(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉内の水位が第一所定水位に低下したときに起動して前記原子炉内に冷却水を補給する原子炉隔離時冷却系と、
前記原子炉内の水位が前記第一所定水位に低下したときに起動する高圧注水ポンプおよび前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも低い第二所定水位に低下したときに開いて前記原子炉内に冷却水を注水する注水弁を有する高圧注水系と、を備えることを特徴とする原子炉の過渡緩和システム。
【請求項２】
前記高圧注水系は、前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも高い水位に回復したときに前記高圧注水ポンプを停止することを特徴とする請求項１に記載の原子炉の過渡緩和システム。
【請求項３】
原子炉内の水位が第一所定水位に低下したときに起動して前記原子炉内に冷却水を注水する第一高圧注水系と、
前記原子炉内の水位が前記第一所定水位に低下したときに起動する高圧注水ポンプおよび前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも低い第二所定水位に低下したときに開いて前記原子炉内に冷却水を注水する注水弁を有する第二高圧注水系と、を備えることを特徴とする原子炉の過渡緩和システム。
【請求項４】
前記原子炉内の水位が前記第一所定水位に低下したときに計時を開始するタイマを備え、
前記第二高圧注水系は、前記タイマが所定時間の経過を計時したときに起動して前記原子炉に冷却水を注水することを特徴とする請求項３に記載の原子炉の過渡緩和システム。
【請求項５】
前記第一高圧注水系が起動に失敗したときに計時を開始するタイマを備え、
前記第二高圧注水系は、前記タイマが所定時間の経過を計時したときに起動して前記原子炉に冷却水を注水することを特徴とする請求項３に記載の原子炉の過渡緩和システム。
【請求項６】
前記原子炉が隔離されたときに前記原子炉から蒸気を取り出し凝縮して前記原子炉内に凝縮した水を注水するアイソレーションコンデンサを備え、
前記第一高圧注水系は、前記アイソレーションコンデンサが起動した場合に前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも低い第二所定水位に低下するまで注水を待機することを特徴とする請求項３に記載の原子炉の過渡緩和システム。
【請求項７】
前記原子炉が隔離されたときに前記原子炉から蒸気を取り出し凝縮して前記原子炉に凝縮した水を注水するアイソレーションコンデンサを備え、
前記第一高圧注水系は、前記アイソレーションコンデンサが起動した場合に停止状態を維持することを特徴とする請求項３に記載の原子炉の過渡緩和システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明に係る実施形態は、原子炉、特に沸騰水型原子炉の過渡緩和システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントは、極めて希なことであるが、仮に原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ：  Ｌｏｓｓ  ｏｆ  Ｃｏｏｌａｎｔ  Ａｃｃｉｄｅｎｔ）に至る場合に備え、原子炉圧力容器内の水位を安全な水位に維持する非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ：Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ  Ｃｏｒｅ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）を備える。【０００３】
この原子炉冷却材喪失事故は、原子炉の出力運転中に、原子炉冷却材圧力バウンダリの一部である配管あるいはこれに付随する機器等の破損等によって原子炉冷却材が流出して原子炉炉心の冷却能力が低下する事象を想定するものであり、実際には極めて希な事象である。ここで、原子炉冷却材圧力バウンダリは、原子炉の通常運転時に原子炉冷却材を内包して原子炉と同じ圧力条件となり、異常状態において圧力障壁を形成するものであって、これが破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲の施設をいう。具体的には、原子炉冷却材圧力バウンダリは、原子炉圧力容器および制御棒駆動機構ハウジング等の原子炉圧力容器の付属物、原子炉冷却材系（原子炉冷却材再循環系、主蒸気系および給水系）の一部である機器および配管、これらの接続配管である。【０００４】
非常用炉心冷却系は、原子炉冷却材喪失事故時に原子炉燃料を冷却して燃料被覆の健全性を維持し、原子炉燃料からの熱除去が定量的あるいは半定量的に推定できるような原子炉炉心の冷却可能な形状を維持しつつ原子炉炉心で発生する崩壊熱を除去する。【０００５】
非常用炉心冷却系の設計方針は、外部入力によって能動的に所定の機能を果たす機器（動的機器）に単一故障基準を適用し、この状態でも安全機能が保証されるようにすることと、所内電源および外部電源の喪失を想定し複数の非常用ディーゼル発電設備を設置することである。単一故障とは、単一の原因によって一つの機器が所定の安全機能を失うことをいい、従属要因に基づく多重故障を含むものである。また、単一故障基準とは、機器の単一故障の仮定を加えてもこの機器を備えた系の安全機能が損なわれないように設計することである。【０００６】
ここで、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ）の中で最新のものに改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Ａｄｖａｎｃｅｄ  Ｂｏｉｌｉｎｇ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ）がある。この改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系は、１系統の低圧注水系と１系統の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ：Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｃｏｒｅ  Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）とを有する区分１と、１系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ：Ｌｏｗ  Ｐｒｅｓｓｕｒｅ  Ｆｌｏｏｄｅｒ  Ｓｙｓｔｅｍ）と１系統の高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ：Ｈｉｇｈ  Ｐｒｅｓｓｕｒｅ  Ｃｏｒｅ  Ｆｌｏｏｄｅｒ  ｓｙｓｔｅｍ）とを有する区分２と、１系統の低圧注水系と１系統の高圧炉心注水系とを有する区分３と、を備えた３区分から成る。【０００７】
低圧注水系は電動の低圧注水ポンプを備え、高圧注水系は電動の高圧注水ポンプを備える。各電動のポンプは、所内電源および外部電源の喪失を想定してそれぞれの区分毎に非常用ディーゼル発電機に接続する。原子炉隔離時冷却系は、原子炉から発生する蒸気によって駆動する蒸気タービンと、この蒸気タービンに接続する注水ポンプと、を備える。【０００８】
そして、さらなる安全性を追求し、単一故障基準の適用に加えてオンラインメンテナンスに対応可能な非常用炉心冷却系が知られている（例えば、特許文献１および２参照。）。【０００９】
ところで、原子力発電プラントの安全評価対象となる事象として、原子炉冷却材喪失事故を含む「事故」の他に「運転時の異常な過渡変化」がある。【００１０】
原子炉隔離時冷却系は、この原子炉過渡事象（原子炉炉心を冷却する系統に何らかの異常があった場合）において原子炉圧力容器内の水位低下時に原子炉冷却材を補給する機能を有する系統でもある。原子炉隔離時冷却系は、原子炉過渡現象により原子炉圧力容器内の水位が低下し、原子炉水位検出装置により原子炉水位低信号（水位レベル２）を検出すると、注水ポンプを起動して原子炉圧力容器内に原子炉冷却材を補給し、原子炉圧力容器内の水位を所定水位（水位レベル１．５）以上に回復する。【００１１】
