(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心に燃料集合体が備わる原子炉圧力容器（ＲＰＶ）と、該ＲＰＶを全体的に包み、かつＲＰＶから放射性物質が放出されても、その放射性物質が外部に漏れないように封ずる気密容器としての機能を有する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と、復水貯蔵タンクと、圧力抑制プールと、前記ＲＰＶ、前記復水貯蔵タンク、および前記圧力抑制プールを連通し、かつ水等の流体を流通する配管と、非常時に前記ＲＰＶ内の圧力を下げるように作動する自動減圧系（ＡＤＳ）とを有し、前記配管が破断して前記ＲＰＶ内の炉心を冷却する水量が通常運転中に想定される過渡変化の範囲を越えて減少するような非常時には、前記ＲＰＶに注水して前記炉心を冷却する非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）が備えられる沸騰水型原子力発電所において、
前記ＥＣＣＳは、前記ＲＰＶに注水するポンプを夫々１台づつ備える３つの系統を有し、かつ各ポンプの駆動電源はそれぞれ独立した３区分の別電源系とし、前記３つの系統のうち、少なくとも２系統には前期ＲＰＶに注水される冷却水を冷やす熱交換器を備え、
前記ＥＣＣＳは、１系統を高圧系とし、残り２系統を低圧系とし、高圧系には高圧仕様のポンプを、低圧系には低圧仕様のポンプを用い、
前記高圧系のＥＣＣＳによるＲＰＶ内への注水は、ＲＰＶ内の圧力が通常運転中の圧力に等しいときでも可能とし、前記低圧系のＥＣＣＳによるＲＰＶ内への注水は、ＲＰＶ内の圧力が通常運転中の１／２以下で可能とし、前記ＡＤＳが作動する条件は、「前記ＲＰＶ内水位が規定値よりも低く」あるいは「前記ＲＰＶを格納する前記ＰＣＶ内（ドライウェル）の圧力が規定値よりも高く」、しかも「前記低圧系ＥＣＣＳが起動している」ときに成立することを特徴とする沸騰水型原子力発電所。
【請求項２】
請求項１に記載されているものにおいて、
前記低圧系ＥＣＣＳが起動する圧力は、前記高圧系ＥＣＣＳが起動する圧力の１／２より大きく、通常運転時の圧力より低い値であることを特徴とする沸騰水型原子力発電所。
【請求項３】
請求項１または２に記載されている沸騰水型原子力発電所において、
発電所発電出力が１００万ＫＷｅ以下であることを特徴とする沸騰水型原子力発電所。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の配管が破断してＲＰＶ内の炉心を冷却する水量が通常運転中に想定される過渡変化の範囲を越えて減少するような非常時には前記ＲＰＶに注水して前記炉心を冷却する非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）が備えられる沸騰水型原子力発電所に関し、特にＥＣＣＳに非常用注水以外の機能も持たせた沸騰水型原子力発電所に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来の沸騰水型原子力発電所が備えているＥＣＣＳの構成について説明する。
【０００３】
図１は従来の１３５万ＫＷｅ級改良型沸騰水型原子力発電所（以下ＡＢＷＲ）のＥＣＣＳの構成を示したものである。また図２は前記ＥＣＣＳ構成を模式的に示したものである。
【０００４】
図１に示す原子力発電所の概要を述べる。
【０００５】
