(57)【要約】【課題】圧力容器への高圧注水手段と除熱手段を多様化する原子炉冷却システム及びその運転方法を提供する。【解決手段】本発明の原子炉冷却システムは、原子炉圧力容器１と、主蒸気管２と、主蒸気隔離弁３と、発電用タービン４，５と、復水器７と、給水管１０ａと、給水ポンプ１６と、給水ポンプ駆動用蒸気タービン１４と、第１の配管経路Ｂと、第２の配管経路Ａと、第３の配管経路Ｄと、第１の配管経路Ｂと第２の配管経路Ａが接続され、給水ポンプ駆動用蒸気タービン１４の使用蒸気を、第１の配管経路Ｂまたは第２の配管経路Ａからの蒸気とに切り替える駆動蒸気切替弁１７と、原子炉の停止時に、主蒸気隔離弁３を閉止し、第２の配管経路Ａからの蒸気で、給水ポンプ駆動用蒸気タービン１４を駆動する制御装置２７を備える。【選択図】図２
2020012768.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
燃料集合体を装荷する炉心を内包する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器に接続され炉心で発生した蒸気を流通する主蒸気管と、
前記主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁と、
前記主蒸気管で送られた蒸気が供給される発電用タービンと、
前記発電用タービンを通過した蒸気を熱交換器で凝縮する復水器と、
前記復水器で凝縮された冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する給水管と、
前記給水管に設けられ冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する給水ポンプと、
前記給水ポンプを駆動する給水ポンプ駆動用蒸気タービンと、
前記発電用タービンからの抽気蒸気を前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに導いて駆動させる第１の配管経路と、
前記主蒸気管の主蒸気弁よりも上流側で前記主蒸気管から分岐して前記炉心で発生した蒸気を前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに導いて駆動させる第２の配管経路と、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンからの排蒸気を前記復水器に導く第３の配管経路と、
前記第１の配管経路と前記第２の配管経路が接続されて、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンの使用蒸気を、前記第１の配管経路からの抽気蒸気と前記第２の配管経路からの蒸気とに切り替える駆動蒸気切替弁と、
原子炉の停止時に、前記主蒸気隔離弁を閉止するとともに、前記駆動蒸気切替弁を前記第２の配管経路側に切り替えて、前記第２の配管経路を介して供給される蒸気によって、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動する制御装置を備える
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記給水管に設けられ冷却水を送水する復水ポンプと、
前記熱交換器に蒸気凝縮用の二次冷却水を供給する循環水ポンプと、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに取り付けられる発電機と、
前記発電機の発電電力が入力され、前記復水ポンプと前記循環水ポンプと電動機駆動給水ポンプとに動力電源を供給するインバータと、
前記インバータの電力の一部を取り出して整流するとともに一次電池を並列に接続して直流電力を供給する直流電源とを備え、
前記給水ポンプは、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンまたは電動機を駆動源として冷却水を前記原子炉圧力容器に給水し、
前記制御装置は、前記第２の配管経路の開閉弁の開閉と、前記復水ポンプと前記循環水ポンプの起動停止と、前記復水ポンプおよび前記循環水ポンプの各電源を既設の動力電源と前記インバータからの動力電源との切り替えとの制御を行う
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項３】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記給水管に、前記発電用タービンからの抽気蒸気で回転する復水ポンプ駆動用蒸気タービンで駆動される復水ポンプと、
前記復水ポンプ駆動用蒸気タービンに取り付けられる発電機と、
前記復水ポンプ駆動用蒸気タービンの使用蒸気を、前記発電用タービンの抽気と前記第２の配管経路の蒸気とに切り替える駆動蒸気切替弁とを備え、
前記発電機の発電電力線は前記インバータに接続され、前記インバータからの動力電源は前記電動機駆動給水ポンプに接続されている
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項４】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記給水ポンプと前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンとがクラッチ機構を介して接続され、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンと前記発電機とがクラッチ機構を介して接続され、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンは、ポンプ駆動専用、発電専用、及びポンプ駆動と発電併用の３モードの何れかを選択して使用される
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項５】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記循環水ポンプの吐出側流路に並列に二次冷却水を前記熱交換器に送水する電動機駆動の補助循環水ポンプを備える