なお、原子炉隔離時冷却系の注水ポンプが起動できなかった場合、原子炉水位検出装置が原子炉水位低信号（水位レベル１．５）を検出すると、高圧炉心注水系が起動して原子炉圧力容器内に原子炉冷却材を補給し、原子炉圧力容器内の水位を所定水位（水位レベル１）以上に回復する原子炉の過渡緩和システムが知られている（例えば、特許文献３参照。）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１２】
【特許文献１】特開２００９−３１０７９号公報
【特許文献２】特開２００８−２８１４２６号公報
【特許文献３】特開平７−１２８４８１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１３】
特許文献１および特許文献２に記載の非常用炉心冷却系は、原子炉冷却材喪失事故に対する単一故障基準の適用に加えてオンラインメンテナンスを考慮し原子炉炉心の冷却機能を確保する。具体的には、特許文献１に記載の非常用炉心冷却系は、原子炉隔離時冷却系に代えて高圧炉心注水系を備える。他方、特許文献２に記載の非常用炉心冷却系は、特許文献１に記載の非常用炉心冷却系に加えてアイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）を備える。【００１４】
しかし、特許文献１および特許文献２に記載の非常用炉心冷却系は、原子炉過渡事象に対する役割分担が考慮されていない。【００１５】
また、特許文献３に記載の原子炉の過渡緩和システムは、原子炉冷却材喪失事故と原子炉隔離時冷却系の故障とが重複した場合、原子炉隔離時冷却系の故障の検知から適宜の時間が経過した後に高圧炉心注水系を起動してバックアップを行うものである。【００１６】
しかし、原子炉過渡事象における原子炉圧力容器内の水位低下速度は原子炉炉心の熱出力および崩壊熱に依存するため、特許文献３に記載の原子炉の過渡緩和システムは、運転熱出力の変化に対応させて高圧炉心注水系を起動するまでの遅れ時間を見直さなければならないという課題がある。【００１７】
そこで、本発明は、原子炉過渡事象に対して原子炉圧力容器内を安全な水位に保ち原子炉炉心を確実に冷却することができる原子炉の過渡緩和システムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１８】
前記の課題を解決するため本発明に係る原子炉の過渡緩和システムは、原子炉内の水位が第一所定水位に低下したときに起動して前記原子炉内に冷却水を補給する原子炉隔離時冷却系と、前記原子炉内の水位が前記第一所定水位に低下したときに起動する高圧注水ポンプと、前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも低い第二所定水位に低下したときに開いて前記原子炉内に冷却水を注水する注水弁とを有する高圧注水系と、を備えたことを特徴とする。【００１９】
上記の特徴を備えた過渡緩和システムの好適な実施形態において、前記高圧注水系は、前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも高い水位に回復したときに前記高圧注水ポンプを停止しても良い。【００２０】
また、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムは、原子炉内の水位が第一所定水位に低下したときに起動して前記原子炉内に冷却水を注水する第一高圧注水系と、前記原子炉内の水位が前記第一所定水位に低下したときに起動する高圧注水ポンプおよび前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも低い第二所定水位に低下したときに開いて前記原子炉内に冷却水を注水する注水弁を有する第二高圧注水系と、を備えることを特徴とする。
【００２３】
さらに、前記原子炉内の水位が前記第一所定水位に低下したときに計時を開始するタイマと、前記タイマが所定時間の経過を計時したときに起動して前記原子炉に冷却水を注水する第二高圧注水系と、を備えても良い。【００２４】
さらにまた、前記第一高圧注水系が起動に失敗したときに計時を開始するタイマと、前記タイマが所定時間の経過を計時したときに起動して前記原子炉に冷却水を注水する第二高圧注水系を備えても良い。【００２５】
また、前記原子炉が隔離されたときに前記原子炉から蒸気を取り出し凝縮して前記原子炉内に凝縮した水を注水するアイソレーションコンデンサを備え、前記第一高圧注水系は、前記アイソレーションコンデンサが起動した場合に前記原子炉内の水位が前記第一所定水位よりも低い第二所定水位に低下するまで注水を待機しても良い。【００２６】
さらに、前記原子炉が隔離されたときに前記原子炉から蒸気を取り出し凝縮して前記原子炉に凝縮した水を注水するアイソレーションコンデンサを備え、前記第一高圧注水系は、前記アイソレーションコンデンサが起動した場合に停止状態を維持しても良い。
【発明の効果】
【００２７】
本発明によれば、原子炉過渡事象に対して原子炉圧力容器内を安全な水位に保ち原子炉炉心を確実に冷却することができる原子炉の過渡緩和システムを提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２８】
【図１】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉を概略的に示した系統図。
【図２】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図。
【図３】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態を概略的に示した系統図。
【図４】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉を概略的に示した系統図。
【図５】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図。
【図６】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態を概略的に示した系統図。
【図７】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第３実施形態を概略的に示した系統図。
【図８】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第４実施形態を概略的に示した系統図。
【図９】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第５実施形態を概略的に示した系統図。
【図１０】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第６実施形態を概略的に示した系統図。
【図１１】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第６実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図。
【図１２】本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第７実施形態を概略的に示した系統図。
【発明を実施するための形態】
【００２９】
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムについて添付図面を参照して説明する。
【００３０】
［第１の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態について、図１から図３を参照して説明する。
【００３１】
図１は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉を概略的に示した系統図である。
【００３２】
