JPH0421837B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0421837B2 JPH0421837B2 JP58090480A JP9048083A JPH0421837B2 JP H0421837 B2 JPH0421837 B2 JP H0421837B2 JP 58090480 A JP58090480 A JP 58090480A JP 9048083 A JP9048083 A JP 9048083A JP H0421837 B2 JPH0421837 B2 JP H0421837B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- rod drive
- reactor
- hcu
- group
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 30
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims description 14
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 5
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 2
- 230000002452 interceptive effect Effects 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、原子炉設備に係り、特に制御棒駆動
水圧ユニツトと制御棒駆動機構ハウジングとの接
続関係に関する。
水圧ユニツトと制御棒駆動機構ハウジングとの接
続関係に関する。
第１図ないし第４図は従来の原子炉設備を示す
もので、第１図に示す如く、原子炉建屋１内には
原子炉格納容器２が設置され、さらにその内部に
原子炉圧力容器（以下RPVと称する）３が格納
されている。RPV３の内部には炉心（図示せず）
が設けられ、炉心内にはガイド管４を通して複数
の制御棒（以下CRと称する）５が鉛直方向に挿
脱されて炉心に装荷された核燃料の反応度を制御
するように構成されている。また、RPV３の底
部には各CRごとに１対１で対応する制御棒駆動
機構ハウジング（以下CRDハウジングと称する）
６が取付けてあり、各CRDハウジング６には制
御棒駆動機構（以下CRDと称する）７が挿通さ
れている。そして各CRD７の上端はカツプリン
グを介して各CR５の下端に連結されている。ま
た各CRDハウジング６の下端に設けられた配管
接続口（第２図参照）６ａには水系配管８ａ，８
ｂが接続されている。
もので、第１図に示す如く、原子炉建屋１内には
原子炉格納容器２が設置され、さらにその内部に
原子炉圧力容器（以下RPVと称する）３が格納
されている。RPV３の内部には炉心（図示せず）
が設けられ、炉心内にはガイド管４を通して複数
の制御棒（以下CRと称する）５が鉛直方向に挿
脱されて炉心に装荷された核燃料の反応度を制御
するように構成されている。また、RPV３の底
部には各CRごとに１対１で対応する制御棒駆動
機構ハウジング（以下CRDハウジングと称する）
６が取付けてあり、各CRDハウジング６には制
御棒駆動機構（以下CRDと称する）７が挿通さ
れている。そして各CRD７の上端はカツプリン
グを介して各CR５の下端に連結されている。ま
た各CRDハウジング６の下端に設けられた配管
接続口（第２図参照）６ａには水系配管８ａ，８
ｂが接続されている。
一方、原子炉建屋１内には複数の制御棒駆動水
圧ユニツト群（以下HCU群と称する）９ａ，９
ｂが設置されている。これらのHCU群９ａ，９
ｂは、第３図に示す如くいずれも複数の制御棒駆
動水圧ユニツト（以下HCUと称する）９を集合
してなり、各HCU９は前記水系配管８ａまたは
８ｂを介して各CRDハウジング６に接続されて
いる。
圧ユニツト群（以下HCU群と称する）９ａ，９
ｂが設置されている。これらのHCU群９ａ，９
ｂは、第３図に示す如くいずれも複数の制御棒駆
動水圧ユニツト（以下HCUと称する）９を集合
してなり、各HCU９は前記水系配管８ａまたは
８ｂを介して各CRDハウジング６に接続されて
いる。
ところで、複数のCRD７はRPV３の中心に対
して点対称となるように配置されており、RPV
の直径方向の線l1〜l2を境として、その一方の領
域Ａに属するCRDハウジング６は水系配管８ａ
を介して一方のHCU群９ａに属するHCU９に接
続され、他方の領域Ｂに属するCRDハウジング
