JPS60252300A - 原子炉のコ−ストダウン運転方法 - Google Patents
原子炉のコ−ストダウン運転方法Info
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- JPS60252300A JPS60252300A JP59107422A JP10742284A JPS60252300A JP S60252300 A JPS60252300 A JP S60252300A JP 59107422 A JP59107422 A JP 59107422A JP 10742284 A JP10742284 A JP 10742284A JP S60252300 A JPS60252300 A JP S60252300A
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- reactivity
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of 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】
〔発明の技術分野〕
本発明は原子炉の出力自然低減によるコーストダウン運
転方法に関する。
転方法に関する。
一般的に原子炉は、１度炉心に燃料が装荷されると約９
ケ月間出力運転が行なわねる。この燃料が消耗すると、
原子炉を一担停止１〜で消耗した燃料を炉心から宅り出
し変わりに新しい燃料を装荷して再び出力運転が行なわ
れる。この燃料交換時には同時に原子炉機器の検査が行
なわれ、一般にこねらの検査を定期検査と呼んでいる。
ケ月間出力運転が行なわねる。この燃料が消耗すると、
原子炉を一担停止１〜で消耗した燃料を炉心から宅り出
し変わりに新しい燃料を装荷して再び出力運転が行なわ
れる。この燃料交換時には同時に原子炉機器の検査が行
なわれ、一般にこねらの検査を定期検査と呼んでいる。
そして、この定期検査は約３ケ月間行なっている。
現在原子力発電所においては、エネルギー生産量を一ヒ
けるため設備利用率の向上が望壕れ、この設備利用率Ｆ
は第４式にてめられる。
けるため設備利用率の向上が望壕れ、この設備利用率Ｆ
は第４式にてめられる。
Ｆ＝Ｐ−Ｄｏ／（Ｐｏ（Ｄｏ十Ｔ。）） ・川・（４）
なおＰｏ：定格出力又は許容最大巡航出力（ＭＷ）Ｄｏ
＝定格出力運転可能期間 （日） Ｔｏ；定期点検期間（初装荷炉心では燃料装荷から営朶
運転開始時までとする）（日）Ｐ；運転開始から定格出
力運転可能期間までの平均出力 （ＭＷ） 原子炉では前記設備利用率を向上させる為に出力の自然
低減によるコーストダウン運転が提案されている。以下
このコーストダウン運転について説明する。
なおＰｏ：定格出力又は許容最大巡航出力（ＭＷ）Ｄｏ
＝定格出力運転可能期間 （日） Ｔｏ；定期点検期間（初装荷炉心では燃料装荷から営朶
運転開始時までとする）（日）Ｐ；運転開始から定格出
力運転可能期間までの平均出力 （ＭＷ） 原子炉では前記設備利用率を向上させる為に出力の自然
低減によるコーストダウン運転が提案されている。以下
このコーストダウン運転について説明する。
原子炉では出力が上昇すると反応度は下る様に設計され
ている。何等かの原因で原子炉の出力が上昇した場合こ
の出力上昇を抑制させる様に原子炉には負のフィードバ
ックが働くように成っている。また、出力が低下すると
逆に反応度が上昇する様に成っている。原子炉運転初期
で燃料が充分にあるときには、この燃料の反応度は大き
い。そして、この運転が継続され、燃料は中性子の照射
を受け次第に消耗し、反応度は小さくなる。
ている。何等かの原因で原子炉の出力が上昇した場合こ
の出力上昇を抑制させる様に原子炉には負のフィードバ
