JP7408470B2 - 原子力プラントの給水設備 - Google Patents

Description

本発明の実施形態は燃料プール補給水系と残留熱除去系を備えた原子力プラントの給水設備に関する。

原子力プラントでは、通常電源喪失時や地震発生時等の非常時において使用済燃料貯蔵プールの水位が蒸発等により低下した場合に補給水を供給する燃料プール補給水系、及び非常時に原子炉に直接冷却水を供給する残留熱除去系を設けている。

従来の燃料プール補給水系は、図６に示すように、復水貯蔵槽１の水を、復水貯蔵槽出口配管２、給水ポンプ３Ａ、３Ｂ、逆止弁４Ａ、４Ｂ、プール給水配管５、給水ポンプ流量計６、電動弁８を介して使用済燃料貯蔵プール９に供給する。

この燃料プール補給水系は、通常時に給水ポンプ３Ａ、３Ｂ及び給水ポンプ流量計６の機能を確認できるよう、給水ポンプ用の試験配管１０、オリフィス１１、電動弁１２を介して復水貯蔵槽１の水を循環運転できる構成となっている。そして、通常電源喪失時や地震発生時等の非常時には、非常用ディーゼル発電機１３Ａ、１３Ｂから給水ポンプ３Ａ、３Ｂに給電することで、使用済燃料貯蔵プール９に水を供給する。

また、従来の残留熱除去系は、図６に示すように、サプレッションプール１４の水を、配管１５、残留熱除去系ポンプ１６、逆止弁１７、流量計１９、原子炉注水配管２０、電動弁２１、逆止弁２２を介して原子炉２３に注水する。

また、残留熱除去系は、配管２４、手動止め弁２５、２６を介して、サプレッションプール１４の水を残留熱除去系ポンプ１６によって使用済燃料貯蔵プール９に供給することができる。

さらに、残留熱除去系は、通常時に残留熱除去系ポンプ１６、流量計１９の機能を確認できるよう、残留熱除去系ポンプ用の試験配管２７、オリフィス２８、電動弁２９を介してサプレッションプール１４の水を循環運転できる構成となっている。

また、残留熱除去系は残留熱除去系ポンプ１６を運転状態のまま待機できるよう、最小流量配管４５、逆止弁４６、オリフィス４７、電動弁４８を介してサプレッションプール１４の水を残留熱除去系ポンプ１６の必要最小流量で循環運転できる構成となっている。

そして、通常電源喪失時や地震発生時等の非常時には、非常用ディーゼル発電機１３Ａから残留熱除去系ポンプ１６に給電することにより、サプレッションプール１４の水を原子炉２３又は使用済燃料貯蔵プール９に注水する構成となっている。

特開昭６３－６３９９５公報

ところで、大震災等の大災害時に、非常用ディーゼル発電機１３Ａ、１３Ｂが動作しない全交流動力電源喪失事象が発生したケースがある。このため、交流動力電源に依存しない使用済燃料貯蔵プールへの給水設備や原子炉への注水設備が必要となっている。

交流動力電源に依存せずにポンプや電動弁を駆動させるためには、蓄電池等の直流電源から給電する方法があるが、ポンプのような比較的必要電力の大きい機器へ長期間蓄電池から給電する場合、直流電源の必要容量を大きくする必要がある。しかしながら、既設の原子力プラントに対して直流電源を増設することは、大規模な設計変更や付帯工事が必要となるため、工事が極めて困難となるという課題がある。

また、使用済燃料貯蔵プールへの給水設備又は原子炉注水設備として、新規に給水系統を追加する場合、従来の使用済燃料貯蔵プール補給水設備又は原子炉注水設備と同様にポンプ、補給配管、試験配管、最小流量配管等を設けることが望ましい。しかしながら、既設の原子力プラントに対し、そのような改造をすることは大規模な設計変更や付帯工事をともなうため、工事が極めて困難となるという課題もある。

本発明の実施形態は上記課題を解決するためになされたもので、現有設備を最大限活用し、全交流動力電源喪失事象の発生時に使用済燃料貯蔵プールへの給水や原子炉への注水を可能とする原子力プラントの給水設備を提供することを目的とする。