６は水系配管８ｂを介して他方のHCU群９ｂに
属するHCU９に接続されている。なお線l1〜l2上
に位置するCRDハウジング６は、交互に、一方
のHCU群９ａに属するHCU９と他方のHCU群
９ｂに属するHCU９に接続されている。また、
これに伴ない一方のHCU群９ａに属するHCU９
に接続されるCRDハウジング６の配管接続口６
ａは第３図における下方に位置させ、他方の
HCU群９ｂに属するHCU９に接続されるCRDハ
ウジング６の配管接続口６ａは第３図における上
方に位置させて、水系配管８ａ，８ｂが互いに干
渉することなく整然と配設されている。
して点対称となるように配置されており、RPV
の直径方向の線l1〜l2を境として、その一方の領
域Ａに属するCRDハウジング６は水系配管８ａ
を介して一方のHCU群９ａに属するHCU９に接
続され、他方の領域Ｂに属するCRDハウジング
６は水系配管８ｂを介して他方のHCU群９ｂに
属するHCU９に接続されている。なお線l1〜l2上
に位置するCRDハウジング６は、交互に、一方
のHCU群９ａに属するHCU９と他方のHCU群
９ｂに属するHCU９に接続されている。また、
これに伴ない一方のHCU群９ａに属するHCU９
に接続されるCRDハウジング６の配管接続口６
ａは第３図における下方に位置させ、他方の
HCU群９ｂに属するHCU９に接続されるCRDハ
ウジング６の配管接続口６ａは第３図における上
方に位置させて、水系配管８ａ，８ｂが互いに干
渉することなく整然と配設されている。
以上の原子炉設備において、たとえば一方の
HCU群９ａに属するHCU９またはこれらに接続
された水系配管８ａのうちの多数が破損した場合
には、もつぱら領域Ａに属するCRD７のみが、
多数、動作不能となつてCR５を炉心に挿入する
ことができなくなる。そしてこのままでは領域Ａ
における核燃料の反応度を制御できず、直ちに原
子炉停止に至らしめることになるので、このよう
な事態が生じたときにはRPV３内の冷却材の炉
圧によりCR５を炉心に挿入し、原子炉の停止を
回避する構成となつている。
HCU群９ａに属するHCU９またはこれらに接続
された水系配管８ａのうちの多数が破損した場合
には、もつぱら領域Ａに属するCRD７のみが、
多数、動作不能となつてCR５を炉心に挿入する
ことができなくなる。そしてこのままでは領域Ａ
における核燃料の反応度を制御できず、直ちに原
子炉停止に至らしめることになるので、このよう
な事態が生じたときにはRPV３内の冷却材の炉
圧によりCR５を炉心に挿入し、原子炉の停止を
回避する構成となつている。
以上のように、一部のHCU群に属するHCU９
またはこれらに接続される水系配管が多数破損す
るような事態が生じた場合にはRPV３内の冷却
材の炉圧によりCR５を炉心に挿入するように構
成されているが、冷却材の炉圧によりCRを挿入
することは原子炉の安全性および作業員の被曝低
減を図る上からあまり好ましいことではない。
またはこれらに接続される水系配管が多数破損す
るような事態が生じた場合にはRPV３内の冷却
材の炉圧によりCR５を炉心に挿入するように構
成されているが、冷却材の炉圧によりCRを挿入
することは原子炉の安全性および作業員の被曝低
減を図る上からあまり好ましいことではない。
本発明はこのような事情にもとづいてなされた
もので、その目的は、万一、一部のHCU群に属
するHCUまたはこれらに接続された水系配管の
うちの多数が破損した場合でも挿入動作できない
CRが特定領域に集中せず、したがつてRPV内の
冷却材の炉圧によつてCRを挿入させることなく
原子炉の安全性および作業員の被曝低減を図るこ
とができ、しかも原子炉を停止に至らしめること
もない原子炉設備を提供することにある。
もので、その目的は、万一、一部のHCU群に属
するHCUまたはこれらに接続された水系配管の
うちの多数が破損した場合でも挿入動作できない
CRが特定領域に集中せず、したがつてRPV内の
冷却材の炉圧によつてCRを挿入させることなく
原子炉の安全性および作業員の被曝低減を図るこ
とができ、しかも原子炉を停止に至らしめること
もない原子炉設備を提供することにある。
以上の目的を達成するため、本発明の原子炉設
備は、HCUを複数ずつ複数の群に区分して原子
炉建屋内に設置するとともに、各HCU群に属す
るHCUに接続されるCRDハウジングを一様に混
在させて配置することにより、一部の群に属する
HCUまたはこれらに接続された水系配管のうち
の多数が万一破損した場合でも挿入動作できない
CRが特定領域に集中することを防止するもので
ある。
備は、HCUを複数ずつ複数の群に区分して原子
