JPH02272395A - 加圧水型原子炉の非常時冷却機構 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 「産業上の利用分野」 本発明は、加圧水型原子炉において炉心の上方に設けら
れ、非常時には冷却水を放出して炉心を冷却するととも
に、使用済み核燃料の保管用としても使用できる冷却水
プールを備えた非常時冷却機構に関する。

「従来の技術と解決すべき課題」 この種の加圧水型原子炉は、炉心を収容して着脱可能な
容器蓋で封止される原子炉容器を備えており、この容器
蓋を開いて核燃料集合体の交換が行なわれる。そしてこ
の原子炉容器と、硼素を含む一次冷却水を原子炉容器内
に循環する一次冷却水回路の構成部品は、格納容器の中
に安全に収納された構造とされている。

従来の加圧水型原子炉では、通常、非常用冷却水の貯留
部か前記格納容器の外部に設けられており、この貯留部
内の冷却水によって一次冷却水の温度および容積を補正
するとともに、核燃料交換時の安全性を高めるために原
子炉容器の上方に設けら°れた冷却水プールを満たし、
さらに−次冷却水回路が万一破壊された際に放出すべき
非常用冷却水を蓄えておく構成となっている。

しかし、このような構成では、前記貯留部が格納容器の
外部に設けられているために、ここから非常用冷却水を
各部へ供給するためのポンプ機構が必要で、そのために
構造が複雑になる欠点を有していた。

この欠点を改善した装置として、例えば本出願人らは先
にフランス特許７８．２１４９２号において、非常用冷
却水の貯留部を格納容器の内部に収納し、同時にこれを
使用済み核燃料の冷却期間の貯蔵場所として使用する提
案を行なった。

また、ｒ　Ｔｈｅ　Ｗｅｓｔｉｎｇｈｏｕｓｅ　ＡＰ　
６００　ｐａｓｓｉｖｅｓａｆｅＬｙ　　ｓｙｓｔｅｍ
　　−Ａ　　ｋｅｙ　　ｔｏ　　ａ　　５ａｆｅｒ、ｓ
ｉｍｐｌｉｒｉｅｄＰＷＲＪ　　（Ｌ、Ｅ、Ｃ０ＮＹＡ
Ｙ、ＡＮＳ　Ｃｏｎｒｅｒｅｎｃｅ、５ｅａｔｔｌｅ、
Ｍａｙ１９８８）の中では、非常用冷却水の貯留部を格
納容器の内部において炉心の上方に設け、万一の事故の
際には、この貯留部の冷却水が静水圧によって多量に放
出される構成が提案されている。なお、この文献中には
、前記貯留部を使用済み核燃料の貯蔵場所として用いる
構成は開示されていない。

そしてこの構成では、前記貯留部と、原子炉容器の上方
に設けられたプールとの間で冷却水を移動させ、核燃料
の交換を行なう際には、プールを冷却水で満たすように
なっている。

さらに、プールの内部に隔壁を設けた構成ら周知である
。この隔壁は、垂直なスライド部材に沿って着脱可能に
プールに挿入され、一般に細長い形状をなすプールを３
室に仕切っている。そしてこれら３室のうち、中央の１
室は原子炉容器の上方に位置し、原子炉容器の容器蓋が
閉まっている場合、にはこの室が空の状態に保たれてい
る。

ところが、この構成では、中央の１室を空とし、他の２
室に冷却水を満たして原子炉を運転することは不可能だ
った。なぜなら、この構成では隔壁のシール材として可
撓性を有するジヨイントを使用しており、長期間の使用
には耐えないうえ、容器蓋の上面およびこの上面に設け
られた検査・計装用等の機構は、常に乾いた状態になけ
ればならないからである。したがって、炉心の上方に設
けられた核燃料取扱用のプールを、原子炉の稼動時には
完全に空にしなくてはならず、これらプールを、非常時
に炉心に冷却水を静水圧により放出するだめの貯留部と
して使用することはできなかった。

本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、核燃料取
扱用プールの内部に気密性に優れた隔壁を炉心の上方に
おいて配置し、原子炉の稼動時にこの隔壁の外側を非常
用冷却水で満たす一方、隔壁の内側を空に保つことを可
能とし、万一の事故の場合には、非常用冷却水を放出す
ることが可能な加圧水型原子炉の非常時冷却機構を提供
することを課題としている。

