JPS63195592A - 自然循環炉の出力制御装置 - Google Patents
自然循環炉の出力制御装置Info
- Publication number
- JPS63195592A JPS63195592A JP62026293A JP2629387A JPS63195592A JP S63195592 A JPS63195592 A JP S63195592A JP 62026293 A JP62026293 A JP 62026293A JP 2629387 A JP2629387 A JP 2629387A JP S63195592 A JPS63195592 A JP S63195592A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure
- natural circulation
- valve
- pressure reducing
- Prior art date
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-
- 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】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、原子炉プラント、特に自然循環炉において、
過渡事象での制御棒挿入不能時に、原子炉発生熱量の低
減を行なうことが可能となる出力制御装置に係るもので
ある。
過渡事象での制御棒挿入不能時に、原子炉発生熱量の低
減を行なうことが可能となる出力制御装置に係るもので
ある。
第５図により、ＢＷＲプラントの制御棒挿入不能事象の
変化を説明する。
変化を説明する。
ＢＷＲプラントでは、制御棒挿入不能時に、ス 。
クラム信号によって再循環ポンプをトリップさせ、炉心
流量を低下さ・せる。
流量を低下さ・せる。
これによって、炉心ボイド量が増加して、負の反応度が
加わるため、中性子束が抑制され、原子炉出力が低下す
る。
加わるため、中性子束が抑制され、原子炉出力が低下す
る。
自然循環炉では、再循環ポンプがないので、ＢＷＲプラ
ントで採用している制御棒挿入不能時の再循環ポンプト
リップによる原子炉出力低減方法がとれないため、これ
に変わるロジックとして、新しく出力低減方法を組み入
む必要がある。
ントで採用している制御棒挿入不能時の再循環ポンプト
リップによる原子炉出力低減方法がとれないため、これ
に変わるロジックとして、新しく出力低減方法を組み入
む必要がある。
定格出力運転中に主蒸気隔離弁（ＭＳＩＶ）全閉をおこ
し、スクラムしなかった場合の制御棒挿入不能時に、自
動減圧弁を作動させ、ＩＭ子炉圧力を急速に低下させ炉
心ボイド量を増加して中性子束を抑制することにより、
原子炉出力低下を達成する。
し、スクラムしなかった場合の制御棒挿入不能時に、自
動減圧弁を作動させ、ＩＭ子炉圧力を急速に低下させ炉
心ボイド量を増加して中性子束を抑制することにより、
原子炉出力低下を達成する。
減圧弁の作動は、圧力上昇を伴なう制御棒挿入不能事象
の場合、及び水位低下を伴なう制御棒挿入不能事象の場
合に必要である。
の場合、及び水位低下を伴なう制御棒挿入不能事象の場
合に必要である。
したがって、異常な過渡変化の中で、圧力上昇、及び水
位低下を伴なう制御棒挿入不能事象発生と判断されると
きに作動させるようなロジックの基本構成とする。
位低下を伴なう制御棒挿入不能事象発生と判断されると
きに作動させるようなロジックの基本構成とする。
第３図は、本発明の概念図で、各事象における原子炉内
の挙動及び、それに対応する原子炉圧力変化を示したも
のである。
の挙動及び、それに対応する原子炉圧力変化を示したも
のである。
第３図の事象（１）は、１００％定格出力運転状態で、
原子炉側で発生した蒸気を主蒸気管を通じて、タービン
側に供給している。
