(57)【要約】【課題】原子炉圧力容器内に気相の原子炉冷却材が滞留するような異常が発生した場合であっても、好適に運転を継続することが可能な原子力施設を提供する。【解決手段】炉心１１が格納され、内部に原子炉冷却材が満たされる原子炉圧力容器１０と、原子炉圧力容器１０内で加熱された原子炉冷却材により蒸気を発生させる蒸気発生器７と、原子炉圧力容器１０と蒸気発生器７との間で原子炉冷却材を循環させる流路となる循環流路６と、循環流路６に接続され、内部を加圧することで、原子炉冷却材を液相とする加圧器８と、原子炉圧力容器１０内に生じた気相の原子炉冷却材を、加圧器８の内部へ流入させる流路となる流入流路３１と、流入流路３１に介設された開閉弁３２と、を備えた。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心が格納され、内部に原子炉冷却材が満たされる原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器内で加熱された前記原子炉冷却材により蒸気を発生させる蒸気発生器と、
前記原子炉圧力容器と前記蒸気発生器との間で前記原子炉冷却材を循環させる流路となる循環流路と、
前記循環流路に接続され、内部を加圧することで、前記原子炉冷却材を液相とする加圧器と、
前記原子炉圧力容器内に生じた気相の原子炉冷却材を、前記加圧器の内部へ流入させる流路となる流入流路と、
前記流入流路に介設された開閉弁と、を備えたことを特徴とする原子力施設。
【請求項２】
前記流入流路は、その一端が前記原子炉圧力容器の鉛直方向の上部に接続され、その他端が前記加圧器の鉛直方向の上部に接続されていることを特徴とする請求項１に記載の原子力施設。
【請求項３】
前記開閉弁は、前記流入流路に複数設けられていることを特徴とする請求項１または２に記載の原子力施設。
【請求項４】
両端が前記開閉弁を挟んで前記流入流路の両側に接続されたバイパス流路と、
前記バイパス流路に介設されたバイパス開閉弁と、をさらに備えたことを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力施設。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、炉心を格納する原子炉圧力容器を備えた原子力施設に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、加圧器の底部を原子炉圧力容器（原子炉容器）の頭部に直結した加圧器直結型原子炉が知られている（例えば、特許文献１参照）。この加圧器直結型原子炉では、加圧器と原子炉圧力容器とが直結しているために、原子炉圧力容器内の原子炉冷却材が加圧器へ移動し易く、原子炉圧力容器内の圧力上昇を抑制することができる。また、加圧器直結型原子炉では、原子炉圧力容器に接続された配管から原子炉冷却材が漏出する場合であっても、加圧器から原子炉圧力容器内に原子炉冷却材が流入するため、原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の喪失を抑制することができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開昭６４−４６６８６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
しかしながら、従来の加圧器直結型原子炉では、原子炉圧力容器に加圧器を直結する構成であるため、既設の原子力施設に適用することは困難である。すなわち、既設の原子力施設は、原子炉圧力容器と蒸気発生器との間において原子炉冷却材を循環させる循環流路に、加圧器が接続されているため、原子炉圧力容器と加圧器とが直結した構成ではない。
【０００５】
