JPH03215796A - 沸騰水型原子炉の残留熱除去系 - Google Patents
沸騰水型原子炉の残留熱除去系Info
- Publication number
- JPH03215796A JPH03215796A JP2008295A JP829590A JPH03215796A JP H03215796 A JPH03215796 A JP H03215796A JP 2008295 A JP2008295 A JP 2008295A JP 829590 A JP829590 A JP 829590A JP H03215796 A JPH03215796 A JP H03215796A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- loop
- reactor
- lpci
- recirculation
- heat removal
- Prior art date
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- 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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は沸騰水型原子炉の原子炉に非常用冷却水を注入
する低圧注水モードを有する残留熱除去系に関する． （従来の技術） 沸騰水型原子炉の残留熱除去系の低圧注水モードは、冷
却材喪失事故時に他の非常用炉心冷却系とともに働き、
炉水位を回復、維持することにより燃料被覆管の破損を
防止するために設置されている． 以下，第２図に示す従来の残留熱除去系の低圧注水モー
ド（ＬＰＣＩ）について説明する．一般に沸騰水型原子
炉１は，原子炉再循環ルーブ２系統２ａ，２ｂを具備し
ている．沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故はこの再循環
ループ２ａあるいは２ｂの配管破断により，発生する。
する低圧注水モードを有する残留熱除去系に関する． （従来の技術） 沸騰水型原子炉の残留熱除去系の低圧注水モードは、冷
却材喪失事故時に他の非常用炉心冷却系とともに働き、
炉水位を回復、維持することにより燃料被覆管の破損を
防止するために設置されている． 以下，第２図に示す従来の残留熱除去系の低圧注水モー
ド（ＬＰＣＩ）について説明する．一般に沸騰水型原子
炉１は，原子炉再循環ルーブ２系統２ａ，２ｂを具備し
ている．沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故はこの再循環
ループ２ａあるいは２ｂの配管破断により，発生する。
また、一般的な沸騰水型原子炉には，２系統の低圧注水
モード（以下、ＬＰＣＩという）が設置されている（以
下，ＬＰＣＩ−Ａ３ａおよびＬＰＣＩ−Ｂ３ｂと称する
）。ＬＰＣＩは１系統で冷却材喪失事故時に、破断して
いない方の原子炉再循環ループを経て原子炉１へ注水し
、炉水位を回復，維持し，燃料の破損を防止できる容量
を持っている． Ｌ Ｐ Ｃ Ｉ − Ａ３ａは圧力抑制室４のプール水
５中から５０％容量の電動ポンプ６ａ１＃ ６ａ，に吸
込み配管が接続され、さらに外側弁８ａおよび内側弁９
ａを具備した注入ライン７ａを経て，再循環ループＡ２
ａに接続されている。ＬＰＣＩ−Ｂ３ｂも同様に、圧力
抑制室４のプール水Ｓ中から５０％容量の電動ポンフ６
ｂ，， ６ｂ，に吸込み配管が接続され、さらに外側弁
８ｂおよび内側弁９ｂを具備した注入ライン７ｂを経て
、再循環ループＢｉｂに接続されている。ＬＰＣＩ−Ａ
，Ｂ間はポンプ６ａ１〜６ｂ２の出口側において、連絡
弁１０を介したタイラインが設けられている。
モード（以下、ＬＰＣＩという）が設置されている（以
下，ＬＰＣＩ−Ａ３ａおよびＬＰＣＩ−Ｂ３ｂと称する
）。ＬＰＣＩは１系統で冷却材喪失事故時に、破断して
いない方の原子炉再循環ループを経て原子炉１へ注水し
、炉水位を回復，維持し，燃料の破損を防止できる容量
