JP5941795B2 - 原子炉圧力容器の冷却設備および原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法 - Google Patents

Description

この発明は、原子炉圧力容器の冷却設備および原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法に関する。

原子炉建屋には非常事態に備えて冷却装置が備えられている。しかし、万一冷却装置が作動しなかった場合には、燃料が自身の崩壊熱により溶融する苛酷事故に進展する。溶融炉心（デブリ）が冷却されなかった場合には、デブリは原子炉圧力容器下部に落下する。このような苛酷事故が発生すると、デブリによって原子炉圧力容器が破損し、デブリが原子炉格納容器から環境に放出される可能性が生じる。
これを防ぐため、原子炉圧力容器の下部を冷却する必要がある。

原子炉圧力容器の下部を冷却する冷却構造として、原子炉圧力容器の下部周囲に保温材を設ける。原子炉圧力容器の下部周囲と保温材との間にはギャップを形成し、ギャップの上部には流出口を、下部には流入口を形成して、ギャップ内部に冷却水を満たしておく。デブリが堆積するとギャップの中の冷却水が沸騰し、蒸気の浮力によってギャップ内を上昇する流れが形成される。この蒸気の浮力により自然還流が形成され、デブリを除熱して原子炉圧力容器が冷却できるとされている（例えば、特許文献１参照）。

特開２０１１−２３２０８９号公報

上記特許文献１には、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器の下部周囲にギャップを設けて配置された保温材の構造が開示されているだけであり、自然還流を発生する機構に関する記載はない。

本発明の原子炉圧力容器の冷却設備は、原子炉圧力容器の下部に、原子炉圧力容器との間にギャップを設けて配置され、冷却水流入部を有する壁部材と、原子炉圧力容器と壁部材とのギャップの開放端を閉塞し、冷却水の流出部を有する蓋部材と、冷却水流入部および流出部を介して原子炉圧力容器と壁部材とのギャップ内に連通する冷却水系とを備え、冷却水系は、流出部より上方に配置された復水器と、復水器から流下する冷却水を遮断状態および流通状態に切り換え可能な開閉弁とを備え、復水器は、冷却水が貯留された冷却槽と、冷却槽内に収容された熱交換用配管とを備え、熱交換用配管は、復水器の外部に設けられた配管よりも、直径および肉厚が小さく、原子炉圧力容器を、冷却水系を循環する自然循環流により冷却することを特徴とする。

本発明によれば、ギャップ内で沸騰して気化した冷却用の蒸気は、流出部より上方に配置された復水器により復水される。復水された冷却水は、冷却水系に設けられた開閉弁を開くことにより、蒸気の浮力と水頭圧とによりギャップ内に還流するので自然還流による冷却を行うことができる。

本発明の原子炉圧力容器の冷却設備が設けられる原子力発電設備の概略構造を示す断面図。 本発明に係る原子炉圧力容器の冷却設備の一実施の形態を示す図。 図２に図示された壁部材の上面からみた平面図。 図２に図示された蓋部材および冷却水系の平面図。 本発明に係る原子炉圧力容器の冷却設備による冷却の処理フロー図。 本発明に係る原子炉圧力容器の冷却設備の実施形態２の図。

-実施形態１-
以下、本発明の原子炉圧力容器の冷却設備の一実施の形態を図面と共に説明する。
図１は、この発明の原子炉圧力容器の冷却設備が設けられる原子力発電設備の概略構造を示す断面図である。
以下に示す一実施の形態では、原子力発電プラントを、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の場合で説明する。
原子炉建屋１００は、建屋基礎マット１１１上に建設される。
原子炉建屋１００の内部に原子炉格納容器１１２が設けられ、原子炉格納容器１１２内には原子炉圧力容器１が配置されている。原子炉格納容器１１２は、鋼製ライナを内張りした鉄筋コンクリート製であり、気密性を有している。原子炉格納容器１１２の形状はほぼ円筒形である。
原子炉格納容器１１２の内部には、原子炉圧力容器１の周囲を囲むように、ドライウェル１１４、サプレッション・チャンバ１１５等が設けられている。
ドライウェル１１４の上方には、使用済み燃料貯蔵プールまたは機器仮置き場としての保管部１１９が設けられている。

