JPH1090468A - 非常用炉心冷却装置 - Google Patents

非常用炉心冷却装置

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JPH1090468A
JPH1090468A JP8247438A JP24743896A JPH1090468A JP H1090468 A JPH1090468 A JP H1090468A JP 8247438 A JP8247438 A JP 8247438A JP 24743896 A JP24743896 A JP 24743896A JP H1090468 A JPH1090468 A JP H1090468A
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emergency
heat removal
water injection
core cooling
power supply
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Kouhei Hisamochi
康平 久持
Shiyouichirou Kinoshita
詳一郎 木下
Kenichi Sato
憲一 佐藤
Masaki Matsumoto
雅喜 松本
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Hitachi Ltd
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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】除熱系、低圧注水系、非常用電源および系統区
分の構成においても、多重性を確保しつつ、多様性をも
具備しつつ、装置の簡素化を図り、信頼性と経済性を両
立させることができる非常用炉心冷却装置を提供する。 【解決手段】2系統のHPCF11,12、1系統のR
CIC21、2系統のLPFL31,32、1系統の炉
心冠水系41、鋼製格納容器51、格納容器外周部プー
ル52、および非常用ディーゼル発電機61,62,6
3から構成されている。非常用ディーゼル発電機61,
62は、高圧注水系11あるいは12と低圧注水系31
あるいは32の両方の運転が可能な電源容量を供給する
ように形成されている。非常用ディーゼル発電機63は
RCIC21、静的格納容器除熱注水装置53、および
再循環炉心冠水系41の3系統の運転が可能な必要最小
限の電源を供給するように形成されている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は非常用炉心冷却装置
の改良に係わり、特にBWRプラントの異常事象発生時
に原子炉を安全な状態に導くための原子炉の非常用炉心
冷却装置に関するものである。
【0002】
【従来の技術】一般に、原子力発電所には種々の異常事
象が発生しても原子炉を安全な状態に導くことができる
ように様々な安全装置が設けられている。また、各安全
装置は異常発生時の安全性、多重性、さらに経済性が考
慮されて配置されており十分な安全性を持つことが確認
されている。
【0003】従来一般に採用されているこの種の非常用
炉心冷却装置は、例えば特開昭62−217193号公
報にも記載されているように、2系統の高圧注水装置
(以後、HPFL装置という)、1系統の高圧炉心注水
装置(以後、HPCI装置という)、2系統の低圧炉心
スプレイ装置(以後、LPCS装置という)、1系統の
低圧注水装置(以後、LPFL装置という)を備えてい
るのが普通である。
【0004】通常、上記した各々のHPFL装置、LP
CS装置およびLPFL装置は、モーター駆動のポンプ
を有しており、HPCI装置は、タービン駆動のポンプ
を有している。また、各LPCS装置およびLPFL装
置は、残留熱除去系(RHR)として機能する熱交換器
(冷却器)を有している。
【0005】また、非常用炉心冷却装置は、常駆動電源
消失時のために非常用電源として3台のディーゼル発電
機を有している。各々のHPFL装置、LPCS装置、
LPFL装置のポンプはこれらのディーゼル発電機にて
駆動される。また、非常用炉心冷却装置は、HPFL装
置およびLPCS装置を有する第I区分、HPFL装置
およびLPCS装置を有する第II区分、およびHPCI
装置およびLPFL装置を有する第III区分の3区分に
分けられている。そして各々の区分毎に1台のディーゼ
ル発電機が割り当てられているのが普通である。
【0006】
【発明が解決しようとする課題】このように形成されて
いる非常用炉心冷却装置は、高い信頼性が要求されるこ
とは勿論のこと、必要最小限の容量で最大の効果を引き
出すことが要求され、特に経済性および性能の向上が追
求されている。
【0007】上記従来技術では、非常用炉心冷却装置の
高圧注水系、低圧注水系、除熱系、電源系を3区分に割
り当てており、高圧注水系におけるHPFL装置および
HPCI装置はポンプの駆動源を違えることにより多重
性だけでなく多様性を確保するようにしている。しか
し、除熱系であるRHRは同様の装置を3区分に3系統
を配し、電源系であるディーゼル発電機においても同様
の装置を3区分に3系統配しており、除熱系および電源