図２は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図である。
【００３３】
図１および図２に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１（以下、単に「過渡緩和システム１」と呼ぶ。）を有する改良型沸騰水型原子炉２は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）３と、原子炉格納容器３内に格納された原子炉圧力容器４（原子炉）と、原子炉圧力容器４内に収納された原子炉炉心５と、原子炉圧力容器４内に炉水（冷却水）を循環させる冷却材再循環ポンプ１１と、万一、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合に原子炉圧力容器４内の炉水を安全な水位に維持する非常用炉心冷却系１２と、を備える。
【００３４】
原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器４および原子炉圧力容器４を支持する円筒状の支持ペデスタル（図示省略）を内部に格納する。原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器４を取り囲む円筒状のドライウェル１３と、支持ペデスタルの周囲に配置された円筒状の圧力抑制室１４と、を備える。圧力抑制室１４は、冷却水の貯留を行う圧力抑制プール１６を有する。
【００３５】
原子炉炉心５は炉心シュラウド１７に覆われる。燃料棒（図示省略）は、原子炉炉心５に装荷される。
【００３６】
原子炉圧力容器４および炉心シュラウド１７は、原子炉圧力容器４の内部に環状あるいはスリーブ状のダウンカマ部１８を区画し、原子炉炉心５の下方に炉心下部プレナム１９を区画する。
【００３７】
冷却材再循環ポンプ１１は、ダウンカマ部１８の下方に位置する。冷却材再循環ポンプ１１は、ダウンカマ部１８を下降した炉水を炉心下部プレナム１９へ導く。炉心下部プレナム１９は、冷却材再循環ポンプ１１が導いた炉水を反転して原子炉炉心５へ案内する。
【００３８】
原子炉炉心５へ案内された炉水は、原子炉炉心５を通る間に核分裂反応により発生した熱を吸収して気液二相流となり、原子炉炉心５の上方に区画された炉心上部プレナム（図示省略）に至る。続いて、この気液二相流は、原子炉炉心５の上方に配置された気水分離器（図示省略）へ導かれて気液分離される。気液分離された液分は、原子炉圧力容器４内を滴下してダウンカマ部１８に至る。他方、気水分離器で分離された蒸気分は、蒸気乾燥器（図示省略）を通って乾燥した乾き過熱蒸気となる。この過熱蒸気は、主蒸気系２１を通って蒸気タービン（図示省略）へ導かれ、蒸気タービンを回転させる。この蒸気タービンの回転は、発電機（図示省略）を発電させる。なお、主蒸気系２１は４系統存在するが、図１は３系統を省略して示してある。
【００３９】
蒸気タービンを回転させた蒸気は、復水器（図示省略）に導かれ、ここで冷却されて復水となる。この復水は、原子炉復水・給水系２２を通り原子炉圧力容器４内へ戻って原子炉圧力容器４内の炉水に混合する。
【００４０】
非常用炉心冷却系１２は、原子炉冷却材喪失事故に対処するものである。非常用炉心冷却系１２は、電動の低圧注水系ポンプ２４を有する３系統の低圧注水系２５と、電動の高圧炉心注水系ポンプ２７を有する２系統の高圧炉心注水系２８（高圧注水系）と、タービン駆動による原子炉隔離時冷却系ポンプ３１を有する１系統の原子炉隔離時冷却系３２と、自動減圧系３４と、を備える。
【００４１】
また、非常用炉心冷却系１２は、１系統の低圧注水系２５と１系統の原子炉隔離時冷却系３２とを有する区分１と、１系統の低圧注水系２５と１系統の高圧炉心注水系２８とを有する区分２と、１系統の低圧注水系２５と１系統の高圧炉心注水系２８とを有する区分３と、を備えた３区分を備える。各電動のポンプ２４、２７は、所内電源および外部電源の喪失を想定し、それぞれの区分毎に設けられる非常用ディーゼル発電機３５に接続する。
【００４２】
なお、非常用炉心冷却系１２の高圧炉心注水系２８、原子炉隔離時冷却系３２および非常用ディーゼル発電機３５は、原子炉過渡事象に対処する過渡緩和システム１の一部を兼ねる。
【００４３】
低圧注水系２５は、残留熱除去系（図示省略）の運転モードの１つである低圧注水モードを利用した系統である。また、低圧注水系２５は、圧力抑制プール１６のプール水（冷却水）を吸水して炉心シュラウド１７外側へ注水する系統であり、独立した３つの系統を有する。さらに、低圧注水系２５は、原子炉水位低（レベル１）または原子炉格納容器３のドライウェル１３の圧力高信号で自動起動し、原子炉圧力容器４内の圧力が低下すると圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４に注水することが可能となる。
【００４４】
高圧炉心注水系２８は、初期には第１水源として復水貯蔵槽３６から吸水し、最終的には第２水源である圧力抑制プール１６のから吸水して炉心シュラウド１７内側へ注水する系統であり、独立した２つの系統を有する。また、高圧炉心注水系２８は、原子炉炉心５上部に設けられたスパージャノズル３７から燃料集合体に注水して原子炉炉心５を冷却する。高圧炉心注水系２８は、原子炉水位低（レベル１．５）または原子炉格納容器３のドライウェル１３の圧力高信号で自動起動し、原子炉水位高（レベル８）で自動停止する。すなわち、高圧炉心注水系２８は、原子炉冷却材喪失事故等において原子炉水位低（レベル２）で起動する予定の原子炉隔離時冷却系３２のバックアップとして原子炉水位低（レベル１）で起動する低圧注水系２５に先んじて起動する。
【００４５】
原子炉隔離時冷却系３２は、原子炉過渡事象時や原子炉冷却材喪失事故時に主蒸気隔離弁３８が閉鎖して原子炉圧力容器４を隔離しても原子炉圧力容器４内に冷却水を補給して原子炉炉心５を冷却する。また、原子炉隔離時冷却系３２は、原子炉圧力容器４内の蒸気によって駆動するタービンによってポンプを作動させる。さらに、原子炉隔離時冷却系３２は、初期には復水貯蔵槽３６から吸水し、最終的には圧力抑制プール１６から吸水して原子炉復水・給水系２２の給水管４１を経由して炉心シュラウド１７外側へ注水する。原子炉隔離時冷却系３２は、原子炉水位低（レベル２）または原子炉格納容器３のドライウェル１３の圧力高信号で自動起動する一方、原子炉水位高（レベル８）で自動停止する。
【００４６】
自動減圧系３４は、原子炉圧力容器４内の蒸気を圧力抑制室１４へ逃がし、低圧注水系２５による注水が可能となる圧力まで原子炉圧力容器４内の圧力を低下させて早期の注水を促す。また、自動減圧系３４は、主蒸気系２１の主蒸気管４２に設置された逃がし安全弁の一部の弁から構成される。原子炉水位低（レベル１）および原子炉格納容器３のドライウェル１３の圧力高の両信号を受けてから一定時間後に作動する。
【００４７】
それぞれの区分に属する非常用ディーゼル発電機３５は、非常用炉心冷却系１２を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても非常用炉心冷却系１２の安全機能が達成できるよう同じ区分に属する電動のポンプに給電を行う。
【００４８】
図３は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第１実施形態を概略的に示した系統図である。
【００４９】
図３に示すように、過渡緩和システム１は、非常用炉心冷却系１２の高圧炉心注水系２８、原子炉隔離時冷却系３２および非常用ディーゼル発電機３５を用いて原子炉過渡事象に対処して原子炉圧力容器４内の炉水（冷却水）の水位を維持する。
【００５０】
過渡緩和システム１は、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２、第一所定水位）に低下したときに起動して原子炉圧力容器４内に冷却水を補給する原子炉隔離時冷却系３２と、原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに起動する高圧炉心注水系ポンプ２７および原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５、第二所定水位）に低下したときに開いて原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する注水弁４５を有する高圧炉心注水系２８と、を備える。