ックが働くように成っている。また、出力が低下すると
逆に反応度が上昇する様に成っている。原子炉運転初期
で燃料が充分にあるときには、この燃料の反応度は大き
い。そして、この運転が継続され、燃料は中性子の照射
を受け次第に消耗し、反応度は小さくなる。
このコーストダウン運転【おける炉心の特性図を第２図
及び第３図に示す。ここで第２図は縦軸に反応度Ｋを、
横＠に燃焼度Ｅと運転日りをとつた炉心の特性図を示す
。この第２図において、運転「」がり。になると燃焼度
はＥ。になす、反応度は０になる。そして、原子炉は反
応度がＯ【なると、定格出力を維持し得なくなる。この
状態の炉心の特性図を第３図に示す。ここで第３図は縦
軸に出力をとり、横軸に燃焼度及び運転日をとった炉心
の特性図である。この第３図に示す様に反応度が０にな
る燃焼度Ｅ。の状態で原子炉を停止させることなくその
まま放置させると、原子炉の出力は定格出力より徐々に
減少していく。しかしながら、燃焼度増分による反応度
の減少は出力減少による反応度の増加により相殺される
ため、原子炉は臨界状態を保つことができる。この原子
炉はり。日までは制御棒によシ反応度を調節し出力をＰ
。に維持できる。また、Ｄｏ日以降は制御棒が炉心から
引き抜かれるため、制御棒による反応度の調節はできな
い。そして原子炉出力は徐々に低下していくが運転は持
続されるので運転期間を延長させることができる。これ
をコーストダウン運転と呼んでいる。このコーストダウ
ン運転期間を適切に選ぶことによシ設備利用率を増加さ
せることが可能であるＯ しかしながら従来においてはコーストダウン運転期間を
長くとると、低出力での運転が長くなり設備利用率はか
えって低下してしまう等、期間を効率良く選ぶことに問
題があった。
及び第３図に示す。ここで第２図は縦軸に反応度Ｋを、
横＠に燃焼度Ｅと運転日りをとつた炉心の特性図を示す
。この第２図において、運転「」がり。になると燃焼度
はＥ。になす、反応度は０になる。そして、原子炉は反
応度がＯ【なると、定格出力を維持し得なくなる。この
状態の炉心の特性図を第３図に示す。ここで第３図は縦
軸に出力をとり、横軸に燃焼度及び運転日をとった炉心
の特性図である。この第３図に示す様に反応度が０にな
る燃焼度Ｅ。の状態で原子炉を停止させることなくその
まま放置させると、原子炉の出力は定格出力より徐々に
減少していく。しかしながら、燃焼度増分による反応度
の減少は出力減少による反応度の増加により相殺される
ため、原子炉は臨界状態を保つことができる。この原子
炉はり。日までは制御棒によシ反応度を調節し出力をＰ
。に維持できる。また、Ｄｏ日以降は制御棒が炉心から
引き抜かれるため、制御棒による反応度の調節はできな
い。そして原子炉出力は徐々に低下していくが運転は持
続されるので運転期間を延長させることができる。これ
をコーストダウン運転と呼んでいる。このコーストダウ
ン運転期間を適切に選ぶことによシ設備利用率を増加さ
せることが可能であるＯ しかしながら従来においてはコーストダウン運転期間を
長くとると、低出力での運転が長くなり設備利用率はか
えって低下してしまう等、期間を効率良く選ぶことに問
題があった。
本発明の目的は、原子炉におけるコーストダウン運転に
おいて、原子炉の効率的なコーストダウン運転終了日を
決定して設備利用率が最大となる様にすることにある。
おいて、原子炉の効率的なコーストダウン運転終了日を
決定して設備利用率が最大となる様にすることにある。
本発明は、定格出力運転可能期間り。以降における制御
棒を炉心から引き抜いた状態で運転する原子炉のコース
トダウン運転方法において、定期点検期間Ｔ。と平均出
力Ｐを定め、炉内燃焼度増加量ΔＥと炉内反応度減少量
ΔＫによって炉内反応度係数αを第１式でめ、 α二Δに／ΔＥ ・・・・（１） 前記炉内反応度減少量Δにと炉心定格出力Ｐ。と炉心出