炉心に燃料集合体が備わる原子炉圧力容器（ＲＰＶ）９は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）８に全体的に包まれるように収納される。ＲＰＶ９を収納するＰＣＶ８の内部空間は、ドライウェル１９と圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）２０に分けられる。ＲＰＶ内の冷却水を多量に喪失する事故の際、冷却水が気水混合物となって放出される空間がドライウェル１９である。ドライウェル１９に放出された前記気水混合物は、ベント管（図示せず）を経てＳ／Ｃ２０内の圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）１１に導かれて冷却凝縮され、ＰＣＶ内の圧力上昇を抑制する。
【０００６】
またドライウェル１９の外に置かれる復水貯蔵タンク（ＣＳＴ）１０はドライウェル１９内に置くことも可能である。
【０００７】
前記Ｓ／Ｐ１１は、配管４２、残留熱除去系（ＲＨＲ系）ポンプ４５、ＲＨＲ系熱交換器４６、配管４７を介してＲＰＶ９に連通している。またＲＰＶ９は、配管４４、配管４２、ＲＨＲ系ポンプ４５、ＲＨＲ系熱交換器４６、配管４７を通して再びＲＰＶ９に戻る流路を有する。これらは、電源系（Ａ、Ｂ、Ｃ）の３区分がそれぞれ備えられ、低圧のＥＣＣＳを構成している。
【０００８】
タービン２４で駆動される原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）ポンプ３０は、ＣＳＴ１０あるいはＳ／Ｐ１１の水を、配管２６、配管２８、配管３２を介してＲＰＶ９に注入する。これは電源系Ａに属する。ＨＰＣＦ系ポンプ１３は、ＣＳＴ１０あるいはＳ／Ｐ１１の水を、配管２６、配管１５、配管１４、配管１８を介してＲＰＶ９に注入する。ＨＰＣＦ系ポンプ１３は、電源系（Ｂ、Ｃ）の２区分がそれぞれ備えられる。高圧炉心注水系（ＲＣＩＣ系）ポンプ３０、ＨＰＣＦ系ポンプ１３は、高圧のＥＣＣＳを構成する。
【０００９】
上記ＡＢＷＲのＥＣＣＳは、単なる非常用の注水設備としての機能だけでなく、常用のいくつかの機能も兼ね備えた設備とすることで合理化を図っており、以下の条件を満たすように設計されている。
【００１０】
第一に、ポンプ等の動的機器の駆動電源は独立した３区分の電源から供給されること、第二に、高圧かつ低流量の運転点（ＲＰＶに接続する配管の中小破断の時に必要な運転状態。この時にはＲＰＶ内が高圧のまま水位が低下するため。）と低圧かつ大流量の運転点（ＲＰＶに接続する配管の大破断の時に必要な運転状態。この時にはＲＰＶ内が急速に減圧されると同時に、急速にＲＰＶ内水位が低下するため。）の両方での注水が可能であること、第三に、通常運転中に起こりうるＲＰＶ内の過渡的な水位低下発生時に、高圧かつ低流量運転点で運転してＲＰＶ内へ補給水を実施できること、第四に、原子炉停止時に原子炉で発生する残留熱を除去できること、第五に、事故時にＰＣＶ内を冷却することができること、である。
【００１１】
以上の要件を満たすための従来のＥＣＣＳについて、図２に沿い説明する。
【００１２】
ＥＣＣＳ１はＡ系ＥＣＣＳ２とＢ系ＥＣＣＳ３と、Ｃ系ＥＣＣＳ４の３区分で構成される。それぞれはＡ系の電源系５，Ｂ系の電源系６，Ｃ系の電源系７から図１に示すポンプ１３，３０，４５や電動弁などの動的機器の駆動電力が供給される。前記Ａ系電源系５，Ｂ系電源系６，Ｃ系電源系７は、互いに独立した電源系統である。
【００１３】
前記３区分は、それぞれ高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳが１系統ずつの計２系統を備えている。前記Ａ系ＥＣＣＳ２は、高圧系ＥＣＣＳとして原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）１系統、低圧系ＥＣＣＳとして残留熱除去系（ＲＨＲ系）１系統を備えている。前記Ｂ系ＥＣＣＳ３は、高圧系ＥＣＣＳとして高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ系）１系統、低圧系ＥＣＣＳとしてＲＨＲ系１系統を備えている。前記Ｃ系ＥＣＣＳ４もまた、高圧系ＥＣＣＳとしてＨＰＣＦ系１系統、低圧系ＥＣＣＳとしてＲＨＲ系１系統を備えている。
