"胴体内に伝熱管を設置した復水器と、前記伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を前記伝熱管に導く蒸気供給管と、前記伝熱管の出口に連絡されて前記伝熱管から排出された凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、前記蒸気供給管に設けられて原子炉隔離時に開く第1開閉弁と、前記凝縮水排出管に設けられて原子炉隔離時に開く第2開閉弁と、前記胴体に接続されて前記胴体内で前記伝熱管の外側に存在する内部領域に連絡され、注水弁が設けられた注水管と、前記胴体に接続されて前記内部領域に連絡され、排水弁が設けられた排水管と、制御装置とを備え、前記制御装置が、前記原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を制御して前記内部領域における水位を調節することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。前記制御装置が、前記温度計で測定した温度に基づいて温度変化率を求め、目標温度変化率と前記求められた温度変化率の偏差である温度変化率偏差を求め、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記温度変化率偏差が0よりも大きいときに前記注水弁の開度を増加して前記排水弁の開度を減少し、前記温度変化率偏差が0よりも小さいときに前記注水弁の開度を減少して前記排水弁の開度を増加する請求項1に記載の原子炉隔離時冷却装置。前記制御装置が、原子炉隔離時の経過時間に対応する崩壊熱を算出し、算出された崩壊熱を除熱するのに必要な前記伝熱管の伝熱面積を求め、前記求められた伝熱面積、及び前記胴体に設けられた水位計で計測される前記内部領域の水位に基づいて目標水位を求め、前記目標水位と前記水位計で測定された水位の偏差である第2水位偏差によって、前記温度変化率偏差に対応する第1水位偏差を補正し、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記補正された第1水位偏差に基づいて前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を調節する請求項2に記載の原子炉隔離時冷却装置。胴体内に伝熱管を設置した復水器と、前記伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を前記伝熱管に導く蒸気供給管と、前記伝熱管の出口に連絡されて前記伝熱管から排出された凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、前記蒸気供給管に設けられて原子炉隔離時に開く第1開閉弁と、前記凝縮水排出管に設けられて原子炉隔離時に開く第2開閉弁と、前記胴体に接続されて前記胴体内で前記伝熱管の外側に存在する内部領域に連絡され、注水弁が設けられた注水管と、前記胴体に接続されて前記内部領域に連絡され、排水弁が設けられた排水管とを備えた原子炉隔離時冷却装置の制御方法であって、前記原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を制御して前記内部領域における水位を調節することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置の制御方法。前記温度計で測定した温度に基づいて温度変化率を求め、目標温度変化率と前記求められた温度変化率の偏差である温度変化率偏差を求め、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記温度変化率偏差が0よりも大きいときに前記注水弁の開度を増加して前記排水弁の開度を減少し、前記温度変化率偏差が0よりも小さいときに前記注水弁の開度を減少して前記排水弁の開度を増加する請求項4に記載の原子炉隔離時冷却装置の制御方法。原子炉隔離時の経過時間に対応する崩壊熱を算出し、算出された崩壊熱を除熱するのに必要な前記伝熱管の伝熱面積を求め、前記求められた伝熱面積、及び前記胴体に設けられた水位計で計測される前記内部領域の水位に基づいて目標水位を求め、前記目標水位と前記水位計で測定された水位の偏差である第2水位偏差によって、前記温度変化率偏差に対応する第1水位偏差を補正し、前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度制御において、前記補正された第1水位偏差に基づいて前記注水弁及び前記排水弁のそれぞれの開度を調節する請求項5に記載の原子炉隔離時冷却装置の制御方法。特開2011-174774号公報では、原子炉隔離時において原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気を凝縮する復水器の伝熱管内の水位を調節して復水器の除熱性能を調節している。しかしながら、原子炉の隔離が生じた時点では、その復水器の伝熱管内には蒸気の凝縮水が溜まっていない場合は、調整弁を閉じて伝熱管内に凝縮水が溜まるのを或る時間待つ必要がある。