を持っている． Ｌ Ｐ Ｃ Ｉ − Ａ３ａは圧力抑制室４のプール水
５中から５０％容量の電動ポンプ６ａ１＃ ６ａ，に吸
込み配管が接続され、さらに外側弁８ａおよび内側弁９
ａを具備した注入ライン７ａを経て，再循環ループＡ２
ａに接続されている。ＬＰＣＩ−Ｂ３ｂも同様に、圧力
抑制室４のプール水Ｓ中から５０％容量の電動ポンフ６
ｂ，， ６ｂ，に吸込み配管が接続され、さらに外側弁
８ｂおよび内側弁９ｂを具備した注入ライン７ｂを経て
、再循環ループＢｉｂに接続されている。ＬＰＣＩ−Ａ
，Ｂ間はポンプ６ａ１〜６ｂ２の出口側において、連絡
弁１０を介したタイラインが設けられている。
ＬＰＣＩは非常用系のため，通常時には作動する必要が
なく、ボンプ６ａ１〜６ｂ，は停止状態で、外側弁８ａ
， ８ｂおよび連絡弁１０は開状態で、内側弁９ａ，９
ｂは閉状態で待機している。
なく、ボンプ６ａ１〜６ｂ，は停止状態で、外側弁８ａ
， ８ｂおよび連絡弁１０は開状態で、内側弁９ａ，９
ｂは閉状態で待機している。
以下，再循環ループ２ｂが破断した場合を例に説明する
。
。
ＬＰＣＩ 一Ａ３ａはボンプ６ａ，および６ａ，に、ま
たＬＰＣＩ一Ｂ３ｂはボンプ６ｂ１および６ｂ，にそれ
ぞれ圧力抑制室４内のプール水５を吸込む。
たＬＰＣＩ一Ｂ３ｂはボンプ６ｂ１および６ｂ，にそれ
ぞれ圧力抑制室４内のプール水５を吸込む。
一方、再循環ループ２ｂが破断しているため、選択すべ
き注入ラインとしては７ａが選択される。このため、外
側弁８ａおよび内側弁９ａを開放して注入ライン７ａを
注入状態にラインアップするとともに、外側弁８ｂおよ
び内側弁９ｂを閉鎖して注入ライン７ｂの注入阻止を行
なう。待機時に開状態の外側弁８ａに開信号を出し，閉
状態の内側弁９ｂに閉信号を出するのは、定例試験など
により，これらの弁が待機状態にない場合でも、自動的
に起動状態に移行させるためである。
き注入ラインとしては７ａが選択される。このため、外
側弁８ａおよび内側弁９ａを開放して注入ライン７ａを
注入状態にラインアップするとともに、外側弁８ｂおよ
び内側弁９ｂを閉鎖して注入ライン７ｂの注入阻止を行
なう。待機時に開状態の外側弁８ａに開信号を出し，閉
状態の内側弁９ｂに閉信号を出するのは、定例試験など
により，これらの弁が待機状態にない場合でも、自動的
に起動状態に移行させるためである。
したがって、ＬＰＣＩ−Ｂ３ｂのボンプ６ｂ１， ６ｂ
２からの吐出水は連絡弁ｌＯを経て、注入ライン７ａに
移送され、Ｌ Ｐ Ｃ Ｉ − Ａ３ａのポンブ６ａ１
１ ６ａ，からの吐出水と合わせて、注入ライン７ａの
外側弁８ａおよび内側弁９ａを経て、破断していない再
循環ループＡ２ａを介して，原子炉１に注入される．次
に、第３図のブロック図を参照して従来の破断ループの
選択方法について説明する。
２からの吐出水は連絡弁ｌＯを経て、注入ライン７ａに
移送され、Ｌ Ｐ Ｃ Ｉ − Ａ３ａのポンブ６ａ１
１ ６ａ，からの吐出水と合わせて、注入ライン７ａの
外側弁８ａおよび内側弁９ａを経て、破断していない再
循環ループＡ２ａを介して，原子炉１に注入される．次
に、第３図のブロック図を参照して従来の破断ループの
選択方法について説明する。
まず、ステップ２０において、再循環ループの破断が発
生したことが原子炉水位低あるいは格納容器圧力高によ
り検出される． ついで、ステップ２１において、破断が生じた再循環ル
ープの方が圧力が低くなることを利用して、いずれの再
循環ループが破断したかを再循環ループ２ａおよび２ｂ
の圧力の関係により判定する。この再循環ループの圧力
の関係は、第２図における再循環ルーブ２ａ，２ｂ間に
設けられた差圧検出器１１により検出される。
生したことが原子炉水位低あるいは格納容器圧力高によ
り検出される． ついで、ステップ２１において、破断が生じた再循環ル
ープの方が圧力が低くなることを利用して、いずれの再
循環ループが破断したかを再循環ループ２ａおよび２ｂ
の圧力の関係により判定する。この再循環ループの圧力
の関係は、第２図における再循環ルーブ２ａ，２ｂ間に
設けられた差圧検出器１１により検出される。
これは，計器誤差および誤選択をしても炉心に十分な冷