原子炉側で発生した蒸気を主蒸気管を通じて、タービン
側に供給している。
事象（ｎ）は、定格出力運転中に何らかの原因（ＭＳＩ
Ｖ全開等）により原子炉圧力が上昇した場合に、かつ制
御棒挿入不能でスクラムしなかった状態である。炉圧が
上昇することにより、炉心のボイドはつぶれ、消滅する
ため、正の反応度が投入され、出力は約１．５倍に上昇
する。
Ｖ全開等）により原子炉圧力が上昇した場合に、かつ制
御棒挿入不能でスクラムしなかった状態である。炉圧が
上昇することにより、炉心のボイドはつぶれ、消滅する
ため、正の反応度が投入され、出力は約１．５倍に上昇
する。
事象（ｍ）は、原子炉出力が高い時点での自動減圧弁の
作動により、圧力を降下させることにより、原子炉内に
ボイドを発生させる。ボイド発生によって、出力が低下
し炉心で発生する蒸気は減少するが自動減圧弁から流出
する蒸気量はほぼ一定であるので、圧力降下が促進され
る。この相乗効果により、原子炉出力は急激に低下する
。
作動により、圧力を降下させることにより、原子炉内に
ボイドを発生させる。ボイド発生によって、出力が低下
し炉心で発生する蒸気は減少するが自動減圧弁から流出
する蒸気量はほぼ一定であるので、圧力降下が促進され
る。この相乗効果により、原子炉出力は急激に低下する
。
さらに、減圧が進行する過程で、ＳＬＣを注入すること
によって、減圧終了後の炉心反応度を負に保つ設計とす
る。
によって、減圧終了後の炉心反応度を負に保つ設計とす
る。
第１図は、本発明の一実施である自然循環型原子炉の出
力制御装置を示している。自然循環炉は、原子炉圧力容
器１内に炉心３５を設け、炉心３５を取囲む筒状のシュ
ラウド３６を有し、シュラウド３６と原子炉圧力容器１
との間に炉心３５上端から吐出された冷却水を炉心下端
に導く自然循環通路を有している０図示していないが、
原子炉出力調節用の制御棒（炉心３５内に挿入）を有し
ている。３６は原子炉格納容器である。
力制御装置を示している。自然循環炉は、原子炉圧力容
器１内に炉心３５を設け、炉心３５を取囲む筒状のシュ
ラウド３６を有し、シュラウド３６と原子炉圧力容器１
との間に炉心３５上端から吐出された冷却水を炉心下端
に導く自然循環通路を有している０図示していないが、
原子炉出力調節用の制御棒（炉心３５内に挿入）を有し
ている。３６は原子炉格納容器である。
原子炉の通常運転時においては、原子炉圧力容器１内で
発生した蒸気は、ＭＳＩＶ３Ａ、蒸気加減弁３を設けた
主蒸気配管２を通り、タービン４へ送られる６タービン
４を駆動した蒸気は、復水器５で凝縮して液化する。こ
の凝縮水は給水として、給水ポンプ６で加圧され、給水
加熱器７で加熱されて原子炉圧力容器１に戻される。
発生した蒸気は、ＭＳＩＶ３Ａ、蒸気加減弁３を設けた
主蒸気配管２を通り、タービン４へ送られる６タービン
４を駆動した蒸気は、復水器５で凝縮して液化する。こ
の凝縮水は給水として、給水ポンプ６で加圧され、給水
加熱器７で加熱されて原子炉圧力容器１に戻される。
この主蒸気配管２には、圧力上昇等の過渡事象において
余剰蒸気を放出するため、自動減圧弁７を備えた排気管
８が連結される。排気管８の下端は圧力抑制室９の冷却
水中に開口している。圧力抑制室９は、原子炉圧力容器
１を取囲んで内部にベント通路３１を有するベント壁３
２の外側に設けられる。ベント通路３１も、圧力抑制室
９の冷却水中に開口している。
余剰蒸気を放出するため、自動減圧弁７を備えた排気管
８が連結される。排気管８の下端は圧力抑制室９の冷却
水中に開口している。圧力抑制室９は、原子炉圧力容器
１を取囲んで内部にベント通路３１を有するベント壁３
２の外側に設けられる。ベント通路３１も、圧力抑制室
９の冷却水中に開口している。
また、原子炉建屋内に中性子吸収材としてのほう酸ナト
リウム容器を常時貯蔵しているほう酸水注入系貯蔵タン
ク１０が設けられる。はう酸水注入弁１１を備えた配管
３３がほう酸水注入系貯蔵タンク１０と原子炉圧力容器
