(57)【要約】  【課題】  原子炉系統や炉水に含まれる過酸化水素を速やかに分解して所望の場所に戻すことができるようにした原子炉水回収装置を提供すること。  【解決手段】  原子炉ウェル９と復水貯蔵タンク４の間の炉水系統配管１３に、貴金属を活性炭に担持させた過酸化水素分解性の高い触媒を使用した原子炉水回収装置１２を設置し、原子炉ウェル９から復水貯蔵タンク４に炉水を回収するとき、炉水に含まれている過酸化水素を分解処理し、復水貯蔵タンク４に過酸化水素が含まれていない水が貯蔵されるようにしたもの。  これにより、復水浄化器５のイオン交換樹脂の洗浄に、復水貯蔵タンク４に貯蔵されている炉水を使用しても、イオン交換樹脂が劣化する虞れがなくなり、且つ、復水貯蔵タンク４に速やかに炉水が移送できるので、定期検査時間が短縮できる。  【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉ウェルの炉水を復水貯蔵タンクに回収する方式の原子力プラントの原子炉水回収装置において、
前記原子炉ウェルの炉水の処理に、活性炭の粒子に貴金属を付着させた触媒を用い、
過酸化水素が分解された炉水が前記復水貯蔵タンクから得られるように構成したことを特徴とした原子炉水回収装置。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉水回収装置において、
前記貴金属が、白金、ルテニウム、オスミウム、イリジウム、レニウム、パラジウム、ロジウムの中から少なくとも１種類以上の貴金属であることを特徴とする原子炉水回収装置。
【請求項３】
請求項１又は請求項２に記載の原子炉水回収装置において、
前記貴金属の前記活性炭粒子に対する付着密度が、当該活性炭粒子重量の１重量１％以上であることを特徴とする原子炉水回収装置。
【請求項４】
請求項１〜請求項３に記載の何れかの原子炉水回収装置において、
前記活性炭粒子の粒径が１．６８ｍｍから０．８３３ｍｍの範囲、又は１０メッシュから２０メッシュの範囲の何れかであることを特徴とする原子炉水回収装置。
【請求項５】
請求項１又は請求項２に記載の原子炉水回収装置において、
前記活性炭粒子の粒径が１．６８ｍｍから０．８３３ｍｍの範囲、又は１０メッシュから２０メッシュの範囲で、且つ、前記貴金属の付着密度が前記活性炭の重量の１重量％以上であることを特徴とする原子炉水回収装置。
【請求項６】
請求項１に記載の原子炉水回収装置において、
前記触媒による炉水の処理が、前記復水貯蔵タンクに炉水が回収される経路で実行されることを特徴とする原子炉水回収装置。
【請求項７】
請求項１に記載の原子炉水回収装置において、
前記触媒による炉水の処理が、前記復水貯蔵タンクから炉水が取り出される経路で実行されることを特徴とする原子炉水回収装置。
【請求項８】
請求項１に記載の原子炉水回収装置において、
前記触媒による炉水の処理が、前記復水貯蔵タンク内の炉水に対して実行されることを特徴とする原子炉水回収装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントの原子炉水に含まれる過酸化水素を分解処理するために使用する原子炉水回収装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に使用されている発電用原子炉の一種に沸騰水型原子炉(ＢＷＲ)があるが、この沸騰水型原子炉プラントは、例えば図６に示すように、核燃料１を炉心８に装備した圧力容器と、この圧力容器内で発生した蒸気により駆動されるタービン２と、このタービン２の排出蒸気を圧力容器に戻す系統、すなわち排出蒸気を水(復水)に戻す復水器３、復水浄化器５、給水ポンプ６、熱交換器７を備え、復水浄化器５に復水貯蔵タンク４が接続されている。
【０００３】
ここで復水浄化器５は、復水脱塩器とも呼ばれ、イオン交換樹脂などを用い、冷却水中に含まれる鉄クラッドなどの腐食生成物を除去するもので、除去効率が低下した場合には樹脂を洗浄しなければならないが、この洗浄には大量の水が必要であり、このため、通常は復水貯蔵タンク４内の貯蔵水が使用されている。
【０００４】
