JPH08334586A - 四角形配置型高速増殖炉 - Google Patents
四角形配置型高速増殖炉Info
- Publication number
- JPH08334586A JPH08334586A JP7164734A JP16473495A JPH08334586A JP H08334586 A JPH08334586 A JP H08334586A JP 7164734 A JP7164734 A JP 7164734A JP 16473495 A JP16473495 A JP 16473495A JP H08334586 A JPH08334586 A JP H08334586A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- cooling system
- fast breeder
- containment facility
- primary
- 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.)
- Pending
Links
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】１次冷却系の容器の数を減らし、原子炉建屋を
コンパクト化した高速増殖炉を提供する。 【構成】高速増殖炉の中間熱交換器７と１次系ポンプ８
とからなる１次冷却系を共用容器１２に収納し、共用容
器１２を四角形の原子炉格納施設領域１０の隅に配置
し、共用容器１２と原子炉建屋１１との間をホットレグ
配管４及びコールドレグ配管６によって接続するととも
に、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９を原子炉格
納施設領域１０に収納するので、１次冷却系の容器の数
を減らして放散熱量を削減させ、かつ原子炉建屋１１を
コンパクト化できる。
コンパクト化した高速増殖炉を提供する。 【構成】高速増殖炉の中間熱交換器７と１次系ポンプ８
とからなる１次冷却系を共用容器１２に収納し、共用容
器１２を四角形の原子炉格納施設領域１０の隅に配置
し、共用容器１２と原子炉建屋１１との間をホットレグ
配管４及びコールドレグ配管６によって接続するととも
に、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９を原子炉格
納施設領域１０に収納するので、１次冷却系の容器の数
を減らして放散熱量を削減させ、かつ原子炉建屋１１を
コンパクト化できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、四角形配置型高速増
殖炉に関する。
殖炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】高速増殖炉の１次冷却系は、プール型と
ループ型があり、ループ型は炉容器と１次系ポンプや中
間熱交換器が分離されていて、その間は大きな径の配管
で連結されている。１次ナトリウムの熱は中間熱交換器
で熱交換される。２次ナトリウムの熱は、水系である蒸
発器，過熱器及び再熱器へ移され、ここで蒸気が発生さ
れる。一般的に、ナトリウムで冷却される高速増殖炉に
おいては、燃料に直接触れるナトリウムは１次ナトリウ
ム、燃料に直接触れないナトリウムは２次ナトリウムと
言われる。原子炉容器の上方から冷却材ナトリウムが流
入，流出する方式の高速増殖炉においては、中間熱交換
器及び１次系ポンプが単独の容器に収容されており、そ
れぞれの容器ごとに容器の上部からナトリウムが流入
し、上部から次の容器へと流れるように構成されてい
る。これらの容器は３ループの場合には合計６容器から
なり、原子炉格納施設を構成する四角形領域内に配置さ
れている。しかし、１次冷却系の他にプラントとして具
備する必要があり、炉外に使用済燃料及び新燃料を貯蔵
する炉外燃料貯蔵槽は、この四角形領域の外側に配置せ
ざるをえない。
ループ型があり、ループ型は炉容器と１次系ポンプや中
間熱交換器が分離されていて、その間は大きな径の配管
で連結されている。１次ナトリウムの熱は中間熱交換器
で熱交換される。２次ナトリウムの熱は、水系である蒸
発器，過熱器及び再熱器へ移され、ここで蒸気が発生さ
れる。一般的に、ナトリウムで冷却される高速増殖炉に
おいては、燃料に直接触れるナトリウムは１次ナトリウ
