(57)【要約】【課題】オンラインメンテナンスが可能でコンパクトな非常用炉心冷却系を提供する。【解決手段】非常用炉心冷却系は、独立な自動減圧系（ＡＤＳ）、第１区分の安全系４８、第２区分の安全系４９、第３区分の安全系５０及び第４区分の安全系５１を備える。安全系４８は原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、残留熱除去系（ＲＨＲ）の熱交換器を有する低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）及びＬＰＦＬの注水ポンプを駆動する非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）を有する。安全系４９，５０，５１は、それぞれ、ＲＨＲの熱交換器を有するＬＰＦＬ及びＬＰＦＬの注水ポンプを駆動するＤＧを有する。非常用炉心冷却系は、高圧炉心注水系が１系統のＲＣＩＣだけが設けられており、非常用炉心冷却系をコンパクト化することができる。また、４つの区分の安全系が設けられるので、安全系のオンラインメンテナンスが可能になる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
独立している自動減圧系と、互いに独立している４区分の安全系とを備え、それぞれの区分の安全系が原子炉の炉心に冷却水を注入する低圧炉心注水系を有し、高圧炉心注水系として、前記原子炉から排出される蒸気によって駆動されるタービンに連結されて前記原子炉に供給する冷却水を昇圧する第１注水ポンプを設けた１系統の原子炉隔離時冷却系のみが設けられ、前記原子炉隔離時冷却系が前記４区分の安全系のうちの１つの区分の前記安全系に含まれていることを特徴とする非常用炉心冷却系。
【請求項２】
それぞれの前記区分の前記安全系に含まれる前記低圧炉心注水系に設けられた第２注水ポンプに電力を供給する非常用ディーゼル発電機を、前記区分ごとに設ける請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
【請求項３】
前記原子炉隔離時冷却系は、前記第１注水ポンプ、前記タービン及びこのタービンに連結された発電機を有する改良型原子炉隔離時冷却系である請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
【請求項４】
前記４区分の安全系のうち一部の安全系に含まれる前記低圧炉心注水系に設けられた第２注水ポンプに電力を供給する非常用ディーゼル発電機と、残りの安全系に含まれる前記低圧炉心注水系に設けられた第２注水ポンプに電力を供給するガスタービン発電機とを備えた請求項３に記載の非常用炉心冷却系。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、非常用炉心冷却系に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な非常用炉心冷却系に関する。
【背景技術】
【０００２】
１３５０ＭＷクラスの改良型沸騰水型原子炉（以下、ＡＢＷＲという）は、３区分の安全系を有する非常用炉心冷却系（以下、ＥＣＣＳという）を備えている。このＥＣＣＳの３区分の安全系は、それぞれ、特開２０００−２７５３８０号公報の図７及び図８に示すように、高圧炉心注水系及び低圧炉心注水系を１系統ずつ有する。
【０００３】
第１区分の安全系は、原子炉隔離時冷却系（以下、ＲＣＩＣという）及び低圧炉心注水系(以下、ＬＰＦＬという)を有する。ＲＣＩＣは、高圧ＥＣＣＳであり、原子炉で発生した蒸気を利用したタービン駆動用ポンプにより原子炉圧力が高圧時に冷却水を炉心内へ注入する。ＬＰＦＬは、原子炉圧力が低圧時に冷却水を炉心内へ注入する。ＬＰＦＬには、炉心内で発生した崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する残留熱除去系（以下、ＲＨＲという）の熱交換器が設けられている。ＲＨＲは、上記の熱交換器、及び低圧ポンプを備え、いくつかのモードで運転することができる。これらの運転モードの一つは、冷却材喪失事故（以下、ＬＯＣＡという）時に炉心を冷却するために、ＬＰＦＬが起動したときに、ＬＰＦＬによりサプレッションプール内の冷却水を炉心に注水するモードであり、別の一つの運転モードは、定期検査等のためにＡＢＷＲの運転が停止される通常の運転停止時において、炉心で発生する崩壊熱を除去するために原子炉内の冷却水を冷却して原子炉に戻すモードである。ＲＨＲのさらに他の運転モードとして、サプレッションプール内の冷却水を熱交換器で冷却した後に原子炉格納容器内のドライウェルに設置されたスプレイスパージャに供給し、原子炉格納容器内の蒸気凝縮及びヨウ素ガスの除去等を行う格納容器スプレイモード、及びサプレッションプール内の冷却水を熱交換器で冷却してサプレッションプールに戻すサプレッションプール冷却モードなどがある。
【０００４】
第２区分の安全系は、原子炉圧力が高圧時から低圧時にかけて炉心内へ冷却水を注入できる高圧炉心注水系（以下、ＨＰＣＦという）及びＬＰＦＬを有する。第３区分の安全系もＨＰＣＦ及びＬＰＦＬを有する。第２区分及び第３区分の安全系に含まれる各ＬＰＦＬには、第１区分のＬＰＦＬと同様に、ＲＨＲの熱交換器が設けられる。第１区分から第３区分のそれぞれには、非常用ディーゼル発電機（以下、ＤＧという）が設置されており、外部電源が喪失してもＨＰＣＦ及びＬＰＦＬの各ポンプがそれぞれのＤＧで起動できるようになっている。ＡＢＷＲは、原子炉圧力が設定圧力以上に上昇したときに、原子炉内の蒸気をサプレッションプールの冷却水中に放出する自動減圧系（以下、ＡＤＳという）を備えている。