力減少量△Ｐによって炉内反応度の出力係数βを第２式
でめ、 β−△に、 ／ （△Ｐ ／ Ｐ ｏ ） ・・・・・
（２）比出力密度をＣとした時、原子炉の設備利用率を
最大にするコーストダウン運転期間ｄ ｍａｘを第３式
によってめた値に設定することを特徴とする原子炉のコ
ーストダウン運転方法ＶＣ，ｉる。
棒を炉心から引き抜いた状態で運転する原子炉のコース
トダウン運転方法において、定期点検期間Ｔ。と平均出
力Ｐを定め、炉内燃焼度増加量ΔＥと炉内反応度減少量
ΔＫによって炉内反応度係数αを第１式でめ、 α二Δに／ΔＥ ・・・・（１） 前記炉内反応度減少量Δにと炉心定格出力Ｐ。と炉心出
力減少量△Ｐによって炉内反応度の出力係数βを第２式
でめ、 β−△に、 ／ （△Ｐ ／ Ｐ ｏ ） ・・・・・
（２）比出力密度をＣとした時、原子炉の設備利用率を
最大にするコーストダウン運転期間ｄ ｍａｘを第３式
によってめた値に設定することを特徴とする原子炉のコ
ーストダウン運転方法ＶＣ，ｉる。
以下、本発明における原子炉のコーストダウン運転方法
について説明する。まず第１に計算コードによって炉心
内の燃焼度係数αをめる。炉心内の燃焼度がＥ。である
燃料棒近辺での炉内燃焼度増加量△Ｅ二Ｅ Ｆ、ｏと炉
内反応度減少量Δに１との比として、炉心内の燃焼度係
数αは第１式の様にまる。
について説明する。まず第１に計算コードによって炉心
内の燃焼度係数αをめる。炉心内の燃焼度がＥ。である
燃料棒近辺での炉内燃焼度増加量△Ｅ二Ｅ Ｆ、ｏと炉
内反応度減少量Δに１との比として、炉心内の燃焼度係
数αは第１式の様にまる。
α＝Δに＋／ΔＥ ・・・・・（１）
この比は炉内の燃料組成・形状によって決定される。そ
して、軽水炉用格子燃焼計算コード″’ＬＡＳＥＲ’に
よって第２図に示す様な燃焼度対反応度の数値を計算し
、αを予めめておくことも可能である。同、沸騰水型原
子炉では一般に燃焼度係数αは約−０，０９Ｘ １０−
’ 〔（ＭＷＤ／ ｔｏｎ ）−’ ）である。
して、軽水炉用格子燃焼計算コード″’ＬＡＳＥＲ’に
よって第２図に示す様な燃焼度対反応度の数値を計算し
、αを予めめておくことも可能である。同、沸騰水型原
子炉では一般に燃焼度係数αは約−０，０９Ｘ １０−
’ 〔（ＭＷＤ／ ｔｏｎ ）−’ ）である。
第２に計算コードによって炉内反応度の出力係数βをめ
る。Ｐｏを炉心定格出力とし、炉心出力数少量△Ｐ＝１
）−Ｐｏとし、炉内反応度増加針Δに２の比として、炉
内反応度の出力係数βは第２式の様にしてめられる。
る。Ｐｏを炉心定格出力とし、炉心出力数少量△Ｐ＝１
）−Ｐｏとし、炉内反応度増加針Δに２の比として、炉
内反応度の出力係数βは第２式の様にしてめられる。
β＝ Δに２ ／ （△Ｐ ／ Ｐｏ ） ・・＝・（
２）この比も燃焼度係数αと同様に炉内の燃料組成・形
状によって決定される係数である。そして、沸騰水型原
子炉用炉心内出力分布計算コード” Ｆ Ｔ。
２）この比も燃焼度係数αと同様に炉内の燃料組成・形
状によって決定される係数である。そして、沸騰水型原
子炉用炉心内出力分布計算コード” Ｆ Ｔ。
Ａ、 １１． Ｅ によって炉心出力対反応度の数値を
計算し１βを予めめておくことも可能である。同、沸騰
水型原子炉では炉内反応度の出力係数βは約−０，０７
５である。
計算し１βを予めめておくことも可能である。同、沸騰
水型原子炉では炉内反応度の出力係数βは約−０，０７
５である。
第３に炉内出力低下度合の予測式をめる。コーストダウ
ン運転開始からｄ日間経過したことによシ燃焼度がＥ。
ン運転開始からｄ日間経過したことによシ燃焼度がＥ。
からΔＥだけ増加し、た時点での出力をＰとすると、燃
焼度増加による反応度の減少量Δに１は出力減少による
反応度の増加量Δに２によって相殺され、原子炉は臨界
