(57)【要約】【課題】  全交流電源喪失時であっても、サプレッションプールの冷却機能が維持できること。【解決手段】  本発明の原子力プラントの冷却装置は、上記課題を解決するために、原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される隔離時冷却系蒸気タービン及び該隔離時冷却系蒸気タービンで駆動されてサプレッションプールの水を吸引して前記原子炉圧力容器に注水する隔離時冷却系ポンプから成る隔離時冷却系、前記原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される残留熱除去系蒸気タービン、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動されてサプレッションプールの水を吸引する残留熱除去系ポンプ、該残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系熱交換器から成る残留熱除去系とを備えていることを特徴とする。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される残留熱除去系蒸気タービンと、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動されてサプレッションプールの水を吸引する残留熱除去系ポンプと、該残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系熱交換器とを備えていることを特徴とするサプレッションプールの冷却装置。
【請求項２】
請求項１に記載のサプレッションプールの冷却装置において、
前記残留熱除去系蒸気タービンと同軸に、外部電源により駆動される残留熱除去系モータが接続され、前記残留熱除去系蒸気タービン又は該残留熱除去系モータで前記残留熱除去系ポンプが駆動されることを特徴とするサプレッションプールの冷却装置。
【請求項３】
請求項１又は２に記載のサプレッションプールの冷却装置において、
前記外部冷却系は原子炉補機冷却水系供給ラインであり、該原子炉補機冷却水系供給ラインには、外部から冷却材を供給するための原子炉補機冷却水系代替注水ラインが接続されていることを特徴とするサプレッションプールの冷却装置。
【請求項４】
請求項１乃至３のいずれか１項に記載のサプレッションプールの冷却装置において、
前記原子炉圧力容器内の蒸気を前記残留熱除去系蒸気タービンに導く配管の途中に設置された残留熱除去系蒸気止め弁と、前記プレッションプールの水温を計測する温度計測機構と、該温度計測機構により計測された前記サプレッションプールの水温に基づいて前記残留熱除去系蒸気止め弁を開閉制御する制御機構とを更に備えていることを特徴とするサプレッションプールの冷却装置。
【請求項５】
原子炉圧力容器内の蒸気により残留熱除去系蒸気タービンを駆動する工程と、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動される残留熱除去系ポンプによりサプレッションプールの水を吸引する工程と、前記残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、残留熱除去系熱交換器で外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す工程とから成ることを特徴とするサプレッションプールの冷却方法。
【請求項６】
請求項５に記載のサプレッションプールの冷却方法において、
前記残留熱除去系ポンプは、少なくとも全交流電源喪失時には前記残留熱除去系蒸気タービンにより駆動され、電源健全時には前記残留熱除去系蒸気タービンと同軸に接続され、外部電源により駆動される残留熱除去系モータにより駆動されることを特徴とするサプレッションプールの冷却方法。
【請求項７】
請求項５又は６に記載のサプレッションプールの冷却方法において、
前記残留熱除去系熱交換器は、原子炉補機冷却水系供給ラインから供給される冷却材で前記サプレッションプールの水と熱交換して冷却されるものであり、前記原子炉補機冷却水系供給ラインには、該原子炉補機冷却水系供給ラインに接続されている原子炉補機冷却水系代替注水ラインから外部の冷却材が供給されていることを特徴とするサプレッションプールの冷却方法。
【請求項８】
請求項５乃至７のいずれか１項に記載のサプレッションプールの冷却方法において、
前記プレッションプールの水温を温度計測機構で計測し、該温度計測機構により計測された前記サプレッションプールの水温に基づいて、前記原子炉圧力容器内の蒸気を前記残留熱除去系蒸気タービンに導く配管の途中に設置された残留熱除去系蒸気止め弁を、制御機構により開閉制御することを特徴とするサプレッションプールの冷却方法。
【請求項９】
原子炉格納容器と、該原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器と、前記原子炉格納容器の下部に設置され、該原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するサプレッションプールと、前記原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される隔離時冷却系蒸気タービン及び該隔離時冷却系蒸気タービンで駆動されて前記サプレッションプールの水を吸引して前記原子炉圧力容器に注水する隔離時冷却系ポンプから成る隔離時冷却系と、前記サプレッションプールの水を熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系とを備えた原子力プラントの冷却装置において、