【０００５】
国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の基本安全原則の既存炉に対する炉心損傷頻度の安全目標値が１０−４／炉年、新設炉に対する安全目標値が１０−５／炉年であるのに対し、ＡＢＷＲの安全性は極めて高く、K. Miyata, et al.“Accident Management for BWR in Japan,”ICONE-3, 1259頁 (1995)によれば、ＡＢＷＲの炉心損傷頻度は１０−７／炉年以下である。
【０００６】
非常用炉心冷却系のメンテナンスは、一般に、定期検査期間中に実施していた。近年、原子力発電所の稼働率の向上を目的としてオンラインメンテナンスの有効性が注目され、日本でもそれを可能とする法整備が進められている。ＡＢＷＲの非常用炉心冷却系のメンテナンスをＡＢＷＲの運転中にメンテナンスするオンラインメンテナンスが実現すれば、定期検査期間を短縮することができ、ＡＢＷＲの稼働率を向上させることができる。非常用炉心冷却系のオンラインメンテナンスを可能にするためには、４区分の安全系が望ましい（特開２０００−２７５３８０号公報の図１参照）。ここで、区分とは、原子力発電所内で安全上想定される万一の火災及び溢水などに対して、他の区画で発生した事象の影響が及ばないように物理的な分離壁によって区分された安全設計上の空間領域を意味する。
【０００７】
従来、ＡＢＷＲのＥＣＣＳは３つの区分の安全系を有している。この理由は、１つの安全系で配管が破断し、且つ他の安全系でＤＧが故障した状態において、ＬＯＣＡが発生しても残りの安全系で炉心への注水を可能にするためである。ＡＢＷＲにおけるＥＣＣＳが４区分の安全系を有している場合には、ＡＢＷＲの運転中に１つの区分の安全系でオンラインメンテナンスが実施されているときにＬＯＣＡが発生し、上記の理由で他の２つの区分の安全系が作動不能になっているときでも、残りの１つの区分の安全系で炉心に冷却水を注水することができる。
【０００８】
電力中央研究所  原子力情報センター  ２００１／２／１４  「原子力発電所に関する確率論的安全評価用の機器故障率の算出（１９８２年度〜１９９７年度１６カ年４９基データ  改訂版）」、３９頁は、国内１０カ年３４プラントの故障率が、ＰＧ＝１．９Ｅ−６（／ｈ）、ＰＰ＝３．６Ｅ−８（／ｈ）、ＰＶ＝１．８Ｅ−８（／ｈ）、ＰＣＶ＝２．３Ｅ−９（／ｈ）であると記載している。ここで、ＰＧが非常用ディーゼル発電機の起動失敗頻度（／年）、ＰＰが電動ポンプである高圧注水ポンプ及び低圧注水ポンプの起動失敗頻度（／年）、ＰＶが電動弁作動失敗頻度ＰＶ（／年）、及びＰＣＶが逆止弁開失敗頻度（／年）である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２０００−２７５３８０号公報
【非特許文献】
【００１０】
【非特許文献１】K. Miyata, et al.“Accident Management for BWR in Japan,”ICONE-3, 1259頁 (1995)
【非特許文献２】電力中央研究所  原子力情報センター  ２００１／２／１４  「原子力発電所に関する確率論的安全評価用の機器故障率の算出（１９８２年度〜１９９７年度１６カ年４９基データ  改訂版）」、３９頁
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
特開２０００−２７５３８０号公報に記載されたＥＣＣＳは、オンラインメンテナンスが可能であるが、高圧炉心注水系及び低圧炉心注水系の両方がそれぞれ設けられる４つの区分の安全系を備える必要があり、系統構成が大型化する。このため、オンラインメンテナンスが可能でコンパクトなＥＣＣＳが求められる。
【００１２】
本発明の目的は、オンラインメンテナンスが可能でコンパクトな非常用炉心冷却系を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、独立している自動減圧系と、互いに独立している４区分の安全系とを備え、それぞれの区分の安全系が原子炉の炉心に冷却水を注入する低圧炉心注水系を有し、高圧炉心注水系として、原子炉から排出される蒸気によって駆動されるタービンに連結されて原子炉に供給する冷却水を昇圧する第１注水ポンプを設けた１系統の原子炉隔離時冷却系のみが設けられ、原子炉隔離時冷却系が前記４区分の安全系のうちの１つの区分の安全系に含まれていることにある。
【００１４】
４区分の安全系を備えているので、安全系のオンラインメンテナンスが可能になり、原子力プラントの稼働率を向上させることができる。さらに、高圧炉心注水系として１系統の原子炉隔離時冷却系のみを設けているので、非常用炉心冷却系をコンパクト化することができる。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、非常用炉心冷却系においてオンラインメンテナンスが可能になり、非常用炉心冷却系をコンパクト化することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の非常用炉心冷却系の区分を示す説明図である。
【図２】図１に示す第１区分の安全系の詳細構成図である。
【図３】図２に示す残留熱除去系の熱交換器に冷却水を供給する原子炉補機冷却系及び原子炉補機冷却海水系の構成図である。
【図４】図１に示す４つの区分の各安全系の原子炉建屋内での配置図である。
【図５】図１に示す各区分の安全系の概略構成図である。
【図６】従来の非常用炉心冷却系の３つの区分の各安全系の概略構成図である。
