JPS60259994A - 非常用炉心冷却装置 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉の冷却材喪失事故時に作動する非常用
炉心冷却系に係り、構造が簡単で作動の信頼性が高い非
常用炉心冷却装置に関するものである。

〔発明の背景〕

本発明の非常用炉心冷却装置は、原子炉運転時の原子炉
圧力が大気圧以上であるあらゆる原子炉に適用可能であ
るが、本発明による非常用炉心冷却装置と類似した非常
用炉心冷却装置を有する加圧水型原子炉を一例として発
明の詳細な説明する。

従来技術による加圧木型原子炉及び非常用炉心冷却系の
構成を第１図に示す。通常運転時には、原子炉容器１内
の一次冷却材５は炉心２を冷却し出口配管３を通って蒸
気発生器６に供給され、蒸気発生器６の伝熱管７を通し
て二次冷却材１０を加熱する。二次冷却材１０は入口配
管８から蒸気発生器６に流入し伝熱管７からの伝熱で沸
騰し、発生した蒸気は出口配管９からタービンに送られ
、発電に寄与する。一方、蒸気発生器６から流出した一
次冷却材５はポンプ１１で入口配管４を通って再び炉心
２に供給される。通常、出口配管３、蒸気発生器６、ポ
ンプ１１及び入口配管４で構成される一次冷却材５の循
環系は複数系設置されている。複数の循環系統の一系統
には原子炉容器１内の圧力を調整するための加圧器１２
が設置されている。圧力計１６の指示値が設定値よシ低
い場合には、加圧器１２内の加熱器１５の加熱により昇
圧し、指示値が設定値よシ高い場合には逃し弁１４から
蒸気を放出し減圧する。加圧器１２には、−次冷却材５
の気液境界面、即ち、水位１３が形成でれている、。

原子炉の安全評価に際しては、あらゆる配管に対して１
ケ所の破断を想定し、炉心２を構成する燃料棒の被覆管
温度が１２００℃を越えないようにしなければならない
。そこで、原子炉には、事故時に炉心２を冷却するため
の非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）が設置されている。加
圧水型原子炉のＥＣＣ８には、蓄圧注水系とポンプを有
する注水系とがある。蓄圧注水系は蓄圧クンク２１、Ｎ
２ガスによる加圧系２２、注水弁２４及び注水配管２３
から成り、注水系はＥＣＣ５タンク４１、ジーゼル発電
機４２、ポンプ４３、注水弁４４及び注水配管４５から
成る。配管が破断し、−次冷却材５が流出すると加圧器
１２内の水位１３が低下する。この水位低下を水位計１
７で検出し、水位１３が一定レベル以下に低下すると蓄
圧注水系の注水弁２４が開き、蓄圧タンク２１内の冷却
材が加圧系２２の背圧により注水配管２３から一次冷却
材の入口配管４を通って原子炉容器１内に供給される。

また、水位計１７の水位低信号により非常用のジーゼル
発電機４２が起動されポンプ４３を駆動する。このポン
プにより、ＥＣＣ５タンク４１内の冷却水を注水配管４
５を通して原子炉容器１に供給する３、このようなＥＣ
Ｃ８の性能評価に際しては、構成機器の単一故障を考慮
しなければ女らない。故障の対象としては、水位計１７
、注水弁２４及び４４、ジーゼル発電機４２、ポンプ４
３などあらゆる機器を考慮しなければならないが、通常
、炉心２の冷却にとって最も重要な機器の故障を想定す
る１、従って、ＥＣＣ８の起動信号となる水位計１７は
複数個設置し、１台が故障してもＥＣＣ８の起動信号が
出るようになっている。

従来技術によるＥＣＣ８は１個以上の機器を有し、注水
配管を有している。従って、ＥＣＣ８配管の破断を想定
し、ＥＣＣ８構成機器の単一故障を想定すると、二系統
のＥＣＣ８が使用できないことになる。このような背景
から、従来技術によるＥＣＣ８では、同一機能のＥＣＣ
８を複数系統設置し、過大な設備容量を有している。。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、構造が簡単で信頼性の高い非常用炉心
冷却装置次を提供し、ＥＣＣ８の設備容量を低減するこ
とである。

