JPS6093385A - 原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントInfo
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- JPS6093385A JPS6093385A JP58200089A JP20008983A JPS6093385A JP S6093385 A JPS6093385 A JP S6093385A JP 58200089 A JP58200089 A JP 58200089A JP 20008983 A JP20008983 A JP 20008983A JP S6093385 A JPS6093385 A JP S6093385A
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- JP
- Japan
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- heat exchanger
- nuclear power
- tube
- power plant
- piping
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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
-
- 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
- Examining Or Testing Airtightness (AREA)
- 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】
本発明は原子力発電プラントの改良に関するものである
・ 従来の高速増殖炉の発電プラントを第1図、及び第2,
3図に示した1、まず第1図のものから説明すると、(
1)が原子炉容器、(2)が炉心、(3)が−次冷却材
系配管、(4)が11?ンプ、(5)が格納容器、(9
)が蒸気水系配管、(l11が放出系、+171が二次
系配管、(1りが中間熱交換器、04)が蒸気発生器、
(15)がその伝熱管で、熱媒体のす) IJウムが原
子炉容器(1)の中の炉心(2)により熱せられ、−次
冷却材系配管(3)を通って中間熱交換器031へ導か
れ、ここで二次側熱媒体(ナトリウム)との間で熱交換
が行なわれ、その後はポンプ(4)により駆動力を与え
られて、再び炉心(2)に流れる。なお第1図では、中
間熱交換器03)の中の伝熱管09を1本の管で示して
いるが、実際には、多数の管から構成され、さらにこの
伝熱管α9は、直管の場合やヘリカル型やサイン型等の
場合もある。また中間熱交換器(I3)の後流側には、
二次系配管u21があり、中間熱交換器(13)で加熱
された熱媒体(ナトリウム)が蒸気発生器旧)へ送られ
、同蒸気発生器(14)では、ナトリウムにより給水を
加熱して、これを蒸発させ、蒸気水系配管(9)を通じ
タービンへ送って、発電を行なう。この場合、蒸気発生
器(14)には、ナトリウム−水反応の取入事故を考慮
して圧力の放出系(11)を設けている。次に第2図の
発電プラントについて説明すると、蒸気発生器■は、そ
の伝熱管aωが第3図に示すように2重の内管(6A)
と外管(6C)とにより構成され、互いの間が密着l−
1これ以外のところに非常に小さな隙間があり、このせ
まい隙間からガスを吸引して、内管(6A)または外管
(6C)の破4戸による流体の漏洩を検出するようにな
っている。(10)が漏洩検出系である5、なお第31
箇は、(1q造の概略を示しており、実24の熱交(ヴ
!器(+ 4++主、?イ通、多数の直管を具えている
。
・ 従来の高速増殖炉の発電プラントを第1図、及び第2,
3図に示した1、まず第1図のものから説明すると、(
1)が原子炉容器、(2)が炉心、(3)が−次冷却材
系配管、(4)が11?ンプ、(5)が格納容器、(9
)が蒸気水系配管、(l11が放出系、+171が二次
系配管、(1りが中間熱交換器、04)が蒸気発生器、
(15)がその伝熱管で、熱媒体のす) IJウムが原
子炉容器(1)の中の炉心(2)により熱せられ、−次
冷却材系配管(3)を通って中間熱交換器031へ導か
れ、ここで二次側熱媒体(ナトリウム)との間で熱交換
が行なわれ、その後はポンプ(4)により駆動力を与え
られて、再び炉心(2)に流れる。なお第1図では、中
間熱交換器03)の中の伝熱管09を1本の管で示して
いるが、実際には、多数の管から構成され、さらにこの
伝熱管α9は、直管の場合やヘリカル型やサイン型等の
場合もある。また中間熱交換器(I3)の後流側には、
二次系配管u21があり、中間熱交換器(13)で加熱
された熱媒体(ナトリウム)が蒸気発生器旧)へ送られ
、同蒸気発生器(14)では、ナトリウムにより給水を
加熱して、これを蒸発させ、蒸気水系配管(9)を通じ
タービンへ送って、発電を行なう。この場合、蒸気発生
器(14)には、ナトリウム−水反応の取入事故を考慮