【図７】本発明の他の実施例である実施例２の非常用炉心冷却系の区分を示す説明図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１８】
本発明の好適な一実施例である非常用炉心冷却系を、図１及び図２を用いて説明する。この非常用炉心冷却系は、ＡＢＷＲを備えた沸騰水型原子力プラント（以下、ＢＷＲプラントという）に適用される。
【００１９】
ＢＷＲプラントは、図２に示すように、原子炉１、タービン（図示せず）、原子炉格納容器４０（図４参照）、サプレッションプール２及び復水貯蔵タンク１１を備えている。原子炉１は、原子炉圧力容器５５、図示されていないが、炉心及び炉心シュラウドを有し、原子炉格納容器４０内に設置されている（図４参照）。炉心及び炉心シュラウドが原子炉圧力容器５５内に配置され、炉心シュラウドが、複数の燃料集合体を装荷した炉心を取り囲んでいる。４本の主蒸気配管３９が、原子炉圧力容器５５にそれぞれ接続され、原子炉圧力容器５５内で冷却水の液面よりも上方に形成される蒸気ドームに連絡される。各主蒸気配管３９がタービンに接続される。各主蒸気配管３９の原子炉格納容器４０の貫通部付近には、一対の隔離弁５４（図４参照）が主蒸気配管３９に設けられる。原子炉格納容器４０内には、互いに隔離されたドライウェル（図示せず）及びウエットウェル（図示せず）が形成されている。原子炉１はドライウェル内に配置される。サプレッションプール２は、ウエットウェル内に配置され、内部に冷却水を充填している。ドライウェル内に開放された一端を有する複数のベント管（図示せず）の他端が、サプレッションプール２内の冷却水中に浸漬されている。主蒸気逃し安全弁４２が、原子炉格納容器４０内で隔離弁５４の上流でそれぞれの主蒸気配管３９に設置される（図２及び図４参照）。主蒸気逃し安全弁４２に接続された蒸気排出管５３が、サプレッションプール２内の冷却水中まで伸びている。
【００２０】
本実施例の非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）は、図１に示すように、第１区分の安全系４８、第２区分の安全系４９、第３区分の安全系５０、及び第４区分の安全系５１を備えている。安全系４８は、高圧炉心注水系（ＨＰＣＳ）である原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）及び低圧炉心注水系(ＬＰＦＬ)を有する。ＬＰＦＬには、残留熱除去系（ＲＨＲ）の熱交換器が設けられる。安全系４９，５０及び５１は、ＲＨＲの熱交換器が設けられたＬＰＦＬをそれぞれ有しており、ＨＰＣＳを設けていない。安全系４８，４９，５０及び５１には、それぞれ、ＬＰＦＬの注水ポンプを駆動させる非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が独立して設けられている。
【００２１】
自動減圧系（ＡＤＳ）は、主蒸気配管３９に設けられた主蒸気逃し安全弁４２に設けられ、複数の蓄電池から電力の供給を受け、原子炉水位低信号、及びＬＰＦＬの注水ポンプの運転中を示す信号により主蒸気逃し安全弁４２を自動的に開く機能を有している。また、主蒸気逃し安全弁４２は、原子炉圧力が設定圧力に達したときに機械的な機構により弁体が開閉する安全弁機能、及び運手員の手動操作によって電動で弁体を開閉できる逃し弁機能も有している。
【００２２】
原子炉格納容器４０は、図４に示すように、原子炉建屋４１内に設置されている。第１区分の安全系４８、第２区分の安全系４９、第３区分の安全系５０、及び第４区分の安全系５１は、原子炉建屋４１内で、図４に示すように、四隅に分散して配置されている。このような安全系の分散配置によって、例えば、航空機の落下事故に対してもＥＣＣＳ機能を十分維持することができる。
【００２３】
第１区分の安全系４８の詳細な構成を、図２を用いて説明する。安全系４８はＲＣＩＣ３及びＬＰＦＬ１５を有する。第１区分の安全系４８に対して、ＤＧ１８が設けられる。
【００２４】
ＲＣＩＣ３は、注水ポンプ４、ポンプ駆動用タービン５、蒸気配管１２、注水配管１３及び第１制御装置（図示せず）を有する。蒸気配管１２が、原子炉１、具体的には、原子炉圧力容器５５に接続され、サプレッションプール２に連絡される。蒸気配管１２は、原子炉圧力容器５５内の蒸気ドームに連絡される。ポンプ駆動用タービン５が蒸気配管１２に設けられる。弁６がポンプ駆動用タービン５の上流で蒸気配管１２に設けられ、弁７がポンプ駆動用タービン５の下流で蒸気配管１２に設けられる。復水貯蔵タンク１１に連絡された注水配管１３が、原子炉圧力容器５５内に達し、炉心シュラウド内で炉心上方に開口している。ポンプ駆動用タービン５の回転軸に連結された注水ポンプ４が注水配管１３に設けられる。弁１０が注水ポンプ４の上流で注水配管１３に設けられ、弁９及び逆止弁２８が注水ポンプ４の下流で注水配管１３に設けられる。サプレッションプール２に接続されて弁８が設けられた配管２９が、注水ポンプ４と弁１０の間で注水配管１３に接続される。上記の第１制御装置は、ＤＧ１８及びＤＧ１８の起動によって電力が発生するまでは複数の蓄電池から電力の供給を受け、弁６〜１０の操作を行う。
【００２５】