ドライウェル１１４とサプレッション・チャンバ１１５は鉄筋コンクリート製のダイアフラム・フロア１１６により仕切られている。ダイアフラム・フロア１１６には円周に沿って複数の貫通孔（図示せず）が設けられており、各貫通孔内には、ベント管１１７が設けられている。ベント管１１７は複数の枝管を有しており、各枝管は、サプレッション・チャンバ１１５内にプールされた冷却水１１５ａ中に連通している。ベント管１１７は、ドライウェル１１４内に放出された蒸気を、サプレッション・チャンバ１１５内にプールされた冷却水１１５ａ中に流入、凝縮させ、ドライウェル１１４内の圧力上昇を抑制するためのものである。

図示はしないが、原子炉圧力容器１には、原子炉格納容器１１２の外部から原子炉格納容器１１２の外周壁を貫通して、主蒸気管と給水管とが接続されている。主蒸気管は、炉心で発生した蒸気を、原子炉格納容器１１２内のドライウェル１１４を介してタービン建屋内に設置されたタービンに送る配管である。タービンを通った後の蒸気は復水されて復水器にプールされる。復水器にプールされた水は、ポンプで吸い上げられて加圧され、かつ、加熱器により昇温され、給水管を介して、冷却水として原子炉圧力容器１内に供給される。つまり、給水管は、原子炉圧力容器１内に冷却水を供給するための配管である。

原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器１１２と原子炉圧力容器スカート１１８により保持されている。
原子炉圧力容器１の下部には、ギャップＧを設けて壁部材２が取り付けられている。原子炉圧力容器１と壁部材２との間のギャップＧには、冷却水が自然還流により供給されて原子炉圧力容器１が冷却される。
なお、図１には、以下に説明する原子炉圧力容器１を冷却する冷却水系は図示されていない。
以下、本発明による原子炉圧力容器の冷却装置の一実施の形態を説明する。

図２は、本発明に係る原子炉圧力容器の冷却設備の一実施の形態を示す図である。
なお、図２には、原子炉圧力容器１と壁部材２の断面図と共に、原子炉圧力容器１を冷却するための冷却水系が図示されているが、冷却水系は、模式的な図である。
原子炉圧力容器１内には、炉心４が配置されている。
原子炉圧力容器１の下部は、ほぼドーム状に形成されている。原子炉圧力容器１の下部の下方には、壁部材２が配置されている。壁部材２は、例えば、鉄、合金、ステンレス、あるいは鉄筋コンクリート等により形成されており、壁部材２と原子炉圧力容器１との間にはギャップＧが形成されている。壁部材２は、その上面側が原子炉圧力容器１の下部に沿って湾曲するドーム状に形成されており、壁部材２の上面は全体に亘り、原子炉圧力容器１の下部と、軸方向にほぼ同じ寸法だけ離間している。

図３は、図２に図示された壁部材２を上面側からみた平面図である。
壁部材２は、平面視では、ほぼ円形であり、原子炉圧力容器１の軸芯と同軸の冷却水流入口（冷却水流入部）６ｂが形成されている。また、壁部材２の外周には、等間隔に配列された８個の冷却水の流出口（流出部）６ａが設けられている。
壁部材２には、マトリックス状に配置された複数の柱部８が形成されている。また、壁部材２には、制御棒案内管５を貫通するための複数の開口が形成されており、この開口に制御棒案内管５が挿通された状態で、図２に図示されるように、原子炉圧力容器１の下部に固定される。壁部材２は、例えば、各柱部８を原子炉圧力容器１の下部に溶接により接合して固定される。従って、柱部８の高さが、原子炉圧力容器１と壁部材２との離間寸法であるギャップＧとなる。

