器２０、すなわち原子炉系統に注入される。ここで、非常冷却水注入管４２には選択的に開閉可能な注入隔離弁４２ａが装着される。

また、前記加圧器（ＰＺＲ：ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｒ）６０は、内部に高圧水蒸気６０ａを収容できるように構成する。

そして、前記圧力平衡管４４は、高圧の加圧器６０と低圧の安全注入タンク４０が圧力平衡になるように、安全注入タンク４０の上部と加圧器６０の上部を連結するように構成される。ここで、前記圧力平衡管４４には、選択的に開閉可能な圧力平衡弁４４ａが装着される。

これによって、本発明は事故時に非常炉心冷却水４０ａが高圧の原子炉容器２０に注入可能になるように、圧力平衡管４４の開放によって安全注入タンク４０が高圧に変更されるように構成される。

具体的に、原子炉容器２０の圧力が加圧器６０の安全弁が作動する高圧条件でも、安全注入タンク４０の非常炉心冷却水４０ａが原子炉容器２０に注入可能にするために、低圧状態である安全注入タンク４０に加圧器６０の高圧水蒸気を注入して加圧することができるように、圧力平衡管４４によって安全注入タンク４０と加圧器６０が連結される。

そして、本発明は図８及び図９に示されたように、安全注入タンク４０上部から前記安全弁管６２に連結され、加圧器６０の高圧水蒸気６０ａが安全注入タンク４０に流入時、窒素ガスが選択的に排出されるように構成された窒素ガス排出管４６を含む。ここで、前記窒素ガス排出管４６には選択的に開閉可能な窒素ガス排出隔離弁４６ａが装着される。

図１４に示した窒素ガスが追加で構成された時、高圧の安全注入タンク４０から加圧器６０の安全弁管６２へ連結された窒素ガス排出管４６の窒素ガス分率が、加圧器６０から高圧の安全注入タンク４０への圧力平衡管４４の窒素ガス分率よりずっと高いことを示している。図１４に示されたように窒素ガス排出管４６をさらに備えると、圧力平衡管４４には加圧器６０からの高圧の安全注入タンク４０の方へ蒸気が主に流れて、窒素ガス排出管４６には主に窒素ガスが高圧の安全注入タンク４０から加圧器の安全弁管６２方へよく抜けていることを意味する。

初期圧力平衡管４４の圧力平衡弁４４ａが閉じた状態では、加圧器６０と安全注入タンク４０間の圧力差が大きい。すなわち、加圧器６０の圧力（Ｐ_０）が安全注入タンク４０の窒素圧力（Ｐ_２）よりずっと高い。

ここで、前記圧力平衡弁４４ａが開かれると、加圧器６０の高圧水蒸気が安全注入タンク４０の窒素ガス部分に注入されて二つの系統間の圧力差は解消される。

ここで、窒素ガスに注入される水蒸気による熱衝撃は、冷水に水蒸気を注入する場合の蒸気凝縮誘発圧力震動よりずっと緩和される長所がある。

また、加圧器６０の安全弁が開かれて水蒸気が排出される状況下で、加圧器６０の安全弁管６２に流れる水蒸気の速度のため静圧（Ｐ_１）が加圧器６０の圧力（Ｐ_０）や安全注入タンク４０の窒素ガス部位の圧力（Ｐ_２）よりさらに低い。

この状況では、安全注入タンク４０の窒素ガス排出管４６から加圧器６０の安全弁管６２に流れる圧力勾配が形成されて、安全注入タンク４０の窒素ガスが加圧器６０安全弁管６２に排出されて、安全注入タンク４０の窒素ガス部位は水蒸気で満たされて、原子炉系統の圧力と同一な状態を維持するようになる。

前記のように安全注入タンク４０は、低圧作動環境下では充填された窒素ガスの圧力で大流量の非常炉心冷却水４０ａを原子炉に注入して、高圧作動環境下では圧力平衡管４４の圧力平衡弁４４ａと非常冷却水注入管４２の注入隔離弁４２ａの開放によって高圧注入ができることによって、原子炉系統圧力が低圧から高圧までのすべての環境において安全注入タンク４０が使用可能になる。

