JPH0738036B2 - 原子炉圧力容器内に収容されたａｔｗｓ用の中性子毒タンク - Google Patents
原子炉圧力容器内に収容されたａｔｗｓ用の中性子毒タンクInfo
- Publication number
- JPH0738036B2 JPH0738036B2 JP3351719A JP35171991A JPH0738036B2 JP H0738036 B2 JPH0738036 B2 JP H0738036B2 JP 3351719 A JP3351719 A JP 3351719A JP 35171991 A JP35171991 A JP 35171991A JP H0738036 B2 JPH0738036 B2 JP H0738036B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure vessel
- reactor pressure
- vessel
- neutron poison
- 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
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
- G21C9/033—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by an absorbent fluid
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【発明の背景】本発明は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に関
するものであって、更に詳しく言えば、スクラムを伴わ
ない予想過渡現象（ＡＴＷＳ）用の中性子毒タンクを原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）内に組込む技術に関する。
するものであって、更に詳しく言えば、スクラムを伴わ
ない予想過渡現象（ＡＴＷＳ）用の中性子毒タンクを原
子炉圧力容器（ＲＰＶ）内に組込む技術に関する。
【０００２】予備液体制御系は、制御棒を挿入すること
ができないという想定された情況下においてＢＷＲを定
格出力運転状態から冷温停止状態に戻すことのできるバ
ックアップ制御系である。現在稼働中のＢＷＲが予備液
体制御系の使用を必要としたことはないが、安全上の配
慮からかかる設備を用意しておくことが命じられてい
る。
ができないという想定された情況下においてＢＷＲを定
格出力運転状態から冷温停止状態に戻すことのできるバ
ックアップ制御系である。現在稼働中のＢＷＲが予備液
体制御系の使用を必要としたことはないが、安全上の配
慮からかかる設備を用意しておくことが命じられてい
る。
【０００３】予備液体制御系用の設備は原子炉建屋内に
おいてドライウェルの外部に配置されているが、それは
ステンレス鋼製の貯蔵タンク、１対の１００％容量の容
積型ポンプ、１対の注入弁、試験タンク、並びに所要の
配管、弁および計器類から成るのが通例である。また、
ＡＴＷＳ検出系も装備されている。信号の点から見れ
ば、ＡＴＷＳは異常に高い圧力または異常に高い中性子
束が規定の時間よりも長く持続することとして定義され
るか、あるいは異常に低い水位または異常に高い中性子
束が規定の時間にわたって持続することとして定義され
る。
おいてドライウェルの外部に配置されているが、それは
ステンレス鋼製の貯蔵タンク、１対の１００％容量の容
積型ポンプ、１対の注入弁、試験タンク、並びに所要の
配管、弁および計器類から成るのが通例である。また、
ＡＴＷＳ検出系も装備されている。信号の点から見れ
ば、ＡＴＷＳは異常に高い圧力または異常に高い中性子
束が規定の時間よりも長く持続することとして定義され
るか、あるいは異常に低い水位または異常に高い中性子
束が規定の時間にわたって持続することとして定義され
る。
【０００４】予備液体制御系は、原子炉を高温運転状態
から冷温停止状態に戻すと共に、温度、ボイド率、ドッ
プラー効果、平衡キセノン圧および停止マージンを考慮
した場合に十分な余裕をもって原子炉の運転停止状態を
保持するために役立つものである。なお、液体制御物質
の注入が必要となる場合、炉心は正常キセノンレベルに
おいて動作しているものと仮定されている。
から冷温停止状態に戻すと共に、温度、ボイド率、ドッ
プラー効果、平衡キセノン圧および停止マージンを考慮
した場合に十分な余裕をもって原子炉の運転停止状態を
保持するために役立つものである。なお、液体制御物質
の注入が必要となる場合、炉心は正常キセノンレベルに
おいて動作しているものと仮定されている。
【０００５】液体制御物質としては、ホウ素が通例五ホ
ウ化ナトリウム溶液の形で使用される。それは炉心の下
部に注入され、そこにおいて原子炉の冷却水と混合され
る。現行の設計においては、電気ヒータによって溶液が
飽和温度よりも高い温度に自動的に維持される。貯蔵タ
ンク内の溶液の温度および液面は監視されていて、異常
があれば制御室に通報される。
ウ化ナトリウム溶液の形で使用される。それは炉心の下
部に注入され、そこにおいて原子炉の冷却水と混合され
る。現行の設計においては、電気ヒータによって溶液が
飽和温度よりも高い温度に自動的に維持される。貯蔵タ
ンク内の溶液の温度および液面は監視されていて、異常
があれば制御室に通報される。
【０００６】このような予備液体制御系を受動化するこ
とには幾つかの問題が伴う。現行の構成によれば、想定