上記課題を解決するために、本実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、使用済燃料貯蔵プールに給水する燃料プール補給水系と、原子炉の冷却水を供給する残留熱除去系と、を有する原子力プラントの給水設備において、非常用水源に貯留された水を前記使用済燃料貯蔵プール及び／又は前記原子炉に給水するために設けられた複数系統の非常用水源出口配管と、前記非常用水源出口配管にそれぞれ設けられた給水ポンプと、前記非常用水源出口配管に接続され使用済燃料貯蔵プールに水を供給するプール給水配管と、前記非常用水源出口配管に接続され原子炉へ冷却水を供給する原子炉注水配管と、前記プール給水配管に接続され前記非常用水源の水を当該非常用水源に戻す試験配管と、全交流動力電源喪失事象が発生した場合に前記給水ポンプに給電する直流電源と、を有し、前記原子炉注水配管に原子炉注水流量計を設けるとともに、当該原子炉注水流量計の下流側と前記非常用水源を接続する原子炉注水流量計の試験配管を設けたことを特徴とする。
また、本実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、使用済燃料貯蔵プールに給水する燃料プール補給水系と、原子炉の冷却水を供給する残留熱除去系と、を有する原子力プラントの給水設備において、非常用水源に貯留された水を前記使用済燃料貯蔵プール及び／又は前記原子炉に給水するために設けられた複数系統の非常用水源出口配管と、前記非常用水源出口配管にそれぞれ設けられた給水ポンプと、前記非常用水源出口配管に接続され使用済燃料貯蔵プールに水を供給するプール給水配管と、前記非常用水源出口配管に接続され原子炉へ冷却水を供給する原子炉注水配管と、前記プール給水配管に接続され前記非常用水源の水を当該非常用水源に戻す試験配管と、全交流動力電源喪失事象が発生した場合に前記給水ポンプに給電する直流電源と、を有し、前記プール給水配管に給水ポンプ流量計を設けるとともに、当該給水ポンプ流量計の下流側に前記原子炉注水配管を接続し、前記給水ポンプ流量計の上流側と前記非常用水源を接続する給水ポンプ最小流量配管を設けたことを特徴とする。

本実施形態によれば、現有設備を最大限活用し、全交流動力電源喪失事象の発生時に使用済燃料貯蔵プールへの給水や原子炉への注水を可能とする。

第１実施形態に係る原子力プラントの給水設備の構成図。 第２実施形態に係る原子力プラントの給水設備の構成図。 第３実施形態に係る原子力プラントの給水設備の構成図。 第４実施形態に係る原子力プラントの給水設備の構成図。 第５実施形態に係る原子力プラントの給水設備の構成図。 従来の原子力プラントの給水設備の構成図。

以下、本発明に係る原子力プラントの給水設備の実施形態について、図面を参照して説明する。

［第１の実施形態］
第１の実施形態に係る原子力プラントの給水設備について、非常用水源として復水貯蔵槽を用いた例を図１により説明する。
なお、従来の給水設備と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

（構成）
第１の実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、全交流動力電源喪失事象が発生した際に用いられる蓄電池等からなる直流電源３０を設けた構成としている。

本実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、従来と同様に使用済燃料貯蔵プール９の水位を保持する燃料プール補給水系と、原子炉に冷却水を供給する残留熱除去系から構成される。

燃料プール補給水系は、図１に示すように、復水貯蔵槽１と、２系統の復水貯蔵槽出口配管２と、各復水貯蔵槽出口配管２に設けられた給水ポンプ３Ａ、３Ｂ及び逆止弁４Ａ、４Ｂと、使用済燃料貯蔵プール９と、使用済燃料貯蔵プール９と復水貯蔵槽出口配管２を接続するプール給水配管５と、プール給水配管５に設けられた給水ポンプ流量計６及び電動弁８と、プール給水配管５と復水貯蔵槽１を接続する給水ポンプ３Ａ、３Ｂの試験配管１０と、試験配管１０に設けられたオリフィス１１及び電動弁１２と、から構成される。

残留熱除去系は、原子炉２３と、原子炉２３に接続された原子炉注水配管２０、３１と、原子炉注水配管２０に設けられた電動弁２１及び逆止弁２２と、原子炉注水配管３１に設けられた原子炉注水流量計３２、電動弁３３及び逆止弁３４と、電動弁２１をバイパスする電動弁３６及びバイパス配管３５と、から構成される。