このような既設の原子力施設において、原子炉圧力容器が減圧状態となる異常が発生すると、原子炉冷却材が沸騰し、原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の一部が気相状態となる。この場合、気相の原子炉冷却材は、原子炉圧力容器の上部に滞留する。ここで、加圧器内の水位は、原子炉圧力容器内の原子炉冷却材が満水であることを条件、つまり原子炉冷却材の略全てが液相であることを条件として検出する場合があり、この場合、原子炉圧力容器の上部に気相の原子炉冷却材が滞留すると、加圧器内の水位の検出精度が低下する虞がある。また、原子炉圧力容器内に気相の原子炉冷却材が滞留すると、気相の原子炉冷却材が原子炉圧力容器内の液相の原子炉冷却材の水位を押し下げることで、加圧器内の原子炉冷却材の水位が上昇し易くなり、これにより、加圧器内の原子炉冷却材が満水となり易くなる。さらに、原子炉圧力容器内に気相の原子炉冷却材が滞留すると、気相の原子炉冷却材が原子炉圧力容器内の液相の原子炉冷却材の水位を押し下げることで、原子炉圧力容器内の水位が循環流路との接続口よりも下方となり、原子炉冷却材の循環を阻害する虞がある。
【０００６】
そこで、本発明は、原子炉圧力容器内に気相の原子炉冷却材が滞留するような異常が発生した場合であっても、好適に運転を継続することが可能な原子力施設を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明の原子力施設は、炉心が格納され、内部に原子炉冷却材が満たされる原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内で加熱された原子炉冷却材により蒸気を発生させる蒸気発生器と、原子炉圧力容器と蒸気発生器との間で原子炉冷却材を循環させる流路となる循環流路と、循環流路に接続され、内部を加圧することで、原子炉冷却材を液相とする加圧器と、原子炉圧力容器内に生じた気相の原子炉冷却材を、加圧器の内部へ流入させる流路となる流入流路と、流入流路に介設された開閉弁と、を備えたことを特徴とする。
【０００８】
この構成によれば、原子炉圧力容器内に生じた気相の原子炉冷却材を、流入流路を介して加圧器内へ流入させることにより、原子炉圧力容器内の気相の原子炉冷却材を排出することができるため、原子炉圧力容器内を液相の原子炉冷却材で満たすことができる。これにより、原子炉圧力容器内に気相の原子炉冷却材が滞留することによって生じる影響を抑制することができ、異常が発生しても、好適に運転を継続することができる。
【０００９】
この場合、流入流路は、その一端が原子炉圧力容器の鉛直方向の上部に接続され、その他端が加圧器の鉛直方向の上部に接続されていることが好ましい。
【００１０】
この構成によれば、原子炉圧力容器の上部に滞留する気相の原子炉冷却材を、加圧器の上部に滞留する気相の原子炉冷却材に合流させることができる。このため、加圧器内の水面を波立たせることなく、原子炉圧力容器内の気相の原子炉冷却材を、加圧器内に流入させることができる。
【００１１】
この場合、開閉弁は、流入流路に複数設けられていることが好ましい。
【００１２】
この構成によれば、流入流路の開閉に関する冗長化を図ることができる。このため、開閉弁に異常が発生した場合であっても、異常のない他の開閉弁により流入流路の開閉を行うことができるため、安全性を向上させることができる。
【００１３】
この場合、両端が開閉弁を挟んで流入流路の両側に接続されたバイパス流路と、バイパス流路に介設されたバイパス開閉弁と、をさらに備えたことが好ましい。
【００１４】
この構成によれば、バイパス流路を設けることで、さらに冗長化を図ることができるため、流入流路および開閉弁に異常が発生した場合であっても、バイパス流路およびバイパス開閉弁により気相の原子炉冷却材を加圧器内に流入させることができ、安全性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】図１は、本実施例に係る原子力施設を模式的に表した概略構成図である。
【図２】図２は、変形例に係る原子力施設を模式的に表した概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、添付した図面を参照して、本発明に係る原子力施設について説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、或いは実質的に同一のものが含まれる。
【実施例】
【００１７】