原子炉圧力容器から復水器の伝熱管内に導かれた蒸気の凝縮により生成された凝縮水は、伝熱管から戻り配管内に流出し、例えば、全閉にされた調整弁の設置位置から戻り配管内に溜まり始める。やがて、戻り配管内に溜まった凝縮水の水位が、上昇して伝熱管内に達する。このように、戻り配管内に溜まった凝縮水の水位が伝熱管内に達するまでに時間を要し、この間、伝熱管内の水位に基づいて調整弁の開度を制御することができない。もし、その間に、調整弁の開度を増大させると、戻り配管内の凝縮水の水位が伝熱管内に達する前に、戻り配管内の凝縮水の水位が低下する恐れもある。また、原子炉隔離を開始した後、調整弁の開度を少し開けて、凝縮水を調整弁を通して原子炉圧力容器内に戻しながら調整弁よりも上流で戻り配管内に凝縮水を溜めることも考えられる。このように、調整弁の開度を少し開けて凝縮水を調整弁から流出しながら調整弁の上流で戻り配管内に凝縮水を溜める場合には、調整弁を全閉にする場合に比べて伝熱管内まで凝縮水の水位が上昇するために要する時間がさらに長くなる。このため、特開2011-174774号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置では、原子炉が隔離状態になって伝熱管内に凝縮水が溜まるまで待つ間、原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができない。本発明の目的は、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる原子炉隔離時冷却装置及び原子炉隔離時冷却装置の制御方法を提供することにある。上記した目的を達成する本発明の特徴は、胴体内に伝熱管を設置した復水器と、伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を伝熱管に導く蒸気供給管と、伝熱管の出口に連絡されて伝熱管から排出された凝縮水を原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、蒸気供給管に設けられて原子炉隔離時に開く第1開閉弁と、凝縮水排出管に設けられて原子炉隔離時に開く第2開閉弁と、胴体に接続されて胴体内で伝熱管の外側に存在する内部領域に連絡され、注水弁が設けられた注水管と、胴体に接続されてその内部領域に連絡され、排水弁が設けられた排水管と、制御装置とを備え、その制御装置が、原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、注水弁及び排水弁のそれぞれの開度を制御して復水器の内部領域における水位を調節することにある。原子炉圧力容器に設けられた温度計で測定した温度に基づいて、注水弁及び排水弁のそれぞれの開度を制御して復水器の内部領域における水位を調節するので、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる。本発明によれば、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる。本発明の実施例を以下に説明する。本発明の好適な一実施例である実施例1の原子炉隔離時冷却装置を、図1及び図2を用いて説明する。本実施例の原子炉隔離時冷却装置5を、図1を用いて説明する。まず、原子炉隔離時冷却装置5が適用される沸騰水型原子力プラントを説明する。この沸騰水型原子力プラントは、炉心を内蔵する原子炉圧力容器1及び主蒸気隔離弁3を設けた主蒸気配管2を有する。主蒸気配管2は原子炉圧力容器1に接続される。原子炉隔離時冷却装置5は、伝熱管7を胴体8内に設置した復水器6、水位計10、蒸気供給管11、凝縮水戻り管凝縮水排出管13、注水弁18、排水弁19、注水管20、排水管21及び制御装置22を備えている。蒸気供給管11が、主蒸気隔離弁3の上流で主蒸気配管2に接続され、さらに、復水器6の伝熱管7の入口部に接続される。この伝熱管7の出口部に接続された凝縮水戻り管13が、原子炉圧力容器1に接続される。開閉弁4が蒸気供給管11に設けられ、開閉弁14が凝縮水戻り管13に設けられる。復水器6の胴体8に接続された注水管20が、注水タンク16に接続される。注水ポンプ17及び注水弁18が注水管20に設けられる。排水弁19が取り付けられた排水管21が、復水器6の胴体8の底部に接続され、そして、注水タンク16に接続される。胴体8内の領域9の水位を測定する水位計10が胴体8に取り付けられ、温度計15が原子炉圧力容器1に取り付けられる。水位計10及び温度計15が制御装置22にそれぞれ接続される。制御装置22は、注水弁18及び排水弁19にも接続される。沸騰水型原子力プラントは、1つの運転サイクルでの運転が終了すると、原子炉圧力容器1内の炉心に制御棒が挿入されて運転が停止される。沸騰水型原子力プラントの運転停止後に、何らかの原因で主蒸気隔離弁3が閉じられたとき、開閉弁4及び14が開放される。制御装置22が、原子炉圧力高信号が所定時間継続したときに原子炉隔離状態であると判定し、開閉弁4及び14を開く。原子炉隔離状態になったとき、手動により開閉弁4及び14を開いてもよい。