される原子炉の最大圧力よりも高い圧力を有するアキュ
ムレータが使用される。かかる構成には幾つかの欠点が
存在する。この場合の中性子毒タンクは高圧タンクであ
るから、原子炉格納容器内の関連配管系の原価は無視で
きない。その上、アキュムレータタンクを加圧するため
に使用される窒素を収容するための空間をウェットウェ
ル内に設けることも必要である。
とには幾つかの問題が伴う。現行の構成によれば、想定
される原子炉の最大圧力よりも高い圧力を有するアキュ
ムレータが使用される。かかる構成には幾つかの欠点が
存在する。この場合の中性子毒タンクは高圧タンクであ
るから、原子炉格納容器内の関連配管系の原価は無視で
きない。その上、アキュムレータタンクを加圧するため
に使用される窒素を収容するための空間をウェットウェ
ル内に設けることも必要である。
【０００７】
【発明の概要】本発明は、原子炉圧力容器内に炉心が収
容されていると共に、原子炉圧力容器の蒸気出口に連結
された上部蒸気ドームが原子炉圧力容器内に設けられて
いるような沸騰水型原子炉の改良に関する。本発明の改
良は、炉心を不活性化するために有効な中性子毒を含む
容器を上部蒸気ドーム内に配置することから成ってい
る。かかる容器はそれの内部に含まれる中性子毒を加圧
するために上部蒸気ドームと連通している。また、かか
る容器は炉心の下方にまで伸びる管路に連結されてい
て、かかる管路はそれを通して中性子毒を放出させるた
めに作動し得る弁を含んでいる。中性子毒の放出時に
は、それは重力の作用下で管路を通って炉心の下方に流
出し、そこにおいて炉心を通って流れる原子炉の冷却水
と混合する結果、炉心の不活性化が達成されることにな
る。
容されていると共に、原子炉圧力容器の蒸気出口に連結
された上部蒸気ドームが原子炉圧力容器内に設けられて
いるような沸騰水型原子炉の改良に関する。本発明の改
良は、炉心を不活性化するために有効な中性子毒を含む
容器を上部蒸気ドーム内に配置することから成ってい
る。かかる容器はそれの内部に含まれる中性子毒を加圧
するために上部蒸気ドームと連通している。また、かか
る容器は炉心の下方にまで伸びる管路に連結されてい
て、かかる管路はそれを通して中性子毒を放出させるた
めに作動し得る弁を含んでいる。中性子毒の放出時に
は、それは重力の作用下で管路を通って炉心の下方に流
出し、そこにおいて炉心を通って流れる原子炉の冷却水
と混合する結果、炉心の不活性化が達成されることにな
る。
【０００８】本発明の利点の１つは、現行の予備液体制
御系において使用されている原子炉格納容器内の高圧系
統が排除されることである。もう１つの利点は、炉心の
頂部よりも下方の位置における流体の途絶が排除される
ことである。更にもう１つの利点は、極端に高い圧力の
下でも予備液体制御系が確実に機能し得ることである。
上記およびその他の利点は、下記の詳細な説明を読むこ
とによって当業者には容易に理解されよう。
御系において使用されている原子炉格納容器内の高圧系
統が排除されることである。もう１つの利点は、炉心の
頂部よりも下方の位置における流体の途絶が排除される
ことである。更にもう１つの利点は、極端に高い圧力の
下でも予備液体制御系が確実に機能し得ることである。
上記およびその他の利点は、下記の詳細な説明を読むこ
とによって当業者には容易に理解されよう。
【０００９】以下、添付の図面を参照しながら本発明を
一層詳しく説明しよう。
一層詳しく説明しよう。
【００１０】
【発明の詳しい説明】図面について説明すれば、入口１
２を通して給水が原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０内に導
入される一方、出口１４を通してＲＰＶ１０から蒸気が
排出される。なお、ＲＰＶ１０のその他の構成要素は当
業者にとって周知のものであるから、それらの全てに番
号を付けて詳しく説明する必要はないことを理解すべき
である。
２を通して給水が原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０内に導
入される一方、出口１４を通してＲＰＶ１０から蒸気が
排出される。なお、ＲＰＶ１０のその他の構成要素は当
業者にとって周知のものであるから、それらの全てに番
号を付けて詳しく説明する必要はないことを理解すべき
である。
【００１１】本発明の目的にとって重要な点は、ＲＰＶ
１０の内部に組込まれたＡＴＷＳ用の中性子毒タンクを
含む予備液体制御系が装備されていることである。中性
子毒タンク１６はＲＰＶ１０の上部蒸気ドーム１８の内
部に配置されている。なお、この上部蒸気ドーム１８か
ら出口１４を通して蒸気が排出される。中性子毒タンク
１６は水溶液状の中性子毒２０を含んでいるが、かかる
中性子毒２０は中性子毒タンク１６の容積の一部分しか
占めていない。すなわち、上部蒸気ドーム１８内におい
て起こる温度変動に原因する中性子毒２０の膨張に対処
するのに十分なだけの上部空間２２が設けられている。
中性子毒タンク１６はまた、上部空間２２を上部蒸気ド
ーム１８内と同じ圧力に加圧するために役立つ通気口２
４をも有している。その結果、中性子毒タンク１６内に
収容されたＡＴＷＳ用の中性子毒２０は上部蒸気ドーム
１８内に発生された温度および圧力による効率的かつ効
果的な加熱および加圧を受けることになる。
１０の内部に組込まれたＡＴＷＳ用の中性子毒タンクを
含む予備液体制御系が装備されていることである。中性
子毒タンク１６はＲＰＶ１０の上部蒸気ドーム１８の内
部に配置されている。なお、この上部蒸気ドーム１８か