【００５１】
また、過渡緩和システム１は、原子炉圧力容器４に設けられて原子炉圧力容器４内の炉水の水位を計測して水位信号を出力する水位計４６と、水位計４６が出力した水位信号を受け取るとともに水位信号に基づいて高圧炉心注水系２８の注水弁４５の開閉制御および高圧炉心注水系ポンプ２７の起動もしくは停止を行う過渡緩和制御部４８と、電動の高圧炉心注水系ポンプ２７に接続された非常用ディーゼル発電機３５と、を備える。
【００５２】
高圧炉心注水系２８の注水弁４５は常時閉の開閉弁であり、高圧炉心注水系ポンプ２７が送給する冷却水を原子炉圧力容器４内に注水するか否かを切り換えることができる。
【００５３】
水位計４６は、原子炉圧力容器４内の炉水の水位を計測して水位信号を過渡緩和制御部４８へ出力する。また、水位計４６は、少なくとも原子炉水位低（レベル２）と、原子炉水位低（レベル２）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５）とを測定できる。なお、水位計４６の水位信号は、非常用炉心冷却系１２の低圧注水系２５、高圧炉心注水系２８および原子炉隔離時冷却系３２の起動ないし停止の開始信号を兼ねても良い。
【００５４】
過渡緩和制御部４８は、水位計４６が出力する水位信号を定期的に読み取り、原子炉圧力容器４内の炉水の水位変化に応じて過渡緩和システム１を制御する。具体的には、過渡緩和制御部４８は、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動する。また、過渡緩和制御部４８は、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）に低下したとき、注水弁４５を開き原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する。さらに、過渡緩和制御部４８は、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に回復したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７を停止するとともに注水弁４５を閉じる。
【００５５】
なお、過渡緩和制御部４８は、水位計４６が出力する水位信号の変化を監視して原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）または原子炉水位低（レベル１．５）に低下したか、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に回復したかを判断する。
【００５６】
このように構成された過渡緩和システム１は、原子炉過渡事象において原子炉水位低（レベル２）で起動する予定の原子炉隔離時冷却系３２のバックアップとして高圧炉心注水系ポンプ２７を原子炉水位低（レベル２）で起動しておく。そして、過渡緩和システム１は、原子炉隔離時冷却系３２が起動に失敗して原子炉圧力容器４内の炉水の水位がさらに低下して原子炉水位低（レベル１．５）に至った場合、注水弁４５を開いて高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【００５７】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１によれば、原子炉隔離時冷却系３２が何らかの故障等によって起動に失敗した場合であっても、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）になれば高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２の安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【００５８】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１によれば、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）になれば高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行うので、改良型沸騰水型原子炉２の運転熱出力の変化に対応させて高圧炉心注水系２８を起動するまでの遅れ時間（原子炉隔離時冷却系３２の起動失敗からの遅れ時間）を見直す必要がない。
【００５９】
さらに、本実施形態に係る過渡緩和システム１によれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【００６０】
［第２の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態について、図４から図６を参照して説明する。
【００６１】
図４は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉を概略的に示した系統図である。
【００６２】
図５は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図である。
【００６３】
なお、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ａにおいて第１実施形態の原子炉の過渡緩和システム１と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００６４】
図４および図５に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ａ（以下、単に「過渡緩和システム１Ａ」と呼ぶ。）を有する改良型沸騰水型原子炉２Ａは、万一、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合に原子炉圧力容器４内の炉水（冷却水）を安全な水位に維持する非常用炉心冷却系１２Ａを備える。
【００６５】
非常用炉心冷却系１２Ａは、電動の低圧注水系ポンプ２４を有する３系統の低圧注水系２５と、電動の高圧炉心注水系ポンプ２７を有する３系統の高圧炉心注水系２８（第一高圧注水系）と、自動減圧系３４と、を備える。すなわち、非常用炉心冷却系１２Ａは、非常用炉心冷却系１２の区分１に属する原子炉隔離時冷却系３２に代えて高圧炉心注水系２８を備える。
【００６６】
図６は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第２実施形態を概略的に示した系統図である。
【００６７】
図６に示すように、過渡緩和システム１Ａは、非常用炉心冷却系１２Ａの高圧炉心注水系２８および非常用ディーゼル発電機３５を用いて原子炉過渡事象に対処して原子炉圧力容器４内の炉水の水位を維持する。過渡緩和システム１Ａは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに起動して原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する高圧炉心注水系２８を備える。
【００６８】
なお、過渡緩和システム１Ａの高圧炉心注水系２８は、非常用炉心冷却系１２Ａのいずれの区分（区分１、区分２および区分３のいずれか１つの区分）に属する高圧炉心注水系２８であっても良い。
【００６９】