【００１４】
これら高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳのポンプ性能の関係を図３に示す。図３は横軸にポンプ流量、縦軸にポンプ揚程を示している。ＲＰＶに接続する配管の中小破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点７１であり、大破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点７２である。つまりＥＣＣＳはこの２点を通る性能曲線を持つポンプにより構成されていれば良い。しかしながら、前記２点の運転点の両方を１台でカバーできるような性能曲線を持つポンプは製作が難しくコスト的に不利なため、従来の技術では高圧系ＥＣＣＳポンプ（性能曲線７３を有するポンプ）と低圧系ＥＣＣＳポンプ（性能曲線７４を有するポンプ）の２系列を各区分に持たせる設計としている。区分は電源構成と同じく３区分としなくてはいけないため、従来の技術では沸騰水型原子力発電所では合計６系列のＥＣＣＳを備えていた。
【００１５】
【発明が解決しようとする課題】
従来の技術では、従来の技術に示した４つの要件を満たすためにＥＣＣＳとして計６つもの系統を沸騰水型原子力発電所に持たせている。しかしながらＥＣＣＳは通常運転中は基本的に使用しない系統であるばかりでなく、高い安全グレードを要求されるため機器コストが高い系統である。よって多系統のＥＣＣＳを１つのプラントに設置することは経済的に不利な要因となる。
【００１６】
上記のような問題に鑑み、本発明は、ＥＣＣＳの系統数を出来る限り少ない簡単な構成にして原子力発電プラントの経済性を向上させることを目的とする。
【００１７】
【課題を解決するための手段】
本発明は、ＲＰＶに連通され、かつ水等の流体を流通する配管が破断してＲＰＶ内の炉心を冷却する水量が通常運転中に想定される過渡変化の範囲を越えて減少するような非常時には、ＲＰＶに注水して炉心を冷却する非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）が備えられる沸騰水型原子力発電所において、ＥＣＣＳは、ＲＰＶに注水するポンプを夫々１台づつ備える３つの系統を有し、かつ各ポンプの駆動電源はそれぞれ独立した３区分の別電源系とし、３つの系統のうち、少なくとも２系統にはＲＰＶに注水される冷却水を冷やす熱交換器を備えたことを特徴とする。
【００１８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について、本発明の実施例を示す図面を引用して説明する。本発明の実施例は図４、図５、図１２、図１３で示しているが、要所で従来例と比べながら本発明を解説する。
【００１９】
図４は本発明の実施例となる７０万Ｋｗｅ級改良型沸騰水型原子力発電所（従来技術に示した改良型沸騰水型原子力発電所の約半分の電気出力）のＥＣＣＳの構成を示している。
【００２０】
また、図５は本発明の実施例となるＥＣＣＳの構成を模式的に示したものである。従来の技術同様、ＥＣＣＳ８１はＡ系ＥＣＣＳ８２とＢ系ＥＣＣＳ８３と、Ｃ系ＥＣＣＳ８４の３区分で構成される。
【００２１】
それぞれはＡ系電源系８５，Ｂ系電源系８６，Ｃ系電源系８７からポンプや電動弁などの動的機器の駆動電源を供給する。前記Ａ系電源系８５，Ｂ系電源系８６，Ｃ系電源系８７は、互いに独立した電源系統である。前記Ａ系ＥＣＣＳ８２は、低圧系ＥＣＣＳであるＲＨＲ系１系統を備えている。前記Ｂ系ＥＣＣＳ８３もまた、低圧系ＥＣＣＳであるＲＨＲ系１系統を備えている。前記Ｃ系ＥＣＣＳ８４は、高圧系ＥＣＣＳであるＨＰＣＦ系１系統を備えている。よってＥＣＣＳは全部で３系統のみとなる。