［課題を解決する手段および作用」 本発明に係わる加圧水型原子炉の非常時冷却機構は、炉
心よりも上方に設けられた核燃料取扱用の冷却水プール
を備え、 原子炉容器の上方に垂直かつ着脱可能に固定され、前記
原子炉容器の容器蓋とこの容器蓋上に設けられた機構が
通り抜け可能な内径を存する円筒状の隔壁と、 この隔壁の下端部に設けられ、前記容器蓋の周囲におい
てプールの底部へ前記隔壁を強固に固定するための隔壁
固定手段と、 前記プール内に給水および排水するとと乙に、前記容器
蓋が原子炉容器に装着され、かつ原子炉が稼動している
場合には、前記隔壁の内側に水のない空間を画成しうる
ポンプ機構とを備えたことを特徴としている。

この構成によれば、隔壁の下端接合部の気密性が高いた
め、隔壁の外側に非常用冷却水を満たした場合にも、隔
壁の内側に位置する容器蓋とこの容器蓋上に設けられた
機構を乾いた状態に保つことができる。また核燃料の交
換のため容器蓋を取り除いた場合には隔壁の内側が冷却
水で満たされる一方、核燃料の交換また容器蓋の再装着
を行なう場合には、ポンプ機構によって隔壁の内側から
冷却水を排出することが可能である。

また、隔壁の下端部には、水平な円環状をなすフランジ
部が形成され、このフランジ部は、一対のガスケットま
たはパッキングを介装して、前記プールの底部に設けら
れた水平な隔壁支持部に複数のネジで固定されるととも
に、これらフランジ部と前記隔壁支持部との接合面から
の漏水を吸収する漏水吸収手段が設けられた場合には、
平面的な壁で構成されていた従来の隔壁とは異なり、プ
ールから隔壁の内側への水漏れの危険が完全に回避でき
る。

また、隔壁の下部と前記容器蓋の間に着脱可能に掛け渡
された第１Ｍ強手段と、隔壁の上部と前記プールの壁面
との間に着脱可能に掛け渡された第２補強手段とを、隔
壁に設けてもよい。

これにより、原子炉容器の内圧が高まった場合にも、容
器流にかかる圧力を第１補強手段を介して隔壁に伝達し
、さらにこの隔壁から第２補強手段を介してプールの壁
面へと分散させ、容器蓋の吹き飛びを防ぐことができる
。

また、前記第１補強手段は、その軸方向の両端部間にか
かる圧縮力を吸収する衝撃吸収機構と、これら両端部を
互いに離間させる方向に付勢するスプリングと、前記両
端部を接近離間させる伸縮機構とを具備するとともに、 この第１補強手°段が、容器直上に固定された受けリン
グと、隔壁の内壁面に形成された支持段部との間に、傾
斜状態で着脱可能に掛け渡されていてもよい。

この場合には、各部に生じる熱膨張によって第１補強手
段に圧縮力がかかると、前記衝撃吸収機構により第１捕
強手段がゆっくりと短縮し、隔壁の接合部を引き離す応
力の発生を防止する。さらに、原子炉容器の内圧が上昇
して、容器蓋を固定するピンまたはドエルが破壊された
場合にも、衝撃吸収機構により衝撃を緩和して隔壁およ
びブールの壁面に急激な力が加わるのを防止する。

また、第２補強手段も、その軸方向の両端部間にかかる
圧縮力を吸収する衝撃吸収機構と、これら両端部を互い
に離間させる方向に付勢するスプリングと、前記両端部
を接近離間させる伸縮機構とを具備するとともに、 この第２Ｍ強手段は、前記隔壁の外周部Ｊこ形成された
支持段部と、前記ブールの内壁部に形成された支持段部
との間に、傾斜状態で着脱可能に掛け渡されていてもよ
い。この場合にも、第１補強手段と同様の作用か得られ
る。

