(57)【要約】【課題】過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保する。【解決手段】実施形態によれば、原子炉施設は、炉心１と、原子炉圧力容器２と、原子炉格納容器３と、主蒸気配管６を含む主蒸気系５と、非常用炉心冷却系と、原子炉隔離時冷却系１０と、を含み非常時に炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、非常時に炉心１の冷却のために原子炉圧力容器２内の圧力を低減させる原子炉減圧設備５０を備える。原子炉減圧設備５０は、原子炉圧力容器２から蒸気を取り出す蒸気取り出し配管４０と、これに接続された減圧弁１６ａと、減圧弁１６ａに接続されて蒸気をサプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管４１とを有し、蒸気戻り配管４１の一部と、非常用の注水系の設備の一部である原子炉隔離時冷却系１０のＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４とが共用されるように構成されている。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料を含む炉心と、
前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、
前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気配管を含む主蒸気系と、
非常用炉心冷却系と、前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプを有する原子炉隔離時冷却系と、を含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、
非常時において前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備と、
を備える原子炉施設であって、
前記原子炉減圧設備は、
前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、
前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を流通および阻止できる減圧弁と、
前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、
を有し、
前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、
ことを特徴とする原子炉施設。
【請求項２】
前記蒸気戻り配管の一部と、前記原子炉隔離時冷却系タービンからの蒸気の排気用のＲＣＩＣタービン排気蒸気配管とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉施設。
【請求項３】
前記非常用の注水系は、前記原子炉圧力容器に送水しないで試験を行うためのテスト用配管を有し、
前記蒸気戻り配管の一部と、前記テスト用配管の一部とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉施設。
【請求項４】
前記蒸気取り出し配管の一部と、前記原子炉隔離時冷却系タービン駆動用のＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管の一部とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉施設。
【請求項５】
前記蒸気取り出し配管の一部と、前記主蒸気配管内のドレンを排出するための主蒸気ドレン配管の一部とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉施設。
【請求項６】
前記減圧弁は、開度調整可能な弁であることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の原子炉施設。
【請求項７】
炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気系と、非常用炉心冷却系と前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプとを有する原子炉隔離時冷却系とを含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、を備える原子炉施設の非常時に、前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備において、
当該原子炉減圧設備は、
前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、
前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を通過せしめる減圧弁と、
前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、
を有し、
前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、
ことを特徴とする原子炉減圧設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、原子炉施設およびその原子炉減圧設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の原子力発電所では、全交流電源喪失（Ｓｔａｔｉｏｎ  Ｂｌａｃｋｏｕｔ「ＳＢＯ」）時に原子炉の冷却を確保する観点で、原子炉蒸気を原子炉格納容器内のサプレッションプールへ放出し、原子炉の過圧を防止する主蒸気逃がし安全弁（Ｓａｆｅｔｙ  Ｒｅｌｉｅｆ  Ｖａｌｖｅ「ＳＲＶ」）と原子炉隔離時に冷却水を原子炉に補給する原子炉隔離時冷却系（Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｃｏｒｅ  Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  ｓｙｓｔｅｍ「ＲＣＩＣ」）が設けられている。
【０００３】
図５は、従来の全交流電源喪失時に動作する自動減圧装置と原子炉隔離時冷却系を含む設備の構成を示す立断面図である。
【０００４】
ＳＲＶ７は、主蒸気系５の主蒸気配管６上に設置され、原子炉圧力容器２から発生する蒸気を主蒸気逃がし安全弁排気配管８を経由して、原子炉格納容器３内のサプレッションプール４に導く。
【０００５】
ＲＣＩＣ１０は、原子炉からＳＲＶ７により放出された蒸気分の原子炉圧力容器２の水位低下に対し、原子炉圧力容器２への補給を行うため、復水貯蔵タンク９またはサプレッションプール４を水源として、原子炉圧力容器２からの蒸気により駆動する原子炉隔離時冷却系タービン１１に直結した原子炉隔離時冷却系ポンプ１２により昇圧された水が原子炉圧力容器２内の炉心１に注水される。
