JPH0197899A - 原子炉炉水循環装置 - Google Patents
原子炉炉水循環装置Info
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- JPH0197899A JPH0197899A JP62253771A JP25377187A JPH0197899A JP H0197899 A JPH0197899 A JP H0197899A JP 62253771 A JP62253771 A JP 62253771A JP 25377187 A JP25377187 A JP 25377187A JP H0197899 A JPH0197899 A JP H0197899A
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- Japan
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- reactor
- residual heat
- heat removal
- piping
- recirculation
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は原子炉炉水循環装置、さらに詳細には、沸騰水
型原子炉の炉水循環装置に係り、特に、原子炉に接続さ
れている独立２系統の再循環系設備のうち、１系統の再
循環系設備が故障した場合であっても、炉水の長期冷却
を継続しておこなうことのできる。従来よりもさらに安
全性にすぐれた原子炉炉水循環装置に関するものである
。
型原子炉の炉水循環装置に係り、特に、原子炉に接続さ
れている独立２系統の再循環系設備のうち、１系統の再
循環系設備が故障した場合であっても、炉水の長期冷却
を継続しておこなうことのできる。従来よりもさらに安
全性にすぐれた原子炉炉水循環装置に関するものである
。
沸騰水型原子炉の炉水循環装置は、原子炉に接続された
独立２系統の再循環設備と、前記再循環系設備に接続さ
れた原子炉冷却材浄化系設備と。
独立２系統の再循環設備と、前記再循環系設備に接続さ
れた原子炉冷却材浄化系設備と。
原子炉残留熱除去系設備とから構成されている。
そして、第４図および第５図はいずれも従来提案に係る
沸騰水型原子炉の炉水循環系説明図であり、第４図およ
び第５図において、１は原子炉、２は原子炉１に接続さ
れた２系統の再循環系配管のうちの一方のＡ系配管、３
は原子炉残留熱除去系ポンプ、４は原子炉残留熱除去系
熱交換器、５は原子炉冷却材浄化系ポンプ、６は再生熱
交換器、７は非再生熱交換器、８は原子炉冷却材浄化器
、９は給水系配管、１０は原子炉格納容器、１１は原子
炉冷却材浄化系配管、１２は原子炉１に接続された２系
統の再循環系配管のうちの他方のＢ系配管である。
沸騰水型原子炉の炉水循環系説明図であり、第４図およ
び第５図において、１は原子炉、２は原子炉１に接続さ
れた２系統の再循環系配管のうちの一方のＡ系配管、３
は原子炉残留熱除去系ポンプ、４は原子炉残留熱除去系
熱交換器、５は原子炉冷却材浄化系ポンプ、６は再生熱
交換器、７は非再生熱交換器、８は原子炉冷却材浄化器
、９は給水系配管、１０は原子炉格納容器、１１は原子
炉冷却材浄化系配管、１２は原子炉１に接続された２系
統の再循環系配管のうちの他方のＢ系配管である。
また、第４図において、１３は前記原子炉再循環Ｂ系配
管１２に接続された残留熱除去系配管である。
管１２に接続された残留熱除去系配管である。
他方、第５図において、１４ａおよび１４ｂは、それぞ
れ共通配管１４を介して原子炉再循環Ｂ系配管１２に接
続された残留熱除去Ａ系配管および残留熱除去Ｂ系配管
である。
れ共通配管１４を介して原子炉再循環Ｂ系配管１２に接
続された残留熱除去Ａ系配管および残留熱除去Ｂ系配管
である。
さらに、第４図および第５図において、１５は原子炉再
循環系ポンプである。
循環系ポンプである。
しかして、第４図に示す原子炉炉水循環装置において、
残留熱除去系配管１３は、再循環Ｂ系配管１２の途中に
設けられているポンプ１５の上流側に接続されており、
再循環Ｂ系配管１２から残留熱除去系配管１３に分岐流
入した炉水は、残留熱除去系ポンプ３および残留熱除去