蓄電池等から構成される直流電源３０は、全交流動力電源喪失事象が発生した際に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂ及び電動弁８、１２、３３及び３６に直流電源を供給する。

（作用）
残留熱除去系
全交流動力電源喪失事象の発生直後に原子炉２３に注水する場合は、直流電源３０により給水ポンプ３Ａ、３Ｂの両方に直流を給電して動作させるとともに、電動弁３３、３６に直流を給電して開操作し、給水ポンプ３Ａ、３Ｂから原子炉注水配管３１、２０を介して原子炉２３に至る流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を原子炉２３に移送する。

全交流動力電源喪失事象の発生から数時間が経過し、原子炉への必要注水量が減少した後、給水ポンプの運転台数を２台から１台に減らしてもよい。原子炉への注水流量は、原子炉注水流量計３２で監視する。

燃料プール補給水系
全交流動力電源喪失事象の発生時に使用済燃料貯蔵プール９に給水する場合は、直流電源３０より、給水ポンプ３Ａ又は３Ｂに直流を給電して動作させるとともに、電動弁８を直流電源３０により開操作し、給水ポンプ３Ａ又は３Ｂから復水貯蔵槽出口配管２、プール給水配管５を介して使用済燃料貯蔵プール９に至る流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を使用済燃料貯蔵プール９に給水する。使用済燃料貯蔵プール９への給水流量は給水ポンプ流量計６で監視する。

最小流量運転モード
全交流動力電源喪失時に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂを運転状態のまま待機させる場合は（最小流量運転モード）、直流電源３０により、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの両方又はいずれかに直流を給電して動作させるとともに、電動弁１２を直流電源３０により開操作し、給水ポンプ３Ａ、３Ｂからプール給水配管５、試験配管１０を経由して復水貯蔵槽１へ至る流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を循環運転する。
循環運転の際に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの流量が大きくなりすぎないよう、オリフィス１１で流量を制限する。

なお、試験配管１０は、プラント通常運転時に給水ポンプ３Ａ、３Ｂの動作試験を行う際に用いられるもので、上述した最小流量運転モードと同様な流路で復水貯蔵槽１内の水を循環運転する。最小流量運転モードはこの給水ポンプ用の試験配管１０を利用して全交流動力電源喪失時に給水ポンプの待機運転を行うものである。

（効果）
本実施形態によれば、全交流動力電源喪失事象の発生時において、ポンプや電動弁へ直流電源３０から給電することで、原子炉２３への注水及び使用済燃料貯蔵プールへの給水を可能とし、原子力プラントの安全性及び信頼性を向上させることができる。

さらに、復水貯蔵槽出口配管２を複数系統とし、それぞれに給水ポンプ３Ａ、３Ｂを設けることで、必要な給水流量に応じて運転する給水ポンプの台数を適宜増減することが可能となる。これにより直流電源３０の消費電力を軽減することができる。
なお、本実施形態では復水貯蔵槽出口配管２及び給水ポンプ３Ａ、３Ｂを２系統としているが、３系統以上としてもよい。

また、原子炉２３への注水時と使用済燃料貯蔵プール９への給水時に独立した給水ポンプ流量計６と原子炉注水流量計３２を用いるので、それぞれへの流量の変化や積算流量を独立して計測、管理することができる。

さらに、既存のポンプ用の試験配管１０を最小流量運転モードに用いるので、既存施設を効率的に活用することが可能となり、新たな機器の追加や付帯工事等を最小限にすることができる。

［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る原子力プラントの給水設備について、図２を用いて説明する。
なお、上記実施形態に係る給水設備と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

（構成）
第２の実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、２系統の復水貯蔵槽出口配管２の下流側であって逆止弁４Ａと逆止弁４Ｂの出口側に接続されたプール給水配管５の流路上に直流電源３０により開閉駆動される電動弁３７を設けるとともに、電動弁３７の上流側に原子炉注水配管３１を接続する構成としている。