【０００６】
ＳＢＯ時にＲＣＩＣ１０の機能が喪失した場合は、高圧で炉心に注水することができなくなるため、炉心損傷を回避するためにＳＲＶ７を用いた自動減圧系（Ａｕｔｏｍａｔｉｃ  Ｄｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｉｏｎ  Ｓｙｓｔｅｍ「ＡＤＳ」）によって原子炉圧力容器２内を減圧し、復水補給水系により注水する。
【０００７】
また、ＳＲＶ７の作動失敗による減圧失敗の観点で原子炉格納容器３内に減圧弁を設置する構成が考えられている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００９−２０４４５４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
従来のＳＲＶ７は、減圧失敗のリスク低減のため、多重化することにより対応しているが、ＳＲＶ７の作動のためには、駆動用窒素の供給が可能であること、および駆動用直流電源供給が可能であることが必要であり、起動のために必要な成立条件が二重となっている。このため駆動用窒素または駆動用直流電源の機能が喪失した場合、減圧失敗に至る可能性があるという課題があった。
【００１０】
これを解決するために原子炉格納容器３内に減圧弁を設置する構成が考えられているが、既設運転プラントにおいては、原子炉格納容器３内には弁や配管等が多く設置されており、新たな設備を設置する工事が容易ではないという課題がある。
【００１１】
また、駆動電源が喪失している場合、運転員の現場での手動操作を行う必要があるが、原子炉格納容器３内での手動操作はできないという課題がある。
【００１２】
そこで、本発明の実施形態は、原子炉施設において、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、核燃料を含む炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気配管を含む主蒸気系と、非常用炉心冷却系と、前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプを有する原子炉隔離時冷却系と、を含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、非常時において前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備と、を備える原子炉施設であって、前記原子炉減圧設備は、前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を流通および阻止できる減圧弁と、前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、を有し、前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、ことを特徴とする。
【００１４】
また、本発明の実施形態は、炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気系と、非常用炉心冷却系と前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプとを有する原子炉隔離時冷却系とを含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、を備える原子炉施設の非常時に、前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備において、当該原子炉減圧設備は、前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を通過せしめる減圧弁と、前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、を有し、前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、ことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明の実施形態によれば、原子炉施設において、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。
【図２】本発明の第２の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。
【図３】本発明の第３の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。
【図４】本発明の第４の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。
【図５】従来の全交流電源喪失時に動作する自動減圧装置と原子炉隔離時冷却系を含む設備の構成を示す立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る原子炉施設およびその原子炉減圧設備について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１８】
［第１の実施形態］
図１は、本発明の第１の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。
【００１９】
原子炉圧力容器２は炉心１を収納し、原子炉格納容器３が、原子炉圧力容器２を収納している。原子炉格納容器３内には、サプレッションプール４が形成されており、プール水が保持されている。
【００２０】
炉心１で発生した蒸気を図示しない主タービンに導くことを主な目的として主蒸気系５が設けられており、原子炉圧力容器２には主蒸気系５の主蒸気配管６が接続されている。主蒸気配管６から分岐して、主蒸気逃がし安全弁７を経由して、主蒸気逃がし安全弁排気配管８によりサプレッションプール４に蒸気を導く経路が形成されている。
【００２１】
主蒸気逃がし安全弁排気配管８は、サプレッションプール４内の液面下で開口しており、先端に、ＳＲＶクエンチャー１８が取り付けられている。
【００２２】
建屋３０内であって、原子炉格納容器３の外側には、ＲＣＩＣタービン１１およびこれに直結したＲＣＩＣポンプ１２が設けられている。また、ＲＣＩＣタービン１１に駆動用蒸気を供給するＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３が、主蒸気配管６から分岐してＲＣＩＣタービン１１の吸気側まで延びるように設けられている。
【００２３】
