原子炉圧力容器に注水可能に接続された注水管と、前記原子炉圧力容器に注水される水を冷却する冷却器と、圧力抑制室内に水没状態で配設されたジェットポンプと、前記圧力抑制室よりも高所に設置され、前記冷却器を介して前記注水管に給水する注水ポンプとを有し、前記ジェットポンプは、前記注水ポンプの吐出水が給水されると、前記圧力抑制室内の水を前記注水ポンプの吸込側に給水することを特徴とする原子炉の除熱システム。前記原子炉格納容器内の主蒸気の一部を圧力抑制室または原子炉格納容器内に放出することによりこの原子炉圧力容器内を減圧する逃がし安全弁以外の代替減圧弁を主蒸気管に具備していることを特徴とする請求項1に記載の原子炉の除熱システム。しかしながら、非常用炉心冷却系や格納容器冷却系およびそれらの熱を最終ヒートシンクへ移送する補機冷却系を有する場合であっても、原子炉を有効に冷温停止でき、原子炉の安全性を確保できるシステムが要請されている。本発明は、このような事情を考慮してなされたもので、その目的は、これら従来から設置されている安全系設備に較べて、簡単な代替設備により原子炉に冷却水を注水して原子炉を冷温停止させることが可能な原子炉の除熱システムを提供することにある。本発明は、原子炉圧力容器に注水可能に接続された注水管と、前記原子炉圧力容器に注水される水を冷却する冷却器と、圧力抑制室内に水没状態で配設されたジェットポンプと、前記圧力抑制室よりも高所に設置され、前記冷却器を介して前記注水管に給水する注水ポンプとを有し、前記ジェットポンプは、前記注水ポンプの吐出水が給水されると、前記圧力抑制室内の水を前記注水ポンプの吸込側に給水することを特徴とする原子炉の除熱システムである。本発明によれば、主に圧力抑制室のプール水を冷却して原子炉圧力容器に注水し、その水は逃がし安全弁排気管を介して再びサプレッションプールに循環するので、原子炉の格納容器と炉心を冷却しながら原子炉を冷温停止することが可能である。以下、本発明の実施形態を図1に基づいて説明する。図1は、本発明の一実施形態に係る原子炉の除熱システムの系統構成図であり、図中破線矢印は復水貯蔵タンクの貯水の流れを示し、一点鎖線矢印は圧力抑制室のプール水の流れを示している。図1に示すように原子炉の除熱システム1は、原子炉圧力容器2に注水可能に接続された注水管3を具備している。原子炉圧力容器2は、炉心4を内蔵する一方、原子炉格納容器5内のドライウェル6に収容されている。原子炉圧力容器2には、その内部で発生した水蒸気を図示省略のタービン側に供給する複数の主蒸気管7が接続されている。これら主蒸気管7の途中には原子炉格納容器5内にて主蒸気逃がし安全弁8が介装されている。また、これら主蒸気管7には、主蒸気逃がし安全弁8に並列に代替減圧弁9がそれぞれ接続されている。代替減圧弁9は、冷却材喪失事故時に原子炉圧力容器2の圧力が主蒸気逃がし安全弁8の開弁すべき所要の高圧以上に達しているにも拘らず、主蒸気逃がし安全弁8が故障等により開弁しないときに、主蒸気逃がし安全弁8に代えて開弁し、主蒸気の一部を原子炉格納容器5内のドライウェル6へ放出することにより、原子炉圧力容器2内の圧力を減圧し長期間低圧に維持する。原子炉格納容器5は、その下部外周を同心円状に囲む円環状の圧力抑制室10を具備している。その他の格納容器の型式でも円環状ではないが基本的には同様な構成となる。圧力抑制室10は、その周方向に所要のピッチにより配設された複数の鋼製ベント管11を介して原子炉格納容器5の下部に接続されている。このために、主蒸気逃がし安全弁8または代替減圧弁9の開弁により原子炉格納容器5のドライウェル6内へ放出された水蒸気と水の混合物は、ベント管11により圧力抑制室10内のプール水中に導入されて冷却し凝縮される。圧力抑制室10は、そのプール水中に、ブースター用のジェットポンプ12を水没させた状態で配設している。