"連鎖的に核分裂反応する核燃料とその核燃料を浸漬するとともに前記連鎖的な核分裂反応に伴う熱によって加熱されて蒸気化される冷却水と前記連鎖的な核分裂反応を制御する制御棒とを有する原子炉圧力容器と、前記冷却水を冷却することにより前記核燃料を冷却する炉心冷却装置とを備えた原子炉の崩壊熱除去装置において、前記原子炉圧力容器の内部における前記冷却水の水面よりも上方に設けられるとともに、その内部に予め定められた量の他の冷却水を貯留する重力式冷却水注入水槽と、その重力式冷却水注入水槽を前記原子炉圧力容器に連通する給水配管と、その給水配管の途中に設けられ、前記制御棒によって連鎖的な核分裂反応が制御されることにより前記核燃料がその崩壊に伴う崩壊熱を発生する場合であって、かつ前記炉心冷却装置の運転が停止することにより前記冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合に開操作される給水用開閉弁と、前記重力式冷却水注入水槽内の空間部分の圧力を前記原子炉圧力容器の内部圧力に等しくする均圧管とを備えていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置。前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動して前記崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプを備えていることを特徴とする請求項1に記載の原子炉の崩壊熱除去装置。前記ループ式ヒートパイプは、相変化する作動流体と、その作動流体を加熱して蒸気化させる蒸発部と、前記蒸気化した作動流体の熱を放熱させることにより前記蒸気化した作動流体を凝縮させる凝縮部と、前記蒸発部で蒸気化した作動流体を前記凝縮部に向けて流動させる蒸気管と、前記凝縮部で凝縮した作動流体を前記蒸発部に向けて流動させる液戻り管と、前記作動流体を貯留するリザーバと、前記リザーバを前記液戻り管に連通させる接続管と、前記接続管もしくは前記液戻り管における前記接続管が連通している箇所よりも前記蒸発部側に設けられて前記作動流体の流動を規制する主導弁とを備え、前記蒸発部が前記原子炉圧力容器に熱伝達可能に配置され、前記凝縮部が前記原子炉圧力容器よりも上方かつ大気中に露出されて配置され、前記主導弁は、前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されていた他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に開操作されるように構成されていることを特徴とする請求項1または2に記載の原子炉の崩壊熱除去装置。前記原子炉圧力容器の内部に、前記核燃料を支持するシュラウドと、前記冷却水を流動させるジェットポンプとが設けられ、前記蒸発部は、前記シュラウドもしくは前記ジェットポンプと前記原子炉圧力容器との間に配置された複数本のパイプと、それらのパイプの一端部を前記液戻り管に連通させる第一ヘッダーと、前記パイプの他端部を前記蒸気管に連通させる第二ヘッダーとを備え、前記作動流体は、前記各ヘッダーならびに各パイプで前記崩壊熱により加熱されて蒸気化されるように構成されていることを特徴とする請求項1ないし3のいずれかに記載の原子炉の崩壊熱除去装置。前記給水配管は、前記原子炉圧力容器の下部に連通され、前記均一管は、前記重力式冷却水注入水槽の上部と前記給水配管における前記給水用開閉弁よりも前記原子炉圧力容器側とを連通していることを特徴とする請求項1ないし4のいずれかに記載の原子炉の崩壊熱除去装置。特許文献1に記載された装置は、上述したように、崩壊熱を除去するためにヒートパイプを利用しており、そのヒートパイプは原子炉がスクラムされた場合にのみ作動するように構成されている。しかしながら、特許文献1に記載された構成では、大量のヒートパイプを核燃料の周囲に設置しなければ、原子炉がスクラムされた後の崩壊熱を十分に除去することができない可能性がある。これに対して、特許文献2に記載されているように、ループ式ヒートパイプを利用する構成では、作動流体の蒸気流と液流とが対向しないため、その分、熱輸送量が増大することになり、したがって、ループ式ヒートパイプの利用は崩壊熱の除去に有利になる。しかしながら、特許文献2に記載された構成では、凝縮した作動流体を蒸発部に還流させるためにポンプを用いているため、ポンプが故障した場合には、蒸発部に強制的に液相の作動流体が供給されないことになる。