ＲＣＩＣタービン１１の排気側には、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４が接続されており、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４は、サプレッションプール４内の液面下まで延びている。ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４はサプレッションプール４内で排気スパージャ１７に接続しており、排気スパージャ１７を介してサプレッションプール４内に開口している。
【００２４】
なお、排気スパージャ１７を大型化することにより、蒸気凝縮振動を軽減することが可能である。
【００２５】
ＲＣＩＣタービン１１に直結するＲＣＩＣポンプ１２は、ＲＣＩＣタービン１１により駆動されて、建屋３０の外部に設置された復水貯蔵タンク９から冷却水を取水し、注水配管２２を経由して、原子炉圧力容器２に送水する。
【００２６】
また、事故時に炉心１に注水する冷却水を原子炉圧力容器２内に送水する非常用炉心冷却系の注水配管２２が設けられている。また、ＲＣＩＣポンプ１２の吐出側の配管は、注水配管２２に合流している。
【００２７】
ＲＣＩＣタービン１１に並列に、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３とＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４とを接続するバイパス配管１５ａが設けられている。バイパス配管１５ａ上には、電動減圧弁１６ａが設けられている。
【００２８】
電動減圧弁１６ａは、たとえば、バッテリー電源のように、全交流電源喪失時にも電力の供給が可能な電源により駆動される。また、電源供給がされない場合であっても、手動により開閉が可能な弁であることが望ましい。
【００２９】
以上により、主蒸気配管６の一部と、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３の一部と、バイパス配管１５ａの電動減圧弁１６ａの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ａまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。
【００３０】
また、バイパス配管１５ａの電動減圧弁１６ａの下流側部分と、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ａからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。
【００３１】
また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ａおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。
【００３２】
以上のように構成されている本実施形態では、全電源喪失時などの非常時において、万が一、主蒸気逃がし安全弁７が動作しない場合でも、電力供給可能な電源により駆動される電動減圧弁１６ａを遠隔操作で開くことにより、原子炉圧力容器２からサプレッションプール４までの蒸気の流路を確保することができる。
【００３３】
また、この電源の供給もなされない場合であっても、手動により開閉が可能な弁であれば、たとえば運転員が、原子炉格納容器２の外側のエリアに設けられた電動減圧弁１６ａにアクセスして直接手動でこの弁を開くことにより、原子炉圧力容器２からサプレッションプール４までの蒸気の流路を確保することができる。
【００３４】
本実施形態によれば、原子炉格納容器３内に比べて比較的配置上の制約の少ない原子炉格納容器３外で、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３とＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４間にバイパス配管１５ａを敷設し、電動減圧弁１６ａを設置することは、原子炉格納容器２内に比べて容易である。
【００３５】
また、非常時のアクセス性も確保され、電動減圧弁１６ａの駆動電源が喪失した場合にも手動操作を実施することが可能となり、多様な原子炉減圧機能を提供することができる。
【００３６】
以上のように、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。
【００３７】
［第２の実施形態］
図２は、本発明の第２の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。
【００３８】
本実施形態は、第１の実施形態の変形である。主蒸気配管６には、プラントの起動時の配管の暖機時などにおいて主蒸気配管６内で蒸気が凝縮して発生するドレンを排出するための主蒸気ドレン配管１９が設けられている。主蒸気ドレン配管１９には、原子炉格納容器３を貫通する部分に主蒸気ドレン配管隔離弁１９ａが設けられている。
【００３９】
本実施形態においては、主蒸気ドレン配管１９の途中とＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４の途中とを結び、ＲＣＩＣタービン１１に並列に接続しているバイパス配管１５ｂが設けられている。バイパス配管１５ｂ上には、電動減圧弁１６ｂが設けられている。
【００４０】
なお、図２では、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４は、主蒸気ドレン配管隔離弁１９ａの下流側部分、すなわち原子炉圧力容器２から遠い方の主蒸気ドレン配管１９に、バイパス配管１５ｂが設けられているが、専用の隔離弁を設けて、主蒸気ドレン配管隔離弁１９ａの上流側部分で接続されている場合でもよい。
【００４１】
以上により、主蒸気配管６の一部と、主蒸気ドレン配管１９の一部と、バイパス配管１５ｂの電動減圧弁１６ｂの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ｂまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。
【００４２】
また、バイパス配管１５ｂの電動減圧弁１６ｂの下流側部分と、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ｂからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。
【００４３】
また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ｂおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。
【００４４】
以上のように構成された本実施形態によって、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。
【００４５】
［第３の実施形態］
