JPH029720B2

JPH029720B2 -

Info

Publication number: JPH029720B2
Application number: JP58114701A
Authority: JP
Inventors: Tooru Sato; Ikuo Kodama; Kyoshi Tonegawa
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1983-06-24
Filing date: 1983-06-24
Publication date: 1990-03-05
Also published as: JPS606897A

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は、燃料プール冷却浄化系の改良に関す
るものである。

〔発明の背景〕

原子炉建屋内に設置される燃料プールは、使用
済燃料や原子炉非常時炉心から取り出される燃料
を冷却貯蔵するものであつて、水中に存在する不
純物を取り除いてプール水の水質を維持する必要
がある。

第１図は燃料プール冷却浄化系の従来例を示す
全体的系統図で、この系統は、燃料プール１、ス
キマサージタンク２、ポンプ３、ろ過脱塩器４、
熱交換器５、スパージヤ６および上記各部を連絡
する閉ループライン７と各種バルブとから構成さ
れている。

ここで、燃料プール１内に通常取出し予定の使
用済燃料が貯蔵されている場合の冷却浄化モード
を、第２図にもとづいて説明する。

燃料プール１のプール水は、プール１内に貯蔵
されている使用済燃料の崩壊熱によつて加温され
る。加温されたプール水は、スキマサージタンク
２にオーバフローした後、ポンプ３によつて熱交
換器５に運ばれ、該部で冷却される。なお、プー
ル水は、熱交換器５の上流に設置されているろ過
脱塩器４によつて浄化される。ろ過脱塩器４で浄
化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン
７を通つて燃料プール１に戻され、スパージヤ６
を介してプール１の底部に吐出される。

次に、原子炉非常時、全炉心燃料を燃料プール
１内に貯蔵する場合の冷却浄化モードを、第３図
にもとづいて説明する。

燃料プール冷却浄化系の熱交換器５は、通常取
出し予定の使用済燃料を冷却するように設計され
ているため、原子炉非常時、炉心から取り出され
た全ての燃料を燃料プール１内に貯蔵すると、上
記した燃料プール冷却浄化系の熱交換器５だけで
は、全炉心燃料の崩壊熱を除去することができ
ず、プール水温を設計値以下に抑えることができ
ない。このため、従来、全炉心燃料が燃料プール
１内に取り出された場合には、原子炉残留熱除去
系（図中、符号１００は燃料プール冷却浄化系か
ら原子炉残留熱除去系へのプール水送込みライ
ン、２００は原子炉残留熱除去系から燃料プール
冷却浄化系へのプール水戻りラインを示してい
る）を利用し、プール水の一部を残留熱除去系に
導くことにより、熱交換器５の容量不足を補償す
るようにしている。

第４図は原子炉残留熱除去系の全体的系統図
で、この系統は、ポンプ８、熱交換器９などから
構成され、通常は、原子炉停止時、炉心で発生す
る残留熱の除去に用いられる。すなわち、原子炉
停止と同時にポンプ８を運転することにより、原
子炉炉水は、ライン１０を通つて熱交換器９に運
ばれ、熱交換器９で冷却された炉水は、ライン１
１を経て上記ライン１０に戻される。

これに対し、原子炉非常時、炉心から取り出さ
れた全ての燃料を燃料プール（第３図の符号１）
内に貯蔵する場合は、既述のように、第３図に符
号５で示す燃料プール冷却浄化系熱交換器だけで
は、全炉心燃料の崩壊熱を除去することができな
い。このため、従来、全炉心燃料が燃料プール１
内に取り出された場合は、第３図に符号１００で
示すラインから第５図に同符号１００で示すライ
ンにプール水の一部を送り込み、原子炉残留熱除
去系の熱交換器９でそのプール水を冷却する。す
なわち、燃料プール冷却浄化系から原子炉残留熱
除去系へのプール水送り込みライン１００は、図
示のごとく、燃料プール冷却浄化系スキマサージ
タンク（第１図〜第３図の符号２）の出口配管お
よび、原子炉残留熱除去系ポンプ（第４図および
第５図の符号８）、熱交換器（同じく符号９）の
上流側間に、原子炉非常時にのみ開放される弁を
介して接続されている。熱交換器９で冷却された
プール水は、第５図に符号２００で示すラインか
ら第３図に同符号２００で示すラインに戻され、
燃料プール１に至る。

