"原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器と、前記原子炉格納容器を貫通して設けられて流体が流れる配管と、前記原子炉格納容器内で前記配管に設けられた第1隔離弁と、前記原子炉格納容器外で前記配管に設けられた第2隔離弁とを備え、前記第1及び第2隔離弁が電動弁及び空気作動弁のいずれかであり、または前記第1及び第2隔離弁の一方が前記電動弁であり残りが前記空気作動弁であるとき、前記電動弁に駆動用の電気を供給する配線が前記原子炉建屋の外部に設けられた端子盤に接続され、前記空気作動弁に空気を供給する空気供給管が前記原子炉建屋の外に配置された、他の管路との接続部を有していることを特徴とする原子力プラント。前記電動弁及び前記空気作動弁が、前記原子力プラントの通常運転時において全閉状態になる弁である請求項1に記載の原子力プラント。前記配管が前記原子炉格納容器内の可燃性ガスを排出する配管である請求項1または2に記載の原子力プラント。前記配管が異常事象発生時に前記原子炉圧力容器内に冷却水を供給する配管である請求項1または2に記載の原子力プラント。特開昭61-77799号公報に記載された可燃性ガスの処理においても、原子炉格納容器に接続された可燃性ガス排出管に電動の隔離弁が設置され、特開平4-145398号公報に記載された補機冷却装置においても、原子炉格納容器を貫通する注水配管にも電動の隔離弁が設けられている。冷却材喪失事故等の異常事象発生時において、非常用電源を含む全電源が長時間に亘り喪失している苛酷事故時においても、原子炉格納容器内の可燃性ガスの排出、及び原子炉内への冷却水の注水をより早く行うために、原子炉格納容器を貫通する配管に設けられた各隔離弁を、全電源が喪失されており、かつ苛酷事故等が発生しており可燃性ガスの排出処理や格納容器外からの冷却水の補給が必要であると確認された場合にも、適正に開く必要がある。本発明の目的は、非常用電源を含む全電源喪失が長時間継続する時においても原子力プラントの配管に設けられた隔離弁を、開操作が必要と判断された場合に適正に開動作させ、開状態を継続して保持することができる原子力プラント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、原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器と、原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器と、原子炉格納容器を貫通して設けられて流体が流れる配管と、原子炉格納容器内でその配管に設けられた第1隔離弁と、原子炉格納容器外でその配管に設けられた第2隔離弁とを備え、第1及び第2隔離弁が電動弁及び空気作動弁のいずれかであり、または第1及び第2隔離弁の一方が電動弁であり残りが空気作動弁であるとき、電動弁に駆動用の電気を供給する配線が原子炉建屋の外部に設けられた端子盤に接続され、空気作動弁に空気を供給する空気供給管が原子炉建屋の外に配置された、他の管路との接続部を有していることにある。本発明によれば、非常用電源を含む全電源喪失が長時間継続する時においても原子力プラントの配管に設けられた隔離弁を、開操作が必要と判断された場合に適正に開動作させ、開状態を継続して保持することができる。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の原子力プラントを、図1、図2及び図3を用いて説明する。本実施例の原子力プラント1は、沸騰水型原子力プラントであり、炉心を内蔵する原子炉圧力容器2、原子炉格納容器3、隔離弁13,14が設けられた可燃性ガス排出管12、配線15,15A,16,16A及び端子盤31を備えている。原子炉格納容器3は、原子炉建屋8内に設置される。原子炉格納容器3内には、互いに隔離されているドライウェル4及び圧力抑制室5が形成される。円筒状のペデスタル7が原子炉格納容器3に設置され、圧力抑制室5がペデスタル7の周囲を取り囲んでいる。