(57)【要約】【課題】  現行BWRに対して若干の改良工事で、自然災害等の不測の事態によって全電源喪失が生じても動力や信号無しに、炉心溶融を抑制したい。【解決手段】  従来のBWRの検査時機器置場を若干改良して、動力や信号無しに原子炉内または格納容器内に冷却水を注入する。【選択図】図２
2014038029.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉における不測事態対応システムは、
緊急冷却装置及び格納容器内減圧装置及び循環ポンプ電源切断装置及び緊急時支援装置からなり、
緊急冷却装置は、水プール及び炉心注水装置からなり、
水プールは、原子炉機器仮置プール（１９）にプール固定壁（１０７）及び着脱可能なプール上蓋（106）を敷設しホウ酸水（１０５）を内蔵し、
炉心注水装置はホウ酸水（１０５）を給水配管（１５）経由で原子炉上部プレナム(72)に注水する装置であって、水プール内から置場底（１７）を貫通して給水配管（１５）に接続する落水管（５００）及び当該落水管（５００）のドライウエル(6)内箇所の水プール側に敷設した通常運転時には開いている定検電動弁（５０１）及び当該定検電動弁（５０１）よりも給水配管（１５）側に敷設せしめて当該給水配管（１５）からの水を遮る流体逆止弁（５０２）及び前記水プールの水面上からプール固定壁（１０７）を貫通してドライウエル（６）にいたる両端開口管である圧力平衡管（５０３）からなり、
格納容器内減圧装置は、ドライウエル（６）側の上部が開いていて下側には気体逆止弁（１３１）並びに降下管フイルター（１３２）を敷設した気体下降管（１３０）及び前記降下管フイルター（１３２）出口側面から格納容器壁（２）を貫通し更に原子炉建屋壁（８０）も貫通して地表（81）にいたる下向排出管（133）からなり、ドライウエル（６）に溜まった気体を格納容器（４）の外側の地表（81）に向けて排出するための装置であって、
循環ポンプ電源切断装置は、循環ポンプモータ（３１）と循環ポンプモータ電源（３３）とを繋ぐ電源ケーブル（３２）を中操（９０）経由で敷設し、中操（９０）内部での電源ケーブル（３２）の途中に敷設した手動可能スイッチ（１５０）及びコンピュータ(300)からの警告を一定時間放置すると自動的に手動可能スイッチ（１５０）を切断する遠隔スイッチ（１５２）及び循環ポンプ電源電流計（１５１）からなり、冷却水循環ポンプ（３０）を手動でも停止可能にするものであり、
緊急時支援装置は、圧力容器内監視器及び格納容器内監視器及び前記監視器からの測定値を演算処理し操作員に指令やコメントを画面に表示する中操（９０）に備えしコンピュータ（３００）及び前記監視器毎の映像を映し記録する中操（９０）に備えし記録モニタ（２００）及び前記監視器毎の電源である中操（９０）に備えし機器電源（３１０）及びコンピュータ（３００）や記録モニタ（２００）に接続しコンピュータ（３００）の入出力や記録モニタ（２００）の記録をコピーする無線LAN接続USBメモリ（３２０）からなる緊急時における支援装置であって、
圧力容器内監視器は、前記コンピュータ（３００）に炉内監視器線案内管（１４２）内を通る炉内監視線（１４１）で接続された炉内検査器（１４０）の測定値をコンピュータ（３００）に送る監視器であって、
炉内検査器（１４０）は、炉心支持板（１１）を貫通している案内管端栓（１４３）を上端とするドライモニタ案内管（１４４）内に中性子検出器（１４５）及び内視鏡１（１４６）及び炉内温度計（１４７）を敷設せしめ、
格納容器内監視器は、前記コンピュータ（３００）に接続された炉容器検査器（１８０）及び核燃料集合体（１０）頭部相当高さ部の原子炉圧力容器壁（７０）に敷設したマーカ（１９０）からなり、当該マーカ（１９０）部の測定値をコンピュータ（３００）に送る監視器であって、
炉容器検査器（１８０）は、マーカ（１９０）の方向に向けた格納容器（４）内壁表面に設置した中性子検出器及び非接触型温度計及びTVカメラからなる
ことを特徴とする沸騰水型原子炉における不測事態対応システムである。
【請求項２】
請求項１の不測事態対応システムを備えし沸騰水型原子炉において、
予測しない異常を察知した操作員からのキー入力でコンピュータ(300)が予想外異常を認識すると、コンピュータ(300)は当該コンピュータ(300)に接続せる監視装置からの測定値及び操作員からのキー入力を元に内蔵せるソフトウエアで、
循環ポンプ電源切断装置の遠隔スイッチ（１５２）に一定時間後強制切断信号を送信すると同時に循環ポンプ電源電流計正標識青表示を消灯し循環ポンプ電源電流計注視赤標識を点滅し、
隣接原子炉に対し工事中止並びに格納容器隔離を伝達せよとの具体的な指令表示及び全電源喪失想定せよとの具体的な指令表示及び循環ポンプ電源電流計を目視確認せよとの具体的な指令表示及び循環ポンプ電源切断装置の手動可能スイッチ（１５０）を手動切断せよとの具体的な指令表示を点滅表示し、
炉内検査器（１４０）からの測定量である炉内中性子束レベルN1がスクラム認定値N10よりも小さく、かつ、炉容器検査器（１８０）によるマーカ（１９０）部の測定量である炉外中性子束レベルN2もスクラム認定値N20よりも小さい場合に原子炉に制御棒が挿入されたとコンピュータ(300)が判断するとスクラムしたと表示すると共に、スクラム成功失敗に係らず冷温停止するまで油断するなと具体的に指令表示し、
内主蒸気隔離弁(51)の開閉不明なるも及び外主蒸気隔離弁(52)の開閉不明なるも及びSRV(54)の開閉不明なるも及び格納容器（４）内へ蒸気が排出されも放置せよとの指令表示の後、緊急時冷却装置により崩壊熱除去されるから安心せよと具体的に表示をし、
格納容器（４）内の気体及び蒸気は気体降下管(130)を通って下向排出管(133)から敷地内地表(81)に排出されるから敷地外へは放射性物質拡散少ないと具体的にコメント表示をし、
本店への定時繰り返し接続試みで連絡出来次第、水プール固定壁(107)を淡水または海水または冷風による冷却要請の表示及び注水管(110)から淡水または海水を追加要請の表示及び淡水源または海水源確保要請の表示及び外界から接近させる輸送手段積載電池または当該輸送手段自身のエンジンによる電力の送電要請の表示及び近隣一般人への対応並びに内閣対応を本店に要請並びに現地は事象対応に専念せよと具体的に指令表示をし、
記録モニタ（２００）で監視し続けよと具体的に指令表示をし、
チェレンコフの光の見え具合と外部光源とにより冷却水流入口(22)周辺を映す炉内検査器（１４０）からの記録モニタ（２００）映像を観察することにより炉心流量有無の判断ができることを具体的にコメントし、
炉容器検査器（１８０）の非接触型温度計によるマーカ（１９０）部の圧力容器壁温度TPCが許容温度TP0よりも高く炉心溶融に近いことをコンピュータ(300)が内蔵するソフトウエアで判断すると炉心溶融接近を知らせ、
TPCが1部炉心溶融恐れ判断温度TPMよりも高く1部炉心溶融恐れだとコンピュータ(300)が内蔵するソフトウエアで判断すると1部炉心溶融恐れを知らせ、