〔発明の概要〕

本発明は、薇水タンク内と原子炉容器内の圧力差もしく
は静水頭差によって冷却水を供給することにより故障の
対象となる弁及びポンプ等の機器を削除し、才だ、配管
破断の対象となる注水配管を二重管とすることにより信
頼性を向上させるものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を実施例にとり詳細に説明する。

本発明の一実施例による非常用炉心冷却装置を加圧水型
原子炉に適用した場合を図２に示す。本実１Ｍ例による
非常用炉心冷却装置は蓄水タンク２１、注水配管２３及
びサイポンプレイク配管２６で構成する。本発明の特徴
は、第１図に示した従来技術のような加圧系２２、注水
弁２４及び注水弁２４を開放するための水位計１７から
の起動信号を必要としないことである。従って、本発明
による非常用炉心冷却装置では、前記した駆動機器が不
要であるため機器の故障を考慮する必要がなく、高い信
頼性を確保できる利点がある。まだ、本発明の機能上の
特徴は、蓄水タンク２１に自動的に冷却水を蓄水でき、
かつ、事故時には蓄水タンク２１内の冷却水を自動的に
注水できることである。以下、蓄水タンク２１への冷却
水の蓄水過程及び事故時における冷却水の注水過程につ
いて説明する。

第３図を用いて、蓄水タンク２１への冷却水の蓄水過程
について説明する。まず、低圧力の状態で原子炉容器１
及び加圧器１２に冷却水を注入する。水位ｈｐ＋１の状
態ではサイフオンブレイク配管２６で加圧器１２と蓄水
タンク２１が連通しているため加圧器１２側の水位と蓄
水タンク２１側の水位は等しい。冷却水の注入で水位ｈ
１０　ｔで上昇するとサイフオンブレイク配管２６の下
端が冷却水で満たされ、加圧器１２上部の気体部分と蓄
水タンク２１上部の気体部分が遮断される。さらに冷却
水を注入すると加圧器１２内の水位り、は上昇し、水位
上昇にともなって上部の気体はベント管１８から排気す
るだめ圧力Ｐ、は一定に保たれている。一方、蓄水タン
ク２１では、ベント管を設置せず、水位上昇によって上
部の気体は圧縮され内部の圧力が上昇するだめ、蓄水タ
ンク２１内の水位り、はあまり上昇しない。従って、加
圧器１２内の水位り、が通常運転水位り１，１に迷した
時においても蓄水タンク２１内の水位”Ｗ＋　ｌはり１
，１より低くなっている３、この時の加圧器１２の圧力
Ｐ、及び水位り、と蓄水タンク２１の圧力ＰＷと水位ｈ
Ｗの関係は次のようになっている。

ＰＷ十γｈｗ　”　Ｐ　ｐ＋γｈ　、　（１）上式にお
いて、γは冷却水の密度であり、γｈは冷却水の静水頭
を示す。また、水位り、、ｏ＝ｈゎ、０での水位及び圧
力Ｐ　ｐ　＋Ｏ”　ＰＷ　＋。を基準にと９ｈ１．。二
ｈＷ＋Ｏ”　ｈＯ及びＰＰ＋Ｏ””　ＰｗｌＯ”　Ｐ　
６　とすると、蓄水タンク２１内の圧力Ｐ、は次のよう
になる。

Ｐ−ｖ１＝Ｐ　Ｗ（Ｖ　Ｖｔ）”ＰｏＶ　（２）上式に
おいて、Ｖ、Ｖ、及びＶ！は蓄水タンク２１の全容積、
上部の気体容積及び下部の冷却水容積である。式（２）
のＰＷを式（１）に代入すると次のようになる。

次に、原子炉起動時における昇温、昇圧過程を考える。

通常運転時の原子炉圧力は、沸騰水型原子炉で７１気圧
、加圧水型原子炉で１４６気圧と高圧であるのに対し、
式（３）における冷却水の静水頭γｈはｈ−１０ｆｆｉ
で１気圧と小さいため、高圧条件では静水頭γ１１を無
視でき、式（３）は次のように近似できる。