ジェットポンプ12は、その駆動水供給口に、駆動水を供給する駆動水供給管13の一端を接続し、プール水を吐出する吐出口に戻し管14の一端を接続している。これら戻し管14と駆動水供給管13の各他端は、上記注水管3の途中に、その長手方向にそれぞれ所要の間隔を置いて接続されている。注水管3は、これら戻し管14と駆動水供給管13の両接続端部同士の中間部に、低圧ポンプの代替注水ポンプ15を注水ポンプの一例として介装している。注水管3は、その代替注水ポンプ15の吸込側の一端部図1では右端部に、水源の一例である復水貯蔵タンク16を接続している。復水貯蔵タンク16は、主に代替注水ポンプ15の起動時の短期間、水源となる初期水源である。また、注水管3は、復水貯蔵タンク16と戻し管14とにそれぞれ接続される両接続部との間に、電動弁等の上流側開閉弁17を介装している。そして、代替注水ポンプ15は、原子炉格納容器5を収容する図示しない原子炉建屋またはその近傍の建屋で圧力抑制室10よりも1フロア以上の高所であって水没を回避できる場所であり、事故時でもアクセスが容易な場所に設置されている。また、代替注水ポンプ15は、除熱システム1の静水頭のみで水封できると共に、代替注水ポンプ15起動時の初期水源となる復水貯蔵タンク16の近傍であって、押込み水頭が得られる高さの建屋フロアに設置される。復水貯蔵タンク16は、水が貯水されていればよく、消防車等の給水車等外部からの水が補給可能になるように構成されていてもよい。注水管3は、上記駆動水供給管13との接続部よりも下流側に、冷却器の一例であるエアフィンクーラー18を介装し、さらに、このエアフィンクーラー18の下流側に、電動弁等の下流側開閉弁19を介装している。エアフィンクーラー18は、代替注水ポンプ15からの吐出水を通水する熱交換器と、この熱交換器の外面に配設された複数の空冷用のフィンと、これら熱交換器と空冷フィンに空気を送風する送風機とを具備している。また、注水管3は、この下流側開閉弁19よりもさらに下流側であって、原子炉圧力容器2に注水可能に接続される下流側配管の一部を、給水系、高圧炉心スプレイ系、炉心スプレイ系、低圧注水系など原子炉に繋がる配管等、他の系統の既設の冷却材供給管の下流側配管3aに接続し、共用してもよい。原子炉圧力容器2に限らず、原子炉格納容器5への注入を可能とする構成としてもよい。次に、この原子炉の除熱システム1の作用を説明する。まず、待機状態では、開閉弁19開、開閉弁17開、弁21閉、弁20開で系統内は全て水封状態にある。この外部水源より高い位置にある系統部分については通常時は復水移送系等により封水状態にある。次に、弁21を開くと共に、代替注水ポンプ15を起動する。この起動条件は、例えば次の3つのAND条件が成立することを条件とする。1原子炉圧力容器2の炉圧が代替注水ポンプ15で原子炉への注水ができる所定値例えば1MPa以下であること。2全ての低圧用の非常用炉心冷却系ECCSの起動に失敗していること。3代替注水ポンプ15とエアフィンクーラー18の運転を行うために電源が確保されていること。電源の種類は非常用交流電源に限らず、外部電源や代替除熱システム用のディーゼル発電機D/G等を含むとする。この起動条件の成立により、代替注水ポンプ15が起動すると、駆動水供給配管13と戻し管14のミニフローループで循環運転される。循環運転では代替注水ポンプ15から吐出された高圧の吐出水は、駆動水供給管13を介してブースター用のジェットポンプ12の水供給口に供給される。このために、圧力抑制室10内のプール水がジェットポンプ12内に吸込口から吸い込まれ図1のA、昇圧されて吐出口から吐出される。この吐出水は戻し管14を介して代替注水ポンプ15の吸込口側に戻り水として給水され、再び代替注水ポンプ15により昇圧されて吐出される。