このように構成された過渡緩和システム１Ａは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル２）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【００７０】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ａによれば、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下すれば高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１．５）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２Ａの安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【００７１】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１によれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【００７２】
［第３の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第３実施形態について、図７を参照して説明する。
【００７３】
図７は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第３実施形態を概略的に示した系統図である。
【００７４】
なお、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｂにおいて第２実施形態の原子炉の過渡緩和システム１Ａと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００７５】
図７に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｂ（以下、単に「過渡緩和システム１Ｂ」と呼ぶ。）は、非常用炉心冷却系１２Ａの高圧炉心注水系２８および非常用ディーゼル発電機３５を用いて原子炉過渡事象に対処して原子炉圧力容器４内の炉水（冷却水）の水位を維持する。過渡緩和システム１Ｂは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに起動して原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する高圧炉心注水系２８ａ（第一高圧注水系）と、原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに起動する高圧炉心注水系ポンプ２７ｂおよび原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５）に低下したときに開いて原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する注水弁４５ｂを有する高圧炉心注水系２８ｂ（第二高圧注水系）と、を備える。
【００７６】
また、過渡緩和システム１Ｂは、水位計４６と、水位計４６が出力した水位信号を受け取るとともに水位信号に基づいて高圧炉心注水系２８ｂの注水弁４５ｂの開閉制御および高圧炉心注水系ポンプ２７ｂの起動もしくは停止を行う過渡緩和制御部４８Ｂと、非常用ディーゼル発電機３５と、を備える。
【００７７】
なお、過渡緩和システム１Ｂの高圧炉心注水系２８ａおよび高圧炉心注水系２８ｂは、非常用炉心冷却系１２Ａから予め選ばれた２つの区分（区分１、区分２および区分３のいずれか２つの区分）の高圧炉心注水系２８を割り当てたものである。また、高圧炉心注水系２８ｂは、非常用炉心冷却系１２Ａの残る１区分の高圧炉心注水系２８を加えて２系統の高圧炉心注水系２８を有しても良い。
【００７８】
過渡緩和制御部４８Ｂは、水位計４６が出力する水位信号を定期的に読み取り、原子炉圧力容器４内の炉水の水位変化に応じて過渡緩和システム１Ｂを制御する。具体的には、過渡緩和制御部４８Ｂは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを起動する。また、過渡緩和制御部４８Ｂは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）に低下したとき、注水弁４５ｂを開き原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する。さらに、過渡緩和制御部４８Ｂは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に回復したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを停止するとともに注水弁４５ｂを閉じる。
【００７９】
このように構成された過渡緩和システム１Ｂは、原子炉過渡事象において原子炉水位低（レベル２）で起動する予定の高圧炉心注水系２８ａのバックアップとして高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを原子炉水位低（レベル２）で起動しておく。そして、過渡緩和システム１Ｂは、高圧炉心注水系２８ａが起動に失敗して原子炉圧力容器４内の炉水の水位がさらに低下して原子炉水位低（レベル１．５）に至った場合、注水弁４５ｂを開いて高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【００８０】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｂによれば、高圧炉心注水系２８ａが何らかの故障等によって起動に失敗した場合であっても、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）に低下すれば高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２の安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【００８１】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｂによれば、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）になれば高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行うので、改良型沸騰水型原子炉２Ａの運転熱出力の変化に対応させて高圧炉心注水系２８ｂを起動するまでの遅れ時間（高圧炉心注水系２８ａの起動失敗からの遅れ時間）を見直す必要がない。
【００８２】
さらに、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｂによれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【００８３】
［第４の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第４実施形態について、図８を参照して説明する。
【００８４】
図８は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第４実施形態を概略的に示した系統図である。
【００８５】
なお、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｃにおいて第２実施形態の原子炉の過渡緩和システム１Ａと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００８６】
図８に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｃ（以下、単に「過渡緩和システム１Ｃ」と呼ぶ。）は、非常用炉心冷却系１２Ａの高圧炉心注水系２８および非常用ディーゼル発電機３５を用いて原子炉過渡事象に対処して原子炉圧力容器４内の炉水（冷却水）の水位を維持するシステムである。
【００８７】
過渡緩和システム１Ｃは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに起動して原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する高圧炉心注水系２８ａ（第一高圧注水系）と、原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに計時を開始する過渡緩和制御部４８Ｃ（タイマ）と、過渡緩和制御部４８Ｃが所定時間の経過を計時したときに起動して原子炉圧力容器４に冷却水を注水する高圧炉心注水系２８ｂ（第二高圧注水系）と、を備える。