して圧力の放出系(11)を設けている。次に第2図の
発電プラントについて説明すると、蒸気発生器■は、そ
の伝熱管aωが第3図に示すように2重の内管(6A)
と外管(6C)とにより構成され、互いの間が密着l−
1これ以外のところに非常に小さな隙間があり、このせ
まい隙間からガスを吸引して、内管(6A)または外管
(6C)の破4戸による流体の漏洩を検出するようにな
っている。(10)が漏洩検出系である5、なお第31
箇は、(1q造の概略を示しており、実24の熱交(ヴ
!器(+ 4++主、?イ通、多数の直管を具えている
。
前記第1図、及び第2.3図の原子力発電プラントでは
、格納容器(5)の内部に、中間熱交換器(13)を設
置しているが、このような構成では、−次系および二次
系が必要であり、熱交換器も、−次系と二次系との間で
熱交換を行なう中間熱交換器(13)と、二次系と蒸気
水系との間で熱交換を行なう蒸気発生器04)とが必要
である。さらに中間熱交換器(13)が格納容器(5)
内にあって、同格納容器(5)が大型化するという問題
があった。
、格納容器(5)の内部に、中間熱交換器(13)を設
置しているが、このような構成では、−次系および二次
系が必要であり、熱交換器も、−次系と二次系との間で
熱交換を行なう中間熱交換器(13)と、二次系と蒸気
水系との間で熱交換を行なう蒸気発生器04)とが必要
である。さらに中間熱交換器(13)が格納容器(5)
内にあって、同格納容器(5)が大型化するという問題
があった。
本発明は前記の間kIQ点に対処するもので、原子炉の
炉心を冷却する一次冷却材系とタービンを駆6111ろ
蒸気水系との間で熱交換を行なう熱交換器を有し、同熱
交換器の伝熱管を二重管にするとともに同二重管を(1
り成する内管と外管との間の中間流体通路を漏洩検出系
に連絡したことを特徴とする原子力発電プラントに係り
その目的とする処は、−次系−二次系と二次系−蒸気水
系とを1つの一次系一蒸気水系にできて、熱交換器を1
つにできる。さらに熱交換器を格納容器外に設置1ヱで
きて、格納容器を小型化できる改良、!オした原子力発
電プラントを供する点に力、る。
炉心を冷却する一次冷却材系とタービンを駆6111ろ
蒸気水系との間で熱交換を行なう熱交換器を有し、同熱
交換器の伝熱管を二重管にするとともに同二重管を(1
り成する内管と外管との間の中間流体通路を漏洩検出系
に連絡したことを特徴とする原子力発電プラントに係り
その目的とする処は、−次系−二次系と二次系−蒸気水
系とを1つの一次系一蒸気水系にできて、熱交換器を1
つにできる。さらに熱交換器を格納容器外に設置1ヱで
きて、格納容器を小型化できる改良、!オした原子力発
電プラントを供する点に力、る。
次に本発明の原子力発電プラントを第4.5図に示す一
実施例により説明すると、(11が原子炉容器、(2)
が炉心、(3)が−次系配管、(4)がポンプ、(5)
が格納容器、(6)が熱交換器、(6A)が同熱交換器
(6)の伝熱管の内管、(6C)が外管、(7)が中間
熱媒体用配管(導出管) 、 f81が中間熱媒体用j
)ν脹タンク、(9)が蒸気水系(タービン系)配管、
0())が漏洩検出系で、−次系配管(3)に2jl(
’i型の熱交換器(6)を接続している。またこの熱交
換器(6)な格納容器(5)の外に設けている。但し格
納容器(5)の外に出た一次系配管(3)はその外側を
管で櫟つようにしている。
実施例により説明すると、(11が原子炉容器、(2)
が炉心、(3)が−次系配管、(4)がポンプ、(5)
が格納容器、(6)が熱交換器、(6A)が同熱交換器
(6)の伝熱管の内管、(6C)が外管、(7)が中間
熱媒体用配管(導出管) 、 f81が中間熱媒体用j
)ν脹タンク、(9)が蒸気水系(タービン系)配管、
0())が漏洩検出系で、−次系配管(3)に2jl(
’i型の熱交換器(6)を接続している。またこの熱交
換器(6)な格納容器(5)の外に設けている。但し格
納容器(5)の外に出た一次系配管(3)はその外側を
管で櫟つようにしている。
上記熱交換器(6)の伝熱管は第5図に示すように二重
管構造で、内管(6A)の内側は、−次系配管(3)に
接続し、外管(tic)の外側は、蒸気水系配管(9)
に接続し、内管(6A)と外管((ic)との間には、
流体通路を設けて、同流体通路を中間熱媒体用配管(7
)を介し、て中間熱Q〜!1体用膨眼タンク(8)内に
接続している。上記内管(6A)は格納容器(5)のバ
ウンダリとする。また内管(c;A)と外管(6C)の
間には、中間熱媒体(液体又はガス)を入れるが、これ
には、ナトリウム等がある。
管構造で、内管(6A)の内側は、−次系配管(3)に
接続し、外管(tic)の外側は、蒸気水系配管(9)
に接続し、内管(6A)と外管((ic)との間には、
流体通路を設けて、同流体通路を中間熱媒体用配管(7
)を介し、て中間熱Q〜!1体用膨眼タンク(8)内に
接続している。上記内管(6A)は格納容器(5)のバ
ウンダリとする。また内管(c;A)と外管(6C)の
間には、中間熱媒体(液体又はガス)を入れるが、これ
には、ナトリウム等がある。
次に前記原子力発電プラントの作用を説明する8内Y?
