(57)【要約】      （修正有）【課題】原子炉格納容器用のフィルタベント装置の試験を現地で実施することが可能な現地試験システムおよび現地試験方法を提供する。【解決手段】原子炉格納容器用のフィルタベント装置３の現地試験システムは、模擬蒸気を供給するための模擬蒸気供給配管４１と、放射性物質を発生させる放射性物質発生装置３４とを備える。さらに、前記システムは、前記模擬蒸気供給配管４１から供給された前記模擬蒸気を前記放射性物質と混合させ、前記放射性物質を含有する試験用蒸気を生成する試験用蒸気生成装置３５と、前記試験用蒸気を前記フィルタベント装置３に供給するための試験用蒸気供給配管４７とを備える。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器用のフィルタベント装置の現地試験システムであって、
模擬蒸気を供給するための模擬蒸気供給配管と、
放射性物質を発生させる放射性物質発生装置と、
前記模擬蒸気供給配管から供給された前記模擬蒸気を前記放射性物質と混合させ、前記放射性物質を含有する試験用蒸気を生成する試験用蒸気生成装置と、
前記試験用蒸気を前記フィルタベント装置に供給するための試験用蒸気供給配管と、
を備える現地試験システム。
【請求項２】
さらに、前記模擬蒸気供給配管に設けられ、前記模擬蒸気の流量を調節するための模擬蒸気流量調節弁を備える、請求項１に記載の現地試験システム。
【請求項３】
さらに、前記試験用蒸気供給配管に設けられ、前記試験用蒸気の流量を調節するための試験用蒸気流量調節弁を備える、請求項１または２に記載の現地試験システム。
【請求項４】
さらに、
前記放射性物質を前記放射性物質発生装置から前記模擬蒸気供給配管に供給するための放射性物質供給配管と、
前記放射性物質供給配管に設けられ、前記放射性物質の流量を調節するための放射性物質流量調節弁と、
を備える請求項１から３のいずれか１項に記載の現地試験システム。
【請求項５】
前記模擬蒸気供給配管は、前記模擬蒸気として、前記原子炉格納容器が設置された原子力プラントから供給された蒸気を供給する、請求項１から４のいずれか１項に記載の現地試験システム。
【請求項６】
さらに、前記模擬蒸気供給配管から分岐し、前記模擬蒸気を前記試験用蒸気生成装置の加熱用の蒸気として前記試験用蒸気生成装置に供給するための第１の加熱用蒸気供給配管を備える、請求項１から５のいずれか１項に記載の現地試験システム。
【請求項７】
さらに、前記模擬蒸気供給配管から分岐し、前記模擬蒸気を前記放射性物質の加熱用の蒸気として前記放射性物質発生装置に供給するための第２の加熱用蒸気供給配管を備え、
前記放射性物質発生装置は、前記加熱用の蒸気の熱を用いて前記放射性物質を固体から液体に変化させる、請求項１から６のいずれか１項に記載の現地試験システム。
【請求項８】
前記放射性物質発生装置は、前記放射性物質をエアロゾル化させる、請求項７に記載の現地試験システム。
【請求項９】
さらに、前記加熱用の蒸気および前記加熱用の蒸気のドレンを、前記フィルタベント装置の下流に配置されたスタックに放出するための加熱用蒸気ドレン配管を備える、請求項６から８のいずれか１項に記載の現地試験システム。
【請求項１０】
さらに、前記模擬蒸気供給配管に設けられた模擬蒸気流量調節弁と、前記試験用蒸気供給配管に設けられた試験用蒸気調節弁の少なくともいずれかの弁開度を制御する制御装置を備える、請求項１から９のいずれか１項に記載の現地試験システム。
【請求項１１】
原子炉格納容器用のフィルタベント装置の現地試験方法であって、
模擬蒸気を模擬蒸気供給配管を介して供給し、
放射性物質を発生させ、
前記模擬蒸気供給配管から供給された前記模擬蒸気を前記放射性物質と混合させ、前記放射性物質を含有する試験用蒸気を生成し、
前記試験用蒸気を試験用蒸気供給配管を介して前記フィルタベント装置に供給する、
ことを含む現地試験方法。
【請求項１２】