これにより、復水貯蔵タンク16の吸水は、図1中、一点鎖線矢印に示すように、代替注水ポンプ15、駆動水供給管13、ジェットポンプ12および戻し管14を順次経て、再び代替注水ポンプ15へ戻る閉ループで循環する。前記循環運転を所定時間行う間に、代替注水ポンプ15の起動時の吐出圧上昇とともに代替注水ポンプ15の吸込側の圧力が漸次立ち上がって行き、やがて充分な有効吸込水頭NPSHに達する。ここで、開閉弁19を開くと、復水貯蔵タンク16の貯水が図1中破線矢印に示すように、代替注水ポンプ15により吸い込まれ、所定圧に昇圧されて原子炉圧力容器2側へ吐出される。また、開閉弁19を開いた後も代替注水ポンプ15から吐出された吐出水の一部は、駆動水供給管13、ジェットポンプ12、戻し管14を介して代替注水ポンプ15の吸込口側に戻り水として給水され、ジェットポンプ12で吸い込まれた水と共にNPSHの維持と代替注水ポンプ15の水源に用いられる。この後、開閉弁17が閉弁されると、代替注水ポンプ15の水源が圧力抑制室10内のプール水のみとなり、前記圧力抑制室10内のプール水が代替注水ポンプ15とジェットポンプ12により吸い込まれ昇圧され、エアフィンクーラー18を通水し、ここで冷却されてから原子炉圧力容器2内に注水される。これにより、冷却材喪失事故LOCAによる冷却材、すなわち炉水を注水補給すると共に冷却することができる。また、このとき主蒸気逃がし安全弁8が故障等により開弁しないで原子炉圧力が高くなり、代替注水ポンプ15が炉心注水できないときにも、この主蒸気逃がし安全弁8に代えて代替減圧弁9が開弁し、水蒸気と水の混合物が逃がし安全弁排気管下流または、原子炉格納容器5のドライウェル6内へ放出される。さらに、この放出蒸気と水の混合物は、ベント管11を通して圧力抑制室10のプール水中に導入され、ここで蒸気は冷却し凝縮される。これにより、原子炉格納容器5の内圧の上昇を効果的に抑制できる。そして、この圧力抑制室10のプール水は、再びジェットポンプ12により吸い込まれ昇圧されてから、再び代替注水ポンプ15の吸込口側へ戻され、ここで再び昇圧され、注水管3を通して原子炉圧力容器2内に注水される。これにより、原子炉圧力容器2内の水位を上昇させた炉水は、代替減圧弁9の開弁により、再び圧力抑制室10に戻され循環される。これにより、原子炉格納容器5内の冷却材の閉ループが形成される。そして、原子炉の除熱システム1は、主蒸気逃がし安全弁8または代替減圧弁9により、原子炉圧力容器2が所要の低圧まで減圧された後に、起動されることにより、原子炉圧力容器2と原子炉格納容器5を、例えば100°C以下の冷温停止まで移行させることが可能になる。すなわち、原子炉圧力容器2と原子炉格納容器5を冷温停止状態へ移行できる。また、この原子炉の除熱システム1は、主蒸気逃がし安全弁8と共に代替減圧弁9をも具備しているので、主蒸気逃がし安全弁8のみを具備している場合よりも、炉圧を減圧し低圧に維持する場合の確実性の向上を図ることができる。さらに、ブースター用のジェットポンプ12により、代替注水ポンプ15の有効吸込水頭NPSHの確保を図っているので、代替注水ポンプ15を、例えば水没を回避できるこれよりも1フロア以上高い床レベルである高所のよりアクセスしやすい場所に設置でき、津波等により代替注水ポンプ15が水没または冠水する虞を低減し、かつその後の運転員等の外部からのアクセスも容易にできる。また、エアフィンクーラー18は圧力抑制室10からのプール水を直接冷却するので、冷却用空気との温度差例えば100~30°C程度を大きくとることができるために、冷却効率の向上を図ることができる。このために、その冷却効率向上の分、エアフィンクーラー18の小型軽量化を図ることができる。その結果、このエアフィンクーラー18を原子炉建屋またはタービン建屋の屋上等にも設置できる。以上、本発明の幾つかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。