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項６】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記循環水ポンプの吐出側流路に並列に二次冷却水を前記熱交換器に送水する蒸気タービン駆動の補助循環水ポンプを備える
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項７】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記主蒸気管の前記主蒸気隔離弁より上流から開閉弁と流量調整弁を介して前記原子炉圧力容器の蒸気を抽出する非常用蒸気供給管を備え、
前記非常用蒸気供給管を前記復水器の一次側に連通している
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項８】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記循環水ポンプの吐出側流路に並列に二次冷却水を前記熱交換器に送水する電動機駆動の補助循環水ポンプを備え、
前記補助循環水ポンプに防水カバーが設けられ、前記補助循環水ポンプの配線に防水ケーブルと防水コネクタが用いられている
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項９】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記循環水ポンプの吐出側流路に並列に二次冷却水を前記熱交換器に送水する電動機駆動の補助循環水ポンプを備え、
前記補助循環水ポンプは、自吸式高有効吸い込みヘッド型である
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項１０】
燃料集合体を装荷する炉心を内包する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器に接続され炉心で発生した蒸気を流通する主蒸気管と、
前記主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁と、
前記主蒸気管で送られた蒸気が供給される発電用タービンと、
前記発電用タービンを通過した蒸気を熱交換器で凝縮する復水器と、
前記復水器で凝縮された冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する給水管と、
前記給水管に設けられ冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する給水ポンプと、
前記給水ポンプを駆動する給水ポンプ駆動用蒸気タービンと、
前記発電用タービンからの抽気蒸気を前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに導いて駆動させる第１の配管経路と、
前記主蒸気管の主蒸気弁よりも上流側で前記主蒸気管から分岐して前記炉心で発生した蒸気を前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに導いて駆動させる第２の配管経路と、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンからの排蒸気を前記復水器に導く第３の配管経路と、
前記第１の配管経路と前記第２の配管経路が接続されて、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンの使用蒸気を、前記第１の配管経路からの抽気蒸気と前記第２の配管経路からの蒸気とに切り替える駆動蒸気切替弁と、
原子炉の停止時に、前記主蒸気隔離弁を閉止するとともに、前記駆動蒸気切替弁を前記第２の配管経路側に切り替えて、前記前記第２の配管経路を介して供給される蒸気によって、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動する制御装置とを備える原子炉冷却システムの運転方法であって、
原子炉の炉心冷却機能喪失時や全電源装置喪失時において、前記制御装置によって、前記主蒸気隔離弁が閉じられた後に、開閉弁を開き、前記駆動蒸気切替弁を第２の配管経路側に切り替えて主蒸気で前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動する
ことを特徴とする原子炉冷却システムの運転方法。
【請求項１１】
請求項１０に記載の原子炉冷却システムの運転方法において，
前記原子炉冷却システムは、
前記給水管に設けられ冷却水を送水する復水ポンプと、
前記熱交換器に蒸気凝縮用の二次冷却水を供給する循環水ポンプと、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに取り付けられる発電機と、
前記発電機の発電電力が入力され、前記復水ポンプと前記循環水ポンプと電動機駆動給水ポンプとに動力電源を供給するインバータと、
前記インバータの電力の一部を取り出して整流するとともに一次電池を並列に接続して直流電力を供給する直流電源とを備え、
前記給水ポンプは、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンまたは電動機を駆動源として冷却水を前記原子炉圧力容器に給水し、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンで発電して前記インバータから前記復水ポンプと前記循環水ポンプに動力電源を供給して前記復水ポンプと前記循環水ポンプを運転する
ことを特徴とする原子炉冷却システムの運転方法。
【請求項１２】
請求項１１に記載の原子炉冷却システムの運転方法において，
前記給水管に、前記発電用タービンからの抽気蒸気で回転する復水ポンプ駆動用蒸気タービンで駆動される復水ポンプと、
前記復水ポンプ駆動用蒸気タービンに取り付けられる発電機と、
前記復水ポンプ駆動用蒸気タービンの使用蒸気を、前記発電用タービンの抽気と前記第２の配管経路の蒸気とに切り替える駆動蒸気切替弁とを備え、
原子炉の炉心冷却機能喪失時や全電源装置喪失時において、