中操(90)に残留すべき者は無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携帯のまま酸素ボンベを装着するよう表示し、非残留者は無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携行して中操（９０）から退去するように具体的に指令表示し、
中操(90)外の者にロボット進入管から格納容器内に海水または外気の注入を具体的に指令表示し、中操(90)外の者に注水管から水プールに海水または外気の注入を具体的に指令表示し、
水プールへの海水または外気注入困難であれば注水管上部切断して外気注入するように具体的に指令表示することを特徴とする沸騰水型原子力発電における緊急時支援方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉（BWR）における不測事態対応のシステム及び不測事態対応のシステムを備えたBWRの支援方法である。
【従来の技術】
【０００２】
図1は、従来のBWRの原子炉（１）近辺を詳細に示した図である。非特許文献1、非特許文献2、非特許文献３を元にした。
BWRの原子炉(1)は、制御された核分裂連鎖反応を持続することのできるように、核燃料を内包する核燃料集合体（１０）及び中性子吸収材からなる制御棒(20) 及び水を原子炉圧力容器(70)に配置した装置である。
制御棒(20)は保護する制御棒案内管(21)の中を上下に動くことが出来る。
核燃料集合体（１０）は、下端を炉心支持板（１１）と制御棒案内管(21)とで支持されている。周囲はシュラウド（7１）で囲まれている。炉心支持板（１１）の下は原子炉下部プレナム（７３）と呼ばれ、通常は未飽和水で満たされている。
核燃料集合体（１０）の出力は各種炉内計測器で監視される。そのうちの（起動領域モニタ）SRNM（４０）は、原子炉（１）が起動されて出力が低い場合の中性子状況を監視する機器である。出力が高くなると炉心から引き抜かれ、その後の出力上昇時は他の機器によって監視される。
格納容器(4)は、原子炉(1)及びこれに係る各種機器構造物を収納する構造物である。ステンレスで内張りされた鉄筋コンクリートの格納容器壁(2)と鉄筋コンクリート製の基礎(3)とで構成され、気密・耐圧になっている。      
原子炉圧力容器壁(70)の外部には核燃料集合体（１０）で発生する熱を冷却するために水を循環させるための冷却水循環ポンプ（３０）を駆動させるための循環ポンプモータ（３１）が敷設されている。循環ポンプモータ（３１）の電源であるモータ電源（３３）は、格納容器壁（２）と原子炉建屋壁（8０）との間の原子炉建屋内に敷設されている。循環ポンプモータ（３１）とモータ電源（３３）とは電源ケーブル(３２）で接続されている。原子炉建屋壁（8０）の外側下端は地表（８１）となっている。
核燃料集合体（１０）で発生する熱は蒸気となり、原子炉上部プレナム（７２）から主蒸気配管(13)を通ってタービンに出て行く。タービンで仕事を終えた蒸気は冷やされて液体の水になり給水配管(15)を通って原子炉(1)に戻ってくる。
主蒸気配管(13)には格納容器(4)の中にある内側隔離弁（51）及び格納容器(4)の外側にある外側隔離弁（52）が敷設されている。隔離弁は運転時には開いている。原子炉圧力容器壁(70)内に冷却水不足に関わる事態が生じた時やタービンに異常があると閉じられる。そして、主蒸気配管(13)に敷設されていて平常運転時には閉じられている多数個の（安全弁）SRV (54)が開く。主蒸気はSRV(54)を通って、格納容器(4)の中に大量の水を内蔵せるサプレッションプール(5)に行き凝縮されて液体の水になる。    
SRV（５４）のいくつかは、強制的に開かれる（自動減圧系）ADS となっている。SRV（５４）もADSも弁を開くには、電源や圧搾空気が必要である。なお、ADSに自動という言葉が入ると誤解を生じる恐れがあるから、外力強制減圧弁系とでも呼んだ方が実体を表している。
SRV (54)は、窒素およびスプリング作動の外部アクチュエータ付き平衡型全量式安全弁である。
弁入口圧力がスプリング荷重よりも大きくなると自動開放（安全弁機能）するが、外部信号による制御用電磁弁の操作により窒素圧力によっても弁は強制開放（逃がし弁機能）する。
内側隔離弁（51）や外側隔離弁（52）は、信号と電源を使って空気シリンダ内の空気を抜くことによりスプリング駆動によって弁が閉鎖する。なお、フェイルセイフの観点から制御用の電磁弁の電源喪失または駆動用空気喪失により弁は閉鎖する。
主蒸気配管(13)等が破損された際、蒸気はドライウエル（６）と呼ばれ格納容器(4)の中の広い空間に収納される。
格納容器(4)の外の上部には使用済燃料プール(18)並びに、原子炉(1)を検査する際取り外した機器を置くための検査時機器置場(19)がある。検査時機器置場(19)の底部である置場底(1７)の下はドライウエル（６）となっている。
原子炉施設に係る計測制御重要なものは、原子炉（１）の操作員がいる格納容器(4)近傍の頑丈な構造物である中操（9０）の中に敷設されている。図１では、原子炉建屋壁（8０）を貫通して中操（9０）につながる多数本のケーブルは省略した。
【非特許文献１】：原子力工業、1992年、通産省三代著「改良標準化と高度化の動き」。
【非特許文献２】：オーム社、H21年、「原子力プラント工学」。
【非特許文献３】：日本原子力産業協会、H18年、「軽水炉技術の改良と高度化」。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
構造物は、十分想定した地震とかの災害に対して、経済的に成立する範囲内で余裕を持たせた定量値を設定して建設される。したがって、想定外の災害に対しても耐えられるという構造物は原理的に存在しえない。
しかし、起こりえないと思っていた不測の事態が生じることは時々あるものである。前以って予測できない不測の事態に対して何らかの備えを持つことは意義がある。
【０００４】
不測事態対応の本発明の範囲は、格納容器（４）と中操（９０）は残っている程度の事態である。
格納容器（４）ごと原子炉（１）が瞬時に破壊されるような自然災害が元で起こる事態は本発明の範囲外とした。
中操（９０）が破壊されれば操作員は死んでいて事態対応ができ難いから、中操（９０）が破壊されるような不測事態は本発明の範囲外とした。
【０００５】
現行BWRを大幅に変更することなく、原子炉（１）を内包する格納容器（４）及び中操（９０）以外の設備が瞬時になくなっても原子炉（１）を長時間冷やせるようにする不測事態対応装置が必要である。ただし、現行BWRを大幅に変更したのでは、通常事故対応への信頼性を再構築せねばならなくなり、今まで積み重ねてきた安全性技術が無駄になってしまう。
ある程度の不測事態対応装置ができたとしても、中操（９０）内の操作員が冷静に行動できるような支援方法も必要である。
現代人は、紙のマニュアルよりもコンピュータ依存が高い。緊急時に頁を行き来するのは混乱を助長する。原子炉が多くなると操作員の質の低下はいなめない。