却水を注入できる程度の圧力差δを考慮して、再循環ル
ープＡの圧力Ｐａと再循環ループＢの圧力ｐｂにより，
以下のように行われる。すなわち、いずれか一方の圧力
を基準として、例えば、Ｐａ≧Ｐｂ＋δとなった場合に
は、Ｂループが破断したと判定し、ステップ２２におい
てＡループを選択する。逆に、Ｐ ａ ＜ Ｐ ｂ＋δ
となった場合には、Ａループが破断したと判定し、ステ
ップ２３においてＢループを選択する。
却水を注入できる程度の圧力差δを考慮して、再循環ル
ープＡの圧力Ｐａと再循環ループＢの圧力ｐｂにより，
以下のように行われる。すなわち、いずれか一方の圧力
を基準として、例えば、Ｐａ≧Ｐｂ＋δとなった場合に
は、Ｂループが破断したと判定し、ステップ２２におい
てＡループを選択する。逆に、Ｐ ａ ＜ Ｐ ｂ＋δ
となった場合には、Ａループが破断したと判定し、ステ
ップ２３においてＢループを選択する。
Ａループを選択した場合には，先に説明したようにＡル
ーブの注入ライン７ａのラインアップ２４およびＢルー
ブの注入ライン７ｂの注入阻止２５が行われる．逆に、
Ｂループを選択した場合には、Ｂループの注入ライン７
ｂのラインアップ２６およびＡループの注入ライン７ａ
の注入阻止２７が行われる。
ーブの注入ライン７ａのラインアップ２４およびＢルー
ブの注入ライン７ｂの注入阻止２５が行われる．逆に、
Ｂループを選択した場合には、Ｂループの注入ライン７
ｂのラインアップ２６およびＡループの注入ライン７ａ
の注入阻止２７が行われる。
（発明が解決しようとする課題）
上述のようにＬＰＣＩは冷却材喪失事故に対処するよう
に設計されているが、冷却材喪失事故の発生確率は非常
に低い。一方、最近の確率論的安全評価などの研究によ
れば、冷却材喪失事故よりも、過渡変化において、過渡
変化を緩和・収束させるために複数設けられている緩和
系統の多重故障事故の場合の方がＬＰＣＩが必要となる
頻度が非常に大きいことが指摘されている．この後者の
場合には、実際には、いずれの再循環ルーブ２ａ，２ｂ
とも破断していない．さらに、破断が発生していないた
め、原子炉１への補給水量はわずかですむため、５０％
容量のポンプ１台で十分である。
に設計されているが、冷却材喪失事故の発生確率は非常
に低い。一方、最近の確率論的安全評価などの研究によ
れば、冷却材喪失事故よりも、過渡変化において、過渡
変化を緩和・収束させるために複数設けられている緩和
系統の多重故障事故の場合の方がＬＰＣＩが必要となる
頻度が非常に大きいことが指摘されている．この後者の
場合には、実際には、いずれの再循環ルーブ２ａ，２ｂ
とも破断していない．さらに、破断が発生していないた
め、原子炉１への補給水量はわずかですむため、５０％
容量のポンプ１台で十分である。
この実際には発生頻度がはるかに高い両ループとも破断
していない場合に係り．ＬＰＣＩの信頼性に関しては、
以下のような問題点があった．従来のＬＰＣＩの破断ル
ープ検出方法では，必ずいずれか一方の破断ループを選
択する．すなわち，両ループとも破断していない場合に
は、先に述べた例では、両ループ間の圧力差がδ以下の
ため、Ｐａ＜Ｐｂ＋δとなり、第３図のステップ２３に
おいてＢループが選択され、Ａループの注入阻止２７が
行われる。すなわち、Ａループは破断していないにもか
かわらず、外側弁８ａ，内側弁９ａとも閉鎖される。
していない場合に係り．ＬＰＣＩの信頼性に関しては、
以下のような問題点があった．従来のＬＰＣＩの破断ル
ープ検出方法では，必ずいずれか一方の破断ループを選
択する．すなわち，両ループとも破断していない場合に
は、先に述べた例では、両ループ間の圧力差がδ以下の
ため、Ｐａ＜Ｐｂ＋δとなり、第３図のステップ２３に
おいてＢループが選択され、Ａループの注入阻止２７が
行われる。すなわち、Ａループは破断していないにもか
かわらず、外側弁８ａ，内側弁９ａとも閉鎖される。
このため、選択されたＢループの注入ライン７ｂの内側
弁９ｂが単一故障を起こして，開けなかった場合には、
Ｌ．ＰＣＩは４台ものポンプの冗長性が有るにもかかわ
らず、系統全体の機能が喪失してしまうという欠点があ