さらに、原子炉容器を収容した格納容器のコンクリート
で構成された底部には、容器蓋よりも低い位置に、使用
済み核燃料の貯蔵用凹部が形成されていてもよい。

この場合には、使用済み核燃料を原子炉の強固な骨組み
中において、高い安全性を以て経済的に保管することが
可能で、原子炉の内在的な安全性を高めることができる
。

「実施例」 以下、本発明に係わる加圧水型原子炉の非常時冷却機構
の一実施例を詳細に説明する。

第１ａ図は、この実施例を適用した加圧水型原子炉を示
す縦断面図である。図中符号２はコンクリート製の格納
容器で、この格納容器２の中央には有底円筒状の原子炉
容器４が配置されている。

この原子炉容器４は、図示しない炉心を収納したうえ、
円形の容器蓋１２で上端がふさがれ、その側面には一次
冷却水の導入口６および導出口８がそれぞれ複数形成さ
れている。また、原子炉容器４の上方には、非常用冷却
水のブール２０および蒸気発生器１４．１６が設けられ
ている。

一方、第１ｂ図は、ブール２０の一部である水平方向に
細長い貯水部１８を示している。

前記ブール２０内の冷却水により、原子炉容器４からの
放射線が遮蔽され、燃料交換中における作業員の被曝が
防止できる。また、原子炉の運転中にブール２０を冷却
水で満たしておくことにより、−次冷却水回路が万一破
壊した際にも、炉心にの干上がりを防止するための非常
用水の蓄えとして使用できる。

また、ブール２０の内底面には、最深部２２が形成され
ており、この最深部２２が使用済み核燃料の例えば２年
程度の中期の保管場所として使用され、使用済み核燃料
が発する放射能および熱は、比較的単純な手段で核燃料
の搬出が可能な程度にまで低減される。

プール２０内には、容器蓋１２と、その上に設けられた
上部機構３０を同軸に囲んで、円筒形の隔壁２４が設け
られており、この隔壁２４により、容器蓋１２および上
部Ｆａ構３０はブール２０内の冷却水から隔離されてい
る。

この容器蓋１２を燃料交換のために開く際には、まず−
次冷却水回路の冷却水圧力を常圧まで下げ、容器蓋１２
を固定している固定ビン（２６）を外す。

そして容器蓋１２を隔壁２４に沿って引き上げると、隔
壁２４の内部は一次冷却水またはブール２０内の冷却水
で満たされていく。

次いで、容器蓋１２を搬出し、隔壁２４の内外の液面か
等しくなれば、ブール２０の底から隔壁２４を取り外し
て他の配置位置に運搬することかでき、燃料交換作業が
行なえる。容器蓋１２を閉める場合には、以上の作業を
逆に行なえばよい。

第２図は隔壁２４の詳細を示すもので、この隔壁２４の
下端は気密的にシールされ、ブール２０の冷却水か隔壁
２４の内側に侵入することが防止されている。

第２図中符号３２は、原子炉容器４の上部を囲んでいる
貯水部１８の側壁である。原子炉容２７４の上端にはフ
ランジ部ＩＯが形成され、ここに容器蓋１２が複数のピ
ン２６で固定されている。ごれらビン２６にはナツト２
８が通されるとともに、ビン２６はナツト２８よりも上
方に延ばされ、ピン２６が締めやすくなっている。

フランジ部１０は、円環状をなす金属製のベローズ３４
を介してブールＩ８の底面に気密的に固定されており、
原子炉容器４の周囲に貯水部１８の冷却水が侵入しない
よう？こなっている。また、金属製ベローズ３４の上に
は、機械加工により成形された金属製のベアリング３６
が配置され、プールＩ８の底面に容器４の周囲で溶接さ
れている。

さらにベアリング３６の上には隔壁２４の下端に形成さ
れたフランジ部３８が載置され、このフランジ部３８は
、ベアリング３６に締め込まれた複数のネジ４０で固定
されている。

また、フランジ部３８の下面には、一対のリング状ガス
ケット４１がフランジ部３８と同心に介装されるととも
に、これらガスケット４Ｉの間には、漏水吸収機構４２
の吸水口が設けられ、漏れた水を吸い上げて接合部から
排出する構成となっている。

上記構成の接合部により、貯水部夏８内の冷却水が隔壁
２４の内側に侵入して容器蓋１２を濡らすことを完全に
防止することができる。また、隔壁２４の内側の冷却水
の水位を調節するポンプ機構４４が設けられている。