【００２２】
ここで、本発明の理解を深めるために、図６、図７、図８、図９、図１０、図１１に示す従来例に触れる。
【００２３】
図６にＨＰＣＦ系の系統構成を示す。復水貯蔵タンク（ＣＳＴ）１０あるいは圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）１１の水をそれぞれ配管１２あるいは配管１５を通して（この切り替えは電動弁１６と電動弁１７の開閉により行う）ＨＰＣＦ系ポンプ１３へ導き、前記ポンプ１３で昇圧してから配管１４及び配管１８を通してＲＰＶに注入する。
【００２４】
図７にＲＣＩＣ系の系統構成を示す。ＲＰＶ９内で発生する蒸気を、主蒸気配管２１から分岐する配管２２及び配管２３を通して、ＲＣＩＣ系ポンプ３０と軸が直結しているタービン２４へ導きこれを駆動する。前記タービン２４の排気は、配管２５を通して前記Ｓ／Ｐ１１へと排出する。前記ＲＣＩＣ系ポンプ３０は、前記ＨＰＣＦ系と同じくＣＳＴ１０あるいはＳ／Ｐ１１の水を、それぞれ配管２６及び配管２８を通して（この切り替えは電動弁２７と電動弁２９の開閉により行う）水源とし、この水を昇圧して配管３１と配管３２を通して前記ＲＰＶ９に注入する。高圧系ＥＣＣＳであるＨＰＣＦ系ポンプ１３とＲＣＩＣ系ポンプ３０はプラント通常運転圧力付近でもＲＰＶに注水できるほどの高楊程ポンプである。
【００２５】
図８にＲＰＶ注水時のＲＨＲ系及びＡＤＳの系統構成を示す。前記Ｓ／Ｐ１１の水を配管４２を通してＲＨＲ系ポンプ４５へ導き、前記ＲＨＲ系ポンプ４５で昇圧して配管４７を通してＲＰＶ９へ注入する。前記ＲＨＲ系ポンプ４５は低圧系ＥＣＣＳでありＲＰＶ９内圧力が大気圧付近の時に前記ＲＰＶ９に注水することを想定した低楊程ポンプであるため、前記ＲＰＶ９内の圧力が高い状態では注水ができない。このような場合には、前記ＲＨＲ系ポンプ４５起動前にＡＤＳ４９により前記ＲＰＶ９内圧力を低下させる。ＡＤＳは、前記ＲＰＶ９内で発生した蒸気をタービン側へと導く主蒸気配管２１に設置された主蒸気逃がし安全弁４９を、アキュムレータにより強制的に開操作し、蒸気を配管４８から配管５０を通してＳ／Ｐ１１内へ排出するシステムである。
【００２６】
前記ＡＤＳの起動論理を図９に示す。「ＲＰＶ９内の水位が規定値よりも低下した」という条件６５と「ドライウェル１９内の圧力が規定値よりも高くなった」という条件６６の両方が満たされ、かつ「低圧系ＥＣＣＳが起動している」という条件６８が成立した場合に「ＡＤＳ４９起動」という操作６７が実行される。
【００２７】
図１０にＲＨＲ系の停止時原子炉残留熱除去運転モード時の系統構成を示す。図１０は、図８から電動弁４１を閉操作、電動弁４３を開操作した状態である。ＲＰＶ９内の水を配管４４から配管４２を通してＲＨＲ系ポンプ４５に導き、前記ＲＨＲ系ポンプ４５で昇圧し、ＲＨＲ系熱交換器４６を通すことで冷却した上で配管４７を通して前記ＲＰＶ９へ戻す。前記ＲＨＲ系熱交換器４６には配管６１を通して冷却水が供給されており、配管６２から排出している。
【００２８】
図１１にＲＨＲ系の事故時格納容器冷却運転モード時の系統構成を示す。図１１は図８から電動弁６７と電動弁６８を閉操作し、電動弁６３と電動弁６４と電動弁６５と電動弁６６を開操作した状態である。Ｓ／Ｐの水を配管４２を通してＲＨＲ系ポンプ４５に導き、前記ＲＨＲ系ポンプ４５で昇圧した後配管６９及び配管７０を通して、それぞれスパージャ１０１及びスパージャ１０２から、ドライウェル１０５及びＳ／Ｃ２０へ放水する。
【００２９】