炉建屋内に設置するとともに、各HCU群に属す
るHCUに接続されるCRDハウジングを一様に混
在させて配置することにより、一部の群に属する
HCUまたはこれらに接続された水系配管のうち
の多数が万一破損した場合でも挿入動作できない
CRが特定領域に集中することを防止するもので
ある。
第５図ないし第８図は本発明の一実施例を示す
もので、第５図は概略縦断面図、第６図はCRD
とCRDハウジングと水系配管との関係を一部切
欠して示す側面図、第７図は概略平面図、第８図
はCRDハウジングおよび水系配管の概略配置で
ある。また、これらの図において第１図ないし第
４図と同一部分には同一符号を付してある。
もので、第５図は概略縦断面図、第６図はCRD
とCRDハウジングと水系配管との関係を一部切
欠して示す側面図、第７図は概略平面図、第８図
はCRDハウジングおよび水系配管の概略配置で
ある。また、これらの図において第１図ないし第
４図と同一部分には同一符号を付してある。
HCU９０は複数ずつ４つの群に区分され、こ
れら４つのHCU群９１，９２，９３，９４は、
第７図に示す如く原子炉建屋１内の四隅に設置さ
れている。
れら４つのHCU群９１，９２，９３，９４は、
第７図に示す如く原子炉建屋１内の四隅に設置さ
れている。
一方、RPV３の底部に取付けられた多数の
CRDハウジング６１，６２，６３，６４はRPV
３の中心すなわち図面上省略された炉心の中心を
軸として点対称となるように配置されているが、
これらのCRDハウジング６１，６２，６３，６
４はそれぞれ前記４つのHCU群９１，９２，９
３，９４に対応させてある。すなわち、第７図に
示すように第１のHCU群９１にはCRDハウジン
グ６１を対応させ、第２のHCU群９２にはCRD
ハウジング６２を対応させ、第３のHCU群９３
にはCRDハウジング６３を対応させ、第４の
HCU群９４にはCRDハウジング６４を対応させ
ている。そして各HCU群９１，９２，９３，９
４に対応するCRDハウジング６１，６２，６３，
６４は、第７図に示す如く、RPV３の底部にお
いて隣り合うCRDハウジング同志が異なる群の
HCU９０に接続されるように一様に混在して配
置されている。また、第１のHCU群９１に対応
するCRDハウジング６１の配置接続口６１ａは
すべて第７図中下方の位置に設けられている。以
下同様に、第２〜第４のHCU群９２，９３，９
４に対応するCRDハウジング６２，６３，６４
の配管接続口９２ａ，９３ａ，９４ａは、それぞ
れ、第７図中左方、上方、右方の位置に設けられ
ている。そして配管接続口９１ａに接続された水
系配管８１は、RPV３の下方位置ではすべて第
７図中右方へ向つてほぼ水平に引出されたのち第
１のHCU群９１に属するHCU９０に接続されて
いる。以下同様に、配管接続口９２ａ，９３ａ，
９４ａに接続された水系配管８２，８３，８４
は、RPV３の下方位置ではそれぞれ第７図中上
方、左方、下方へ向つてほぼ水平に引出されたの
ち、第２〜第４のHCU群９２，９３，９４にそ
れぞれ属するHCU９０に接続され、かくして各
HCU群およびそれぞれに対応するCRDよりなる
各系統の位置関係が、炉心の中心を軸とする点対
称となるようにしている。
CRDハウジング６１，６２，６３，６４はRPV
３の中心すなわち図面上省略された炉心の中心を
軸として点対称となるように配置されているが、
これらのCRDハウジング６１，６２，６３，６
４はそれぞれ前記４つのHCU群９１，９２，９
３，９４に対応させてある。すなわち、第７図に
示すように第１のHCU群９１にはCRDハウジン
グ６１を対応させ、第２のHCU群９２にはCRD
ハウジング６２を対応させ、第３のHCU群９３
にはCRDハウジング６３を対応させ、第４の
HCU群９４にはCRDハウジング６４を対応させ
ている。そして各HCU群９１，９２，９３，９
４に対応するCRDハウジング６１，６２，６３，
６４は、第７図に示す如く、RPV３の底部にお
いて隣り合うCRDハウジング同志が異なる群の
HCU９０に接続されるように一様に混在して配
置されている。また、第１のHCU群９１に対応
するCRDハウジング６１の配置接続口６１ａは
すべて第７図中下方の位置に設けられている。以
下同様に、第２〜第４のHCU群９２，９３，９
４に対応するCRDハウジング６２，６３，６４
の配管接続口９２ａ，９３ａ，９４ａは、それぞ
れ、第７図中左方、上方、右方の位置に設けられ
ている。そして配管接続口９１ａに接続された水
系配管８１は、RPV３の下方位置ではすべて第
７図中右方へ向つてほぼ水平に引出されたのち第
１のHCU群９１に属するHCU９０に接続されて