系熱交換器４を経て熱交換がおこなわれる。
残留熱除去系配管１３は、再循環Ｂ系配管１２の途中に
設けられているポンプ１５の上流側に接続されており、
再循環Ｂ系配管１２から残留熱除去系配管１３に分岐流
入した炉水は、残留熱除去系ポンプ３および残留熱除去
系熱交換器４を経て熱交換がおこなわれる。
第５図は第４図に示す原子炉炉水循環装置の改良型を示
し、第５図に示す炉水循環装置は、原子炉事故時におけ
る炉水長期冷却の必要性から、共通配管１４を介して再
循環Ｂ系配管１２から分岐した残留熱除去系を、さらに
Ａ系配管１４ａとＢ系配管１４ｂとの２系統に分岐して
おり、この構成によれば、第４図に示す原子炉炉水循環
装置に比べて、炉水冷却能力の向上化、さらには２系統
の残留熱除去系のうち、そのいずれか一方が万一故障し
た場合であっても、他方の残留熱除去系が運転を継続す
ることができ、炉水循環系の信頼性を向上させることが
できる６ なお、原子炉炉水循環装置に関する先行技術は、例えば
特開昭５３−８８４９７号公報に記載されている。
し、第５図に示す炉水循環装置は、原子炉事故時におけ
る炉水長期冷却の必要性から、共通配管１４を介して再
循環Ｂ系配管１２から分岐した残留熱除去系を、さらに
Ａ系配管１４ａとＢ系配管１４ｂとの２系統に分岐して
おり、この構成によれば、第４図に示す原子炉炉水循環
装置に比べて、炉水冷却能力の向上化、さらには２系統
の残留熱除去系のうち、そのいずれか一方が万一故障し
た場合であっても、他方の残留熱除去系が運転を継続す
ることができ、炉水循環系の信頼性を向上させることが
できる６ なお、原子炉炉水循環装置に関する先行技術は、例えば
特開昭５３−８８４９７号公報に記載されている。
しかして、第４図および第５図に示す従来型原子炉炉水
循環装置にあっては、いずれも、再循環Ｂ系配管１２の
途中に設けられているポンプ１５の万一の故障を想定し
て、当該ポンプ１５の上流側に残留熱除去系配管１３（
第４図の場合）、あるいは残留熱除去Ａ、Ｂ系配管１４
ａ、１４ｂの共通配管１４（第５図の場合）を接続する
ようにしているが、残留熱除去系配管１３（第４図）や
残留熱除去Ａ、Ｂ系配管１４ａ、１４ｂの共通配管１４
（第５図）を接続している再循環Ｂ系配管１２の配管破
断そのものについては特に考慮されておらず、この点の
改善が望まれていた。
循環装置にあっては、いずれも、再循環Ｂ系配管１２の
途中に設けられているポンプ１５の万一の故障を想定し
て、当該ポンプ１５の上流側に残留熱除去系配管１３（
第４図の場合）、あるいは残留熱除去Ａ、Ｂ系配管１４
ａ、１４ｂの共通配管１４（第５図の場合）を接続する
ようにしているが、残留熱除去系配管１３（第４図）や
残留熱除去Ａ、Ｂ系配管１４ａ、１４ｂの共通配管１４
（第５図）を接続している再循環Ｂ系配管１２の配管破
断そのものについては特に考慮されておらず、この点の
改善が望まれていた。
本発明は、前記した従来技術の問題点を解決すべく検討
の結果なされたものであって、その目的とするところは
、原子炉に接続されている独立２系統の再循環系設備の
うち、１系統の再循環系設備が故障した場合であっても
、炉水の長期冷却を継続しておこなうことのできる、従
来よりもさらに安全性にすぐれた、改良された原子炉炉
水循環装置を提供しようとするものである。
の結果なされたものであって、その目的とするところは
、原子炉に接続されている独立２系統の再循環系設備の
うち、１系統の再循環系設備が故障した場合であっても
、炉水の長期冷却を継続しておこなうことのできる、従
来よりもさらに安全性にすぐれた、改良された原子炉炉
水循環装置を提供しようとするものである。
前記目的は、原子炉に接続された独立２系統の再循環系
設備と、前記再循環系設備に接続された原子炉冷却材浄
化系設備と、原子炉残留熱除去系設備とよりなる原子炉
炉水循環装置において、原子炉残留熱除去系設備を、前
記２系統の原子炉再循環系設備からそれぞれ独立して分
岐させることによって達成される。
設備と、前記再循環系設備に接続された原子炉冷却材浄
化系設備と、原子炉残留熱除去系設備とよりなる原子炉
炉水循環装置において、原子炉残留熱除去系設備を、前
記２系統の原子炉再循環系設備からそれぞれ独立して分
岐させることによって達成される。