図１は、本実施例に係る原子力施設を模式的に表した概略構成図である。本実施例に係る原子力施設１は、原子炉５を有しており、原子炉５としては、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。この加圧水型原子炉を用いた原子力施設１は、原子炉５を含む原子炉冷却系３と、原子炉冷却系３と熱交換するタービン系４とで構成されており、原子炉冷却系３には、原子炉冷却材が流通し、タービン系４には、タービン冷却材が流通している。
【００１８】
原子炉冷却系３は、原子炉５と、コールドレグ６ａおよびホットレグ６ｂからなる循環流路６と、循環流路６を介して原子炉５に接続された蒸気発生器７とを有している。また、ホットレグ６ｂには、加圧器８が接続され、コールドレグ６ａには、原子炉冷却材ポンプ９が介設されている。そして、原子炉５、コールドレグ６ａ、ホットレグ６ｂ、蒸気発生器７、加圧器８および原子炉冷却材ポンプ９は、原子炉格納容器１３に収容されている。
【００１９】
原子炉５は、上記したように加圧水型原子炉であり、原子炉圧力容器１０の内部に炉心１１を格納することで構成されている。原子炉圧力容器１０の内部は、原子炉冷却材で満たされている。そして、炉心１１は、多数の燃料集合体１５によって構成され、燃料集合体１５の核分裂を制御する多数の制御棒１６が、各燃料集合体１５に対し、抜差し可能に設けられている。原子炉圧力容器１０は、鉛直方向の上方側が凸となる断面円弧状の容器上部と、鉛直方向の下方側が凸となる断面円弧状の容器下部と、容器上部と容器下部とを接続する胴部とから構成されている。原子炉圧力容器１０には、コールドレグ６ａの流入側が接続される一方で、ホットレグ６ｂの流出側が接続される。
【００２０】
制御棒１６により核分裂反応を制御しながら燃料集合体１５を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは原子炉冷却材を加熱し、加熱された原子炉冷却材は、ホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送られる。一方、コールドレグ６ａを介して蒸気発生器７から送られてきた原子炉冷却材は、原子炉５内に流入して、原子炉５内を冷却する。
【００２１】
ホットレグ６ｂに接続された加圧器８は、高温となった原子炉冷却材を加圧することにより、原子炉冷却材の沸騰を抑制している。加圧器８は、原子炉圧力容器１０よりも鉛直方向の上方に設けられている。加圧器８は、鉛直方向の上方側が凸となる断面円弧状の容器上部と、鉛直方向の下方側が凸となる断面円弧状の容器下部と、容器上部と容器下部とを接続する胴部とから構成されている。加圧器８の内部には、原子炉冷却材が滞留しており、加圧器８の上部側には、気相の原子炉冷却材が滞留し、加圧器８の下部側には、液相の原子炉冷却材が滞留する。
【００２２】
蒸気発生器７は、高温高圧となった原子炉冷却材を、タービン冷却材と熱交換させることにより、タービン冷却材を蒸発させて蒸気を発生させ、かつ高温高圧となった原子炉冷却材を冷却している。蒸気発生器７には、コールドレグ６ａの流出側が接続される一方で、ホットレグ６ｂの流入側が接続される。原子炉冷却材ポンプ９は、原子炉冷却系３において原子炉冷却材を循環させており、原子炉冷却材を蒸気発生器７からコールドレグ６ａを介して原子炉５へ送り込むと共に、原子炉冷却材を原子炉５からホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送り込んでいる。
【００２３】
ここで、原子力施設１の原子炉冷却系３における一連の動作について説明する。原子炉５内の核分裂反応により発生した熱エネルギーにより、原子炉冷却材が加熱されると、加熱された原子炉冷却材は、ホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７に送られる。ホットレグ６ｂを通過する高温の原子炉冷却材は、加圧器８により加圧されることで沸騰が抑制され、これにより、液相の状態を維持する。液相の状態となる高温高圧の原子炉冷却材は、蒸気発生器７に流入する。蒸気発生器７に流入した高温高圧の原子炉冷却材は、タービン冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ９によりコールドレグ６ａを介して原子炉５に送られる。そして、冷却された原子炉冷却材が原子炉５に流入することで、原子炉５が冷却される。つまり、原子炉冷却材は、原子炉５と蒸気発生器７との間を循環している。なお、原子炉冷却材は、冷却材および中性子減速材として用いられるホウ素が溶解した軽水である。