状態を維持する。こ炉内燃焼度増加量ΔＥは、比出力密
度をＯ［’ＭＷ／１ｏｎ）とすると第６式に示す様にめ
られる。
焼度増加による反応度の減少量Δに１は出力減少による
反応度の増加量Δに２によって相殺され、原子炉は臨界
状態を維持する。こ炉内燃焼度増加量ΔＥは、比出力密
度をＯ［’ＭＷ／１ｏｎ）とすると第６式に示す様にめ
られる。
△Ｅ ＝ ／ｄＯ、Ｐ ／Ｐｎ ｄｔ −（６１そして
この第６式を第５式に代入し、解の形としｒｔ てＰ＝Ｐｏｅ とおくと、ｒ二Ｃ・α／βがめられる。
この第６式を第５式に代入し、解の形としｒｔ てＰ＝Ｐｏｅ とおくと、ｒ二Ｃ・α／βがめられる。
したがって、コストダウン運転６日後の出力Ｐは第７式
に示される。
に示される。
Ｐ ＝ Ｐｏｅ ”’ ”β ・・曲（カこの第７式の
近似式として第８式がめられる。
近似式として第８式がめられる。
Ｐ＝ Ｐａ （１−ｃｄ−ａ／β）・・・・・（８）同
、沸騰水型原子炉ではＣは約２２．５ ［ＭＷ／ｌｏｎ
：］である。これより炉内の出力低減の割合は、第８式
のα、β、Ｃに前記数値を代入すると第９式がめられる
。
、沸騰水型原子炉ではＣは約２２．５ ［ＭＷ／ｌｏｎ
：］である。これより炉内の出力低減の割合は、第８式
のα、β、Ｃに前記数値を代入すると第９式がめられる
。
Ｐ／ＰＯ＝１−Ｃ，−ｄα７β＝ １−０．００２７ｄ
・＋９１以上の計′算段階によって、コーストダウン
運転開始から日時の経過につれて、炉内出力がどのよう
に低下するのかが予測することができる。
・＋９１以上の計′算段階によって、コーストダウン
運転開始から日時の経過につれて、炉内出力がどのよう
に低下するのかが予測することができる。
次に第４として、設備利用率が最大となるコーストダウ
ン運転期間をめる。通常状態における設備利用率は第４
式１．Ｃ示される様にめられるが、コーストダウン運転
を行う場合には前記第４式の出力Ｐに第７式を代入する
とコーストダウン運転時の設備利用率がめられ、これを
第１０式に示す。
ン運転期間をめる。通常状態における設備利用率は第４
式１．Ｃ示される様にめられるが、コーストダウン運転
を行う場合には前記第４式の出力Ｐに第７式を代入する
とコーストダウン運転時の設備利用率がめられ、これを
第１０式に示す。
・・・・（１０）
この第１０式において、設備利用率Ｆが最大となるコー
ストダウン運転期間ｄをめる為には第１０式をｄｌｃつ
いて微分したものが零となる様にすればよい。これをめ
ると＠１１式の様にめられる。
ストダウン運転期間ｄをめる為には第１０式をｄｌｃつ
いて微分したものが零となる様にすればよい。これをめ
ると＠１１式の様にめられる。
・・・・・ （１１）
この第１１式をｄについて解き、Ｐの近似式である第８
式を代入すると第３式の様にまる。
式を代入すると第３式の様にまる。
ｄｍａｘ −（Ｄｏ−１−’［”ｏ） Ｃ（Ｄｏ 十Ｔ
。）２−２（Ｔｏ ＋Ｄｏ （Ｐ’／”’０）Ｄｏ ）
／（αＣ／β）〕＋ ・・・・・（３）この第３式のｄ
ｍａｘ がＦを最大にする期間としてめられる。
。）２−２（Ｔｏ ＋Ｄｏ （Ｐ’／”’０）Ｄｏ ）
／（αＣ／β）〕＋ ・・・・・（３）この第３式のｄ
ｍａｘ がＦを最大にする期間としてめられる。
以下、本発明に示す原子炉のコーストダウン運転方法を
第１図を参照して説明する。なお、一般的にばり。＋Ｔ
Ｏは最初に入力される（ブロック１）が本説明において
はＩ）。、Ｔｏは変数として説明する。
第１図を参照して説明する。なお、一般的にばり。＋Ｔ
Ｏは最初に入力される（ブロック１）が本説明において
はＩ）。、Ｔｏは変数として説明する。
一般の沸騰水型原子炉においては、ｐ＝＝ｐｏ。
ａ ＝ −０，０９Ｘ １０−’ （（ＦｖｆＷＤ／１
ｏｎ） ’） 、β＝−０，０７５。