その結果、特許文献2に記載された構成では、崩壊熱によってドライアウトが生じてループ式ヒートパイプが作動しない可能性がある。これに加えて、ループ式ヒートパイプを利用したとしても、原子炉がスクラムされた直後の崩壊熱を十分に除去するためには熱輸送量の大きなループ式ヒートパイプを設置しなければ、その熱輸送量に不足を生じる可能性がある。この発明は上記の技術的課題に着目してなされたものであり、動力機器やこれを作動させるための電源を必要としないで原子炉が発生する崩壊熱を効果的に、かつ、十分に除去することができるいわゆるパッシブな原子炉の崩壊熱除去装置を提供することを目的とするものである。上記の目的を達成するために、請求項1の発明は、連鎖的に核分裂反応する核燃料とその核燃料を浸漬するとともに前記連鎖的な核分裂反応に伴う熱によって加熱されて蒸気化される冷却水と前記連鎖的な核分裂反応を制御する制御棒とを有する原子炉圧力容器と、前記冷却水を冷却することにより前記核燃料を冷却する炉心冷却装置とを備えた原子炉の崩壊熱除去装置において、前記原子炉圧力容器の内部における前記冷却水の水面よりも上方に設けられるとともに、その内部に予め定められた量の他の冷却水を貯留する重力式冷却水注入水槽と、その重力式冷却水注入水槽を前記原子炉圧力容器に連通する給水配管と、その給水配管の途中に設けられ、前記制御棒によって連鎖的な核分裂反応が制御されることにより前記核燃料がその崩壊に伴う崩壊熱を発生する場合であって、かつ前記炉心冷却装置の運転が停止することにより前記冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合に開操作される給水用開閉弁と、前記重力式冷却水注入水槽内の空間部分の圧力を前記原子炉圧力容器の内部圧力に等しくする均圧管とを備えていることを特徴とするものである。請求項2の発明は、請求項1の発明において、前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動して前記崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプを備えていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。請求項3の発明は、請求項1または2の発明において、前記ループ式ヒートパイプは、相変化する作動流体と、その作動流体を加熱して蒸気化させる蒸発部と、前記蒸気化した作動流体の熱を放熱させることにより前記蒸気化した作動流体を凝縮させる凝縮部と、前記蒸発部で蒸気化した作動流体を前記凝縮部に向けて流動させる蒸気管と、前記凝縮部で凝縮した作動流体を前記蒸発部に向けて流動させる液戻り管と、前記作動流体を貯留するリザーバと、前記リザーバを前記液戻り管に連通させる接続管と、前記接続管もしくは前記液戻り管における前記接続管が連通している箇所よりも前記蒸発部側に設けられて前記作動流体の流動を規制する主導弁とを備え、前記蒸発部が前記原子炉圧力容器に熱伝達可能に配置され、前記凝縮部が前記原子炉圧力容器よりも上方かつ大気中に露出されて配置され、前記主導弁は、前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されていた他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に開操作されるように構成されていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。請求項4の発明は、請求項1ないし3のいずれかの発明において、前記原子炉圧力容器の内部に、前記核燃料を支持するシュラウドと、前記冷却水を流動させるジェットポンプとが設けられ、前記蒸発部は、前記シュラウドもしくは前記ジェットポンプと前記原子炉圧力容器との間に配置された複数本のパイプと、それらのパイプの一端部を前記液戻り管に連通させる第一ヘッダーと、前記パイプの他端部を前記蒸気管に連通させる第二ヘッダーとを備え、前記作動流体は、前記各ヘッダーならびに各パイプで前記崩壊熱により加熱されて蒸気化されるように構成されていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。請求項5の発明は、請求項1ないし4のいずれかの発明において、前記給水配管は、前記原子炉圧力容器の下部に連通され、前記均一管は、前記重力式冷却水注入水槽の上部と前記給水配管における前記給水用開閉弁よりも前記原子炉圧力容器側とを連通していることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。