【００２４】
タービン系４は、蒸気管２１を介して蒸気発生器７に接続されたタービン２２と、タービン２２に接続された復水器２３と、復水器２３と蒸気発生器７とを接続する給水管２６に介設された給水ポンプ２４と、を有している。そして、上記のタービン２２には、発電機２５が接続されている。
【００２５】
ここで、原子力施設１のタービン系４における一連の動作について説明する。なお、タービン冷却材は水である。蒸気発生器７において原子炉冷却材と熱交換したタービン冷却材は蒸発し、蒸気となる。蒸気発生器７において発生した蒸気は、蒸気管２１を介してタービン２２に流入すると、タービン２２は回転を行う。タービン２２が回転すると、タービン２２に接続された発電機２５は、発電を行う。この後、タービン２２から流出し蒸気は復水器２３に流入する。復水器２３は、その内部に冷却管２７が配設されており、冷却管２７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管２８が接続され、冷却管２７の他方には冷却水を排水するための排水管２９が接続されている。そして、復水器２３は、タービン２２から流入した蒸気を冷却管２７により冷却することで、蒸気を水に戻している。水となったタービン冷却材は、給水ポンプ２４により給水管２６を介して蒸気発生器７に送られる。蒸気発生器７に送られたタービン冷却材は、蒸気発生器７において原子炉冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。
【００２６】
上記した原子力施設１において、原子炉冷却系３が減圧状態となる異常が発生すると、液相の原子炉冷却材が気相の原子炉冷却材となる場合がある。この場合、気相となった原子炉冷却材の一部が、原子炉圧力容器１０の内部に滞留することが考えられる。本実施例の原子力施設１では、原子炉圧力容器１０の内部に滞留する気相となった原子炉冷却材を、加圧器８の内部に流入させている。
【００２７】
具体的に、原子力施設１は、原子炉圧力容器１０内で生じた気相の原子炉冷却材を加圧器８の内部へ流入させるための流路となる流入流路３１と、流入流路３１に介設された複数の開閉弁３２と、各開閉弁３２の開閉動作を制御する制御部３３とを備えている。また、制御部３３には、原子炉冷却系３を循環する原子炉冷却材の温度を計測する温度計３４と、原子炉冷却系３の圧力を計測する圧力計３５とがそれぞれ接続されている。
【００２８】
流入流路３１は、配管で構成され、その一端が原子炉圧力容器１０の鉛直方向における上部に接続され、その他端が加圧器８の鉛直方向における上部に接続されている。具体的に、流入流路３１は、その一端が、上方側に凸となる断面円弧状の原子炉圧力容器１０の頂部に接続され、その他端が、上方側に凸となる断面円弧状の加圧器８の頂部に接続されている。
【００２９】
複数の開閉弁３２は、流入流路３１に沿って並べて設けられており、制御部３３によって開閉動作が制御されている。このため、制御部３３は、流入流路３１を原子炉冷却材が流通可能な状態とする場合、複数の開閉弁３２の全てを開弁する。一方で、制御部３３は、流入流路３１を原子炉冷却材が流通不能な状態とする場合、複数の開閉弁３２の全てを閉弁する。このとき、少なくとも１つの開閉弁３２が閉弁すれば、流入流路３１における原子炉冷却材の流通が不能となる。
【００３０】
温度計３４は、原子炉冷却系３の各部における原子炉冷却材の温度を計測する。温度計３４は、原子炉圧力容器１０内の上部に設けられ、原子炉圧力容器１０内の上部における原子炉冷却材の温度を計測している。なお、温度計３４は、原子炉圧力容器１０内の上部だけでなく、例えば、ホットレグ６ｂおよびコールドレグ６ａにそれぞれ設け、ホットレグ６ｂおよびコールドレグ６ａを流通する原子炉冷却材の温度をそれぞれ計測してもよい。
【００３１】