原子炉圧力容器１と壁部材２とのギャップＧは、上部における開放端が蓋部材１５により密封状態に閉塞される。
図４は、図２に図示された蓋部材の平面図である。また、図４には、二点鎖線により、冷却水系の配管の一例が図示されている。
蓋部材１５は、内径が原子炉圧力容器１の外周と密着するサイズのリング状の部材であり、図示はしないシール部材を介して、原子炉圧力容器１および壁部材２に密封状態に取り付けられる。
蓋部材１５には、壁部材２の冷却水の流出口６ａに対応する８個の開口１６が形成されている。

壁部材２の各開口１６には、配管１０ａが嵌入され、これにより、壁部材２の冷却水の流出口６ａは、それぞれ、配管１０ａの一端に連結されている。また、壁部材２の冷却水流入口６ｂには、配管１０ｂが連結されている。
原子炉圧力容器１の上方には、復水器９が配置されている。復水器９内には熱交換用配管１２が装着されている。なお、図２においては、復水器９は、原子炉圧力容器１の下部の上方に位置して図示されているが、これは図示の都合であり、復水器９は、原子炉圧力容器１の上方に配置することが好ましい。復水器９の貯水部９ａを、原子炉建屋１００の保管部１１９に設けるようにしてもよい。

復水器９の下方には、開閉弁１３が配置されている。配管１０ａの他端は、復水器９の熱交換用配管１２の一端に接続され、熱交換用配管１２の他端は開閉弁１３の一端に接続されている。開閉弁１３の他端には配管１０ｂが接続されている。

図４に図示されるように、配管１０ａは、蓋部材１５に設けられた各開口１６に挿通される枝管部１０ａ₁と各枝管部１０ａ₁を連通する連管部１０ａ₂と、連管部１０ａ₂と復水器９の熱交換用配管１２とを連結する集管部１０ａ₃を備える。図４では、連管部１０ａ₂は、蓋部材１５の外周、換言すれば、原子炉圧力容器１の外周を囲む１つの円形形状に形成されているが、これは単なる一例に過ぎず、異なる半径にしたり、直線状に延出して屈曲させたりしてもよい。また、各枝管部１０ａ₁を連管部１０ａ₂により連結せず、直接、集管部１０ａ₃に接続するようにしてもよい。復水器９を複数個配置し、それぞれの復水器９に、連管部１０ａ₂を振り分けて接続するようにしてもよい。

復水器９は、原子炉圧力容器１が発する熱により冷却水が沸騰して、蒸気となった場合に、これを冷却して復水するものである。熱交換用配管１２は、内部を流通する蒸気と復水器９の貯水部９ａ内に貯えられた水との熱交換の効率を向上するために、配管１０ａ、１０ｂよりも直径および肉厚が小さく形成されている。

開閉弁１３は、熱交換用配管１２および配管１０ｂ内を流通する冷却水を、遮断する状態と流通する状態とに切り換える。開閉弁１３を閉じた状態では、熱交換用配管１２および配管１０ｂ内を流通する冷却水は遮断される。開閉弁１３を開いた状態では、熱交換用配管１２内を流通する冷却水は開閉弁１３内を流通して配管１０ｂ内に流入する。開閉弁１３として、電動弁（電磁弁）または空気駆動弁を用いることができる。電動弁または空気起動弁は、災害等により電源が喪失した状態でも開閉機能が喪失することが無いように、電池駆動とすることが好ましい。

原子炉圧力容器１の温度を温度センサ（図示せず）により検出し、正常状態か、異常状態かを判断する。開閉弁１３は、通常は、閉状態に設定しておき、異常と判断された場合には、開状態に切り換える。図示はしないが、温度センサからの検出値を制御回路に取り込み、原子炉圧力容器１の温度が異常であるか否かを判断する。原子炉圧力容器１の温度が異常であると判断された場合には、制御回路から、開閉弁１３のドライバー（図示せず）に閉状態から開状態に切り換える指令信号が発信され、開閉弁１３が開状態となる。これにより、復水器９により復水された冷却水が開閉弁１３および配管１０ｂを流通し、原子炉圧力容器１の冷却水流入口６ｂからギャップＧ内に流入する。