一方、本発明は、発電所内部、外部及び非常ディーゼル発電機からの電源がすべて遮断された電源完全喪失事故時にも、安全注入タンク４０の非常炉心冷却水４０ａの注入が可能なように、前記注入隔離弁４２ａ、圧力平衡弁４４ａ、及び窒素ガス排出隔離弁４６ａが、電源完全喪失事故時に別途のバッテリー電源で開閉可能になるように構成されたモーター弁を使用する。

これによって、前記注入隔離弁４２ａ、圧力平衡弁４４ａ、及び窒素ガス排出隔離弁４６ａはそれぞれのバッテリー電源でも駆動可能で、電源供給が複数化された構成を有する。

従来の電源供給設計では、所内・所外電源（Ｏｎ−ｓｉｔｅ ａｎｄ Ｏｆｆ−ｓｉｔｅ Ｐｏｗｅｒ）と非常ディーゼル発電機（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｄｉｅｓｅｌ Ｇｅｎｅｒａｔｏｒ）からのみ電源が供給されるように構成され、電源完全喪失事故時に安全注入タンク４０の注入隔離弁４２ａが作動しなくて安全注入タンク４０の非常炉心冷却水４０ａが原子炉系統に注入されなかった。

しかし、本発明の電源構成によると、すべての所内・所外電源が遮断された状況でもバッテリー電源で弁の開放作動が可能である。

ここで、電源完全喪失事故時の本発明と従来技術の差を図１１〜図１３のグラフを参照して詳しくみることにする。

図１１は、電源完全喪失事故時、低圧状態にあった安全注入タンク４０が高圧の加圧器６０の圧力に素早く加圧される遷移過程を示したグラフで、図１２は以後二つの系統の圧力差が解消されて二つの系統間の水位差による水頭重力駆動によって安全注入タンクの非常炉心冷却水が加圧器安全弁開放圧力である高圧状態で原子炉系統に注入され、それによる原子炉系統の降水部充水水位を比較したグラフであり、図１３は電源完全喪失事故時の安全注入タンクが作動時と非作動時の原子炉系統炉心の核燃料被服材の温度を比較したグラフである。

図１１の曲線（○）および図１２、図１３の実線は、安全注入タンク作動時の高圧の安全注入タンクの圧力、降水部水位、核燃料被服材の温度を示し、 図１１の曲線（△）および図１２、図１３の破線は、非常炉心冷却水が注入されない時の加圧器圧力、降水部水位、核燃料被服材の温度を示している。

降水部水位は、加圧器安全弁を通じた蒸気放出によって持続的に減少して約４０００〜６０００秒の間に急激に減少するが、安全注入タンクの重力駆動注入によって非常炉心冷却水が持続的に注入される状況が約２８０００秒まで持続して別途の非常炉心冷却水補充措置なしに安全注入タンクだけでも原子炉を高温安定状態で維持させることができる性能を示している。

安全注入タンク非作動時の被服材の温度は、約４０００〜６０００秒の間に急激に増加するが、安全注入タンクの重力駆動注入によって非常炉心冷却水が持続的に注入される状況である約２８０００秒までは炉心温度が大きく増加しないで安定的に維持させる性能を示している。

前記のように構成される本発明は、高圧の加圧器６０と低圧の安全注入タンク４０が圧力平衡になるように、安全注入タンク４０の上部と前記加圧器６０の上部を連結して選択的に開閉される圧力平衡管４４と圧力平衡弁４４ａを含み、高圧事故時にも原子炉系統を非常炉心冷却水４０ａで重力駆動によって充水することができるので、従来の加圧軽水炉低圧型の安全注入タンクが原子炉系統が加圧される事故時には逆圧力差のために原子炉系統に非常炉心冷却水を注入することができないという技術的問題点を解決した。