すなわち、原子炉残留熱除去系から燃料プール
冷却浄化系へのプール水戻りライン２００は、こ
れまた図示のごとく、原子炉残留熱除去系ポンプ
（第４図および第５図の符号８）、熱交換器（同じ
く符号９）の下流側および、燃料プール冷却浄化
系プール（第１図〜第３図の符号１）の間に、原
子炉非常時にのみ開放される弁を介して接続され
ている。

このように、従来においては、原子炉非常時、
原子炉残留熱除去系の熱交換器を運転することに
より、燃料プール冷却浄化系熱交換器の容量不足
を補償するようにしている。

しかしながら、原子炉残留熱除去系は、上記の
説明からも明らかなように、冷却能力は有してい
ても、浄化能力は有していないため、原子炉非常
時、燃料プール水を浄化する働きは、相変らず燃
料プール冷却浄化系のろ過脱塩器４に依存せざる
を得ない。

〔発明の目的〕

本発明は、以上の点を考慮してなされたもので
あつて、その目的とするところは、原子炉非常
時、燃料プール水を冷却する能力のみならず、浄
化する能力をも充分に備えた、改良された燃料プ
ール冷却浄化系を提供しようとするものである。

〔発明の概要〕

上記目的を達成するため、本発明は、燃料プー
ルと、スキマサージタンクと、ポンプと、熱交換
器と、ろ過脱塩器と、上記各部を連絡する閉ルー
プラインとを備えてなる原子力発電施設の燃料プ
ール冷却浄化系において、上記本来の燃料プール
冷却浄化系以外に、原子炉非常時炉心の全ての燃
料を燃料プールに取り出した場合に、当該燃料プ
ールのプール水を原子炉冷却材浄化系に送り込ん
で再び燃料プールに帰還させる冷却浄化バツクア
ツプラインとして、燃料プール冷却浄化系から原
子炉冷却材浄化系へのプール水送込みラインを、
燃料プール冷却浄化系スキマサージタンクの出口
配管および、原子炉冷却材浄化系ポンプ、熱交換
器、ろ過脱塩器の上流側間に、また原子炉冷却材
浄化系から燃料プール冷却浄化系へのプール水戻
りラインを、原子炉冷却材浄化系ポンプ、熱交換
器、ろ過脱塩器の下流側と燃料プール冷却浄化系
のプール入口配管との間に、それぞれ原子炉非常
時にのみ開放される弁を介して接続したことを第
１の特徴とするものである。

また、本発明の第２の特徴とするところは、上
記第１の構成に加えて、原子炉非常時燃料プール
のプール水を原子炉残留熱除去系に送り込んで再
び燃料プールに帰還させる冷却バツクアツプライ
ンとして、燃料プール冷却浄化系から原子炉残留
熱除去系へのプール水送込みラインを、燃料プー
ル冷却浄化系スキマサージタンクの出口配管およ
び、原子炉残留熱除去系ポンプ、熱交換器の上流
側間に、また原子炉残留熱除去系から燃料プール
冷却浄化系へのプール水戻りラインを、原子炉残
留熱除去系ポンプ、熱交換器の下流側および、燃
料プール冷却浄化系のプール入口配管の間に、そ
れぞれ原子炉非常時にのみ開放される弁を介して
接続した点にある。これを換言すると、本発明の
第２の特徴とするところは、燃料プールと、スキ
マサージタンクと、ポンプと、熱交換器と、ろ過
脱塩器と、上記各部を連絡する閉ループラインと
を備えてなる原子力発電施設の燃料プール冷却浄
化系において、上記本来の燃料プール冷却浄化系
以外に、原子炉非常時炉心の全ての燃料を燃料プ
ールに取り出した場合に、当該燃料プールのプー
ル水を原子炉冷却材浄化系に送り込んで再び燃料
プールに帰還させる冷却浄化バツクアツプライン
と、上記燃料プール（すなわち、原子炉非常時炉
心の全ての燃料を取り出して収容した燃料プー
ル）のプール水を原子炉残留熱除去系に送り込ん
で再び燃料プールに帰還させる冷却バツクアツプ
ラインとを併設した点にある。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を、第６図ないし第８図の一実施
例にもとづいて詳細に説明する。