系については系統数としての多重性は有しているもの
の、装置としての多様性は有していない。
【0008】本発明はこれに鑑みなされたもので、その
目的とするところは、動的な除熱系であるRHRに加え
て静的な除熱系である格納容器除熱系を用い、系統区分
の構成において、多重性を確保しつつ、多様性をも具備
して装置の簡素化を図り、結果として信頼性と経済性を
両立させることが可能なこの種の非常用炉心冷却装置を
提供することにある。
【0009】さらに本発明の第2の目的は、3系統の低
圧炉心冷却系において、1系統に炉心冠水系を採用する
ことにより、低圧炉心冷却系に多重性と多様性を持つ非
常用炉心冷却装置を提供することにある。さらに本発明
の第3の目的は、一般の非常用炉心冷却装置に用いられ
ている大容量のディーゼル発電機に加えて小容量のディ
ーゼル発電機を用い、多重性・多様性を有する非常用炉
心冷却装置を提供することにある。
【0010】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は非常用
炉心冷却装置を、高圧炉心冷却系,低圧炉心冷却系,残
留熱除去系,およびこれらに電力を供給する第1非常用
電源装置を備えた第1系統構成と、高圧炉心冷却系,低
圧炉心冷却系,残留熱除去系,およびこれらに電力を供
給する第2非常用電源装置を備えた第2系統構成と、タ
ービンにて駆動される高圧炉心冷却系,格納容器と生体
遮蔽壁との間に形成される空間に冷却材を注水する格納
容器除熱注水系,この格納容器除熱注水系に電力を供給
する第3非常用電源装置およびその接続装置を備えた第
3系統構成とを備えるように形成し所期の目的を達成す
るようにしたものである。
【0011】すなわち、非常用原子炉冷却装置の区分
I、IIにはHPCF装置とRHRをそれぞれ設置し、区
分IIIには原子炉隔離時冷却装置(以下RCIC装置と
いう)、鋼製格納容器と生体遮蔽壁との空間に形成され
る空間に冷却材を注水する格納容器除熱注水系により、
原子炉における異常発生時の残留熱を除去するようにな
し、非常用炉心冷却装置の信頼性を向上させるようにし
たものである。
【0012】また、上記第2の目的を達成するために、
本発明は、非常用原子炉冷却装置の区分I、IIにはLP
FL装置を設置し、区分IIIには炉心冠水系を設置し、
このことによりLPFL装置のポンプと炉心冠水系のポ
ンプは容量を違えることにより多様性を持つ低圧注水装
置を備えたものである。
【0013】また、上記第3の目的を達成するために、
非常用原子炉冷却装置の区分I、IIには、区分I、IIに
存在するHPFL装置、LPFL装置、RHRを運用す
るための大容量ディーゼル発電機を設置し、区分IIIに
は、炉心冠水系、格納容器除熱注水系を運用するための
小容量ディーゼル発電機を設置することにより、多重性
・多様性を合わせ持ちながら装置容量は最小限とした非
常用炉心冷却装置を備えたものである。
【0014】すなわちこのように形成された非常用炉心
冷却装置であると、非常用原子炉安全装置の区分I、II
にHPFL装置、LPFL装置、RHR、ディーゼル発
電機を備え、第III区分にはRCIC装置、再循環炉心
冠水維持装置、静的格納容器除熱注水装置、静的格納容
器除熱装置、小容量ディーゼル発電機を備え、3区分に
独立して高圧の注水装置、低圧の注水装置、残留熱除去
装置、電源を備えているので、原子炉の安全性を向上さ
せることができるのである。
【0015】また本発明では、区分IIIに静的格納容器
除熱装置を設置することにより、1系統のRHRを削除
し、ディーゼル発電機を小容量化することで、高い安全
性を保持しつつ経済性を向上することができ、また、高
圧注水系のポンプはモーター駆動およびタービン駆動、
低圧注水系のポンプは大容量および小容量、残留熱除去
では、動的装置および静的装置、電源では大容量ディー
ゼル発電機および小容量ディーゼル発電機を備えること
で、各系統において装置の多様性を向上させることがで
きるのである。
【0016】
【発明の実施の形態】以下図示した実施例に基づいて本
発明を詳細に説明する。図1にはその非常用炉心冷却装
置の第1の実施例が系統的に示されている。この実施例
は、2系統のHPCF11,12、1系統のRCIC2
1、2系統のLPFL31,32、1系統の炉心冠水系
41、鋼製格納容器51、格納容器外周部プール52、
および非常用ディーゼル発電機61,62,63、復水
貯蔵タンク71から構成されている。
【0017】非常用ディーゼル発電機61,62は、高
圧注水系11あるいは12と低圧注水系31あるいは3
2の両方の運転が可能な電源容量を供給するように設計
されている。非常用ディーゼル発電機63はRCIC2
1、格納容器除熱注水系ポンプ53、および炉心冠水系
ポンプ41の3系統の運転が可能な必要最小限の電源容
量を供給するように設計されている。
【0018】本実施例の上記構成は、単一故障を仮定し
ても装置の安全機能が達成できるように独立性を有する
構造であり、動力源、ポンプ、ポンプ制御部材その他全
ての機器がI区分、II区分、III区分からなる3区分構
成とし各区分にそれぞれ冷却材を移送する配管13,1
5、復水貯蔵タンク71と連結している配管16,17
と高圧注水系ポンプ11,12で構成される高圧炉心注
水系統あるいは配管22と復水貯蔵タンク71と連結す