ＬＰＦＬ１５は、注水ポンプ１６、注水配管１９、熱交換器１７及び第２制御装置（図示せず）を有する。熱交換器１７は、ＲＨＲ５２の熱交換器である。サプレッションプール２に連絡された注水配管１９が、原子炉圧力容器５５内に達し、炉心シュラウド内で炉心上方に開口している。注水ポンプ１６が注水配管１９に設けられ、熱交換器１７が注水ポンプ１６の下流で注水配管１９に設けられる。熱交換器１７に設けられた複数の伝熱管（図示せず）が注水配管１９に連絡され、弁２０が注水ポンプ１６の上流で注水配管１９に設けられる。熱交換器１７の下流では、弁２１及び逆止弁２７が上流からこの順番に注水配管１９に設けられる。ＲＨＲ５２の配管で弁２２を設けた配管３０が、注水ポンプ１６と弁２０の間で注水配管１９に接続される。配管３０の上流側の端部が、原子炉圧力容器５５に取り付けられて、原子炉圧力容器５５と炉心シュラウドの間に形成される環状領域であるダウンカマ（図示せず）に連絡される。弁２６を設けた配管３１が、熱交換器１７と弁２１の間で、注水配管１９に接続される。配管３１の他端部がサプレッションプール２に連絡されている。原子炉格納容器４０のドライウェル内に配置されたスプレイ装置（図示せず）に接続されて弁２４が設けられた注水配管４３が、熱交換器１７と弁２１の間で、注水配管１９に接続される。配管３１及び４３はＲＨＲ５２の系統である。上記の第２制御装置は、ＤＧ１８及びＤＧ１８の起動によって電力が発生するまでは複数の蓄電池から電力の供給を受け、弁２０〜２６の操作を行う。
【００２６】
安全系４９，５０及び５１のそれぞれのＬＰＦＬも、安全系４８のＬＰＦＬ１５と同じ構成を有する。ＲＨＲ５２は４区分の安全系ごとに設けられる。安全系４９，５０及び５１のそれぞれの概略の構成を、図５を用いて説明する。
【００２７】
安全系４９はＬＰＦＬ１５Ａによって構成され、ＬＰＦＬ１５Ａは、注水ポンプ１６Ａ、注水配管１９Ａ、熱交換器１７に相当するＲＨＲの熱交換器（図示せず）及び第３制御装置（図示せず）を有する。サプレッションプール２に連絡された注水配管１９Ａが、原子炉圧力容器５５内に達し、炉心シュラウド内で炉心上方に開口している。注水ポンプ１６Ａが注水配管１９Ａに設けられ、ＲＨＲの熱交換器が注水ポンプ１６Ａの下流で注水配管１９Ａに設けられる。注水配管１９Ａには、注水ポンプ１６Ａの上流で弁２０Ａが設けられ、ＲＨＲの熱交換器の下流で弁２１Ａ及び逆止弁２７Ａが設けられる。第３制御装置は、第２制御装置と同じ機能を有しており、ＬＰＦＬ１５Ａに設けられた弁２０Ａ，２１Ａ等各弁の開閉制御を行う。注水ポンプ１６ＡはＬＯＣＡ時においてＤＧ１８Ａからの電力の供給によって起動される。
【００２８】
安全系５０はＬＰＦＬ１５Ｂによって構成され、ＬＰＦＬ１５Ｂは、注水ポンプ１６Ｂ、注水配管１９Ｂ、熱交換器１７に相当するＲＨＲの熱交換器（図示せず）及び第４制御装置（図示せず）を有する。サプレッションプール２に連絡された注水配管１９Ｂが、原子炉圧力容器５５内に達し、炉心シュラウド内で炉心上方に開口している。注水ポンプ１６Ｂが注水配管１９Ｂに設けられ、ＲＨＲの熱交換器が注水ポンプ１６Ｂの下流で注水配管１９Ｂに設けられる。注水配管１９Ｂには、注水ポンプ１６Ｂの上流で弁２０Ｂが設けられ、ＲＨＲの熱交換器の下流で弁２１Ｂ及び逆止弁２７Ｂが設けられる。第４制御装置は、第２制御装置と同じ機能を有しており、ＬＰＦＬ１５Ｂに設けられた弁２０Ｂ，２１Ｂ等各弁の開閉制御を行う。注水ポンプ１６ＢはＬＯＣＡ時においてＤＧ１８Ｂからの電力の供給によって起動される。
【００２９】
安全系５１はＬＰＦＬ１５Ｃによって構成され、ＬＰＦＬ１５Ｃは、注水ポンプ１６Ｃ、注水配管１９Ｃ、熱交換器１７に相当するＲＨＲの熱交換器（図示せず）及び第５制御装置（図示せず）を有する。サプレッションプール２に連絡された注水配管１９Ｃが、原子炉圧力容器５５内に達し、炉心シュラウド内で炉心上方に開口している。注水ポンプ１６Ｃが注水配管１９Ｃに設けられ、ＲＨＲの熱交換器が注水ポンプ１６Ｃの下流で注水配管１９Ｃに設けられる。注水配管１９Ｃには、注水ポンプ１６Ｃの上流で弁２０Ｃが設けられ、ＲＨＲの熱交換器の下流で弁２１Ｃ及び逆止弁２７Ｃが設けられる。第５制御装置は、第２制御装置と同じ機能を有しており、ＬＰＦＬ１５Ｂに設けられた弁２０Ｃ，２１Ｃ等各弁の開閉制御を行う。注水ポンプ１６ＣはＬＯＣＡ時においてＤＧ１８Ｃからの電力の供給によって起動される。
【００３０】
図５には、ＬＰＦＬ１５Ａ，１５Ｂ，１５Ｃのそれぞれに対応して設けられた各ＲＨＲの構成が図示されていないが、これらのＲＨＲの構成は図２に示されたＲＨＲ５２と同じ構成を有する。
【００３１】
熱交換器１７に冷却水を供給する系統構成を、図３を用いて説明する。この系統構成は、原子炉補機冷却系（以下、ＲＣＷという）及び原子炉補機冷却海水系（以下、ＲＳＷという）を有し、ＬＰＦＬ１５，１５Ａ，１５Ｂ，１５Ｃのそれぞれに対応して設けられた各ＲＨＲ５２の熱交換器１７に対して設けられる。ＲＣＷは、ポンプ３６ａ、３６ｂ、ＲＣＷ熱交換器３７ａ，３７ｂ、冷却水供給管４４及び冷却水戻り管４５を有する。冷却水供給管４４がＲＣＷ熱交換器３７ａ，３７ｂのそれぞれに設けられた複数の伝熱管（図示せず）に連絡される。この冷却水供給管４４が、熱交換器１７の伝熱管の外側で胴体内の領域に連絡される。この胴体内の領域に連絡される冷却水戻り管４５が、ＲＣＷ熱交換器３７ａ，３７ｂのそれぞれに設けられた複数の伝熱管に連絡される。ポンプ３６ａ、３６ｂが冷却水戻り管４５に並列に設置される。冷却水供給管４４及び冷却水戻り管４５が、熱交換器１７以外に、ＤＧ１８、ＲＨＲ系機器３２、その他の非常用機器３３、常用機器３４及び格納容器内機器３５にそれぞれ接続される。
【００３２】
ＲＳＷは、海水供給管４６Ａ，４７Ａ、海水排出管４６Ｂ，４７Ｂ及びポンプ３８ａ，３８ｂを有する。ポンプ３８ａが設けられた海水供給管４６Ａが、ＲＣＷ熱交換器３７ａの胴体内で伝熱管の外側の領域に連絡される。海水排出管４６ＢもＲＣＷ熱交換器３７ａの胴体内で伝熱管の外側の領域に連絡される。ポンプ３８ｂが設けられた海水供給管４７Ａが、ＲＣＷ熱交換器３７ｂの胴体内で伝熱管の外側の領域に連絡される。海水排出管４７ＢもＲＣＷ熱交換器３７ｂの胴体内で伝熱管の外側の領域に連絡される。海水供給管４６Ａ，４７Ａ、海水排出管４６Ｂ，４７Ｂは、海の中まで伸びている。