第６図において、符号Ａは燃料プール冷却浄化
系、符号Ｂは原子炉冷却材浄化系を示し、燃料プ
ール冷却浄化系Ａは、燃料プール１、スキマサー
ジタンク２、ポンプ３、ろ過脱塩器４、熱交換器
５、スパージヤ６および上記各部を連絡する閉ル
ープライン７と各種バルブとから構成されてい
る。また、原子炉冷却材浄化系Ｂは、再生熱交換
器１２、非再生熱交換器１３、ろ過脱塩器１４お
よび上記各部を連絡する閉ループラインと各種バ
ルブとから構成されている。なお、第６図におい
て、符号２１はポンプを示し、このポンプ２１も
原子炉冷却材浄化系Ｂの一部を構成している。図
中、１００は燃料プール冷却浄化系Ａから原子炉
残留熱除去系（後述の第１４図参照）へのプール
水送込みライン、２００は原子炉残留熱除去系か
ら燃料プール冷却浄化系Ａへのプール水戻りライ
ン、３００は燃料プール冷却浄化系Ａから原子炉
冷却材浄化系Ｂへのプール水送込みライン、４０
０は原子炉冷却材浄化系Ｂから燃料プール冷却浄
化系Ａへのプール水戻りラインを示している。

ここで、燃料プール１内に通常取出し予定の使
用済燃料が貯蔵されている場合の冷却浄化モード
を、第７図にもとづいて説明する。

次に、原子炉非常時、全炉心燃料を燃料プール
１内に貯蔵する場合の冷却浄化モードを、第８図
にもとづいて説明する。

燃料プール冷却浄化系Ａの熱交換器５は、通常
取出し予定の使用済燃料を冷却するように設計さ
れているため、原子炉非常時、炉心から取り出さ
れた全ての燃料を燃料プール内に貯蔵すると、上
記した燃料プール冷却浄化系Ａの熱交換器５だけ
では、全炉心燃料の崩壊熱を除去することができ
ず、プール水温を設計値以下に抑えることができ
ない。このため、全炉心燃料が燃料プール１内に
取り出された場合は、ライン３００を利用し、プ
ール水の一部を原子炉冷却材浄化系Ｂに導くこと
により、熱交換器５の容量不足を補償する。すな
わち、原子炉非常時、炉心には、燃料が装荷され
ていないので、炉心を原子炉冷却材浄化系Ｂで冷
却浄化する必要はなく、本発明においては、上記
原子炉冷却材浄化系Ｂを、原子炉非常時における
燃料プール冷却浄化系Ａのバツクアツプ系統とし
て利用する。第８図において、原子炉停止時、ラ
イン３００を経て原子炉冷却材浄化系Ｂに送り込
まれたプール水の一部は、原子炉冷却材浄化系Ｂ
の非再生熱交換器１３で冷却され、ろ過脱塩器１
４で浄化される。非再生熱交換器１３で冷却さ
れ、ろ過脱塩器１４で浄化されたプール水は、ラ
イン４００を経て燃料プール冷却浄化系Ａの燃料
プール１に戻される。なお、原子炉非常時、燃料
プール１のゲートを閉鎖した直後におけるプール
１内の熱負荷が大きい場合は、ライン１００およ
び２００を開き、原子炉残留熱除去系を併用する
こともできる（なお、第１４図にライン１００お
よび２００の接続系を示す）。すなわち、第１４
図において、燃料プール冷却浄化系Ａから原子炉
残留熱除去系Ｃへのプール水送込みライン１００
は、第１図〜第５図に示す従来例と同様、燃料プ
ール冷却浄化系スキマサージタンク２の出口配管
および、原子炉残留熱除去系ポンプ８、熱交換器
９の上流側間に、原子炉非常時にのみ開放される
弁を介して接続されている。また、原子炉残留熱
除去系Ｃから燃料プール冷却浄化系Ａへのプール
水戻りライン２００は、これまた第１図〜第５図
に示す従来例と同様、原子炉残留熱除去系ポンプ
８、熱交換器９の下流側および、燃料プール冷却
浄化系プール１の間に、原子炉非常時にのみ開放
される弁を介して接続されている。

本発明は以上のごときであり、本発明によれ
ば、原子炉非常時、燃料プール１のプール水は、
燃料プール冷却浄化系Ａのろ過脱塩器４と原子炉
冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１４とによつて浄化
が促進されるものであり、原子炉残留熱除去系の
みを非常時のバツクアツプ系としていた従来に比
べてプール水の浄化能力を高めることができる。