【００８８】
なお、過渡緩和システム１Ｃの高圧炉心注水系２８ａおよび高圧炉心注水系２８ｂは、非常用炉心冷却系１２Ａから予め選ばれた２つの区分（区分１、区分２および区分３のいずれか２つの区分）の高圧炉心注水系２８を割り当てたものである。また、高圧炉心注水系２８ｂは、非常用炉心冷却系１２Ａの残る１区分の高圧炉心注水系２８を加えて２系統の高圧炉心注水系２８を有しても良い。
【００８９】
過渡緩和制御部４８Ｃは、水位計４６が出力する水位信号を定期的に読み取り、原子炉圧力容器４内の炉水の水位変化に応じて過渡緩和システム１Ｃを制御する。具体的には、過渡緩和制御部４８Ｃは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに計時を開始する。また、過渡緩和制御部４８Ｃは、所定時間の経過を計時したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを起動させるとともに注水弁４５ｂを開き原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する。さらに、過渡緩和制御部４８Ｃは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に回復したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを停止するとともに注水弁４５ｂを閉じる。
【００９０】
ここで、所定時間は、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４への給水が全て喪失した場合、原子炉水位低（レベル２）から原子炉水位低（レベル１．５）に設計余裕分の水位を加えた設計目標水位よりも若干上方の水位を確保できるような時間を予め設定する。
【００９１】
このように構成された過渡緩和システム１Ｃは、原子炉過渡事象において原子炉水位低（レベル２）で起動する予定の高圧炉心注水系２８ａのバックアップとして高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【００９２】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｃによれば、高圧炉心注水系２８ａが何らかの故障等によって起動に失敗した場合であっても、所定時間が経過すれば高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２Ａの安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【００９３】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｃによれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【００９４】
［第５の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第５実施形態について、図９を参照して説明する。
【００９５】
図９は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第５実施形態を概略的に示した系統図である。
【００９６】
なお、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｄにおいて第２実施形態の原子炉の過渡緩和システム１Ａと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００９７】
図９に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｄ（以下、単に「過渡緩和システム１Ｄ」と呼ぶ。）は、非常用炉心冷却系１２Ａの高圧炉心注水系２８および非常用ディーゼル発電機３５を用いて原子炉過渡事象に対処して原子炉圧力容器４内の炉水（冷却水）の水位を維持する。過渡緩和システム１Ｄは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したときに起動して原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する高圧炉心注水系２８ａ（第一高圧注水系）と、高圧炉心注水系２８ａが起動に失敗したときに計時を開始する過渡緩和制御部４８Ｄ（タイマ）と、過渡緩和制御部４８Ｄが所定時間の経過を計時したときに起動して原子炉圧力容器４に冷却水を注水する高圧炉心注水系２８ｂ（第二高圧注水系）と、を備える。
【００９８】
なお、過渡緩和システム１Ｄの高圧炉心注水系２８ａおよび高圧炉心注水系２８ｂは、非常用炉心冷却系１２Ａから予め選ばれた２つの区分（区分１、区分２および区分３のいずれか２つの区分）の高圧炉心注水系２８を割り当てたものである。また、高圧炉心注水系２８ｂは、非常用炉心冷却系１２Ａの残る１区分の高圧炉心注水系２８を加えて２系統の高圧炉心注水系２８を有しても良い。
【００９９】
過渡緩和制御部４８Ｄは、高圧炉心注水系２８ａ（さらに詳しくは、高圧炉心注水系ポンプ２７ａ）に入力される起動指令信号を定期的に読み取り、高圧炉心注水系２８ａの状態変化に応じて過渡緩和システム１Ｄを制御する。具体的には、過渡緩和制御部４８Ｄは、高圧炉心注水系２８ａが起動に失敗したときに計時を開始する。また、過渡緩和制御部４８Ｄは、所定時間の経過を計時したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを起動するとともに注水弁４５ｂを開き原子炉圧力容器４内に冷却水を注水する。さらに、過渡緩和制御部４８Ｄは、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル２）に回復したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７ｂを停止するとともに注水弁４５ｂを閉じる。
【０１００】
また、過渡緩和制御部４８Ｄは、高圧炉心注水系２８ａに入力される起動指令信号を読み取った後、高圧炉心注水系２８ａに設けられた流量計（図示省略）や、圧力計（図示省略）、高圧炉心注水系ポンプ２７ａの回転数などを監視して高圧炉心注水系２８ａが起動に失敗したか否かを判断する。
【０１０１】
なお、所定時間は、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４への給水が全て喪失した場合、原子炉水位低（レベル２）から原子炉水位低（レベル１．５）に設計余裕分の水位を加えた設計目標水位よりも若干上方の水位を確保できるような時間から高圧炉心注水系２８ａの起動失敗の判定に要する時間を差し引いて予め設定するものである。
【０１０２】
このように構成された過渡緩和システム１Ｄは、原子炉過渡事象において原子炉水位低（レベル２）で起動する予定の高圧炉心注水系２８ａのバックアップとして高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【０１０３】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｄによれば、高圧炉心注水系２８ａが何らかの故障等によって起動に失敗した場合であっても、所定時間が経過すれば高圧炉心注水系２８ｂによる原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２Ａの安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【０１０４】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｄによれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【０１０５】