【００３３】
各区分の安全系に対応して設けられたＲＣＷのポンプ３６ａ，３６ｂ及びＲＳＷのポンプ３８ａ，３８ｂは、常用電源以外にＤＧ１８から電力を供給できるようになっている。
【００３４】
ＢＷＲプラントの運転時、炉心に供給された冷却水は、炉心に装荷された燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂によって発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、主蒸気配管３９を通ってタービンに供給され、発電のためにタービンを回転させる。タービンから排気された蒸気は復水器（図示せず）で凝縮されて水になる。復水器内のこの水は、給水として原子炉圧力容器５５内に供給される。
【００３５】
ＢＷＲプラントの運転中において、原子炉格納容器４０内で１本の主蒸気配管３９に貫通したき裂が発生したことを想定する。すなわち、ＬＯＣＡの発生を想定する。この主蒸気配管３９に生じた貫通したき裂から、原子炉圧力容器５５内の高温高圧の冷却水が蒸気になってドライウェル内に噴出し、ドライウェル内の圧力が上昇する。ドライウェル内に噴出した蒸気は、ドライウェルに開口されたベント管を通ってサプレッションプール内の冷却水中に噴射され、凝縮される。ＬＯＣＡの発生により、それぞれの主蒸気配管３９に設けられた隔離弁５４が閉じられる。ＬＯＣＡの発生時に、ドライウェル内の圧力上昇により原子炉格納容器圧力高信号、または原子炉圧力容器５５内の冷却水の水位が設定水位よりも低くなり原子炉水位低信号が発生したとき、ＤＧ１８が起動される。
【００３６】
原子炉水位低信号を入力した第１制御装置が弁６，７，９及び１０を開く。原子炉圧力容器５５内の蒸気は、蒸気配管１２を通ってポンプ駆動用タービン５を起動する。この蒸気は、ポンプ駆動用タービン５から排出されて蒸気配管１２内を導かれ、サプレッションプール２内の冷却水中に放出されて凝縮される。ポンプ駆動用タービン５の起動によって注水ポンプ４が回転し、復水貯蔵タンク１１内の冷却水が注水配管１３を通って炉心シュラウド内の炉心に注入される。この冷却水の注入により原子炉水位が回復され、炉心が露出することが回避される。復水貯蔵タンク１１内の冷却水が不足した場合には、第１制御装置は弁１０を閉じて弁８を開くので、大容量の冷却水を保有するサプレッションプール２の冷却水を、配管２９及び注水配管１３を通して炉心に注入できる。ＲＣＩＣ３は、原子炉圧力容器５５内の高圧蒸気のエネルギーを利用して注水ポンプ４を作動させるので、原子炉内圧力が高圧状態で作動し、原子炉圧力が低圧になると作動しなくなる。その後は、サプレッションプール２の冷却水がＬＰＦＬ１５によって炉心に注入される。
【００３７】
ＬＰＦＬ１５の注水ポンプ１６は、ＤＧ１８から電力の供給を受け、自動的に起動する。第２制御装置は、原子炉水位低信号を入力したとき、ＬＰＦＬ１５及びＲＨＲ５２において、優先的に、弁２０，２１を開き、他の弁２２，２４，２６を閉じた状態に保持する。弁２０，２１を開いて注水ポンプ１６が起動されることによって、低圧注水モードになり、サプレッションプール２の冷却水が、熱交換器１７で冷却され、注水配管１９を通して炉心に注入される。ドライウェルに放出された蒸気がベント管を通してサプレッションプール２の冷却水で凝縮されるため、サプレッションプール２の冷却水の温度が上昇する。しかしながら、この冷却水が熱交換器１７で冷却されるので、温度が低下した冷却水を炉心に注入することができる。低圧注水モードでは、ＡＤＳが作動して原子炉圧力が約１ＭＰａ以下になれば、炉心に冷却水を注入できる。安全系４９のＬＰＦＬ１５Ａ，安全系５０のＬＰＦＬ１５Ｂ及び安全系５１のＬＰＦＬ１５Ｃのそれぞれの注水ポンプも、同様に起動され、各ＬＰＦＬによって冷却水が炉心に注入される。
【００３８】
ＬＰＦＬ１５が作動しているとき、炉心に注入される冷却水の熱交換器１７での冷却は、以下のように行われる。ＬＰＦＬ１５の作動時には、ＲＣＷのポンプ３６ａ，３６ｂ及びＲＳＷのポンプ３８ａ，３８ｂは、ＤＧ１８から供給される電力によって駆動される。
【００３９】
ＲＳＷのポンプ３８ａ，３８ｂの駆動によって、冷却水である海水が、海水供給管４６Ａを通してＲＣＷ熱交換器３７ａの胴体内に供給され、海水供給管４７Ａを通してＲＣＷ熱交換器３７ｂの胴体内に供給される。冷却水戻り管４５を通してＲＣＷ熱交換器３７ａ，３７ｂのそれぞれの伝熱管内に供給される冷却水（純水）が、その海水によって冷却される。冷却水戻り管４５内を流れる冷却水を冷却した海水は、それぞれの胴体から海水排出管４６Ｂ，４７Ｂに排出され、海に戻される。
【００４０】
ＲＣＷ熱交換器３７ａ，３７ｂで冷却された冷却水は、冷却水供給管４４を通して熱交換器１７の伝熱管の外側で胴体内に供給され、熱交換器１７の伝熱管内を流れる、注水配管１９で導かれた、サプレッションプール２の冷却水を冷却する。熱交換器１７で冷却されたサプレッションプール２の冷却水が、前述したように、炉心に注入される。この冷却水の冷却に用いられて熱交換器１７の胴体から冷却水戻り管４５に排出された冷却水が、ポンプ３６ａ、３６ｂで昇圧されてＲＣＷ熱交換器３７ａ，３７ｂのそれぞれの伝熱管内に供給される。冷却水供給管４４内を流れる冷却水の一部は、ＤＧ１８、ＲＨＲ系機器３２、その他の非常用機器３３、常用機器３４及び格納容器内機器３５のそれぞれの冷却に用いられる。
【００４１】