前記主蒸気隔離弁が閉じられた後に，前記制御装置によって前記第２の配管経路の開閉弁を開き、蒸気タービン駆動復水ポンプの前記駆動蒸気切替弁を第２の配管経路側に切り替えて主蒸気で前記復水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動し、前記復水ポンプ駆動用蒸気タービンで発電して前記インバータから前記電動機駆動給水ポンプと前記循環水ポンプに動力電源を供給して運転する
ことを特徴とする原子炉冷却システムの運転方法。
【請求項１３】
請求項１１に記載の原子炉冷却システムにおいて，
前記循環水ポンプの吐出側流路に並列に二次冷却水を前記熱交換器に送水する電動機駆動の補助循環水ポンプを備え、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンと前記発電機とで発電し前記インバータで調整した動力電源を前記補助循環水ポンプに供給し、前記給水ポンプと前記循環水ポンプを運転する
ことを特徴とする原子炉冷却システムの運転方法。
【請求項１４】
請求項１１に記載の原子炉冷却システムの運転方法において，
前記循環水ポンプの吐出側流路に並列に二次冷却水を前記熱交換器に送水する蒸気タービン駆動の補助循環水ポンプを備え、
前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンと前記発電機とで発電し、前記インバータで調整した動力電源を前記補助循環水ポンプに供給し、復水ポンプ駆動用蒸気タービンの使用蒸気を開閉弁を介して主蒸気管の主蒸気弁よりも上流側から供給する
ことを特徴とする原子炉冷却システムの運転方法。
【請求項１５】
請求項１１に記載の原子炉冷却システムの運転方法において，
前記主蒸気管の前記主蒸気隔離弁より上流から開閉弁と流量調整弁を介して前記原子炉圧力容器の蒸気を抽出する非常用蒸気供給管を備え、
前記非常用蒸気供給管を前記復水器の一次側に連通し、
前記主蒸気隔離弁が閉じられた後に前記制御装置によって前記流量調整弁の開度を調整し、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動する必要量を越える蒸気を前記復水器で凝縮する
ことを特徴とする原子炉冷却システムの運転方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉冷却システム及びその運転方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来、原子力発電プラントにおいて、原子炉は、核燃料が装荷される炉心と炉心を内包する密閉構造の原子炉圧力容器（以下、圧力容器と称す）、圧力容器を内包する密閉構造の原子炉格納容器（以下、格納容器と称す）から構成されている。
【０００３】
圧力容器内の核燃料の熱で発生した蒸気は、圧力容器から主蒸気管を通って発電用タービンに送られ、発電用タービンを駆動する。その後、蒸気は循環水ポンプで海水や河川水が二次冷却水として供給される復水器で熱交換され凝縮する。
【０００４】
凝縮水は、復水ポンプでタービンの抽気を熱源とする給水加熱器に送水されタービンの抽気との熱交換で加温され、蒸気タービン駆動、または電動機駆動の給水ポンプで加圧されて圧力容器内に戻る。蒸気タービン駆動の給水ポンプの排蒸気は、復水器に戻され給水の一部となる。この循環ループは原子炉冷却系と呼ばれる。
【０００５】
原子炉停止時には、原子炉冷却系は主蒸気隔離弁を閉じて隔離され、炉心で発生する崩壊熱は、圧力容器内の冷却水を熱交換器を介して補機冷却系から送水する水で冷却する残留熱除去系（停止時冷却モード）で除去される。補機冷却系が送水する冷却水は、熱交換器を介して海水、あるいは河川水を二次冷却水とする熱交換器にポンプで循環させて冷却される。
【０００６】
また、補機冷却系は、残留熱除去系や、蒸気タービン駆動給水ポンプで圧力容器に冷却水を送水する原子炉隔離時冷却系と電動ポンプを用いる低圧注水系の空調系への冷却水供給、及び上記冷却・注水系を含めた設備の冷却と各種ポンプ軸受の冷却を行う。
【０００７】
例えば、原子炉冷却系の配管破断等の事故時に炉心を冷却する場合は、炉心で発生した蒸気が格納容器内の圧力抑制プールに散気されて凝縮し、圧力抑制プール水の温度が上昇する。しかし、圧力抑制プール水を前記残留熱除去系（圧力抑制室プール水冷却モード）と補機冷却系を用いてヒートシンクの海水や河川水に放熱できる。
【０００８】
原子炉の設計では，原子炉の異常発生防止、異常拡大防止、事故影響緩和の観点から５層の深層防護の概念で対策が採られている。
深層防護第１層は異常状態や故障等の発生防止、第２層は異常状態や故障の検知と異常運転の制御、第３層は設計基準事故に対応した異常状態の防止、第４層は炉心溶融に至るようなシビアアクシデントの防止とその影響緩和、第５層は放射性物質または放射線の異常放出に対する周辺住民への防災対策である。
【０００９】
この中で第３層では、残留熱除去系の機能が失われる長期の全電源喪失事象に対して、多様、多重の設備による注水冷却とヒートシンクによる原子炉の冷却が、深層防護充実のための要件とされている。
【００１０】
その対策として、設計ベースでは多様性のある高圧注水手段の追加、設計拡張状態では原子炉隔離時冷却系の電源（直流）の強化が採り上げられた。ここで、原子炉隔離時冷却系とは、原子炉の停止時に圧力容器炉心で発生した蒸気でタービンポンプを回し、原子炉冷却系の復水補給水や圧力抑制プール水を圧力容器に注水する設備である。
【００１１】
また、原子炉隔離時冷却系の電源を強化する従来技術として、特許文献１に示す原子炉隔離時冷却系の注水ポンプを駆動する蒸気タービンに発電機を取り付けて直流電源の蓄電池に充電し、直流電源の放電時間を延長する方法が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１２】
【特許文献１】特開平１０−２６０２９４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１３】
ところで、深層防護第３層では多様、多重の設備による注水冷却とヒートシンクによる原子炉の冷却が必要とされている。その対策には、従来技術に加えて新たな冷却手段の構築や従来の冷却手段の活用が有効である。
これに対して、特許文献１では、圧力容器に圧力抑制プールの冷却水を注水し、炉心で発生した蒸気を主蒸気管の逃し弁から圧力抑制プール水中に散気して凝縮させることによって循環冷却できる。
【００１４】
