JPS6214089A - 原子力プラントにおける余熱除去系統のウオ−ミング操作方法 - Google Patents
原子力プラントにおける余熱除去系統のウオ−ミング操作方法Info
- Publication number
- JPS6214089A JPS6214089A JP60152492A JP15249285A JPS6214089A JP S6214089 A JPS6214089 A JP S6214089A JP 60152492 A JP60152492 A JP 60152492A JP 15249285 A JP15249285 A JP 15249285A JP S6214089 A JPS6214089 A JP S6214089A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- residual heat
- heat removal
- valve
- removal system
- mini
- 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
- 238000010792 warming Methods 0.000 title claims description 19
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 9
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 27
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 26
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 9
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
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
- Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (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】
(産業上の利用分野)
本発明は原子力プラントにおける余熱除去系統のウオー
ミング操作方法に関するものである。
ミング操作方法に関するものである。
(従来の技術)
原子力発電プラントでは、少なくとも年に一度、定期検
査が行われるが、その際、プラントを停止するために冷
却操作が行なわれる。この冷却操作の初期には、蒸気発
生器の二次側の熱量を蒸気ダンプ弁を使用して放出する
ことにょシ、原子炉冷却系統の冷却が行われるが、原子
炉冷却系統の温度が177℃、圧力が28に97an”
Gに達すれば、余熱除去系統による冷却操作に切替え
られる。なお同余熱除去系統は、プラントの運転中、原
子炉冷却系統と隔離されて、安全注入系設備として待機
してお)、このとき、余熱除去系統の冷却水は常温の状
態にある。
査が行われるが、その際、プラントを停止するために冷
却操作が行なわれる。この冷却操作の初期には、蒸気発
生器の二次側の熱量を蒸気ダンプ弁を使用して放出する
ことにょシ、原子炉冷却系統の冷却が行われるが、原子
炉冷却系統の温度が177℃、圧力が28に97an”
Gに達すれば、余熱除去系統による冷却操作に切替え
られる。なお同余熱除去系統は、プラントの運転中、原
子炉冷却系統と隔離されて、安全注入系設備として待機
してお)、このとき、余熱除去系統の冷却水は常温の状
態にある。
(発明が解決しようとする問題点)
前記のように余熱除去系統の隔離を解いて、同余熱除去
系統を原子炉冷却系統に接続するとき、余熱除去系統の
過度の温度上昇にょ)余熱除去ポンプのメカニカルシー
ル部に冷却水漏れ、主軸にクラックの発生、余熱除去冷
却器の取合フランジ部に冷却水漏れ等の不具合が生じる
。そのため、従来は、余熱除去系統を原子炉冷却系統に
接続した後、低圧抽出水ラインを使用して余熱除去系統
の冷却器入口ラインを徐々にウオーミングし、この状態
で余熱除去ポンプを起動しているが、このように低圧抽
