JPH0437396B2 - - Google Patents
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- JPH0437396B2 JPH0437396B2 JP58044069A JP4406983A JPH0437396B2 JP H0437396 B2 JPH0437396 B2 JP H0437396B2 JP 58044069 A JP58044069 A JP 58044069A JP 4406983 A JP4406983 A JP 4406983A JP H0437396 B2 JPH0437396 B2 JP H0437396B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- condensate
- ion exchange
- demineralizers
- purification device
- demineralizer
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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
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- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Water Treatment By Sorption (AREA)
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
Description
〔発明の技術分野〕
本発明は原子力あるいは火力発電プラントの復
水配管系統に設けられる復水浄化装置の運転方法
に係り、特に復水濾過装置および復水脱塩装置を
復水配管系統にシリーズに設けた復水浄化装置の
運転方法に関する。 〔発明の技術的背景とその問題点〕 一般に、原子力発電プラントや火力発電プラン
トには復水器からの復水を浄化する復水浄化装置
が設けられており、この復水浄化装置で復水中に
含まれる不純物を除去するようになつている。復
水浄化装置は、初期の原子力発電プラントにおい
ては、復水脱塩装置のみから構成され、この復水
脱塩装置で復水中に含まれるクラツド等の不溶解
性ならびに溶解性の不純物を取り除くようになつ
ている。復水中のクラツドの除去処理は作業員の
被曝低減を図る上で有効であることが判明してい
る。 しかしながら、復水脱塩装置だけではクラツド
の除去処理に脱塩性能上の限界があり、充分な処
理を行なうことができなかつたり、またクラツド
の影響で溶解性不純物の除去を目的としたイオン
交換性能にも支障をきたす等の問題があつた。 この問題から、復水脱塩装置の上流側に復水濾
過装置を設置して復水浄化装置を構成し、復水濾
過装置でクラツド等の不溶解性不純物を除去し、
クラツド等が除去された復水を復水脱塩装置内を
低速で流して、脱塩処理し、溶解性不純物を取り
除くようにしたものがある。 この復水浄化装置を設置すると、復水の水質は
下表のようになる。
水配管系統に設けられる復水浄化装置の運転方法
に係り、特に復水濾過装置および復水脱塩装置を
復水配管系統にシリーズに設けた復水浄化装置の
運転方法に関する。 〔発明の技術的背景とその問題点〕 一般に、原子力発電プラントや火力発電プラン
トには復水器からの復水を浄化する復水浄化装置
が設けられており、この復水浄化装置で復水中に
含まれる不純物を除去するようになつている。復
水浄化装置は、初期の原子力発電プラントにおい
ては、復水脱塩装置のみから構成され、この復水
脱塩装置で復水中に含まれるクラツド等の不溶解
性ならびに溶解性の不純物を取り除くようになつ
ている。復水中のクラツドの除去処理は作業員の
被曝低減を図る上で有効であることが判明してい
る。 しかしながら、復水脱塩装置だけではクラツド
の除去処理に脱塩性能上の限界があり、充分な処
理を行なうことができなかつたり、またクラツド
の影響で溶解性不純物の除去を目的としたイオン
交換性能にも支障をきたす等の問題があつた。 この問題から、復水脱塩装置の上流側に復水濾
過装置を設置して復水浄化装置を構成し、復水濾