ら出口１４を通して蒸気が排出される。中性子毒タンク
１６は水溶液状の中性子毒２０を含んでいるが、かかる
中性子毒２０は中性子毒タンク１６の容積の一部分しか
占めていない。すなわち、上部蒸気ドーム１８内におい
て起こる温度変動に原因する中性子毒２０の膨張に対処
するのに十分なだけの上部空間２２が設けられている。
中性子毒タンク１６はまた、上部空間２２を上部蒸気ド
ーム１８内と同じ圧力に加圧するために役立つ通気口２
４をも有している。その結果、中性子毒タンク１６内に
収容されたＡＴＷＳ用の中性子毒２０は上部蒸気ドーム
１８内に発生された温度および圧力による効率的かつ効
果的な加熱および加圧を受けることになる。
【００１２】中性子毒タンク１６内に収容された中性子
毒２０の活性は、分析装置（図示せず）に通じる管路２
６の使用によって分析することができる。便宜上、かか
る管路２６はＲＰＶ１０の上部を貫通するように図示さ
れているが、それは他の位置においてＲＰＶ１０を貫通
していてもよいことは勿論である。弁３０が作動された
場合、中性子毒タンク１６の内容物は管路２８を通して
流出させることができる。弁３０を作動するための手段
は図示されていないが、それは常法に従って装備するこ
とができる。図面中には、中性子毒２０の２つの流出経
路が示されている。先ず図１を見ると、弁３０の下側に
設けられた管路３２が炉心３４の下方にまで伸びてい
る。その結果、中性子毒２０は炉心３４を通って流れる
原子炉の冷却水と混合し、それによって炉心を不活性化
する。この場合、重力および上部蒸気ドーム１８内の圧
力の作用下で中性子毒２０が管路２８および３２を通っ
て流出することが認められよう。次に図２について説明
すれば、安全上および管理上の必要から、中性子毒２０
が管路４０および弁３６を通って流出し、次いで管路３
８を通って管路３２に流入するように構成される場合が
ある。このような構成によれば、弁３６がＲＰＶ１０の
外部に配置されているため、運転員が弁３６を外部から
制御しかつ検査することが可能となる。更にまた、本発
明の着想に基づいて追加の配管や計器類を装備し得るこ
とも理解されよう。とは言え、かかる追加の装備にかか
わりなく、本発明は予備液体制御系をＲＰＶ１０の内部
に配置したことに基づく数多くの利点を示すのである。
毒２０の活性は、分析装置（図示せず）に通じる管路２
６の使用によって分析することができる。便宜上、かか
る管路２６はＲＰＶ１０の上部を貫通するように図示さ
れているが、それは他の位置においてＲＰＶ１０を貫通
していてもよいことは勿論である。弁３０が作動された
場合、中性子毒タンク１６の内容物は管路２８を通して
流出させることができる。弁３０を作動するための手段
は図示されていないが、それは常法に従って装備するこ
とができる。図面中には、中性子毒２０の２つの流出経
路が示されている。先ず図１を見ると、弁３０の下側に
設けられた管路３２が炉心３４の下方にまで伸びてい
る。その結果、中性子毒２０は炉心３４を通って流れる
原子炉の冷却水と混合し、それによって炉心を不活性化
する。この場合、重力および上部蒸気ドーム１８内の圧
力の作用下で中性子毒２０が管路２８および３２を通っ
て流出することが認められよう。次に図２について説明
すれば、安全上および管理上の必要から、中性子毒２０
が管路４０および弁３６を通って流出し、次いで管路３
８を通って管路３２に流入するように構成される場合が
ある。このような構成によれば、弁３６がＲＰＶ１０の
外部に配置されているため、運転員が弁３６を外部から
制御しかつ検査することが可能となる。更にまた、本発
明の着想に基づいて追加の配管や計器類を装備し得るこ
とも理解されよう。とは言え、かかる追加の装備にかか
わりなく、本発明は予備液体制御系をＲＰＶ１０の内部
に配置したことに基づく数多くの利点を示すのである。
【００１３】構造材料について述べれば、全ての部品は
ＢＷＲの内部において使用するのに適した材料から製造
されることが好ましい。更にまた、本明細書中に記載さ
れた各種の部品は当業界における通常の技術に従って適
宜に変更し得ることも理解すべきである。かかる変更が
本発明の着想から逸脱しない限り、それらの全てが本発
明の範囲内に含まれることは言うまでもない。
ＢＷＲの内部において使用するのに適した材料から製造
されることが好ましい。更にまた、本明細書中に記載さ
れた各種の部品は当業界における通常の技術に従って適
宜に変更し得ることも理解すべきである。かかる変更が
本発明の着想から逸脱しない限り、それらの全てが本発
明の範囲内に含まれることは言うまでもない。
【図１】内部に弁を有する本発明の予備液体制御系を略
示するＢＷＲの概略側断面図である。
示するＢＷＲの概略側断面図である。
【図２】弁が外部に配置されている点を除けば図１と同
様な概略側断面図である。
様な概略側断面図である。
１０ 原子炉圧力容器 １２ 入口 １４ 出口 １６ 中性子毒タンク １８ 上部蒸気ドーム ２０ 中性子毒 ２２ 上部空間 ２４ 通気口 ２６ 管路 ３０ 弁 ３２ 管路 ３４ 炉心 ３６ 弁 ３８ 管路
Claims (8)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器内に炉心が収容されてい
ると共に、前記原子炉圧力容器の蒸気出口に連結された
上部蒸気ドームが前記原子炉圧力容器内に設けられてい
るような沸騰水型原子炉において、前記炉心を不活性化
するために有効な中性子毒を含む容器が前記上部蒸気ド
ーム内に配置されており、前記容器はそれの内部に含ま
れる前記中性子毒を加圧するために前記上部蒸気ドーム
