"原子炉格納容器に第1隔離弁を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔に移送する排気管と、前記排気管の途中に第2隔離弁を介して接続された非常用ガス処理系と、前記排気管の第2隔離弁の上流側から分岐する緊急排気管と、前記緊急排気管に直列に配置された複数の止め弁と、前記緊急排気管の前記複数の止め弁の下流側に配置された放射線モニターと、前記放射線モニターの出力により第2隔離弁を開放するとともに前記非常用ガス処理系を起動させる制御手段と、を有することを特徴とする原子炉格納容器の減圧装置。前記排気管の原子炉格納容器側は、原子炉格納容器のドライウエルとサプレッションチャンバーにそれぞれ別の第1隔離弁を介して接続された分岐配管からなることを特徴とする請求項1記載の原子炉格納容器の減圧装置。原子炉格納容器のサプレッションチャンバー側に接続された前記排気管の第1隔離弁は、サプレッションチャンバーの満水時には閉鎖されることを特徴とする請求項2記載の原子炉格納容器の減圧装置。前記非常用ガス処理系で処理された気体は、排気管を介して排気塔に移送されることを特徴とする請求項1乃至3のいずれか1項記載の原子炉格納容器の減圧装置。従来のラプチャーディスクの破裂により原子炉格納容器の過圧による損壊を防ぐ減圧装置では、ラプチャーディスクの破裂設定圧力が原子炉格納容器の最高使用圧力以上の圧力に設定されるため、原子炉格納容器への緊急の代替注水が必要になった場合に、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。また、排気管を2経路に分岐し、一方の経路にラプチャーディスクを、他方の経路に止め弁を2個直列に配置した減圧装置では、止め弁側から微量の放射性物質がリークする可能性があった。本発明は、かかる従来の課題を解決するためになされたもので、任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内のガスをベントすることができるとともに、放射性物質のリークが生じた場合、非常用ガス処理系SGTSを起動させて安全に処理することができるようにした原子炉格納容器の減圧装置を提供することを目的とする。上記目的を達成するため、本発明の原子炉格納容器の減圧装置は、原子炉格納容器に第1隔離弁を介して接続され原子炉格納容器内で発生したガスを排気塔に移送する排気管と、前記排気管の途中に第2隔離弁を介して接続された非常用ガス処理系SGTSと、前記排気管の第2隔離弁の上流側から分岐する緊急排気管と、前記緊急排気管に直列に配置された複数の止め弁と、前記緊急排気管の前記複数の止め弁の下流側に配置された放射線モニターと、前記放射線モニターの出力により第2隔離弁を開放するとともに前記非常用ガス処理系を起動させる制御手段と、を有することを特徴とする。前記止め弁は、電動弁、空気作動弁のいずれも使用可能である。電動弁の場合交流電源のほかにバッテリーでも駆動できる構成とし、空気作動弁の場合には、作動空気として原子炉格納容器のガス圧を用いるようにすれば、全交流電源喪失SBOの場合でも、原子炉格納容器の圧力低下を図ることが可能になる。前記排気管の原子炉格納容器側は、原子炉格納容器のドライウエルとサプレッションチャンバーにそれぞれ別の第1隔離弁を介して接続された分岐配管からなる、ものとすることができる。なお,非常用ガス処理系で処理された処理ガスは、排気管を介して排気塔に移送されて高所放出される。本発明の原子炉格納容器の保護装置は、原子炉格納容器の最高使用圧力より低い任意の圧力で原子炉格納容器のベントをすることができ、したがって、原子炉冷却材喪失事故LOCA時のように、緊急に炉心への代替注水が必要になった場合に、使用可能なポンプの吐出圧力に応じて任意の圧力で原子炉格納容器のベントをすることができ、吐出圧力の低いポンプも使用して最大限の効果的な注水をすることができる。また、止め弁から放射性物質がリークした場合には、放射線モニターがこれを検知して第2隔離弁を開放するとともに、非常用ガス処理系を起動させるので、排気管内の圧力原子炉格納容器内の圧力を減圧させて止め弁からのリークを抑制することができる。次に、本発明の原子炉格納容器の減圧装置を、沸騰水型原子炉発電プラントMark-I型BWRの原子炉格納容器に適用した例につき、図1を参照して説明する。実施形態図1は、本実施形態の系統図である。なお、図1に示す実施形態の原子炉格納容器は、図2に示した従来の原子炉格納容器と同一構造であるので、図2と共通する部分には、同一符号を付して重複する説明を省略する。この実施形態が適用される原子炉格納容器2は、いわゆるMark-I型BWRであって、ドライウエル3と、サプレッションチャンバー4、ベント管5、ベントヘッダ6、ダウンカマーパイプ7等の圧力抑制系から主要部分が構成されている。原子炉格納容器2には、それぞれ、ドライウエル3とサプレッションチャンバー4を貫通して内部空間に開口する排気管13a,13bが取り付けられており、それぞれ第1隔離弁12a,12bにより閉鎖されている。これらの隔離弁12a,12bは、原子炉水位低、ドライウエル圧力高あるいは放射能レベル高などの信号によって自動的に閉鎖し、原子炉格納容器2からの放射性物質の流出を防ぐようになっている。また、原子炉格納容器2のサプレッションチャンバー4側に接続された排気管13bの第1隔離弁12bは、サプレッションチャンバー4の満水時には閉鎖され、ドライウエル3側の排気管13aだけが開放される。