なお、原子炉残留熱除去系と原子炉冷却材浄化
系との冷却能力を比較すると、原子炉残留熱除去
系＞原子炉冷却材浄化系の関係にあるが、上記残
留熱除去系と冷却材浄化系とを併設しておけば、
原子炉非常時、冷却を促進させるか浄化を促進さ
せるかによつてバツクアツプ系統を選択すること
も可能である。

また、原子炉残留熱除去系と原子炉冷却材浄化
系とを併設すると、その両系統の保守・点検を交
互におこなうことができる。たとえば、原子炉非
常時、冷却を促進させる目的で、いま、原子炉残
留熱除去系を選択していたものとする。原子炉残
留熱除去系のポンプと熱交換器とは、２系列に分
けられているが、そのうち、１系列のポンプに故
障が発生したと仮定した場合、燃料プール冷却浄
化系のバツクアツプ系統を原子炉残留熱除去系か
ら原子炉冷却材浄化系に切り換えることにより、
上記故障したポンプの修理とその系全体の保守・
点検は勿論のこと、故障していないポンプ系全体
の保守・点検をも同時におこなうことができる。

第９図は原子炉建屋内に位置する燃料プールと
その周辺機器の平面的フロア配置図、第１０図は
第９図とは異なる燃料プールとその周辺機器の平
面的フロア配置図である。

第９図および第１０図において、符号１は燃料
プール、２は燃料プール１のスキマサージタン
ク、１５は燃料プール設置フロア、１６は原子炉
ウエル、１７は気水分離器・蒸気乾燥器ピツト、
また第１０図において、符号１８はサブ燃料プー
ル、１９はサブ燃料プール１８のスキマサージタ
ンクを示している。通常、燃料プールは、第９図
に示すように、１基設けられるが、建屋スペース
を有効に利用し、燃料貯蔵容量を大きくしようと
する場合は、たとえば第１０図に示すように、燃
料プール１よりもフロア１５に対して占有率の小
さい気水分離器・蒸気乾燥器ピツト１７側にサブ
燃料プール１８を設けることができる。

本発明は、上記のように、燃料プールを２基設
置した場合にも適用することができるものであつ
て、次に、その具体的構成を、第１１図にもとづ
いて説明する。

第１１図において、符号１８は燃料プール１と
併設されたサブ燃料プール、１９はサブ燃料プー
ル１８のプール水をオーバフローさせるスキマサ
ージタンク、２０はサブ燃料プール１８の底部付
近に設置されたスパージヤを示している。

ここで、燃料プール１内に通常取出し予定の使
用済燃料が貯蔵されている場合の冷却浄化モード
を、第１２図にもとづいて説明する。このとき、
サブ燃料プール１８内に燃料は貯蔵されていな
い。

次に、原子炉非常時、全炉心燃料をサブ燃料プ
ール１８内に貯蔵する場合の冷却浄化モードを、
第１３図にもとづいて説明する。このとき、燃料
プール１内には、通常取出し予定の使用済燃料が
貯蔵されている。

第１３図において、燃料プール１とサブ燃料プ
ール１８とを、バルブ３０，４０および５０を介
して完全に分離し、燃料プール１のプール水は、
燃料プール冷却浄化系Ａにより冷却浄化をおこな
う。また、サブ燃料プール１８のプール水は、原
子炉残留熱除去系（図示省略）および原子炉冷却
材浄化系Ｂにより冷却浄化をおこなう。サブ燃料
プール１８のプール水の冷却は、原子炉残留熱除
去系だけでも充分であるが、原子炉残留熱除去系
には、ろ過脱塩器が設けられていないため、原子
炉冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１４を利用してサ
ブ燃料プール１８のプール水を浄化する。

以下、燃料プール１のプール水を冷却浄化する
場合と、サブ燃料プール１８のプール水を冷却浄
化する場合とを、項を分けて説明する。

（燃料プール１のプール水を冷却浄化する場合）燃料プール１のプール水は、プール１内に貯蔵
されている使用済燃料の崩壊熱によつて加温され
る。加温されたプール水は、スキマサージタンク
２にオーバフローした後、ポンプ３によつて熱交
換器５に運ばれ、該部で冷却される。なお、プー
ル水は、熱交換器５の上流に設置されているろ過
脱塩器４によつて浄化される。ろ過脱塩器４で浄
化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン
７を通つて燃料プール１に戻され、スパージヤ６
を介してプール１の底部に吐出される。