と連通しており、前記容器は前記炉心の下方にまで伸び
る管路に連結されており、かつ前記管路はそれを通して
前記中性子毒を放出させるために作動し得る弁を含んで
いることを特徴とする沸騰水型原子炉。 - 【請求項２】 前記中性子毒を分析するための管路が前
記原子炉圧力容器の外部に伸びている請求項１記載の沸
騰水型原子炉。 - 【請求項３】 前記炉心の直下にまで伸びる前記管路が
前記容器と前記管路の末端との間において前記原子炉圧
力容器の外部を通過する請求項１記載の沸騰水型原子
炉。 - 【請求項４】 前記弁が前記原子炉圧力容器の外部に配
置されている請求項３記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項５】 原子炉圧力容器内に炉心が収容されてい
ると共に、前記原子炉圧力容器の蒸気出口に連結された
上部蒸気ドームが前記原子炉圧力容器内に設けられてい
るような沸騰水型原子炉に予備液体制御系を装備するた
めの方法において、前記炉心を不活性化するために有効
な中性子毒を含む容器を前記上部蒸気ドーム内に配置
し、前記容器内に含まれる前記中性子毒を加圧するため
に前記容器を前記上部蒸気ドームと連通させ、かつ前記
炉心の下方にまで伸びる管路を前記容器に連結する諸工
程から成っていて、前記管路はそれを通して前記中性子
毒を放出させるために作動し得る弁を含むことを特徴と
する方法。 - 【請求項６】 前記中性子毒を分析するための管路が前
記原子炉圧力容器の外部に伸びている請求項５記載の方
法。 - 【請求項７】 前記炉心の直下にまで伸びる前記管路が
前記容器と前記管路の末端との間において前記原子炉圧
力容器の外部を通過する請求項５記載の方法。 - 【請求項８】 前記弁が前記原子炉圧力容器の外部に配
置される請求項７記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US634,277 | 1990-12-20 | ||
| US07/634,277 US5145638A (en) | 1990-12-20 | 1990-12-20 | Rpv housed atws poison tank |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04335193A JPH04335193A (ja) | 1992-11-24 |
| JPH0738036B2 true JPH0738036B2 (ja) | 1995-04-26 |
Family
ID=24543129
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3351719A Expired - Lifetime JPH0738036B2 (ja) | 1990-12-20 | 1991-12-16 | 原子炉圧力容器内に収容されたａｔｗｓ用の中性子毒タンク |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5145638A (ja) |
| EP (1) | EP0492866A1 (ja) |
| JP (1) | JPH0738036B2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5615239A (en) * | 1995-11-17 | 1997-03-25 | General Electric Company | Core differential pressure and liquid control line apparatus in a nuclear reactor |
| DE19838415A1 (de) * | 1998-08-24 | 2000-03-09 | Siemens Ag | Einrichtung und Verfahren zum Einspeisen einer Borlösung in den Reaktordruckbehälter eines Kernkraftwerks |
| CN102157208B (zh) * | 2010-11-12 | 2013-03-27 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆保护系统 |
| JP6378124B2 (ja) * | 2015-04-10 | 2018-08-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
| GB2625280A (en) | 2022-12-12 | 2024-06-19 | Moltex Energy Ltd | Temperature activated passive shutdown device for a nuclear reactor |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1267367A (fr) * | 1959-09-07 | 1961-07-21 | Escher Wyss Sa | Dispositif automatique d'arrêt d'un réacteur nucléaire dans lequel circule un fluide réfrigérant |
| BE678235A (ja) * | 1966-03-22 | 1966-09-22 | ||