出ラインによりウオーミングを実施しているにも拘わら
ず、余熱除去ポンプの起動と同時にミニフロー弁が開に
な)、冷却器によシ冷却されたミニ70−110m”/
A程度の冷却水が余熱除去ポンプの入口に戻って、冷却
器入口ラインで再び急冷される。そこで余熱除去系統パ
イ・ぞス弁を開にして、ポンプ定格流量にするが、ミニ
70−弁は127m’/7a程度で閉になるため、余熱
除去ポンプの入口に戻っていた冷却水が遮断され、冷却
器入口ラインに原子炉冷却系統の高温水が再び吸込まれ
て、温度が急激に上昇する。このように従来のウオーミ
ング操作では、温度変化の回数が多いという問題がめっ
た。
系統を原子炉冷却系統に接続するとき、余熱除去系統の
過度の温度上昇にょ)余熱除去ポンプのメカニカルシー
ル部に冷却水漏れ、主軸にクラックの発生、余熱除去冷
却器の取合フランジ部に冷却水漏れ等の不具合が生じる
。そのため、従来は、余熱除去系統を原子炉冷却系統に
接続した後、低圧抽出水ラインを使用して余熱除去系統
の冷却器入口ラインを徐々にウオーミングし、この状態
で余熱除去ポンプを起動しているが、このように低圧抽
出ラインによりウオーミングを実施しているにも拘わら
ず、余熱除去ポンプの起動と同時にミニフロー弁が開に
な)、冷却器によシ冷却されたミニ70−110m”/
A程度の冷却水が余熱除去ポンプの入口に戻って、冷却
器入口ラインで再び急冷される。そこで余熱除去系統パ
イ・ぞス弁を開にして、ポンプ定格流量にするが、ミニ
70−弁は127m’/7a程度で閉になるため、余熱
除去ポンプの入口に戻っていた冷却水が遮断され、冷却
器入口ラインに原子炉冷却系統の高温水が再び吸込まれ
て、温度が急激に上昇する。このように従来のウオーミ
ング操作では、温度変化の回数が多いという問題がめっ
た。
(問題点を解決するための手段)
本発明は前記の問題点に対処するもので、余熱除去系統
の大口弁を開いて原子炉冷却系統高温側を余熱除去系統
に接続し、次いで余熱除去ポンプを起動し、ミニフロー
弁を開いて、冷却水を同ミニフロー弁を介して余熱除去
系統に循環させ、次いで余熱除去系統と低圧抽出ライン
との間に設けた低圧抽出制御弁を徐々に開いてウオーミ
ング操作を開始し、上記低圧抽出制御弁が全開になれば
、原子炉冷却系統低温側への戻り弁及び冷却器バイパス
弁を開き、余熱除去系統の流量が定格流量になれば、上
記ミニフロー弁を閉じることt−特徴とした原子力プラ
ントにおける余熱除去系統のウオーミング操作方法に係
シ、その目的とする処は、冷却器によ)冷却されたミニ
フロー水に基づく過度の温度変化を防止できる。また運
転員の操作負担を軽減できる原子力プラントにおける余
熱除去系統のウオーミング操作方法を供する点にある。
の大口弁を開いて原子炉冷却系統高温側を余熱除去系統
に接続し、次いで余熱除去ポンプを起動し、ミニフロー
弁を開いて、冷却水を同ミニフロー弁を介して余熱除去
系統に循環させ、次いで余熱除去系統と低圧抽出ライン
との間に設けた低圧抽出制御弁を徐々に開いてウオーミ
ング操作を開始し、上記低圧抽出制御弁が全開になれば
、原子炉冷却系統低温側への戻り弁及び冷却器バイパス
弁を開き、余熱除去系統の流量が定格流量になれば、上
記ミニフロー弁を閉じることt−特徴とした原子力プラ
ントにおける余熱除去系統のウオーミング操作方法に係
シ、その目的とする処は、冷却器によ)冷却されたミニ
フロー水に基づく過度の温度変化を防止できる。また運
転員の操作負担を軽減できる原子力プラントにおける余
熱除去系統のウオーミング操作方法を供する点にある。
(作用)
本発明は前記のように余熱除去系統の入口弁を開いて原
子炉冷却系統高温側を余熱除去系統に接続し、次いで余
熱除去ポンプを起動し、ミニフロー弁を開いて、冷却水
を同ミニ70−弁を介して余熱除去系統に循環させ、次
いで余熱除去系統と低圧抽出ラインとの間に設けた低圧
抽出制御弁を徐々17c開いてウオーミング操作を開始
し、上記低圧抽出制御弁が全開になれば、原子炉冷却系
統低温側への戻り弁及び冷却器バイパス弁を開き、余熱
除去系統の流量が定格流量になれば、上記ミニフロー弁
を閉じるようにしており、冷却器により冷却されたミニ