しかしながら、全電源喪失時においては残留熱除去系（圧力抑制室プール水冷却モード）と補機冷却系の機能喪失で圧力抑制プール水が冷却されず、プール水温度が上昇して、長期的に圧力抑制プールでの蒸気凝縮が困難になる課題がある。
【００１５】
この課題を解決するためには、ヒートシンクとしての海水や河川水に熱を除去する前記した代替熱交換器車が用いられる。同様に、代替高圧注水設備にも放熱のために代替熱交換器車が用いられるが，炉心の冷却手段多様化の観点から，車両を使った可搬装置だけでなく，ヒートシンクへの除熱手段の選択肢の増加や非常用設備の電源強化も必要である。
原子炉隔離時冷却系を始め、常用・非常用の原子炉冷却設備の計装制御は直流電源が用いられており、特許文献１はタービンに取り付けた発電機で直流電源を供給するものである。
【００１６】
一方、原子炉隔離時冷却系や残留熱除去系、及び高圧注水手段を連続運転する場合は、補機冷却系を運転して空調や軸受の冷却を行う必要がある。
本発明は上記実状に鑑み創案されたものであり、深層防護第３層で想定される長期の全電源喪失事象において、圧力容器への高圧注水手段とヒートシンクへの除熱手段を多様化する原子炉冷却システム及びその運転方法の提供を目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１７】
前記課題を解決するため、第１の本発明の原子炉冷却システムは、燃料集合体を装荷する炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続され炉心で発生した蒸気を流通する主蒸気管と、前記主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁と、前記主蒸気管で送られた蒸気が供給される発電用タービンと、前記発電用タービンを通過した蒸気を熱交換器で凝縮する復水器と、前記復水器で凝縮された冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する給水管と、前記給水管に設けられ冷却水を前記原子炉圧力容器に給水する給水ポンプと、前記給水ポンプを駆動する給水ポンプ駆動用蒸気タービンと、前記発電用タービンからの抽気蒸気を前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに導いて駆動させる第１の配管経路と、前記主蒸気管の主蒸気弁よりも上流側で前記主蒸気管から分岐して前記炉心で発生した蒸気を前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンに導いて駆動させる第２の配管経路と、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンからの排蒸気を前記復水器に導く第３の配管経路と、前記第１の配管経路と前記第２の配管経路が接続されて、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンの使用蒸気を、前記第１の配管経路からの抽気蒸気と前記第２の配管経路からの蒸気とに切り替える駆動蒸気切替弁と、原子炉の停止時に、前記主蒸気隔離弁を閉止するとともに、前記駆動蒸気切替弁を前記第２の配管経路側に切り替えて、前記前記第２の配管経路を介して供給される蒸気によって、前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動する制御装置を備えている。
【００１８】
第２の本発明の原子炉冷却システムの運転方法は、第１の本発明の原子炉冷却システムの運転方法であって、原子炉の炉心冷却機能喪失時や全電源装置喪失時において、前記制御装置によって、前記主蒸気隔離弁が閉じられた後に、前記非常用蒸気供給管の前記開閉弁を開き、前記駆動蒸気切替弁を非常用蒸気供給管側に切り替えて主蒸気で前記給水ポンプ駆動用蒸気タービンを駆動している
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、深層防護第３層で想定される長期の全電源喪失事象において、圧力容器への高圧注水手段とヒートシンクへの除熱手段の多様化を実現できる原子炉冷却システム及びその運転方法を提供できる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】本発明の実施形態１に係る原子炉冷却系の通常運転時の動作を表す系統図。
【図２】本発明の実施形態１における全電源喪失時の動作を表す系統図。
【図３】実施形態２における全電源喪失時の動作を表す系統図。
【図４】実施形態２の変形例の原子炉冷却系の全電源喪失時の動作を表す系統図。
【図５】実施形態３の原子炉冷却系における全電源喪失時の動作を表す系統図。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下、本発明の実施形態について、適宜図面を参照しながら詳細に説明する。
本発明は、原子力発電プラントの電源設備と原子炉冷却設備に係る。詳細には、本発明は、蒸気タービン駆動で冷却水の注水と電源の供給を行い、全交流電源喪失時においても原子炉の熱を外部に除去可能な原子炉冷却システム及びその運転方法に関する。
【００２２】
全交流電源喪失時の炉心の冷却手段確保の観点で、車両を使った可搬装置だけでなく非常用設備の電源強化や事故収束手段の選択肢の増加も必要である。
また、災害や事故時の最終放熱手段を確保するためにはヒートシンクの多様化も重要である。
【００２３】
さらに、補機冷却系のポンプ駆動には動力電源が必要であるため、動力電源の供給手段の多様化も災害や事故時の安全性向上に有効となる。
そこで、本発明の冷却手段の多様化、多重化の対象は、原子炉スクラム後に長期の全電源喪失事象が生じた場合に対する電源の強化、高圧注水手段の追加、ヒートシンクへの除熱手段の追加である。
【００２４】
以下説明する本発明の実施形態に係る原子炉冷却系は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：boiling water reactor）、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：pressurized water reactor）等の軽水炉の他に、高速増殖炉、及び新型転換炉等の各種原子炉に適用可能である。
【００２５】