コンピュータで操作員を時系列的に誘導指導することが重要である。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
BWRにおいて、前以って予測できない不測事態が生じた時に、工学的装置は出来るだけ排除して、炉心溶融抑制に対処する。
すなわち、現在まで経験と改善が積み上げられ、過去の事故事例には対応できていた従来の信頼の高い機器をできるだけ残す。
【０００７】
本発明の沸騰水型原子炉における不測事態対応システムは、緊急冷却装置及び格納容器内減圧装置及び循環ポンプ電源切断装置及び緊急時支援装置からなる。
【０００８】
緊急冷却装置は、水プール及び炉心注水装置からなる。
水プールは、原子炉機器仮置プール（１９）にプール固定壁（１０７）及び着脱可能なプール上蓋（106）を敷設しホウ酸水（１０５）を内蔵している。
炉心注水装置はホウ酸水（１０５）を給水配管（１５）経由で原子炉上部プレナム(72)に注水する装置であって、水プール内から置場底（１７）を貫通して給水配管（１５）に接続する落水管（５００）及び当該落水管（５００）のドライウエル(6)内箇所の水プール側に敷設した通常運転時には開いている定検電動弁（５０１）及び当該定検電動弁（５０１）よりも給水配管（１５）側に敷設せしめて当該給水配管（１５）からの水を遮る流体逆止弁（５０２）及び前記水プールの水面上からプール固定壁（１０７）を貫通してドライウエル（６）にいたる両端開口管である圧力平衡管（５０３）からなる。
【０００９】
格納容器内減圧装置は、ドライウエル（６）側の上部が開いていて下側には気体逆止弁（１３１）並びに降下管フイルター（１３２）を敷設した気体下降管（１３０）及び前記降下管フイルター（１３２）出口側面から格納容器壁（２）を貫通し更に原子炉建屋壁（８０）も貫通して地表（81）にいたる下向排出管（133）からなる。
ドライウエル(6)に溜まった気体を格納容器（４）の外側の地表(81）に向けて排出するための装置である。
【００１０】
循環ポンプ電源切断装置は、循環ポンプモータ（３１）と循環ポンプモータ電源（３３）とを繋ぐ電源ケーブル（３２）を中操（９０）経由で敷設する。
中操（９０）内部での電源ケーブル（３２）の途中に敷設した手動可能スイッチ（１５０）及びコンピュータ(300)からの警告を一定時間放置すると自動的に手動可能スイッチ（１５０）を切断する遠隔スイッチ（１５２）及び循環ポンプ電源電流計（１５１）からなる。
冷却水循環ポンプ（３０）を手動でも停止可能にするものである。
【００１１】
緊急時支援装置は、圧力容器内監視器及び格納容器内監視器及び前記監視器からの測定値を演算処理し操作員に指令やコメントを画面に表示するする中操（９０）に備えしコンピュータ（３００）及び前記監視器毎の映像を映し記録する中操（９０）に備えし記録モニタ（２００）及び前記監視器毎の電源である中操（９０）に備えし機器電源（３１０）及びコンピュータ（３００）や記録モニタ（２００）に接続しコンピュータ（３００）の入出力や記録モニタ（２００）の記録をコピーする無線LAN接続USBメモリ（３２０）からなる。
中操（９０）にいる操作員は常時首に無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携行する。
当該緊急時支援装置は緊急時における支援装置である。
【００１２】
圧力容器内監視器は、前記コンピュータ（３００）に炉内監視器線案内管（１４２）内を通る炉内監視線（１４１）で接続された炉内検査器（１４０）の測定値をコンピュータ（３００）に送る監視器である。
炉内検査器（１４０）は、炉心支持板（１１）を貫通している案内管端栓（１４３）を上端とするドライモニタ案内管（１４４）内に中性子検出器（１４５）及び内視鏡１（１４６）及び炉内温度計（１４７）を敷設せしめた。
【００１３】
格納容器内監視器は、前記コンピュータ（３００）に接続された炉容器検査器（１８０）及び核燃料集合体（１０）頭部相当高さ部の原子炉圧力容器壁（７０）に敷設したマーカ（１９０）からなる。
当該格納容器内監視器は当該マーカ（１９０）部の測定値をコンピュータ（３００）に送る監視器である。
炉容器検査器（１８０）は、マーカ（１９０）の方向に向けた格納容器（４）内壁表面に設置した中性子検出器及び非接触型温度計及びTVカメラからなる。
【００１４】
予測しない異常を察知した操作員からのキー入力でコンピュータ(300)が予想外異常を認識すると、コンピュータ(300)は当該コンピュータ(300)に接続している監視装置からの測定値及び操作員からのキー入力を元にソフトウエアで、以下のように操作員を支援する。
【００１５】
循環ポンプ電源切断装置の遠隔スイッチ（１５２）に一定時間後強制切断信号を送信すると同時に循環ポンプ電源電流計正標識青表示を消灯し循環ポンプ電源電流計注視赤標識を点滅する。
隣接原子炉に対し工事中止並びに格納容器隔離を伝達せよとの具体的な指令表示及び全電源喪失想定せよとの具体的な指令表示及び循環ポンプ電源電流計を目視確認せよとの具体的な指令表示及び循環ポンプ電源切断装置の手動可能スイッチ（１５０）を手動切断せよとの具体的な指令表示を点滅表示する。
【００１６】
炉内検査器（１４０）からの測定量である炉内中性子束レベルN1がスクラム認定値N10よりも小さく、かつ、炉容器検査器（１８０）によるマーカ（１９０）部の測定量である炉外中性子束レベルN2もスクラム認定値N20よりも小さい場合に原子炉に制御棒が挿入されたとコンピュータ(300)が判断するとスクラムしたと表示すると共に、スクラム成功失敗に係らず冷温停止するまで油断するなと具体的に指令表示する。
【００１７】
内主蒸気隔離弁(51)の開閉不明なるも及び外主蒸気隔離弁(52)の開閉不明なるも及びSRV(54)の開閉不明なるも及び格納容器（４）内へ蒸気が排出されも放置せよとの指令表示の後、緊急時冷却装置により崩壊熱除去されるから安心せよと具体的に表示する。
格納容器（４）内の気体及び蒸気は気体降下管(130)を通って下向排出管(133)から敷地内地表(81)に排出されるから敷地外へは放射性物質拡散少ないと具体的にコメント表示する。
【００１８】
本店への定時繰り返し接続試みで連絡出来次第、水プール固定壁(107)を淡水または海水または冷風による冷却要請の表示及び注水管(110)から淡水または海水を追加要請の表示及び淡水源または海水源確保要請の表示及び外界から接近させる輸送手段積載電池または当該輸送手段自身のエンジンによる電力の送電要請の表示及び近隣一般人への対応並びに内閣対応を本店に要請並びに現地は事象対応に専念せよと具体的に指令表示する。
記録モニタ（２００）で監視し続けよと具体的に指令表示する。
【００１９】
チェレンコフの光の見え具合と外部光源とにより冷却水流入口(22)周辺を映す炉内検査器（１４０）からの記録モニタ（２００）映像を観察することにより炉心流量有無の判断ができることを具体的にコメントする（実施例２のステップ１６、１７参照）。
【００２０】