った。
弁９ｂが単一故障を起こして，開けなかった場合には、
Ｌ．ＰＣＩは４台ものポンプの冗長性が有るにもかかわ
らず、系統全体の機能が喪失してしまうという欠点があ
った。
しかもこのような状況は、ＬＰＣＩを必要とする場合の
大部分を占めているため、原子炉全体の安全性に対する
ＬＰＣＩの信頼性を大きく低減させる要因となっていた
。
大部分を占めているため、原子炉全体の安全性に対する
ＬＰＣＩの信頼性を大きく低減させる要因となっていた
。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、ＬＰＣＩが必要とされる大部分の場合である再循環ル
ープが破断を起こしていない場合について、ＬＰＣＩの
２系統のいずれの注入ラインも原子炉への注入のために
ラインアップさせることにより，ＬＰＣＩを単一故障で
系統全体を機能喪失とさせることなく、ＬＰＣＩ全体の
信頼性を大幅に向上させた残留熱除去系を提供すること
にある。
、ＬＰＣＩが必要とされる大部分の場合である再循環ル
ープが破断を起こしていない場合について、ＬＰＣＩの
２系統のいずれの注入ラインも原子炉への注入のために
ラインアップさせることにより，ＬＰＣＩを単一故障で
系統全体を機能喪失とさせることなく、ＬＰＣＩ全体の
信頼性を大幅に向上させた残留熱除去系を提供すること
にある。
（課題を解決するための手段および作用）本発明は上記
目的を達成するために，原子炉再循環ループ間の圧力差
に基づき健全な再循環ループを選択して，原子炉に非常
用冷却水を注入する低圧注水モードを有する沸騰水型原
子炉の残留熱除去系において、再循環ループのいずれも
破断していない場合、すなわち、再循環ループ間の圧力
差が計器誤差および誤選択をしても炉心に十分な冷却水
を注入できる程度の圧力差δ以下の場合には、両方の再
循環ループへの注入ラインをラインアップすることを特
徴とするものである。
目的を達成するために，原子炉再循環ループ間の圧力差
に基づき健全な再循環ループを選択して，原子炉に非常
用冷却水を注入する低圧注水モードを有する沸騰水型原
子炉の残留熱除去系において、再循環ループのいずれも
破断していない場合、すなわち、再循環ループ間の圧力
差が計器誤差および誤選択をしても炉心に十分な冷却水
を注入できる程度の圧力差δ以下の場合には、両方の再
循環ループへの注入ラインをラインアップすることを特
徴とするものである。
したがって，本発明の残留熱除去系によれば、ＬＰＣＩ
が必要な大部分の場合に注入ラインの冗長化がはかれ、
ＬＰＣＩ全体の信頼性を大幅に向上させることが可能と
なる。
が必要な大部分の場合に注入ラインの冗長化がはかれ、
ＬＰＣＩ全体の信頼性を大幅に向上させることが可能と
なる。
（実施例）
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例のブロック図である．すでに
説明したＬＰＣＩのループ選択方法を説明した第３図と
同一部分には同一符号を付して説明する． まず、ステップ２０において、再循環ループの破断が発
生したことが原子炉水位低あるいは格納容器圧力高によ
り検出される。
説明したＬＰＣＩのループ選択方法を説明した第３図と
同一部分には同一符号を付して説明する． まず、ステップ２０において、再循環ループの破断が発
生したことが原子炉水位低あるいは格納容器圧力高によ
り検出される。
ついで，ステップ２ｌにおいて，破断が生じた再循環ル
ープの方が圧力が低くなることを利用して、いずれの再
循環ループが破断したかを再循環ループ２ａおよび２ｂ
の圧力の関係により判定する。この再循環ループの圧力
の関係は、第２図における再循環ループ２ａ， ２ｂ間
に設けられた差圧検出器ｌ１により検出される。
ープの方が圧力が低くなることを利用して、いずれの再
循環ループが破断したかを再循環ループ２ａおよび２ｂ
の圧力の関係により判定する。この再循環ループの圧力
の関係は、第２図における再循環ループ２ａ， ２ｂ間
に設けられた差圧検出器ｌ１により検出される。
上記ステップ２１において，再循環ループ間の圧力の関