式（４）から明らかなように、加圧器１２の圧力Ｐ。

の上昇にともなって蓄水タンク２１上部の気体が圧縮さ
れるため、蓄水量（Ｖ　＋／Ｖ）がＰ、の増加にともな
って増加する。この加圧過程における蓄水＋Ａ−（■ｆ
／■）と圧力（Ｐ、／ＰＯ）の関係を第４図に示す。例
えば、初期圧力をＰ。＝１気圧、通常運転圧力をＰ、＝
５０気圧とすると、蓄水タンク２１の全容積■の９８チ
まで蓄水される。残り２％が５０気圧に圧縮された気体
の容積■、である。

次に、事故時における冷却水の注水過程について説明す
る。原子炉の通常運転時には、原子炉圧力（加圧器１２
の圧力）Ｐｐは通常運転圧力Ｐ４，６に等しく、加圧器
１２内の水位り、及び蓄水タンク２１内の水位ｈｗはそ
れぞれ第５図に示すｈｐ＋１及びｂＷ、、にある。この
時、加圧器１２上部には高温、高圧蒸気が充満しており
、蓄水タンク２１上部には圧縮された気体が充満してお
り、その圧力ＰＷは式（１）かられかるようにＰ、より
静水頭γ（ｈＷ）ｌ　”ｐ＋　＋　）だけわずかに低く
なっている。例えば、第２図において、入口配管４の破
断による冷却材喪失事故を想定すると、原子炉容器１が
ら一次冷却材５が流出し、加圧器２１内の水位り。

及び圧力Ｐ、は第６図に示すように時間の経過に従って
低下する。この時、蓄水タンク２１内の圧力Ｐ、もＰ、
の低１に従って低下し、蓄水量（Ｖ　ｔ　／　Ｖ　）は
第４図に示した過圧過程と逆に第４図の曲線に従って圧
力とともに減少する。しかし、第４図から明らかなよう
に高圧条件下では、蓄水量（Ｖｆ／■）の減少率は小さ
い。従って、水位り、がサイフオンブレイク配管２６下
端のレベルｈｐ＋ｏまで低下しても、水位り、は高いレ
ベルｂ’、、、。

で保持されている。水位り、がｈｐ、。１で低下すると
サイフオンブレイク配管２６の下端が蒸気部に露出する
ため、サイフオンブレイク配管２６内の冷却水が加圧器
１２内に流出し、加圧器１２上部の蒸気部と蓄水タンク
２１上部の圧縮気体部とが連通し、加圧器１２から蓄水
タンク２１に蒸気が流入することによシ両者の圧力が等
しくなる＜ｐＷ＝ｐ、）。Ｐ、、＝Ｐ、となると、式（
１）から明らかなように、水位ｈＷが水位ｈｐと等しく
なるように蓄水タンク２１内の冷却水が注水配管２３及
び入口配管４を通って原子炉容器１に供給される。従っ
て、サイフオンブレイク配管２６は、非常用炉心冷却系
（ＥＣＣ８）の起動水位レベルで、加圧器１２と連結す
ればよいことがわかる。蓄水クンク２１から注水が開始
される前後の状、１九を模式的に第７図に示す。水位ｈ
ｐがｈＰ＋Ｏより若干高い状ｊｊｐ　（第７図の（１）
）では、圧力ＰｐはＰ、よシ若干高く、この圧力Ｐ、は
第２図に示した原子炉容器１及び配管３，４．２３の冷
却水を通して蓄水タンク２１の下端にも作用しており、
この圧力Ｐ、で蓄水タンク２１内の水位１１’ｗ、ｏ’
（ｉ＝保持している。第７図の（２）に示すように水位
ｈｐがｈｌ、。より低くなるとサイフオンブレイク配管
２６内の冷却水が流出し、第７図の（３）に示すように
サイフオンブレイク配管２６内の冷却水が完全に流出す
ると加圧器１２上部の蒸気部と蓄水タンク２１上部とが
完全に連結され圧力が互いに等しくなる（　Ｐ、＝Ｐ、
　）。従って、水頭差γ（ｈ、−ｈ、）により蓄水タン
ク２１内の冷却水が注水配管２３を通って流出する。こ
の現象は、例えば、ビールビンに水を入れさかさにして
も水が流出しにくく、さかさにした状態で上端に穴をあ
けると水が流出しやすくなる現象と類似している。

以上説明したように、第２図に示す蓄水タンク２１、注
水配管２３及びサイフオンブレイク配管２６で構成され
た本発明による非常用炉心冷却装置を使用すれば、第３
図及び第４図に示すごとく原子炉起動時の原子炉圧力の
上昇で自動的に冷却水が蓄水タンク２１に蓄積される。