この実施例の装置ではさらに、容器蓋１２を固定してい
るピン２６が破断した場合にも、容器蓋１２の吹き飛び
を防止するための機構が設けられている。容器蓋１２を
吹き飛ばす力は、容器蓋１２の開口面積（例えば１３０
０ＭＷｅの原子炉では１８Ｊ１”）と、−次冷却水の飽
和蒸気圧（例えば炉心の上方において３２８℃で１２．
５ＭＰａ）との積として算出できる。

容器蓋１２の上面には、複数のリング支持体５２が容器
蓋１２の中心から放射状に起立して溶接固定されており
、これらリング支持体５２により、受けリング５０が容
器蓋１２の上方に同軸に固定されている。各リング支持
体５２は、隣接するピン２６およびナツト２８との間に
間隔を空けて配置され、これらとは接触していない。

また、隔壁２４の内壁面の下部には、上下方向に長い凹
部５４が周方向等間隔に形成され、これら凹部５４の上
端の支持段部５６と、受けリング５０との間には、棒状
をなす第１補強手段５８がそれぞれ掛け渡され、容器蓋
１２の中心から放射状をなすように、上端側か外方に傾
斜している。

また、隔壁２４と、貯水部１８の内壁面の上部との間に
は、複数の第２補強手段６２が設けられている。

これら第２補強手段６２は、第１補強手段５８と構造が
等しいもので、その下端は、隔壁２４の外壁面において
各凹部５４の裏側に形成された凸段部５９に対し垂直に
当接されている。一方、この第２補強手段６２の上端は
、貯水部１８の壁面に形成された凹部６０の支持段部６
４に対し垂直に当接されている。

これら凹部６０が形成された金属壁は、貯水部Ｉ８のコ
ンクリート壁の内部に埋設された応力分散板６６に機械
的に溶接固定され、さらにこの応力分散板６６を貫通し
て、前記コンクリート壁に圧縮応力を加えるための抗６
８が深く埋め込まれている。

次に第３図は、第１および第２補強手段５８゜６２　の
構造例を示す縦断面図である。本実施例の装置では、こ
れらはそれぞれ例えば１２本づつ設けられ、これらにか
かる力はそれぞれ約１５ＭＮに達する。また、各部の熱
膨張および公差を許容し、かつ必要な長さ方向の収縮量
を得るために要求される伸縮量は４０Ｊｌ！ｆｆ程度で
ある。

第３図において、補強手段６２（５８）は、シリンダ７
２の下部に摺動可能に嵌入された下部ピストン７０と、
シリンダ７２の上部に固定された上部ロッド７４とを備
えている。下部ピストン７０は、上部ロッド７４の内部
に形成された軸方向に延びる円柱形の中空部８０に、摺
動自在かつ液密に収納されたピストン７８に対し、管７
６で連結されており、管７６は上部ロッド７４の下端に
はめ込まれたリング８２を貫通して摺動自在にされてい
る。

また、スプリング８４が、下部ピストン７０と上部ロッ
ド７４との間で管７６に通され、下部ピストン７０と上
部ロッド７４を互いに離間する方向に付勢している。

なお、管７６には下部ピストン７０と上部ロッド７４と
の間の空間に開口する小さい開口部が形成されており、
この補強手段に圧縮力がかかると、下部ピストン７０と
上部ロッド７４との間に満たされた液体は、一定の小流
量で中空部８０に流入し、補強手段は徐々に縮むように
なっている。

中空部８０の上端放出口は、通常、端栓８６でふさがれ
ている。また、ピストン７８とリング８２との間の円筒
状の空隙への連通孔には、着脱可能な可撓性チューブ８
８が接続され、このチューブ８８を介して液体が注入可
能となっている。ここから液体を注入すると、その圧力
に応じてスプリング８４が縮むため、この補強手段６２
（５８）の全長を収縮させて前記各部への着脱が可能と
なる。

また、第２補強手段６２は、前記支持段部５９の支持面
９２の上方に固定された水平な支持軸９０によって、隔
壁２４の半径方向回動自在に支持段部５９に連結されて
いる。さらに、補強手段６２の上端部にはワイヤ連結部
９４が形成され、ここに連結されたワイヤにより、第２
図に示すように補強手段６２が隔壁２４の半径方向に傾
動操作可能となっている。