ム、燃料に直接触れないナトリウムは２次ナトリウムと
言われる。原子炉容器の上方から冷却材ナトリウムが流
入，流出する方式の高速増殖炉においては、中間熱交換
器及び１次系ポンプが単独の容器に収容されており、そ
れぞれの容器ごとに容器の上部からナトリウムが流入
し、上部から次の容器へと流れるように構成されてい
る。これらの容器は３ループの場合には合計６容器から
なり、原子炉格納施設を構成する四角形領域内に配置さ
れている。しかし、１次冷却系の他にプラントとして具
備する必要があり、炉外に使用済燃料及び新燃料を貯蔵
する炉外燃料貯蔵槽は、この四角形領域の外側に配置せ
ざるをえない。
【０００３】図８は従来の高速増殖炉の原子炉建屋内平
面配置を示す図である。図８において、中間熱交換器７
が収容された中間熱交換器容器２は原子炉容器１にホッ
トレグ配管４によって接続され、１次系ポンプ８が収容
されたポンプ容器３はミドルレグ配管５によって中間熱
交換器容器２と接続され、さらにコールドレグ配管６に
よって原子炉容器１と接続されループを形成している。
このような中間熱交換器７と１次系ポンプ８とからなる
３ループの１次冷却系が原子炉格納施設領域１０内に配
置され、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９は原子
炉格納施設領域１０の外に配置されている。炉外燃料貯
蔵水槽９と原子炉格納施設領域１０は原子炉建屋１１に
収容されている。
面配置を示す図である。図８において、中間熱交換器７
が収容された中間熱交換器容器２は原子炉容器１にホッ
トレグ配管４によって接続され、１次系ポンプ８が収容
されたポンプ容器３はミドルレグ配管５によって中間熱
交換器容器２と接続され、さらにコールドレグ配管６に
よって原子炉容器１と接続されループを形成している。
このような中間熱交換器７と１次系ポンプ８とからなる
３ループの１次冷却系が原子炉格納施設領域１０内に配
置され、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９は原子
炉格納施設領域１０の外に配置されている。炉外燃料貯
蔵水槽９と原子炉格納施設領域１０は原子炉建屋１１に
収容されている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】従来技術においては、
１次冷却系が３ループある場合、容器数が多く、原子炉
格納施設を構成する四角形領域内に炉外燃料貯蔵槽９を
設置することが困難であり、このため炉外の大型容器で
ある炉外燃料貯蔵槽９が原子炉格納施設領域１０からは
み出し、原子炉建屋１１が大きくなって建屋をコンパク
ト化する上に制約となっていた。また、容器自身の数が
多いことから、１次冷却系の物量，ナトリウムの容積，
機器の表面積が支配的となる放散熱量等を削減すること
も困難であった。
１次冷却系が３ループある場合、容器数が多く、原子炉
格納施設を構成する四角形領域内に炉外燃料貯蔵槽９を
設置することが困難であり、このため炉外の大型容器で
ある炉外燃料貯蔵槽９が原子炉格納施設領域１０からは
み出し、原子炉建屋１１が大きくなって建屋をコンパク
ト化する上に制約となっていた。また、容器自身の数が
多いことから、１次冷却系の物量，ナトリウムの容積，
機器の表面積が支配的となる放散熱量等を削減すること
も困難であった。
【０００５】この発明は、１次冷却系の容器の数を減ら
し、原子炉建屋をコンパクト化した高速増殖炉を提供す
ることを目的とする。
し、原子炉建屋をコンパクト化した高速増殖炉を提供す
ることを目的とする。
【０００６】
【課題を解決するための手段】原子炉容器の上方からナ
トリウムが流入，流出する高速増殖炉において、中間熱
交換器と１次系ポンプとからなる１次冷却系を共用容器
に収納し、この共用容器を四角形の原子炉格納施設領域
の隅に配置して前記共用容器と前記原子炉容器との間を
ホットレグ配管及びコールドレグ配管によって接続する
とともに、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽を前記
原子炉格納施設領域に収納することによって、上記目的
を達成する。
トリウムが流入，流出する高速増殖炉において、中間熱
交換器と１次系ポンプとからなる１次冷却系を共用容器
に収納し、この共用容器を四角形の原子炉格納施設領域
の隅に配置して前記共用容器と前記原子炉容器との間を