炉容器検査器（１８０）の非接触型温度計によるマーカ（１９０）部の圧力容器壁温度TPCが許容温度TP0よりも高く炉心溶融に近いことをコンピュータ(300)が内蔵するソフトウエアで判断すると炉心溶融接近を知らせる。
TPCが1部炉心溶融恐れ判断温度TPMよりも高く1部炉心溶融恐れだとコンピュータ(300)が内蔵するソフトウエアで判断すると1部炉心溶融恐れを知らせる。
中操(90)に残留すべき者は無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携帯のまま酸素ボンベを装着するよう表示し、非残留者は無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携行して中操（９０）から退去するように具体的に指令表示する。
中操(90)外の者にロボット進入管から格納容器内に海水または外気の注入を具体的に指令表示し、中操(90)外の者に注水管から水プールに海水または外気の注入を具体的に指令表示する。
水プールへの海水または外気注入困難であれば注水管上部切断して外気注入するように具体的に指令表示する。
以上が沸騰水型原子力発電における緊急時支援方法である。
【発明の効果】
【００２１】
本発明は従来のBWRを殆ど変えることがないため改良工事に伴う誤りから生じる安全性の低下を生じることなく、予測を超えた事象が生じた場合に対して大事故になるのを抑制できる。
予測を超えた事象対応ができるように当該発電所に係わる人々を支援することにより、当該人々が事態に対して冷静に行動できるため人為的ミスが少なくなり大事故に進展するのを抑制できる。
本発明を反映したBWRであれば、経営者・株主・政府は常日頃から安心していられ、事故以外の様々な重要案件に専念できる。
本発明を反映したBWRであれば、地域住民の安心感をもたらし原子力発電所の信頼感を増す。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２２】
原子力発電所において、格納容器（４）内は安全性が高い。したがって、不測の事態において、格納容器（４）内または格納容器（４）内相当に確保されている水源は最も信頼がおける水である。重力で原子炉（１）内に注水できれば信頼性が増す。
【実施例１】
【００２３】
図２は、本発明の不測事態対応システムを装備したBWRの概観図である。
沸騰水型原子炉における不測事態対応システムは、緊急冷却装置及び格納容器内減圧装置及び循環ポンプ電源切断及び緊急時支援装置からなる。
緊急冷却装置は、水プール及び炉心注水装置からなる。
従来のBWRにあった検査時機器置場（１９）を水プールに改造する。
水プールは、検査時機器置場（１９）の置場底（１７）をそのままにしてフィン付のプール固定壁（１０７）及び着脱可能なフィン付のプール上蓋（１０６）を敷設しホウ酸水（１０５）を内蔵する。
水プールへの水張りは、プール固定壁（１０７）に貫通させた注水管（１１０）を通して外部から注水しておく。水の追加も可能である。なお、注水管（１１０）には注水逆止弁（１１１）を敷設し水の逆流を防止する。注水管（１１０）に注水流量計（１１２）を付帯させて注水状況を把握する。
【００２４】
炉心注水装置は、前記水プール内から置場底(17)を貫通して給水配管（１５）に接続する落水管（５００）及び当該落水管（５００）の水プール側のドライウエル(6)内に敷設した通常運転時には開いている定検電動弁（５０１）及び当該定検電動弁（５０１）よりも給水配管（１５）側に敷設せしめて当該給水配管（１５）からの水を遮る流体逆止弁（５０２）及び前記水プール内水面上からプール固定壁（１０７）を貫通してドライウエル（６）に至る両端開口管である圧力平衡管（５０３）からなる。
定期検査時においては、定検電動弁（５０１）を閉じてホウ酸水（１０５）が給水配管（１５）内に入るのを防ぐ。
通常運転時においては、流体逆止弁（５０２）よりも給水配管（１５）側の落水管（５００）内は給水配管（１５）からの水であって、流体逆止弁（５０２）よりも定検電動弁（５０１）側の落水管（５００）内はホウ酸水（１０５）である。給水配管（１５）の約70気圧の水は流体逆止弁（５０２）で遮られている。運転中は定検電動弁（５０１）を開いておき、給水配管（１５）内圧力（原子炉内圧力相当）が急減すれば直ちに給水配管（１５）経由で原子炉上部プレナム（７２）に注水される。
不測の事態が生じ（主蒸気管(13)の破損等）原子炉上部プレナム(72)の圧力が低下すると、ホウ酸水（１０５）は開いている定検電動弁（５０１）を通って流体逆止弁（５０２）を通過して給水配管（１５）内に入り、原子炉上部プレナム（７２）内に落水する。
SRV(54）が開かない、または単に主蒸気管(13)の破損等により原子炉内圧力とドライウエル（６）圧力とがほぼ等しくなるが、圧力平衡管（５０３）により、プール内圧力と原子炉内圧力ともほぼ等しくなるため、ホウ酸水（１０５）が原子炉上部プレナム(7２)内に落下し易くなる。なお、圧力平衡管（５０３）内にはプール内視鏡（５０４）を敷設する。プール内視鏡（５０４）の映像は炉容器監視器線（１８１）を介して中操（９０）に備えし記録モニタ（２００）に記録映し出される。ホウ酸水（１０５）の水位を介して注水状況や落水状況が確認できる。
ホウ酸水（１０５）に含有するホウ素は中性子吸収作用が強いので、連鎖反応を抑制し原子炉出力を低下させることができる。
BWRには後備停止系としてホウ酸水を内蔵したタンクが格納容器（４）の外側にあるが、ホウ酸水が原子炉に辿り着くには長い道のりを擁し機器も必要なため、大きな災害が生じた場合信頼性に欠ける。
定検電動弁（５０１）は、モータ部を水面上に出し、当該モータの駆動力を伝達ネジ棒で弁に伝えれば水密問題は解決される。
【００２５】
格納容器内減圧装置は、ドライウエル（６）側の上部が開いていて下側には、外気の侵入を防ぐための気体逆止弁（１３１）及び降下管フイルター（１３２）を敷設した気体下降管（１３０）及び前記降下管フイルター（１３２）から格納容器壁（２）を貫通し更に原子炉建屋壁（８０）も貫通して地表（８１）近傍にいたる下向排出管（１３３）からなる。
ドライウエル（６）に溜まった気体を格納容器（４）の外側の地表（８１）に向けて排出するための装置である。放射性物質を含む気体を煙突から外界に放出すると、当該発電所から遠く離れた場所まで飛散してしまう。除染が困難になる。一方、本発明では、放射性物質を含む気体は、当該発電所内の地表（８１）に放出されるため、当該発電所内に留まる割合が高い。下向排出管（１３３）出口周辺に広い屋根を敷設すれば効果は一層高まる。
なお、炉心溶融していない段階では、大部分の核燃料集合体（１０）は健全であるから放射能漏洩は少ない。極端な言い方をすると、原子炉（１）内に水分がなくなれば原子炉（１）内や格納容器（４）内の圧力上昇は小さい。この後、炉心溶融が起こっても水素爆発や水蒸気爆発の威力は小さいものとなる。
注水管（１１０）から窒素ガスや炭酸ガスを注入し圧力平衡管（５０３）経由でドライウエル（６）にガスを注入すれば、格納容器内減圧装置によって除熱できる。