ところで、この復水貯蔵タンク４は、通常、発電所内の廃液処理設備で浄化した回収水が貯蔵されているものであるが、しかし、原子炉の検査作業終了後に原子炉ウェル９内の水(ウエル水又は原子炉水)を抜きとる際の一時保管にも利用され、このときには炉内の水(以下、炉水と記す)も復水貯蔵タンク４に回収される。
【０００５】
このとき炉水を復水貯蔵タンク４に移送する際の経路としては、図７に示すように、炉水を直接、復水貯蔵タンク４に移送する経路Ａと、放射性廃棄物処理系１０に移送し、処理後、復水貯蔵タンク４に移送する経路Ｂ、それに、炉水を一旦、サプレッションプール１１に落した後、放射性廃棄物処理系１０に移送し、処理後、復水貯蔵タンク４に移送する経路Ｃの３種がある。
【０００６】
ここで、サプレッションプール１１に移送してから放射性廃棄物処理系１０で処理する経路Ｃの場合は、原子炉ウェル９からサプレッションプール１１への排水は短期間で完了するものの、炉水排水前に予めサプレッションプール１１の水位を下げておく必要があるため、作業工程の調整が必要となる。
【０００７】
一方、サプレッションプール１１を通さず、廃棄物処理系１０だけを経由して復水貯蔵タンク４に回収する経路Ｂの場合は、炉水の処理速度が廃棄物処理系の処理速度により律速されてしまう。
【０００８】
そこで、原子炉内の炉水を短時間で処理する必要がある原子炉の検査終了後の場合には、放射性廃棄物処理系を通さずに直接、復水貯蔵タンク４に移送する経路Ａが選定される。
【０００９】
ところで、このような原子炉では、運転中、水の放射線分解により過酸化水素が生成されるので、原子炉の点検作業終了後には、炉水が多くの過酸化水素を含んでおり、従って、経路Ａの場合、過酸化水素を多く含んだ水が復水貯蔵タンク４に貯蔵されることになる。
【００１０】
ところで、この原子炉の検査終了後には、プラント稼動開始の準備作業も平行して行われ、この準備作業の中に復水浄化器５のイオン交換樹脂を洗浄する作業も含まれるが、この復水浄化器５の洗浄に、過酸化水素を高濃度に含む復水貯蔵タンク４の水を用いたとすると、イオン交換樹脂の劣化が進んでしまう。
【００１１】
一方、放射性廃棄物処理系１０を通る経路Ｂと経路Ｃの場合は、この放射性廃棄物処理系１０で炉水中の過酸化水素が分解されるため、復水貯蔵タンク４の貯蔵水による過酸化水素問題は生じない。
【００１２】
しかし、この放射性廃棄物処理系１０は処理能力が低いため、これを介して炉水を復水貯蔵タンク４に移送した場合は、定期検査工程に必要な時間が長くなってしまう。
【００１３】
そこで、原子炉ウェル９或いは復水貯蔵タンク４に過酸化水素の分解装置を設けたり、原子炉ウェル９から復水貯蔵タンク４までの移送経路に過酸化水素の分解装置を設けたりする方法が従来から提案されている(例えば、特許文献１参照)。
【特許文献１】特許第３１４３０５８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１４】
上記従来技術は、以下の点が課題になっていた。
【００１５】
まず、炉水を直接、復水貯蔵タンクに移送するようにした従来技術では、復水貯蔵タンクの水により復水浄化器のイオン交換樹脂を洗浄したのでは樹脂の劣化を招いてしまうという問題があった。
【００１６】
次に、放射性廃棄物処理系を介して炉水を復水貯蔵タンクに移送するようにした従来技術の場合は、放射性廃棄物処理系の処理速度が遅いため、定期検査工程が長くなってしまうという問題があった。
【００１７】
本発明は、このような従来技術の問題に鑑みてなされたもので、その目的は、原子炉系統や炉水に含まれる過酸化水素を速やかに分解して所望の場所に戻すことができるようにした原子炉水回収装置を提供することにある。
【００１８】
これらの課題は、過酸化水素の分解装置を設けるようにした従来技術でも解決されているが、本発明は、この従来技術とは別の解決手段を提供するものであり、従って、この過酸化水素の分解装置には、設備コストが安価で、設置スペースが小さいことが特に望ましく、加えて加温設備を必要とせず、常温で分解できることも望ましい。
【００１９】