これら高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳのポンプ性能の関係を図１２に示す。図１２は横軸にポンプ流量、縦軸にポンプ揚程を示している。ＲＰＶに接続する配管の中小破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点９１であり、大破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点９２である。プラント出力を１００ＭＷｅ以下に低減することで低圧系ＥＣＣＳの必要流量を低減し、ＨＰＣＦ系ポンプの性能曲線９３がこの２点を通るようにすることを可能とした。これにより、前記Ｃ系ＥＣＣＳは低圧系ＥＣＣＳが必要なくなり、ＨＰＣＦ系１系統のみの構成とすることが可能となった。
【００３０】
一方、前記Ａ系ＥＣＣＳとＢ系ＥＣＣＳはＡＤＳ起動条件を強化し、低圧系ＥＣＣＳの起動圧力を従来の技術よりも高く設定することで高圧系ＥＣＣＳを削除可能とし、低圧系ＥＣＣＳであるＲＨＲ系のみの構成とした。前記ＡＤＳ起動条件の強化について図１３に示す。図１３は図９と同様にＡＤＳ起動論理を示した図である。すなわち、本発明では「ＲＰＶ９内の水位が規定値よりも低下した」という条件６５と「ドライウェル１９内の圧力が規定値よりも高くなった」という条件６６のいずれか一方が満たされ、かつ「低圧系ＥＣＣＳが起動している」という条件６８が成立した場合に「ＡＤＳ４９起動」という操作６７が実行されるようにした。
【００３１】
このようにＡＤＳ４９の起動条件が緩和されるため、ＲＰＶ９内圧力が高い状態でも前記ＡＤＳの起動と前記ＲＨＲ系（低圧系ＥＣＣＳ）による前記ＰＲＶ内への注水がより確実に行われるようになる。更に、低圧系ＥＣＣＳが起動する時のＲＰＶ内圧力の設定値を引き上げた。
【００３２】
なぜなら、ＲＰＶ９内の水位低下を検知すると直ちにポンプを起動し、前記ＲＰＶ９内への注水を開始できるＨＰＣＦ系と異なり、ＲＨＲ系は前記ＲＰＶ内の水位低下を検知してからＡＤＳ４９が起動して前記ＲＰＶ９内の圧力がＲＨＲ系の運転可能圧力になるまで下がってから起動して前記ＲＰＶ９内へ注水を行うため、ＨＰＣＦ系に比べて注水開始までの時間が若干必要だからである。そこでＲＨＲ系を起動するための前記ＲＰＶ内の圧力設定値を引き上げることにより、注水開始までの時間差を縮め、ＨＰＣＦ系のような高圧系ＥＣＣＳの設置の必要性を低減した。
【００３３】
以上のように、本発明ではＥＣＣＳの３つの各区分に高圧系ＥＣＣＳあるいは低圧系ＥＣＣＳの１系統のみずつ設置する構成のＥＣＣＳを備えた沸騰水型原子力発電所を提供する。
【００３４】
上述した本発明の主な特徴を挙げると、次の通りである。
【００３５】
第一の特徴は、ＥＣＣＳの構成を各電源区分に１系統のみずつの計３系統とし、そのうち２つ以上の系統でポンプから熱交換器を通してＲＰＶへ注水できる構成とすることである。
【００３６】
これにより、系統数を電源区分と同数まで減少させたＥＣＣＳで、かつ原子炉停止時に炉心で発生する崩壊熱を除去する機能と、事故時に格納容器を冷却する機能を備えたＥＣＣＳを備えた沸騰水型原子力発電所を提供できる。
【００３７】
第二の特徴は、ＥＣＣＳの構成を高圧系ＥＣＣＳが１系統、低圧系ＥＣＣＳが２系統の合計３系統である構成とし、「前記ＲＰＶ内水位が規定値よりも低いこと」、あるいは「前記ＰＣＶ内のドライウェルにおける圧力が規定値よりも高いこと」のいずれか一つが成立し、かつ「低圧系ＥＣＣＳが起動していること」が成立したことを前記ＡＤＳの起動条件とすることである。
【００３８】
これにより、高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳにより第一の手段を実現し、かつ通常運転中に前記ＲＰＶ内水位が過渡的に低下した時に前記ＲＰＶ内へ補給水を注水する機能を備えたＥＣＣＳ構成を提供できる。
【００３９】