しかして、前記構成よりなる本発明によれば、原子炉に
接続された独立２系統からなる再循環系設備に対し、こ
れまた独立２系統からなる原子炉残留熱除去系設備をそ
れぞれ独立して分岐させたことにより、１系統の原子炉
再１２ｆ′Ｑ系設備、さらにはこれに接続されている原
子炉残留熱除去系設備が万一故障した場合であっても、
他の１系統の原子炉再循環系設備に接続されている原子
炉残留熱除去系設備により、炉水の長期冷却を継続して
おこなうことができる。
接続された独立２系統からなる再循環系設備に対し、こ
れまた独立２系統からなる原子炉残留熱除去系設備をそ
れぞれ独立して分岐させたことにより、１系統の原子炉
再１２ｆ′Ｑ系設備、さらにはこれに接続されている原
子炉残留熱除去系設備が万一故障した場合であっても、
他の１系統の原子炉再循環系設備に接続されている原子
炉残留熱除去系設備により、炉水の長期冷却を継続して
おこなうことができる。
以下、本発明を、第１図の実施例にもとづいて説明する
と、同図において、第４図および第５図に示す従来型原
子炉炉水循環装置と同一符号は同一部分、すなわち１は
原子炉、２は原子炉１に接続された２系統の再循環系配
管のうちの一方のＡ系配管、３は原子炉残留熱除去系ポ
ンプ、４は原子炉残留熱除去系熱交換器、５は原子炉冷
却材浄化系ポンプ、６は再生熱交換器、７は非再生熱交
換器、８は原子炉冷却材浄化器、９は給水系配管、１０
は原子炉格納容器、１１は原子炉冷却材浄化系配管、１
２は原子炉１に接続された２系統の再循環系配管のうち
の他方のＢ系配管、１５は原子炉再循環系ポンプである
。
と、同図において、第４図および第５図に示す従来型原
子炉炉水循環装置と同一符号は同一部分、すなわち１は
原子炉、２は原子炉１に接続された２系統の再循環系配
管のうちの一方のＡ系配管、３は原子炉残留熱除去系ポ
ンプ、４は原子炉残留熱除去系熱交換器、５は原子炉冷
却材浄化系ポンプ、６は再生熱交換器、７は非再生熱交
換器、８は原子炉冷却材浄化器、９は給水系配管、１０
は原子炉格納容器、１１は原子炉冷却材浄化系配管、１
２は原子炉１に接続された２系統の再循環系配管のうち
の他方のＢ系配管、１５は原子炉再循環系ポンプである
。
１６は第４図に示す従来型原子炉炉水循環装置の残留熱
除去系配管１３と同様、原子炉再循環Ｂ系配管１２に接
続した残留熱除去Ａ系配管、１７は前記残留熱除去Ａ系
配管１６と独立して、原子炉再循環Ａ系配管２側に接続
した残留熱除去Ｂ系配管を示し、第１図の実施例の場合
、残留熱除去Ｂ系配管１７は、原子炉格納容器１０外に
位置して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐されて
いる。
除去系配管１３と同様、原子炉再循環Ｂ系配管１２に接
続した残留熱除去Ａ系配管、１７は前記残留熱除去Ａ系
配管１６と独立して、原子炉再循環Ａ系配管２側に接続
した残留熱除去Ｂ系配管を示し、第１図の実施例の場合
、残留熱除去Ｂ系配管１７は、原子炉格納容器１０外に
位置して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐されて
いる。
図中、１８は原子炉残留熱除去Ａ、Ｂ系配管１６および
１７の途中に設けた隔離弁を示している。
１７の途中に設けた隔離弁を示している。
しかして、前記構成よりなる本発明によれば、原子炉１
に接続された独立２系統からなる再循環Ａ、Ｂ系配管２
，１２に対し、これまた独立２系統からなる原子炉残留
熱除去Ｂ、Ａ系配管１７゜１６をそれぞれ独立して分岐
させたことにより、１系統の原子炉再循環Ａ系配管２（
あるいはＢ系配管１２）、さらにはこれに接続されてい
る原子炉残留熱除去Ｂ系配管１７（あるいはＡ系配管１
６）が万一故障した場合であっても、他の１系統の原子
炉再循環Ｂ系配管１２（あるいはＡ系配管２）に接続さ
れている原子炉残留熱除去Ａ系配管１６（あるいはＢ系
配管１７）により、炉水の長期冷却を継続しておこなう
ことができる。
に接続された独立２系統からなる再循環Ａ、Ｂ系配管２
，１２に対し、これまた独立２系統からなる原子炉残留
熱除去Ｂ、Ａ系配管１７゜１６をそれぞれ独立して分岐
させたことにより、１系統の原子炉再循環Ａ系配管２（