これにより、これら第２補強手段６２は、デユープ８８
から液体を注入して縮ませ、ワイヤで傾動させることに
より支持段部６４への着脱が行なえる。

一方、第１補強手段５８は、第２補強手段６２とは逆さ
まに配置され、支持段部５６に固定された支持軸９０に
よりその上端が隔壁２４の半径方向に傾動可能とされて
いる。

上記の補強手段５８．６２に圧縮力がかかると、ピスト
ン７０とロッド７４との間に充填された液体が、中空部
８０に小流量で徐々に流れ込み、中空部８０内の空気を
圧縮して、衝撃を緩和する。

したがって、容器蓋にかかる圧力を衝撃緩和しつつ隔壁
２４、支持段部６４、ひいてはコンクリート壁３２に埋
設された抗６８に伝達し、容器蓋１２の吹き飛びを防止
する。

このような容器蓋１２からコンクリート壁３２に至る全
ての構成要素は、必要な補強効果が得られるように寸法
設定される。「内在的安全性」が指摘されている原子炉
では、−次冷却水回路の構成部品は、非常に強固で原子
炉容器が爆発する際の圧力にも堪えうる比較的小さな空
洞内に収められており、それに比して容器蓋１２の強度
が相対的に低かった。したがって、上記のような容器蓋
１２の補強手段５８．６２を設けることにより、次冷却
水回路の安全性を格段に高めることができる。

なお、以上の装置において、原子炉の運転後に原子炉容
器４を開くためには、以下の作業を行なえばよい。

まず、第１補強手段５８を縮ませ、四部５４の中でこれ
ら補強手段５８を垂直にする。場合によってはこれらを
取り外してもよい。

続いて、受けリング５０とリング支持体５２を、可能で
あれば幾つかの部材に分解して容器蓋１２から取り外し
たうえ、ピン２６を緩め、容器蓋１２に対し通常の分離
作業を行なった後、容器蓋１２を隔壁２４を通して上方
に引き抜く。

らし操作が適当であれば、容器蓋１２が引き上げられる
につれ、隔壁２４内に冷却水が流入し、隔壁２４内と貯
水部１８との水位が同じ高さになる。

次に、第２補強手段６２を引き抜き、隔壁２４に対して
垂直にこの補強手段６２を取り外す。さらに各ネジ４０
を外し、隔壁２４を取り外すことにより、燃料交換作業
等が行なえるようになる。

なお、容器４を再封止する際には、以上の操作を逆に行
なえばよい。

「発明の効果」 以上説明したように、本発明に係わる加圧水型原子炉の
非常時冷却機構によれば、以下のような優れた効果が得
られる。

■　格納容器の内部において、原子炉容器の上方に設け
られた非常用冷却水のプール内に、硼素を含む非常用冷
却水を多量に保持することが可能で、−次冷却水回路が
破壊した場合にら、防護作用を向上することができる。

しかも、プールを利用しているため、静水圧的に作動し
て特別のポンプ装置か要らず、構成の単純化によりコス
ト低下が図れる。

■　燃料交換作業により炉心から搬出されたばかりの放
射能の強い使用済み核燃料を、格納容器内に設けた前記
プールの中に保管して比較的長期間冷却させることが可
能であるから、格納容器から使用済み核燃料を搬出する
のは、この核燃料が十分に冷却した後でよく、複数の原
子炉の集中保管場所まで移送することができ、使用済み
核燃料の搬出および保管作業を容易化できる。また、コ
ンクリート容器の外部に放射性の高い使用済み核燃料を
保管する方法に比して、危険性を低減することができる
。

■　原子炉容器の容器蓋を隔壁が包囲しているので、容
器蓋が万−吹き飛んだ場合にも、この隔壁がその衝撃を
低減する防護壁として作用し、原子炉の安全性を高める
ことができる。