前記試験用蒸気を前記フィルタベント装置内に注入する前に、前記フィルタベント装置の下流に配置されたラプチャディスクを配管に置き換えることを含む、請求項１１に記載の現地試験方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、現地試験システムおよび現地試験方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
図４は、従来の原子力プラントのフィルタベント系の構成を示す概略図である。
【０００３】
このフィルタベント系は、原子炉格納容器を構成するドライウエル１およびサプレッションチェンバ２と、この原子炉格納容器用のフィルタベント装置３と、ラプチャディスク４と、スタック５と、放射性物質濃度測定装置６とを備えている。
【０００４】
このフィルタベント系はさらに、ドライウエル１およびサプレッションチェンバ２とフィルタベント装置３とを接続する第１配管１１と、フィルタベント装置３とスタック５とをラプチャディスク４を介して接続する第２配管１２とを備えている。放射性物質濃度測定装置６は、第２配管１２に接続されており、第２配管１２を流れる蒸気に含まれる放射性物質の濃度を測定する。
【０００５】
このフィルタベント系はさらに、ドライウエル１とフィルタベント装置３とを接続する第１配管１１に設けられた第１、第２隔離弁２１、２２と、サプレッションチェンバ２とフィルタベント装置３とを接続する第１配管１１に設けられた第３、第４隔離弁２３、２４と、第２配管１２に接続された第１、第２圧力計２５、２６と、フィルタベント装置３に付属する第１、第２水位計２７、２８とを備えている。
【０００６】
フィルタベント装置３は、原子炉の過酷事故時に原子炉格納容器（以下「格納容器」と表記する）の過圧破損を防止するための装置である。フィルタベント装置３は、格納容器内の雰囲気ガスを放出して格納容器内を減圧する際に、このガスに含まれるセシウムやヨウ素の含有量を極小レベルまで低減することを目的に設置されている。
【０００７】
図５は、従来の原子力プラントのフィルタベント系の過酷事故時の動作を示す概略図である。図５の第１、第２配管１１、１２において太線で示された部分は、この部分に蒸気が流れていることを示す。
【０００８】
原子炉の過酷事故時に格納容器の内部圧力が上昇すると、格納容器の過圧破損の危険性が発生する。この場合、格納容器の内部圧力を減圧するために、格納容器とフィルタベント装置３とを隔離している第１、第２隔離弁２１、２２または第３、第４隔離弁２３、２４を開き、格納容器内の雰囲気ガスを第１配管１１を介してフィルタベント装置３に送気する。フィルタベント装置３は、このガスに含まれるセシウムやヨウ素の含有量を極小レベルまで低減し、第２配管１２にこのガスを排出する。第２配管１２に排出されたガスの圧力が指定圧力に達すると、ラプチャディスク４が破裂し、このガスがスタック５から大気に放出される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開平９−６１５７７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
近年、世界各国でフィルタベント装置３の設置の動きが加速しているが、フィルタベント装置３の性能試験の実施方法が問題となる。現状では、実際のフィルタベント装置３よりも小型のパイロット装置を用いた工場でのタイプテストによる性能試験が主流であり、現地での性能試験は実施されていない。
【００１１】
しかしながら、今後、フィルタベント装置３の建設時の試験要求やサーベイランス要求が出てくることが予想される。この場合、フィルタベント装置３が既設か新設かや、原子炉がＢＷＲ（沸騰水型原子炉）かＰＷＲ（加圧水型原子炉）かを問わず、現地での性能試験を求められる可能性がある。
【００１２】
フィルタベント装置３の性能試験を現地で実施するためには、過酷事故の際のベント時と同等の圧力、温度、流量を有する蒸気を発生させるための設備や、セシウムやヨウ素を加熱してエアロゾルとして供給するための設備が必要となる。そのため、現地に複雑で大規模な設備を設置する必要があり、困難性が高い。しかしながら、過酷事故時の原子力プラントの安全性を担保する上で、将来、国内外の規制により現地試験を要求されることが予想でき、その規制を満足することが必要となる。