以下では、代表例としてＢＷＲに本発明の原子炉冷却系を適用する例を説明するが、本発明の要点を変更しない限りにおいて、上記各種炉型の原子炉冷却系への修正適用が可能である。
【００２６】
＜＜実施形態１＞＞
図１に、本発明の実施形態１に係る原子炉冷却系Ｒ１の通常運転時の動作を表す系統図を示す。
【００２７】
図１〜後記の図５における各弁の状態を表１に示し、三方弁の蒸気源切替弁（駆動蒸気切替弁）１７、３７の状態を表２に示す。
【表１】
2020012768.tif 000003
【００２８】
【表２】
2020012768.tif 000004
【００２９】
表３に、図１〜図５で使用される符号を示す。
【表３】
2020012768.tif 000005
【００３０】
図１〜図５の符号８１、８２は逆止弁である。
【００３１】
図１に図示しない格納容器内部に、核燃料が装荷される炉心を内包する圧力容器１が設置されている。
原子炉冷却系Ｒ１は、主に、圧力容器１と、発電用タービンの高圧タービン４および低圧タービン５と、発電機６と、復水器７とを備えて構成されている。
【００３２】
圧力容器１には、図示しない燃料集合体を装荷する炉心を内包する炉心があり、冷却水を沸騰させて高温高圧の蒸気を作る。
高圧タービン４および低圧タービン５は、圧力容器１からの蒸気により回転駆動される。
【００３３】
発電機６は、高圧タービン４、低圧タービン５により回転駆動されて発電する。発電機６で発電した電力は、電力の消費地に送電される。
復水器７では、高圧タービン４、低圧タービン５を通った蒸気を復水器７の熱交換器２０で冷却し、凝縮させて冷却水に戻す。復水器７には、蒸気を冷却する海水や河川水等の二次冷却水Ｗ２が二次冷却水流路８ａを通って熱交換器２０に供給されている。
【００３４】
復水器７で凝縮された水は、給水流路（給水管）１０ａを通って圧力容器１に戻される。
循環水ポンプ９は一般に大容量で、ヒートシンク近傍の循環水ポンプ建屋に設置されるが、原子炉事故時では崩壊熱のみを除去できればよく、必要循環流量は少ない。
【００３５】
そこで、ヒートシンク近傍から二次冷却水Ｗ２を送水する循環水ポンプ９と別に、タービン建屋内に設置される復水器７の近傍に、自吸式で高揚程型の補助循環水ポンプ１９を設けてもよい。補助循環水ポンプ１９を設けることで、原子炉事故時に必要循環流量に対して効率の良い補助循環水ポンプ１９を設けることで、事故時の電力消費を削減できる。また，津波等の水害を想定した場合，ヒートシンク近傍の循環水ポンプ建屋が損傷しても，タービン建屋内に健全なポンプを確保できる。そのため、原子炉の炉心冷却機能喪失時や全電源装置喪失時の原子炉安全設備の信頼性が向上する。
【００３６】
また、図示しないがタービン建屋内，あるいはタービン建屋近傍の屋外に補助循環水ポンプ１９用の給水槽を設け，例えば消防ポンプ等で給水槽に冷却水を送水して水源を確保しても良い。
或いは、小容量の電動機駆動の補助循環水ポンプ１９を、循環水ポンプ９と並列に二次冷却水流路８ａに取り付けて、動力電源ＰＥ（図２）で駆動してもよい。補助循環水ポンプ１９を循環水ポンプ建屋に据え付ける場合は、津波等を考慮して防水仕様のポンプを用いてもよい。例えば、補助循環水ポンプ１９に防水カバーが設けられ、補助循環水ポンプ１９の配線に防水ケーブルと防水コネクタが用いられる。これにより、補助循環水ポンプ１９の水害による運転停止や運転阻害を抑制できる。
【００３７】
＜原子炉冷却系Ｒ１の通常運転＞
原子炉冷却系Ｒ１の通常運転を説明する。図１〜図５中の符号Ｍは電動機（モータ）を表し、Ｇは発電機（ジェネレータ）を表す。
圧力容器１の炉心で発生した蒸気Ｓ１は、主蒸気隔離弁３を備えた主蒸気管２を通って、発電用タービンの高圧タービン４と低圧タービン５に送られる。そして、蒸気Ｓ１の熱エネルギーで発電用タービンの高圧タービン４と低圧タービン５が回転駆動される。
【００３８】
発電用タービンの動力によって発電機６で発電が行われる。低圧タービン５を出た蒸気は、復水器７に入り、１台以上の循環水ポンプ９によって熱交換器２０に流通する二次冷却水Ｗ２によって冷却されて凝縮される。
ここで、二次冷却水Ｗ２には、前記のように海水や河川水等が用いられる。海水や河川水は炉心で発生した核燃料の熱のうちタービンで仕事をしたものを除いた排熱を除去する。海や河川は、原子炉にとってのヒートシンク（熱源に対する除熱源）に相当する。
【００３９】
復水器７で凝縮した一次冷却水Ｗ１は、復水器７に接続される給水管１０ａを通り、復水ポンプ１１によって給水加熱器１２ａ、１２ｂに送水される。そして、給水加熱器１２ａ，１２ｂで加熱された一次冷却水Ｗ１は、給水ポンプ１６または給水ポンプ３１によって加圧されて給水管１０ｂを通って圧力容器１に給水される。
【００４０】
ここで、給水加熱器１２ａ、１２ｂは炉心での熱効率を向上するため給水温度を高める目的で設置される。給水加熱器１２ａ、１２ｂでの給水の加熱には、発電用タービン（４、５）から抽気された蒸気Ｓ２、Ｓ３（図１の経路（Ｂ）、（Ｃ））が用いられる。
【００４１】
給水加熱器１２ａ，１２ｂでそれぞれ蒸気Ｓ３、Ｓ２が凝縮したドレン水は、凝縮水ドレン流路１３、送水流路２２を通って、給水加熱器ドレンポンプ２１で復水器７に送水される。給水加熱器１２ａ、１２ｂは、タービン（４、５）の抽気蒸気の温度に対応して熱効率を高めるため、給水管１０ａに沿って複数段で設けられる。また、図示しないが蒸気タービン駆動給水ポンプ１６，または給水ポンプ３１の後段の給水管１０ｂに高圧給水加熱器が設けられることもある。
【００４２】
常用の給水ポンプは、大型炉では蒸気タービン駆動型が用いられ、小型炉では電動機駆動型が用いられるが、保安上の必要から両型式を組み合わせて複数台使用することも一般的である。
以下本文中では、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６や電動機駆動給水ポンプ３１を、適宜、給水ポンプ１６や給水ポンプ３１と省略することがある。
【００４３】
図１に示す給水ポンプ１６は、高圧タービン４の抽気蒸気Ｓ２（図１の経路（Ｂ））を用いて蒸気タービン１４で駆動される。蒸気タービン１４を駆動した後の排蒸気は、復水器７に導かれる（図１の経路（Ｄ））。なお、「第１の配管経路」は経路（Ｂ）に相当し、「第２の配管経路」は後記の経路（Ａ）に相当し、「第３の配管経路」は経路（Ｄ）に相当する。また、給水ポンプ駆動用蒸気タービン１４は、適宜、蒸気タービン１４と省略する。