１とを連絡している。
リウム容器を常時貯蔵しているほう酸水注入系貯蔵タン
ク１０が設けられる。はう酸水注入弁１１を備えた配管
３３がほう酸水注入系貯蔵タンク１０と原子炉圧力容器
１とを連絡している。
原子炉内の挙動を検知する検出器には、炉心内に設けら
れた中性子束検出器に、原子炉圧力容器１内の圧力を検
出する圧力検出器１３．ＪｊＩ子炉子方圧力容器１内を
検出する水位検出器１４がある。
れた中性子束検出器に、原子炉圧力容器１内の圧力を検
出する圧力検出器１３．ＪｊＩ子炉子方圧力容器１内を
検出する水位検出器１４がある。
炉心内に配置された多数の中性子束検出器１２の出力。
すなわち炉心の局部出力を連続的に測定する局部出力領
域モニタ（ＬＰＲＭ）１５及びこのＩ、ＰＲＭ１５の各
増幅器１６からの高力信号を平均化する機器を備えた平
均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）１２Ａで測定する。圧力
検出器１３は、原子炉圧力容器１の気相部に接続され、
この気相部圧力を連続的に測定する。
域モニタ（ＬＰＲＭ）１５及びこのＩ、ＰＲＭ１５の各
増幅器１６からの高力信号を平均化する機器を備えた平
均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）１２Ａで測定する。圧力
検出器１３は、原子炉圧力容器１の気相部に接続され、
この気相部圧力を連続的に測定する。
水位検出器１４は、原子炉圧力容器１に連絡される基準
配管１７を原子炉格納容器１８外に引き出して基準面器
１７Ａの水位と測定対象である原子炉圧力容器１内水位
との水頭差を測定する。
配管１７を原子炉格納容器１８外に引き出して基準面器
１７Ａの水位と測定対象である原子炉圧力容器１内水位
との水頭差を測定する。
コントローラ３４は、ＡＰＲＭ１２Ａ、圧力検出器１３
及び水位検出器１４の出力信号を入力し、これらの信号
に基づいて自動減圧弁７及び注入弁１１を制御する。コ
ントローラ３４の機能は、第２図に示す。
及び水位検出器１４の出力信号を入力し、これらの信号
に基づいて自動減圧弁７及び注入弁１１を制御する。コ
ントローラ３４の機能は、第２図に示す。
次に第１図、第２図及び第４図を用いて、過渡時に制御
棒挿入不能が生じた場合を例にとり本発明の装置の機能
について説明する。
棒挿入不能が生じた場合を例にとり本発明の装置の機能
について説明する。
なお、第１図において実線は蒸気および冷却材の流れを
示し５点線は信号の流れを示す。
示し５点線は信号の流れを示す。
第４図は、主蒸気隔離弁閉鎖時の過渡変化とともに制御
棒挿入不能が生じた場合を示したものである。
棒挿入不能が生じた場合を示したものである。
主蒸気隔離弁３Ａ閉鎖で原子炉圧力が所定値以上に上昇
した時、圧力検出器１３の測定信号を入力したコントロ
ーラｒ［子方圧力高」信号を発生させる。このとき制御
棒の炉心への挿入が何らから理由にて行なわれないと、
原子炉圧力容器１内の圧力上昇によって炉心のボイドが
つぶれて正の反応度が投入される。このため、原子炉出
力も急上昇する。ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力している
コントローラ３４は、ＡＰＲＭ１２Ａの出力が設定値の
ａ以上に継続されることを検出してｒＡＰＲＭアップス
ケール」信号を発生される。コントローラ３４のＡＮ回
路１９は、それら２つの信号を入力することによって弁
操作信号を自動減圧弁７及びほう酸水注入弁１１は、上
記弁操作信号により開かされる。
した時、圧力検出器１３の測定信号を入力したコントロ
ーラｒ［子方圧力高」信号を発生させる。このとき制御
棒の炉心への挿入が何らから理由にて行なわれないと、
原子炉圧力容器１内の圧力上昇によって炉心のボイドが
つぶれて正の反応度が投入される。このため、原子炉出