【００１３】
そこで、本発明は、原子炉格納容器用のフィルタベント装置の試験を現地で実施することが可能な現地試験システムおよび現地試験方法を提供する。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
一の実施形態によれば、原子炉格納容器用のフィルタベント装置の現地試験システムは、模擬蒸気を供給するための模擬蒸気供給配管と、放射性物質を発生させる放射性物質発生装置とを備える。さらに、前記システムは、前記模擬蒸気供給配管から供給された前記模擬蒸気を前記放射性物質と混合させ、前記放射性物質を含有する試験用蒸気を生成する試験用蒸気生成装置と、前記試験用蒸気を前記フィルタベント装置に供給するための試験用蒸気供給配管とを備える。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、原子炉格納容器用のフィルタベント装置の試験を現地で実施することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】第１実施形態の現地試験システムの構成を示す概略図である。
【図２】第１実施形態のラプチャディスクの保護方法の例を示す概略図である。
【図３】第１実施形態のラプチャディスクの保護方法の別の例を示す概略図である。
【図４】従来の原子力プラントのフィルタベント系の構成を示す概略図である。
【図５】従来の原子力プラントのフィルタベント系の過酷事故時の動作を示す概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下、本発明の実施形態を、図面を参照して説明する。
【００１８】
なお、本明細書および図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略する。また、本発明の実施形態の説明に直接関係のない要素は、図示を省略する。
【００１９】
（第１実施形態）
図１は、第１実施形態の現地試験システムの構成を示す概略図である。
【００２０】
図１は、原子力プラントのフィルタベント系の構成要素として、原子炉格納容器を構成するドライウエル１およびサプレッションチェンバ２と、この原子炉格納容器用のフィルタベント装置３と、ラプチャディスク４と、スタック５と、放射性物質濃度測定装置６等を示している。
【００２１】
図１はさらに、この原子力プラントに設置されたハウスボイラー３１、エバポレーター３２、および原子炉主蒸気管３３と、フィルタベント装置３の現地試験システムを構成する放射性物質発生装置３４、試験用蒸気調整槽３５、および制御装置３６を示している。試験用蒸気調整槽３５は、本開示の試験用蒸気生成装置の例である。
【００２２】
この現地試験システムはさらに、模擬蒸気供給配管４１と、第１の加熱用蒸気供給配管４２と、第１の加熱用蒸気ドレン配管４３と、第２の加熱用蒸気供給配管４４と、第２の加熱用蒸気ドレン配管４５と、放射性物質供給配管４６と、試験用蒸気供給配管４７とを備えている。
【００２３】
この現地試験システムはさらに、ハウスボイラー弁５１と、エバポレーター弁５２と、原子炉主蒸気管弁５３と、模擬蒸気供給弁５４と、加熱用蒸気供給弁５５と、加熱用蒸気流量調節弁６１と、加熱用蒸気ドレン流量調節弁６２と、模擬蒸気流量調節弁６３と、放射性物質流量調節弁６４と、試験用蒸気流量調節弁６５と、試験用蒸気供給弁６６と、電動機７１〜７５とを備えている。
【００２４】
ハウスボイラー３１、エバポレーター３２、および原子炉主蒸気管３３は、試験で使用する模擬蒸気の供給源である。ハウスボイラー３１は、水を加熱して蒸気を発生させる装置である。エバポレーター３２は、蒸気タービンのシール蒸気を発生させる装置である。原子炉主蒸気管３３は、原子炉から発生した蒸気を流通させるための配管である。
【００２５】
これらの模擬蒸気供給源からの模擬蒸気は、模擬蒸気供給配管４１を介して試験用蒸気調整槽３５内に供給される。このような模擬蒸気を使用することには、原子力プラント内の蒸気を有効利用することで、模擬蒸気を生成するための装置を設置する必要がなくなるという利点がある。さらには、後述するように、これらの模擬蒸気供給源からの模擬蒸気は高温であることから、模擬蒸気を熱源として利用でき、現地試験システム内に加熱装置を設置する必要がなくなるという利点がある。なお、本実施形態の現地試験システムは、原子力プラント内のその他の場所から模擬蒸気を取得してもよい。