ホットレグ配管及びコールドレグ配管によって接続する
とともに、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽を前記
原子炉格納施設領域に収納することによって、上記目的
を達成する。
【０００７】また、１次冷却系は３ループからなり、そ
れぞれのループは四角形の原子炉格納施設領域の３隅に
配置され、残り１つの隅には、炉外燃料貯蔵槽が配置さ
れているようにすれば、建屋配置をコンパクト化する上
に好適である。
れぞれのループは四角形の原子炉格納施設領域の３隅に
配置され、残り１つの隅には、炉外燃料貯蔵槽が配置さ
れているようにすれば、建屋配置をコンパクト化する上
に好適である。
【０００８】
【作用】この発明においては、高速増殖炉の中間熱交換
器と１次系ポンプとからなる１次冷却系を共用容器に収
納し、この共用容器を四角形の原子炉格納施設領域の隅
に配置して共用容器と原子炉容器との間をホットレグ配
管及びコールドレグ配管によって接続するので、容器の
数が従来の半分となり、１次冷却系の物量、ナトリウム
の容積及び機器の表面積によって支配される放散熱量を
削減できる。さらに炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵
槽を原子炉格納施設領域に収納するので原子炉建屋をコ
ンパクト化できる。また、原子炉格納施設領域の四角形
領域の１隅に炉外燃料貯蔵水槽を設置したので原子炉建
屋をコンパクトにできる。ただし、炉外燃料貯蔵槽の領
域は、原子炉容器及び１次冷却系の格納バウンダリの外
側に仕切って配置され、原子炉運転中の炉外燃料貯蔵槽
からの燃料取り出し可能とした。
器と１次系ポンプとからなる１次冷却系を共用容器に収
納し、この共用容器を四角形の原子炉格納施設領域の隅
に配置して共用容器と原子炉容器との間をホットレグ配
管及びコールドレグ配管によって接続するので、容器の
数が従来の半分となり、１次冷却系の物量、ナトリウム
の容積及び機器の表面積によって支配される放散熱量を
削減できる。さらに炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵
槽を原子炉格納施設領域に収納するので原子炉建屋をコ
ンパクト化できる。また、原子炉格納施設領域の四角形
領域の１隅に炉外燃料貯蔵水槽を設置したので原子炉建
屋をコンパクトにできる。ただし、炉外燃料貯蔵槽の領
域は、原子炉容器及び１次冷却系の格納バウンダリの外
側に仕切って配置され、原子炉運転中の炉外燃料貯蔵槽
からの燃料取り出し可能とした。
【０００９】
【実施例】図１はこの発明の実施例による四角形配置型
高速増殖炉の原子炉建屋平面配置を示す図である。図１
において図８と同じ部位は同じ符号を付しその説明を省
略する。この発明においては、中間熱交換器７と１次系
ポンプ８とからなる１次冷却系を共用容器１２に収納
し、この共用容器１２を四角形の原子炉格納施設領域１
０の隅に配置し、共用容器１２と原子炉容器１との間を
ホットレグ配管４及びコールドレグ配管６によって接続
する。さらに、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９
を原子炉格納施設領域１０内に収納する。図１におい
て、中間熱交換器７と１次系ポンプ８からなる１次冷却
系は３ループからなり、それぞれのループは、四角形の
原子炉格納施設領域１０の３隅に配置され、残り１隅に
は炉外燃料貯蔵槽９が配置されている。ただし、炉外燃
料貯蔵槽９は、原子炉容器１及び１次冷却系の格納領域
の外側に仕切って配置され、原子炉運転中における炉外
燃料貯蔵槽９からの燃料の取り出しを行うことができ
る。図１は１次冷却系が３ループの場合を示したが、１
次冷却系のループ数は原子炉の容量から定まるので、こ
の発明は３ループ以外でも適用できる。
高速増殖炉の原子炉建屋平面配置を示す図である。図１
において図８と同じ部位は同じ符号を付しその説明を省
略する。この発明においては、中間熱交換器７と１次系
ポンプ８とからなる１次冷却系を共用容器１２に収納
し、この共用容器１２を四角形の原子炉格納施設領域１
０の隅に配置し、共用容器１２と原子炉容器１との間を
ホットレグ配管４及びコールドレグ配管６によって接続
する。さらに、炉外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９