る配管23とRCICポンプ21で構成されるタービン
駆動の高圧注水系統が設置されている。
【0019】この高圧炉心注水ポンプ11,12の駆動
源のうち、1系統はRCICポンプ21と共用し全電源
喪失時の原子炉停止状態に対応できるように蒸気タービ
ン駆動によるようになっている。一方、高圧注水炉心注
水ポンプ11あるいは12は、LOCA時の外部電源喪
失時に電源が所内電源から非常用ディーゼル発電機61
あるいは62に変わっても稼働可能な電動機駆動となっ
ている。また、2系統の高圧炉心注水系統を設置するこ
とにより、単一故障を仮定しても必ず高圧注水冷却機能
が保持できるようにしている。
【0020】さらにまた2系統の配管35,36と低圧
注水ポンプ31,32のポンプはRHR(残留熱除去
系)ポンプと共用としている。これにより、事故時炉心
を冠水する機能を発揮するとともに低圧注水系の有する
熱交換器33,34により原子炉停止時の崩壊熱の除去
を行う。1系統の低圧注水系41はポンプを小容量化し
炉心冠水系の機能を有している。
【0021】次に、残留熱の除去をする系統について以
下に説明する。2系統の低圧炉心注水ポンプ31,32
は残留熱除去系と機能を共有している。さらに残留熱を
除去する系統として、復水貯蔵タンク71と連結する配
管55と格納容器除熱注水ポンプ53で構成される格納
容器除熱系がある。格納容器除熱注水ポンプ53により
格納容器外周部プール52に蓄水し、格納容器の壁面か
ら熱を除去する。これにより、残留熱除去系としてその
残留熱除去機能に多様性を持たせている。
【0022】図1では、2系統の高圧注水系のポンプ1
1,12および1系統の原子炉隔離時冷却系のポンプ2
1、1系統の炉心冠水系のポンプ41、2系統の低圧注
水系のポンプ31,32と兼用の熱交換器33,34を
使用した残留熱除去系、および鋼製格納容器51の外周
部プール52に注水し、残留熱を除去する格納容器除熱
系について、電源喪失時に必要となる非常用ディーゼル
発電機61,62,63の組み合わせについて示してい
る。
【0023】I、II区分では、電動駆動の高圧炉心注水
系ポンプ11,12および残留熱除去系と兼用の電動駆
動の低圧炉心注水系ポンプ31,32が配置され、これ
らの装置の運転に必要となる容量の非常用ディーゼル発
電機61,62を配置している。これに対し、III区分
では、RCICと兼用のタービン駆動の高圧注水系ポン
プ21、1系統のLPFLに比し小容量のポンプを有す
る配管42と炉心冠水系ポンプ41で構成される炉心冠
水系、外周部プール52へ蓄水するための配管55およ
び格納容器除熱注水系ポンプ53が配置され、これらの
装置の運転に必要となる容量の非常用ディーゼル発電機
63を配置している。
【0024】III区分では、I、II区分に比しポンプ台
数およびポンプ容量が少なくて済むため、電気負荷が小
くなり空冷ディーゼル発電機等の小容量のディーゼル発
電機によって給電が可能である。
【0025】このように本実施例の原子炉非常用炉心冷
却装置は、高圧注水系統として3系統でそれぞれ独立し
て注水可能に形成され、低圧注水系統として3系統でそ
れぞれ独立して注水可能に形成され、残留熱除去系とし
て2系統の熱交換器33,34を配置した系統と格納容
器除熱系でそれぞれ独立して残留熱の除去可能に形成さ
れ、電源喪失時の非常用ディーゼル発電機として2系統
の大容量ディーゼル発電機61,62と1系統の小容量
ディーゼル発電機63を配置しそれぞれI、II区分は大
容量のディーゼル発電機により容量を満たし、III区分
は小容量のディーゼル発電機により容量を満たすことが
可能なように形成されている。
【0026】したがって、炉心冷却能力を低下すること
なく、プラントの信頼性並びに安全性を大幅に向上で
き、さらに1系統の熱交換器の削除および小容量ディー
ゼル発電機の採用によりECCSに係わるコストを大幅
に低減することができる。
【0027】次に本発明の第二の実施例を図2に基づい
て説明する。この実施例は、図1の実施例の構成に加え
て、格納容器除熱注水系ポンプ53をディーゼル駆動ポ
ンプとしたものである。この構成により区分IIIの電力
負荷は、炉心冠水系のみとなり、空冷式の小容量非常用
ディーゼル発電機63が供給する電力は、炉心冠水系の
みが使用することとなる。
【0028】したがって、炉心冷却能力を低下すること
なく、プラントの信頼性並びに安全性を大幅に向上で
き、さらに1系統の熱交換器の削除および小容量ディー
ゼル発電機の採用によりECCSに係わるコストを大幅
に低減することができる。
【0029】本発明の第三の実施例を図面を用いて説明
する。図3には、図1の実施例の構成に加えて、格納容
器除熱系に格納容器上部冷却装置54を備えたものであ
る。格納容器上部冷却装置54は、格納容器除熱注水ポ
ンプ53から分岐して、鋼製格納容器51の最上部にリ
ング状の注水配管56を設けた構成となっており、格納
容器外周プール52に対する注水が実施される場合には
常に冷却水が通じるように設計している。
【0030】このように構成することにより、万一動的
な機器による除熱系が機能しない場合においても、格納
容器外周プール52および鋼製格納容器51表面からの
除熱が可能となり、格納容器の圧力温度の著しい上昇を
防止することができる。
【0031】以上説明してきたようにこのように形成さ