排気管13a,13bは合流し、合流した排気管13には、後述する信号により開放される第2隔離弁14と非常用ガス処理系SGTS11が順に配置されている。第2隔離弁14は、原子炉格納容器2内の圧力とほぼ同圧の排気管13内の高い圧力の気体を、非常用ガス処理系SGTS11の高性能粒子フィルタ、ヨウ素用チャコールフィルタが有効に機能する圧力まで減圧する。非常用ガス処理系SGTS11で処理されて放射性物質の除去されたガスは排気塔15へ送られて高所放出される。排気管13の第2隔離弁14の上流側には、非常用排気管13cが接続され、この非常用排気管13cには、遠隔操作で開閉する2個の止め弁18a,18bが直列に取り付けられ、その下流には止め弁18a,18bのリークを検出する放射線モニター19が配置されている。これらの止め弁18a,18bは、電動弁、空気作動弁のいずれで構成してもよい。電動弁とした場合には、バッテリー蓄電池、乾電池でも駆動できる構成とし、空気作動弁の場合には、作動空気として原子炉格納容器のガス圧を用い、信号系をバッテリー電源でも作動できる構成とすることにより、全交流電源喪失SBOの場合でも、機能させることができる。なお、止め弁18a,18bは、緊急の減圧が必要な場合には同時に開放されるが、下流側の止め弁18bの開度を上流側の止め弁18aの開度より大きくしたり、止め弁18a,18bの両方を半開にしたりしてもよい。また、2段に限らず、必要に応じて3段以上直列に配置するようにしてもよい。制御装置20は、放射線モニター19が止め弁18a,18bからの放射性物質のリークを検出すると、放射線レベルが許容範囲内か否かを判定し、許容値を超えていると判定すると、第2隔離弁14に信号を送り、排気管13内のガス圧を非常用ガス処理系SGTS11が処理可能な圧力レベルにまで減圧する所定の開度で第2隔離弁14を開放するとともに、非常用ガス処理系SGTS11を起動させる。第2隔離弁14の開放により原子炉格納容器2内のガスは、非常用ガス処理系SGTS11で処理され排気搭15から放出されるので原子炉格納容器2内及び排気管13内の圧力は減圧されて止め弁18a,18bからの放射性物質のリークが抑制される。本発明の原子炉格納容器の減圧装置の止め弁18a,18bは、次のように用いられる。例えば、配管破断事故発生後残留熱除去系が正常に機能しない場合等の原子炉格納容器2内の圧力が所定圧以上に上昇した場合には、第1隔離弁12a,12bと第2隔離弁14が開放され、排気管13a,13b等から放出された放射性物質を含む気体が非常用ガス処理系SGTS11に送られ、ここで有害な放射性物質が除去された気体は排気塔15から大気中に放出される。その結果、原子炉格納容器2内は減圧されてその健全性が保持される。ところで、循環配管等の破断事故のように水蒸気を大量に含む気体によって原子炉格納容器2内の圧力、温度が急激に上昇した場合には、このガスをそのまま非常用ガス処理系SGTS11に送ることはできない。非常用ガス処理系SGTS11は、特殊加工したチャコールフィルタにより低濃度の放射性物質をも吸着して、高い除去効率を確保するように構成されているため、循環配管等の破断時に放出される水蒸気を大量に含むガスを系内に流すと、吸着性能が急激に劣化する上に、フィルタ自体の耐圧強度が小さいため、ガス流の衝撃により損傷する可能性がある。したがって、このような場合には、止め弁18a,18bが開放され、緊急度、ガスの圧力レベル等に応じて次のような対応がなされる。まず、ガス圧が非常用ガス処理系SGTS11だけで処理するには高過ぎるが、圧力レベルを少し下げれば、処理可能である場合には、止め弁18a,18bの開放による減圧と、第2隔離弁14による減圧の2段の減圧を行いながら非常用ガス処理系SGTS11による処理を行うこともできる。この場合、止め弁18a,18bから放出されるガスについては放射性物質の除去が行われないが、非常用ガス処理系SGTS11により処理したガスには放射性物質が含まれていないので、環境に放出される放射性物質の総量を少なくすることができる。いくつかの事故が重なり、原子炉格納容器2内の圧力が予め定められた設定圧以上になり原子炉格納容器2が損傷する可能性が考えられる場合には、止め弁18a,18bが全開される。また、原子炉冷却材喪失事故LOCA時のように、原子炉圧力容器内への代替注水を緊急かつ大量に行う必要があるのに、吐出圧力が原子炉格納容器2の最高使用圧力よりも高いポンプだけでは十分な注水が行えない場合には、止め弁18a,18bの開放圧力を低くして、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にすることができ、原子炉冷却材喪失事故LOCAなどを回避することが可能になる。なお、以上の実施形態では、ラプチャーディスクを使用していないが、本発明はかかる実施形態に限定されるものではなく、例えば排気管13に、緊急排気管13cと並列して第2の緊急排気管を設け、この排気管に従来と同様の止め弁とラプチャーディスクからなる緊急放圧システムを設けることも可能である。なお、以上の実施形態は、Mark-I型BWRに本発明を適用した場合について説明したが、本発明はかかる実施形態に限定されるべきものではなく、Mark-II型BWR、Mark-III型BWRあるいはABWRの原子炉格納容器減圧装置についても同様に適用することが可能である。"