冷却水が充填された圧力抑制プール6が圧力抑制室5内に設けられる。ドライウェル4内に配置された原子炉圧力容器2がペデスタル7によって支持される。ペデスタル7内に形成された複数のベント通路は、一端がドライウェル4に開口され、他端が圧力抑制プール6の水中に開口している。原子炉圧力容器2に接続された主蒸気配管9は、原子炉格納容器3を貫通して、原子炉建屋8に隣接して建てられたタービン建屋図示せず内に設置されたタービン図示せずに接続される。主蒸気配管9の原子炉格納容器3の貫通部付近で原子炉格納容器3の内外に隔離弁10及び11が配置され、隔離弁10及び11が主蒸気配管9に設けられる。タービン建屋内でタービンに連絡される復水器図示せずに接続された給水配管17が原子炉圧力容器2に接続される。給水配管17の原子炉格納容器3の貫通部付近で原子炉格納容器3の内外に逆止弁18がそれぞれ配置され、これらの逆止弁18が主蒸気配管9に設けられる。また、冷却材喪失事故等の異常事象が発生したときに、原子炉圧力容器2内の炉心に冷却水を注入する非常用炉心冷却系の冷却水供給配管図示せずも、原子炉格納容器3の貫通部付近で隔離弁図示せずを設置している。原子炉格納容器2内のドライウェル4に開口している可燃性ガス排出管12が、原子炉格納容器3を貫通し、原子炉建屋8の外部に達している。可燃性ガス排出管12の原子炉建屋8の外側の端部には接続部32が取り付けられ、この接続部32は原子炉建屋8に隣接して建てられた収納建屋36内に配置される。開閉弁33図3参照が、可燃性ガス排出管12の原子炉建屋8の外側の部分に設けられ、収納建屋36内に配置される。隔離弁13,14が、可燃性ガス排出管12の原子炉格納容器3の貫通部付近で原子炉格納容器3の内外にそれぞれ配置され、可燃性ガス排出管12に設けられる。配線15が、隔離弁13に設けられた、弁体駆動用のアクチュエータ図示せずに接続され、所内電源または外部電源に接続される。配線15に接続された配線15Aが、収納建屋36内に設置された端子盤31に接続される。配線16が、隔離弁14に設けられた、弁体駆動用のアクチュエータ図示せずに接続され、所内電源または外部電源に接続される。配線16に接続された配線16Aが、収納建屋36内に設置された端子盤31に接続される。原子力プラント1が正常に運転しているときには、隔離弁10,11は所内電源から供給される電気によって全開状態になっている。隔離弁13は配線15を通して所内電源から供給される電気によって全閉状態になっており、隔離弁14は配線16を通して所内電源から供給される電気によって全閉状態になっている。このとき、原子炉圧力容器2内の炉心で発生した蒸気は、主蒸気配管9を通ってタービンに供給され、タービンを回転させる。タービンに連結された発電機が回転して電力を発生する。この電力の一部が所内電源として上記の各隔離弁の開閉、原子炉建屋1内の照明及び制御装置等に使用される。タービンから排気された蒸気は復水器で凝縮され水になる。この水は、給水として給水配管17を通って原子炉圧力容器2に供給される。正常に運転されている原子力プラント1において、原子炉格納容器3内で主蒸気配管9に貫通したき裂が発生し、異常事象である冷却材喪失事故が発生し、さらに、非常用電源を含む全電源が長時間喪失したことを想定する。原子炉圧力容器2内に存在する蒸気、及び原子炉圧力容器2内の冷却水が蒸発して発生した蒸気が、主蒸気配管9の生じたき裂を通って原子炉格納容器3内のドライウェル4に放出される。放出されたこの蒸気は、ペデスタル7に設けられた複数のベント通路を通って、圧力抑制プール6の冷却水中に放出され、凝縮される。この蒸気の凝縮によりドライウェル4内の圧力上昇が抑制される。冷却材喪失事故が発生したとき、主蒸気配管のき裂からドライウェル4に放出された蒸気は、原子炉圧力容器2内で冷却水の放射線分解等によって発生した可燃性ガス水素等を含んでいる。全電源が喪失しないで所内電源から電気が供給されているときには、隔離弁13,14を開動作させる必要があり系統の準備が完了していると確認されると、その電気により全開状態になる。