前記残留熱除去系は、前記原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される残留熱除去系蒸気タービンと、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動されてサプレッションプールの水を吸引する残留熱除去系ポンプと、該残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系熱交換器とから成ることを特徴とする原子力プラントの冷却装置。
【請求項１０】
請求項９に記載の原子力プラントの冷却装置において、
前記残留熱除去系蒸気タービンと同軸に、外部電源により駆動される残留熱除去系モータが接続され、前記残留熱除去系蒸気タービン又は該残留熱除去系モータで前記残留熱除去系ポンプが駆動されることを特徴とする原子力プラントの冷却装置。
【請求項１１】
請求項９又は１０に記載の原子力プラントの冷却装置において、
前記外部冷却系は原子炉補機冷却水系供給ラインであり、該原子炉補機冷却水系供給ラインには、外部から冷却材を供給するための原子炉補機冷却水系代替注水ラインが接続されていることを特徴とする原子力プラントの冷却装置。
【請求項１２】
請求項９乃至１１のいずれか１項に記載の原子力プラントの冷却装置において、
前記原子炉圧力容器内の蒸気を前記残留熱除去系蒸気タービンに導く配管の途中に設置された残留熱除去系蒸気止め弁と、前記プレッションプールの水温を計測する温度計測機構と、該温度計測機構により計測された前記サプレッションプールの水温に基づいて前記残留熱除去系蒸気止め弁を開閉制御する制御機構とを更に備えていることを特徴とする原子力プラントの冷却装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明はサプレッションプールの冷却装置及びその冷却方法並びに原子力プラントの冷却装置に係り、特に、原子炉が停止した後に、炉心より発生する崩壊熱及び残留熱を除去、冷却する残留熱除去系を備えているものに好適なサプレッションプールの冷却装置及びその冷却方法並びに原子力プラントの冷却装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子炉運転中に全交流電源喪失(外部電源喪失)事象が発生した場合、制御棒を挿入することにより原子炉内の核反応を停止させると共に、原子炉内の崩壊熱を継続的に除去する必要がある。
【０００３】
通常は、原子炉圧力容器や、原子炉圧力容器内の下部に設置されているサプレッションプールから一部の水を抜き取り、それを海水と熱交換する熱交換器を通して冷却した後、原子炉圧力容器内やサプレッションプールに戻すことで崩壊熱を除去している。
【０００４】
このような冷却システムは、原子炉圧力容器やサプレッションプールからの水の抜き取り及び冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用しており、システムの動作には電源が必要である。原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、これらの冷却システムを運転するようになっている。
【０００５】
一方、原子炉への外部からの送電が止まった時（全交流電源喪失時）に、電源なしに崩壊熱を除去するシステムとして、非常用復水器がある。
【０００６】
また、この非常用復水器などの崩壊熱除去用機器が無い場合には、原子炉圧力容器内で発生した蒸気をサプレッションプールに逃がすと共に、サプレッションプールの水を、それと熱交換する熱交換器を通して冷却した後、サプレッションプールに戻すことで、原子炉圧力容器内で発生した崩壊熱を原子炉圧力容器外に逃がしている（これを残留熱除去系という）。この時、原子炉圧力容器内の冷却水は、サプレッションプールに移行した量だけ減少するため、原子炉圧力容器への注水が必要になる。
【０００７】
一方、電源無しに原子炉圧力容器に注水するシステムとして、原子炉圧力容器から抜き取った蒸気を駆動力としてポンプで注水する原子炉隔離時冷却系がある（特許文献１参照）。
【０００８】
この原子炉隔離時冷却系は、原子炉圧力容器内で発生する蒸気のエネルギーを利用して注水ポンプを駆動するシステムである。注水ポンプの制御用に電力が必要であるが、外部電源や非常用発電機からの電力供給が無い場合でも、バッテリーで動作が可能である。バッテリーの容量は有限であるが、長時間運転する場合には、大容量のバッテリーを設置したり、或いは個数を増やすことで対応可能である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２００５−１７２４８２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
上述した如く、外部電源が供給されている通常（健全）状態においては、サプレッションプール水の冷却には、外部電源でポンプを駆動してサプレッションプールの水を汲み上げて、熱交換器を通して冷却した後、サプレッションプールに戻す残留熱除去系を用いている。
【００１１】
しかしながら、全交流電源喪失時においては、残留熱除去系のポンプを駆動する電源が喪失されるため、ポンプが駆動せず残留熱除去系が機能を喪失し、サプレッションプールの冷却が維持できなくなるという問題点がある。
【００１２】