(6A)と外管(tic)との間に入れる中間熱媒体
がナトリウムの場合、ナトリウムは、内管(6A)が破
損しても内管(6A)の管内流体と同じ液体であるため
、特に問題を生じない。またナトリウムは液体金属であ
り、熱的な性能は良好である。このナトリウムは、中間
部(内管(6A)と外管(6C)との間)から中間熱1
1一体用体用へ(7)を経て中間熱媒体用膨張タンク(
8)へ、また回タンク(8)から上記中間部へ、嗜かJ
′1″′C1循o;’+iろ。また同中間熱媒体用膨張
タンク(8)にIIi’+洩検出系(10)が設けられ
、内管(6A) 1ljl Ic (dl Jl’+
(’13+ ル場合ハ、−次0111特有f) hk
耐性物質や放射線が検出されて、内管(6A)の破損を
検知することができる。また外管が破tOシた場合には
、ナトリウム−水反応が生じ、そのときの圧力により、
ナトリウムが上部中間部から排出され、これにより、ナ
トリウム−水反応が大規模に起ることがない、この際の
中間部ナトリウムの排出忙中間熱媒体用配管(7)で不
足する場合は、これに見合う容量の配管およびタンク類
を別途膜ければよい3、また微少なリークの場合には、
に記中間熱媒体用膨張タンク(8)の漏洩検出系(10
)を用いて、たとえば水素濃度を検出することによりリ
ークを検知することができる。、なお漏洩検出系0t1
1は、中間熱媒体用配管(7)の途中に設けてもよく、
中間熱媒体をゆっくり循環させて、漏洩検出の時間を短
かくしてもよい。土たすh IIつl、上り外の液体金
属としてはたとえばカリウノ・等がある。また上記中間
熱媒体には、ヘリウノ、や不活性ガス等のガスを使用し
てもよい一 本発明の原子力発電プラントは前記のように原子炉の炉
心を冷却する一次冷却材系とタービンを駆動する蒸気水
系との間で熱交換を行なう熱交換器を有し、同熱交換器
の伝熱管を二重管にするとともに同二重管を1再成する
内管と外管との間の中間流体通路を漏洩検出系に連絡し
ており、−次系−二次系と、二次系−蒸気水系とを1つ
の一次系一蒸気水系にできで、熱交換器を1つにできる
。
(6A)と外管(tic)との間に入れる中間熱媒体
がナトリウムの場合、ナトリウムは、内管(6A)が破
損しても内管(6A)の管内流体と同じ液体であるため
、特に問題を生じない。またナトリウムは液体金属であ
り、熱的な性能は良好である。このナトリウムは、中間
部(内管(6A)と外管(6C)との間)から中間熱1
1一体用体用へ(7)を経て中間熱媒体用膨張タンク(
8)へ、また回タンク(8)から上記中間部へ、嗜かJ
′1″′C1循o;’+iろ。また同中間熱媒体用膨張
タンク(8)にIIi’+洩検出系(10)が設けられ
、内管(6A) 1ljl Ic (dl Jl’+
(’13+ ル場合ハ、−次0111特有f) hk
耐性物質や放射線が検出されて、内管(6A)の破損を
検知することができる。また外管が破tOシた場合には
、ナトリウム−水反応が生じ、そのときの圧力により、
ナトリウムが上部中間部から排出され、これにより、ナ
トリウム−水反応が大規模に起ることがない、この際の
中間部ナトリウムの排出忙中間熱媒体用配管(7)で不
足する場合は、これに見合う容量の配管およびタンク類
を別途膜ければよい3、また微少なリークの場合には、
に記中間熱媒体用膨張タンク(8)の漏洩検出系(10
)を用いて、たとえば水素濃度を検出することによりリ
ークを検知することができる。、なお漏洩検出系0t1
1は、中間熱媒体用配管(7)の途中に設けてもよく、
中間熱媒体をゆっくり循環させて、漏洩検出の時間を短
かくしてもよい。土たすh IIつl、上り外の液体金
属としてはたとえばカリウノ・等がある。また上記中間
熱媒体には、ヘリウノ、や不活性ガス等のガスを使用し
てもよい一 本発明の原子力発電プラントは前記のように原子炉の炉
心を冷却する一次冷却材系とタービンを駆動する蒸気水
系との間で熱交換を行なう熱交換器を有し、同熱交換器
の伝熱管を二重管にするとともに同二重管を1再成する
内管と外管との間の中間流体通路を漏洩検出系に連絡し
ており、−次系−二次系と、二次系−蒸気水系とを1つ
の一次系一蒸気水系にできで、熱交換器を1つにできる
。
また熱交換器を格納容器外に設置できて、格納容器を小
型化できる効果があり、コストダウンに有シカである、 以上本発明を実施例について説明したが、勿論本発明は
このようブエ実施例にだけ局限されるものではなく、本