れた非常用炉心冷却装置であると、3区分に独立して高
圧の注水装置、低圧の注水装置、残留熱除去装置、電源
を備えているので、原子炉の安全性を向上させることが
できるのである。
【0032】
【発明の効果】以上説明してきたように本発明によれ
ば、プラントの信頼性、安全性を大幅に向上するととも
にECCSに係わるコストを低減することが可能な非常
用炉心冷却装置を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の非常用炉心冷却装置の第1の実施例を
示す系統図である。
【図2】本発明の非常用炉心冷却装置の第2の実施例を
示す系統図である。
【図3】本発明の非常用炉心冷却装置の第3の実施例を
示す系統図である。
【符号の説明】
11,12…高圧炉心注水系ポンプ、21…原子炉隔離
時冷却系ポンプ、31,32…低圧炉心注水系ポンプ、
33,34…残留熱除去系熱交換器、41…炉心冠水系
ポンプ、51…鋼製格納容器、52…格納容器外周プー
ル、53…格納容器除熱注水系ポンプ、54…格納容器
上部冷却装置。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松本 雅喜 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 高圧炉心冷却系,低圧炉心冷却系,残留
    熱除去系,およびこれらに電力を供給する第1非常用電
    源装置を備えた第1系統構成と、高圧炉心冷却系,低圧
    炉心冷却系,残留熱除去系,およびこれらに電力を供給
    する第2非常用電源装置を備えた第2系統構成と、ター
    ビンにて駆動される高圧炉心冷却系,格納容器と生体遮
    蔽壁との間に形成される空間に冷却材を注水する格納容
    器除熱注水系,この格納容器除熱注水系に電力を供給す
    る第3非常用電源装置およびその接続装置を備えた第3
    系統構成とを備えたことを特徴とする非常用炉心冷却装
    置。
  2. 【請求項2】 前記第3系統構成に、炉心冠水系を設け
    るとともに、この炉心冠水系に常用電源喪失時に炉心冠
    水系に電力を供給する第3非常用電源装置を備えてなる
    請求項1記載の非常用炉心冷却装置。
  3. 【請求項3】 前記第1および第2非常用電源装置は水
    冷ディーゼル発電機であり、第3非常用電源装置は空冷
    ディーゼル発電機である請求項2記載の非常用炉心冷却
    装置。
  4. 【請求項4】 前記第3系統構成における格納容器除熱
    注水系のポンプを、内燃機関を用いて駆動するようにし
    た請求項2記載の非常用炉心冷却装置。
JP8247438A 1996-09-19 1996-09-19 非常用炉心冷却装置 Pending JPH1090468A (ja)

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Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009053049A (ja) * 2007-08-27 2009-03-12 Toshiba Corp 原子力プラントの安全系
JP2013127379A (ja) * 2011-12-16 2013-06-27 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉
JP2016523355A (ja) * 2013-05-28 2016-08-08 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 受動的反応炉冷却システム
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
US12512230B2 (en) 2012-05-04 2025-12-30 Smr Inventec, Llc Passively-cooled spent nuclear fuel pool system

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009053049A (ja) * 2007-08-27 2009-03-12 Toshiba Corp 原子力プラントの安全系
JP2013127379A (ja) * 2011-12-16 2013-06-27 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US12512230B2 (en) 2012-05-04 2025-12-30 Smr Inventec, Llc Passively-cooled spent nuclear fuel pool system
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
JP2016523355A (ja) * 2013-05-28 2016-08-08 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 受動的反応炉冷却システム

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