70−水に基づく過度の温度が防止される。また上記ウ
オーミング操作の自動化が可能で、運転員の操作負担が
慶減される。
子炉冷却系統高温側を余熱除去系統に接続し、次いで余
熱除去ポンプを起動し、ミニフロー弁を開いて、冷却水
を同ミニ70−弁を介して余熱除去系統に循環させ、次
いで余熱除去系統と低圧抽出ラインとの間に設けた低圧
抽出制御弁を徐々17c開いてウオーミング操作を開始
し、上記低圧抽出制御弁が全開になれば、原子炉冷却系
統低温側への戻り弁及び冷却器バイパス弁を開き、余熱
除去系統の流量が定格流量になれば、上記ミニフロー弁
を閉じるようにしており、冷却器により冷却されたミニ
70−水に基づく過度の温度が防止される。また上記ウ
オーミング操作の自動化が可能で、運転員の操作負担が
慶減される。
(実施例)
次に本発明の原子力プラントにおける余熱除去系統のウ
オーミング操作方法を第1図に示す一実施例により説明
すると、(A、)(A2)が1次冷却系統高温側から延
びた配管、(A3)が1次冷却系統低温側へ延びた配管
、(A4)が燃料取替用水タンクから延びた配管、(A
5)がB側余熱除去クーラへ延びた配管、(A6)が通
常抽出ライン、(A7)が体積制御タンクへ延びた配管
で、余熱除去ラインが大口弁(1)(2)と余熱除去ポ
ンプ(3)と余熱除去クーラ(4)とミニフロー弁(5
)とにより構成されている。また低圧抽出ラインが低圧
抽出制御弁(または低圧抽出調整弁)(6)と非再生ク
ーラ(7)と抽出ライン圧力制御弁(8)と体積タンク
へ延びる配管(A7)とによシ構成されている。また(
9)が冷却器出目弁、Qαが冷却器バイノソス弁、αυ
が一次冷却系統低温側への配管(A、)に設けた戻り弁
、α2が温度計、(13が流量計、(14)が流量制御
器、<15が圧力制御器、tte (17)が上記余熱
除去クーラ(4)及び非再生クーラ(力に給排される冷
却水でおる。
オーミング操作方法を第1図に示す一実施例により説明
すると、(A、)(A2)が1次冷却系統高温側から延
びた配管、(A3)が1次冷却系統低温側へ延びた配管
、(A4)が燃料取替用水タンクから延びた配管、(A
5)がB側余熱除去クーラへ延びた配管、(A6)が通
常抽出ライン、(A7)が体積制御タンクへ延びた配管
で、余熱除去ラインが大口弁(1)(2)と余熱除去ポ
ンプ(3)と余熱除去クーラ(4)とミニフロー弁(5
)とにより構成されている。また低圧抽出ラインが低圧
抽出制御弁(または低圧抽出調整弁)(6)と非再生ク
ーラ(7)と抽出ライン圧力制御弁(8)と体積タンク
へ延びる配管(A7)とによシ構成されている。また(
9)が冷却器出目弁、Qαが冷却器バイノソス弁、αυ
が一次冷却系統低温側への配管(A、)に設けた戻り弁
、α2が温度計、(13が流量計、(14)が流量制御
器、<15が圧力制御器、tte (17)が上記余熱
除去クーラ(4)及び非再生クーラ(力に給排される冷
却水でおる。
次に前記余熱除去系統のウオーミング操作要領を説明す
る。最初に余熱除去系統の大口弁(11(2)を開いて
、原子炉冷却系統高温側のループ圧力を余熱除去系統に
印加する。t*、原子炉冷却系統高温側のループ圧力が
印加されたら、余熱除去ポンプ(3)を起動する。そし
て流量制御器α4によりミニ70−弁(5)が開になれ
ば、ミニ70−弁(5)の電源を切る。との場合、操作
スイッチに強制「開」位置を設けて、電源を切るように
してもよい。次いで低圧抽出ラインの低圧抽出制御弁(
6)を徐々に開き、低圧抽出を行なって、ウオーミング
を開始する。
る。最初に余熱除去系統の大口弁(11(2)を開いて
、原子炉冷却系統高温側のループ圧力を余熱除去系統に
印加する。t*、原子炉冷却系統高温側のループ圧力が
印加されたら、余熱除去ポンプ(3)を起動する。そし
て流量制御器α4によりミニ70−弁(5)が開になれ
ば、ミニ70−弁(5)の電源を切る。との場合、操作
スイッチに強制「開」位置を設けて、電源を切るように
してもよい。次いで低圧抽出ラインの低圧抽出制御弁(
6)を徐々に開き、低圧抽出を行なって、ウオーミング
を開始する。
次いで一次冷却系統低温側への戻り弁qυを開にする。
このとき、冷却器出口弁(9)と冷却器バイパス弁(1