これらの条件を満たすためには、過酸化水素の分解性能が高いことが要求され、具体的には、処理水の加温設備を必要とせず、室温の状態でも高い過酸化水素の分解性能が得られ、単位触媒量当りの処理速度が大きな高性能の過酸化水素分解触媒を開発する必要があるが、これが本発明により実現されているものである。
【課題を解決するための手段】
【００２０】
上記目的は、原子炉ウェルの炉水を復水貯蔵タンクに回収する方式の原子力プラントの原子炉水回収装置において、前記原子炉ウェルの炉水の処理に、活性炭の粒子に貴金属を付着させた触媒を用い、過酸化水素が分解された炉水が前記復水貯蔵タンクから得られるようにして達成される。
【００２１】
このとき、前記貴金属が、白金、ルテニウム、オスミウム、イリジウム、レニウム、パラジウム、ロジウムの中から少なくとも１種類以上の貴金属であるようにしても、上記目的を達成することができる。
【００２２】
また、このとき、前記貴金属の前記活性炭粒子に対する付着密度が、当該活性炭粒子重量の１重量１％以上であるようにしても、上記目的を達成することができる。
【００２３】
同じく、このとき、前記活性炭粒子の粒径が１．６８ｍｍから０．８３３ｍｍの範囲、又は１０メッシュから２０メッシュの範囲の何れかであるようにしても、上記目的を達成することができる。
【００２４】
更に、このとき、前記活性炭粒子の粒径が１．６８ｍｍから０．８３３ｍｍの範囲、又は１０メッシュから２０メッシュの範囲で、且つ、前記貴金属の付着密度が前記活性炭の重量の１重量％以上であるようにしても、上記目的を達成することができる。
【００２５】
同じく、このとき、前記触媒による炉水の処理が、前記復水貯蔵タンクに炉水が回収される経路又は前記復水貯蔵タンクから炉水が取り出される経路で実行され、或いは前記復水貯蔵タンク内の炉水に対して実行されるようにしても、上記目的を達成することができる。
【００２６】
本発明は、過酸化水素の分解には、活性炭に貴金属を付着させた触媒が有効であることを見い出した点が特徴であり、このときの貴金属としては、白金、ルテニウム、オスミウム、イリジウム、レニウム、パラジウム、ロジウムの中から少なくとも１種類以上の貴金属が有効であることを見い出した点も特徴である。
【００２７】
また、貴金属の付着密度は活性炭重量の1％以上とした活性炭を使用し、さらに、活性炭の粒径を１．６８ｍｍから０．８３３ｍｍの範囲または１０メッシュから２０メッシュの範囲の活性炭を用いることにより室温の温度でも十分な過酸化水素の分解性能を発揮できることを見い出した点も特徴である。
【００２８】
更に、活性炭の粒径を１．６８ｍｍから０．８３３ｍｍの範囲、又は１０メッシュから２０メッシュの範囲に調整し、かつ貴金属の付着量を活性炭重量の１％以上とした触媒を使用することにより、単位触媒量あたりの処理流量を大きくしても、高い過酸化水素の分解効率が達成できることを見い出した点も特徴である。
【００２９】
従って、この触媒を用いた装置を、例えば炉水と復水貯蔵タンク間の系統に設置することで、復水脱塩器の樹脂洗浄の際に樹脂が劣化するという問題を解決し、同時に定期検査の工程を短縮することができることになる。
【発明の効果】
【００３０】
本発明に係る原子炉水回収装置によれば、炉水の加温設備を必要とせず、且つ炉水に含まれる過酸化水素が速やかに分解できるため、本発明による装置を原子力プラントに設置することにより、原子炉の定期検査の時間を短縮できると共に、復水浄化器の洗浄に際して樹脂の性能低下を防止することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３１】
以下、本発明による原子炉水回収装置について、図示の実施の形態により詳細に説明する。
【００３２】
図１は、本発明の第１の実施形態で、これは本発明による原子炉水回収装置の一実施形態を沸騰水型原子炉発電プラントに適用した場合の一例であり、図において、１は核燃料で、９が原子炉ウェルであり、原子炉の検査に際しては、この原子炉ウェル９内に水(炉水)を満した上で所定の検査、或いは所定の作業が実行されものである。
【００３３】
そして、所定の検査などが終了したら、その後、原子炉ウェル９内の水が原子炉水系統配管１３を経由して復水貯蔵タンク４に回収され、必要に応じて復水浄化器５の洗浄に使用されるようになっている。
【００３４】