第三の特徴は、第一の特徴で述べたＥＣＣＳ構成において、低圧系ＥＣＣＳの起動圧力を、高圧系ＥＣＣＳの起動圧力の１／２より大きく、通常時運転圧力約７ＭＰａ（ｇａｇｅ）より小さくすることである。
【００４０】
これにより、第二の特徴による作用に加え、ＲＰＶに接続する配管に破断が発生するなどの事故時に、低圧系ＥＣＣＳが高圧系ＥＣＣＳなみに速やかに前記ＲＰＶ内への注水を開始することが可能なＥＣＣＳを有する沸騰水型原子力発電所を提供する。
【００４１】
第四の特徴は、第一の特徴あるいは第二の特徴で述べたＥＣＣＳ構成において、発電所電気出力を１００万ＫＷｅ以下とすることである。
【００４２】
これにより、第一の特徴あるいは第二の特徴を実現する適当なプラント出力レベルの沸騰水型原子力発電所を提供できる。
【００４３】
【発明の効果】
本発明によれば、簡単な構成にして原子力発電プラントの経済性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】従来例に係るもので、ＲＰＶおよびＥＣＣＳの配管系統を全体的に示した概略図である。
【図２】従来例に係るもので、ＥＣＣＳを電源系との関連でまとめた概略図である。
【図３】従来例に係るもので、ＥＣＣＳポンプの性能曲線図である。
【図４】本発明の実施形態に係る実施例で、ＲＰＶおよびＥＣＣＳの配管系統を全体的に示した概略図である。
【図５】本発明の実施形態に係る実施例で、ＥＣＣＳを電源系との関連でまとめた概略図である。
【図６】従来例に係るもので、ＨＰＣＦ系の系統構成を示す図である。
【図７】従来例に係るもので、ＲＣＩＣ系の系統構成を示す図である。
【図８】従来例に係るもので、ＲＨＲ系のＲＰＶ注水モード時の系統構成を示す図である。
【図９】従来例に係るもので、ＡＤＳ系の起動原理を示すブロック図である。
【図１０】従来例に係るもので、ＲＨＲ系の停止時冷却モード時の系統構成を示す図である。
【図１１】従来例に係るもので、ＲＨＲ系の格納容器冷却モード時の系統構成を示す図である。
【図１２】本発明の実施形態に係る実施例で、ＥＣＣＳポンプの性能曲線図である。
【図１３】本発明の実施形態に係る実施例で、ＡＤＳ系の起動原理を示すブロック図である。
【符号の説明】
１，８１…ＥＣＣＳ、２，８２…Ａ系ＥＣＣＳ、３，８３…Ｂ系ＥＣＣＳ、４，８４…Ｃ系ＥＣＣＳ、８…原子炉格納容器、９…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１０…復水貯蔵タンク、１１…サプレッションプール（Ｓ／Ｐ）、１３…高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ系）ポンプ、１９…ドライウェル、２０…圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）、２１…主蒸気配管、２４…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）タービン、３０…ＲＣＩＣ系ポンプ、４５…残留熱除去系（ＲＨＲ系）ポンプ、４６…ＲＨＲ系熱交換器、４９…自動減圧系（ＡＤＳ）、７３，９３…高圧系ＥＣＣＳポンプ性能曲線、７４，９４…低圧系ＥＣＣＳポンプ性能曲線、１０１…ドライウェルスパージャ、１０２…Ｓ／Ｃスパージャ。
【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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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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