開閉弁１３は、手動操作弁としてもよい。原子炉圧力容器１が異常温度に達した場合、手動により開閉弁１３を開くようにする。手動の開閉弁１３とする場合、操作が可能となるように原子炉格納容器１１２の外側に設けるようにすることが好ましい。電池駆動と手動操作のいずれでも開閉が可能なように、両駆動方式の開閉弁１３を並列に設けてもよい。

配管１０ｂには、外部から冷却水を取り入れるための冷却水取入部１７が設けられている。冷却水取入部１７は、配管１０ｂに連結する配管１０ｃと、配管１０ｃの配管１０ｂとの連結部近傍に設けられた注水用弁１８により構成される。注水用弁１８は、電動弁（電磁弁）または空気駆動弁でよい。配管１０ｃは、事故時に炉心４に注水する低圧炉心注水系に接続してもよい。
なお、図２において、符号３はデブリである。

図５は、本発明に係る原子炉圧力容器の冷却設備による冷却の処理フロー図である。
以下、図５を参照して、本発明の原子炉圧力容器の冷却設備による処理フローの一実施の形態を説明する。
ステップＳ１では、注水用弁１８を開く。
ステップＳ２では、注水用弁１８を開いて冷却水系に冷却水を注入する。
配管１０ｃは、ポンプ等の給水装置に接続されており、この給水装置を駆動する。配管１０ｃが事故時に炉心４に注水する低圧炉心注水系に接続されている場合には、この低圧炉心注水系のポンプを駆動する。これにより、配管１０ｂ内に冷却水が注入され、また、冷却水流入口６ｂを介して原子炉圧力容器１と壁部材２との間のギャップＧに冷却水が注入される。さらに、冷却水は、配管１０ａおよび熱交換用配管１２の内部を満たす。冷却水は、注入用弁１８と開閉弁１３との間の配管１０ｂ内にも注入される。しかし、開閉弁１３が閉じているため、熱交換用配管１２内に注入された冷却水と、冷却水取入部１７と開閉弁１３との間の配管１０ｂ内に注入された冷却水は遮断されている。

ステップＳ３では、原子炉を駆動する。
これにより、原子炉圧力容器１の内の炉心４で核分裂反応が起き、原子炉圧力容器１の温度が上昇する。
ステップＳ４では、温度センサ（図示せず）により原子炉圧力容器１の温度を検出し、その温度が正常か、異常かを判断する。原子核分裂反応が正常な場合、原子炉圧力容器１の温度は２９０℃程度である。しかし、この状態では、開閉弁１３が閉じており、復水器９の熱交換用配管１２内に満たされている冷却水は遮断される。冷却水系内は高圧力となっているため、この状態では、冷却水系は殆ど蒸発しない。仮に、一部が蒸気となったとしても、復水器９で復水されて損失となるエネルギー量は僅かであり、原子炉圧力容器１の温度を下げる程の冷却能力はないので、原子炉の出力に影響が出ることはない。
原子炉に苛酷事故が発生し、デブリ３が原子炉圧力容器１の下部に落下した場合、原子炉圧力容器１の温度は２９０℃以上に上昇する。

ステップＳ４で、肯定されれば、原子炉圧力容器１の温度検出を継続する。ステップＳ４で否定されれば、ステップＳ５の処理を行う。
ステップＳ５では、開閉弁１３を開く。開閉弁１３の開放は、電池駆動による電気式の場合は、自動的に行うことができる。手動式の開閉弁１３の場合には、手動操作によって行う。