Gのリークによシ若干流量が増加する。次いで冷却器バ
イパス弁αωを徐々に開き、ポンプ定格流量からミニフ
ロー流量を差し引いた流量程度になるまで温度変化を見
ながら一次冷却系統低温側に向う流量を増加させる。こ
の状態で加圧器の気相消滅を行なう。次いで冷却器出口
弁(9)を徐々に開いて、原子炉冷却系統の冷却操作を
開始する。またポンプ定格流量程度になれば、ミニフロ
ー弁(5)を段階的に閉じる。次いで余熱除去流量制御
器(14)を自動にし、冷却器出口弁(9)を操作して
、冷却を続ける。第3図に上記ウオーミング操作の予想
昇温曲線を示した。
Gのリークによシ若干流量が増加する。次いで冷却器バ
イパス弁αωを徐々に開き、ポンプ定格流量からミニフ
ロー流量を差し引いた流量程度になるまで温度変化を見
ながら一次冷却系統低温側に向う流量を増加させる。こ
の状態で加圧器の気相消滅を行なう。次いで冷却器出口
弁(9)を徐々に開いて、原子炉冷却系統の冷却操作を
開始する。またポンプ定格流量程度になれば、ミニフロ
ー弁(5)を段階的に閉じる。次いで余熱除去流量制御
器(14)を自動にし、冷却器出口弁(9)を操作して
、冷却を続ける。第3図に上記ウオーミング操作の予想
昇温曲線を示した。
第2図に上記ウオーミング操作自動化シーケンスを示し
た。余熱除去ポンプ(3)の運転中に、ポンプ人口弁+
11+21=開、ミニフロー弁(5)=開の条件が成立
すれば、自動/手動モードスイッチ(16)を自動に切
換えて、低圧抽出信号を低圧抽出切替回路a7)へ送出
する。この切替回路(Iηは、抽出ラインの圧力制御弁
(8)を流量制御に切替えるとともに、このときの抽出
流量を設定流量として低圧抽出制御弁(6)を徐々に開
いてゆき、全開になれば、抽出ライン圧力制御弁(8)
をそのときの圧力を設定圧力として、圧力制御に切替え
、次いでループ戻り弁aυを開き、また昇温率設定と冷
却器出入口温度との演算結果aεによシ冷却器バイ−ぞ
ス弁Qlを開く。
た。余熱除去ポンプ(3)の運転中に、ポンプ人口弁+
11+21=開、ミニフロー弁(5)=開の条件が成立
すれば、自動/手動モードスイッチ(16)を自動に切
換えて、低圧抽出信号を低圧抽出切替回路a7)へ送出
する。この切替回路(Iηは、抽出ラインの圧力制御弁
(8)を流量制御に切替えるとともに、このときの抽出
流量を設定流量として低圧抽出制御弁(6)を徐々に開
いてゆき、全開になれば、抽出ライン圧力制御弁(8)
をそのときの圧力を設定圧力として、圧力制御に切替え
、次いでループ戻り弁aυを開き、また昇温率設定と冷
却器出入口温度との演算結果aεによシ冷却器バイ−ぞ
ス弁Qlを開く。
また、余熱除去流量が設定流it翰に達すれば、信号を
送出して、冷却器出口弁(9)を開き、余熱除去系統の
流量が定格流量■に達すれば、信号を送出して余熱除去
流量制御器C14を手動→自動に切替え、このとき得ら
れるモジュレート信号Qυをミニフロー弁(5)に送出
して、同ミニフロー弁(5)を閉じる。
送出して、冷却器出口弁(9)を開き、余熱除去系統の
流量が定格流量■に達すれば、信号を送出して余熱除去
流量制御器C14を手動→自動に切替え、このとき得ら
れるモジュレート信号Qυをミニフロー弁(5)に送出
して、同ミニフロー弁(5)を閉じる。
(発明の効果)
本発明は前記のように余熱除去系統の大口弁を開いて原
子炉冷却系統高温側を余熱除去系統に接続し、次いで余
熱除去ポンプを起動し、ミニ70−弁を開いて、冷却水
を同ミニフロー弁を介して余熱除去系統に循環させ、次
いで余熱除去系統と低圧抽出ラインとの間に設げた低圧
抽出制御弁を徐々に開いてウオーミング操作を開始し、
上記低圧抽出制御弁が全開になれば、原子炉冷却系統低
温側への戻り弁及び冷却器バイパス弁を開き、余熱除去
系統の流量が定格流量になれば、上記ミニフロー弁を閉
じるようにしておシ、冷却器によシ冷却されたミニフロ
ー水に基づく過度の温度変化を防止できる。またウオー
ミング操作の自動化が可能で、運転員の操作負担を軽減
できる効果がある。
子炉冷却系統高温側を余熱除去系統に接続し、次いで余
熱除去ポンプを起動し、ミニ70−弁を開いて、冷却水
を同ミニフロー弁を介して余熱除去系統に循環させ、次