ここで、１２は原子炉水回収装置で、必要に応じて炉水系統(原子炉水系統)配管１３に接続され、原子炉ウェル９内の水が炉水系統配管１３を介して復水貯蔵タンク４に回収される際、この原子炉水回収装置１２を通ってから復水貯蔵タンク４に回収されるようになっている。
【００３５】
そして、この原子炉水回収装置１２には、図２に示すように、過酸化水素分解用の触媒２２を充填した触媒塔１７が備られていて、炉水系統配管１３を通る水は、全量が入口配管２０から触媒塔１７にバイパスされ、出口配管２１から戻されるようになっている。
【００３６】
これにより、原子炉ウェル９内の水に含まれている過酸化水素は、貯蔵タンク４に回収される前に、原子炉水回収装置１２により分解され、過酸化水素を含まない炉水が復水貯蔵タンク４に移送されることになり、従って、復水貯蔵タンク４の貯蔵水を使用して復水浄化器５の樹脂を洗浄しても、樹脂の性能が低下する虞れはない。
【００３７】
このため、まず、炉水系統配管１３には、途中に止め弁２３を設け、次に、炉水回収装置１２の入口配管２０には入口弁１５を、そして出口配管２１には出口弁２５を、夫々設けておき、原子炉の検査作業終了後など、必要なとき、入口弁１５を炉水系統配管１３の原子炉ウェル９と止め弁２３の間に接続し、出口弁２５は止め弁２３と復水貯蔵タンク４の間に接続して使用するようになっている。
【００３８】
ここで、入口配管２０は、ポンプ２７を介して触媒塔１７の入口ｉｎに連通され、出口ｏｕｔは出口配管２１に連通されるが、このとき入口配管２０には流量計２６が設けられていて、触媒塔１７に流れ込む水の流量が計測できるようになっている。
【００３９】
そこで、炉水系統配管１３に設けてある止め弁２３を閉じ、入口配管２０の入口弁１５と出口配管２１の出口弁２５を開いてやれば、復水貯蔵タンク４に原子炉ウエル９から回収される炉水は、全量が原子炉回収装置１２の触媒塔１７を経由して流れるようになる。
【００４０】
このとき、原子炉ウエル９から回収される炉水の流量が、系統の圧力で得られる流量では不足した場合はポンプ２７を運転し、流量計２６で計測した結果から必要な流量に設定することができ、従って、炉水の回収時間を任意に抑えることができる。
【００４１】
そこで、原子炉ウエル９から触媒塔１７に導かれた炉水は、触媒塔１７に充填されている触媒２２を通り、このとき炉水に含まれている過酸化水素が分解される。
【００４２】
そして、このときの過酸化水素の分解状況は、触媒塔入口サンプリングライン１６からサンプリングした炉水中の過酸化水素濃度と、触媒塔出口サンプリングライン２４でサンプリングした炉水の過酸化水素濃度を比較することにより把握することができる。
【００４３】
ここで、この実施形態では、触媒塔１７を複数個、連結させることができ、サンプリングの結果、過酸化水素の分解性能が不十分であることが判明した場合には、触媒塔１７の塔数を増加させることにより、所望の分解性能を得ることができる。
【００４４】
また、この実施形態では、触媒塔１７の下流側にフィルタ１９が設置してあり、これにより、触媒塔１７内で触媒２２から微粉末が混入されてしまった場合にも、復水貯蔵タンク４の水に異物が混入されてしまうのを防止することができる。
【００４５】
更に、この実施形態では、キャスター１４を備えた台座１８が用意してあり、この上に触媒塔１７を設置することにより、原子炉回収装置１２が容易に移動できるようになっている。
【００４６】
次に、この実施形態において、触媒塔１７内に充填される触媒２２について説明する。ここで、この触媒２２としては、上記したように、過酸化水素の分解性能が高いことが要求され、具体的には、炉水の加温設備を必要とせず、室温の状態でも高い過酸化水素の分解性能が得られ、単位触媒量当りの処理速度が大きいことが高性能触媒の要件となる。
【００４７】
ここで、炉水中の過酸化水素を効率良く分解できる触媒として、この実施形態において採用した触媒の選定試験結果を図３に示す。
【００４８】
このときの試験条件は、過酸化水素濃度が約３ｐｐｍに調整された試験水を各種の触媒候補材が充填してある試験カラムに通水し、出口における過酸化水素濃度を測定したものである。
【００４９】