また、原子炉配管の破断等による一次冷却材５の流出で
原子炉の水位１３が低下し、第５図、第６図及び第７図
に示すごとくサイフオンブレイク配管２６の連結部に達
すると、蓄水タンク２１内の冷却水が自動的に注入され
る。上記した説明からも明らかなように、サイフオンブ
レイク配管２６はＥＣＣ８起動水位レベルで原子炉と接
続される。本発明では、第１図に示した従来技術のよう
な水位計１７による起動信号、加圧系２２及び注水弁２
４が不要であシ、駆動部がないため高い信頼性を得るこ
とができる。また、構造が簡単でるシ経済的である。

なお、本実施例では、加圧水型原子炉への適用例を示し
たが、大気圧以上で運転されるいかなる原子炉にも適用
可能である。

第８図は本発明の他の実施例による非常用炉心冷却装置
を、−例として、沸騰水型原子炉に適用したものである
。沸騰水型原子炉では、炉心２で一次冷却材５を沸騰さ
せ気水分離器５３で分離した蒸気をドライヤ５４で乾燥
した後、主蒸気配管５５を通してタービンに供給する。

タービンを流出した蒸気は復水器で凝縮された後、給水
配管５２から原子炉容器１内に供給され、気水分離器５
３で分離された飽和水と混合した後、再循環ポンプ１１
及びジェットポンプ５１で炉心２に再循環される。従っ
て、沸騰水型原子炉では、通常運転時の水位１３は原子
炉容器１内に形成されている。本実施例による非常用炉
心冷却装置は、蓄水タンク２１、注水配管２３及びサイ
フオンブレイク配管２６で構成されている。本実施例の
特徴は、サイフオンブレイク配管２６がＥＣＣ８起動水
位レベルで原子炉容器１と連結され、サイフオンブレイ
ク配管２６内部に気相部２７を有するように凸部を有し
、蓄水タン（２１と通常水位２５よシ下方で連結されて
いることである。蓄水タンク２１への蓄水は、第２図に
示した実施例の場合と同様に、原子炉起動時の原子炉圧
力の上昇に従って第４図に示すように蓄水される。なお
、沸騰水型原子炉では炉心２上方では蒸気、水が混合し
た二相流となっており蓄水タンク２１への蓄水時に注水
配管２３を通して蒸気、水の混合相が蓄積される場合も
ありうるが、蓄水タンク２１外表面からの放熱により蒸
気相は凝縮され、かつ、蓄水タンク２１内の冷却水は長
時間の放熱によシ低温に保たれる。事故発生によシ原子
炉容器１内の一次冷却材が流出し、原子炉水位及び原子
炉圧力が第９図（３）及び（４）に示すように低下する
。原子炉水位１３がＥＣＣ８起動水位（即ち、サイフオ
ンブレイク配管２６の原子炉容器１との接続レベル）ま
で低下すると、第７図の（２）に示した場合と同様に、
第９図の（３）における時間ｔｈで第９図（１）に示す
ようにサイフオンブレイク配管２６の原子炉容器１側で
サイフオンブレイク配管２６内の冷却水が原子炉内に流
出する。一方、蓄水タンク２１側では水位２５がサイフ
オンブレイク配管２６の接続レベルより高いため冷却水
が存在している。水位２５は、第９図の（５）（第４図
に同じ）に示すように原子炉圧力の低下に従って蓄水量
が徐々に減少するため、蓄水量の減少に従って低下する
。原子炉圧力が第９図の（４）に示すように低下すると
蓄水タンク２１上部の気体の膨張で水位２５が低下し、
水位２５がサイフオンブレイク配管２６の蓄水タンク２
１との接続レベル（ｈ、、。）に達すると第９図の（２
）に示すように蓄水タンク２１側の冷却水が流出し、原
子炉容器ｌ内の蒸気相を蓄水タンク２１上部の気体相と
が連通ずる。従って、式（１）において、Ｐ、＝Ｐ、と
なシ水位２５が水位１３に等しくなるように蓄水タンク
２１内の冷却水が注水管２３を通して原子炉容器１内に
供給される。