（サブ燃料プール１８のプール水を冷却浄化する
場合）原子炉非常時、サブ燃料プール１８のプール水
は、炉心から取り出された燃料の崩壊熱によつて
加温される。加温されたプール水は、スキマサー
ジタンク１９にオーバフローした後、ライン１０
０および３００を介して原子炉残留熱除去系（図
示省略）および原子炉冷却材浄化系Ｂに運ばれ、
原子炉残留熱除去系の熱交換器および原子炉冷却
材浄化系Ｂの非再生熱交換器１３によつて冷却さ
れる。また、このとき、サブ燃料プール１８のプ
ール水は、原子炉冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１
４によつて浄化される。原子炉残留熱除去系の熱
交換器で冷却されたプール水は、ライン２００を
通つてサブ燃料プール１８に戻され、スパージヤ
２０を介してサブ燃料プール１８の底部に吐出さ
れる。一方、原子炉冷却材浄化系Ｂの非再生熱交
換器１３で冷却、ろ過脱塩器１４で浄化されたプ
ール水は、ライン４００を通つてサブ燃料プール
１８に戻され、スパージヤ２０を介してサブ燃料
プール１８の底部に吐出される。上記実施例にお
いては、サブ燃料プール１８のプール水の冷却
を、原子炉残留熱除去系（図示省略）の熱交換器
と原子炉冷却材浄化系Ｂの非再生熱交換器１３と
でおこなう場合について例示したが、原子炉残留
熱除去系と原子炉冷却材浄化系の冷却能力を比較
すると、原子炉残留熱除去系＞原子炉冷却材浄化
系の関係にあるため、原子炉非常時、サブ燃料プ
ール１８のプール水を冷却促進することを目的と
する場合は、原子炉冷却材浄化系Ｂの運転を休止
し、原子炉残留熱除去系のみを運転することもで
きる。これとは反対に、サブ燃料プール１８のプ
ール水を浄化することを主目的とする場合は、原
子炉残留熱除去系の運転を休止し、原子炉冷却材
浄化系Ｂのみを運転することもできる。

なお、第１１図において、燃料プール１の燃料
貯蔵容量が大きい場合、換言すると、燃料プール１の燃料貯蔵容量＞通常取出し予定
の使用済燃料＋原子炉非常時炉心から取り出される全燃料
の嵩の関係にある場合、通常取出し予定の使用済燃料
を燃料プール１に貯蔵し、原子炉非常時炉心から
取り出される全燃料をサブ燃料プール１８に大き
な余裕をもつて貯蔵するか、あるいは通常取出し
予定の使用済燃料と原子炉非常時炉心から取り出
される全燃料とを燃料プール１に貯蔵するかは任
意であるが、前者を採る場合の冷却浄化モード
は、第１２図および第１３図の冷却浄化モードを
もつて説明に代えることができ、後者を採る場合
の冷却浄化モードは、第７図および第８図の冷却
浄化モードをもつて説明に代えることができる。

〔発明の効果〕

以上詳述したように、本発明によれば、原子炉
非常時、燃料プール水を冷却する能力のみなら
ず、浄化する能力をも充分に備えた、グレードア
ツプされた燃料プール冷却浄化系を得ることがで
きるものであつて、本発明は、燃料プールが１基
の場合のみならず、２基の場合にも適用が可能で
ある。