（作用）
全交流動力電源喪失事象の発生直後に原子炉２３に注水する場合は、電動弁３７を開状態にしたまま、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの両方で原子炉注水配管３１を介して原子炉２３へ注水する。

その後、例えば全交流動力電源喪失事象が発生して数時間が経過し、原子炉２３への必要注水量が減少した後に、原子炉２３と使用済燃料貯蔵プール９に同時に水を供給する場合に、直流電源３０により電動弁３７を閉操作することで、給水ポンプ３Ａを使用済燃料貯蔵プール９への給水に、給水ポンプ３Ｂを原子炉２３への注水に独立して用いる。

使用済燃料貯蔵プール９への注水流量は、プール給水配管５に設けられた給水ポンプ流量計６で監視し、原子炉２３への注水流量は、原子炉注水配管３１に設けられた原子炉注水流量計３２で監視する。

（効果）
全交流動力電源喪失事象発生時に給水ポンプ３Ａ、３Ｂで原子炉２３へ給水する際は、原子炉２３の圧力を高圧から低圧へ下げる操作を伴うため、使用済燃料貯蔵プール９へ給水する流路と原子炉２３へ注水する流路が独立していない場合、給水ポンプ３Ａ、３Ｂからの流量が原子炉２３の圧力によって変動する恐れがある。

しかしながら、本第２の実施形態によれば、使用済燃料貯蔵プール９へ給水する流路と原子炉２３へ注水する流路を独立させることができるとともに、それぞれの流量を給水ポンプ流量計６と原子炉注水流量計３２で別々に監視することができるため、電動弁３３もしくは電動弁３６の開度を調整することで原子炉２３の圧力に応じて給水ポンプ３Ｂの流量を制御することや、電動弁８の開度を調整することで使用済燃料貯蔵プール９への給水量を制御することを容易に行うことができる。

［第３の実施形態］
第３の実施形態に係る原子力プラントの給水設備について、図３を用いて説明する。
なお、上記実施形態に係る給水設備と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

（構成）
第３の実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、原子炉注水流量計３２の下流と復水貯蔵槽１を接続する原子炉注水流量計３２の試験配管３８を設けるとともに、試験配管３８にオリフィス３９と電動弁４０を設けた構成としている。

（作用）
上記のように構成された第３の実施形態において、プラント通常運転時に、原子炉注水流量計３２の試験をする場合、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの両方に直流電源３０より給電して動作させるとともに、電動弁４０を開操作し、給水ポンプ３Ａ、３Ｂから復水貯蔵槽１への流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を循環運転する。循環運転の際に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの流量が最大許容流量を超えないよう、オリフィス３９で流量を制限する。

（効果）
本第３の実施形態によれば、プラント通常運転時に、原子炉注水流量計３２の試験を給水ポンプ３Ａ、３Ｂの２台の定格流量で実施する場合、復水貯蔵槽１やサプレッションプール１４の水位管理を行うことなく、復水貯蔵槽１の水を原子炉注水流量計３２の試験配管３８により循環運転させることで、原子炉注水流量計３２の試験を簡便に実施することができる。

なお、第１の実施形態においても、復水貯蔵槽１の水を給水ポンプ３Ａ、３Ｂの２台でサプレッションプール１４に移送することで、原子炉注水流量計３２の試験を定格流量で実施することは可能であるが、復水貯蔵槽１及びサプレッションプール１４の水位管理が必要となるため、試験工程や準備作業が複雑となる。

［第４の実施形態］
第４の実施形態に係る原子力プラントの給水設備について、図４を用いて説明する。
なお、上記実施形態に係る給水設備と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

（構成）
第４の実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、原子炉注水配管３１を給水ポンプ流量計６の下流側に接続するとともに、給水ポンプ流量計６の上流側と復水貯蔵槽１を接続する給水ポンプ最小流量配管４２と、給水ポンプ最小流量配管４２にオリフィス４３及び直流電源３０により開閉駆動される電動弁４４と、電動弁８、３６の開閉状態を検出し給水ポンプ流量計６で測定した流量を積算する積算流量計４１を設けた構成としている。

（作用）
全交流動力電源喪失事象の発生時に原子炉２３に注水する場合は、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの流量を給水ポンプ流量計６で監視し、原子炉２３に注水していることを電動弁３３、３６の開閉状態より判断し、給水ポンプ流量計６で測定した流量を積算流量計４１により積算する。