また、運転員の操作で実施される原子炉格納容器スプレイモードでは、弁２１，２２，２６が閉じた状態で、弁２０，２４を開き、サプレッションプール２の冷却水を熱交換器１７で冷却する。この冷却された冷却水が、配管４３を通してドライウェル内に配置されたスプレイ装置に供給され、スプレイ装置からドライウェル内にスプレイされる。これによって、ドライウェル内に放出された蒸気の凝縮及びドライウェル内のヨウ素の除去が行われる。
【００４２】
運転員の操作で実施されるサプレッションプール冷却モードでは、弁２１，２２，２４を閉じた状態で、弁２０，２６を開くことによって、サプレッションプール２の冷却水が、熱交換器１７で冷却されて再びサプレッションプール２に戻される。
【００４３】
定期検査等のために行われるＡＢＷＲの通常の運転停止時においては、ＲＨＲが安全停止モードで運転される。この安全停止モードでは、弁２０，２４，２６が閉じた状態で弁２２，２１及び逆止弁２７が開き、原子炉圧力容器５５内の冷却水が、熱交換器１７で冷却されて原子炉圧力容器５５に戻される。
【００４４】
ＬＯＣＡが発生したとき、ＬＰＦＬ１５Ａの注水配管１９Ａが破断し、第３区分のＤＧ１８Ｂが故障し、ＬＰＦＬ１５Ｃに対してオンラインメンテナンスが実施されていたとする。このような場合でも、第１区分の安全系４８が作動できる状態にある。したがって、第２区分のＬＰＦＬ１５Ａの注水配管１９Ａが破断し、第３区分のＤＧ１８Ｂが故障し、及び第４区分のＬＰＦＬ１５Ｃに対してオンラインメンテナンスが実施されている状態でＬＯＣＡが発生した場合には、前述したように、第１区分のＲＣＩＣ３及びＬＰＦＬ１５が作動されるので、炉心への冷却水の注水ができ、炉心の露出を避けることができる。本実施例は、安全系４９〜５１を備えているので、安全系のオンラインメンテナンスが可能になる。
【００４５】
従来のＡＢＷＲを備えたＢＷＲプラントにおける従来のＥＣＣＳの概略の構成を、図６を用いて説明する。この従来のＥＣＣＳは、第１区分、第２区分及び第３区分の安全系を有する。
【００４６】
第１区分の安全系は、ＲＣＩＣ及びＬＰＦＬを有する。このＲＣＩＣでは、サプレッションプールに連絡されて原子炉圧力容器内で炉心上方に開口している注水配管５２に、弁５５、注水ポンプ５４、弁５６及び逆止弁５７が設けられる。注水ポンプ５４はポンプ駆動用タービン５３によって駆動される。第１区分の安全系のＬＰＦＬでは、サプレッションプールに連絡されて原子炉圧力容器内で炉心上方に開口している注水配管６０に、弁６１、注水ポンプ５９、弁６２及び逆止弁６３が設けられる。注水ポンプ５９はＤＧ５８で起動される。
【００４７】
第２区分の安全系は、ＨＰＣＦ及びＬＰＦＬを有する。このＨＰＣＦでは、サプレッションプールに連絡されて原子炉圧力容器内で炉心上方に開口している注水配管５２Ａに、弁５５Ａ、注水ポンプ５４Ａ、弁５６Ａ及び逆止弁５７Ａが設けられる。第２区分の安全系のＬＰＦＬでは、サプレッションプールに連絡されて原子炉圧力容器内で炉心上方に開口している注水配管６０Ａに、弁６１Ａ、注水ポンプ５９Ａ、弁６２Ａ及び逆止弁６３Ａが設けられる。注水ポンプ５４Ａ，５９ＡはＤＧ５８Ａで起動される。
【００４８】
第３区分の安全系は、ＨＰＣＦ及びＬＰＦＬを有する。このＨＰＣＦでは、サプレッションプールに連絡されて原子炉圧力容器内で炉心上方に開口している注水配管５２Ｂに、弁５５Ｂ、注水ポンプ５４Ｂ、弁５６Ｂ及び逆止弁５７Ｂが設けられる。第３区分の安全系のＬＰＦＬでは、サプレッションプールに連絡されて原子炉圧力容器内で炉心上方に開口している注水配管６０Ｂに、弁６１Ｂ、注水ポンプ５９Ｂ、弁６２Ｂ及び逆止弁６３Ｂが設けられる。注水ポンプ５４Ｂ，５９ＢはＤＧ５８Ｂで起動される。
【００４９】
図６に示した従来のＥＣＣＳでは、第２区分及び第３区分において、低圧の注水ポンプ（注水ポンプ５９Ａ，５９Ｂ）に加えて高圧の注水ポンプ（注水ポンプ５４Ａ，５４Ｂ）が設けられている。１３５０ＭＷクラスのＡＢＷＲの従来のＥＣＣＳに設けられた高圧の注水ポンプの出力は１４００ｋＷ、低圧の注水ポンプの出力は５４０ｋＷである。このため、高圧の注水ポンプと低圧の注水ポンプを同時に駆動するために、大容量の非常用ディーゼル発電機が必要である。特開２０００−２７５３８０号公報の図１に記載された、オンラインメンテナンスが可能な従来のＥＣＣＳでは、３区分のそれぞれの安全系に、容量の大きな高圧の注水ポンプを設けている。
【００５０】
本実施例のＥＣＣＳでは、第２区分の安全系４９、第３区分の安全系５０及び第４区分の安全系５１は、高圧の注水ポンプを備えていなく、各ＬＰＦＬに設けられた注水ポンプは低圧の注水ポンプである。このため、本実施例において、第２区分、第３区分及び第４区分に設けたそれぞれのＤＧの容量を、特開２０００−２７５３８０号公報に記載された４区分の安全系を有するＥＣＣＳよりも低減することができる。このため、それぞれの安全系の各ＬＰＦＬに設けられた注水ポンプ（注水ポンプ１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ）に対しては、容量の小さなＤＧで発生する電力でまかなうことができる。本実施例のＥＣＣＳは、第２区分の安全系４９、第３区分の安全系５０及び第４区分の安全系５１ではＨＰＣＦを備えていないので、特開２０００−２７５３８０号公報の図１に示されたオンラインメンテナンスが可能なＥＣＣＳよりもコンパクト化することができる。
【００５１】
次に、本実施例のＥＣＣＳにおける炉心損傷頻度と従来のＥＣＣＳにおける炉心損傷頻度について説明する。炉心損傷頻度は、炉心損傷が発生する可能性のあるすべての事象シーケンスを抽出し、起因事象の発生頻度と事象シーケンスを構成する各事象の発生確率の積の総和から求める。炉心損傷を起こす可能性のある起因事象は、異常な過渡変化及び冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）などがある。ＥＣＣＳの作動が炉心損傷を防ぐために必要となるＬＯＣＡの発生頻度はおよそ１．０Ｅ−３／炉年である。