| US4120753A (en) * | 1972-11-21 | 1978-10-17 | Groupement Atomique Alsacienne Atlantique | Solid absorbant safety device for a nuclear reactor |
| DE2726364A1 (de) * | 1977-06-10 | 1978-12-14 | Interatom | Kernreaktor mit zwei abschaltsystemen |
| JPS62284289A (ja) * | 1986-06-02 | 1987-12-10 | 日本原子力研究所 | 原子炉 |
| KR950009881B1 (ko) * | 1986-09-19 | 1995-09-01 | 가부시기가이샤 히다찌세이사꾸쇼 | 원자로 설비 |
| FR2631484B1 (fr) * | 1988-05-13 | 1992-08-21 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours |
-
1990
- 1990-12-20 US US07/634,277 patent/US5145638A/en not_active Expired - Fee Related
-
1991
- 1991-12-06 EP EP91311382A patent/EP0492866A1/en not_active Withdrawn
- 1991-12-16 JP JP3351719A patent/JPH0738036B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0492866A1 (en) | 1992-07-01 |
| US5145638A (en) | 1992-09-08 |
| JPH04335193A (ja) | 1992-11-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7983376B2 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
| US5180543A (en) | Passive safety injection system using borated water | |
| CZ124293A3 (en) | Pressurized-water reactor and method of moderating effects of leakages | |
| JPH0410037B2 (ja) | ||
| JP3230923B2 (ja) | 原子炉水位測定装置 | |
| JPH05134078A (ja) | 原子炉プラント用の予備安全注入系 | |
| JP4956316B2 (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
| EP2515309A1 (en) | Transient alleviation system of reactor | |
| JPH0738036B2 (ja) | 原子炉圧力容器内に収容されたａｔｗｓ用の中性子毒タンク | |
| Kukita et al. | ROSA/AP600 testing: facility modifications and initial test results | |
| JPH0498198A (ja) | 原子力プラントの炉心冷却設備 | |
| Kukita et al. | Summary of ROSA-IV LSTF first-phase test program—integral simulation of PWR small-break LOCAs and transients | |
| Zhang et al. | Thermal-hydraulic comparative analysis of G-III+ BWR and PWR passive safety features under loss of coolant accident | |
| JP6348855B2 (ja) | 原子力発電所の非常用炉心冷却系 | |
| CN208819616U (zh) | 稳压器防满溢系统及具有其的压水堆核电厂 | |
| JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| JPS62182697A (ja) | 原子炉冷却系 | |
| Wade | Containment System | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| JPH058997B2 (ja) | ||
| US11200992B2 (en) | Dry stand-by liquid control system for a nuclear reactor | |
| Heckmann et al. | Leakage assessment in leak-before-break analysis | |
| JPH04258794A (ja) | 原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧注入タンク | |
| JPH05232278A (ja) | 格納容器冷却系 | |
| JPH04104090A (ja) | 原子炉の圧力開放装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 19951024 |