また、全交流動力電源喪失事象の発生時に原子炉２３に注水した後に使用済燃料貯蔵プール９に給水する場合は、直流電源３０によって電動弁３６を閉操作し、電動弁８を開操作して、給水ポンプ３Ａ、３Ｂから使用済燃料貯蔵プール９までの流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を使用済燃料貯蔵プール９に給水する。

その際、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの流量を給水ポンプ流量計６で監視し、原子炉２３に注水していないことを電動弁３３、３６の開閉状態より確認し、積算流量計４１の積算機能を停止する。

さらに、全交流動力電源喪失時に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂを最小流量運転する場合は、直流電源３０により、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの両方又はいずれかを直流電源３０により動作させるとともに、電動弁４４を直流電源３０により開操作し、給水ポンプ３Ａ、３Ｂから復水貯蔵槽１への流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を循環運転する。循環運転の際に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの流量が大きくなりすぎないよう、オリフィス４３で流量を制限する。

また、プラント通常運転時に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの動作試験をする場合は、給水ポンプ３Ａ、３Ｂのいずれかを直流電源３０により動作させるとともに、電動弁１２を開操作して給水ポンプ３Ａ、３Ｂから復水貯蔵槽１への流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を循環運転する。循環運転の際に、給水ポンプ３Ａ、３Ｂの流量が大きくなりすぎないよう、オリフィス１１で流量を制限する。

（効果）
本実施形態によれば、全交流動力電源喪失事象の発生時に原子炉２３に注水する場合も、使用済燃料貯蔵プール９に給水する場合も、同じ既設の給水ポンプ流量計６を用いることから、新規な機器の増設や付帯工事をなくすことができるため、既設の原子力プラントの改造範囲を最小限にすることができる。
また、プラント通常運転時の既設の給水ポンプ３Ａ、３Ｂの動作試験の際は、直流電源以外の駆動源も期待できるため、電動弁１２を直流で駆動させる必要がなくなる。

［第５の実施形態］
第５の実施形態に係る原子力プラントの給水設備について、図５を用いて説明する。
なお、上記実施形態に係る給水設備と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

（構成）
第５の実施形態に係る原子力プラントの給水設備は、原子炉注水配管３１の下流側を電動弁２１の下流側に接続する構成としている。

（作用）
全交流動力電源喪失事象の時に原子炉２３に注水する場合、直流電源３０により給水ポンプ３Ａ、３Ｂの両方又はいずれかを動作させるとともに、電動弁３３を開操作することで、給水ポンプ３Ａ、３Ｂから原子炉２３までの流路を確立し、復水貯蔵槽１内の水を原子炉２３に移送する。

（効果）
本実施形態によれば、新設する電動弁の個数を一つ削減できるので、既設の原子力プラントの改造範囲を低減できる。
なお、上述した説明において非常用水源として復水貯蔵槽を用いた例について説明しているが、建屋内に設けるプール式の水源である復水貯蔵槽以外に、屋外にタンクで設ける水源である復水貯蔵タンク等においても同様に非常用水源として活用することが可能である。

以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１…復水貯蔵槽（非常用水源）、２…復水貯蔵槽出口配管（非常用水源出口配管）、３Ａ、３Ｂ…給水ポンプ、４Ａ、４Ｂ…逆止弁、５…プール給水配管、６…給水ポンプ流量計、８…電動弁、９…使用済燃料貯蔵プール、１０…試験配管、１１…オリフィス、１２…電動弁、１３Ａ、１３Ｂ…非常用ディーゼル発電機、１４…サプレッションプール、１５…配管、１６…残留熱除去系ポンプ、１７…逆止弁、１９…流量計、２０…原子炉注水配管、２１…電動弁、２２…逆止弁、２３…原子炉、２４…配管、２５、２６…手動止め弁、２７…試験配管、２８…オリフィス、２９…電動弁、３０…直流電源（蓄電池）、３１…原子炉注水配管、３２…原子炉注水流量計、３３…電動弁、３４…逆止弁、３５…バイパス配管、３６、３７…電動弁、３８…試験配管、３９…オリフィス、４０…電動弁、４１…積算流量計、４２…給水ポンプ最小流量配管、４３…オリフィス、４４…電動弁、４５…最小流量配管、４６…逆止弁、４７…オリフィス、４８…電動弁