請求項1の発明によれば、原子炉圧力容器内の冷却水の水面よりも上方に、予め定められた量の他の冷却水を貯留する重力式冷却水注入水槽が設けられている。この重力式冷却水注入水槽は給水配管によって原子炉圧力容器に連通されており、給水配管には、給水用開閉弁が設けられている。給水用開閉弁は制御棒によって連鎖的な核分裂反応が制御されることにより原子炉の運転が停止されて核燃料がその崩壊に伴う崩壊熱を発生する場合であって、かつ炉心冷却装置の運転が停止することにより原子炉圧力容器内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合に、開となるように構成されている。これに加えて、重力式冷却水注入水槽の空間部分の圧力は均圧管によって原子炉圧力容器の内部圧力と等しくされている。そのため、給水用開閉弁には重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水の水頭圧のみが作用するようになっている。したがって、原子炉が安定的に停止もしくはスクラムされかつ既設の炉心冷却装置が作動しなかったり、あるいは原子炉がスクラムされかつ炉心冷却装置を作動させるための電源を喪失したりして冷却水の温度が予め定められた温度よりも上昇する場合に、給水用開閉弁を自動的に開くことができる。そして、重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水をその水頭圧によって重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器の内部に供給することができる。すなわち、原子炉の停止後に発生する崩壊熱によって冷却水の温度が高くなる場合において、ポンプなどの動力機器を使用せずに、重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器の内部に冷却水を供給して崩壊熱を発生している核燃料を冷却水に浸漬することができ、これにより核燃料を冷却することができるとともに、原子炉停止直後の崩壊熱を効果的に除去することができる。また、水頭圧によって冷却水を供給するため、その液流によって原子炉圧力容器の内部において冷却水を流動させることができ、これによっても核燃料を効果的に冷却することができる。以上のことから、動力機器やこれを作動するための電源などを必要としないいわゆる完全にパッシブな崩壊熱除去装置とすることができる。請求項2の発明によれば、請求項1の発明による効果と同様の効果に加えて、崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプが設けられており、そのループ式ヒートパイプは、給水用開閉弁が開いてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは、上記の重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器内に他の冷却水が供給されることにより原子炉圧力容器内における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動するように構成されている。すなわち、原子炉のいわゆる通常運転時においては、ループ式ヒートパイプは作動しないため、通常運転時における熱の損失を未然に防止することができる。これに対して、上述したようないわゆる非常時においては、原子炉停止直後の崩壊熱を重力式冷却水注入水槽から供給される他の冷却によってある程度取り除いた後に、ループ式ヒートパイプを自動的に作動させて、残りの崩壊熱を大気中に放熱することができる。言い換えれば、重力式冷却水注入水槽に貯留される他の冷却水の顕熱によって原子炉圧力容器の内部の冷却水をある程度冷却した後にループ式ヒートパイプを自動的に作動させることができ、これにより、持続的に原子炉圧力容器の内部の冷却水を冷却することができる。これに加えて、ループ式ヒートパイプを使用するため、通常のヒートパイプを使用する場合に比較して熱輸送量を増大することができる。その結果、崩壊熱を熱輸送するために使用するループ式ヒートパイプの数を少なくできると共に、それ自体の大きさを小さくすることができる。そのため、このような冷却装置に使用される材料コストや設置コストなどを抑えることができる。