を原子炉格納施設領域１０内に収納する。図１におい
て、中間熱交換器７と１次系ポンプ８からなる１次冷却
系は３ループからなり、それぞれのループは、四角形の
原子炉格納施設領域１０の３隅に配置され、残り１隅に
は炉外燃料貯蔵槽９が配置されている。ただし、炉外燃
料貯蔵槽９は、原子炉容器１及び１次冷却系の格納領域
の外側に仕切って配置され、原子炉運転中における炉外
燃料貯蔵槽９からの燃料の取り出しを行うことができ
る。図１は１次冷却系が３ループの場合を示したが、１
次冷却系のループ数は原子炉の容量から定まるので、こ
の発明は３ループ以外でも適用できる。
【００１０】図２は図１の四角形配置型高速増殖炉の縦
断面図である。原子炉容器１には炉心構造物、炉心上部
機構が収容され、冷却材であるナトリウムが充填され、
冷却材入口配管、冷却材出口配管が上部に配置されてい
る。共用容器１２には中間熱交換器７と図示しない１次
系ポンプ８が収納されホットレグ配管４、図示しないコ
ールドレグ配管６で原子炉容器１と接続されている。炉
外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９は、原子炉格納施
設領域１０の隅に配置され建屋上部に燃料出入機１３を
備えている。
断面図である。原子炉容器１には炉心構造物、炉心上部
機構が収容され、冷却材であるナトリウムが充填され、
冷却材入口配管、冷却材出口配管が上部に配置されてい
る。共用容器１２には中間熱交換器７と図示しない１次
系ポンプ８が収納されホットレグ配管４、図示しないコ
ールドレグ配管６で原子炉容器１と接続されている。炉
外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽９は、原子炉格納施
設領域１０の隅に配置され建屋上部に燃料出入機１３を
備えている。
【００１１】図３は図２の四角形配置型高速増殖炉の中
間熱交換器の縦断面図、図４は図３のIV−IV断面図、図
５は図３のＶ−Ｖ断面図である。図３において図２と同
じ部位は同じ符号を付してある。図３において、２次冷
却系のナトリウムは中間熱交換器７内で１次冷却系ナト
リウムと熱交換され、水系である蒸発器，過熱器及び再
熱器へ送られる。図４において１次冷却系のナトリウム
はホットレグ配管４を通って中間熱交換器７へ送られ、
ここで２次冷却系ナトリウムと熱交換され１次系ポンプ
８を通ってコールドレグ配管６から原子炉容器へ戻され
る。中間熱交換器７と１次冷却系ポンプ８は破線で示す
共用容器１２に収納されている。図５において、ホット
レグ配管４は下で中間熱交換器７に接続されている。中
間熱交換器７と１次系ポンプ８は共用容器１２に収納さ
れている。
間熱交換器の縦断面図、図４は図３のIV−IV断面図、図
５は図３のＶ−Ｖ断面図である。図３において図２と同
じ部位は同じ符号を付してある。図３において、２次冷
却系のナトリウムは中間熱交換器７内で１次冷却系ナト
リウムと熱交換され、水系である蒸発器，過熱器及び再
熱器へ送られる。図４において１次冷却系のナトリウム
はホットレグ配管４を通って中間熱交換器７へ送られ、
ここで２次冷却系ナトリウムと熱交換され１次系ポンプ
８を通ってコールドレグ配管６から原子炉容器へ戻され
る。中間熱交換器７と１次冷却系ポンプ８は破線で示す
共用容器１２に収納されている。図５において、ホット
レグ配管４は下で中間熱交換器７に接続されている。中
間熱交換器７と１次系ポンプ８は共用容器１２に収納さ
れている。
【００１２】図６は図５のVI−VI断面図、図７は図５の
VII −VII 断面図である。図６において中間熱交換器７
はホットレグ配管４を介して原子炉容器と接続されてい
る。図７に示すごとく共用容器１２に収納された１次系
ポンプ８はコールドレグ配管６を介して原子炉と接続さ
れている。このように中間熱交換器７と１次系ポンプ８
とからなる１次冷却系を共用容器１２に収納し原子炉格
納施設領域１０の３隅に配置したので、炉外燃料貯蔵槽
９を原子炉格納施設領域１０の残りの隅に配置できる。
その結果、原子炉格納施設領域１０の外側の原子炉建屋
１１をコンパクトにでき、建屋容積を削減できる。
VII −VII 断面図である。図６において中間熱交換器７
はホットレグ配管４を介して原子炉容器と接続されてい
る。図７に示すごとく共用容器１２に収納された１次系