図３は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。
【００４６】
非常用炉心冷却系は、系統のポンプなどの機器が事故時に確実に動作することを定期的に確認する必要がある。このために、原子炉の運転中においても、炉心１への注水を行うことなく、サーベランス試験が可能なように、弁の開閉によって系統構成を試験時の構成に変更することができる。
【００４７】
その構成のために、テスト配管２０が設けられており、図示しない非常用炉心冷却系のポンプにより送られた冷却水は、テスト配管２０を経て、サプレッションプール４に送られる。また、原子炉隔離時冷却系１０においても、同様にサーベランス試験時にＲＣＩＣポンプ１２により送られた冷却水は、テスト配管２０を経て、サプレッションプール４に送られる。
【００４８】
本実施形態においては、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３とテスト配管２０とを接続しているバイパス配管１５ｃが設けられている。バイパス配管１５ｃ上には、電動減圧弁１６ｃが設けられている。
【００４９】
以上により、主蒸気配管６の一部と、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３の一部と、バイパス配管１５ｃの電動減圧弁１６ｃの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ｃまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。
【００５０】
また、バイパス配管１５ｃの電動減圧弁１６ｃの下流側部分と、テスト配管２０の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ｃからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。
【００５１】
また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ｃおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。
【００５２】
以上のように構成された本実施形態によって、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。
【００５３】
［第４の実施形態］
図４は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。本実施形態は、第２の実施形態および第３の実施形態の変形である。
【００５４】
本実施形態においては、主蒸気ドレン配管１９とテスト配管２０とを接続しているバイパス配管１５ｄが設けられている。バイパス配管１５ｄ上には、電動減圧弁１６ｄが設けられている。
【００５５】
以上により、主蒸気配管６の一部と、主蒸気ドレン配管１９の一部と、バイパス配管１５ｄの電動減圧弁１６ｄの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ｄまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。
【００５６】
また、バイパス配管１５ｄの電動減圧弁１６ｄの下流側部分と、テスト配管２０の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ｄからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。
【００５７】
また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ｄおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。
【００５８】
以上のように構成された本実施形態によって、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。
［その他の実施形態］
以上、本発明のいく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。
【００５９】
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。すなわち、蒸気取り出し配管４０、蒸気戻り配管４１としては、それぞれの実施形態のものを並列に設けてもよい。このことによって、さらに多様性のある減圧機能を確保することができる。
【００６０】
さらに、これらの実施形態は、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、置き換え、変更を行うことができる。たとえば、実施形態では、電動減圧弁１６ａ〜１６ｄの場合を示したが、たとえば、主蒸気逃がし安全弁７が動作しないことを確認した場合に、現場にアクセスするときまでのたとえば全交流電源喪失からの経過時間に対して、時間的な余裕がある場合は、単なる手動弁でもよい。また、たとえば、他の駆動方式でもよい。また、流量調節が可能な弁でもよい。
【００６１】
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同様に、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ものである。
【符号の説明】
【００６２】
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…サプレッションプール、５…主蒸気系、６…主蒸気配管、７…主蒸気逃がし安全弁（ＳＲＶ）、８…主蒸気逃がし安全弁排気配管、９…復水貯蔵タンク、１０…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、１１…ＲＣＩＣタービン（原子炉隔離時冷却系タービン）、１２…ＲＣＩＣポンプ（原子炉隔離時冷却系ポンプ）、１３…ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管、１４…ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管、１５ａ、１５ｂ、１５ｃ、１５ｄ…バイパス配管、１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄ…電動減圧弁（減圧弁）、１７…排気スパージャ、１８…ＳＲＶクエンチャー、１９…主蒸気ドレン配管、１９ａ…主蒸気ドレン配管隔離弁、２０…テスト配管、２２…注水配管、３０…建屋、４０…蒸気取り出し配管、４１…蒸気戻り配管、５０…原子炉減圧設備
【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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