ｏｎ） ’） 、β＝−０，０７５。
０ ＝ ２２ 、５ ［：ＭＷ／ ｔ ｏｎ ） （ブ
ロック２．３）であるためこれを用いると、コーストダ
ウン運転期間ｄｍａｘ及びその時の設備利用率Ｆは第１
２式及び第１３式の様にまる（ブロック４）。
ロック２．３）であるためこれを用いると、コーストダ
ウン運転期間ｄｍａｘ及びその時の設備利用率Ｆは第１
２式及び第１３式の様にまる（ブロック４）。
ｄｍａｘ＝Ｄｏ＋Ｔｏ （（ＤＯ＋ＴＯ）”−２ＴＯ１
０，００２７）” ・” ｏ３第１表に第１３式と第１
４式のり。、Ｔｏを変数として、ｄｍａｘ、Ｆをめた例
を示す（ブロック５）。
０，００２７）” ・” ｏ３第１表に第１３式と第１
４式のり。、Ｔｏを変数として、ｄｍａｘ、Ｆをめた例
を示す（ブロック５）。
第１表
段の近傍でＦが最大になる日を試行錯誤的に決定した場
合である。この第１表及び第１３式より設備利用率Ｆは
ｄｍａｘＨ捷でゆるやかに増加し、その後ゆるやかに減
少することがわかる。
合である。この第１表及び第１３式より設備利用率Ｆは
ｄｍａｘＨ捷でゆるやかに増加し、その後ゆるやかに減
少することがわかる。
これよ勺、現在の沸騰水型原子炉においてはＤ０＝ ２
７０日、Ｔｏ＝９０日で行っているため、コーストダウ
ン運転を９５日間行うことによって従来よシ約４％設備
利用率が向上する（ブロック６）。
７０日、Ｔｏ＝９０日で行っているため、コーストダウ
ン運転を９５日間行うことによって従来よシ約４％設備
利用率が向上する（ブロック６）。
その他、原子炉の停止による給電計画、停止させた時の
定期検査用具確保の問題等から最適な日の選択に幅をも
たせることがこのコーストダウン運転においては可能で
ある。
定期検査用具確保の問題等から最適な日の選択に幅をも
たせることがこのコーストダウン運転においては可能で
ある。
また、コーストダウン運転中は炉心には制御棒が挿入さ
れていないため３次元出力分布は平担化される。これは
、出力の高い所では燃料の消耗が早く進むため出力が低
下し、出力の低い所では燃料の消耗が遅くなるため出カ
バあマり低下せず炉心全体の出力が平担化されるからで
ある。原子炉では１回の燃料交換は燃料全体の％〜％で
あるため次サイクル運転初期の出力分布は前サイクル運
転の影響を受ける。そのため、前ザイクル運転の出力分
布が平担化されていれば次サイクル運転初期の出力分布
も平担化され、運転の熱的裕度が増すことにつながる。
れていないため３次元出力分布は平担化される。これは
、出力の高い所では燃料の消耗が早く進むため出力が低
下し、出力の低い所では燃料の消耗が遅くなるため出カ
バあマり低下せず炉心全体の出力が平担化されるからで
ある。原子炉では１回の燃料交換は燃料全体の％〜％で
あるため次サイクル運転初期の出力分布は前サイクル運
転の影響を受ける。そのため、前ザイクル運転の出力分
布が平担化されていれば次サイクル運転初期の出力分布
も平担化され、運転の熱的裕度が増すことにつながる。
〔発明の効果〕
本発明によれば、原子炉におけるコーストダウン運転に
おいて、原子炉の効率的なコーストダウン運転終了日を
決定し、設備利用率を最大にすることができる。
おいて、原子炉の効率的なコーストダウン運転終了日を
決定し、設備利用率を最大にすることができる。
第１図は本発明のコーストダウン運転方法における運転
期間を決定する行程を示すブロック図、第２図は従来に
おける炉心の特性図、第３図は従来のコーストダウン運
転を示す炉心の特性図である。 Ｄｏ・・定格出力運転可能期間 Ｔｏ・・・定期点検期間 Ｐ・・・平均出力 ΔＥ・・・炉内燃焼度増ｎｏ量 ΔＫ・・炉内反応度 α・・炉内反応度の燃焼度係数 Ｐｏ・・・炉心定格出力 ΔＰ・・炉心出力減少量 β・・・炉内反応度の出力係数 Ｃ・・・比出力密度 ｄｍａｘ・・・コーストダウン運転期間代理人 弁理士