【００２６】
ハウスボイラー弁５１、エバポレーター弁５２、および原子炉主蒸気管弁５３は、合流前の模擬蒸気供給配管４１に設けられている。模擬蒸気としてハウスボイラー３１からの蒸気を使用する際には、ハウスボイラー弁５１が開放される。また、模擬蒸気としてエバポレーター３２、原子炉主蒸気管３３からの蒸気を使用する際には、それぞれエバポレーター弁５２、原子炉主蒸気管弁５３が開放される。本実施形態では、主にエバポレーター３２または原子炉主蒸気管３３からの蒸気を使用し、この蒸気が不足する場合には、蒸気の不足量を補うためにハウスボイラー３１からの蒸気を使用する。
【００２７】
模擬蒸気供給弁５４は、合流後の模擬蒸気供給配管４１に設けられている。ハウスボイラー弁５１、エバポレーター弁５２、および原子炉主蒸気管弁５３の少なくともいずれかと、模擬蒸気供給弁５４とを開放することにより、模擬蒸気が試験用蒸気調整槽３５へと供給される。
【００２８】
第１の加熱用蒸気供給配管４２は、模擬蒸気供給配管４１から分岐しており、模擬蒸気を、試験用蒸気調整槽３５の加熱用の蒸気として、試験用蒸気調整槽３５内に供給する。試験用蒸気調整槽３５は、試験用蒸気を生成する第１空間と、第１空間を取り囲み、加熱用蒸気が通過する第２空間とを備えている。第１の加熱用蒸気供給配管４２からの加熱用蒸気は、第２空間内に導入され、試験用蒸気調整槽３５の加熱用に使用された後、第１の加熱用蒸気ドレン配管４３に排出される。
【００２９】
第１の加熱用蒸気ドレン配管４３は、試験用蒸気調整槽３５から排出された加熱用蒸気や、この加熱用蒸気のドレンを、フィルタベント装置３の下流に配置されたスタック５に放出する。その結果、加熱用蒸気が大気に放出される。
【００３０】
加熱用蒸気流量調節弁６１、加熱用蒸気ドレン流量調節弁６２はそれぞれ、第１の加熱用蒸気供給配管４２、第１の加熱用蒸気ドレン配管４３に設けられている。加熱用蒸気流量調節弁６１は、試験用蒸気調整槽３５に供給される加熱用蒸気の流量を調節するために使用される。加熱用蒸気ドレン流量調節弁６２は、試験用蒸気調整槽３５から排出された加熱用蒸気やドレンの流量を調節するために使用される。
【００３１】
第２の加熱用蒸気供給配管４４は、模擬蒸気供給配管４１から分岐しており、模擬蒸気を、放射性物質の加熱用の蒸気として、放射性物質発生装置３４内に供給する。放射性物質発生装置３４は、放射性物質を処理する第１空間と、第１空間に隣接し、加熱用蒸気が通過する第２空間とを備えている。第２の加熱用蒸気供給配管４４からの加熱用蒸気は、第２空間内に導入され、放射性物質の加熱用に使用された後、第２の加熱用蒸気ドレン配管４５に排出される。
【００３２】
第２の加熱用蒸気ドレン配管４５は、放射性物質発生装置３４から排出された加熱用蒸気や、この加熱用蒸気のドレンを、第１の加熱用蒸気ドレン配管４３へと排出する。その結果、加熱用蒸気がスタック５を介して大気に放出される。
【００３３】
加熱用蒸気供給弁５５は、第２の加熱用蒸気供給配管４４に設けられている。加熱用蒸気供給弁５５を開放することにより、加熱用蒸気が放射性物質発生装置３４へと供給される。
【００３４】
模擬蒸気流量調節弁６３は、第１、第２の加熱用蒸気供給配管４２、４４の分岐点よりも下流の模擬蒸気供給配管４１に設けられている。模擬蒸気流量調節弁６３は、試験用蒸気調整槽３５に供給される模擬蒸気の流量を調節するために使用される。
【００３５】
放射性物質発生装置３４は、放射性物質を発生させる装置である。この放射性物質の例としては、セシウム１３３やヨウ素１２７が挙げられる。放射性物質発生装置３４は、加熱用蒸気の熱を用いて放射性物質を融点以上に加熱し、放射性物質を固体から液体に変化させる。具体的には、放射性物質発生装置３４は、放射性物質を加熱処理してエアロゾル化させ、このエアロゾルを放射性物質供給配管４６に排出する。
【００３６】