従って、ＥＣＣ８起動圧力Ｐｐ、。はサイフオンブレイ
ク配管２６の接続レベルｈ　’ＩＦ１　＠で決まる。以
上説明したように、本実施例による非常用炉心冷却装置
を使用すれば、サイフオンブレイク配管２６の原子炉容
器１及び蓄水タンク２１との接続レベルの調整により、
ＥＣＣ８起動水位及びＥＣＣ８起動圧力を自由に設定可
能である。なお、第４図に示すように原子炉圧力Ｐ、が
高い領域では蓄水量Ｖ＋の変化率（即ち、水位２５の変
化率）が小さく、従ってＥＣＣ８起動圧力Ｐ１，６の設
定精度が悪くなる。しかし、この問題は第１０図に示す
ようにして容易に改善することができる。即ち、蓄水タ
ンク２１に加圧系２２を設置し、例えばＮ、ガスで初期
圧力を旨くする。原子炉起動時に原子炉圧力Ｐ、がある
圧力ＰＮまで上昇した時点で、高圧ガスボンベ２８から
の供給ガス圧力を圧力計２９の指示値からＰＮに設定し
、水位２５が蓄水タンク２１の下端に低下するまで高圧
ガスを供給すればよい。この場合、第４図における初期
圧力（大気圧Ｐ。）は圧力ＰＮとなシ、高圧での蓄水量
■ｆの変化率が大きくなシ、従ってＥＣＣ８起動圧力の
設定精度が良くなる。例えば、ＰＮを１０気圧に設定す
ると、第４図における初期圧力が大気圧Ｐ。の場合の１
０倍の圧力で同じ設定精度が得られる（　（Ｐ、／ＰＮ
　）＝１０は１００気圧、（ｐｐ／ｐｏ　）　”　１０
は１０気圧に対応）。なお、加圧系２２による蓄水タン
ク２１の加圧は原子炉の起動時のみであり、加圧系２２
の故障で加圧できない場合には容易に補修可能である。

また、逆止弁３０の故障で通常運転時に蓄水タンク２１
からリークが生じた場合には圧力計２９の測定値の上昇
から容易に検出可能である。ＥＣＣ８起動水位とＥＣＣ
８起動圧力を独立に決定できる利点について第１１図を
用いて説明する。第１１図の（１）は従来技術によるＥ
ＣＣ８起動状態を、第１１図の（２）は本実施例による
ＥＣＣ８起動状態を示す。

実線は再循環系の出口配管３の破断時、破線は主蒸気配
管５５の破断時である。主蒸気配管５５の破断ては蒸気
相流出であるため、液相流出である再循環系の出口配管
３の破断の場合より、原子炉水位の低下が遅く、原子炉
圧力の低下が早くなる。

第１１図の（１）に示すように、従来技術では、水位計
による炉水位低下の信号でＥＣＣ８を起動するため、液
相破断に対しては時間１．で起動されるが、蒸気相破断
ではＥＣＣ８起動時間が１．のように遅くなる。一方、
本実施例では、第９図で説明したようにＥＣＣ８起動水
位と圧力の双方を満足した時に注水を開始する。従って
、第１１図の（２）に示すように主蒸気配管の破断時に
は原子炉水位でＥＣＣ８起動時間が決まり、（ｔ、＝＝
ｔｇ、ｈ　）、再循環系出口配管の破断時には原子炉圧
力でＥＣＣ８起動時間が決まる（ｉｆ二１．、、）。こ
のように、ＥＣＣ８起動水位及び圧力を適正に選定する
ことにより主蒸気配管破断の場合においてもＥＣＣ８の
早期起動が可能となる。

本発明のさらに他の実施例による非常用炉心冷却装置を
第１２図に示す。本実施例の特徴は、第８図に示した実
施例において、サイフオンブレイク配管２６を蓄水タン
ク２１及び注水配管２３の内部に設置したことである。

従って、蓄水時及び注水時の作動原理は第８図に示した
実施例の場合と同様であり、ＥＣＣ８注水開始は第９図
及び第１１図の（２）に示すようにＥＣＣ８起動水位及
び圧力の設定によって行なう３、一般に、原子炉では、
配管は破断事故の想定の対象となること及びコスト低減
のために、原子炉容器１と連結する配管数を弾力減少す
るよう工夫されている。本実施例では、第８図に示した
実施例と同一機能を有し、かつ、原子炉容器１に連結す
べき配管が１本に減少できる。また、サイフオンブレイ
ク配管２６内の冷却材がすべて流出し原子炉容器１から
サイフオンブレイク管を通って蓄水タンク２１の上部に
蒸気が流入する際に、蓄水タンク２１から注水配管２３
を通って原子炉容器１に注入される冷却水と熱交換し冷
却材を昇温することができる３、従って、冷却水注入に
よる構造物の熱応力を低減することができる。