【００４４】
＜全電源喪失時等のための非常用の構成＞    
図２は、本発明の実施形態１における全電源喪失時の動作を表す系統図である。
実施形態１の原子炉冷却系Ｒ１は、上述の原子炉冷却系の構成に加え、全電源喪失時のための非常用の構成として、下記の構成を設けている。
【００４５】
蒸気タービン駆動給水ポンプ１６の蒸気タービン１４に発電機１５を設けている。そして、インバータ２５を設け、インバータ２５は、発電機１５の発電電力を調整して復水ポンプ１１と循環水ポンプ９と電動機駆動給水ポンプ３１に交流の動力電源ＰＥ（図２参照）を供給する。また、直流電源２６を設け、直流電源２６は、インバータ２５の電力の一部を取り出して整流するとともに一次電池が並列に接続されて直流電力を供給する。即ち、直流電源２６は、コンバータと一次電池が設けられており、インバータ２５の交流電力の一部をコンバータで整流し、これを一次電池に蓄電するように構成されている。
【００４６】
主蒸気管２の主蒸気隔離弁３より上流に非常用蒸気供給管５９を設けている。そして、非常用蒸気供給管５９の開閉弁２３を介して原子炉圧力容器１の蒸気を抽出する。
また、蒸気タービン１４の使用蒸気を、発電用タービン（４）の抽気（経路（Ｂ））と非常用蒸気供給管５９の蒸気（経路（Ａ））とに選択的に切り替える蒸気源切替弁１７を設けている。そして、蒸気源切替弁１７を蒸気タービン駆動給水ポンプ１６を駆動する蒸気タービン１４に連通させる。蒸気タービン１４の排蒸気は、流路（経路（Ｄ））を通って復水器７に導かれる。
全電源喪失時等の非常時は、図示を省略するが、炉心には全ての制御棒が挿入される。しかし、その状態でも定格出力の１０％程度の崩壊熱が炉心から発生する。本実施形態では、全電源喪失時にもこの熱を確実に除熱して原子炉を冷温停止に導く。
【００４７】
また、制御装置として、開閉弁２３の開閉と、蒸気源切替弁１７の切り替えと、復水ポンプ１１と補助循環水ポンプ１９の起動停止制御と、該ポンプ（１１、１９）の電源を既設動力電源とインバータ２５の動力電源とに選択的に切り替える制御を行う制御装置２７を設けている。
【００４８】
＜全電源装置喪失時の動作＞
蒸気隔離弁３が閉じられた後、全電源装置喪失時に至った時に、常用の制御装置によって，あるいは常用の制御装置が機能を失った場合には制御装置２７によって非常用蒸気供給管５９の開閉弁２３を開く。そして、蒸気源切替弁１７を非常用蒸気供給管（経路（Ａ））側に切り替えて主蒸気で蒸気タービン１４を駆動する。蒸気タービン１４の回転で、蒸気タービン１４に取り付けた発電機１５が発電する。これによって、インバータ２５を介して復水ポンプ１１と補助循環水ポンプ１９に動力電源が供給され、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６と復水ポンプ１１と補助循環水ポンプ１９が運転される。なお、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６は、蒸気タービン１４によって駆動される。
【００４９】
蒸気タービン１４の排蒸気（経路（Ｄ））は復水器７で凝縮される。凝縮水は給水管１０ａ、復水ポンプ１１、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６、給水管１０ｂを通って圧力容器１に注水される。これによって、炉心を冷却する一次冷却水Ｗ１の循環冷却系が確立される。即ち、外部からの水の供給を特に必要としない。
【００５０】
一方、復水器７で蒸気の凝縮によって一次冷却水Ｗ１から奪われた熱は、補助循環水ポンプ１９でヒートシンクから復水器７の熱交換器２０に送水された二次冷却水Ｗ２に伝達される。二次冷却水Ｗ２が海や河川，あるいはタービン建屋外に放流されることによって、炉心で発生した熱が一次冷却水Ｗ１から二次冷却水Ｗ２、さらにヒートシンクに移動して炉心の冷却が確立される。
【００５１】
制御装置２７は、蒸気タービン１４の回転を制御する図示しないサーボ装置の設定値や電動機駆動給水ポンプ３１、復水ポンプ１１、循環水ポンプ９、補助循環水ポンプ１９の動力を制御する制御信号ＣＳを出力する。
ここで、上記ポンプ（３１、１１、９、１９、２１等）の制御は、原子炉の上位制御信号ＣＳ０（図１）が得られる間は上位制御信号ＣＳ０を優先し、制御装置２７を通して上位制御信号ＣＳ０を制御信号ＣＳに変換したものを用いている。このように、原子炉の上位制御信号ＣＳ０が得られる場合、制御装置２７は、中継器として機能する。
【００５２】
余剰の発電電力はインバータ２５によって原子炉内の動力電源に併入する（図２のＰＥ）ことができる。
また、インバータ２５の出力の一部は、直流電源装置２６に送電され整流されて直流電力を生成する。この直流電力は、直流電源装置２６に内包される図示しない蓄電池に蓄えられるとともに、制御装置２７の計装制御に用いる直流電源ＤＥ１として供給される。また、直流電源装置２６の余剰の直流電力は、前記した非常用炉心冷却系を含む原子炉内の直流電源に併入される（図２のＤＥ２）。
【００５３】
制御装置２７は、上位制御装置に直流電源が供給され制御機能が保たれている間は、図１に示すように、上位制御信号ＣＳ０を受けて蒸気タービン１４や補助循環水ポンプ１９を始め、原子炉冷却系のポンプ類、自動弁類に制御信号ＣＳを中継する。
【００５４】
しかし、蓄電池の放電等で上位制御装置が停止して上位制御信号ＣＳ０が絶たれた場合は、制御装置２７は独立して作動して、蒸気タービン１４、電動機駆動給水ポンプ３１、復水ポンプ１１、補助循環水ポンプ１９の運転を制御する。
【００５５】
本実施形態１では、循環水ポンプ９，およびその送水流路が健全であれば二次冷却水Ｗ２の送水に補助循環水ポンプ１９の代わりに循環水ポンプ９を用いてもよいが、二次冷却水Ｗ２の流量や吸い込み圧力が異なるため、ポンプの流量・揚程特性が最適点を外れ効率が低下することを把握する必要がある。
【００５６】
上述以外の構成として、主蒸気管２の主蒸気隔離弁３より上流から開閉弁２４と流量調整弁３３ａを介して圧力容器１の蒸気を抽出する第２の非常用蒸気供給管２８を設け、第２の非常用蒸気供給管２８を復水器７の一次側に連通する。原子炉事故において主蒸気隔離弁３が閉じられた後に炉心での蒸気発生量が過大な場合は、制御装置２５によって開閉弁２４を開くとともに流量調整弁３３ａの開度を調整し、蒸気タービン１４駆動のための必要量を越える蒸気を復水器７の一次側に散気して凝縮させてもよい。これにより、蒸気タービン１４の効率がよい運転が可能になる。