圧力計３５は、原子炉冷却系３の各部における圧力を計測する。圧力計３５は、原子炉圧力容器１０内の上部に設けられ、原子炉圧力容器１０内の上部における圧力を計測している。なお、圧力計３５は、原子炉圧力容器１０内の上部だけでなく、例えば、加圧器８の内部、ホットレグ６ｂおよびコールドレグ６ａにそれぞれ設け、加圧器８の内部、ホットレグ６ｂおよびコールドレグ６ａ内の圧力をそれぞれ計測してもよい。なお、温度計３４および圧力計３５は、上記した配置に限らず、原子炉冷却系３に配置するのであれば、いずれの部位に設けてもよい。
【００３２】
制御部３３は、少なくとも温度計３４および圧力計３５の一方の計測結果に基づいて、複数の開閉弁３２の開閉動作を制御している。具体的に、制御部３３は、原子炉冷却系３において、液相状態の原子炉冷却材が気相状態へ変化し、原子炉圧力容器１０内に気相の原子炉冷却材が滞留していると推定される場合に、複数の開閉弁３２を開弁する。制御部３３は、例えば、温度計３４により計測した原子炉冷却材の温度が、原子炉冷却材圧力の飽和温度よりも高い場合、複数の開閉弁３２を開弁する。
【００３３】
一方で、制御部３３は、原子炉冷却系３において、気相の原子炉冷却材が原子炉圧力容器１０内から排出されたと推定される場合に、複数の開閉弁３２を閉弁する。制御部３３は、例えば、温度計３４により計測した原子炉冷却材の温度が、原子炉冷却材圧力の飽和温度以下である場合、複数の開閉弁３２を閉弁する。
【００３４】
なお、開閉弁３２の開閉動作に関する制御は一例であり、原子炉圧力容器１０内に生じる気相の原子炉冷却材を推定して、開閉弁３２を制御する構成であれば、特に限定されない。例えば、制御部３３は、圧力計３５により計測した原子炉冷却系３の圧力が、原子炉冷却材の飽和時における圧力よりも低い場合、複数の開閉弁３２を開弁する一方で、原子炉冷却材の飽和時における圧力以上である場合、複数の開閉弁３２を閉弁してもよい。また、制御部３３は、温度計３４および圧力計３５の両方の計測結果に基づいて、複数の開閉弁３２の開閉動作を制御してもよい。さらに、制御部３３は、複数の開閉弁３２を閉弁する場合、開閉弁３２を開弁してから所定時間の経過後に、複数の開閉弁３２を閉弁するように制御してもよい。
【００３５】
次に、上記した原子力施設１において、原子炉圧力容器１０の内部に滞留する気相となった原子炉冷却材を、加圧器８の内部に流入させる制御動作について説明する。制御部３３は、少なくとも温度計３４および圧力計３５の一方の計測結果に基づいて、原子炉圧力容器１０内に気相の原子炉冷却材が滞留していると判定すると、複数の開閉弁３２を開弁する。
【００３６】
複数の開閉弁３２が開放されると、流入流路３１は、その一端が原子炉圧力容器１０の頂部に接続されているため、原子炉圧力容器１０内の気相の原子炉冷却材は、流入流路３１に流入する。流入流路３１に流入した気相の原子炉冷却材は、流入流路３１の内部を流通した後、加圧器８の内部に流入する。このとき、流入流路３１は、その他端が加圧器８の頂部に接続されているため、原子炉圧力容器１０からの気相の原子炉冷却材は、加圧器８内における気相の原子炉冷却材に合流する。そして、気相の原子炉冷却材が原子炉圧力容器１０から加圧器８内に流入すると、原子炉圧力容器１０内の気相の原子炉冷却材は減少する。
【００３７】
この後、制御部３３は、少なくとも温度計３４および圧力計３５の一方の計測結果に基づいて、原子炉圧力容器１０内の気相の原子炉冷却材が排出されたと判定すると、複数の開閉弁３２を閉弁する。
【００３８】
以上のように、本実施例の構成によれば、原子炉圧力容器１０内に気相の原子炉冷却材が滞留するような異常が発生した場合であっても、原子炉圧力容器１０内で生じた気相の原子炉冷却材を、流入流路３１を介して加圧器８内へ流入させることにより、原子炉圧力容器１０内を液相の原子炉冷却材で満たすことができる。これにより、原子炉圧力容器１０内に気相の原子炉冷却材が滞留することによって生じる影響を抑制することができ、上記のような異常が発生しても、好適に運転を継続することができる。すなわち、原子力施設１は、異常が発生しても、原子炉圧力容器１０内を液相の原子炉冷却材で満たすことができるため、加圧器８内の水位を精度良く計測することができる。