本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、全交流電源喪失時であっても、サプレッションプールの冷却機能が維持できるサプレッションプールの冷却装置及びその冷却方法並びに原子力プラントの冷却装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
本発明のサプレッションプールの冷却装置は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される残留熱除去系蒸気タービンと、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動されてサプレッションプールの水を吸引する残留熱除去系ポンプと、該残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系熱交換器とを備えていることを特徴とする。
【００１４】
また、本発明のサプレッションプールの冷却方法は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器内の蒸気により残留熱除去系蒸気タービンを駆動する工程と、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動される残留熱除去系ポンプによりサプレッションプールの水を吸引する工程と、前記残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、残留熱除去系熱交換器で外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す工程とから成ることを特徴とする。
【００１５】
また、本発明の原子力プラントの冷却装置は、原子炉格納容器と、該原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器と、前記原子炉格納容器の下部に設置され、該原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するサプレッションプールと、前記原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される隔離時冷却系蒸気タービン及び該隔離時冷却系蒸気タービンで駆動されて前記サプレッションプールの水を吸引して前記原子炉圧力容器に注水する隔離時冷却系ポンプから成る隔離時冷却系と、前記サプレッションプールの水を熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系とを備えた原子力プラントの冷却装置において、前記残留熱除去系は、前記原子炉圧力容器内の蒸気により駆動される残留熱除去系蒸気タービンと、該残留熱除去系蒸気タービンにより駆動されてサプレッションプールの水を吸引する残留熱除去系ポンプと、該残留熱除去系ポンプで吸引された前記サプレッションプールの水を、外部冷却系と熱交換して冷却すると共に、冷却された水を前記サプレッションプールに戻す残留熱除去系熱交換器とから成ることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、全交流電源喪失時であっても、サプレッションプールの冷却機能が維持できるという利点がある。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の原子力プラントの冷却装置の実施例１を示す系統図である。
【図２】本発明の原子力プラントの冷却装置の実施例２であり、残留熱除去系を示す系統図である。
【図３】本発明の原子力プラントの冷却装置の実施例３であり、残留熱除去系を示す系統図である。
【図４】本発明の原子力プラントの冷却装置の制御フローを示すフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
以下、図示した実施例に基づいて本発明を説明する。尚、符号は、各実施例において、同一のものは同符号を使用する。
【実施例１】
【００１９】
図１に、本発明の原子力プラントの冷却装置に実施例１を示す。
【００２０】
該図に示す如く、本実施例の原子力プラントは、原子炉格納容器１０と、原子炉格納容器１０の内部に設置された原子炉圧力容器１と、原子炉格納容器１０の下部に設置され、この原子炉格納容器１０内の圧力上昇を抑制するサプレッションプール２と、原子炉圧力容器１内の蒸気が第１の配管９を通して導かれ、この蒸気により駆動される原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４及び原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４と同軸に接続され、原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４で駆動されてサプレッションプール２の水を吸引して原子炉圧力容器１に第２の配管１１を通して注水する原子炉隔離時冷却系ポンプ３から成る隔離時冷却系と、サプレッションプール２の水を熱交換して冷却すると共に、冷却された水をサプレッションプール２に戻す残留熱除去系とから概略構成されている。
【００２１】