このため、ドライウェル4内の可燃性ガスである水素は、可燃性ガス排出管12、及び原子炉建屋8内で可燃性ガス排出管12に接続された配管37を通って、例えば、特開2011-12973号公報に記載された水素酸化装置に導かれ、水になる。冷却材喪失事故が発生したときに全電源喪失状態になっている場合について説明する。主蒸気配管9に設けられた隔離弁10,11は、全電源喪失時には、隔離弁10,11にそれぞれ設けられたバネの作用によって全閉状態になる。配管37に設けられた開閉弁は、全電源が喪失するので、全閉になっている。全電源喪失が長時間継続する苛酷事故時には、可燃性ガス処理装置20、発電機21及び空気源22を搭載した運搬車23を運転して収納建屋36の側に停車させる。そして、可燃性ガス処理装置20に接続された管路を、収納建屋36内まで伸ばし、可燃性ガス排出管12の接続部32に取り外し可能に接続する。発電機21に接続されるケーブルを、収納建屋36内まで伸ばし、端子盤31の、配線15A,16Aに接続された端子に取り外し可能に接続する。異常事象発生時にアクシデントマネージメントを行う制御装置から発せられる許可信号に基づいて、収納建屋36に設けられた開閉扉を開くことが可能になる。このため、作業員が、その開閉扉を開けて収納建屋36内に入ることができ、前述した可燃性ガス処理装置20と可燃性ガス排出管12の接続、及び発電機21と端子盤31の接続が可能になる。原子力プラント1の通常運転時には、アクシデントマネージメントを行う制御装置から許可信号が出力しないために、その開閉扉をあけることができないので、作業員は収納建屋36内に入ることができない。なお、アクシデントマネージメントを行う制御装置は、原子炉建屋とは別の施設に設けられる。発電機21によって発生した電気が、端子盤31、配線15A,15を通って隔離弁13に設けられた、弁体駆動用のアクチュエータに直接供給される。このアクチュエータが駆動して隔離弁13が全開になる。また、発電機21によって発生した電気は、端子盤31、配線16A,16を通って隔離弁14に設けられた、弁体駆動用のアクチュエータに直接供給される。このアクチュエータが駆動して隔離弁14も全開になる。収納建屋36内で可燃性ガス排出管12に設けられている開閉弁33も、発電機21で発生した電気により全開にされる。冷却材喪失事故によってドライウェル4に放出された蒸気に含まれた可燃性ガスである水素は、可燃性ガス排出管12を通って運搬車23に搭載された可燃性ガス処理装置20に導かれ、可燃性ガス処理装置20内の触媒の作用により水になる。このように、ドライウェル4内に放出された水素を可燃性ガス処理装置20で処理することができる。ドライウェル4内の可燃性ガスの可燃性ガス処理装置20への供給は、特開昭61-77799号公報の第5図に示すように、発電機21で発生した電気を、運搬車23に搭載したブロア図示せず供給してこのブロアを駆動することによって行われる。ブロアの駆動により、ドライウェル4内の可燃性ガスが、可燃性ガス排出管12を通って可燃性ガス処理装置20に導かれる。本実施例では、可燃性ガス排出管12の、原子炉格納容器3の貫通部付近で、原子炉格納容器3の内外において可燃性ガス排出管12に設けられた隔離弁13,14のそれそれぞれに別々に接続される配線15A,16Aが、バッテリーを介さないで、原子炉建屋8外の収納建屋36内に配置された端子盤31に接続されている。このため、異常事象発生時例えば、冷却材喪失事故発生時で全電源喪失になった場合には、運搬車23に搭載した発電機21のケーブルを端子盤31につなぐことにより、発電機21で発生した電気を配線15A及び15、及び配線16A及び16をそれぞれ通して、隔離弁13のアクチュエータ、及び隔離弁13のアクチュエータにより短時間に供給することができる。発電機21の駆動により電気が発生するため、全交流電源喪失が長時間継続する想定外の苛酷事故時において設備してあるバッテリー等の電源が枯渇した場合でも、枯渇したバッテリーの充電等の操作が不要でこの電気が隔離弁13のアクチュエータ、及び隔離弁13のアクチュエータを駆動するまでに要する時間が非常に短くなる。