苛酷事故が発生し、デブリ３が原子炉圧力容器１の下部に落下すると、原子炉圧力容器１の温度は急上昇する。このため、原子炉圧力容器１の下部と壁部材２との間のギャップＧおよび配管１０ａ内の冷却水の一部は、蒸気となる。蒸気は、配管１０ａから復水器９の熱交換用配管１２に流入し、貯水部９ａ内の冷却用水により冷却されて復水する。
このとき、開閉弁１３は開状態であるので、復水した冷却水は開閉弁１３および配管１０ｂを流通して、冷却水流入口６ｂを介して原子炉圧力容器１と壁部材２との間のギャップＧに流入する。ギャップＧに流入した冷却水は、原子炉圧力容器１を冷却する。
そして、冷却時に加温され蒸気となった冷却水は、再び、復水器９において復水される。
このように、蒸気の浮力と水頭圧により自然還流による冷却が継続される。

ステップＳ６では、原子炉圧力容器１の温度を検出し、正常か否かを判断する。
ステップＳ６が否定されれば、ステップＳ５に戻り、開閉弁１３の開状態を維持し、冷却水の自然還流による冷却を継続する。
ステップＳ６が肯定されれば、ステップＳ７の処理を行う。
ステップＳ７では、開閉弁１３を閉じる。開閉弁１３の閉塞は、電池駆動による電気式の場合は、自動的に行うことができる。手動式の開閉弁１３の場合には、手動操作によって行う。

上記の処理フローにおいて、ステップＳ６の原子炉圧力容器１の温度が正常であることを確認した時点でこの処理フローを終了してもよい。苛酷事故が発生した後は、原子炉圧力容器１、制御棒、制御棒案内管５等に損傷が発生したか否かを点検する必要がある。また、冷却水系内の冷却水の不足分の補給あるいは新規な冷却水との交換が必要となる場合がある。
このため、このような点検作業を行ったうえで、開閉弁１３を閉じるようにしてもよい。

--実施形態２--
図６は、本発明の原子炉圧力容器の冷却設備の実施形態２を示す図である。
図６においても、図２と、同様に、原子炉圧力容器１と壁部材２の断面図と共に、原子炉圧力容器１を冷却するための冷却水系が図示されているが、冷却水系は、模式的な図である。
図６に図示された原子炉圧力容器の冷却設備が、実施形態１と相違する点は、壁部材２Ａに中性子吸収材２１が含まれている点である。
即ち、壁部材２Ａには、鉄、合金、ステンレス等の基材中に、中性子吸収材２１としてホウ素、ハフニウム等が含まれている。

壁部材２Ａに中性子吸収材を含ませる理由を説明する。
デブリ３は、原子炉圧力容器１の下部に落下した後も、僅かながら核分裂反応を続けている。デブリ３は、制御棒を巻き込んでいるため、デブリ３が臨界に達する可能性は少ない。しかし、デブリ３から中性子が放出され、放出された中性子が壁部材２で反射され、再び、デブリ３に吸収されることにより再臨界に達する可能性を考慮しておくことは好ましいことである。

実施形態２では、壁部材２Ａの内部に中性子吸収材２１が存在する。このため、デブリ３から中性子が放出されたとしても、中性子吸収材２１に吸収させることができる。
このため、デブリ３における再臨界を防止し、安全性を一層、確実にすることができる。
なお、実施形態２において、上記以外は実施形態１と同様であり、対応する部材に同一の符号を付して、説明を省略する。

本発明の実施形態によれば、下記の効果を奏する。
（１）原子炉圧力容器１の下部と壁部材２との間にギャップＧを設け、このギャップＧの流出口６ａから流出し、冷却水流入口６ｂから流入する冷却水系を設けた。冷却水系は、原子炉圧力容器１よりも上方に配置された復水器９により復水され、復水器９の復水側に、開・閉状態に切り換え可能な開閉弁１３を設けた。
このため、苛酷事故により、原子炉圧力容器１が異常温度に達した場合、開閉弁１３を開状態にして冷却水を流通させることにより、冷却水の蒸気の浮力と水頭圧により自然還流による冷却系を形成することができる。
（２）原子炉が正常動作中であり、原子炉圧力容器１の温度が正常状態では、開閉弁１３を閉状態に維持することにより、復水器９により復水された冷却水は、開閉弁１３により遮断される。このため、仮に、ギャップＧ中に満たされている冷却水の一部が蒸気となったとしても、復水器９で復水されて損失となるエネルギー量は僅かであり、原子炉圧力容器１の温度を下げる程の冷却能力はないので、原子炉の出力に影響が出ることはない。