いる。以下同様に、配管接続口９２ａ，９３ａ，
９４ａに接続された水系配管８２，８３，８４
は、RPV３の下方位置ではそれぞれ第７図中上
方、左方、下方へ向つてほぼ水平に引出されたの
ち、第２〜第４のHCU群９２，９３，９４にそ
れぞれ属するHCU９０に接続され、かくして各
HCU群およびそれぞれに対応するCRDよりなる
各系統の位置関係が、炉心の中心を軸とする点対
称となるようにしている。
以上の原子炉設備において、たとえば第１の
HCU群９１に属するHCU９０は水系配管８１を
通してCRDハウジング６１へ駆動水を供給し、
これらのハウジング６１に支持されたCRD７は
それぞれの上端に連結されたCR５を駆動する。
またCR５は炉心に対し挿脱して炉心に装荷され
た核燃料の反応度を制御する。第２〜第４の
HCU群９２〜９４の各系統についてもまつたく
同様である。
HCU群９１に属するHCU９０は水系配管８１を
通してCRDハウジング６１へ駆動水を供給し、
これらのハウジング６１に支持されたCRD７は
それぞれの上端に連結されたCR５を駆動する。
またCR５は炉心に対し挿脱して炉心に装荷され
た核燃料の反応度を制御する。第２〜第４の
HCU群９２〜９４の各系統についてもまつたく
同様である。
そこでこのような構成であると、各HCU群９
１，９２，９３，９４に対応するCRD７および
CR５が炉心全域に一様に分散配置されているた
め、万一、一部のHCU群（たとえばHCU群９
１）に属するHCU９０またはこれらに接続され
た水系配管（たとえば水系配管８１）のうちの多
数が破損した場合でも、炉心に対し挿入動作でき
ないCR５は全領域に一様に分散して存在するこ
とになる。したがつて、炉心の局部領域において
核反応度の制御が不可能になることはないので、
RPV３内の冷却材の炉圧によつてCR５を挿入さ
せる、という緊急処置も不要となり、原子炉の安
全性および作業員の被曝低減を図ることができ
る。また一部のHCU群に属するHCU９０または
これらに接続された水系配管のうちの多数が破損
した場合でも原子炉を停止に至らしめることはな
いので原子炉設備の稼働率の向上を図ることがで
きる。さらに、共通の群に属するHCU９０に接
続されるCRDハウジングごとに配管接続口９１
ａ，９２ａ，９３ａ，９４ａの向きを異ならせた
ことにより、水系配管８１，８２，８３，８４
も、原子炉建屋１内の限られた配管スペース内
に、各群ごとに整然と、かつ互いに干渉すること
なく配設することができる。
１，９２，９３，９４に対応するCRD７および
CR５が炉心全域に一様に分散配置されているた
め、万一、一部のHCU群（たとえばHCU群９
１）に属するHCU９０またはこれらに接続され
た水系配管（たとえば水系配管８１）のうちの多
数が破損した場合でも、炉心に対し挿入動作でき
ないCR５は全領域に一様に分散して存在するこ
とになる。したがつて、炉心の局部領域において
核反応度の制御が不可能になることはないので、
RPV３内の冷却材の炉圧によつてCR５を挿入さ
せる、という緊急処置も不要となり、原子炉の安
全性および作業員の被曝低減を図ることができ
る。また一部のHCU群に属するHCU９０または
これらに接続された水系配管のうちの多数が破損
した場合でも原子炉を停止に至らしめることはな
いので原子炉設備の稼働率の向上を図ることがで
きる。さらに、共通の群に属するHCU９０に接
続されるCRDハウジングごとに配管接続口９１
ａ，９２ａ，９３ａ，９４ａの向きを異ならせた
ことにより、水系配管８１，８２，８３，８４
も、原子炉建屋１内の限られた配管スペース内
に、各群ごとに整然と、かつ互いに干渉すること
なく配設することができる。
また、各HCU群およびそれぞれに対応する
CRDよりなる各系統の位置関係を、炉心の中心
を軸とする点対称としているので、４系統の水系
配管群を同一の形状にすることができ、配管の設
計、施工を容易にすることができる。
CRDよりなる各系統の位置関係を、炉心の中心
を軸とする点対称としているので、４系統の水系
配管群を同一の形状にすることができ、配管の設
計、施工を容易にすることができる。
なお、本発明はこの実施例に限定されるもので
はない。たとえば実施例ではHCUを４つの群に
区分するものとして説明したが、要は複数の群で
あればよい。
はない。たとえば実施例ではHCUを４つの群に
区分するものとして説明したが、要は複数の群で
あればよい。
以上詳述したように、本発明の原子炉設備は、
HCUを複数ずつ複数の群に区分けして原子炉建
屋内に設置するとともに、各HCU群に属する