【００５７】
また、主蒸気管２の主蒸気隔離弁３より上流から開閉弁２４ａと流量調整弁３３ｂを介して主蒸気管２に連通させる。そして、原子炉事故において主蒸気隔離弁３が閉じられた後に炉心での蒸気発生量が過大な場合は、制御装置２７によって開閉弁２４ａを開くとともに流量調整弁３３ｂの開度を調整し、蒸気タービン１４駆動のための必要量を越える蒸気を主蒸気管２に流してもよい。
好ましくは、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６と蒸気タービン１４とを、クラッチ機構を介して接合または接続し、蒸気タービン１４と発電機１５とを、クラッチ機構を介して接合または接続する。これによって、蒸気タービン１４を、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６の駆動専用、発電機１５による発電専用、及び蒸気タービン駆動給水ポンプ１６の駆動と発電機１５による発電併用の３モードの何れかのモードを選択して使用できる。
【００５８】
実施形態１によれば、原子炉の主蒸気を動力に、これまで事故や重要機器の故障時に遮断されていた復水器７や停止していた蒸気タービン駆動給水ポンプ１６、復水ポンプ１１、及び補助循環水ポンプ１９を用いて、海水や河川水のヒートシンクに炉心の熱を除去できる。
【００５９】
特に、原子力発電所の全電源喪失時において、炉心の熱をヒートシンクに除去する手段を増やせる。従って、全電源喪失事象に対して炉心の熱を外部のヒートシンクに放熱する経路を多様化できる。
そのため、原子炉の炉心冷却機能喪失時や全電源装置喪失時（ＳＢＯ）において、原子炉冷却系Ｒ１のポンプ（３１、１１、９、１９、２１等）や補機冷却系を駆動する動力電源と計装制御必要な直流電源の供給手段、及び圧力容器１への注水手段とヒートシンクへの除熱手段を多様化して、炉心の損傷を抑制できる。
【００６０】
従って、原子炉安全設備の信頼性が向上し、原子炉の安全性が向上する。
また、上位制御装置の機能が失われた場合においても、独立した冷却ループを構成して炉心を冷却できるとともに、蒸気タービン１４による発電電力が原子炉の動力電源と直流電源２６に併入され原子炉の電源容量を増加させるので、原子炉安全設備の信頼性が向上し、原子炉の安全性がさらに向上する。
【００６１】
＜＜実施形態２＞＞
本発明の実施形態２について、図３と図４を参照して詳細に説明する。図３は実施形態２における全電源喪失時の動作を表す系統図である。
実施形態２の原子炉冷却系Ｒ２は、実施形態１の原子炉冷却系Ｒ１において、給水管１０ａに新たに蒸気タービン３６で駆動する復水ポンプ３４を設け、その駆動軸に発電機３５が取り付けられる。発電機３５の発電電力は、インバータ２５に接続する。
【００６２】
図３では、給水加熱器１２ａ、１２ｂから給水ポンプ（３１、１６）への送水に、電動機駆動の復水ポンプ１１と蒸気タービン３６駆動の復水ポンプ３４が並列に使用される例を表しているが、原子炉冷却系Ｒ２の通常運転時は、復水ポンプ１１のみを使用し、全電源喪失時に復水ポンプ３４を起動してもよい。或いは、通常運転時に蒸気源切替弁３７を経路（Ｂ）に設定し、経路（Ｂ）からの高圧タービン４の抽気蒸気Ｓ２を用いて蒸気タービン３６を駆動して復水ポンプ３４を常時運転してもよい。
【００６３】
また、復水ポンプ３４と蒸気タービン３６を、クラッチ機構を介して接合し、蒸気タービン３６と発電機３５を、クラッチ機構を介して接合する。これによって、蒸気タービン３６を復水ポンプ３４の駆動専用、発電機３５の発電専用、及び復水ポンプ３４の駆動と発電機３５の発電併用の３モードの何れかのモードを選択して使用できる。
【００６４】
主蒸気管２の主蒸気隔離弁３の閉止後に、全電源が喪失した場合、非常用蒸気供給管５９の開閉弁２３を開く。また、蒸気源切替弁１７と蒸気源切替弁３７を経路（Ａ）に切り替える。
そして、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６は実施形態１に示した操作で冷却水を圧力容器１に加圧送水する。また、復水器７で凝縮した冷却水を、復水ポンプ３４が給水加熱器１２ａ、１２ｂから蒸気タービン駆動給水ポンプ１６に送水する。復水ポンプ３４は、蒸気源切替弁３７の経路（Ａ）、減圧弁３８を通過した蒸気で稼動する蒸気タービン３６によって駆動される。
【００６５】
また、発電機３５の発電電力はインバータ２５に送られて動力電源ＰＥに変換される。動力電源ＰＥは、補助循環水ポンプ１９、電動機駆動給水ポンプ３１、復水ポンプ１１に供給される。
【００６６】
本実施形態２では、全電源喪失時に蒸気タービン駆動給水ポンプ１６と復水ポンプ３４を主蒸気Ｓ１で運転できる。また、蒸気タービン１４と蒸気タービン３６の２台で発電できる。そのため、補助循環水ポンプ１９を始め、その他の電動機駆動のポンプ（３１、１１、１９等）を駆動する電源の容量を増加することができる。また、蒸気タービン１４が故障した場合に、その他の電動機駆動のポンプ（３１、１１、１９等）を駆動する電源をバックアップできる。
【００６７】
＜実施形態２の変形例＞
図４は実施形態２の変形例の原子炉冷却系Ｒ２１の全電源喪失時の動作を表す系統図である。
変形例の原子炉冷却系Ｒ２１では、復水器７からの給水管１０ａに蒸気タービン３６で駆動する復水ポンプ３４を設け、復水ポンプ３４の駆動軸には、電動発電機６０が取り付けられる。これにより、電動機駆動の復水ポンプ１１を削除している。
【００６８】
蒸気タービン３６と電動発電機６０は、クラッチ機構を介してまたは接続されている。
通常運転時は、蒸気タービン３６を停止させてクラッチを切り、電動発電機６０を電動機として用いて復水ポンプ３４を駆動する。
【００６９】
主蒸気管２の主蒸気隔離弁３を閉止後に、全電源を喪失した場合は、非常用蒸気供給管５９の開閉弁２３を開く。すると、経路（Ａ）から減圧弁３８を介して蒸気タービン３６に蒸気が供給される。蒸気タービン３６を、クラッチを接続して電動発電機６０と復水ポンプ３４に接続する。これによって、復水ポンプ３４を主蒸気で駆動できるとともに、電動発電機６０を発電機として用い，その発電電力がインバータ２５に送電される。本変形例では、クラッチの接続と切断で１台の復水ポンプ３４を通常運転時の電動機駆動ポンプと全電源喪失時の蒸気タービン駆動ポンプに併用できる。