いで余熱除去系統と低圧抽出ラインとの間に設げた低圧
抽出制御弁を徐々に開いてウオーミング操作を開始し、
上記低圧抽出制御弁が全開になれば、原子炉冷却系統低
温側への戻り弁及び冷却器バイパス弁を開き、余熱除去
系統の流量が定格流量になれば、上記ミニフロー弁を閉
じるようにしておシ、冷却器によシ冷却されたミニフロ
ー水に基づく過度の温度変化を防止できる。またウオー
ミング操作の自動化が可能で、運転員の操作負担を軽減
できる効果がある。
以上本発明を実施例について説明したが、勿論本発明は
このような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種の設計の改変を施し
うるものである。
このような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種の設計の改変を施し
うるものである。
第1図は原子力プラントの余熱除去系統を示す系統図、
第2図は本発明の原子力プラントにおける余熱除去系統
のウオーミング操作方法を示す説明図、第3図は同ウオ
ーミング操作方法を適用した場合の予想昇温説明図であ
る。 (11(21・・・大口弁、(3)・・・余熱除去ポン
プ、(4)・・・余熱除去クーラ、(5)・・−ミニフ
ロー弁、(6)・・・低圧抽出制御弁、α1・・・冷却
器バイパス弁、0υ・・・戻り弁。 復代理人 弁理士 岡 本 重 文 外2名 第3図 8@ 間 (分)
第2図は本発明の原子力プラントにおける余熱除去系統
のウオーミング操作方法を示す説明図、第3図は同ウオ
ーミング操作方法を適用した場合の予想昇温説明図であ
る。 (11(21・・・大口弁、(3)・・・余熱除去ポン
プ、(4)・・・余熱除去クーラ、(5)・・−ミニフ
ロー弁、(6)・・・低圧抽出制御弁、α1・・・冷却
器バイパス弁、0υ・・・戻り弁。 復代理人 弁理士 岡 本 重 文 外2名 第3図 8@ 間 (分)
Claims (1)
- 余熱除去系統の入口弁を開いて原子炉冷却系統高温側を
余熱除去系統に接続し、次いで余熱除去ポンプを起動し
、ミニフロー弁を開いて、冷却水を同ミニフロー弁を介
して余熱除去系統に循環させ、次いで余熱除去系統と低
圧抽出ラインとの間に設けた低圧抽出制御弁を徐々に開
いてウオーミング操作を開始し、上記低圧抽出制御弁が
全開になれば、原子炉冷却系統低温側への戻り弁及び冷
却器バイパス弁を開き、余熱除去系統の流量が定格流量
になれば、上記ミニフロー弁を閉じることを特徴とした
原子力プラントにおける余熱除去系統のウオーミング操
作方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60152492A JPS6214089A (ja) | 1985-07-12 | 1985-07-12 | 原子力プラントにおける余熱除去系統のウオ−ミング操作方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60152492A JPS6214089A (ja) | 1985-07-12 | 1985-07-12 | 原子力プラントにおける余熱除去系統のウオ−ミング操作方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6214089A true JPS6214089A (ja) | 1987-01-22 |
Family
ID=15541648
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60152492A Pending JPS6214089A (ja) | 1985-07-12 | 1985-07-12 | 原子力プラントにおける余熱除去系統のウオ−ミング操作方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6214089A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH07142351A (ja) * | 1993-11-17 | 1995-06-02 | Nec Corp | 電子ビーム露光装置および電子ビーム偏向方法 |