HCUに接続されるCRDハウジングを一様に混在
させて配置したことを特徴とするものである。
HCUを複数ずつ複数の群に区分けして原子炉建
屋内に設置するとともに、各HCU群に属する
HCUに接続されるCRDハウジングを一様に混在
させて配置したことを特徴とするものである。
したがつて万一、一部のHCU群に属するHCU
またはこれらに接続された水系配管のうちの多数
が破損した場合でも挿入動作できないCRが特定
領域に集中せず、したがつてRPV内の冷却材の
炉圧によつてCRを挿入させることなく原子炉の
安全性および作業員の被曝低減を図ることがで
き、しかも原子炉停止を回避できるなど、所期の
効果を得ることができる。
またはこれらに接続された水系配管のうちの多数
が破損した場合でも挿入動作できないCRが特定
領域に集中せず、したがつてRPV内の冷却材の
炉圧によつてCRを挿入させることなく原子炉の
安全性および作業員の被曝低減を図ることがで
き、しかも原子炉停止を回避できるなど、所期の
効果を得ることができる。
第１図ないし第４図は従来例を示すもので、第
１図は概略縦断面図、第２図はCRDとCRDハウ
ジングと水系配管との関係を一部切欠して示す側
面図、第３図は概略平面図、第４図はCRDハウ
ジングおよび水系配管の概略配置図、第５図ない
し第８図は本発明の一実施例を示すもので、第５
図は概略縦断面図、第６図はCRDとCRDハウジ
ングと水系配管との関係を一部切欠して示す側面
図、第７図は概略平面図、第８図はCRDハウジ
ングおよび水系配管の概略配置図である。 １……原子炉建屋、３……原子炉圧力容器
（RPV）、５……制御棒（CR）、６１，６２，６
３，６４……制御棒駆動機構ハウジング（CRD
ハウジング）、６１ａ，６２ａ，６３ａ，６４ａ
……配管接続口、７……制御棒駆動機構
（CRD）、８１，８２，８３，８４……水系配管、
９０……制御棒駆動水圧ユニツト（HCU）、９
１，９２，９３，９４……制御棒駆動水圧ユニツ
ト群（HCU群）。
１図は概略縦断面図、第２図はCRDとCRDハウ
ジングと水系配管との関係を一部切欠して示す側
面図、第３図は概略平面図、第４図はCRDハウ
ジングおよび水系配管の概略配置図、第５図ない
し第８図は本発明の一実施例を示すもので、第５
図は概略縦断面図、第６図はCRDとCRDハウジ
ングと水系配管との関係を一部切欠して示す側面
図、第７図は概略平面図、第８図はCRDハウジ
ングおよび水系配管の概略配置図である。 １……原子炉建屋、３……原子炉圧力容器
（RPV）、５……制御棒（CR）、６１，６２，６
３，６４……制御棒駆動機構ハウジング（CRD
ハウジング）、６１ａ，６２ａ，６３ａ，６４ａ
……配管接続口、７……制御棒駆動機構
（CRD）、８１，８２，８３，８４……水系配管、
９０……制御棒駆動水圧ユニツト（HCU）、９
１，９２，９３，９４……制御棒駆動水圧ユニツ
ト群（HCU群）。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 内部に炉心を有する原子炉圧力容器と、この
原子炉圧力容器内の下部位置に設けられ炉心に対
し挿脱して炉心に装荷された核燃料の反応度を制
御する複数の制御棒と、各制御棒に対応して前記
原子炉圧力容器の底部に取付けられた複数の制御
棒駆動機構ハウジングと、各制御棒駆動機構ハウ
ジングに支持され前記各制御棒に連結され各制御
棒駆動機構ハウジングに供給された駆動水により
各制御棒を駆動する複数の制御棒駆動機構と、複
数ずつ複数の群に区分されて原子炉建屋内に設置
された制御棒駆動水圧ユニツトと、各制御棒駆動
水圧ユニツトと制御棒駆動機構ハウジングとを接
続し制御棒駆動水圧ユニツトからの駆動水を制御
棒駆動機構ハウジング内へ供給する水系配管とを
具備し、前記各群に属する制御棒駆動水圧ユニツ
トに接続される制御棒駆動機構ハウジングを一様
に混在させたことを特徴とする原子炉設備。 ２ 各群の制御棒駆動水圧ユニツト、各群の制御
棒駆動水圧ユニツトに対応する制御棒駆動機構お
よび水系配管よりなる各系統の位置関係を、炉心
の中心を軸とする点対称としたことを特徴とする
特許請求の範囲第１項記載の原子炉設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58090480A JPS59216092A (ja) | 1983-05-23 | 1983-05-23 | 原子炉設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58090480A JPS59216092A (ja) | 1983-05-23 | 1983-05-23 | 原子炉設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59216092A JPS59216092A (ja) | 1984-12-06 |