第１３図は本発明のさらに他の実施例を示す断面図であ
る。第２図、第８図、第１０図及び第１２図に示した実
施例では、注水配管２３及びサイフオンブレイク配管２
６が配管破断の対象となる。従って、第１３図に示す実
施例では、注水配管２３及びサイフオンブレイク配管２
６の外部を外管３１及び外管３２で保護し二重管構造と
する。

これらの二重管の空間部を加圧系２２からの高圧ガス（
例えばＮ、ガス）で加圧し、圧力Ｐを原子炉圧力Ｐ、と
外気圧力Ｐ。との間に設定しておく。

ＰＯ＜Ｐ＜Ｐｐ　（５） 万一、注水配管２３もしくはサイフオンブレイク配管２
６が損傷し一次冷却材５のリークが生じた場合には圧力
計３３もしくは圧力計３４の指示値が上昇する。一方、
万一、外管３１もしくは外管３２が損傷した場合には圧
力計３３もしくは圧力計３４の指示値が低下する。従っ
て、各配管に損傷が発生した場合にも配管破断に到る前
に検出し補修することが可能であり、配管破断を想定す
る必要がなくなる。

〔発明の効果〕

本発明による非常用炉心冷却装置では、いずれの実施例
においても弁及びポンプ等のように故障の対象となる駆
動機器がなく、原子炉圧力もしくは原子炉水位の低下に
より自動的に冷却材を注入できるため高い信頼性が確保
できる。また、ＥＣＣ８起動水位及びＥＣＣ８起動圧力
をサイフオンブレイク配管の接続レベルの選定のみで簡
単に決定できる。

寸だ、第１３図に示した実施例を使用すればＥＣＣ８配
管の破断を想定する必要がなく、いずれの系統も常に使
用可能である。

従って、ＥＣＣ８構成機器の故障及び配管破断の想定を
考慮したＥＣＣ８設備の過大容量を必要とせず、経済的
、かつ、高信頼性の非常用炉心冷却装置を提供すること
ができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来技術による加圧水型原子炉及び非常用炉心
冷却装置を示す概要図、第２図は本発明による非常用炉
心冷却装置の一実施例を加圧水型原子炉に適用した場合
の構造図、第３図は本発明による非常用炉心冷却装置の
蓄水タンクへの冷却水の蓄水過程を示す説明図、第４図
は本発明での蓄水タンクへの冷却水の蓄水特性を示すグ
ラフ、第５図、第６図及び第７図は本発明での蓄水タン
クからの冷却水の注水原理及び注水過程を示す説明図、
第８図は本発明の他の実施例を示す構造図、第９図は第
８図に示した本発明による実施例の作動原理を示す説明
図、第１０図は第８図に示した本発明による実施例の一
変形例を示す構造図、第１１図は第８図に示した本発明
による実施例の特徴を従来技術と比較した説明図、第１
２図及び第１３図は本発明によるさらに他の実施例を示
す構造図である。 １・・・原子炉容器、２・・・炉心、３・・・再循環系
の出口配管、４・・・再循環系の入口配管、訃・・−次
冷却材、１１・・・再循環ポンプ、１３・・・原子炉の
水位、１７・・・水位計、２１・・・蓄水タンク、２２
・・・加圧系、２３・・・注水配管、２５・・・蓄水タ
ンク内の水位。 代理人　弁理士　高橋明夫 閉２図 若３図 斗 ４０ 第８図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、原子炉において、蓄水タンク、前記蓄水タンクの上
   部と原子炉−次系冷却材の通常水位より下方の位置とを
   連結するサイ７オンブレイク配管及び前記蓄水タンクの
   下部と原子炉−次冷却材における前記サイフオンブレイ
   ク配管の連結部より下方の位置とを連結する注水配管を
   有する事を特徴とする非常用炉心４冷却装置。