原子炉圧力容器1内の炉心で核燃料物質の崩壊熱により発生した蒸気は、主蒸気配管2及び蒸気供給管11を通って復水器6の伝熱管7内に導かれる。伝熱管7内の蒸気は、伝熱管7の外側で胴体8内に存在する領域内部領域9内の水によって凝縮され、凝縮水になる。この凝縮水は、伝熱管7から凝縮水戻り管13内に排出され、原子炉圧力容器1に戻される。原子炉隔離時において、胴体8内の水は、伝熱管7内に導かれた蒸気を凝縮することによって加熱されて蒸発し、蒸気になって胴体8に接続されたベント管12を通して外部に放出される。このため、領域9内の水が減少し、領域9の水位が低下する。水位計10で計測された水位が制御装置22に入力される。制御装置22は、水位計10から出力された水位計測値に基づいて、領域9の水位が後述の目標水位になるように注水弁18の開度を増大させる。注入弁18の開度制御によって、注水タンク16から注水管20を通って胴体8内の領域9に供給される水の供給量を調節し、伝熱管7内の蒸気の凝縮による、領域9内の水の蒸発量を補償することができる。このため、領域9の水位を目標水位に保持することができる。原子炉隔離時における、原子炉圧力容器1内に設置された炉内構造物の急激な温度変化による損傷を防止するために、原子炉圧力容器1内の除熱度合いを、制限値以上に急激な温度低下が生じないように調整する必要がある。このため、原子炉圧力容器1内の温度を温度計15で計測し、制御装置22がこの温度計測値に基づいて温度変化率を算出し、算出した温度変化率と制御装置22内に予め設定されている目標温度変化率との偏差を求め、得られたこの偏差により領域9における第1水位偏差を求める。また、制御装置22は、沸騰水型原子力プラントの停止からの経過時間に基づいて求めた崩壊熱を算出し、この崩壊熱に基づいて復水器6において除熱に必要な伝熱管7の伝熱面積を求めて領域9における目標水位を求め、現時点における水位計10で計測した領域9内の水位と目標水位の偏差である第2水位偏差を求める。そして、制御装置22は、第1水位偏差と第2水位偏差の加算値に基づいて、注水弁18及び排水弁19のそれぞれの開度を調節する。本質的には、温度計15の測定値に基づいて算出した温度変化率が制御装置22に予め設定されている目標温度変化率よりも大きい場合には、制御装置22は注水弁18の開度を小さくして排水弁19の開度を大きくし、領域9の水位を低下させて復水器6の、領域9内の水と熱交換を行う伝熱面積を減少させる。これにより、復水器6の除熱性能が低下し、原子炉圧力容器1内の温度変化率が小さくなる。温度計15の測定値に基づいて算出した温度変化率が目標温度変化率よりも小さい場合には、制御装置22は注水弁18の開度を大きくして排水弁19の開度を小さくし、領域9の水位を上昇させて復水器6の、領域9内の水と熱交換を行う伝熱面積を増加させる。これにより、復水器6の除熱性能が増大し、原子炉圧力容器1内の温度変化率が大きくなる。このように、本実施例は、温度計15の測定値に基づいて算出した温度変化率及び目標温度変化率に基づいて復水器6の領域9内の水位を調節するので、特開2011-174774号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置のように、復水器の伝熱管内に凝縮水が溜まるのを待つ必要がなく、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度変化率を調節することができる。制御装置22で実施される制御の具体的な内容を、図2を用いて説明する。沸騰水型原子力プラントの運転停止時における原子炉隔離時において、原子炉隔離時冷却装置が起動されるステップS1。開閉弁4及び14が開いて原子炉圧力容器1内で崩壊熱により発生した蒸気が、蒸気供給管11を通って復水器6の伝熱管7内に導かれて凝縮される。蒸気の凝縮で生成された凝縮水は、伝熱管7から凝縮水戻り管13を通って原子炉圧力容器1に戻される。温度変化率を算出するステップS2。温度計15で測定された原子炉圧力容器1内の温度が、制御装置22に入力される。制御装置22がこの温度測定値に基づいて原子炉圧力容器1内の温度変化率を算出する。算出された温度変化率と目標温度変化率の偏差を算出するステップS3。目標温度変化率は制御装置22に予め格納されている。制御装置22が、目標温度変化率から算出温度変化率を引いて温度変化率偏差を求める。温度変化率偏差に基づいて第1水位偏差を算出するステップS4。温度変化率偏差と復水器6の領域9における水偏差は、図3に示す関係を有している。温度変化率偏差に対する復水器6の領域9における水位偏差の変化を示す特性図3参照を用いて、制御装置22が、ステップS3で算出された温度変化率偏差に対する第1水位偏差を求める。第1水位偏差は、算出温度変化率を用いて求めた水位要求信号である。原子炉圧力容器内の炉心で発生する崩壊熱を算出するステップS5。制御装置22が、沸騰水型原子力プラントの停止からの経過時間に基づいて上記した崩壊熱を算出する。崩壊熱の除熱に必要な伝熱面積を算出するステップS6。制御装置22が、算出した崩壊熱に基づいて、復水器6で崩壊熱を除去するために必要な領域9内の水と接触する伝熱管7の伝熱面積を算出する。目標水位を決定するステップS7。