そして、過酸化水素の分解率は、試験カラム入口濃度に対する試験カラム内で分解した過酸化水濃度の比率を百分率で表したものであり、試験は触媒候補材の種類と試験水の空間速度を変えて行った。また、ここでは、貴金属としてルテニウム(Ｒu)を用いている。
【００５０】
ここで、まず、０．５％の貴金属をアルミナ(粒径４〜８メッシュ)に付着させた触媒Ａと同じ貴金属を活性炭(粒径４〜８メッシュ)に付着させた触媒Ｃで比較した場合の過酸化水素の分解率は、活性炭の方が高くなっており、従って、貴金属の担持体としては活性炭が有効であることが確認できた。
【００５１】
しかし、ここで触媒Ｃ、つまり、０．５％の貴金属を付着させた活性炭(４〜８メッシュ)の触媒でも過酸化水素分解率は６０％以下であり、高性能触媒の性能としては不足していた。
【００５２】
このため、まず、活性炭の粒径を４〜８メッシュ(目開き４．６９９〜２．３６２ｍｍ)から１０〜２０メッシュ(目開き１．６５１〜０．８３３ｍｍ)に変更し、単位触媒量当りの触媒表面積を増加させてみたところ、図３の触媒Ｄに示すように、空間速度３０(１／ｈ)のときの過酸化水素の分解率が６０％から９０％に向上した。
【００５３】
そこで、更に単位触媒当りの処理流量の増加が得られ、設備のコンパクト化が図れることを期待して、貴金属の付着量を０．５％から増加させ、１０〜２０メッシュの活性炭に１％以上の貴金属を付着させて、触媒Ｅ(１％)又は触媒Ｆ(２％)としてみた。
【００５４】
その結果、図３に示すように、空間速度を１４０(１／ｈ)に増加させても、９０％以上の過酸化水素分解率が得られることが判り、これは、１ｍ3 の触媒を用い場合、処理流量が１４０ｍ3／ｈまで確保できことを意味し、高性能触媒として充分に評価できるものである。
【００５５】
そこで、この触媒Ｅ又は触媒Ｆを触媒２２として触媒塔１７内に充填してやれば、４６０ＭＷ級原子力発電所の原子炉ウェル水に相当する約６００ｍ3 の炉水に適用して、回収時間が約４．３時間まで短縮できることになる。
【００５６】
従って、この実施形態によれば、廃棄物処理系を経由して約２０時間以上をかけて処理している従来技術と比較して、処理時間が約１／５に短縮でき、この結果、原子炉の定期検査時間が短縮できると共に、復水浄化器の洗浄に際して樹脂の性能低下を防止することができる。
【００５７】
ここで、上記実施形態では、１０〜２０メッシュの活性炭に１％以上付着させるべき貴金属としてルテニウム(Ｒu)が選ばれているが、本発明の実施形態としては、このとき活性炭に付着させる貴金属はルテニウムに限らず、白金(Ｐt)、オスミウム(Ｏs)、イリジウム(Ｉr)、レニウム(Ｒe)、パラジウム(Ｐd)、ロジウム(Ｒh)の中から少なくとも１種類以上を選定し、活性炭に付着させて触媒２２としてもよい。
【００５８】
次に、本発明の他の実施形態について説明すると、まず、図４は、本発明の第２の実施形態で、これも本発明による原子炉水回収装置の一実施形態を沸騰水型原子炉発電プラントに適用し、復水貯蔵タンク４から復水浄化器５に至る炉水系配管路２８に、原子炉水回収装置１２を接続した場合の一実施形態であり、その他の点は、図１の実施形態と同じである。
【００５９】
ここで原子炉水回収装置１２は、復水浄化器５の樹脂洗浄に際して、復水貯蔵タンク４から復水浄化器５に供給される炉水を取り込み、触媒２２を充填した触媒塔１７により処理し、過酸化水素を分解してから復水浄化器５に供給する働きをする。
【００６０】
そこで、この図４の実施形態の場合、原子炉水回収装置１２は、図２で説明した通りであるが、このとき止め弁２３は炉水系配管路２８に設けてあり、同じく入口配管２０の入口弁１５と出口配管２１の出口弁２５も炉水系配管路２８に接続されるようになっている。
【００６１】
そして、この第２の実施形態では、原子炉ウェル９に対して所定の検査、或いは所定の作業が終わったとき、そのまま原子炉ウェル９内の炉水を復水貯蔵タンク４に回収する。
【００６２】
その後、復水貯蔵タンク４から復水浄化器５に洗浄水を供給する際、原子炉水回収装置１２により炉水を処理し、過酸化水素を分解して復水浄化器５に洗浄水として供給するのである。
【００６３】