過装置でクラツド等の不溶解性不純物を除去し、
クラツド等が除去された復水を復水脱塩装置内を
低速で流して、脱塩処理し、溶解性不純物を取り
除くようにしたものがある。 この復水浄化装置を設置すると、復水の水質は
下表のようになる。
本発明は、上述した点を考慮し、復水脱塩装置
内を通過する復水の流速を高速化することによ
り、復水脱塩器の必要塔数を削減し、発電プラン
ト建設コストの低減を確実に図るようにした復水
浄化装置の運転方法を提供することを主な目的と
する。 本発明の他の目的は、復水脱塩装置に使用され
るイオン交換樹脂量を減少させるとともにイオン
交換樹脂の再生頻度を減らすことができ、放射性
廃液等の放射性廃棄物の発生量低減を図ることが
できる、原子力発電プラント用復水浄化装置の運
転方法を提供するにある。 〔発明の概要〕 上述した目的を達成するために、本発明に係る
復水浄化装置の運転方法は、復水器からの復水系
統に、クラツド等の不溶解性不純物を除去する復
水濾過装置とイオン交換作用により溶解性不純物
を除去する復水脱塩装置とを、シリーズに配設す
るとともに、上記復水脱塩装置は互いに並設され
た複数の復水脱塩器を有するものにおいて、上記
各復水脱塩器内を流れる復水の線流速を130m／
hr〜150m／hrに設定したものである。 〔発明の実施例〕 以下、本発明に係る復水浄化装置の運転方法の
一実施例について添付図面を参照して説明する。 第１図は本発明に適用する復水浄化装置を原子
力発電プラントに適用した例を示す系統図であ
り、図中符号１０は原子力発電プラントの沸騰水
型原子炉を示す。この原子炉１０の炉心部で発生
した蒸気は蒸気供給系統１１を通つて蒸気タービ
ン１２に供給され、ここでタービンを廻し、仕事
をする。仕事をした蒸気は続いて復水器１３に案
内されて凝縮され、復水となる。復水器１３で凝
縮された復水は、復水系統１４に導かれ、低圧復
水ポンプ１５等を経て復水浄化装置１８に案内さ
れ、この復水浄化装置１８で復水中のクラツド等
の不溶解性不純物および溶解性不純物が分離除去
され、清浄な復水となる。この復水は、高圧復水
ポンプ１９から低圧給水加熱器２０、給水ポンプ
２１および高圧給水加熱器２２を経て原子炉１０
に給水され、１つのサイクルが終了する。 復水浄化装置１８は、上流側に設けられた復水
濾過装置２４とその下流側にシリーズに設置され
た復水脱塩装置２５とを有する。復水濾過装置２
４および復水脱塩装置２５には、復水濾過器２４
ａ…および復水脱塩器２５ａ…がそれぞれ複数塔
づつ予備を含めて並設される。通常運転時には、
予備塔各１塔を除き、各復水濾過器２４ａ…およ
び復水脱塩器２５ａ…が復水浄化のために通水運
転に入つている。このうち、復水濾過器２４ａ…
は復水中のクラツドを濾過作用により除去するも
ので、粉末状のイオン交換樹脂が充填される。ま
た、復水脱塩器２５ａ…は主に復水中の溶解性不
純物を、ビーズ状のイオン交換樹脂のイオン交換
作用により除去するものである。この復水脱塩器
は復水濾過器２４ａ…より劣るが、クラツドなど
の不溶解性不純物をも濾過し、吸着するようにな
つている。 実際の110万KWクラスの原子力発電プラント
においては、復水浄化装置１８の復水脱塩装置２
５に組み込まれる復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…２
５ｊは、第２図に示すように例えば10塔設けられ
ている。各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…２５ｊ
は、復水系統１４の復水入口母管２６から復水入
口ヘツダ２７を介して分岐された各分岐管２８
ａ，２８ｂ…２８ｊに設置される。復水脱塩器２
５ａ，２５ｂ…２５ｊの出口側には出口ストレー
ナ２９ａ…２９ｊが介装され、復水出口ヘツダ３
０を介して復水は合流される。なお、各分岐管２
８ａ，２８ｂ…２８ｊには、入口弁３１ａ…３１
ｊ、および出口弁３２ａ…３２ｊがそれぞれ取付
けられる。 しかして、復水濾過装置２４でクラツドが除去
された復水は、復水入口ヘツダ２７から各分岐管
２８ａ，２８ｂ…に分配され、予備の復水脱塩器
１塔を除く各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…に案内
