原子炉における冷却水喪失事故等に際し、原子炉圧力容器内を冷却する非常用炉心冷却設備において、非常用冷却水用水源を原子炉圧力容器より上方に位置させ、非常用冷却水を重力により注入させる非常用炉心冷却設備であって、非常用冷却水用水源と原子炉圧力容器並びにその他冷却を必要とする箇所とを接続する給水用配管に介在して配された弁が、電力等を必要とする電動弁等の動的手段によらず温度により受動的に開閉する温度応動弁により構成されることを特徴とする非常用炉心冷却設備。請求項1において、前記温度応動弁は温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御することを特徴とする非常用炉心冷却設備。請求項1において、前記温度応動弁の一部に温度50°C~500°Cで溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化固体、液体、気体により弁の開閉を制御することを特徴とする非常用炉心冷却設備。先述のように、非常用炉心冷却設備は、地震や津波等の天災による外部電力喪失時や原子炉構造物の破損等に起因する冷却水の喪失等が生じた際に、非常用冷却水を原子炉圧力容器内に注入して炉心の冠水状態、冷温状態を保持するものであるが、外部電力喪失の際は非常用電源等によって電動ポンプや電動弁等の動的手段を駆動することによって機能させていた。しかし、非常用電源等を含む全電力を喪失する等の事象が生じた場合、前記の電動ポンプ及び電動弁等の動的手段は作動しない為、非常用炉心冷却設備が機能しない可能性がある。よって全電力喪失時の原子炉の安全性を確保するためには、動的手段によらない非常用炉心冷却設備が必要である。一方、静的安全系を備えた原子力発電設備に関する特許文献においては、いずれも原子炉圧力容器内の冷却水位の低下に連動して非常用冷却水の注入がなされるが、原子炉の安全性をより向上させるためには、万一の事故時において原子炉圧力容器内の水位の低下要因となる原子炉圧力容器内部の過昇温が生じた時点で、非常用冷却水の注入を開始し原子炉圧力容器内を冷温状態に保持することが望ましい。本発明は、かかる課題を解決するために、原子炉圧力容器よりも上方に非常用冷却水プールを位置させ、前記非常用冷却水プールから原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等の冷却を必要とする箇所へ、所定の温度で自動的に開閉する温度応動弁等を介して給水用配管を接続することにより、全電力喪失時においても前記原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等に非常用冷却水を重力落下により注入することが可能となり、原子炉を安全な状態に保持することが可能となる。本発明によれば、非常用電源等を含む全電力を喪失する等の事象が生じた場合においても、電動弁や電動ポンプ等の動的手段を用いることなく非常用冷却水を原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等に重力落下で注入することが可能な非常用炉心冷却設備を提供可能となり、全電力喪失時においても原子炉を安全な状態に保持することができる。本発明の実施例を、図面を参照しながら詳細を説明する。図1は、沸騰水型原子炉に適用された本発明の好適な一実施例である実施例1の非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉建屋3内に原子炉格納容器2を設置し、原子炉格納容器2内に原子炉圧力容器1及びサプレッションプール5を有している。原子炉建屋3の上部には使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール4が設けられており、水を張った状態とされている。本実施例においては、非常用冷却水を貯蔵する非常用冷却水プール6を原子炉建屋3の上部で原子炉圧力容器1よりも上方に設置している。非常用冷却水プール6からは、非常用冷却水注入用配管8及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9が設置されており、それぞれ非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び7bを介して非常用冷却水注入用配管8は原子炉圧力容器1へ、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9はスプリンクラー10へ接続されている。原子炉圧力容器1の上部には、原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12が非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を介して接続されている。本実施例では、ベント用配管12の原子炉圧力容器の逆側端面は原子炉建屋3内に位置しているが、原子炉圧力容器1内の気体の放出が可能な範囲においてはこの限りではない。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11には、弁の一部に50°C~500°Cで溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化固体、液体、気体により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って、開閉動作が可能となるよう設定されている。事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器1内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器1、原子炉格納容器2、原子炉建屋3内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11のそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。この場合、使用済燃料貯蔵プール4上部に設置されたスプリンクラー10からは、非常用冷却水プール6に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水プール6に連通した非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。非常用冷却水プール6から原子炉圧力容器1へ接続された非常用冷却水注入用配管8に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び、原子炉圧力容器1内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11がそれぞれ動作設定温度に達し、開操作された場合、原子炉圧力容器1内の気体がベント用配管12から放出され、原子炉圧力容器1内部の圧力が低下すると共に、非常用冷却水プール6に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水プール6と原子炉圧力容器1とを連通した非常用冷却水注入用配管8を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器1内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内1内の温度上昇を抑制できる。本実施例1では、事故等による原子炉圧力容器1内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器1及び使用済燃料貯蔵プール4に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水プール6からサプレッションプール5へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水プール6から原子炉格納容器2の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器2の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。また、本実施例1では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を原子炉圧力容器1の外部に設置した例を示したが、図2に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は原子炉圧力容器1内に設置しても良い。本実施例1によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性および信頼性を向上させることができる。図3は、沸騰水型原子炉への本発明他の実施例である実施例2の非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉建屋3内に原子炉格納容器2を有し、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器1及びサプレッションプール5を有している。原子炉建屋上部には使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール4が設けられており、水を張った状態とされている。