請求項3の発明によれば、請求項1または2の発明による効果と同様の効果に加えて、上記のループ式ヒートパイプの蒸発部が原子炉圧力容器に熱伝達可能に接続され、凝縮部が原子炉圧力容器よりも上方かつ大気中に露出されている。また、ループ式ヒートパイプの液戻り管と、作動流体を貯留しているリザーバとが接続管によって連通されており、その接続管に主導弁が設けられている。その主導弁は、上記の給水用開閉弁が開いてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは、上記の重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器内に他の冷却水が供給されることにより原子炉圧力容器内における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に開となるように構成されている。すなわち、原子炉の通常運転時においては、ほぼ全ての作動流体がリザーバや凝縮部や液戻り管などに貯留されており、ループ式ヒートパイプは作動しない。そのため、通常運転時における熱の損失を未然に防止することができる。これに対して、上述したような非常時においては、原子炉停止直後の崩壊熱をある程度取り除いた後に、主導弁が自動的に開となってリザーバに貯留されていた作動流体が蒸発部に供給されてループ式ヒートパイプが作動する。その蒸発部は原子炉圧力容器に熱的に接続されているため、崩壊熱を作動流体の潜熱によって熱輸送して大気中に放熱することにより核燃料および冷却水を冷却することができる。請求項4の発明によれば、請求項1ないし3のいずれかの発明による効果と同様の効果に加えて、蒸発部が原子炉圧力容器の内部で核燃料を支持しているシュラウドもしくは冷却水を流動させるジェットポンプと、原子炉圧力容器との間に配置された複数本のパイプと、それらのパイプの一端部を液戻り管に連通させる第一ヘッダーと、それらのパイプの他端部を蒸気管に連通させる第二ヘッダーとを備えており、各ヘッダーならびに各パイプで作動流体が崩壊熱により加熱されて蒸気化されるように構成されている。そのため、崩壊熱を効果的に除去して核燃料および冷却水を冷却することができる。請求項5の発明によれば、請求項1ないし4のいずれかの発明による効果と同様の効果に加えて、給水配管が原子炉圧力容器の下部に連通されており、均一管が重力式冷却水注入水槽の上部と給水配管における給水用開閉弁よりも原子炉圧力容器側とを連通している。そのため、重力式冷却水注入水槽の内部圧力を、より具体的には空間部分の圧力を原子炉圧力容器の内部圧力と等しくすることができる。その結果、給水用開閉弁に作用する圧力を重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水が生じる水頭圧のみにすることができる。そして、非常時においては、重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水の水頭圧を利用して原子炉圧力容器の内部に他の冷却水を供給することができる。加えて、重力式冷却水注入水槽から他の冷却水を供給することに伴ってその内部圧力が低下することにより他の冷却水の供給が停止することを未然に防止することができる。加えて、重力式冷却水注入水槽をその外部に対して気密な構造とすることができ、したがって、放射性物質を封じ込めることができる。この発明に係る崩壊熱除去装置は、核燃料に連鎖的な核分裂反応を生じさせることにより蒸気を発生させ、その蒸気によりタービンを作動させて発電をおこなう原子炉に設けることができる。その原子炉は従来一般的に知られている沸騰水型原子炉BWRや加圧水型原子炉PWRなどであってよく、いずれの原子炉にも適用することができる。核燃料の連鎖的な核分裂反応は核燃料の放射性崩壊に伴って発生する中性子の数を制御棒によって吸収することにより制御されるが、制御棒によって連鎖的な核分裂反応を停止した後であっても核燃料は放射性崩壊して熱以下、崩壊熱と記す。を発生する。この発明では、この崩壊熱を動力機器やこれを作動させるための電源を喪失した場合であっても除去することができるように構成されている。より具体的に説明すると、この発明に係る崩壊熱除去装置は、比較的高い温度の崩壊熱を除去する重力式冷却水注入水槽と、比較的低い温度の崩壊熱を除去するループ式ヒートパイプとを備えている。先ず、重力式冷却水注入水槽について説明すると、重力式冷却水注入水槽は原子炉圧力容器の内部に充填される冷却水とは別に、冷却水を貯留するタンクであって、重力式冷却水注入水槽は原子炉圧力容器の外部に設けられており、かつ、その底部が原子炉のいわゆる通常運転時において、原子炉圧力容器内に充填されている冷却水の液面よりも上方になるように設けられている。