され、各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…に充填され
たビーズ状イオン交換樹脂のイオン交換作用によ
り脱塩処理され、浄化される。この浄化により溶
解性不純物が除去された復水は出口ストレーナ２
９ａ…を経て復水出口ヘツダ３０で集められ、下
流側に設置された高圧復水ポンプ１９に案内され
る。 復水脱塩装置の各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…
を通過する復水の線流速（復水脱塩器１塔当りに
流れる復水流量／イオン交換樹脂床平均断面積）
は、従来の原子力発電プラントでは120m／hr前
後が採用されている。この流速値は、復水浄化装
置に復水濾過装置が採用されない当時の流速と同
じである。しかしながら、第３図に示すように、
復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…に充填されるイオン
交換樹脂のイオン交換性能は、流速を多少上げて
も性能上問題がないことが判明している。したが
つて、復水中のクラツドは復水濾過装置でほぼ完
全に除去され、クラツドの除去が不要となつた復
水脱塩器２５ａ，２５ｂ…においては、器内を流
れる復水流速をイオン交換性能上問題のない範囲
で最大限に向上させることができ、流速130m／
hr〜150m／hrの範囲を採用しても問題がない。 復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…内を流れる復水流
速を従来の120m／hr程度から150m／hr程度まで
向上させると、例えば110万KWクラスの原子力
発電プラントに必要な復水脱塩器数は次のように
して計算される。 復水脱塩器の必要塔数＝復水流量／１塔／イ
オン交換樹脂床平均断面積・イオン交換樹脂床流速 ＝7540m3／hr／6.8m2・150m／hr＝7.4塔 従来の120m／hr程度の線流速では、 復水脱塩器の必要塔数 ＝7540m3／hr／6.8m2・120m／hr＝9.24塔 このため、従来の復水脱塩装置においては、必
要な復水脱塩器は予備塔１塔を含めて10〜11塔必
要であつたものが、復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…
内を流れる流速を上昇させることにより、予備塔
１塔を含めて９塔あればよく、１塔乃至２塔の低
減を図ることができる。実際には、従来10塔設け
られていたので１塔の低減となる。 復水脱塩器を１塔低減させることにより、復水
脱塩器並びにその廻りの配管、各弁、計装機器、
電気関係が１塔分削除することができるので、原
子力発電プラントのプラント建設コストを押し下
げることができる。また、復水脱塩器の塔数削減
は、プラント運転時における故障発生箇所の低減
に通じ、プラントの信頼性が向上する。 なお、一実施例の説明においては、復水脱塩器
のイオン交換樹脂床の平均断面積を6.8m2とした
例について述べたけれども、これを７m2以上とす
ることにより、第４図に示すように復水脱塩器の
必要塔数削減をさらに図ることができ、原子力発
電プラントの建設コスト低減や信頼性の向上によ
り一層役立つ。 また、本発明の一実施例の説明においては、復
水浄化装置を原子力発電プラントに適用した例に
ついて述べたけれども、この装置を火力発電プラ
ントに適用することもできる。 〔発明の効果〕 以上に述べたように本発明に係る復水浄化装置
の運転方法においては、復水脱塩装置の復水脱塩
器内を流れる復水の線流速を高速としたから、復
水脱塩器の必要設置塔数の削減を図ることがで
き、発電プラントのプラント建設コストの低減や
プラントの信頼性向上を確実に図ることができ
る。 また、この復水浄化装置の運転方法を原子力発
電プラントに適用した場合には、復水濾過装置で
復水中に含まれるクラツド等の不溶解性不純物を
ほぼ完全に除去することができるので、復水脱塩
装置は溶解性不純物の分離除去をイオン交換作用
により行なえばよいから、復水脱塩装置に使用さ
れるイオン交換樹脂量を減少させることができ、
かつイオン交換樹脂の再生頻度を減らすことがで
きるから、放射性廃液等の放射性廃棄物の発生量
の低減を確実に図ることができる。
内を通過する復水の流速を高速化することによ