ポンプ８はコールドレグ配管６を介して原子炉と接続さ
れている。このように中間熱交換器７と１次系ポンプ８
とからなる１次冷却系を共用容器１２に収納し原子炉格
納施設領域１０の３隅に配置したので、炉外燃料貯蔵槽
９を原子炉格納施設領域１０の残りの隅に配置できる。
その結果、原子炉格納施設領域１０の外側の原子炉建屋
１１をコンパクトにでき、建屋容積を削減できる。
【００１３】
【発明の効果】この発明によれば、中間熱交換器と１次
系ポンプとからなる１次冷却系をまとめて共用容器に収
納し、この共用容器を四角形の原子炉格納施設領域の隅
に配置して共用容器と原子炉容器との間をホットレグ配
管及びコールドレグ配管によって接続するとともに、炉
外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽を原子炉格納施設領
域に収納する。その結果、１次冷却系機器の物量，ナト
リウムの容積及び機器の表面積を低減させて放散熱量を
削減させ、かつ原子炉格納施設領域の外側の原子炉建屋
をコンパクト化できる。
系ポンプとからなる１次冷却系をまとめて共用容器に収
納し、この共用容器を四角形の原子炉格納施設領域の隅
に配置して共用容器と原子炉容器との間をホットレグ配
管及びコールドレグ配管によって接続するとともに、炉
外で燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽を原子炉格納施設領
域に収納する。その結果、１次冷却系機器の物量，ナト
リウムの容積及び機器の表面積を低減させて放散熱量を
削減させ、かつ原子炉格納施設領域の外側の原子炉建屋
をコンパクト化できる。
【００１４】また、１次冷却系は３ループからなり、そ
れぞれのループは四角形の原子炉格納施設領域の３隅に
配置され、残り１つの隅には炉外燃料貯蔵槽が配置され
ているようにすれば、原子炉格納施設領域に炉外燃料貯
蔵槽をも配置するので、原子炉格納施設領域の外側の原
子炉建屋をコンパクトにすることができる。
れぞれのループは四角形の原子炉格納施設領域の３隅に
配置され、残り１つの隅には炉外燃料貯蔵槽が配置され
ているようにすれば、原子炉格納施設領域に炉外燃料貯
蔵槽をも配置するので、原子炉格納施設領域の外側の原
子炉建屋をコンパクトにすることができる。
【図１】この発明の実施例による四角形配置型高速増殖
炉の原子炉建屋の配置図である。
炉の原子炉建屋の配置図である。
【図２】図１の高速増殖炉の縦断面図である。
【図３】図２の中間熱交換器及び１次系ポンプの縦断面
図である。
図である。
【図４】図３のIV−IV断面図である。
【図５】図３のＶ−Ｖ断面図である。
【図６】図５のVI−VI断面図である。
【図７】図５のVII −VII 断面図である。
【図８】従来の高速増殖炉の原子炉建屋の配置図であ
る。
る。
１ 原子炉建屋 ２ 中間熱交換器容器 ３ ポンプ容器 ４ ホットレグ配管 ５ ミドルレグ配管 ６ コールドレグ配管 ７ 中間熱交換器 ８ １次系ポンプ ９ 炉外燃料貯蔵槽 １０ 原子炉格納施設領域 １１ 原子炉建屋 １２ 共用容器 １３ 燃料出入機
Claims (2)
- 【請求項１】原子炉容器の上方からナトリウムが流入，
流出する高速増殖炉において、中間熱交換器と１次系ポ
ンプとからなる１次冷却系を共用容器に収納し、この共
用容器を四角形の原子炉格納施設領域の隅に配置して前
記共用容器と前記原子炉容器との間をホットレグ配管及
びコールドレグ配管によって接続するとともに、炉外で
燃料を貯蔵する炉外燃料貯蔵槽を前記原子炉格納施設領
域に収納することを特徴とする四角形配置型高速増殖
炉。 - 【請求項２】請求項１記載の四角形配置型高速増殖炉に
おいて、１次冷却系は３ループからなり、それぞれのル
ープは四角形の原子炉格納施設領域の３隅に配置され、
残り１つの隅には、炉外燃料貯蔵槽が配置されているこ
とを特徴とする四角形配置型高速増殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7164734A JPH08334586A (ja) | 1995-06-07 | 1995-06-07 | 四角形配置型高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7164734A JPH08334586A (ja) | 1995-06-07 | 1995-06-07 | 四角形配置型高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08334586A true JPH08334586A (ja) | 1996-12-17 |