（３）原子炉圧力容器１の下部と壁部材２との間のギャップＧへの冷却水流入口６ｂを、壁部材２における原子炉圧力容器１の軸芯と同軸に設けた。このため、冷却水が冷却水流入口６ｂから同心円状に流入し、原子炉圧力容器１を均一に冷却することができる。
（４）壁部材２の外周に、等間隔に配列された８個の冷却水の流出口６ａを設けた。このため、苛酷事故発生時における原子炉圧力容器１の冷却を効率的に、かつ、原子炉圧力容器１全体に対して均一に行うことができる。

（５）壁部材２に複数の柱部８を設け、この柱部８を溶接等により原子炉圧力容器１の下部に固定した。この構造では、柱部８の高さが、原子炉圧力容器１と壁部材２との離間寸法であるギャップＧとなる。このため、壁部材２の取り付けおよびギャップＧの形成を効率的に行うことができる。
（６）原子炉圧力容器１を冷却する冷却水系に外部から冷却水を取り入れるための冷却水取入部１７を設けた。このため、原子炉圧力容器１の冷却処理の終了後、あるいは、冷却水の交換作業等の際等、ポンプ等により冷却水系への注入を随時行うことできる。
また、冷却水取入部１７を事故時に炉心４に注水する低圧炉心注水系に接続しておけば、ポンプの共用化ができる。
（７）復水器９の貯水部９ａを、原子炉建屋１００の保管部１１９に設けることにより、苛酷事故発生時でも貯水部９ａに水を補給することができる。

（８）実施形態２の如く、壁部材２Ａに中性子吸収材２１を含ませることにより、デブリ３が再臨界に達することを確実に防止し、一層、安全性を向上することができる。

なお、上記実施形態では、復水器９を原子炉圧力容器１の上方に設置するものとして例示した。しかし、復水器９は、冷却水が、水頭圧により原子炉圧力容器１と壁部材２とのギャップＧ内に流入することができる高さに設置すればよい。従って、ギャップＧの流出口６ａよりも高い位置に設置すればよい。

上記実施形態では、蓋部材２の外周に、等間隔に８個の流出口６ａを設けた構造と知って例示した。しかし、流出口６ａの数は、何個でもよく、１個であってもよい。しかし、苛酷事故発生時における原子炉圧力容器１の冷却を、効率的かつ均一に行うためには、壁部材２の外周に沿って、等間隔に３個以上設けることが好ましい。

上記実施形態では、ギャップＧへの冷却水流入口６ｂを、壁部材２における原子炉圧力容器１の軸芯と同軸に１個設けた構造として例示した。しかし、冷却水流入口６ｂは、原子炉圧力容器１の軸芯を中心とする円周上にも、等間隔に複数個設けてもよい。この場合、原子炉圧力容器１の軸芯と同軸に設けずに、原子炉圧力容器１の軸芯を中心とする円周上のみに設けてもよい。

その他、本発明は、本発明の趣旨の範囲内において、種々、変形して適用することが可能であり、要は、原子炉圧力容器と壁部材とのギャップ内に冷却水が流出入可能な冷却水系と、冷却水系の流出部よりも高い位置に復水器と、復水器から流下する冷却水を遮断状態および流通状態に切り換え可能な開閉弁とを備え、復水器は、冷却水が貯留された冷却槽と、冷却槽内に収容された熱交換用配管とを備え、熱交換用配管は、復水器の外部に設けられた配管よりも、直径および肉厚が小さく、原子炉圧力容器を、冷却水系を循環する自然循環流により冷却するようにしたものであればよい。