放射性物質供給配管４６は、模擬蒸気供給配管４１と合流しており、放射性物質発生装置３４から排出された放射性物質を模擬蒸気供給配管４１内に供給する。放射性物質は、模擬蒸気と共に、模擬蒸気供給配管４１を介して試験用蒸気調整槽３５内に供給される。
【００３７】
放射性物質流量調節弁６４は、放射性物質供給配管４６に設けられている。放射性物質流量調節弁６４は、試験用蒸気調整槽３５に供給される放射性物質の流量を調節するために使用される。
【００３８】
試験用蒸気調整槽３５は、模擬蒸気供給配管４１から供給された模擬蒸気を放射性物質と混合させ、放射性物質を含有する試験用蒸気を生成する槽である。試験用蒸気調整槽３５は、上述の第１空間内に、模擬蒸気と放射性物質とを混合するための混合槽と、これらの混合物を撹拌機を用いて撹拌するための撹拌槽とを備えている。試験用蒸気調整槽３５は、生成された試験用蒸気を試験用蒸気供給配管４７に排出する。
【００３９】
試験用蒸気供給配管４７は、第１配管１１と合流しており、試験用蒸気供給配管４７から排出された試験用蒸気を第１配管１１を介してフィルタベント装置３に供給する。こうして、フィルタベント装置３の性能試験が実施される。
【００４０】
試験用蒸気流量調節弁６５と試験用蒸気供給弁６６は、試験用蒸気供給配管４７に設けられている。試験用蒸気流量調節弁６５は、フィルタベント装置３に供給される試験用蒸気の流量を調節するために使用される。試験用蒸気流量調節弁６５と試験用蒸気供給弁６６とを開放することにより、試験用蒸気が第１配管１１へと供給される。
【００４１】
試験用蒸気供給配管４７は、第１隔離弁２１と第２隔離弁２２との間の地点と、第３隔離弁２３と第４隔離弁２４との間の地点で、第１配管１１と合流している。よって、試験用蒸気は、第２隔離弁２２または第４隔離弁２４を開くことにより、第１配管１１を通過してフィルタベント装置３へと供給される。
【００４２】
制御装置３６は、現地試験システムの動作を制御する装置である。制御装置３６は、例えば電動弁であり、加熱用蒸気流量調節弁６１、加熱用蒸気ドレン流量調節弁６２、模擬蒸気流量調節弁６３、放射性物質流量調節弁６４、および試験用蒸気流量調節弁６５の弁開度を電動機７１〜７５を介して制御する。これにより、制御装置３６は、試験用蒸気として、過酷事故の際のベント時と同等の圧力、温度、流量、放射性物質濃度を有する蒸気を過酷事故時の時間経過と合わせて発生させることが可能となる。すなわち、制御装置３６は、試験用蒸気の条件を、過酷事故の際のベント時の蒸気の条件に調整することが可能となる。
【００４３】
その後、本実施形態では、放射性物質濃度測定装置６、第１、第２圧力計２５、２６、第１、第２水位計２７、２８等を用いて、フィルタベント系の機器設計要求事項についてのデータ採集が行われる。機器設計要求事項の例としては、フィルタベント装置３の放射能除去能力、ベント開始後の必要水位維持時間、エアロゾル流入による閉塞の有無などが挙げられる。
【００４４】
１）第１実施形態の効果
以上のように、本実施形態によれば、上記のように現地試験システムを構成することにより、原子炉格納容器用のフィルタベント装置３の試験を現地で実施することが可能となる。別言すると、本実施形態によれば、パイロット装置を用いた工場での試験ではなく、実機のフィルタベント装置３を用いた現地での試験を実施することが可能となる。
【００４５】
また、本実施形態では、模擬蒸気として、原子力格納容器やそのフィルタベント装置３が設置された原子力プラントから供給された高温の蒸気を使用する。よって、本実施形態によれば、模擬蒸気を生成するための装置や、試験用蒸気や放射性物質を加熱するための装置を現地試験システム内に設置する必要がなくなり、現地試験プラントを容易かつ安価に実現することが可能となる。
【００４６】
また、本実施形態の現地試験システムは、システム内の調節弁の弁開度を制御する制御装置３６を備えている。よって、本実施形態によれば、試験用蒸気の条件を、過酷事故の際のベント時の蒸気の条件に調整し、適切な試験を実施することが可能となる。
【００４７】