り、復水脱塩器の必要塔数を削減し、発電プラン
ト建設コストの低減を確実に図るようにした復水
浄化装置の運転方法を提供することを主な目的と
する。 本発明の他の目的は、復水脱塩装置に使用され
るイオン交換樹脂量を減少させるとともにイオン
交換樹脂の再生頻度を減らすことができ、放射性
廃液等の放射性廃棄物の発生量低減を図ることが
できる、原子力発電プラント用復水浄化装置の運
転方法を提供するにある。 〔発明の概要〕 上述した目的を達成するために、本発明に係る
復水浄化装置の運転方法は、復水器からの復水系
統に、クラツド等の不溶解性不純物を除去する復
水濾過装置とイオン交換作用により溶解性不純物
を除去する復水脱塩装置とを、シリーズに配設す
るとともに、上記復水脱塩装置は互いに並設され
た複数の復水脱塩器を有するものにおいて、上記
各復水脱塩器内を流れる復水の線流速を130m／
hr〜150m／hrに設定したものである。 〔発明の実施例〕 以下、本発明に係る復水浄化装置の運転方法の
一実施例について添付図面を参照して説明する。 第１図は本発明に適用する復水浄化装置を原子
力発電プラントに適用した例を示す系統図であ
り、図中符号１０は原子力発電プラントの沸騰水
型原子炉を示す。この原子炉１０の炉心部で発生
した蒸気は蒸気供給系統１１を通つて蒸気タービ
ン１２に供給され、ここでタービンを廻し、仕事
をする。仕事をした蒸気は続いて復水器１３に案
内されて凝縮され、復水となる。復水器１３で凝
縮された復水は、復水系統１４に導かれ、低圧復
水ポンプ１５等を経て復水浄化装置１８に案内さ
れ、この復水浄化装置１８で復水中のクラツド等
の不溶解性不純物および溶解性不純物が分離除去
され、清浄な復水となる。この復水は、高圧復水
ポンプ１９から低圧給水加熱器２０、給水ポンプ
２１および高圧給水加熱器２２を経て原子炉１０
に給水され、１つのサイクルが終了する。 復水浄化装置１８は、上流側に設けられた復水
濾過装置２４とその下流側にシリーズに設置され
た復水脱塩装置２５とを有する。復水濾過装置２
４および復水脱塩装置２５には、復水濾過器２４
ａ…および復水脱塩器２５ａ…がそれぞれ複数塔
づつ予備を含めて並設される。通常運転時には、
予備塔各１塔を除き、各復水濾過器２４ａ…およ
び復水脱塩器２５ａ…が復水浄化のために通水運
転に入つている。このうち、復水濾過器２４ａ…
は復水中のクラツドを濾過作用により除去するも
ので、粉末状のイオン交換樹脂が充填される。ま
た、復水脱塩器２５ａ…は主に復水中の溶解性不
純物を、ビーズ状のイオン交換樹脂のイオン交換
作用により除去するものである。この復水脱塩器
は復水濾過器２４ａ…より劣るが、クラツドなど
の不溶解性不純物をも濾過し、吸着するようにな
つている。 実際の110万KWクラスの原子力発電プラント
においては、復水浄化装置１８の復水脱塩装置２
５に組み込まれる復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…２
５ｊは、第２図に示すように例えば10塔設けられ
ている。各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…２５ｊ
は、復水系統１４の復水入口母管２６から復水入
口ヘツダ２７を介して分岐された各分岐管２８
ａ，２８ｂ…２８ｊに設置される。復水脱塩器２
５ａ，２５ｂ…２５ｊの出口側には出口ストレー
ナ２９ａ…２９ｊが介装され、復水出口ヘツダ３
０を介して復水は合流される。なお、各分岐管２
８ａ，２８ｂ…２８ｊには、入口弁３１ａ…３１
ｊ、および出口弁３２ａ…３２ｊがそれぞれ取付
けられる。 しかして、復水濾過装置２４でクラツドが除去
された復水は、復水入口ヘツダ２７から各分岐管
２８ａ，２８ｂ…に分配され、予備の復水脱塩器
１塔を除く各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…に案内
され、各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…に充填され
たビーズ状イオン交換樹脂のイオン交換作用によ
り脱塩処理され、浄化される。この浄化により溶
解性不純物が除去された復水は出口ストレーナ２
９ａ…を経て復水出口ヘツダ３０で集められ、下