Family
ID=15798893
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7164734A Pending JPH08334586A (ja) | 1995-06-07 | 1995-06-07 | 四角形配置型高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08334586A (ja) |
-
1995
- 1995-06-07 JP JP7164734A patent/JPH08334586A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3909351A (en) | Nuclear reactor | |
| US4950448A (en) | Passive heat removal from containment | |
| US4830815A (en) | Isolation condenser with shutdown cooling system heat exchanger | |
| EP0410667B1 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system | |
| US4382907A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor | |
| JPH05196780A (ja) | 液体金属冷却原子炉の受動冷却系 | |
| JP2000180582A (ja) | 原子力発電プラント | |
| US4998509A (en) | Passive heat removal from containment | |
| US4698201A (en) | Heat exchanger equipped with emergency cooling means and fast neutron nuclear reactor incorporating such an exchanger | |
| JPS60181696A (ja) | 原子炉格納構造におけるｐＨ値調節装置 | |
| JPH08334586A (ja) | 四角形配置型高速増殖炉 | |
| JPS59131801A (ja) | 液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路 | |
| JPS63241380A (ja) | 原子炉 | |
| Nibe et al. | Feasibility studies on commercialized fast breeder reactor system (1)—sodium cooled fast breeder reactor | |
| Leyse | An Advanced Engineering Test Reactor | |
| JPS62226089A (ja) | 液体金属冷却型高速増殖炉 | |
| JPH0240197B2 (ja) | ||
| JPS6053887A (ja) | 自然循環型原子炉プラント | |
| JPS6244694A (ja) | 原子炉 | |
| JPH0295299A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH0344274B2 (ja) | ||
| Modro | The next generation of power reactors-safety characteristics | |
| Jacobi | Design of Clinch River Breeder Reactor and Selection of Basic Plant Parameters | |
| Gerasimova et al. | Manning designs for nuclear district-heating plant (NDHP) with RUTA-type reactor | |
| JPH0376440B2 (ja) |