則 近 憲 佑 （ほか１名）第１図 第２図 第３図 ０ １転口（リ ｌ：）′ 心″
期間を決定する行程を示すブロック図、第２図は従来に
おける炉心の特性図、第３図は従来のコーストダウン運
転を示す炉心の特性図である。 Ｄｏ・・定格出力運転可能期間 Ｔｏ・・・定期点検期間 Ｐ・・・平均出力 ΔＥ・・・炉内燃焼度増ｎｏ量 ΔＫ・・炉内反応度 α・・炉内反応度の燃焼度係数 Ｐｏ・・・炉心定格出力 ΔＰ・・炉心出力減少量 β・・・炉内反応度の出力係数 Ｃ・・・比出力密度 ｄｍａｘ・・・コーストダウン運転期間代理人 弁理士
則 近 憲 佑 （ほか１名）第１図 第２図 第３図 ０ １転口（リ ｌ：）′ 心″
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 定格出力運転可能期間り。以降における制御棒を炉心か
ら引き抜いた状態で運転する原子炉のコーストダウン運
転方法において、定期点検期間ＩＴＩ。と平均出力Ｐを
定め、炉内燃焼度増加量△Ｅと炉内反応度減少量△Ｋに
よって炉内反応度の燃焼度係数αを第１式でめ、 α＝Δに／ΔＥ ・旧・（１） 前記炉内反応度減少１・Δにと炉心定格出力Ｐ。と炉心
出力減少量△Ｐｖｔｃよって炉内反応度の出力係数βを
第２式でめ、 β＝Δに、／（ΔＰ ／Ｐ ｏ ） ・曲（２）比出力
密度をＣとした時、原子炉の設備利用率を最大にするコ
ーストダウン運転期間ｄ ｍａｘを第３式％式％）） （３） によってめた値に設定することを特徴とする原子炉のコ
ーストダウン運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59107422A JPS60252300A (ja) | 1984-05-29 | 1984-05-29 | 原子炉のコ−ストダウン運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59107422A JPS60252300A (ja) | 1984-05-29 | 1984-05-29 | 原子炉のコ−ストダウン運転方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60252300A true JPS60252300A (ja) | 1985-12-12 |
Family
ID=14458742
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59107422A Pending JPS60252300A (ja) | 1984-05-29 | 1984-05-29 | 原子炉のコ−ストダウン運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60252300A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS646894A (en) * | 1987-06-30 | 1989-01-11 | Toshiba Corp | Method for operating boiling water reactor |
-
1984
- 1984-05-29 JP JP59107422A patent/JPS60252300A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS646894A (en) * | 1987-06-30 | 1989-01-11 | Toshiba Corp | Method for operating boiling water reactor |
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