その重力式冷却水注入水槽は給水配管によって原子炉圧力容器に連通されている。給水配管には給水用開閉弁が設けられており、この給水用開閉弁は、例えば、原子炉がスクラムされかつ既設の主冷却装置やECCSを作動させるための電源が故障したり、電源を喪失してこれらの装置が作動しない場合や、これらの装置が作動しないことにより原子炉圧力容器内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になる場合などに、自動的に開くように構成することができる。したがって、給水用開閉弁を開くことにより重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水を原子炉圧力容器の内部に供給できるようになっている。また、上記の水槽の内部圧力、具体的には水槽の上部の空間部分の圧力は均圧管によって原子炉圧力容器の内部圧力と等しくされている。なお、この発明では、原子炉の通常運転時とは、例えば、核燃料の連鎖的な核分裂反応や冷却水の温度を適宜制御して発電をおこなうことができる状態を言う。したがって、この発明に係る原子炉の崩壊熱除去装置によれば、原子炉が安定的に停止されもしくはスクラムされかつその崩壊熱によって原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた温度以上になると、給水用開閉弁が自動的に開となって重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水をその水頭圧すなわち、重力によって原子炉圧力容器の内部に供給することができる。そしてこれにより、原子炉圧力容器内において、冷却水を流動させるとともに、崩壊熱を効果的に除去することができる。言い換えれば、重力式冷却水注入水槽に貯留されていた他の冷却水の顕熱によって原子炉圧力容器内の冷却水を冷却することができるため、核燃料を冷却することができる。更に言えば、この発明に係る原子炉の崩壊熱除去装置は、上述したように、動力機器やこれを作動するための電源などを必要としないいわゆるパッシブな装置であり、したがって、原子炉がスクラムされかつ、既設の主冷却装置やECCSなどの冷却装置が作動しなかったり、これらを作動させるための電源を喪失した場合であっても崩壊熱を除去することができる。これに加えて、この発明に係る崩壊熱除去装置は、崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプを備えており、そのループ式ヒートパイプは給水用開閉弁が開いてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは、上述したように、重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器の内部に他の冷却水が供給されることによりその顕熱によって原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動するように構成されている。したがって、原子炉停止直後の崩壊熱を重力式冷却水注入水槽から供給される他の冷却水の顕熱によってある程度取り除いた後に、ループ式ヒートパイプが自動的に作動して残りの崩壊熱を大気中に放熱するように構成されている。以上のことから、この発明に係る原子炉の崩壊熱除去装置によれば、動力機器や電源などを必要としないで必要十分にかつ持続的に崩壊熱を除去することができる。図4に、この発明を適用できる原子炉の構成の一例を模式的に示してある。ここに示す原子炉は一例として沸騰水型原子炉1であり、中性子を吸収して核分裂し、核分裂に伴って2~3個の中性子を放出する核燃料2の集合体すなわち、炉心が円筒形状のシュラウド3に支持されて原子炉圧力容器4の内部に収容されている。各核燃料2はシュラウド3の内部で核燃料2の下部を支持する炉心支持板図示せずと、核燃料2の上部を支持する上部格子板5とによって支持されている。炉心における各核燃料2の間に出し入れ可能に制御棒6が設けられている。その制御棒6は中性子を吸収することにより炉心における中性子数を調整することができるように構成されており、したがって、その制御棒6を炉心に出し入れすることにより炉心の中性子数を調整して連鎖的な核分裂反応を制御することができるように構成されている。炉心は冷却水に浸漬されており、その冷却水には従来一般的に水が使用される。