［第６の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第６実施形態について、図１０および図１１を参照して説明する。
【０１０６】
図１０は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第６実施形態を概略的に示した系統図である。
【０１０７】
図１１は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第６実施形態を有する改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図である。
【０１０８】
なお、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｅにおいて第２実施形態の原子炉の過渡緩和システム１Ａと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【０１０９】
図１０および図１１に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｅ（以下、単に「過渡緩和システム１Ｅ」と呼ぶ。）は、非常用炉心冷却系１２Ａの高圧炉心注水系２８および非常用ディーゼル発電機３５に加えてアイソレーションコンデンサ４９を用いて原子炉過渡事象に対処して原子炉圧力容器４内の炉水（冷却水）の水位を維持する。過渡緩和システム１Ｅは、過渡緩和システム１Ａに加えて原子炉圧力容器４が隔離されたときに原子炉圧力容器４から蒸気を取り出し凝縮して原子炉圧力容器４内に凝縮した水を注水するアイソレーションコンデンサ４９を備える。過渡緩和システム１Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９が起動した場合に原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２、第一所定水位）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５、第二所定水位）に低下するまで高圧炉心注水系２８による注水を待機する。換言すれば、過渡緩和システム１Ｅは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されていれば、アイソレーションコンデンサ４９による原子炉圧力容器４内への注水を行うとともに、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル１．５）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。他方、過渡緩和システム１Ｅは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されていなければ、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル２）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。アイソレーションコンデンサ４９は、低圧注水系２５から蒸気を取り出して高圧炉心注水系２８から原子炉圧力容器４内に凝縮した水を注水しても良く（図１０中、実線のアイソレーションコンデンサ４９）、これらより高い位置にある主蒸気管４２から蒸気を取り出して給水管４１から原子炉圧力容器４内に凝縮した水を注水しても良い（図１０中、二点鎖線のアイソレーションコンデンサ４９）。
【０１１０】
また、過渡緩和システム１Ｅは、水位計４６と、水位計４６が出力した水位信号を受け取るとともにアイソレーションコンデンサ４９の作動状態を監視して水位信号およびアイソレーションコンデンサ４９の作動状態に基づいて高圧炉心注水系２８の起動もしくは停止を行う過渡緩和制御部４８Ｅと、非常用ディーゼル発電機３５と、を備える。
【０１１１】
過渡緩和制御部４８Ｅは、水位計４６が出力する水位信号を定期的に読み取るとともに、アイソレーションコンデンサ４９が起動しているか否かを監視して過渡緩和システム１Ｅを制御する。具体的には、過渡緩和制御部４８Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９が起動していた場合に原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２、第一所定水位）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５、第二所定水位）に低下するまで高圧炉心注水系２８による注水を待機させる。換言すれば、過渡緩和制御部４８Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９が起動していれば、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル２）になっても高圧炉心注水系２８による注水を待機し、原子炉圧力容器４内の炉水の水位がさらに低下して原子炉水位低（レベル１．５）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。他方、過渡緩和制御部４８Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９が起動していなければ、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル２）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【０１１２】
また、過渡緩和制御部４８Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９に設けられた流量計（図示省略）や、圧力計（図示省略）、主蒸気隔離弁３８の開閉状態などを監視してアイソレーションコンデンサ４９が起動しているか否かを判断する。
【０１１３】
このように構成された過渡緩和システム１Ｅは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されたときアイソレーションコンデンサ４９によって原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。他方、過渡緩和システム１Ｅは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されていないとき高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【０１１４】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｅによれば、原子炉圧力容器４が隔離された場合、アイソレーションコンデンサ４９による原子炉圧力容器４内への注水を行い、原子炉圧力容器４が隔離されていない場合、高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２Ａの安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【０１１５】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｅによれば、アイソレーションコンデンサ４９および高圧炉心注水系２８による注水を同時に行うことがなく原子炉圧力容器４内へ過剰に注水することがないので、改良型沸騰水型原子炉２Ａの運転員の負担を軽減できる。
【０１１６】
さらに、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｅによれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【０１１７】
［第７の実施形態］
本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第７実施形態について、図１２を参照して説明する。
【０１１８】