そして、本実施例では、上記残留熱除去系が、原子炉圧力容器１内の蒸気を第３の配管１２を通して導かれ、この蒸気により駆動される残留熱除去系蒸気タービン６と、残留熱除去系蒸気タービン６と同軸に接続され、残留熱除去系蒸気タービン６により駆動されてサプレッションプール２の水を吸引する残留熱除去系ポンプ５と、残留熱除去系ポンプ５で吸引されたサプレッションプール２の水を、外部冷却系である原子炉補機冷却水供給ライン２０で導かれた冷却材と熱交換して冷却すると共に、冷却された水をサプレッションプール２に戻す残留熱除去系熱交換器７とから概略構成されている。
【００２２】
また、第１の配管９の途中には、原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁３０が、第３の配管１２の途中には、残留熱除去系蒸気止め弁３１がそれぞれ設置され、原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁３０は、原子炉圧力容器圧力計測機構４０で計測された原子炉圧力容器１内の圧力に基づいて制御機構５０により開閉制御され、一方、残留熱除去系蒸気止め弁３１は、サプレッションプール水温度計測機構４１で計測されたサプレッションプール２の水温に基づいて制御機構５０により開閉制御される。
【００２３】
尚、制御機構５０の駆動及び原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁３０と残留熱除去系蒸気止め弁３１の開閉動作の駆動は、例えばバッテリーで行われるものである。
【００２４】
このような本実施例の構成において、全交流電源喪失状態となった場合には、原子炉圧力容器１内の圧力を原子炉圧力容器圧力計測機構４０で計測し、原子炉圧力容器１内の圧力が予め設定された圧力より高い場合には、制御機構５０により原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁３０を調整開することで、原子炉圧力容器１内の蒸気が原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４に導かれ、原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４が駆動され、これにより原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４と同軸に接続されている原子炉隔離時冷却系ポンプ５が駆動されることにより、サプレッションプール２内の水が原子炉圧力容器１内に注水される。
【００２５】
即ち、原子炉圧力容器１を減圧するために、原子炉圧力容器１内の蒸気は、その一部がサプレッションプール２へと送られ、サプレッションプール２において凝縮する。原子炉圧力容器１内の蒸気をサプレッションプール２へ送り出すことにより、減少した分の原子炉圧力容器１内の水を補給するために、原子炉隔離時冷却系ポンプ３により、サプレッションプール２の水を原子炉圧力容器１に注水するものである。
【００２６】
原子炉隔離時冷却系ポンプ３は、原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４と同軸に接続されており、原子炉圧力容器１からサプレッションプール２へ送る蒸気の一部が、原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁３０を調整開することで、原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４に送られ、原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４により駆動される。
【００２７】
この時、原子炉圧力容器１内の蒸気をサプレッションプール２へ送り出すことにより、サプレッションプール２の水温が上昇する。
【００２８】
そこで、本実施例では、サプレッションプール２の水温をサプレッションプール水温度計測機構４１で計測し、サプレッションプール２の水温が予め設定された温度より高い場合には、制御機構５０により残留熱除去系蒸気止め弁３１を調整開することで、原子炉圧力容器１内の蒸気が残留熱除去系蒸気タービン６に導かれ、残留熱除去系蒸気タービン６が駆動され、これにより残留熱除去系蒸気タービン６と同軸に接続されている残留熱除去系ポンプ５が駆動されることにより、サプレッションプール２内の水が残留熱除去系熱交換器７に送られて熱交換することで、サプレッションプール２の水温の上昇が抑制される。残留熱除去系熱交換器７の２次側の冷却には、原子炉補機冷却水系供給ライン２０から送られる水が用いられている。
【００２９】
このような本実施例のように、残留熱除去系ポンプ５の駆動機構を従来の電動式から、原子炉圧力容器１内の蒸気を利用する蒸気タービン式とすることにより、原子炉圧力が高い状態において、全交流電源喪失状態になった場合でも、残留熱除去系ポンプ５を駆動することが可能となり、サプレッションプール２を冷却することができ、サプレッションプール２の冷却機能を維持することが可能となる。
【実施例２】
【００３０】
図２は、本発明の原子力プラントの冷却装置に実施例２を示し、残留熱除去系のみを示すものである。原子炉隔離時冷却系及び制御機構は、図１の実施例１と同様なので、説明は省略する。
【００３１】
図２に示す実施例２は、残留熱除去系ポンプ５を駆動させる動力として、残留熱除去系蒸気タービン６と同軸に、外部電源で駆動される残留熱除去系モータ８を接続したもので、外部電源が供給されている状態においては、残留熱除去系モータ８により、残留熱除去系ポンプ５を駆動可能な構成となっている。
【００３２】