特開平4-145398号公報に記載されたように、隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータをバッテリーに接続し、異常事象が発生したときの全電源喪失時に、バッテリーから隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータに電気を供給して隔離弁13,14を開くことが考えられる。バッテリーの電気容量が小さいため、長期間にわたって、バッテリーから隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータに電気を供給することができない。このため、運搬車23に搭載した発電機21で発生した電気をそのバッテリーに供給することによって、バッテリーから隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータに長期間にわたって電気を供給することができる。しかしながら、隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータへの電気の供給によってバッテリーに充電されている充電容量が低下したときに、発電機21で発生した電気をバッテリーに充電するとき、充電に時間がかかり、充填中にはバッテリーから隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータへの電気の供給が停止される。電気の供給が停止されたとき、隔離弁13,14が全閉状態になり、ドライウェル4から可燃性ガス処理装置20への水素の供給が停止されるため、バッテリーに所定容量の電気容量が充電されるまで、可燃性ガス処理装置20による水素の処理が停止される。本実施例では、運搬車23に搭載した発電機21で発生した電気が、端子盤31、配線15A,15,16A,16を通して隔離弁13,14のそれぞれのアクチュエータに途絶えることなく継続して供給されるため、可燃性ガス処理装置20への水素の供給が停止されることがなく、ドライウェル4内の水素の処理を継続して行うことができる。さらに、本実施例によれば、充電のための時間が不要で開操作に要する時間が短くすることができ、また、外部装置に積載する発電機容量が当該隔離弁に限定されるため容量が小さくてすむ。本実施例では、空気作動弁の操作を行わないので、図3に示すような空気源22と空気供給管27A,29Bの接続は行われない。本発明の他の実施例である実施例2の原子力プラントを、図4及び図5を用いて説明する。本実施例の原子力プラント1Aは、沸騰水型原子力プラントであり、炉心を内蔵する原子炉圧力容器2、原子炉格納容器3、配線15,15A,16,16A、端子盤31、隔離弁13A,14Aが設けられた冷却水供給管38、及び冷却水プール25を備えている。冷却水プール25は、ダライウェル4内に設置され、原子炉圧力容器2内に形成される冷却水の水面よりも上方に配置される。接続部39が冷却水供給管38の原子炉建屋8の外側の端部に設けられ、冷却水供給管38が冷却水プール25に接続される。接続部39が収納建屋36内に配置される。隔離弁14A、逆止弁26及び隔離弁13Aが、この順番で、接続部39から冷却水プール25に向かって設置されている。冷却水供給管38が原子炉格納容器3を貫通しており、冷却水供給管38の原子炉格納容器3の貫通部付近で原子炉格納容器3の内外に配置された隔離弁13A,14Aが、冷却水供給管38に設けられる。配線15が、隔離弁13Aに設けられた、弁体駆動用のアクチュエータ図示せずに接続され、所内電源または外部電源に接続される。配線15に接続された配線15Aが、収納建屋36内に設置された端子盤31に接続される。配線16が、隔離弁14Aに設けられた、弁体駆動用のアクチュエータ図示せずに接続され、所内電源または外部電源に接続される。配線16に接続された配線16Aが、収納建屋36内に設置された端子盤31に接続される。