通常は、格納容器内は外界圧力よりも低くなるように保たれているから、外界の空気が格納容器（４）内に入ってくるのを気体逆止弁（１３１）で遮っているが、格納容器（４）内の圧力が外界圧力よりも高くなると動力無しで格納容器（４）内の気体は外界に放出される。本装置は動力や人の判断を使用することなく、格納容器内を減圧できる。
【００２６】
循環ポンプ電源切断装置は、循環ポンプモータ（３１）とモータ電源（３３）とを繋ぐ電源ケーブル（３２）を中操（９０）経由で敷設し、当該中操（９０）内部の電源ケーブル（３２）の途中に敷設した手動可能スイッチ（１５０）及びコンピュータ(300)からの警告を一定時間放置すると自動的に手動可能スイッチ（１５０）を切断にする遠隔スイッチ（１５２）及び循環ポンプ電源電流計（１５１）からなる。遠隔スイッチ（１５２）を擁した手動可能スイッチ（１５０）は、従来の技術の項で述べた安全弁（５４）のように外部信号により閉じることが出来る。イメージとしては家庭内分電盤の手動でも切断可能なバイメタルブレーカである。本発明では、バイメタルに電熱コイルを敷設して遠隔スイッチ（１５２）オンで通電すればバイメタルで電気を切断できる。スイッチ駆動力としては電磁式や空気式もある。
何らかの大事故が起これば、通常は、制御棒が緊急に挿入（スクラム）されて原子炉は停止する。しかし、何らかの事情でスクラムできない場合も考えられる。計器の異常で操作員はスクラム成功不成功を確認できるとは限らない。
通常は、冷却水循環ポンプ（３０）も自動的に停止する。しかし、何らかの事情で停止しないことも考えられる。計器の異常で操作員はポンプ停止を確認できるとは限らない。そこで、モータ電源（３３）を手動で遮断する。循環ポンプ電源電流計（１５１）ゼロ値で確認できるし、手動可能スイッチ（１５０）の状態を目視でも確認できる。場合によっては、操作員は手動可能スイッチ（１５０）切断をしないことも考えられるので、コンピュータ(300)は警告を発してから一定時間経過すると遠隔スイッチ（１５２）で自動的に遮断する。
たとえ、制御棒が原子炉に挿入されなくても冷却水循環ポンプ（３０）が停止すれば、冷却水の循環が悪くなり冷却不足に陥り、蒸気ボイドが増加し中性子減速材でもある水の量が減少して核分裂が抑制される。その結果、原子炉出力が低下する。短時間での炉心溶融を抑制できる。
【００２７】
緊急時支援装置は圧力容器内監視器及び格納容器内監視器及び前記監視器からの測定値をモデム(301)経由で取り込み演算処理する中操（９０）に備えしコンピュータ（３００）及び前記監視器毎の映像を映し記録する中操（９０）に備えし記録モニタ（２００）及び前記監視器毎の電源である中操（９０）に備えし機器電源（３１０）からなる。
記録モニタ（２００）は、映像を映し出すモニタ機能及び映像を記録保存するハードディスク等の外部記憶装置及び当該記録モニタ（２００）の映像記録を無線LAN接続USBメモリ(320)にコピーするための無線LAN金網を備えている。
コンピュータ（３００）は、圧力容器内監視器及び格納容器内監視器からの測定値を取り込み演算処理し、操作員に指令や状況説明やコメントを表示し、操作員を支援する。
図3に示すように、コンピュータ（３００）には無線LAN接続USBメモリ(320)が外部記憶用として無線LAN接続されている。無線LAN接続USBメモリ(320)は、常時コンピュータ（３００）の入出力をコピーする。当該無線LAN接続USBメモリ(320)は、中操（９０）内の操作員が常時首にかけておく。なお、256ギガバイトUSBメモリーは数万円で市販されている。
更に、コンピュータ（３００）には循環ポンプ電源電流計(151)の値に応じて赤及び青で示す標識が付帯している。更に、定検電動弁（５０１）の状態に応じて赤及び青で示す標識が付帯している。演算処理された結果やコメントや指令表示は表示画面に表示される。
圧力容器内監視器は、炉内検査器（１４０）及び記録モニタ（２００）及び機器電源（３１０）及び炉内監視器案内管（１７１）を貫通する炉内監視線（１７０）からなる。
図４に示すように、炉内検査器（１４０）は、炉心支持板（１１）を貫通している案内管端栓（１４３）を上端とするドライモニタ案内管（１４４）内に中性子検出器（１４５）及び内視鏡１（１４６）及び炉内温度計（１４７）を敷設している。当該炉内検査器（１４０）からの測定値は炉内監視線（１４１）でコンピュータ（３００）に送られ演算処理される。当該炉内検査器（１４０）からの映像は炉内監視線（１４１）で記録モニタ（２００）に映し出され記録される。
本図の右に詳細に示した内視鏡１（１４６）は、冷却水流入口（２２）近辺のチェレンコフの光を監視する時には、外部光源（６０３）を点灯しなくても確認できる。光景を光ケーブル（６０２）から測定値伝送ケーブル（１４８）経由で炉内監視線（１４１）から記録モニタ（２００）に送られる。
水が周囲になければ外部光源（６０３）を点灯し冷却水流入口（２２）近辺の制御棒案内管（２１）を観察することができる。
内視鏡１（１４６）を放射線から保護するために放射線遮蔽保護管（６０１）で覆い、更に、炉心部からの放射線を防ぐために放射線遮蔽庇（６０６）で覆う。
内視鏡１（１４６）を高温の水から保護するために透明保護窓（６０５）で前面を覆う。下部からの水流動による磨耗を防ぐために流動体遮蔽庇（６０７）を設ける。透明保護窓（６０５）にピン窪み（６０４）を開けておけば、窓が曇ってもピンホール効果で風景を見ることが出来る。窓の材料としては、中性子吸収材であるユーロピウム（Eu2O3）を添加した１酸化ケイ素（SiO）が有効である。
原子炉圧力容器壁（７０）の底部から下はモニタハウジング（４３）と呼ばれていて、測定値伝送ケーブル（１４８）と炉内監視線（１４１）との接続を容易にするため伝送ケーブル接続１（４４）と伝送ケーブル接続２（４５）とで結合している。
【００２８】
図2に示すように、格納容器内監視器は、格納容器（４）内壁表面に設置した炉容器検査器（１８０）及び中操（９０）に備えし記録モニタ（２００）及び中操（９０）に備えし機器電源（３１０）及び炉容器監視線案内管（１８２）を貫通する炉容器監視線（１８１）及び核燃料集合体（１０）頭部相当高さ部の原子炉圧力容器壁（７０）に敷設したマーカ（１９０）からなる。
当該炉容器検査器（１８０）は、中性子検出器及びガンマ線検出器及び非接触型温度計及びテレビカメラからなる。当該炉容器検査器（１８０）からの測定値は炉容器監視線（１８１）でコンピュータ（３００）に送られ演算処理される。
なお、中性子検出器として、高速中性子検出器及び熱中性子検出器の両方を備えれば、通常時における (（高速中性子検出器計測値）/  (熱中性子検出器計測値) )対して、異常時の(（高速中性子検出器計測値）/ (熱中性子検出器計測値) )が大きければ、マーカ（１９０）付近である核燃料集合体（１０）頭部相当高さ部に液体の水が少なくなったということが判る。
中性子検出器やガンマ線検出器の計測値が、急激に下がればスクラムが成功して原子炉出力が下がったことが判る。
スクラムから間をおいて、マーカ（１９０）付近である核燃料集合体（１０）頭部相当高さ部の中性子検出器やガンマ線検出器の計測値が更に急激に下がれば、核燃料集合体（１０）頭部相当高さ部が崩落した可能性を知ることが出来る。