なお、本実施形態では、試験用蒸気のフィルタベント系への注入箇所を、不活性ガス用の配管に設けてもよい。この場合、この配管の口径は、不活性ガスと試験用蒸気のいずれもが流通可能な口径に設定する。
【００４８】
２）ラプチャディスク４の保護方法
原子炉の過酷事故時には、ラプチャディスク４が破裂し、フィルタベント装置３からのガスが大気に放出される。しかしながら、このラプチャディスク４が現地試験の際に破裂してしまうと、新たなラプチャディスク４を用意するコストが発生して好ましくない。
【００４９】
そこで、本実施形態では、以下のような方法でラプチャディスク４の破裂を防止することが望ましい。
【００５０】
図２は、第１実施形態のラプチャディスク４の保護方法の例を示す概略図である。
【００５１】
図２(ａ)は、第２配管１２を構成するスプール１２ａ、１２ｂを示している。これらのスプール１２ａ、１２ｂは、ラプチャディスク４に隣接する位置に配置されている。
【００５２】
本実施形態では、試験開始前（具体的には、フィルタベント装置３に試験用蒸気を注入する前）に、ラプチャディスク４を通常の配管（スプール）１２ｃに置き換える（図２(ｂ)参照）。これにより、ラプチャディスク４を実際に破裂させることなく、破裂状態を模擬することが可能となる。配管１２ｃは、試験終了後に再びラプチャディスク４に置き換えられる。
【００５３】
図３は、第１実施形態のラプチャディスク４の保護方法の別の例を示す概略図である。
【００５４】
この例の第２配管１２は、ラプチャディスク４をバイパスするためのバイパス配管４８に接続されている。第２配管１２は、ラプチャディスク４の直前に第１の弁６７を備えており、バイパス配管４８は、第２の弁６８を備えている。
【００５５】
この例では、試験開始前に、第１の弁６７を閉じ、第２の弁６８を開く。これにより、バイパス配管４８にガスを逃がすことで、ラプチャディスク４を実際に破裂させることなく、破裂状態を模擬することが可能となる。試験終了後には、第１の弁６７が開かれ、第２の弁６８が閉じられる。
【００５６】
以上、いくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例としてのみ提示したものであり、発明の範囲を限定することを意図したものではない。本明細書で説明した新規なシステムおよび方法は、その他の様々な形態で実施することができる。また、本明細書で説明したシステムおよび方法の形態に対し、発明の要旨を逸脱しない範囲内で、種々の省略、置換、変更を行うことができる。添付の特許請求の範囲およびこれに均等な範囲は、発明の範囲や要旨に含まれるこのような形態や変形例を含むように意図されている。
【符号の説明】
【００５７】
１：ドライウエル、２：サプレッションチェンバ、３：フィルタベント装置、
４：ラプチャディスク、５：スタック、６：放射性物質濃度測定装置、
１１：第１配管、１２：第２配管、１２ａ、１２ｂ、１２ｃ：スプール、
２１：第１隔離弁、２２：第２隔離弁、２３：第３隔離弁、２４：第４隔離弁、
２５：第１圧力計、２６：第２圧力計、２７：第１水位計、２８：第２水位計、
３１：ハウスボイラー、３２：エバポレーター、３３：原子炉主蒸気管、
３４：放射性物質発生装置、３５：試験用蒸気調整槽、３６：制御装置、
４１：模擬蒸気供給配管、４２：第１の加熱用蒸気供給配管、
４３：第１の加熱用蒸気ドレン配管、４４：第２の加熱用蒸気供給配管、
４５：第２の加熱用蒸気ドレン配管、４６：放射性物質供給配管、
４７：試験用蒸気供給配管、４８：バイパス配管、
５１：ハウスボイラー弁、５２：エバポレーター弁、５３：原子炉主蒸気管弁、
５４：模擬蒸気供給弁、５５：加熱用蒸気供給弁、
６１：加熱用蒸気流量調節弁、６２：加熱用蒸気ドレン流量調節弁、
６３：模擬蒸気流量調節弁、６４：放射性物質流量調節弁、
６５：試験用蒸気流量調節弁、６６：試験用蒸気供給弁、
６７：第１の弁、６８：第２の弁、７１、７２、７３、７４、７５：電動機
【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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