係から破断ループを判定する場合に，計器誤差および誤
選択をしても炉心に十分な冷却水を注入できる程度の圧
力差δを考慮して、Ｐａ≧Ｐｂ＋δとなった場合には，
従来同様にＢループが破断したと判定し、ステップ２２
においてＡルーブを選択する．また、Ｐｂ≧Ｐａ＋δと
なった場合には、従来同様にＡループが破断したと判定
し、ステップ２３においてＢループを選択する。
係から破断ループを判定する場合に，計器誤差および誤
選択をしても炉心に十分な冷却水を注入できる程度の圧
力差δを考慮して、Ｐａ≧Ｐｂ＋δとなった場合には，
従来同様にＢループが破断したと判定し、ステップ２２
においてＡルーブを選択する．また、Ｐｂ≧Ｐａ＋δと
なった場合には、従来同様にＡループが破断したと判定
し、ステップ２３においてＢループを選択する。
さらに、両ループ間の圧力差がδ以下であるｌＰａ
Ｐｂｌ＜δの場合には，両ループとも破断していないと
判定し，ステップ２８において、Ａループ，Ｂループと
も選択を行なう． ステップ２２あるいは２３において、いずれかのループ
を選択した場合には、従来と同様に、選択した方のルー
プのラインアップおよび選択しなかったループの注入阻
止を行なうが，破断していないと判定し、ステップ２８
を実施する場合には、Ａループのラインアップ２４およ
びＢループのラインアップ２６を実施し、両ループの注
入ラインのラインアップを行なうとともに、ステップ２
５およびステップ２７の選択阻止のステップは実行しな
い．〔発明の効果〕 以上説明したように、本発明によれば．ＬＰＧ？が必要
となる大部分の場合である冷却材喪失事故ではない場合
に、ＬＰＣＩの注入ラインの冗長化がはかれ、ＬＰＣＩ
全体の信頼性を大幅に向上させるとともに，４台のポン
プの冗長性も十分生かすことが可能となる。また、改良
する部分が再循環ループ間の圧力を判定する論理回路の
一部であり、大規模な機械的な変更が不要のため、安価
でしかも簡単に既設プラントへ導入することが可能とな
る。
Ｐｂｌ＜δの場合には，両ループとも破断していないと
判定し，ステップ２８において、Ａループ，Ｂループと
も選択を行なう． ステップ２２あるいは２３において、いずれかのループ
を選択した場合には、従来と同様に、選択した方のルー
プのラインアップおよび選択しなかったループの注入阻
止を行なうが，破断していないと判定し、ステップ２８
を実施する場合には、Ａループのラインアップ２４およ
びＢループのラインアップ２６を実施し、両ループの注
入ラインのラインアップを行なうとともに、ステップ２
５およびステップ２７の選択阻止のステップは実行しな
い．〔発明の効果〕 以上説明したように、本発明によれば．ＬＰＧ？が必要
となる大部分の場合である冷却材喪失事故ではない場合
に、ＬＰＣＩの注入ラインの冗長化がはかれ、ＬＰＣＩ
全体の信頼性を大幅に向上させるとともに，４台のポン
プの冗長性も十分生かすことが可能となる。また、改良
する部分が再循環ループ間の圧力を判定する論理回路の
一部であり、大規模な機械的な変更が不要のため、安価
でしかも簡単に既設プラントへ導入することが可能とな
る。
第１図は本発明の一実施例のＬＰＣＩの破断ループ検出
方法を説明するためのブロック図、第２図は本発明が適
用されるＬＰＣＩの概略構成図、第３図は従来のＬＰＣ
Ｉの破断ループ検出方法を説明するためのブロック図で
ある。 １・・・原子炉， ２ａ，２ｂ・・・原子炉再循環ループ、３ａ， ３ｂ−
Ｌ Ｐ Ｃ Ｉ系、 ６ａ■ｔ ６ａ２ ｅ ６ｂ１ｅ ６ｂ２ ”’ポンプ
、７ａ，７ｂ・・・注入ライン，８ａ，８ｂ・・・外側
弁、９ａ， ９ｂ・・・内側弁， １０・・・連絡弁、 ｌ１・・・差圧検出器 （８７３３）代理人弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名） 第 エ 図 第 ２ 図
方法を説明するためのブロック図、第２図は本発明が適
用されるＬＰＣＩの概略構成図、第３図は従来のＬＰＣ
Ｉの破断ループ検出方法を説明するためのブロック図で
ある。 １・・・原子炉， ２ａ，２ｂ・・・原子炉再循環ループ、３ａ， ３ｂ−