発明の精神を逸脱しない範囲内で種々の設計の改変をh
lli 1. ウるものである。例えばポンプ(4)の
位INは一次系配管(3)の1ニ流側でもよい・また熱
交換器(6)中の流れは1.−次伶却材系、蒸気水系と
も図とは逆でも、Lい。・トた熱交換器(6)の形状、
構造は第5図の例に限定\れない。
型化できる効果があり、コストダウンに有シカである、 以上本発明を実施例について説明したが、勿論本発明は
このようブエ実施例にだけ局限されるものではなく、本
発明の精神を逸脱しない範囲内で種々の設計の改変をh
lli 1. ウるものである。例えばポンプ(4)の
位INは一次系配管(3)の1ニ流側でもよい・また熱
交換器(6)中の流れは1.−次伶却材系、蒸気水系と
も図とは逆でも、Lい。・トた熱交換器(6)の形状、
構造は第5図の例に限定\れない。
第1し1は従来の原子力発雷1プラントの1例を示す系
統図、机2図は従来の原子力発電プラントの他の例を示
す系統図、第3図は第2図の発電プラントの蒸気発生器
を拡大して示す縦断側面図、第4図は本発明に係る原子
力発電プラントの一実施例を示す系統図、第5図はその
熱交jF1器を拡大して示す縦断側面図である。 (1)・−・原子炉容器、(2)・・・炉心、(,3)
・・・−次冷却材系、(6)・・・熱交換器、(6A)
・・・内管、(+;C)・・・外管、(11力・・・漏
洩検出系。 復代理人 弁理士 岡 本 重 文 外3名
統図、机2図は従来の原子力発電プラントの他の例を示
す系統図、第3図は第2図の発電プラントの蒸気発生器
を拡大して示す縦断側面図、第4図は本発明に係る原子
力発電プラントの一実施例を示す系統図、第5図はその
熱交jF1器を拡大して示す縦断側面図である。 (1)・−・原子炉容器、(2)・・・炉心、(,3)
・・・−次冷却材系、(6)・・・熱交換器、(6A)
・・・内管、(+;C)・・・外管、(11力・・・漏
洩検出系。 復代理人 弁理士 岡 本 重 文 外3名
Claims (1)
- 原子炉の炉心を冷却する一次冷却材系とタービンを駆動
する蒸気水系との間で熱交換を行なう熱交換器を有し、
同熱交換器の伝熱管を二重管にするとともに同二重管を
構成する内管と外管との間の中間流体通路を漏洩検出系
に連絡したことを特徴とする原子力発電プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58200089A JPS6093385A (ja) | 1983-10-27 | 1983-10-27 | 原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58200089A JPS6093385A (ja) | 1983-10-27 | 1983-10-27 | 原子力発電プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6093385A true JPS6093385A (ja) | 1985-05-25 |
Family
ID=16418668
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58200089A Pending JPS6093385A (ja) | 1983-10-27 | 1983-10-27 | 原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6093385A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5127604A (ja) * | 1974-08-30 | 1976-03-08 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd |
-
1983
- 1983-10-27 JP JP58200089A patent/JPS6093385A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5127604A (ja) * | 1974-08-30 | 1976-03-08 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd |
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