実施例2においては、非常用冷却水を貯蔵する非常用冷却水タンク13を原子炉建屋上部かつ原子炉圧力容器よりも上に設置している。非常用冷却水タンク13は気密を確保した構造となっている。非常用冷却水タンク13からは、非常用冷却水注入用配管8及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9が設置されており、それぞれ非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bを介して非常用冷却水注入用配管8は原子炉圧力容器1へ、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9はスプリンクラー10へ接続されている。原子炉圧力容器1の上部には、原子炉圧力容器1内の圧力と非常用冷却水タンク13内の圧力とを均圧化するための均圧用配管14が非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cを介して接続されている。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cは、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cには、弁の一部に50°C~500°Cで溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化固体、液体、気体により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cは閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cは、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って開閉動作が可能となるよう設定されている。事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器1内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器1、原子炉格納容器2、原子炉建屋3内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cのそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。非常用冷却水タンク13から原子炉圧力容器1へ接続された非常用冷却水注入用配管8に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び、原子炉圧力容器1内の圧力と非常用冷却水タンク13内の圧力とを均圧化するための均圧用配管14に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cがそれぞれ動作設定温度に達して開操作された場合、原子炉圧力容器1内と非常用冷却水タンク13とが均圧化されると共に、非常用冷却水タンク13に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水タンク13と原子炉圧力容器1とを連通した非常用冷却水注入用配管8を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器1内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内1内の温度上昇を抑制できる。また、使用済燃料貯蔵プール4上部に設置されたスプリンクラー10からは、非常用冷却水タンク13に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水タンク13に連通した非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。本実施例2では、事故等による原子炉圧力容器1内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器1及び使用済燃料貯蔵プール4に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水タンク13からサプレッションプール5へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水タンク13から原子炉格納容器2の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器2の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。また、本実施例2では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cを原子炉圧力容器1の外部に設置した例を示したが、図2に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁7cは原子炉圧力容器1内に設置しても良い。本実施例によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性信頼性を向上させることができる。図4は、沸騰水型原子炉への本発明の他の実施例である非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉建屋3内に原子炉格納容器2を有し、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器1及びサプレッションプール5を有している。原子炉建屋上部には使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール4が設けられており、水を張った状態とされている。実施例3においては、非常用冷却水を貯蔵する非常用冷却水給水棟15を原子炉建屋外部かつ非常用冷却水給水棟15の下端部が原子炉圧力容器上端部よりも上方となる様に設置している。非常用冷却水給水棟15からは、非常用冷却水注入用配管8及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9が設置されており、それぞれ非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bを介して非常用冷却水注入用配管8は原子炉圧力容器1へ、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9はスプリンクラー10へ接続されている。原子炉圧力容器1の上部には、実施例1と同様に原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12が非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を介して接続されている。本実施例では、ベント用配管12の原子炉圧力容器の逆側端面は原子炉建屋3内に位置しているが、原子炉圧力容器1内の気体の放出が可能な範囲においてはこの限りではない。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11には、弁の一部に50°C~500°Cで溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化固体、液体、気体により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って、開閉動作が可能となるよう設定されている。事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器1内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器1、原子炉格納容器2、原子炉建屋3内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11のそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。この場合、使用済燃料貯蔵プール4上部に設置されたスプリンクラー10からは、非常用冷却水給水棟15に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水給水棟15に連通した非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。非常用冷却水給水棟15から原子炉圧力容器1へ接続された非常用冷却水注入用配管8に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び、原子炉圧力容器1内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11がそれぞれ動作設定温度に達し、開操作された場合、原子炉圧力容器1内の気体がベント用配管12から放出され、原子炉圧力容器1内部の圧力が低下すると共に、非常用冷却水給水棟15に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水給水棟15と原子炉圧力容器1とを連通した非常用冷却水注入用配管8を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器1内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内1内の温度上昇を抑制できる。