流側に設置された高圧復水ポンプ１９に案内され
る。 復水脱塩装置の各復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…
を通過する復水の線流速（復水脱塩器１塔当りに
流れる復水流量／イオン交換樹脂床平均断面積）
は、従来の原子力発電プラントでは120m／hr前
後が採用されている。この流速値は、復水浄化装
置に復水濾過装置が採用されない当時の流速と同
じである。しかしながら、第３図に示すように、
復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…に充填されるイオン
交換樹脂のイオン交換性能は、流速を多少上げて
も性能上問題がないことが判明している。したが
つて、復水中のクラツドは復水濾過装置でほぼ完
全に除去され、クラツドの除去が不要となつた復
水脱塩器２５ａ，２５ｂ…においては、器内を流
れる復水流速をイオン交換性能上問題のない範囲
で最大限に向上させることができ、流速130m／
hr〜150m／hrの範囲を採用しても問題がない。 復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…内を流れる復水流
速を従来の120m／hr程度から150m／hr程度まで
向上させると、例えば110万KWクラスの原子力
発電プラントに必要な復水脱塩器数は次のように
して計算される。 復水脱塩器の必要塔数＝復水流量／１塔／イ
オン交換樹脂床平均断面積・イオン交換樹脂床流速 ＝7540m3／hr／6.8m2・150m／hr＝7.4塔 従来の120m／hr程度の線流速では、 復水脱塩器の必要塔数 ＝7540m3／hr／6.8m2・120m／hr＝9.24塔 このため、従来の復水脱塩装置においては、必
要な復水脱塩器は予備塔１塔を含めて10〜11塔必
要であつたものが、復水脱塩器２５ａ，２５ｂ…
内を流れる流速を上昇させることにより、予備塔
１塔を含めて９塔あればよく、１塔乃至２塔の低
減を図ることができる。実際には、従来10塔設け
られていたので１塔の低減となる。 復水脱塩器を１塔低減させることにより、復水
脱塩器並びにその廻りの配管、各弁、計装機器、
電気関係が１塔分削除することができるので、原
子力発電プラントのプラント建設コストを押し下
げることができる。また、復水脱塩器の塔数削減
は、プラント運転時における故障発生箇所の低減
に通じ、プラントの信頼性が向上する。 なお、一実施例の説明においては、復水脱塩器
のイオン交換樹脂床の平均断面積を6.8m2とした
例について述べたけれども、これを７m2以上とす
ることにより、第４図に示すように復水脱塩器の
必要塔数削減をさらに図ることができ、原子力発
電プラントの建設コスト低減や信頼性の向上によ
り一層役立つ。 また、本発明の一実施例の説明においては、復
水浄化装置を原子力発電プラントに適用した例に
ついて述べたけれども、この装置を火力発電プラ
ントに適用することもできる。 〔発明の効果〕 以上に述べたように本発明に係る復水浄化装置
の運転方法においては、復水脱塩装置の復水脱塩
器内を流れる復水の線流速を高速としたから、復
水脱塩器の必要設置塔数の削減を図ることがで
き、発電プラントのプラント建設コストの低減や
プラントの信頼性向上を確実に図ることができ
る。 また、この復水浄化装置の運転方法を原子力発
電プラントに適用した場合には、復水濾過装置で
復水中に含まれるクラツド等の不溶解性不純物を
ほぼ完全に除去することができるので、復水脱塩
装置は溶解性不純物の分離除去をイオン交換作用
により行なえばよいから、復水脱塩装置に使用さ
れるイオン交換樹脂量を減少させることができ、
かつイオン交換樹脂の再生頻度を減らすことがで
きるから、放射性廃液等の放射性廃棄物の発生量
の低減を確実に図ることができる。
第１図は、本発明に係る復水浄化装置を備えた
原子力発電プラントを示す系統図、第２図は復水
浄化装置に組み込まれる復水脱塩装置を示す配置
図、第３図は復水脱塩器内を流れる復水の線流速
とイオン交換性能の関係を示すグラフ、第４図は
復水脱塩器のイオン交換樹脂床平均断面積と復水
脱塩器の必要塔数との関係を示すグラフである。 １０…原子炉、１２…蒸気タービン、１３…復
水器、１４…復水配管系統、１５…低圧復水ポン