制御装置22が、ステップS6で算出された伝熱面積に基づいて目標水位を算出する。目標水位は、例えば、以下のようにして算出することができる。復水器6の胴体8内の水位が復水器6に設置された伝熱管7の下端に位置しているとき全伝熱管7が全露出状態であるときの水位を、水位の基準点とする。胴体8内の水位が基準点に位置するときには、全伝熱管7が露出状態であって領域9内の水に接触する伝熱管7の伝熱面積が0であるために、伝熱管7内に流入した蒸気と領域9内の水との熱交換が行われず、復水器6の熱交換量は0である。一方、全伝熱管7が領域9内の水に完全に水没した状態では、全伝熱管7の全表面積に亘って伝熱管7内の蒸気と領域9内の水との熱交換が行われるために、復水器6の熱交換量は100となる。このとき、領域9内の水に接触する伝熱管7の伝熱面積は100である。伝熱管7の伝熱面積が0であるときにおける復水器6の領域9内の水位を0、伝熱管7の伝熱面積が100であるときにおける領域9内の水位を100とすることにより、算出された伝熱面積に基づいて、目標とする、領域9内の水位目標水位を求めることができる。第2水位偏差を算出するステップS8。制御装置22が、算出された目標水位から水位計10で測定された現在の領域9内の水位測定値を引いて第2水位偏差を算出する。第2水位偏差は崩壊熱に基づいて算出された水位偏差信号である。第1水位偏差に第2水位偏差を加算するステップS9。制御装置22が、第1水位偏差に第2水位偏差を加算して第3水位偏差を求める。第3水位偏差は、第2水位偏差によって補正された第1水位偏差である。第3水位偏差が第3水位偏差>0を満足するかを判定するステップS10。この判定は制御装置22で行われる。第3水位偏差が第3水位偏差>0を満足する、すなわち、ステップS10の判定がYESであるとき、制御装置22が、注水弁18の開度を増大させて排水弁19の開度を減少させるステップS11。このような注水弁18及び排水弁19の開度制御により、注水タンク16から領域9への注水量が増加して領域9からの排水量が減少する。復水器6の領域9内の水位が増大し、領域9内の水と接触する伝熱管7の伝熱面積が増大する。結果的に、復水器6による除熱性能が向上し、温度が低下した凝縮水が伝熱管7から凝縮水戻り管13を通って原子炉圧力容器1内に導入される。このため、原子炉圧力容器1内の温度変化率が増大する。第3水位偏差が第3水位偏差>0を満足している状態では、第3水位偏差の値が小さくなるに伴って、注水弁18の開度の増大幅が小さくなって排水弁19の開度の減少幅が小さくなる。ステップS10の判定がNOであるとき、第3水位偏差が第3水位偏差<0を満足するかを判定するステップS12。この判定は制御装置22で行われる。第3水位偏差が第3水位偏差<0を満足する、すなわち、ステップS12の判定がYESであるとき、制御装置22が、注水弁18の開度を減少させて排水弁19の開度を増大させるステップS13。このような注水弁18及び排水弁19の開度制御により、注水タンク16から領域9への注水量が減少して領域9からの排水量が増加する。復水器6の領域9内の水位が減少し、領域9内の水と接触する伝熱管7の伝熱面積が減少する。これにより、復水器6による除熱性能が低下し、原子炉圧力容器1内の温度変化率が減少する。第3水位偏差が第3水位偏差<0を満足している状態では、第3水位偏差の値が大きくなるに伴って、注水弁18の開度の減少幅が小さくなって排水弁19の開度の増加幅が小さくなる。ステップS12の判定がNOであるときは、第3水位偏差=0であり、注水弁18及び排水弁19のそれぞれの開度は、それぞれの現状の開度に保持される。制御装置22によるステップS11,S13及びS14のいずれかの弁開度制御が行われた後、原子炉隔離時冷却装置が運転中であるかを判定するステップS15。制御装置22は、開閉弁4,14の開度に基づいて原子炉隔離時冷却装置5が運転中であるかを判定する。例えば、開閉弁4,14がそれぞれ全開状態にあるとき、原子炉隔離時冷却装置5が運転中である。原子炉隔離時冷却装置5が運転中であるときステップS15の判定がYESであるときには、ステップS2~S4、ステップS5~S8、ステップS9及びS15、ステップS10またはS12、及びステップS11,S13及びS14のいずれか、の処理が実行される。ステップS15の判定がNOのとき、原子炉隔離時冷却装置5の運転が停止される。本実施例によれば、温度計15の測定値に基づいて算出した温度変化率及び目標温度変化率に基づいて、すなわち、目標温度変化率と温度計15の測定値に基づいて算出した温度変化率の偏差第1水位偏差である水位要求信号に基づいて、復水器6の領域9内の水位を調節するので、原子炉隔離時に崩壊熱で発生した蒸気の凝縮を開始した時点から原子炉圧力容器内の温度の減少率を調節することができる。さらに、本実施例は、温度変化率に基づいて求めた第1水位偏差を、炉心で発生する崩壊熱に基づいた復水器6の除熱性能を考慮して求めた第2水位偏差で補正し、補正された第1水位偏差に基づいて復水器6の領域9内の水位を調節するので、領域9内の水位調節におけるハンチング幅が小さくなる。このため、原子炉圧力容器1内の温度変化率の制御性がさらに向上する。"