【図面の簡単な説明】

第１図は燃料プール冷却浄化系の従来例を示す
全体的系統図、第２図および第３図はいずれも第
１図に示す冷却浄化系のモード説明図、第４図は
原子炉残留熱除去系の全体的系統図、第５図は第
４図に示す残留熱除去系のモード説明図、第６図
は本発明の一実施例である燃料プール冷却浄化系
の全体的系統図、第７図および第８図はいずれも
第６図に示す冷却浄化系のモードの説明図、第９
図は原子炉建屋内に位置する燃料プールとその周
辺機器の平面的フロア配置図、第１０図は第９図
とは異なる燃料プールとその周辺機器の平面的フ
ロア配置図、第１１図は本発明の他の実施例であ
る燃料プール冷却浄化系の全体的系統図、第１２
図および第１３図はいずれも第１１図に示す冷却
浄化系のモード説明図、第１４図は第６図〜第８
図にそれぞれ符号１００および２００で示すプー
ル水送込みラインおよびプール水戻りラインの接
続系統図である。Ａ……燃料プール冷却浄化系、Ｂ……原子炉冷
却材浄化系、Ｃ……原子炉残留熱除去系、１……
燃料プール、２……スキマサージタンク、３……
ポンプ、４……ろ過脱塩器、５……熱交換器、６
……スパージヤ、７……ライン、８……ポンプ、
９……熱交換器、１０および１１……ライン、１
２……再生熱交換器、１３……非再生熱交換器、
１４……ろ過脱塩器、１５……燃料プール設置フ
ロア、１６……原子炉ウエル、１７……気水分離
器・蒸気乾燥器ピツト、１８……サブ燃料プー
ル、１９……スキマサージタンク、２０……スパ
ージヤ、３０，４０および５０……バルブ、１０
０，２００，３００および４００……ライン。

Claims

【特許請求の範囲】１燃料プールと、スキマサージタンクと、ポン
プと、熱交換器と、ろ過脱塩器と、上記各部を連
絡する閉ループラインとを備えてなる原子力発電
施設の燃料プール冷却浄化系において、上記本来
の燃料プール冷却浄化系以外に、原子炉非常時炉
心の全ての燃料を燃料プールに取り出した場合
に、当該燃料プールのプール水を原子炉冷却材浄
化系に送り込んで再び燃料プールに帰還させる冷
却浄化バツクアツプラインとして、燃料プール冷
却浄化系から原子炉冷却材浄化系へのプール水送
込みラインを、燃料プール冷却浄化系スキマサー
ジタンクの出口配管および、原子炉冷却材浄化系
ポンプ、熱交換器、ろ過脱塩器の上流側間に、ま
た原子炉冷却材浄化系から燃料プール冷却浄化系
へのプール水戻りラインを、原子炉冷却材浄化系
ポンプ、熱交換器、ろ過脱塩器の下流側と燃料プ
ール冷却浄化系のプール入口配管との間に、それ
ぞれ原子炉非常時にのみ開放される弁を介して接
続したことを特徴とする燃料プール冷却浄化系。２燃料プールと、スキマサージタンクと、ポン
プと、熱交換器と、ろ過脱塩器と、上記各部を連
絡する閉ループラインとを備えてなる原子力発電
施設の燃料プール冷却浄化系において、上記本来
の燃料プール冷却浄化系以外に、原子炉非常時炉
心の全ての燃料を燃料プールに取り出した場合
に、当該燃料プールのプール水を原子炉冷却材浄
化系に送り込んで再び燃料プールに帰還させる冷
却浄化バツクアツプラインとして、燃料プール冷
却浄化系から原子炉冷却材浄化系へのプール水送
込みラインを、燃料プール冷却浄化系スキマサー
ジタンクの出口配管および、原子炉冷却材浄化系
ポンプ、熱交換器、ろ過脱塩器の上流側間に、ま
た原子炉冷却材化浄化系から燃料プール冷却浄化
系へのプール水戻りラインを、原子炉冷却材浄化
系ポンプ、熱交換器、ろ過脱塩器の下流側と燃料
プール冷却浄化系のプール入口配管との間に、そ
れぞれ原子炉非常時にのみ開放される弁を介して
接続しかつ、原子炉非常時燃料プールのプール水
を原子炉残留熱除去系に送り込んで再び燃料プー
ルに帰還させる冷却バツクアツプラインとして、
燃料プール冷却浄化系から原子炉残留熱除去系へ
のプール水送込みラインを、燃料プール冷却浄化
系スキマサージタンクの出口配管および、原子炉
残留熱除去系ポンプ、熱交換器の上流側面に、ま
た原子炉残留熱除去系から燃料プール冷却浄化系
へのプール水戻りラインを、原子炉残留熱除去系
ポンプ、熱交換器の下流側および、燃料プール冷
却浄化系のプール入口配管の間に、それぞれ原子
炉非常時にのみ開放される弁を介して接続したこ
とを特徴とする燃料プール冷却浄化系。