上記知見により躊躇無く、格納容器（４）内に淡水や海水を注入する決断ができる。格納容器（４）が大きく損傷しなければ、事態が落ち着いて以降の長期間放射能漏洩は抑制できる。
BWRに装荷される核燃料集合体（１０）に含有する核分裂性物質（ウラン235）の割合は５％程度であるから、淡水や海水が核燃料集合体（１０）周辺に浸水し再臨界になったとしても大きな発熱が生じることはない。臨界イコール爆発ではない。発熱が生じるくらいに出力が上昇したとしても、ドップラー効果で連鎖反応が抑制されるし、蒸気ボイドが発生して出力が下がり発熱が減る。
逆に、淡水や海水がなくなったとしても、中性子漏洩が大きくなることやドップラー効果で連鎖反応が抑制される。
核燃料が全部溶融して液状になっても、液状に平たく広がることにより核燃料の表面積が増大して中性子漏洩が極端に大きくなり、未臨界になる。
中操（９０）から格納容器（４）内に貫通させたロボット搬入管（１６１）は、事態が定着した時点でロボットを格納容器（４）内に進入させるために敷設した。
【００２９】
図６は、図２に示した蒸気逆止弁（５０２）は削除してその代わりに採用する浮袋型栓の概観図である。
給水配管（１５）の約70気圧の未飽和水が水プールに逆流するのを、落水管（５００）に敷設した浮袋型栓で遮断する。
浮袋型栓は、ヘリウム等の気体や多孔質炭素や粒状ポリエチレンを内封した浮袋（７０４）及び当該浮袋（７０４）の上部に固着した栓（７０２）からなる。
なお、浮袋型栓は、落下防止篭（７０５）の中に収められている。
浮力及び原子炉下部プレナム(73)内圧力よりも高い給水配管（１５）の圧力が、水プール内のホウ酸水（１０５）の水頭圧よりも高ければ落水しない。
主蒸気配管（１３）の破損等により原子炉（１）内の圧力が下がり原子炉下部プレナム(73)圧力が下がれば給水配管（１５）の圧力も下がり、浮袋型栓が落下して、水プールのホウ酸水（１０５）が給水配管（１５）内を通って原子炉（１）に落水する。
【実施例２】
【００３０】
実施例１では不測事態での炉心溶融抑制の装備を示した。ここ、実施例２では格納容器（４）と中操（９０）は残っている程度の不測事態での中操（９０）内にいる操作員のための原子炉支援方法である。実施例１の装備をしてもなお炉心溶融してしまいそうな所まで支援する。
なお、支援の途中で炉心溶融が起こらずに収まった時点で支援装置を解除する。本店や各方面に収まった旨を連絡する。ただし、1日程度は注意を怠らないことを添えて連絡する。一般住宅街での消防員は、住宅がボヤを出して鎮火しても1日程度は見張っている。
コンピュータ(３００)に測定器からの測定量及び携帯電話画像を常時入力する。
図４、図５、図6は本発明の不測事態対応支援装置のコンピュータ（３００）が内蔵するソフトウエアーを示すフローチャートである。
なお、「コンピュータ（３００）が内蔵するソフトウエアー」を短縮して、以後「ソフト」とする。「操作員がキーボードからYesをキー入力」を短縮して「Yesキー入力」とする。
【００３１】
ステップ１；計算の開始。
測定量をコンピュータ(３００)に入力開始。
次のステップに進む。
ステップ２；演算に使用する条件設定値の入力。
N10:炉内検査器（１４０）からの炉内中性子束レベルスクラム認定値。
N20: 炉容器検査器（１８０）による圧力容器マーカ（１９０）部の炉外中性子束レベルスクラム認定値。
TP0:圧力容器マーカ部の炉心溶融接近温度。例えば３００℃。
TPM:圧力容器マーカ部の炉心溶融判断温度。例えば４００℃。
次のステップに進む。
ステップ３；ソフトの初期化。
N1: 炉内検査器（１４０）からの炉内中性子束レベル値。N1=0としておく。
N2: 炉容器検査器（１８０）による圧力容器マーカ（１９０）部の炉外中性子束レベル値。N2=0としておく。
I: 循環ポンプ電源電流値。ゼロとしておく。
TPC:マーカ部圧力容器壁温度。例えば正常運転時では２８０℃。TPC =0としておく。
次のステップに進む。
ステップ4；
ソフトが、原子炉出力運転に先立って以下のことを操作員に確認させるための表示をする。
格納容器（４）の開口部が全て閉じて格納容器（４）が隔離されたことを携帯電話画像受信で確認せよと表示する（重要な案件に対しては、発電所員の言葉には頼らずに客観的証拠物件（写真）で確認）。
炉内及び炉外様子を映す記録モニタ（２００）映像画面の表示開始。
定検電動弁(501)を閉鎖せよ表示する。
定検電動弁(501)が閉鎖されると定検電動弁閉鎖標識を赤点滅にする。定検電動弁(501) 開閉状態信号は炉容器視器線（１８１）を介してコンピュータ（３００）に送られる。当該定検電動弁閉鎖に係る標識はコンピュータ（３００）に接続されている。
注水管(110)から水プールへの注水を注水流量計（１１２）またはプール内視鏡(504)で確認せよと表示する。
水プールのホウ酸水（１０５）が定格水位に到達すると定検電動弁(501) 閉鎖の標識を赤点灯連続にする。プール内視鏡(504)で確認せよ指令。
循環ポンプ電源電流計（１５１）が正値になると循環ポンプ電源電流計正標識を青点滅する。
循環ポンプ電源電流計（１５１）数値は遠隔スイッチ線（１５３）を介してコンピュータ（３００）に送られる。当該循環ポンプ電源電流計に係る標識はコンピュータ（３００）に接続され制御される。
Yesキー入力まで待機する。
ステップ5；
Yesキー入力を受け付ける。
ソフトが原子炉出力上昇開始許可及び時刻を表示する。
定検電動弁(501)を開放せよ表示する。
定検電動弁(501)が開放されると定検電動弁開放標識を青点灯連続にする（操作員に緊急冷却装置の作動準備が完了したことを知らせる）。
循環ポンプ電源電流計正標識を青連続点灯にする。
キーボードからのYesキー入力で次のステップに進む。
ステップ６；
操作員が予測しない異常を察知するまで待機し、察知したら直ちにYesキー入力せよと画面一杯の文字サイズで表示する。
ステップ７；
Yesキー入力を受け付ける。
何十年に1回起こるような事態に対するマニュアルが予め用意されていても、とっさにはマニュアルを見ての対応は難しい。そこで、具体的な指令（指示では弱い）を表示してやる必要がある。
操作員が首に下げている無線LAN接続USBメモリ（３２０）にコンピュータ(300)の入出力をコピーする。
隣接原子炉に工事中止及び格納容器隔離を伝達せよ指令表示。
記録モニタ（２００）映像が記録されると、直ちに、操作員が首に下げている無線LAN接続USBメモリ（３２０）に当該記録のコピーが開始される。
炉内中性子束レベルN1を表示すると共にコンピュータ(300)に入力開始。      
炉外中性子束レベルN2を表示すると共にコンピュータ(300)に入力開始。      
全電源喪失想定せよとの指令表示をする。
制御棒（２０）を操作する諸機器の多くは、格納容器（４）の外に敷設されているため、本当に作動したかどうか確かめ難い。そこで、循環ポンプ電源を止めて出力低下を確実なものにする。
循環ポンプ電源を手動で切断せよとの点滅表示をする。