【００５２】
ＡＢＷＲを備えたＢＷＲプラントに設けられたＥＣＣＳの全ての安全系が作動できなくなる確率を算出する。まず、図６に示す３つの区分の安全系を有する従来のＥＣＣＳにおいて、その確率を算出する。ＲＣＩＣは、炉心崩壊熱により発生する蒸気がエネルギー源であるため、長期的な炉心への注水機能を有していない。このため、炉心損傷頻度の評価に関係する第１区分の注水機能は、ＬＰＦＬだけである。非常用ディーゼル発電機の起動失敗頻度をＰＧ（／年）、電動ポンプである高圧注水ポンプ及び低圧注水ポンプの起動失敗頻度をＰＰ（／年）、電動弁作動失敗頻度をＰＶ（／年）、及び逆止弁開失敗頻度をＰＣＶ（／年）とする。図６に示すＥＣＣＳの３系統の安全系がまったく炉心に注水できない確率ＴＰ１は、（１）式で表される。
【００５３】
ＴＰ１＝（ＰＧ＋２ＰＶ＋ＰＰ＋ＰＣＶ）×｛ＰＧ＋（２ＰＶ＋ＰＰ＋ＰＣＶ）２｝２            ……（１）
電力中央研究所  原子力情報センター  ２００１／２／１４  「原子力発電所に関する確率論的安全評価用の機器故障率の算出（１９８２年度〜１９９７年度１６カ年４９基データ  改訂版）」には、国内１０カ年３４プラントの故障率が、ＰＧ＝１．９Ｅ−６（／ｈ）、ＰＰ＝３．６Ｅ−８（／ｈ）、ＰＶ＝１．８Ｅ−８（／ｈ）、ＰＣＶ＝２．３Ｅ−９（／ｈ）であると記載されている。これを年間の故障率に変換すると、ＰＧ＝１．７Ｅ−２（／年）、ＰＰ＝３．２Ｅ−４（／年）、ＰＶ＝１．７Ｅ−４（／年）、ＰＣＶ＝２．０Ｅ−５（／年）となる。この数値を（１）式に代入することにより、ＡＢＷＲに適用された３区分の安全系を有する従来のＥＣＣＳが機器故障によりまったく注水できない確率として、５．１１Ｅ−６（／年）が得られる。
【００５４】
本実施例のＥＣＣＳにおける炉心損傷頻度を図５に基づいて説明する。本実施例のＥＣＣＳに設けられたＲＣＩＣも、長期的な炉心への注水機能を有していない。本実施例のＥＣＣＳにおいて、１年間のうちオンラインメンテナンスを実施していて４つの区分の安全系４８，４９，５０及び５１のうち１つの区分の安全系が作動できない期間をＴＭ（０≦ＴＭ≦１）としたとき、本実施例のＥＣＣＳが機器故障によりまったく注水できない確率ＴＰ２は、（２）式で示される。
【００５５】
ＴＰ２＝（ＰＧ＋２ＰＶ＋ＰＰ＋ＰＣＶ）３×ＴＭ＋（ＰＧ＋２ＰＶ＋ＰＰ＋ＰＣＶ）４×（１−ＴＭ）              ……（２）
となる。
【００５６】
ＢＷＲプラントにおける通常の定期検査は１ヶ月から３ヶ月程度であり、この期間内にＥＣＣＳの点検が実施される。いま、ＥＣＣＳのオンラインメンテナンスに要する期間を保守的に３ヶ月、すなわちＴＭ＝０．２５として（２）式に基づいて確率ＴＰ２を求める。求められた確率ＴＰ２は１．４５Ｅ−６（／年）となる。異常な過渡変化及びＬＯＣＡの発生を総合して、ＥＣＣＳの不作動により炉心損傷にいたる起因事象の発生頻度を１．０Ｅ−２／炉年と仮定すると、本実施例のＥＣＣＳにおける炉心損傷頻度は、１．４５Ｅ−８（／炉年）となる。同じ起因事象発生頻度を仮定して図６に示すＡＢＷＲに用いられる従来のＥＣＣＳの炉心損傷頻度を評価した場合には、５．１１Ｅ−８（／炉年）となる。したがって、本実施例のＥＣＣＳは、ＤＧを電源とするＨＰＣＦを備えていないが、４つの区分の安全系を有するので、炉心損傷頻度を、図６に示すＡＢＷＲに用いられる従来のＥＣＣＳ（特開２０００−２７５３８０号公報の図７及び図８）の炉心損傷頻度以下にすることができる。
【００５７】
本実施例では、非常用ディーゼル発電機の起動失敗頻度ＰＧと比較して、ＬＰＦＬの注水ポンプの注水失敗頻度（２ＰＶ＋ＰＰ＋ＰＣＶ）が相対的に小さくなることに着目し、実際的なオンラインメンテナンス期間に対し（２）式で求められる確率ＴＰ２が（１）式で求められる確率ＴＰ１よりも小さくなることを利用し、ＥＣＣＳの構成を最適化している。例えば、非常用ディーゼル発電機の起動失敗頻度ＰＧが１．７Ｅ−２（／年）であるのに対して、ＬＰＦＬの注水ポンプの注水失敗頻度（２ＰＶ＋ＰＰ＋ＰＣＶ）をＰＧと同じ１．７Ｅ−２（／年）にし、オンラインメンテナンス期間ＴＭを０．２５とすると、確率ＴＰ１が１．０２Ｅ−５で、確率ＴＰ２が１．０８Ｅ−５となり逆転する。オンラインメンテナンス期間ＴＭを０．５にした場合には、確率ＴＰ２が２．０３Ｅ−５（／年）となり、確率ＴＰ２と確率ＴＰ１の差がさらに広がる。
【００５８】
すなわち、本実施例は、原子炉圧力容器５５の減圧機能が充実していれば、ＨＰＣＦによる注水機能は炉心損傷頻度に大きな影響を与えないこと、及び非常用ディーゼル発電機の起動失敗頻度に比べてＬＰＦＬの注水ポンプの注水失敗頻度が相対的に小さいことに着目し、ＨＰＣＦを設置しないでオンラインメンテナンスを可能とする経済的なＥＣＣＳを実現したものである。なお、ここで、使用した炉心損傷を引き起こす起因事象の発生頻度は、説明の観点を考慮して用いた簡便なものであり、ＥＣＣＳの構成及び機器の故障頻度も単純化している。ＢＷＲプラントの実際の炉心損傷頻度は、より詳細な構成及び数値を用いて評価されている。
【００５９】
なお、第１区分のＤＧ１８Ｂが故障し、第２区分のＬＰＦＬ１５Ａの注水配管１９Ａが破断し、及び第３区分のＬＰＦＬ１５Ｂに対してオンラインメンテナンスが実施されている状態でＬＯＣＡが発生した場合には、第４区分のＬＰＦＬ１５Ｃが作動されるので、炉心の露出を避けることができる。ＬＯＣＡが発生した時点では、原子炉圧力容器５５内の圧力が高くてＬＰＦＬ１５Ｃによる炉心への冷却水の注入ができないが、ＡＤＳが作動することによって原子炉圧力容器５５内の圧力が約１ＭＰａ以下に低下すれば、ＬＰＦＬ１５Ｃの作動により炉心に冷却水を注入することができる。このように、本実施例は、安全系４９〜５１を備えているので、安全系のオンラインメンテナンスが可能であり、オンラインメンテナンス中にＬＯＣＡが発生しても、炉心の冠水を維持することができる。