Claims (8)

1. 使用済燃料貯蔵プールに給水する燃料プール補給水系と、原子炉の冷却水を供給する残留熱除去系と、を有する原子力プラントの給水設備において、
   非常用水源に貯留された水を前記使用済燃料貯蔵プール及び／又は前記原子炉に給水するために設けられた複数系統の非常用水源出口配管と、前記非常用水源出口配管にそれぞれ設けられた給水ポンプと、前記非常用水源出口配管に接続され使用済燃料貯蔵プールに水を供給するプール給水配管と、前記非常用水源出口配管に接続され原子炉へ冷却水を供給する原子炉注水配管と、前記プール給水配管に接続され前記非常用水源の水を当該非常用水源に戻す試験配管と、全交流動力電源喪失事象が発生した場合に前記給水ポンプに給電する直流電源と、を有し、
   前記原子炉注水配管に原子炉注水流量計を設けるとともに、当該原子炉注水流量計の下流側と前記非常用水源を接続する原子炉注水流量計の試験配管を設けたことを特徴とする原子力プラントの給水設備。
2. 前記プール給水配管、前記原子炉注水配管、前記非常用水源に戻す試験配管及び前記原子炉注水流量計の試験配管に、前記直流電源により開閉駆動される電動弁を設けたことを特徴とする請求項１記載の原子力プラントの給水設備。
3. 前記原子炉の冷却水を供給する流路及び前記使用済燃料貯蔵プールに給水する流路を、前記複数系統の非常用水源出口配管にそれぞれ設けられた給水ポンプに対し、相互に独立して接続可能とする手段を有することを特徴とする請求項１又は２記載の原子力プラントの給水設備。
4. 前記複数系統の非常用水源出口配管の下流側に接続されたプール給水配管の間に前記直流電源により開閉駆動される電動弁を設けるとともに、当該電動弁の上流側に前記原子炉注水配管を接続したことを特徴とする請求項１乃至３のいずれかに記載の原子力プラントの給水設備。
5. 使用済燃料貯蔵プールに給水する燃料プール補給水系と、原子炉の冷却水を供給する残留熱除去系と、を有する原子力プラントの給水設備において、
   非常用水源に貯留された水を前記使用済燃料貯蔵プール及び／又は前記原子炉に給水するために設けられた複数系統の非常用水源出口配管と、前記非常用水源出口配管にそれぞれ設けられた給水ポンプと、前記非常用水源出口配管に接続され使用済燃料貯蔵プールに水を供給するプール給水配管と、前記非常用水源出口配管に接続され原子炉へ冷却水を供給する原子炉注水配管と、前記プール給水配管に接続され前記非常用水源の水を当該非常用水源に戻す試験配管と、全交流動力電源喪失事象が発生した場合に前記給水ポンプに給電する直流電源と、を有し、
   前記プール給水配管に給水ポンプ流量計を設けるとともに、当該給水ポンプ流量計の下流側に前記原子炉注水配管を接続し、前記給水ポンプ流量計の上流側と前記非常用水源を接続する給水ポンプ最小流量配管を設けたことを特徴とする原子力プラントの給水設備。
6. 前記プール給水配管、前記原子炉注水配管及び前記非常用水源に戻す試験配管に、前記直流電源により開閉駆動される電動弁を設けたことを特徴とする請求項５記載の原子力プラントの給水設備。
7. 前記原子炉の冷却水を供給する流路及び前記使用済燃料貯蔵プールに給水する流路を、前記複数系統の非常用水源出口配管にそれぞれ設けられた給水ポンプに対し、相互に独立して接続可能とする手段を有することを特徴とする請求項５又は６記載の原子力プラントの給水設備。
8. 前記複数系統の非常用水源出口配管の下流側に接続されたプール給水配管の間に前記直流電源により開閉駆動される電動弁を設けるとともに、当該電動弁の上流側に前記原子炉注水配管を接続したことを特徴とする請求項５乃至７のいずれかに記載の原子力プラントの給水設備。

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