このような本実施例の構成とすることにより、上述した実施例１と同様な効果が得られることは勿論、残留熱除去系ポンプ５の駆動機構として、残留熱除去系蒸気タービン６と残留熱除去系モータ８を同軸に接続しておくことで、外部電源が供給される状態においては、残留熱除去系ポンプ５をモータ駆動とすることで、原子炉の圧力に関係なく、残留熱除去系ポンプ５を駆動することが可能となる。
【実施例３】
【００３３】
図３は、本発明の原子力プラントの冷却装置に実施例３を示し、残留熱除去系のみを示すものである。原子炉隔離時冷却系及び制御機構は、図１の実施例１と同様なので、説明は省略する。
【００３４】
図３に示す実施例３は、残留熱除去系熱交換器７の２次側冷却水供給ラインである原子炉補機冷却水系供給ライン２０へ、外部からの注水を可能にしたものである。即ち、原子炉補機冷却水系供給ライン２０上の２箇所に分岐部を設け、この分岐部に原子炉補機冷却水系代替注水ライン２１と、原子炉補機冷却水系代替排水ライン２２を設置したものである。尚、３２は原子炉補機冷却水系代替注水止め弁、３３は原子炉補機冷却水系代替排水止め弁、３４は原子炉補機冷却水系隔離弁である。
【００３５】
このような本実施例の構成とすることにより、上述した実施例１と同様な効果が得られることは勿論、原子炉補機冷却水系代替注水ライン２１と原子炉補機冷却水系代替排水ライン２２は建物内で分岐され、取り合い部は建物の外に設置することで、消防車や代替ポンプ車を建屋の外から繋ぎ込むことが可能な構成となる。また、外部からの注水を行う際には、原子炉補機冷却水系代替注水止め弁３２と原子炉補機冷却水系代替排水止め弁３３を開操作すればよい。
【００３６】
次に、本発明の原子力プラントの冷却装置の制御フローを図４を用いて説明する。
【００３７】
先ず、ステップ１００で全交流電源喪失(外部電源喪失)事象が発生した場合、ステップ１０１で原子炉圧力容器1内の圧力が、予め設定された圧力より高い状態であるかを原子炉圧力容器圧力計測機構４０及び制御機構５０が判定する。原子炉が停止中又は低圧の状態である場合には、本制御フローの対象外とする。
【００３８】
ステップ１０１において、原子炉圧力容器1内の圧力が予め設定された圧力より高いと判定された場合には、ステップ１０２において、制御機構５０からの指令に基づいて原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁３０を調整開操作し、ステップ１０３で原子炉隔離時冷却系蒸気タービン４を駆動し、ステップ１０４で原子炉隔離時冷却系ポンプ３を駆動し、ステップ１０５でサプレッションプール２の水を原子炉圧力容器１への注水を開始する。
【００３９】
次に、ステップ１０６でサプレッションプール水温が、予め設定された温度より高い状態であるかをサプレッションプール水温度計測機構４１及び制御機構５０が判定する。サプレッションプール水温が予め設定された温度より低い場合には、ステップ１０１に戻り、原子炉圧力を判定する。一方、サプレッションプール水温が予め設定された温度より高い場合には、ステップ１０７において、原子炉補機冷却水系ライン２０が機能を維持しているかを判定する。
【００４０】
原子炉補機冷却水系ライン２０が機能を維持している場合には、ステップ１０８において、制御機構５０からの指令に基づいて残留熱除去系蒸気止め弁３１を調整開操作し、ステップ１０９で残留熱除去系蒸気タービン６を駆動し、ステップ１１０で残留熱除去系ポンプ５を駆動し、ステップ１１１でサプレッションプール２の水を残留熱除去系熱交換器７へ送水開始し、残留熱除去系熱交換器７でサプレッションプール２の水の冷却を開始する。
【００４１】
その後、ステップ１０６に戻り、サプレッションプール２の水温の判定を行う。ステップ１０７において、原子炉補機冷却水系ライン２０が機能を維持していないと判定した場合には、ステップ１１２で原子炉補機冷却水系隔離弁３４を閉操作し、ステップ１１３で原子炉補機冷却水系代替注水ライン止め弁３２及び原子炉補機冷却水系代替排水ライン止め弁３３を開操作し、ステップ１１４で代替注水設備(消防車、代替ポンプ車等)を接続し、通水を開始することで、残留熱除去系熱交換器7の２次側冷却機能が確立されるものである。
【００４２】
尚、上述した残留熱除去系は、通常、３箇所に設置されているが、上述した本発明のような構成は、その内の１箇所に設置されていれば良い。また、残留熱除去系に、残留熱除去系ポンプ５を駆動する残留熱除去系モータ８を設置することにより、原子炉の圧力が低くなった状態や定期点検などで、原子炉が停止した場合でも利用可能となり、利用しやすい設備であると言える。
【符号の説明】
【００４３】
１…原子炉圧力容器、２…サプレッションプール、３…原子炉隔離時冷却系ポンプ、４…原子炉隔離時冷却系蒸気タービン、５…残留熱除去系ポンプ、６…残留熱除去系蒸気タービン、７…残留熱除去系熱交換器、８…残留熱除去系モータ、９…第１の配管、１０…原子炉格納容器、１１…第２の配管、１２…第３の配管、２０…原子炉補機冷却水系供給ライン、２１…原子炉補機冷却水系代替注水ライン、２２…原子炉補機冷却水系代替排水ライン、３０…原子炉隔離時冷却系蒸気止め弁、３１…残留熱除去系蒸気止め弁、３２…原子炉補機冷却水系代替注水止め弁、３３…原子炉補機冷却水系代替排水止め弁、３４…原子炉補機冷却水系隔離弁、４０…原子炉圧力容器圧力計測機構、４１…サプレッションプール水温度計測機構、５０…制御機構。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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