プ、１８…復水浄化装置、１９…高圧復水ポン
プ、２０…低圧給水加熱器、２１…給水ポンプ、
２２…高圧給水加熱器、２４…復水濾過装置、２
５…復水脱塩装置、２５ａ…２９ｊ…出口ストレ
ーナ、３０…復水出口ヘツダ。
原子力発電プラントを示す系統図、第２図は復水
浄化装置に組み込まれる復水脱塩装置を示す配置
図、第３図は復水脱塩器内を流れる復水の線流速
とイオン交換性能の関係を示すグラフ、第４図は
復水脱塩器のイオン交換樹脂床平均断面積と復水
脱塩器の必要塔数との関係を示すグラフである。 １０…原子炉、１２…蒸気タービン、１３…復
水器、１４…復水配管系統、１５…低圧復水ポン
プ、１８…復水浄化装置、１９…高圧復水ポン
プ、２０…低圧給水加熱器、２１…給水ポンプ、
２２…高圧給水加熱器、２４…復水濾過装置、２
５…復水脱塩装置、２５ａ…２９ｊ…出口ストレ
ーナ、３０…復水出口ヘツダ。
Claims (1)
- １ 復水器からの復水系統に、クラツド等の不溶
解性不純物を除去する復水濾過装置とイオン交換
作用により溶解性不純物を除去する復水脱塩装置
とを、シリーズに配設するとともに、上記復水脱
塩装置は互いに並設された複数の復水脱塩器を有
する復水浄化装置において、運転時における上記
各復水脱塩器内を流れる復水の線流速を130m／
hr〜150m／hrに設定して成ることを特徴とする
復水浄化装置の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58044069A JPS59170796A (ja) | 1983-03-18 | 1983-03-18 | 復水浄化装置の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58044069A JPS59170796A (ja) | 1983-03-18 | 1983-03-18 | 復水浄化装置の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59170796A JPS59170796A (ja) | 1984-09-27 |
| JPH0437396B2 true JPH0437396B2 (ja) | 1992-06-19 |
Family
ID=12681336
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58044069A Granted JPS59170796A (ja) | 1983-03-18 | 1983-03-18 | 復水浄化装置の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59170796A (ja) |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52132297A (en) * | 1976-04-30 | 1977-11-05 | Hitachi Ltd | Operating method of purifying system of reactor |
| JPS53120093A (en) * | 1977-03-30 | 1978-10-20 | Hitachi Ltd | Reactor coolant purification device |
| JPS6057399B2 (ja) * | 1978-10-25 | 1985-12-14 | 株式会社日立製作所 | 脱塩器群制御装置 |
| JPS5643594A (en) * | 1979-09-18 | 1981-04-22 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control device for recombined water desalting device |
-
1983
- 1983-03-18 JP JP58044069A patent/JPS59170796A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59170796A (ja) | 1984-09-27 |
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