図１２は、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムの第７実施形態を概略的に示した系統図である。
【０１１９】
なお、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｆにおいて第６実施形態の原子炉の過渡緩和システム１Ｅと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【０１２０】
図１２に示すように、本実施形態に係る原子炉の過渡緩和システム１Ｆ（以下、単に「過渡緩和システム１Ｆ」と呼ぶ。）は、アイソレーションコンデンサ４９が起動した場合に原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５）に低下するまで高圧炉心注水系２８の停止状態を維持する。換言すれば、過渡緩和システム１Ｆは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されていれば、アイソレーションコンデンサ４９による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復するとともに、原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５）に低下すると高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。他方、過渡緩和システム１Ｆは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されていなければ、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル２）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【０１２１】
また、過渡緩和システム１Ｆは、水位計４６と、水位計４６が出力した水位信号を受け取るとともにアイソレーションコンデンサ４９の作動状態を監視して水位信号およびアイソレーションコンデンサ４９の作動状態に基づいて高圧炉心注水系２８の起動もしくは停止を行う過渡緩和制御部４８Ｆと、非常用ディーゼル発電機３５と、を備える。
【０１２２】
過渡緩和制御部４８Ｆは、水位計４６が出力する水位信号を定期的に読み取るとともに、アイソレーションコンデンサ４９が起動しているか否かを監視して過渡緩和システム１Ｆを制御する。具体的には、過渡緩和制御部４８Ｆは、アイソレーションコンデンサ４９が起動していた場合に高圧炉心注水系２８を停止状態に維持する。換言すれば、過渡緩和制御部４８Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９が起動していれば、高圧炉心注水系２８を停止状態に維持してアイソレーションコンデンサ４９による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復するとともに、原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）よりも低い原子炉水位低（レベル１．５）に低下すると高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。他方、過渡緩和制御部４８Ｆは、アイソレーションコンデンサ４９が起動していなければ、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が低下して原子炉水位低（レベル２）に至った場合、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。過渡緩和システム１Ｆも過渡緩和システム１Ｅと同様に、アイソレーションコンデンサ４９は、低圧注水系２５から蒸気を取り出して高圧炉心注水系２８から原子炉圧力容器４内に凝縮した水を注水しても良く（図１２中、実線のアイソレーションコンデンサ４９）、これらより高い位置にある主蒸気管４２から蒸気を取り出して給水管４１から原子炉圧力容器４内に凝縮した水を注水しても良い（図１２中、二点鎖線のアイソレーションコンデンサ４９）。
【０１２３】
なお、過渡緩和制御部４８Ｅは、アイソレーションコンデンサ４９が起動している場合に、原子炉圧力容器４内の水位が原子炉水位低（レベル２）に低下したとき、高圧炉心注水系ポンプ２７を起動して、原子炉圧力容器４内の炉水の水位が原子炉水位低（レベル１．５）に低下したとき、注水弁４５を開き原子炉圧力容器４内に冷却水を注水するよう構成しても良い。
【０１２４】
また、過渡緩和制御部４８Ｆは、アイソレーションコンデンサ４９に設けられた流量計（図示省略）や、圧力計（図示省略）、主蒸気隔離弁３８の開閉状態などを監視してアイソレーションコンデンサ４９が起動しているか否かを判断する。
【０１２５】
このように構成された過渡緩和システム１Ｆは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されたときアイソレーションコンデンサ４９によって原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。他方、過渡緩和システム１Ｅは、原子炉過渡事象において原子炉圧力容器４が隔離されていないとき高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行い原子炉圧力容器４内の炉水の水位を回復する。
【０１２６】
したがって、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｆによれば、原子炉圧力容器４が隔離された場合、アイソレーションコンデンサ４９による原子炉圧力容器４内への注水を行い、原子炉圧力容器４が隔離されていない場合、高圧炉心注水系２８による原子炉圧力容器４内への注水を行うので、原子炉圧力容器４内の水位を原子炉水位低（レベル１）よりも維持して改良型沸騰水型原子炉２Ａの安全性を高め、原子炉過渡事象に対処することができる。
【０１２７】
また、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｆによれば、アイソレーションコンデンサ４９および高圧炉心注水系２８による注水を同時に行うことがなく原子炉圧力容器４内へ過剰に注水することがないので、改良型沸騰水型原子炉２Ａの運転員の負担を軽減できる。
【０１２８】
さらに、本実施形態に係る過渡緩和システム１Ｆによれば、低圧注水系２５を起動（起動水位：レベル１）することなく原子炉圧力容器４内の水位を維持できるとともに圧力抑制プール１６のプール水を原子炉圧力容器４内へ注水する事態を避けることができる。
【０１２９】
したがって、本発明に係る原子炉の過渡緩和システムは、原子炉過渡事象に対して原子炉圧力容器４内を安全な水位に保ち原子炉炉心５を確実に冷却することができる。
【符号の説明】
【０１３０】
１、１Ａ、１Ｂ、１Ｃ、１Ｄ、１Ｅ、１Ｆ  過渡緩和システム
２、２Ａ  改良型沸騰水型原子炉
３  原子炉格納容器
４  原子炉圧力容器
５  原子炉炉心
１１  冷却材再循環ポンプ
１２、１２Ａ  非常用炉心冷却系
１３  ドライウェル
１４  圧力抑制室
１６  圧力抑制プール
１７  炉心シュラウド
１８  ダウンカマ部
１９  炉心下部プレナム
２１  主蒸気系
２２  給水系
２４  低圧注水系ポンプ
２５  低圧注水系
２７、２７ａ、２７ｂ  高圧炉心注水系ポンプ
２８、２８ａ、２８ｂ  高圧炉心注水系
３１  原子炉隔離時冷却系ポンプ
３２  原子炉隔離時冷却系
３４  自動減圧系
３５  非常用ディーゼル発電機
３６  復水貯蔵槽
３７  スパージャノズル
３８  主蒸気隔離弁
４１  給水管
４２  主蒸気管
４５、４５ｂ  注水弁
４６  水位計
４８、４８Ｂ、４８Ｃ、４８Ｄ、４８Ｅ、４８Ｆ  過渡緩和制御部
４９  アイソレーションコンデンサ
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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