【図面の簡単な説明】

第ｆａ図および第１ｂ図は、本発明に係わる加圧水型原
子炉の非常時冷却機構の一実施例を適用した原子炉を示
す縦断面図および横断面図、第２図はその要部の縦断面
図、第３図は容器蓋の補強手段の縦断面図である。 ２・・・コンクリート製格納容器、４・・・原子炉容器
、１２・・・容器蓋、１８・・・貯水部、２０・・・プ
ール、２２・・・使用済み核燃料の保管用四部、２３・
・・水のない空間、２４・・・隔壁、３０・・・原子炉
の上部機構、３４・・・金属製ベアリング、３６・・・
隔壁支持部、３８・・・隔壁のフランジ部、４０・・・
ネジ、４２・・・漏水吸収機構、４４・・・ポンプ手段
、５０・・・受けリング、５２・・・リング支持部、５
４・・凹部、５６・・・支持段部、５８・・・第１補強
手段、６０・・・凹部、６２・・・第２補強手段、６４
・・・支持段部、６６・・・応力分散板、７８・・・ピ
ストン（液圧緩衝機構）、８４・・・スプリング、８８
・・・液体注入デユープ（伸長機構）。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心よりも上方に設けられた核燃料取扱用の冷却水
   プールを備えた加圧水型原子炉の非常時冷却機構であっ
   て、 原子炉容器（４）の上方に垂直かつ着脱可能に固定され
   、前記原子炉容器の容器蓋（１２）とこの容器蓋（１２
   ）上に設けられた機構が通り抜け可能な内径を有する円
   筒状の隔壁（２４）と、 この隔壁（２４）の下端部に設けられ、前記容器蓋（１
   ２）の周囲においてプール（２０）の底部へ前記隔壁（
   ２４）を強固に固定するための隔壁固定手段（３８、４
   ０、４１、４２）と、 前記プール（２０）内に給水および排水するとともに、
   前記容器蓋（１２）が原子炉容器（４）に装着され、か
   つ原子炉が稼動している場合には、前記隔壁（２４）の
   内側に水のない空間（２３）を画成しうるポンプ機構（
   ４４）とを備えたことを特徴とする加圧水型原子炉の非
   常時冷却機構。 ２、前記隔壁（２４）の下端部には、水平な円環状をな
   すフランジ部（３８）が形成され、このフランジ部（３
   ８）は、一対のガスケットまたはパッキング（４１）を
   介装して、前記プール（２０）の底部に設けられた水平
   な隔壁支持部（３６）に複数のネジ（４０）で固定され
   るとともに、これらフランジ部（３８）と前記隔壁支持
   部（３６）の接合面からの漏水を吸収する漏水吸収手段
   （４２）が設けられていることを特徴とする請求項１記
   載の加圧水型原子炉の非常時冷却機構。 ３、前記隔壁（２４）は、この隔壁（２４）の下部と前
   記容器蓋（１２）との間に着脱可能に掛け渡された第１
   補強手段（５８）と、 隔壁（２４）の上部と前記プール（２０）の壁面との間
   に着脱可能に掛け渡された第２補強手段（６２）とを具
   備していることを特徴とする請求項１または２記載の加
   圧水型原子炉の非常時冷却機構。 ４、前記第１補強手段（５８）は、その軸方向の両端部
   間にかかる圧縮力を吸収する衝撃吸収機構と、これら両
   端部を互いに離間させる方向に付勢するスプリングと、
   前記両端部を接近離間させる伸縮機構とを具備するとと
   もに、 この第１補強手段（５８）は、前記容器蓋（１２）上に
   固定された受けリング（５０）と、隔壁（２４）の内壁
   面に形成された支持段部（５６）との間に、傾斜状態で
   着脱可能に掛け渡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非常時冷却機構。 ５、前記第２補強手段（６２）は、その軸方向の両端部
   間にかかる圧縮力を吸収する衝撃吸収機構と、これら両
   端部を互いに離間させる方向に付勢するスプリングと、
   前記両端部を接近離間させる伸縮機構とを具備するとと
   もに、 この第２補強手段は、前記隔壁の外周面に形成された支
   持段部（５９）と、前記プールの内壁面に形成された支
   持段部（６４）との間に、傾斜状態で着脱可能に掛け渡
   されていることを特徴とする請求項３または４記載の加
   圧水型原子炉の非常時冷却機構。 ６、前記原子炉容器（４）を収容した前記格納容器（２
   ）の、コンクリートで構成された底部には、前記容器蓋
   （１２）よりも低い位置に、使用済み核燃料の貯蔵用凹
   部（２２）が形成されていることを特徴とする請求項１
   記載の加圧水型原子炉の非常時冷却機構。