本実施例の他の構成は、実施例1の原子力プラント1と同じである。冷却材喪失事故が発生したときに全電源喪失状態になっている場合を想定して説明する。冷却材喪失事故が発生して全電源喪失が生じているとき、実施例1と同様に、可燃性ガス処理装置20、発電機21及び空気源22を搭載した運搬車23を運転して収納建屋36の側に停車させる。発電機21に接続されたケーブルを、実施例1と同様に、収納建屋36内の端子盤31に接続する。さらに、ポンプ車図示せずを収納建屋36の側に停車させて、ポンプ車に接続されたホースを、冷却水供給管38の接続部39に取り外し可能に接続する。発電機21を回転させることにより発生した電気を、実施例1と同様に、隔離弁13Aに設けられた、弁体駆動用のアクチュエータ及び隔離弁14Aに設けられた、弁体駆動用のアクチュエータに供給して、隔離弁13A,14Aをそれぞれ全開状態にする。ポンプ車を駆動することによってポンプ車に搭載したポンプによって昇圧された冷却水が、接続部39及び冷却水供給管38を通して冷却水プール25に供給する。冷却水供給管38内を流れる冷却水は、隔離弁14A、逆止弁26及び隔離弁13Aを通過する。冷却水プール25内の冷却水は、重力の作用により、冷却水プール25と原子炉圧力容器2を接続する冷却水注入管を通して原子炉圧力容器2内の炉心に注入される。本実施例も、実施例1と同様に、発電機21によって発生した電気が、端子盤31、配線15A,15を通って隔離弁13Aに設けられた、弁体駆動用のアクチュエータに直接供給され、また、端子盤31、配線16A,16を通って隔離弁14Aに設けられた、弁体駆動用のアクチュエータに直接供給される。したがって、本実施例も、冷却材喪失事故が発生して全電源喪失状態になっている場合において、隔離弁13A,14Aの全開状態を継続して保持することができるため、ポンプ車で昇圧した冷却水の冷却水プール25への供給を途絶えることなく継続して行うことができる。このため、冷却水プール25内の冷却水を炉心に継続して注入することができ、炉心の冷却を効果的に行うことができる。なお、冷却材喪失事故が発生したときに全電源喪失が生じていない場合にも、冷却水プール25内の冷却水が原子炉圧力容器2内の炉心に注入される。このときにおける冷却水プール25への冷却水の補給は、例えば、補給水ポンプ図示せずを駆動することによって行われる。本実施例で用いられる配線15,15A,16,16A、隔離弁13A,14Aが設けられた冷却水供給管38、及び冷却水プール25を実施例1の原子力プラント1に適用しても良い。これにより、冷却材喪失事故が発生したときに全電源喪失が生じた場合には、可燃性ガス排出管12に設けられた隔離弁13,14、及び冷却水供給管38に設けられた隔離弁13A,14Aを発電機21で発生した電気により、継続した開状態を維持することができる。このため、ドライウェル4内の水素を可燃性ガス処理装置20で継続して処理することができ、冷却水供給管38を通して冷却水プル25に冷却水を継続して供給することができるので、冷却水プル25から炉心への冷却水の注入を継続して行うことができる。本発明の他の実施例である実施例3の原子力プラントを、図6を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは、実施例1において可燃性ガス排出管12に隔離弁13及び隔離弁14のそれぞれのバイパス配管を設けた構成を有する。本実施例の原子力プラントの他の構成は、実施例1の原子力プラント1の構成と同じである。可燃性ガス排出管12に接続される、隔離弁13の第1バイパス配管には隔離弁13Bが設けられ、可燃性ガス排出管12に接続される、隔離弁14の第2バイパス配管には隔離弁14Bが設けられる。配線15が隔離弁13Bの、弁体を駆動するアクチュエータ図示せずに接続され、配線16が隔離弁14Bの、弁体を駆動するアクチュエータ図示せずに接続される。本実施例においても、配線15に接続される配線15A,及び配線16に接続される配線16Aが、端子盤31に接続される。