Ｌ Ｐ Ｃ Ｉ系、 ６ａ■ｔ ６ａ２ ｅ ６ｂ１ｅ ６ｂ２ ”’ポンプ
、７ａ，７ｂ・・・注入ライン，８ａ，８ｂ・・・外側
弁、９ａ， ９ｂ・・・内側弁， １０・・・連絡弁、 ｌ１・・・差圧検出器 （８７３３）代理人弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名） 第 エ 図 第 ２ 図
Claims (1)
- 原子炉再循環ループ間の圧力差に基づき健全な再循環ル
ープを選択して、原子炉に非常用冷却水を注入する低圧
注水モードを有する沸騰水型原子炉の残留熱除去系にお
いて、原子炉再循環ループ間に圧力差がない場合には全
ての再循環ループを選択することを特徴とする沸騰水型
原子炉の残留熱除去系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2008295A JPH03215796A (ja) | 1990-01-19 | 1990-01-19 | 沸騰水型原子炉の残留熱除去系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2008295A JPH03215796A (ja) | 1990-01-19 | 1990-01-19 | 沸騰水型原子炉の残留熱除去系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03215796A true JPH03215796A (ja) | 1991-09-20 |
Family
ID=11689169
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2008295A Pending JPH03215796A (ja) | 1990-01-19 | 1990-01-19 | 沸騰水型原子炉の残留熱除去系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03215796A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009031079A (ja) * | 2007-07-26 | 2009-02-12 | Toshiba Corp | 非常用炉心冷却系 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5620264A (en) * | 1979-07-28 | 1981-02-25 | Showa Touen Kk | Tile unit for oneeshot joint and making method of said unit |
| JPS60166730U (ja) * | 1984-04-16 | 1985-11-06 | 淡陶株式会社 | 仮目地付き先付工法用タイルユニツト |
| JPH01158164A (ja) * | 1987-08-31 | 1989-06-21 | Danto Corp | 仮目地付きタイルシート |
-
1990
- 1990-01-19 JP JP2008295A patent/JPH03215796A/ja active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5620264A (en) * | 1979-07-28 | 1981-02-25 | Showa Touen Kk | Tile unit for oneeshot joint and making method of said unit |
| JPS60166730U (ja) * | 1984-04-16 | 1985-11-06 | 淡陶株式会社 | 仮目地付き先付工法用タイルユニツト |
| JPH01158164A (ja) * | 1987-08-31 | 1989-06-21 | Danto Corp | 仮目地付きタイルシート |
Cited By (1)
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