| JPH07142352A (ja) * | 1993-11-17 | 1995-06-02 | Nec Corp | 電子ビーム描画装置および電子ビーム描画方法 |
| US6417516B1 (en) | 1999-03-26 | 2002-07-09 | Nec Corporation | Electron beam lithographing method and apparatus thereof |
-
1985
- 1985-07-12 JP JP60152492A patent/JPS6214089A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH07142351A (ja) * | 1993-11-17 | 1995-06-02 | Nec Corp | 電子ビーム露光装置および電子ビーム偏向方法 |
| JPH07142352A (ja) * | 1993-11-17 | 1995-06-02 | Nec Corp | 電子ビーム描画装置および電子ビーム描画方法 |
| US6417516B1 (en) | 1999-03-26 | 2002-07-09 | Nec Corporation | Electron beam lithographing method and apparatus thereof |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4587079A (en) | System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
| JP2003270374A (ja) | 格納容器スプレイ制御装置 | |
| JP3117358B2 (ja) | バイパス弁自動ウォーミング装置 | |
| JP2002207095A (ja) | 原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験装置 | |
| JP3044159B2 (ja) | 高速炉の高温待機運転装置 | |
| JPS63171394A (ja) | 残留熱除去装置 | |
| KR100436976B1 (ko) | 격납건물 대기오염 방지장치 | |
| JP2001099989A (ja) | 主蒸気隔離弁均圧方法 | |
| JPH0236398A (ja) | 加圧水型原子力プラントの温態から冷態への自動冷却運転装置 | |
| JPH0943381A (ja) | 原子炉の残留熱除去系の運転方法 | |
| JP3130095B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の崩壊熱除去方法及びその装置 | |
| JPH06174885A (ja) | 補機冷却系設備 | |
| CN116753462A (zh) | 防止主氦风机冷却水管道超压和破口外泄的保护装置及保护方法 | |
| JPS59105598A (ja) | 給水制御装置 | |
| Ma et al. | Study on Measures During Loss of Normal Feedwater Accident for AP1000 NPP in Lower Power Operation | |
| JPH08278386A (ja) | 原子炉冷却系統の運転方法及び原子炉冷却系統設備 | |
| JPH09203793A (ja) | 主蒸気隔離弁の試験方法 | |
| JPS63214388A (ja) | 廃液移送装置 | |
| JPH07318684A (ja) | 原子炉機器施設への代替注水装置 | |
| JPS6015912B2 (ja) | 原子炉 | |
| JPS587597A (ja) | 原子炉残留熱除去系 | |
| JPS63247693A (ja) | 残留熱除去装置 | |
| JPS5828638A (ja) | 原子炉圧力容器耐圧試験時の配管昇温加熱方法 | |
| JPH0715505B2 (ja) | 原子炉注水装置 | |
| JP2000088990A (ja) | 原子炉圧力容器の水張装置 |