あるいはＢ系配管１２）、さらにはこれに接続されてい
る原子炉残留熱除去Ｂ系配管１７（あるいはＡ系配管１
６）が万一故障した場合であっても、他の１系統の原子
炉再循環Ｂ系配管１２（あるいはＡ系配管２）に接続さ
れている原子炉残留熱除去Ａ系配管１６（あるいはＢ系
配管１７）により、炉水の長期冷却を継続しておこなう
ことができる。
なお、第１図の実施例においては、原子炉残留熱除去Ｂ
系配管１７を、格納容器１０外に位置して、原子炉通常
運転中ならびに炉停止時も稼動する冷却材浄化系配管１
１の途中から分岐した場合について例示したが、原子炉
残留熱除去Ｂ系配管１７を冷却材浄化系配管１１の途中
から分岐させるということは、原子炉残留熱除去系設備
の一部を冷却材浄化系設備の一部と共用するということ
であり、この構成によれば、システムの一部共用化によ
り、原子炉格納容器１０内における高線量率配管の布設
量、さらには配管布設にともなうバルブなど、付帯設備
の物量を削減することができ、経済的であるばかりでな
く、格納容器１ｏ内における作業スペースの縮小化を阻
止して、定検作業時における作業者被ばく線量の増加を
抑えることができる。
系配管１７を、格納容器１０外に位置して、原子炉通常
運転中ならびに炉停止時も稼動する冷却材浄化系配管１
１の途中から分岐した場合について例示したが、原子炉
残留熱除去Ｂ系配管１７を冷却材浄化系配管１１の途中
から分岐させるということは、原子炉残留熱除去系設備
の一部を冷却材浄化系設備の一部と共用するということ
であり、この構成によれば、システムの一部共用化によ
り、原子炉格納容器１０内における高線量率配管の布設
量、さらには配管布設にともなうバルブなど、付帯設備
の物量を削減することができ、経済的であるばかりでな
く、格納容器１ｏ内における作業スペースの縮小化を阻
止して、定検作業時における作業者被ばく線量の増加を
抑えることができる。
また、原子炉残留熱除去Ｂ系配管１７を、格納容器１０
外に位置して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐さ
せるということは、原子炉残留熱除去系設備の一部を冷
却材浄化系設備の一部と共用することに加えて、その原
子炉残留熱除去系設備全体を格納容器１０外に位置させ
ることであり。
外に位置して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐さ
せるということは、原子炉残留熱除去系設備の一部を冷
却材浄化系設備の一部と共用することに加えて、その原
子炉残留熱除去系設備全体を格納容器１０外に位置させ
ることであり。
この構成によれば、既述した効果、すなわち原子炉残留
熱除去Ｂ系配管１７を冷却材浄化系配管工１の途中から
分岐させることによる効果、換言すると、原子炉格納容
器１０内における高重量率配管の布設量と付帯設備の物
量とを削減できる効果、さらには格納容器１０内におけ
る作業スペースの縮小阻止効果をより一層顕著ならしめ
ることができる。
熱除去Ｂ系配管１７を冷却材浄化系配管工１の途中から
分岐させることによる効果、換言すると、原子炉格納容
器１０内における高重量率配管の布設量と付帯設備の物
量とを削減できる効果、さらには格納容器１０内におけ
る作業スペースの縮小阻止効果をより一層顕著ならしめ
ることができる。
第２図に本発明装置の他の実施例を示し、第２図の実施
例においては、原子炉再循環Ａ系配管２側に接続する残
留熱除去Ｂ系配管１７を、原子炉格納容器１０内に位置
して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐した場合を
示した。
例においては、原子炉再循環Ａ系配管２側に接続する残
留熱除去Ｂ系配管１７を、原子炉格納容器１０内に位置
して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐した場合を
示した。
しかして、第２図の実施例によれば、第１図の実施例に
比較して、若干効果は劣るものの、これによっても、原
子炉残留熱除去系設備の一部を冷却材浄化系設備の一部
と共用することにより、原子炉格納容器１０内における
高線量率配管の布設量、さらには配管布設にともなうバ
ルブなど、付帯設備の物量を削減することができ、経済