ソフトにより、循環ポンプ電源電流計正標識の青色を消灯し、循環ポンプ電源電流計注視赤標識を点滅する。
循環ポンプ電源に係る手動可能スイッチ（１５０）の切断を目視で確認せよとの指令表示をする。
循環ポンプ電源電流計ゼロを目視確認せよとの指令表示をする。
循環ポンプ停止によりボイド増加し出力低下すると表示する。なお、核分裂生成物であるキセノンの作用により数時間は出力が下がり続ける。
コンピュータが内蔵するストップウオッチ機能を作動させ、Dt1経過すると循環ポンプ電源スイッチ切断信号を遠隔スイッチ（１５２）に送ると共に自動的にUKキー入力があったとみなす。
Dt1（10分）以内にYesまたはUKキー入力指令表示。
ステップ８；
Yesキー入力を受け付けると循環ポンプ電源電流計注視標識の赤点滅を赤点灯連続する。
循環ポンプ電源切断完了表示をする。
UK入力を受けると循環ポンプ電源切断不明故、循環ポンプ電源に係る手動可能スイッチ（１５０）の切断を再度確認せよ表示。
ステップ９；
以下の演算をして原子炉に制御棒が挿入されたかどうかの判断をする。
炉内中性子束レベルN1が炉内中性子束レベルスクラム認定値N10よりも小さく、かつ、炉外中性子束レベルN2も炉外中性子束レベルスクラム認定値N20よりも小さいと、コンピュータがスクラム成功と判断しステップ10-1に進みスクラムと表示する。ゼロ出力と表示する。
N1がN10よりも大きいまたはN2がN20よりも大きいと、コンピュータがスクラム失敗と判断しステップ10-2に進みスクラム失敗と点滅表示する。循環ポンプ停止により出力は低下していると表示する。
ステップ１１；
スクラム成功失敗に係らず、冷温停止状態になるまで油断するなと表示する。
内主蒸気隔離弁(51)開閉不明なるも放置せよとの指令表示をする。
外主蒸気隔離弁(52)開閉不明なるも放置せよとの指令表示をする。
SRV(54)開閉不明なるも放置せよとの指令表示をする。
弁が開いているなら蒸気が原子炉（１）から流出して原子炉を冷却する。弁が閉じているなら原子炉に水が封入されていて冷却があるか、やがては主蒸気配管(13)が破れて蒸気が原子炉から流出して原子炉を冷却する。
次のステップに進む。
ステップ１２；
緊急時冷却装置が作動中故、崩壊熱除去３日間可能だから安心せよとの表示をする。
原子炉容器接続配管（例えば主蒸気配管）が破断すると原子炉内圧力が低下する。閉じていた流体逆止弁（５０２）が開く。
水プールのホウ酸水（１０５）の水頭により、ホウ酸水が落水管（５００）を通って原子炉上部プレナム（７２）に落水する。落水した水は、原子炉下部プレナム（７３）に充満している高温蒸気と混じり大量の低温蒸気となり、核燃料を冷却する。大量の低温蒸気は核燃料から受熱して高温蒸気となって破断口からドライウエル（６）または格納容器（４）外に出て行く。
蒸気冷却があれば核燃料の健全性は損なわれても大規模炉心溶融には至らない。炉心に液体の水が殆どなくなり大部分が蒸気なら、スクラム失敗し炉心が臨界状態になっても炉心外への中性子漏洩が大きいため、核分裂反応は著しく低下し出力は急激に下がる（こうなるように設計されているのが現行軽水炉である。再臨界が話題になるが、それはナトリウム冷却高速炉での話しである場合が多い。ただ、高速炉ではそれなりの対策が取られている筈である）。
原子炉容器接続配管が破断し、格納容器内へ蒸気が排出するも放置せよとの指令表示をする。
破断の結果、原子炉内圧力低下、温度低下するも放置せよとの指令表示をする。
原子炉容器内は低圧高温になろうとも放置せよとの表示をする。
要は、操作員は何もしなくてよい。安心して体力・神経の温存を図らせる。
次のステップに進む。
ステップ１３；
格納容器(4)内の気体及び蒸気は気体降下管（130）を通って下向排出管（133）から地表(81)に排出されるとの表示をする。
放射性物質は敷地内に留まり、敷地外への拡散は少ないとの表示をする。
敷地外へ放射性物質が若干漏洩したことに対するマスコミからの批判は、本店原子力技術関連副社長が対応するから心配するなと表示する。
格納容器内圧力は常時は負圧故、増加するも放置指令表示。
次のステップに進む。
ステップ１４；
本店への定時繰り返し接続試みで連絡が付いたら、本店への要請事項の表示。（本店からの指示を受けることは極力避ける。後日、会社組織犯罪と取られることを警戒する）。
プール固定壁(107)を淡水または海水または冷風で冷却せよ指令表示。（ドライウエル（６）の蒸気が圧力平衡管（５０３）を通って水プールで凝縮されて液体の水になり、給水配管（１５）から原子炉に入ることを期待する）。
注水管(110)から淡水または海水を追加せよ指令表示。
淡水源または海水源確保指令。
延長ケーブル・接続端子・交直変換器・部品携行指令表示。
不明部品は他炉の本体から解体携行指令表示。
近辺にヘリコプター着地指令。ヘリコプターエンジンによる発電から送電指令表示。（ヘリコプタの借り上契約書交換。飛行士退避帰還）。
マウンテンバイク・キャタピラ車・電源車・乗用車といった車の車進入道路確認指令表示。
車進入道路の確保指令表示。
車積載貨物蓄電池及び車のエンジンによる発電から送電指令表示。（車の借り上契約書交換。運転手退避帰還）。
水陸両用艇・潜水艇の積載貨物蓄電池及び艇のエンジンによる発電から送電指令表示。
電池・延長ケーブル・作業員等物資の点々落下傘投下指令表示（原子炉に近づき難いだろうから、周辺のあちこちに作業員等物資を重複して送る。風向き変化を考慮して東西南北に拠点確保）。
近隣一般人への対応は自衛隊・海上保安庁・消防・警察等行政に要請することと表示する（発電所内のことは当該電力及び全電力で対処）。
内閣対応は本店原子力副社長対応を請願し、現地は事象対応専念し冷静行動表示。
次のステップに進む。
ステップ１５；
記録モニタ(200)で監視し続けよとの指令を表示する。
温度、水状況、放射線を監視し続けよとの指令表示。
プール内視鏡（５０４）から水プール内監視せよとの指令を表示する。
次のステップに進む。
ステップ１６；
（外部光源無しで冷却水流入口周辺のチェレンコフの光の状態による水の状態及び外部光源を点灯しての冷却水流入口周辺の見え具合から水の状態を操作員が判断するのを支援する。）
外部光源無しだが冷却水流入口周辺背景色ハッキリ青い光が見えるか？
と操作員に問う。
操作員が冷却水流入口周辺背景色ハッキリ青い光が見えたならYesキー入力せよ表示する。Yesキー入力するとステップ１７−１に進む。
背景色時折の薄青なら蒸気有りだが崩壊熱除去は不十分であるからNoキー入力せよ表示する。Noキー入力するとステップ１７−２に進む。
下部が青いなら水は圧力容器底部であるから崩壊熱除去は不十分であるからNoキー入力せよ表示する。Noキー入力するとステップ１７−２に進む。
ステップ１７−１；
外部光源無しだが冷却水流入口周辺背景色ハッキリ青い光が見えるということはチェレンコフの光が十分あるということだから、冷却水流入口周辺に液体の水があり、少なくとも炉心には蒸気流が有って除熱できている。
ステップ１６に戻る。
ステップ１７−２；