【００６０】
本実施例は、高圧注水系として１系統のＲＣＩＣのみを有しているので、ＥＣＣＳをコンパクト化することができる。このＲＣＩＣの設置により、原子炉圧力が高いＬＯＣＡ発生時点で原子炉圧力容器５５内への冷却水の注水が可能になり、且つ１つの区分の安全系にＤＧを設置する必要がなくなる。高圧注水系として、ＲＣＩＣの替りにＨＰＣＦを１系統設けた場合にも、ＲＣＩＣと同様に、ＬＯＣＡ発生時の原子炉圧力容器５５内の圧力が高い時点に、ＨＰＣＦにより冷却水を炉心に注水することができる。しかしながら、ＨＰＣＦの採用は、容量の大きな高圧の注水ポンプ及び容量の大きなＤＧが必要になる。本実施例は、高圧ＥＣＣＳとして、ＲＣＩＣを設けているので、容量の大きな高圧の注水ポンプ及び容量の大きなＤＧが不要になる。
【００６１】
本実施例によれば、安全系のオンラインメンテナンスが可能であり、且つＥＣＣＳをコンパクト化することができる。
【実施例２】
【００６２】
本発明の他の実施例である実施例２の非常用炉心冷却系を、図７を用いて説明する。本実施例の非常用炉心冷却系も、ＡＢＷＲを備えたＢＷＲプラントに適用される。
【００６３】
本実施例のＥＣＣＳは、実施例１のＥＣＣＳにおいて第１区分の安全系４８を安全系４８Ａに替え、第４区分の安全系５１を安全系５１Ａに替え、さらにＤＧ１８，１８Ｃをそれぞれ非常用ガスタービン発電機（以下、ＧＴＧという）に替えた構成を有する。本実施例のＥＣＣＳの他の構成は実施例１のＥＣＣＳの構成と同じである。本実施例のＥＣＣＳもＡＤＳを備えている。
【００６４】
第１区分の安全系４８Ａは、実施例１における安全系４８においてＲＣＩＣを改良型原子炉隔離時冷却系（以下、ＡＲＣＩＣという）に替えた構成を有する。安全系４８ＡのＬＰＦＬは安全系４８のＬＰＦＬ１５と同じ構成を有する。ＡＲＣＩＣは、実施例１のＲＣＩＣ３において、ポンプ駆動用タービン５に発電機を連結した構成を有する。ＬＯＣＡ発生時に、蒸気配管１２を通して導かれる蒸気によって駆動されるポンプ駆動用タービン５が、注水ポンプ４、及びポンプ駆動用タービン５に連結した発電機を回転させる。この発電機で発生した交流電流は、整流器を介して直流電流に変換され、蓄電池に蓄えられる。これにより、長時間の全交流電源喪失時の安全性を向上させることができる。ＬＯＣＡ時において、ＧＴＧが起動され、発生した電力によってＬＰＦＬ１５の注水ポンプ１６が駆動し、注水配管１９による炉心への冷却水の注入が可能になる。
【００６５】
第４区分の安全系５１Ａは、実施例１において用いられる安全系５１であるＬＰＦＬ１９ＣにおいてＤＧ１８ＣをＧＴＲに替えた構成を有する。安全系５１Ａの他の構成は安全系５１と同じである。ＬＯＣＡが発生したとき、安全系５１ＡであるＬＰＦＬ１９Ｃの注水ポンプ１６Ｃが第４区分のＧＴＲで駆動される。
【００６６】
本実施例のＥＣＣＳは、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、第１区分の安全系４８ＡにＡＲＣＩＣを用いているので、ＡＤＳおよび逃し安全弁の電動弁にＡＲＣＩＣの蓄電池からも電力を供給することができる。これにより、ＡＤＳ及び逃し安全弁の信頼性を一層向上させることができ、炉心損傷頻度をさらに下げることができる。また、本実施例のＥＣＣＳは、非常用発電機として、非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）を設けた安全系に加えて非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）を設置した安全系を備えているので、非常用電源の多様化により非常用電源の信頼性が向上し、電源喪失時の炉心損傷頻度を低減することが可能になる。すなわち、非常用ディーゼル発電機単独では共通原因故障によって非常用電源が同時に機能喪失する確率がある値以下には下がらなかったが、本実施例のような形態にすればこの問題を解決することができる。また、ガスタービン発電機は出力が同一ならばディーゼル発電機より小型化できるので、設置スペースの削減が可能になる。
【符号の説明】
【００６７】
１…原子炉、２…サプレッションプール、３…原子炉隔離時冷却系、４，１６，１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ…注水ポンプ、５…ポンプ駆動用蒸気タービン、６〜１０、２０〜２６…弁、１１…復水貯蔵タンク、１２…蒸気配管、１３，１９…注水配管、１５…低圧炉心冷却系、１７…熱交換器（ＲＨＲ熱交換器）、１８…非常用ディーゼル発電機、３６ａ，３６ｂ，３８ａ，３８ｂ…ポンプ、３７ａ、３７ｂ…ＲＣＷ熱交換器、３９…主蒸気配管、４０…原子炉格納容器、４２…主蒸気逃し安全弁、４８，４８Ａ，４９，５０，５１，５１Ａ…安全系、５５…原子炉圧力容器。
【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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【図６】
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【図７】
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