的であるばかりでなく、格納容器１０内における作業ス
ペースの縮小化を阻止して、定検作業時における作業者
被ばく線量の増加を抑えることができる。
比較して、若干効果は劣るものの、これによっても、原
子炉残留熱除去系設備の一部を冷却材浄化系設備の一部
と共用することにより、原子炉格納容器１０内における
高線量率配管の布設量、さらには配管布設にともなうバ
ルブなど、付帯設備の物量を削減することができ、経済
的であるばかりでなく、格納容器１０内における作業ス
ペースの縮小化を阻止して、定検作業時における作業者
被ばく線量の増加を抑えることができる。
なお、第２図に示す実施例によっても、第４図および第
５図に示す従来型原子炉炉水循環装置に比較して、１系
統の原子炉再循環Ａ系配管２（あるいはＢ系配管１２）
、さらにはこれに接続されている原子炉残留熱除去Ｂ系
配管１７（あるいはＡ系配管１６）が万一故障した場合
に、他の１系統の原子炉再循環Ｂ系配管１２（あるいは
Ａ系配管２）に接続されている原子炉残留熱除去Ａ系配
管１６（あるいはＢ系配管１７）により、炉水の長期冷
却を継続しておこなうことができることは勿論である。
５図に示す従来型原子炉炉水循環装置に比較して、１系
統の原子炉再循環Ａ系配管２（あるいはＢ系配管１２）
、さらにはこれに接続されている原子炉残留熱除去Ｂ系
配管１７（あるいはＡ系配管１６）が万一故障した場合
に、他の１系統の原子炉再循環Ｂ系配管１２（あるいは
Ａ系配管２）に接続されている原子炉残留熱除去Ａ系配
管１６（あるいはＢ系配管１７）により、炉水の長期冷
却を継続しておこなうことができることは勿論である。
第３図に本発明装置のさらに他の実施例を示し、第３図
の実施例においては、原子炉再循徴Ａ系配管２側に接続
する残留熱除去Ｂ系配管１７を、原子炉格納容器１０内
に位置して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐させ
ることなく、当該冷却材浄化系配管１１と並列に、直接
、原子炉再循環Ａ系配管２の途中から分岐した場合を示
した。
の実施例においては、原子炉再循徴Ａ系配管２側に接続
する残留熱除去Ｂ系配管１７を、原子炉格納容器１０内
に位置して、冷却材浄化系配管１１の途中から分岐させ
ることなく、当該冷却材浄化系配管１１と並列に、直接
、原子炉再循環Ａ系配管２の途中から分岐した場合を示
した。
しかして、第３図の実施例は、第１図および第２図の実
施例のように、原子炉残留熱除去系設備の一部を冷却材
浄化系設備の一部と共用するものではなく、したがって
原子炉残留熱除去系設備の遮蔽物量が若干増すものの、
これによっても、第４図および第５図に示す従来型原子
炉炉水循環装置に比較して、１系統の原子炉再循環Ａ系
配管２（あるいはＢ系配管１２）、さらにはこれに接続
されている原子炉残留熱除去Ｂ系配管１７（あるいはＡ
系配管工６）が万一故障した場合に、他の１系統の原子
炉再循環Ｂ系配管１２（あるいはＡ系配管２）に接続さ
れている原子炉残留熱除去Ａ系配管１６（あるいはＢ系
配管１７）により、炉水の長期冷却を継続しておこなう
ことができる。
施例のように、原子炉残留熱除去系設備の一部を冷却材
浄化系設備の一部と共用するものではなく、したがって
原子炉残留熱除去系設備の遮蔽物量が若干増すものの、
これによっても、第４図および第５図に示す従来型原子
炉炉水循環装置に比較して、１系統の原子炉再循環Ａ系
配管２（あるいはＢ系配管１２）、さらにはこれに接続
されている原子炉残留熱除去Ｂ系配管１７（あるいはＡ
系配管工６）が万一故障した場合に、他の１系統の原子
炉再循環Ｂ系配管１２（あるいはＡ系配管２）に接続さ
れている原子炉残留熱除去Ａ系配管１６（あるいはＢ系
配管１７）により、炉水の長期冷却を継続しておこなう
ことができる。
本発明は以上のごときであり、図示実施例の説明からも
明らかなように、本発明によれば、原子炉に接続されて
いる独立２系統の再循環系設備のうち、１系統の再循環
系設備が故障した場合であっても、炉水の長期冷却を継
続しておこなうことのできる。従来よりもさらに安全性
にすぐれた、改良された原子炉炉水Ｗｉ環装置を得るこ
とができる。
明らかなように、本発明によれば、原子炉に接続されて