従って、この第２の実施形態によっても、復水浄化器５の洗浄に際して樹脂の性能低下を防止することができる。
【００６４】
また、この第２の実施形態の場合、上記したように、原子炉ウェル９の検査、或いは作業が実行された後、原子炉ウェル９内の炉水がそのまま復水貯蔵タンク４に回収できる。
【００６５】
従って、この第２の実施形態によれば、原子炉検査終了時に炉水を短時間で処理することができるので、原子炉の定期検査時間を短縮することができる。
【００６６】
次に、図５は、本発明の第３の実施形態で、これも本発明による原子炉水回収装置の一実施形態を沸騰水型原子炉発電プラントに適用し、原子炉水回収装置１２を復水貯蔵タンク４内に接続した場合の一実施形態であり、その他の点は、図１の実施形態と同じである。
【００６７】
ここで原子炉水回収装置１２は、復水貯蔵タンク４から炉水を取り込んで、触媒２２を充填した触媒塔１７により処理し、過酸化水素を分解してから復水貯蔵タンク４に戻す働きをする。
【００６８】
従って、この図５の実施形態の場合も、原子炉水回収装置１２は、図２で説明した通りであるが、このとき図２で説明した止め弁２３は不要で、入口配管２０の入口弁１５と出口配管２１の出口弁２５は何れも復水貯蔵タンク４内の炉水中に連通されるようになっている。
【００６９】
そして、この第３の実施形態でも、原子炉ウェル９に対して所定の検査、或いは所定の作業が終了した後は、そのまま原子炉ウェル９内の炉水を復水貯蔵タンク４に回収し、この後、原子炉水回収装置１２を働かせ、復水貯蔵タンク４内の炉水を処理するようになっている。
【００７０】
そこで、原子炉水回収装置１２を所定の時間にわたって働かせることにより、復水貯蔵タンク４内の炉水は全て分解処理され、過酸化水素を含まない炉水にすることができる。
【００７１】
従って、この第３の実施形態によっても、復水浄化器５の洗浄に際して樹脂の性能低下を防止することができる。
【００７２】
そして、この第３の実施形態の場合も、上記したように、原子炉ウェル９の検査、或いは作業が実行された後、原子炉ウェル９内の炉水がそのまま復水貯蔵タンク４に回収できる。
【００７３】
従って、この第３の実施形態によっても、原子炉検査終了時に炉水を短時間で処理することができるので、原子炉の定期検査時間を短縮することができる。
【図面の簡単な説明】
【００７４】
【図１】本発明による原子炉水回収装置の第１の実施形態を示す構成図である。
【図２】本発明による原子炉水回収装置の一実施形態を示す模式図である。
【図３】本発明による原子炉水回収装置の一実施形態における触媒の説明図である。
【図４】本発明による原子炉水回収装置の第２の実施形態を示す構成図である。
【図５】本発明による原子炉水回収装置の第３の実施形態を示す構成図である。
【図６】原子炉ウェル水を復水貯蔵タンクに移送する経路の説明図である。
【図７】発電用沸騰水型原子炉プラントの一例を示すブロック構成図である。
【符号の説明】
【００７５】
１：核燃料
２：蒸気タービン
３：復水器
４：復水貯蔵タンク
５：復水浄化器
６：給水ポンプ
７：熱交換器
８：炉心
９：原子炉ウェル
１０：放射性廃棄物処理系
１１：サプレションプール
１２：原子炉水回収装置
１３：炉水系統配管(原子炉ウェルと復水貯蔵タンクの間の配管)
１４：キャスター
１５：入口弁(原子炉水回収装置の入口弁)
１６：触媒塔入口サンプリングライン
１７：触媒塔
１８：台座
１９：フィルタ
２０：入口配管
２１：出口配管
２２：触媒(過酸化水素分解用の触媒)
２３：止め弁
２４：触媒塔出口サンプリングライン
２５：出口弁(原子炉回収装置の出口弁)
２６：流量計
２７：ポンプ
２８：炉水系統配管(復水貯蔵タンクと復水浄化器の間の配管)
【図１】
2006038684.tif 000003
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
2006038684.tif 000007
【図６】
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【図７】
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