また、原子力施設１は、異常が発生しても、原子炉圧力容器１０内を液相の原子炉冷却材で満たすことができるため、気相の原子炉冷却材により原子炉圧力容器１０内の液相の原子炉冷却材が押し下げられることがなく、また、加圧器８内に気相の原子炉冷却材が流入するため、加圧器８内の原子炉冷却材の水位が上昇し難くなり、これにより、加圧器８内の原子炉冷却材が満水となり難くすることができる。さらに、原子力施設１は、異常が発生しても、原子炉圧力容器１０内を液相の原子炉冷却材で満たすことができるため、原子炉圧力容器１０内の水位が、原子炉圧力容器１０とホットレグ６ｂとの接続口よりも下方になることがない。これにより、原子力施設１は、原子炉冷却材の循環を阻害することなく、原子炉冷却系３において原子炉冷却材を好適に流通させることができる。
【００３９】
また、本実施例の構成によれば、流入流路３１の一端を原子炉圧力容器１０の上部に接続し、流入流路３１の他端を加圧器８の上部に接続しているため、原子炉圧力容器１０の上部に滞留する気相の原子炉冷却材を、加圧器８の上部に滞留する気相の原子炉冷却材に合流させることができる。このため、加圧器８内の水面を波立たせることなく、原子炉圧力容器１０内の気相の原子炉冷却材を、加圧器８内に流入させることができる。
【００４０】
また、本実施例の構成によれば、流入流路３１に沿って複数の開閉弁３２を設けることにより、流入流路３１の開閉に関する冗長化を図ることができる。このため、原子力施設１は、いずれかに開閉弁３２に異常が発生した場合であっても、異常のない他の開閉弁３２により流入流路３１の開閉を行うことができることから、安全性を向上させることができる。
【００４１】
なお、本実施例の構成に限らず、図２に示す変形例の構成としてもよい。図２は、変形例に係る原子力施設を模式的に表した概略構成図である。変形例となる原子力施設１００は、本実施例の原子力施設１にバイパス流路１０１およびバイパス開閉弁１０２をさらに備えた構成となっている。以下、変形例の原子力施設１００について説明する。
【００４２】
変形例の原子力施設１００は、バイパス流路１０１およびバイパス開閉弁１０２をさらに備え、バイパス流路１０１は、その両端が複数の開閉弁３２を挟んで流入流路３１の両側にそれぞれ接続されている。また、バイパス開閉弁１０２は、バイパス流路１０１に沿って複数並べて設けられており、制御部３３によって開閉動作が制御されている。
【００４３】
制御部３３は、複数の開閉弁３２が制御不能となる場合に、複数のバイパス開閉弁１０２を制御して、バイパス流路１０１における原子炉冷却材の流通を制御する。なお、制御部３３によるバイパス開閉弁１０２の開閉動作に関する制御については、本実施例の原子力施設１における開閉弁３２の制御と同様であるため、説明を省略する。
【００４４】
以上のように、変形例の構成によれば、バイパス流路１０１を設けることで、さらに冗長化を図ることができるため、流入流路３１および開閉弁３２に異常が発生した場合であっても、バイパス流路１０１およびバイパス開閉弁１０２により気相の原子炉冷却材を加圧器８内に流入させることができ、安全性をより向上させることができる。
【００４５】
なお、本実施例および変形例では、流入流路３１に複数の開閉弁３２を設け、バイパス流路１０１に複数のバイパス開閉弁１０２を設けたが、この構成に限らず、１つであってもよい。
【符号の説明】
【００４６】
１  原子力施設
３  原子炉冷却系
４  タービン系
５  原子炉
６  循環流路
６ａ  コールドレグ
６ｂ  ホットレグ
７  蒸気発生器
８  加圧器
９  原子炉冷却材ポンプ
１０  原子炉圧力容器
１１  炉心
１５  燃料集合体
１６  制御棒
２１  蒸気管
２２  タービン
２３  復水器
２４  給水ポンプ
２５  発電機
２６  給水管
２７  冷却管
２８  取水管
２９  排水管
３１  流入流路
３２  開閉弁
３３  制御部
３４  温度計
３５  圧力計
１００  原子力施設
１０１  バイパス流路
１０２  バイパス開閉弁
【図１】
2013246150.tif 000003
【図２】
2013246150.tif 000004