その水は上記の核分裂反応に伴う熱によって沸騰され、水と蒸気との混合流体となる。その混合流体は、炉心の上方に設けられた気水分離器7に導入され、その気水分離器7を通過することにより蒸気と水とに分離される。そして分離された蒸気は蒸気乾燥器8に導入されて更に液滴が除去され、その後に後述する蒸気タービン9に供給されるようになっている。気水分離器7および蒸気乾燥器8で分離された液滴は炉心に戻されるようになっている。上部格子板5の上方には給水スパージャ10が設けられている。給水スパージャ10はECCSを構成する複数の冷却装置の一部であって、冷却材喪失事故LOCA時などに作動して炉心に冷却水を供給するように構成されている。シュラウド3と原子炉圧力容器4の内壁面との間にジェットポンプ11が設けられている。このジェットポンプ11には再循環ポンプ12から送液される低温の冷却水がライザー管図示せずを介して供給されており、その低温の冷却水を高圧で噴出することにより原子炉圧力容器4の内部に充填される冷却水を流動させるとともに、炉心に冷却水を供給するように構成されている。再循環ポンプ12は原子炉圧力容器4内の冷却水をジェットポンプ11に供給し、ジェットポンプ11を介して炉心に強制的に冷却水を供給することにより炉心で発生した熱を除去するとともに、炉心に対するの冷却水の供給量を変化させて原子炉の熱出力を制御するように構成されている。そして、上記の原子炉圧力容器4および再循環ポンプ12などが原子炉格納容器13に閉じ込められている。したがって、ジェットポンプ11や再循環ポンプなどが原子炉の通常運転時において炉心を冷却するいわゆる主冷却装置として機能するように構成されている。原子炉格納容器13の上部にはその内部圧力が上昇した場合に、その圧力を外部に放出するためのベント14が設けられている。原子炉圧力容器4の下方には、圧力抑制プール15が設けられている。その圧力抑制プール15は原子炉圧力容器4の内部圧力が上昇することにより原子炉圧力容器4から放出された蒸気を凝縮したり、原子炉圧力容器4に対してその補充用の冷却水を貯留したり、原子炉がスクラムされてECCSが作動する場合において冷却水の水源として機能するように構成されている。そして、原子炉がスクラムされてECCSが作動する場合においては、圧力抑制プール15の内部に貯留されている冷却水が格納容器用ポンプ16を介して原子炉格納容器13の内部に供給され、また、高圧炉心用ポンプ17や低圧炉心用ポンプ18などを介して原子炉圧力容器4の内部に供給されるように構成されている。上述した原子炉格納容器13および圧力抑制プール15などが原子炉建屋19に閉じ込められている。すなわち、格納容器用ポンプ16や高圧炉心用ポンプ17や低圧炉心用ポンプ18などもECCSとして機能するように構成されている。上述した蒸気タービン9はタービン建屋20に設けられており、その蒸気タービン9はタービンブレード9aと、これを回転自在に支持する軸部9bとを備えている。そのタービンブレード9aに原子炉圧力容器4から供給された高温高圧の蒸気が当たると、その蒸気エネルギによってタービンブレード9aの軸部9bが回転させられるようになっている。すなわち、蒸気タービン9は蒸気エネルギを回転力に変換するように構成されている。上述した軸部9bは動力伝達軸21を介して発電機22に接続されている。発電機22は回転力を電力に変換するものであり、その発電機22で発生させた電力が変圧器図示せずによって予め定められた電圧に変換されて送電されるようになっている。タービンブレード9aを回転させた蒸気は復水器23に供給されるようになっている。復水器23は、ここに示す例では、蒸気タービン9の下方に設けられており、複数の冷却管24を備えている。一例として、この発明に係る原子炉が海辺に建設されている場合には、各冷却管24の内部には、循環水ポンプ25を使用して取り込まれた海水が供給されるようになっている。したがって、タービンブレード9aを回転させた蒸気は各冷却管24を介して海水と熱交換されるようになっている。そして熱交換により冷却されて凝縮した冷却水は給水ポンプ26によって再び原子炉圧力容器4の内部に供給されるようになっている。図1に、この発明に係る崩壊熱除去装置を上記の沸騰水型原子炉に適用した場合における構成の一例を模式的に示してある。原子炉建屋19の外部に、すなわち大気中に露出させられて重力式冷却水注入水槽27が設けられている。この重力式冷却水注入水槽27は、上述したように、気密に形成されたタンクであって、その内部に予め定められた量の冷却水が貯留されている。