１ 原子炉圧力容器
２、２Ａ 壁部材
３ デブリ
４ 炉心
５ 制御棒案内管
６ａ 流出口（流出部）
６ｂ 冷却水流入口（冷却水流入部）
９ 復水器
９ａ 貯水部
１０ａ、１０ｂ、１０ｃ 配管
１２ 熱交換用配管
１３ 開閉弁
１５ 蓋部材
１７ 冷却水取入部
１８ 注水用弁
１００ 原子炉格納容器
２１ 中性子吸収材
Ｇ ギャップ

Claims (13)

1. 原子炉圧力容器の下部に、前記原子炉圧力容器との間にギャップを設けて配置され、冷却水流入部を有する壁部材と、
   前記原子炉圧力容器と前記壁部材とのギャップの開放端を閉塞し、冷却水の流出部を有する蓋部材と、
   前記冷却水流入部および前記流出部を介して前記原子炉圧力容器と前記壁部材とのギャップ内に連通する冷却水系とを備え、
   前記冷却水系は、
   前記流出部より上方に配置された復水器と、
   前記復水器から流下する冷却水を遮断状態および流通状態に切り換え可能な開閉弁とを備え、
   前記復水器は、冷却水が貯留された冷却槽と、前記冷却槽内に収容された熱交換用配管とを備え、前記熱交換用配管は、前記復水器の外部に設けられた配管よりも、直径および肉厚が小さく、
   前記原子炉圧力容器を、前記冷却水系を循環する自然循環流により冷却することを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
2. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記開閉弁は、前記原子炉圧力容器の温度の異常を検出する検出信号に基づいて、冷却水を遮断する閉状態から冷却水を流通する開状態に切り換えられることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
3. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記開閉弁は、手動により、冷却水を遮断する閉状態から冷却水を流通する開状態に切り換えられることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
4. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記蓋部材の前記流出部は、前記原子炉圧力容器の周囲にほぼ等間隔に配列された３つ以上の排出用開口部を備えていることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
5. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記冷却水流入部は、少なくとも、前記壁部材における前記原子炉圧力容器の軸芯と同軸に形成された１つの流入用開口部を備えていることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
6. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記壁部材に前記原子炉圧力容器とのギャップを確保する複数の柱部が形成されていることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
7. 請求項６に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記壁部材は、前記柱部と前記原子炉圧力容器との溶接により前記原子炉圧力容器に取り付けられていることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
8. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記壁部材の基材には、中性子吸収材が含まれていることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
9. 請求項１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、さらに、前記開閉弁と前記冷却水流入部との間に前記冷却水系に連通する冷却水取入部を備え、前記冷却水取入部から前記冷却水系に外部から冷却水を注入することを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
10. 請求項９に記載の原子炉圧力容器の冷却設備において、前記冷却水取入部は、事故時に炉心に注水する低圧炉心注水系に接続されていることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備。
11. 請求項９または１０に記載の原子炉圧力容器の冷却設備を備え、
    冷却水を、前記冷却水取入部から、前記原子炉圧力容器と前記壁部材とのギャップ内を含め前記冷却水系に流入する第１のステップと、
    前記原子炉圧力容器の温度が異常状態となった際に、前記開閉弁が、冷却水を遮断する閉状態から冷却水を流通する開状態に切り換えられる第２のステップと、を備え、
    前記原子炉圧力容器の温度が異常状態において、前記原子炉圧力容器を、前記冷却水系を循環する自然循環流により冷却することを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法。
12. 請求項１１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法において、前記第１のステップは、前記原子炉圧力容器の温度の異常を検出する検出信号に基づいて、制御手段により、前記開閉弁を、冷却水を遮断する閉状態から冷却水を流通する開状態に切り換えて行うことを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法。
13. 請求項１１に記載の原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法において、前記第１のステップは、前記開閉弁を、手動により、冷却水を遮断する閉状態から冷却水を流通する開状態に切り換えて行うことを特徴とする原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法。

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