外部光源を点灯したら冷却水流入口周辺が鮮明に見え出したか？とコンピュータが問いかける。
Yesキー入力でステップ18-1に進む。
Noキー入力でステップ18-2に進む。
ステップ１８−１；
（チェレンコフの光が不十分で、かつ外部光源を点灯したら冷却水流入口部が鮮明に見え出したということは、液体の水も気体の蒸気も少ないということであるから、炉心流量は無いことになる）
炉心流量無と表示し、ステッップ１９に進む。
ステップ１８−２；
（チェレンコフの光が不十分で、外部光源を点灯しても冷却水流入口部が鮮明に見えなかったということは、液体の水も気体の蒸気もどうなっているか判らないということであるから、炉心内に水の有無不明ということになる）
炉心内に水の有無不明と表示し、ステッップ１９に進む。
ステップ１９；
炉心溶融の恐れを表示する。
ステッップ２０に進む。
ステップ２０；
格納容器内監視装置の炉容器検査器（１８０）の非接触型温度計によるマーカ（１９０）部の圧力容器壁温度TPCが炉心溶融接近温度TP0よりも低く炉心溶融に至らないとコンピュータ(300)がソフトにより判断するとステッップ１６に戻る。
TPCがTP0よりも高く炉心溶融に近いことをコンピュータ(300)がソフトにより判断するとステッップ２１に進み炉心溶融接近を知らせる。
ステップ２１；
炉心溶融接近及びTPC及びTP0を表示し、
ステッップ２２に進む。
ステップ２２；
炉容器検査器（１８０）の非接触型温度計によるマーカ（１９０）部の圧力容器壁温度TPCが1部炉心溶融恐れ判断温度TPMよりも低く炉心溶融に至らないとコンピュータ(300)が内蔵するソフトにより判断するとステッップ２０に戻る。
TPCがTPM よりも高く1部炉心溶融恐れだとコンピュータ(300)が内蔵するソフトにより判断するとステッップ２３に進み1部炉心溶融恐れを知らせる。
ステップ２３；
炉心溶融及びTPC及びTPMを表示する。
核燃料分散により再臨界無く、再臨界しても出力上昇少ない表示。
スクラムせずとも制御棒は圧力容器内の大部分の核燃料近辺に有表示。
中操残留者は、無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携帯のまま酸素ボンベ（放射線防護服）を装着するよう指令表示する。
非残留者は無線LAN接続USBメモリ（３２０）を携行して中操（９０）から退去するようにとの指令を表示する。（放射線防護服は重いから退避速度鈍る）。
中操(90)外の者にロボット進入管(161)から格納容器（４）内に海水または外気注入せよ、注水管(110)からは水プールに海水または外気注入せよ指令表示。
海水または外気注入困難であれば注水管(110)上部切断して外気注入せよ指令表示。
水プールに注入された海水または外気は圧力平衡管（５０３）から格納容器（４）内に入り、格納容器（４）内を冷やす。間接的に原子炉（１）を冷やすことができる。格納容器（４）内部の給水配管（１５）が健全なら落水管（５００）から給水配管（１５）を通って原子炉（１）を冷やすことができる。
ステップ２４に進む。
ステップ２４；
中操残留者自己判断で退避せよ指令表示。（しかし、放射線等は中操内に比べて中操外の方が強いから、外界から助けが来るまで留まっていたほうが良い）。
これで終了。
【産業上の利用可能性】
【００３２】
どの程度考慮するかは、リスクのある火力（燃料調達、人身事故処理）自家発電設備（太陽光は高コスト低信頼）を持ちたがらない製造業者や家庭に対して規制当局が原子力発電の有ることのメリット・デメリットと無いことのメリット・デメリットをどのように考えるかによると共に、リスクを極力避けるべき原子力発電所の所有者がコストパフォーマンスをどのように考えるかによる。ちなみに、製造物責任者法には触れないのであろう事務ソフトでは、リスクを取るのは売る側ではなく、買う側である。リスクを取ることに同意した者のみが買って使える。
【図面の簡単な説明】
【００３３】
【図１】従来のBWRの原子炉（１）近辺を詳細に示した図。
【図２】本発明の不測事態対応システムを装備したBWRの概観図。
【図３】外部記憶用としてUSBメモリを無線LAN接続したコンピュータ（３００）周辺部の外観。
【図４】炉内検査器（１４０）の概観図。
【図５】浮袋型栓概観図。
【図６】本発明の支援装置のコンピュータ(300)のソフトウェアーを示すフローチャート。
【図７】図6の続き。
【図８】図７の続き。
【符号の説明】
【００３４】
1は原子炉。
2は格納容器壁。
3は基礎。
4は格納容器。
5はサプレッションプール。
6はドライウエル。
１０は核燃料集合体。
１１は炉心支持板。
１2は原子炉上下プレナム仕切板。
１３は主蒸気配管。
１５は給水配管。
１７は置場底。
１８は使用済燃料貯蔵プール。
１９は検査時機器置場。
２０は制御棒。
２１は制御棒案内管。
２２は冷却水流入口。
３０は冷却水循環ポンプ。
３１は循環ポンプモータ。
３２は電源ケーブル。
３３はモータ電源。
４０はSRNM。
４３はモニタハウジング。
４４は伝送ケーブル接続１。
４５は伝送ケーブル接続２．
５１は内側隔離弁。
５２は外側隔離弁。
５４はSRV。
7０は原子炉圧力容器壁。
7１はシュラウド。
7２は原子炉上部プレナム。
7３は原子炉下部プレナム。
8０は原子炉建屋壁。
８１は地表。
9０は中操。
１０５はホウ酸水。
１０６はプール上蓋。
１０７はプール固定壁。
１１０は注水管。
１１１は注水逆止弁。
１１２は注水流量計。
１３０は気体降下管。
１３1は気体逆止弁。
１３２は降下管フィルタ。
１３３は下向排出管。
１４０は炉内検査器。
１４１は炉内監視器線。
１４２は炉内監視器線案内管。
１４３は案内管端栓。
１４４はドライモニタ案内管。
１４５は中性子検出器。
１４６は内視鏡１。
１４７は炉内温度計。
１４８は測定値伝送ケーブル。
１５０は手動可能スイッチ。
１５１は循環ポンプ電源電流計。
１５２は遠隔スイッチ。
１５３は遠隔スイッチ線。
１６１はロボット進入管。
１８０は炉容器検査器。
１８１は炉容器監視器線。
１８２は炉容器監視器線案内管。
１９０はマーカ。
２００は記録モニタ。
３００はコンピュータ。
３０１はモデム。
３１０は機器電源。
３２０は無線LAN接続USBメモリ。
５００は落水管。
５０１は定検電動弁。
５０２は流体逆止弁。
５０３は圧力平衡管。
５０４はプール内視鏡。
６０１は放射線遮蔽保護管。
６０２は光ケーブル。
６０３は外部光源。
６０４はピン窪み。
６０５は透明保護窓。
６０６は放射線遮蔽庇。
６０７は流動体遮蔽庇。
７０１は管台。
７０２は落下防止格子。
７０３は栓。
７０４は浮袋。
【図１】
2014038029.tif 000003
【図２】
2014038029.tif 000004
【図３】
2014038029.tif 000005
【図４】
2014038029.tif 000006
【図５】
2014038029.tif 000007
【図６】
2014038029.tif 000008
【図７】
2014038029.tif 000009
【図８】
2014038029.tif 000010