その量は原子炉停止後の比較的高い崩壊熱を予め想定している温度まで低下させることができる量であり、したがって、その量は実験やシミュレーションなどによって予め求めることができる。これに加えて、重力式冷却水注入水槽27の底部が上述した原子炉の通常運転時における原子炉圧力容器4内の冷却水の液面高さよりも上方に配置されている。重力式冷却水注入水槽27は給水配管28を介して原子炉圧力容器4に連通されている。より具体的に説明すると、給水配管28の一方の端部が重力式冷却水注入水槽27の底部に接続されており、他方の端部が原子炉圧力容器4を貫通して炉心の下部に接続されている。図1に示す例では、この他方の端部は例えばヘッダーを介して複数のパイプに分岐されて構成されており、その複数のパイプが原子炉圧力容器4の内部にほぼ垂直に配置されており、したがって、その他方の端部と核燃料2とが平行になっている。この他方の端部から供給された冷却水は、図1に示す例では、原子炉圧力容器4の内部において下方から上方に向けて供給されるようになっている。給水配管28の途中に給水用開閉弁29が設けられている。給水用開閉弁29は一例として通電されて閉となり、通電を遮断することにより開となるように構成されたいわゆるノーマルオープンタイプの電磁制御式の開閉弁によって構成することができる。その給水用開閉弁29は、例えば電源が故障したり、喪失した場合に開となるように構成してもよく、あるいは、原子炉圧力容器4内の冷却水の温度が予め定めた温度以上になった場合にその通電が遮断されて開となるように構成してもよい。重力式冷却水注入水槽27における上部の空間部分と、給水配管28における給水用開閉弁29よりも原子炉圧力容器4側とが均圧管30によって接続されている。この均圧管30には給水配管28を介して原子炉圧力容器4の内部圧力が供給されるようになっており、そのため、均圧管30を介して連通される重力式冷却水注入水槽27の空間部分の圧力と、原子炉圧力容器4の内部圧力とがほぼ等しくされている。その結果、給水用開閉弁29には重力式冷却水注入水槽27に貯留されている冷却水の水頭圧のみが作用することになるため、上述した液面から重力式冷却水注入水槽27の底部までの高さや給水配管28の内径などを適宜に設定することにより、重力式冷却水注入水槽27から原子炉圧力容器4の内部に供給される冷却水の流速や流量を適宜に設定することができる。また、原子炉がスクラムされかつECCSが作動しないことにより原子炉圧力容器4内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合において、崩壊熱を大気中に放熱するように構成されたループ式ヒートパイプ31が設けられている。そのループ式ヒートパイプ31は基本的には、水やアルコールなどの目的とする温度範囲で蒸発および凝縮する流体を作動流体として使用し、その作動流体が外部から熱を受けて蒸発し、その蒸気が圧力の低い箇所に向けて流れた後に放熱して凝縮することにより熱を輸送するように構成されている。その作動流体が蒸発する部分が蒸発部32とされ、作動流体蒸気が放熱して凝縮する箇所が凝縮部33とされており、ループ式ヒートパイプ31は蒸発部32において蒸気化された作動流体を凝縮部33に向けて流動させる蒸気管34と、放熱して凝縮した作動流体を蒸発部32に向けて還流させる液戻り管35とがループ状に接続されて構成されている。また、図1に示す例では、ループ式ヒートパイプ31の蒸発部32が原子炉圧力容器4に熱伝達可能に設けられている。その蒸発部32は複数の蒸発パイプ32aと、それらのパイプ32aの一端部を蒸気管34に連通する第一ヘッダー32bと、他端部を液戻り管35に連通する第二ヘッダー32cとを備えている。図2に、図1に示すII-II’線に沿う断面図を示してある。図2に示すように、上記の複数のパイプ32aは、一例として、ジェットポンプ11と原子炉格納容器13の内壁面との間に、互いに平行かつ垂直もしくはほぼ垂直に配置されるとともに、シュラウド3を囲うように円形状に配置させることができる。第一ヘッダー32bは第二ヘッダー32cよりも上方に配置されて各パイプ32aの一端部を連通しており、これとは反対に、第二ヘッダー32cは第一ヘッダー32bよりも下方に配置されて各パイプ32aの他端部を連通している。また、図3に、上述した蒸発部32の構成の一例を立体的に示してある。上述したように、蒸気パイプ32aをシュラウド3を囲うように円形状に配置させた場合には、図3に示すように、各ヘッダー32b,32cを円形状に形成し、蒸気パイプ32aの一端部を第一ヘッダー32bによって連通し、他端部を第二ヘッダー32cによって連通する。