| JPH0421837B2 true JPH0421837B2 (ja) | 1992-04-14 |
Family
ID=13999723
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58090480A Granted JPS59216092A (ja) | 1983-05-23 | 1983-05-23 | 原子炉設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59216092A (ja) |
-
1983
- 1983-05-23 JP JP58090480A patent/JPS59216092A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59216092A (ja) | 1984-12-06 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4681728A (en) | Nuclear reactor | |
| CN103850483A (zh) | 一种核电厂主厂房群布置方法 | |
| US6510192B1 (en) | Boiling water type nuclear reactor core and operation method thereof | |
| US4683117A (en) | Nuclear fuel assembly incorporating primary and secondary structural support members | |
| KR101082061B1 (ko) | 대형 원자로 | |
| GB1481913A (en) | Nuclear reactor comprising a system for the emergency injection of a liquid | |
| JPH0421837B2 (ja) | ||
| CN109920563A (zh) | 一种适用于耐高温驱动机构的桁架式一体化堆顶结构 | |
| JPH05232272A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| US5483565A (en) | Fuel assembly for a boiling water reactor | |
| JPH0339277B2 (ja) | ||
| US3407115A (en) | Fuel element-control rod assembly | |
| US6259756B1 (en) | Control blade sequence patterns for optimization of BWR power control | |
| US20050069079A1 (en) | Modular reactor containment system | |
| US4683116A (en) | Nuclear reactor | |
| JPH04296693A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| EP0363710A2 (en) | Combined support column and guide tube for use in a nuclear reactor | |
| JPS63108294A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH0570797B2 (ja) | ||
| GB1436206A (en) | Core for nuclear reactors | |
| JPH0372293A (ja) | 原子炉の出力制御装置 | |
| JP2021063771A (ja) | 原子力プラント | |
| EP4718471A1 (en) | Nuclear power plant | |
| EP1213725B1 (en) | Ring plate around openings in reinforced concrete containment vessel | |
| US3284313A (en) | Standpipes for nuclear reactors |