本実施例は、実施例1で生じる効果を得ることができる。隔離弁13が全開状態のときにはこれと並列に配置された隔離弁13Aは全閉状態にある。また、隔離弁14が全開状態のときにはこれと並列に配置された隔離弁14Aは全閉状態にある。隔離弁13が何らかの原因で開かないときには、隔離弁13Bが発電機21から供給される電気により全開状態になる。隔離弁14が何らかの原因で開かないときには、隔離弁14Bが発電機21から供給される電気により全開状態になる。このように、本実施例は、隔離弁13をバックアップする隔離弁13A、及び隔離弁14をバックアップする隔離弁14Aが設けられているので、隔離弁13及び14の少なくとも1つが故障しても、並列に配置された他の隔離弁を開くことにより、ドライウェル4内の水素を可燃性ガス処理装置20で処理することができる。本発明の他の実施例である実施例4の原子力プラントを、図7を用いて説明する。本実施例の原子力プラントは、沸騰水型原子力プラントである。実施例1の原子力プラント1では、可燃性ガス排出管12に電動弁である隔離弁13,14を用いているが、本実施例の原子力プラントでは、可燃性ガス排出管12に空気作動弁である隔離弁13C,14Cを用いている。このため、本実施例の原子力プラントでは、隔離弁13Cの、弁体を駆動するシリンダ及びピストンを有するアクチュエータに、空気配管27が接続され、隔離弁14Cの、弁体を駆動するシリンダ及びピストンを有するアクチュエータに、空気配管29が接続される。本実施例の原子力プラントの他の構成は、実施例1の原子力プラント1と同じである。空気配管27及び29は、所内電源または外部電源で作動するコンプレッサ図示せずに接続される。空気配管27に接続された空気配管27A及び29Aは、原子炉建屋8外の収納建屋36内まで伸びており、収納建屋36内において共通の接続部34に接続される。開閉弁35が収納建屋36内で接続部34から分岐された空気配管27A及び29Aにそれぞれ設けられる。空気溜めであるリザーバー28が空気配管27に設けられ、他のリザーバー30が空気配管29に設けられる。冷却材喪失事故が発生しても所内電源が活きている場合には、上記のコンプレッサが駆動して圧縮空気が空気配管27を通して隔離弁13C用のアクチュエータのシリンダ内に供給され、ピストンにより弁体が移動して隔離弁13Cが全開状態になる。上記のコンプレッサから吐出された圧縮空気が空気配管29を通して隔離弁14C用のアクチュエータのシリンダ内に供給され、ピストンにより弁体が移動して隔離弁14Cが全開状態になる。ドライウェル4内の水素が、可燃性ガス排出管12及び配管37を通って、原子炉建屋8内の前述の水素酸化装置に導かれ、ここで処理される。冷却材喪失事故が発生して全電源喪失が生じた場合には、実施例1と同様に、運搬車23を収納建屋36の側に停車させる。許可信号が発生するので、収納建屋36の扉を開け、作業員が、可燃性ガス処理装置20に接続された管路を、可燃性ガス排出管12の接続部32に取り外し可能に接続し、運搬車23に搭載された空気源22に接続された管路を接続部34に取り外し可能に接続する。空気源22はコンプレッサまたは高圧の窒素ガスを充填したガスボンベである。運搬車23に搭載された発電機21を回転させて発生した電気により開閉弁35を全開にする。圧縮空気が空気源22から空気配管27A,27を通って隔離弁13C用のアクチュエータのシリンダ内に供給され、隔離弁13Cが全開状態になる。空気源22からの圧縮空気が、空気配管29A,29を通して隔離弁14C用のアクチュエータのシリンダ内に供給され、隔離弁14Cが全開状態になる。この結果、ドライウェル4内の水素が、可燃性ガス排出管12を通って導かれ、可燃性ガス処理装置20で処理される。本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。実施例1の原子力プラント1において、隔離弁13及び14のいずれかを、実施例4で用いた空気作動弁にしても良い。実施例1~4を加圧水型原子力プラントに適用することができる。"