また、本発明は、安全注入タンク４０上部から加圧器の安全弁管６２に連結され、加圧器６０の高圧水蒸気６０ａが安全注入タンク４０に流入時、窒素ガスが選択的に排出されるように構成された窒素ガス排出管４６を含み、低圧事故時に大流量の原子炉再充水流量を供給することで、従来はＡＰ６００の炉心充水タンク（ＣＭＴ）系統などの単純水位差による重力駆動注入によって大型破断事故時に低圧の原子炉系統が早く再充水されないという問題を解決した。

これによって、本発明の高圧の安全注入タンクシステムは、従来の高圧で有用な炉心充水タンクと低圧で有用な安全注入タンクの機能を両方備えた複合機能を有する。すなわち、低圧条件と高圧条件で各々独立的な原子炉炉心非常充水機能を有する従来のＡＰ６００とＣＰ１３００の炉心充水タンク（ＣＭＴ）系統と安全注入タンクとは異なり、安全注入タンク一つのみで高圧と低圧の原子炉炉心非常充水を可能にすることで、系統設計を単純化して、事故緩和処理の単純化を期待することができ、さらには原子炉の事故率を減らすことができる長所を有する。

これに加えて、本発明は、注入隔離弁４２ａ、圧力平衡弁４４ａ、及び窒素ガス排出隔離弁４６ａに、電源完全喪失事故時に別途のバッテリー電源で開閉可能になるように構成されたモーター弁を採択して、所内・所外電源の完全喪失事故時にも前記弁がすべて作動できることによって、所内・所外電源の完全喪失事故時に従来の安全注入タンクが原子炉系統に非常炉心冷却水を注入することができず、さらには他の開閉弁も使用することができないという限界点を解決した。

以上のように、本発明は、限定された実施例と図によって説明したが、本発明はこれによって限定されるものではなく、本発明が属する技術分野で通常の知識を有する者によって本発明の技術思想と下記の特許請求の範囲の均等範囲内で多様な修正及び変形が可能であることはもちろんである。

２０ ：原子炉容器
４０ ：安全注入タンク
４０ａ：非常炉心冷却水
４２ ：非常冷却水注入管
４２ａ：注入隔離弁
４４ ：圧力平衡管
４４ａ：圧力平衡弁
４６ ：窒素ガス排出管
４６ａ：窒素ガス排出隔離弁
６０ ：加圧器
６０ａ：高圧水蒸気
６２ ：安全弁管

Claims (2)

1. ４．３Ｍｐａ以下の低圧の窒素が充填され非常炉心冷却水が収容され、原子炉圧力容器に非常冷却水注入管によって連結された安全注入タンクと、
   ４．３Ｍｐａ以上の高圧水蒸気が収容されて、前記高圧水蒸気が排出される安全弁管が装着された加圧器、及び、
   高圧の前記加圧器と低圧の前記安全注入タンクが圧力平衡になるように、前記安全注入タンクの上部と前記加圧器の上部を連結して選択的に開閉される圧力平衡管を含み、
   原子炉圧力容器が加圧される事故時には前記非常炉心冷却水が高圧の前記原子炉圧力容器に注入可能になるように、前記圧力平衡管の開放によって前記安全注入タンクが高圧に変更されるように構成され、
   前記圧力平衡管とは異なり、かつ前記安全注入タンク上部と前記安全弁管とを連結する窒素ガス排出管を含み、ここで、窒素ガス排出管は前記加圧器の高圧水蒸気が前記安全注入タンクに流入時、窒素ガスが選択的に排出されるように構成されている、高圧安全注入タンクシステム。
2. 前記非常冷却水注入管に注入隔離弁、前記圧力平衡管に圧力平衡弁、前記窒素ガス排出管に窒素ガス排出隔離弁がそれぞれ装着され、
   前記注入隔離弁、圧力平衡弁、及び窒素ガス排出隔離弁は、電源完全喪失事故時に別途のバッテリー電源で開閉可能になるように構成されたモーター弁を適用したことを特徴とする、請求項１に記載の高圧安全注入タンクシステム。