本実施例3では、事故等による原子炉圧力容器1内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器1及び使用済燃料貯蔵プール4に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水棟15からサプレッションプール5へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水棟15から原子炉格納容器2の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器2の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。本実施例3では、原子炉圧力容器1の上部に、実施例1と同様に原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12を非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を介して接続し、原子炉圧力容器1の内部を減圧することにより、重力落下にて非常用冷却水給水棟15から非常用冷却水を注入する例を示している。しかし、実施例2に示したように、非常用冷却水給水棟15を気密を確保した構造とし、原子炉圧力容器1と非常用冷却水給水棟15とを均圧用配管によって非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁を介して接続し、非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁が開操作された場合、原子炉圧力容器1内と非常用冷却水給水棟15内とが均圧化されると共に、非常用冷却水給水棟15に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水給水棟15と原子炉圧力容器1とを連通した非常用冷却水注入用配管8を介して重力落下により注入される構造としても良い。また、本実施例3では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を原子炉圧力容器1の外部に設置した例を示したが、図2に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は原子炉圧力容器1内に設置しても良い。本実施例3によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性および信頼性を向上させることができる。図5及び図6は、原子炉圧力容器1よりも上方に位置する例えばダム等の水源を非常用炉心冷却設備の水源とした場合の本発明の他の実施例である非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉周辺設備の仕様は、実施例1及び実施例3で説明したものと同等であり、非常用冷却水注入用配管8及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9図6参照を非常用冷却水給水配管21図5参照に接続する。陸地16の高所に位置する水源17より流路20を用いて水を導き、流路20の下流に建設した水力発電所18より非常用冷却水給水配管21によって水源17の水が原子炉建屋3へと導かれる図5参照。水力発電所18は、原子炉による夜間発電電力を利用した揚水型水力発電所とするのが望ましい。また本実施例による副産物として、水源17と原子炉建屋3の間に水力発電所18を建設することにより、万一の外部電力喪失時における非常用電源として水力発電所18を利用することが可能となる利点がある。また、原子炉圧力容器1の上部には、実施例1および実施例3と同様に原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12が非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を介して接続されている。本実施例では、ベント用配管12の原子炉圧力容器の逆側端面は原子炉建屋3内に位置しているが、原子炉圧力容器1内の気体の放出が可能な範囲においてはこの限りではない。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11には、弁の一部に50°C~500°Cで溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化固体、液体、気体により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は閉となった状態で待機している。非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って、開閉動作が可能となるよう設定されている。事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器1内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器1、原子炉格納容器2、原子炉建屋3内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11のそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。この場合、使用済燃料貯蔵プール4上部に設置されたスプリンクラー10からは、原子炉圧力容器1よりも上方に位置する例えばダム等の水源17に貯蔵された非常用冷却水が、流路20、水力発電所18、非常用冷却水給水配管21を経由し、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管9並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7bを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール4内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。非常用冷却水給水配管21から原子炉圧力容器1へ接続された非常用冷却水注入用配管8に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び、原子炉圧力容器1内の気体を放出し減圧するためのベント用配管12に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11がそれぞれ動作設定温度に達し、開操作された場合、原子炉圧力容器1内の気体がベント用配管12から放出され、原子炉圧力容器1内部の圧力が低下すると共に、原子炉圧力容器1よりも上方に位置する例えばダム等の水源17に貯蔵された非常用冷却水が、流路20、水力発電所18、非常用冷却水給水配管21を経由し、非常用冷却水給水配管21と原子炉圧力容器1とを連通した非常用冷却水注入用配管8を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器1内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内1内の温度上昇を抑制できる。本実施例4では、事故等による原子炉圧力容器1内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器1及び使用済燃料貯蔵プール4に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水配管21からサプレッションプール5へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水配管21から原子炉格納容器2の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器2の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。また、本実施例4では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11を原子炉圧力容器1の外部に設置した例を示したが、図2に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁7a及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁11は原子炉圧力容器1内に設置しても良い。本実施例4によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性および信頼性を向上させることができる。また、本実施例4によれば、水源17と原子炉建屋3の間に建設された水力発電所18により、万一の外部電力喪失時においても非常用電力を水力発電所18より供給することが可能となる。