【００７０】
上記構成によれば、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６と復水ポンプ３４のどちらか一方の蒸気タービン（１４、３６）が故障した場合においても，他方の蒸気タービンで発電し、インバータ２５からの動力電源ＰＥで電動機駆動給水ポンプ３１、電動機駆動の復水ポンプ１１と循環水ポンプ９を駆動することが可能である。また、電動機駆動の復水ポンプ１１を減らせるので、原子炉の設置に関する経済性を確保できる。
【００７１】
本実施形態２、変形例では、全電源喪失事象に対して使用できる動力電源の容量が発電機３５や電動発電機６０により増加する。そのため、原子炉安全設備の信頼性が向上し、原子炉の安全性が向上する。
【００７２】
＜＜実施形態３＞＞
本発明の実施形態３の原子炉冷却系Ｒ３について、図５を参照して詳細に説明する。図５は実施形態３の原子炉冷却系Ｒ３における全電源喪失時の動作を表す系統図である。
実施形態３の原子炉冷却系Ｒ３は、ヒートシンク近傍から二次冷却水Ｗ２を送水する循環水ポンプ９と別にタービン建屋内に設置される復水器７近傍に、主蒸気Ｓ１（経路（Ａ））を使用する蒸気タービン５６で駆動される補助循環水ポンプ１９を設けている。
【００７３】
蒸気タービン５６の駆動軸に電動発電機５５が取り付けられる。蒸気タービン５６は、経路（Ａ）を介して、非常用蒸気供給管５９に接続されている。
【００７４】
原子炉冷却系Ｒ３では、蒸気タービン５６に圧力容器１からの放射能を帯びた一次冷却水Ｗ１の蒸気を用いるため、タービン建屋等の放射線防護区画内に補助循環水ポンプ１９を設置する必要がある。また、タービン（４、５）建屋のように循環水ポンプ（９）建屋と比較して高所に設置する場合は、自吸式高有効吸い込みヘッド仕様とする。
【００７５】
原子炉冷却系Ｒ３では、主蒸気管２の主蒸気隔離弁３を閉止した後に全電源が喪失した場合，非常用蒸気供給管５９の開閉弁２３を開く。そして、蒸気タービン１４に接続される蒸気源切替弁１７と蒸気タービン３６に接続される蒸気源切替弁３７を、経路（Ａ）に切り替える。蒸気タービン５６は，経路（Ａ）に連通しており，蒸気源切替弁は不要である。
【００７６】
実施形態３の原子炉冷却系Ｒ３は、給水ポンプ１６が実施形態１に示した操作で、冷却水を圧力容器１に加圧送水するとともに、復水ポンプ３４が実施形態２に示した操作で、復水器７で凝縮した冷却水を給水加熱器１２ａ、１２ｂから蒸気タービン駆動給水ポンプ１６に送水する。
【００７７】
また、電動発電機５５の発電電力は、インバータ２５に送られて交流の動力電源ＰＥに変換され、電動機駆動給水ポンプ３１、復水ポンプ１１に供給される。
本実施形態３では、全電源喪失時に蒸気タービン駆動給水ポンプ１６と復水ポンプ３４と補助循環水ポンプ１９を主蒸気で運転できる。また、蒸気タービン１４、蒸気タービン３６及び蒸気タービン５６の３台で発電できる。そのため、その他の電動機駆動のポンプ（３１、１１、１９等）を駆動する電源の容量を増加することができる。また、蒸気タービン１４と蒸気タービン３６の何れか、あるいは両方が故障した場合に、その他の電動機駆動のポンプ（３１、１１、１９等）を駆動する電源をバックアップできる。
【００７８】
一方、蒸気タービン５６が故障した場合は、蒸気タービン１４と発電機１５の組み合わせ，蒸気タービン３６と発電機３５の組み合わせの何れか、あるいは両方による発電による動力電源で電動発電機５５を電動機として使用する。これにより、二次冷却水Ｗ２の循環を維持できる。或いは、補助循環水ポンプ１９と並列に、電動機駆動の第２の補助循環水ポンプを設けてもよく、循環水ポンプ９に動力電源を供給してもよい。
【００７９】
本実施形態３によれば、全電源喪失事象に対して使用できる動力電源の容量が、発電機１５、３５と電動発電機５５とにさらに増加する。そのため、原子炉安全設備の信頼性が向上し、原子炉の安全性が向上する。
また、蒸気タービン駆動給水ポンプ１６と復水ポンプ３４が故障した場合に、その他の電動機駆動のポンプ（３１、１１、１９等）を駆動する電源をバックアップできる。
【００８０】
そのため、原子炉安全設備の信頼性が向上し、原子炉の安全性が向上する。
【００８１】
＜＜その他の実施形態＞＞
１．前記実施形態等では、様々な構成を説明したが、これらの構成を適宜組み合わせて構成してもよい。  
【００８２】
２．前記実施形態等で説明した構成は、一例を示したものであり、特許請求の範囲内で様々な形態、変形形態が可能である。
【符号の説明】
【００８３】
１      圧力容器（原子炉圧力容器）
２      主蒸気管
３      主蒸気隔離弁
４      高圧タービン（発電用タービン）
５      低圧タービン（発電用タービン）
６      発電機
７      復水器
９      循環水ポンプ
１０ａ  給水管
１１    復水ポンプ
１４    蒸気タービン（給水ポンプ駆動用蒸気タービン）
１５    発電機
１６    蒸気タービン駆動給水ポンプ（給水ポンプ）
１７    蒸気源切替弁（駆動蒸気切替弁）
１８    減圧弁
１９    補助循環水ポンプ
２０    熱交換器
２３    開閉弁
２４    開閉弁
２５    インバータ
２６    直流電源装置
２７    制御装置
２８    バイパス流路（非常用蒸気供給管）
３１    電動機駆動給水ポンプ（給水ポンプ）
３３ａ  流量調整弁
３４    復水ポンプ
３５    発電機
３６    蒸気タービン
３７    蒸気源切替弁（駆動蒸気切替弁）
５５    電動発電機
５６    蒸気タービン
５９    非常用蒸気供給管（第２の配管経路）
６０    電動発電機
Ｒ１、Ｒ２、Ｒ２１、Ｒ３  原子炉冷却系（原子炉冷却システム）
Ａ      経路（第２の配管経路）
Ｂ      経路（第１の配管経路）
Ｄ      経路（第３の配管経路）
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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