いる独立２系統の再循環系設備のうち、１系統の再循環
系設備が故障した場合であっても、炉水の長期冷却を継
続しておこなうことのできる。従来よりもさらに安全性
にすぐれた、改良された原子炉炉水Ｗｉ環装置を得るこ
とができる。
第１図〜第３図はそれぞれ本発明の異なった実施例を示
す原子炉炉水循環系説明図、第４図および第５図はいず
れも従来提案に係る沸騰水型原子炉の炉水循環系説明図
である。 １・・・原子炉、２・・・原子炉再循環Ａ系配管、３・
・・原子炉残留熱除去系ポンプ、４・・・原子炉残留熱
除去系熱交換器、１０・・・原子炉格納容器、１１・・
・原子炉冷却材浄化系配管、１２・・・原子炉再循環Ｂ
系配管、１６・・・原子炉残留熱除去Ａ系配管、１７・
・・原子炉残留熱除去Ｂ系配管。 −【 躬λ図 系３区 第４ｚ 基５区
す原子炉炉水循環系説明図、第４図および第５図はいず
れも従来提案に係る沸騰水型原子炉の炉水循環系説明図
である。 １・・・原子炉、２・・・原子炉再循環Ａ系配管、３・
・・原子炉残留熱除去系ポンプ、４・・・原子炉残留熱
除去系熱交換器、１０・・・原子炉格納容器、１１・・
・原子炉冷却材浄化系配管、１２・・・原子炉再循環Ｂ
系配管、１６・・・原子炉残留熱除去Ａ系配管、１７・
・・原子炉残留熱除去Ｂ系配管。 −【 躬λ図 系３区 第４ｚ 基５区
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉に接続された独立２系統の再境環系設備と、
前記再循環系設備に接続された原子炉冷却材浄化系設備
と、原子炉残留熱除去系設備とよりなる原子炉炉水循環
装置において、原子炉残留熱除去系設備を、前記２系統
の原子炉再循環系設備からそれぞれ独立して分岐させた
ことを特徴とする原子炉炉水循環装置。 ２、特許請求の範囲第１項記載の発明において、原子炉
残留熱除去系設備を、冷却材浄化系設備から分岐させた
原子炉炉水循環装置。 ３、特許請求の範囲第２項記載の発明において、原子炉
残留熱除去系設備を、格納容器外で冷却材浄化系設備か
ら分岐させた原子炉炉水循環装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62253771A JPH0197899A (ja) | 1987-10-09 | 1987-10-09 | 原子炉炉水循環装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62253771A JPH0197899A (ja) | 1987-10-09 | 1987-10-09 | 原子炉炉水循環装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0197899A true JPH0197899A (ja) | 1989-04-17 |
Family
ID=17255914
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62253771A Pending JPH0197899A (ja) | 1987-10-09 | 1987-10-09 | 原子炉炉水循環装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0197899A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5375151A (en) * | 1991-12-09 | 1994-12-20 | General Electric Company | Reactor water cleanup system |
-
1987
- 1987-10-09 JP JP62253771A patent/JPH0197899A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5375151A (en) * | 1991-12-09 | 1994-12-20 | General Electric Company | Reactor water cleanup system |
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