図1および図3に示したように、凝縮部33は蒸発部32よりも上方であってかつ原子炉建屋19の外部に設けられている。その凝縮部33は複数の凝縮パイプ33aと、それらのパイプ33aの一端部を蒸気管34に連通する第三ヘッダー33bと、他端部を液戻り管35に連通する第四ヘッダー33cとを備えている。各パイプ33aは互いに平行かつ垂直もしくはほぼ垂直に配置されており、また各パイプ33aには放熱効率を向上させるための複数のフィン33dがそれぞれ設けられている。第三ヘッダー33bは第四ヘッダー33cよりも上方に配置されて各パイプ33aの一端部を連通しており、これとは反対に、第四ヘッダー33cは第三ヘッダー33bよりも下方に配置されて各パイプ33aの他端部を連通している。したがって、この凝縮部はいわゆる空冷式の凝縮部と言うことができる。第四ヘッダー33cよりも上方にリザーバ36が設けられている。そのリザーバ36は気密に形成された中空の容器であって、その内部に予め定められた量の作動流体が貯留されている。そして、リザーバ36と第四ヘッダー33cとが接続管37を介して連通されており、したがって、リザーバ36に貯留される作動流体が接続管37を介して第四ヘッダー33cに供給されるように構成されている。液戻り管35の途中には主導弁38が設けられている。その主導弁38は上述した給水用開閉弁29が開となってから予め定められた時間が経過した後に開となるように構成されており、一例として、その主導弁38は、特には図示しないが、上記の給水用開閉弁29が開となってから作動するタイマーと、そのタイマーに連動し、予め定められた時間が経過した後に開操作される開閉弁とを組み合わせた構成とすることができる。したがって、この発明に係る崩壊熱除去装置は、上述したように構成される重力式冷却水注入水槽27とループ式ヒートパイプ31とを備えてた構成とすることができる。次に、上記のように構成した崩壊熱除去装置の作用について説明する。例えば、原子炉がスクラムされかつECCSが作動しないことにより冷却水の温度が予め定められた温度よりも上昇する場合に、給水用開閉弁29に対する通電が遮断されることにより、給水用開閉弁29が開となる。重力式冷却水注入水槽27の内部圧力は、上述したように、均圧管30によって原子炉圧力容器4の内部圧力と等しくされているため、給水用開閉弁29が開となると、その内部に貯留されている冷却水はその水頭圧によって、言い換えれば、位置エネルギによって原子炉圧力容器4の内部に供給される。そしてこれにより、冷却水の供給時の液流によって原子炉圧力容器4内で冷却水を流動させ、崩壊熱を発生させている核燃料2から効果的に熱を奪って核燃料2を冷却することができる。また、顕熱によって原子炉圧力容器4の内部の冷却水を冷却するので、これによっても核燃料2を冷却することができる。そして、給水用開閉弁29が開となってから予め定められた時間が経過すると、主導弁38が開となってリザーバ36に貯留されている作動流体が第四ヘッダー33cおよび液戻り管35を介して蒸発部32に供給される。蒸発部32では、各蒸気パイプ32aや第二ヘッダー32cにおいて崩壊熱が熱伝達されることにより作動流体が蒸気化され、その蒸気化した作動流体が第一ヘッダー32bに集められて蒸気管34に供給される。その集められた作動流体蒸気は蒸気管34を流動して凝縮部33に向けて供給される。蒸気管34を流動してきた作動流体蒸気は第三ヘッダー33bを介して凝縮部33の各凝縮パイプ33aに供給される。各凝縮パイプ33aにおいて、作動流体蒸気が輸送した熱はフィン33dを介して大気中に放熱され、その結果、作動流体蒸気が凝縮する。凝縮した作動流体は重力によって各凝縮パイプ33aの下方に移動し、その後に第四ヘッダー33cによって集められて液戻り管35に供給され、その液戻り管35を介して蒸発部32に還流される。このような作動流体の循環を継続することにより、次第に原子炉圧力容器4の内部の崩壊熱が大気中に放熱されることにより核燃料2が冷却される。したがって、上述したように構成することによりこの発明に係る崩壊熱除去装置は、原子炉がスクラムされかつ電源を喪失したことによりECCSが作動せず、原子炉圧力容器4内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になる場合などに、電源を使用せずに自動的に作動し、しかも持続的かつ安定的に崩壊熱を除去することができる。すなわち、いわゆる完全パッシブな装置とすることができる。"