力も急上昇する。ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力している
コントローラ３４は、ＡＰＲＭ１２Ａの出力が設定値の
ａ以上に継続されることを検出してｒＡＰＲＭアップス
ケール」信号を発生される。コントローラ３４のＡＮ回
路１９は、それら２つの信号を入力することによって弁
操作信号を自動減圧弁７及びほう酸水注入弁１１は、上
記弁操作信号により開かされる。
自動減圧弁７が開くと、原子炉圧力容器１内で発生した
蒸気は、排気管８を通って圧力抑制室９で凝縮内の冷却
水中に放出された後にされる。このように原子炉圧力を
低下させ炉心ボイド量を増加させて炉心内の中性子束を
抑制することにより原子炉出力を低下させる。
蒸気は、排気管８を通って圧力抑制室９で凝縮内の冷却
水中に放出された後にされる。このように原子炉圧力を
低下させ炉心ボイド量を増加させて炉心内の中性子束を
抑制することにより原子炉出力を低下させる。
さらに、はう酸水注入弁１１が開くことによって原子状
圧力容器１内へほう酸水注入系貯蔵タンク１０内のほう
酸ナトリウム溶液が注入される。このほう酸ナトリウム
溶液中のほう酸により炉心内の中性子を吸収し、長期的
に原子炉出力を低下させる。
圧力容器１内へほう酸水注入系貯蔵タンク１０内のほう
酸ナトリウム溶液が注入される。このほう酸ナトリウム
溶液中のほう酸により炉心内の中性子を吸収し、長期的
に原子炉出力を低下させる。
一方、給水流量喪失時の過渡変化とともに制御棒挿入不
能が生じた場合には、給水流量喪失で原子炉水位が低下
する。この時、水位検出器１４の測定値を入力するコン
トローラ３４「原子炉水位低」信号を発生させる。この
とき、水位低信号が発生するまでにはＡＰＲＭ１２Ａの
出力信号のレベルは殆んど低下してしまう。しかしなが
ら、ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力するコントローラ３に
入力したＡＰＲＭＩ２Ａの出力が設定値す以上であると
きにｒＡＰＲＭ出力信号有り」信号を発生する。ＡＮＤ
回路２０は、「原子炉水位低」信号及びｒＡＰＲＭ出力
信号有り」信号を入力した時に弁操作を出力する。操作
弁信号は、自動減圧系７及び注入弁１１を開く。２１は
ＯＲ回路である。
能が生じた場合には、給水流量喪失で原子炉水位が低下
する。この時、水位検出器１４の測定値を入力するコン
トローラ３４「原子炉水位低」信号を発生させる。この
とき、水位低信号が発生するまでにはＡＰＲＭ１２Ａの
出力信号のレベルは殆んど低下してしまう。しかしなが
ら、ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力するコントローラ３に
入力したＡＰＲＭＩ２Ａの出力が設定値す以上であると
きにｒＡＰＲＭ出力信号有り」信号を発生する。ＡＮＤ
回路２０は、「原子炉水位低」信号及びｒＡＰＲＭ出力
信号有り」信号を入力した時に弁操作を出力する。操作
弁信号は、自動減圧系７及び注入弁１１を開く。２１は
ＯＲ回路である。
ロジックの設定に際では、「異常な過渡変化時には作動
しないで、制御棒挿入不能と判断される時のみ作動させ
る」ことを考慮している。
しないで、制御棒挿入不能と判断される時のみ作動させ
る」ことを考慮している。
コントローラ３４の各設定値の選定理由の一例を以下に
示す、［Ｈ子方圧力高」設定値は、定格圧力に余裕をみ
た値とする。
示す、［Ｈ子方圧力高」設定値は、定格圧力に余裕をみ
た値とする。
ｒＡＰＲＭアップスケール」は、設定値ａ以上として、
現在のＢＷＲのＡＰＲＭ指示値アップスケールが１２５
％程度であることから、設定値ａを１２５％とする。
現在のＢＷＲのＡＰＲＭ指示値アップスケールが１２５
％程度であることから、設定値ａを１２５％とする。
ただし、制御棒挿入不能には至らない異常な過渡変化が
発生して、ＡＰＲＭの一時的なアップスケールが生じた
場合に自動減圧弁が誤作動をしてしまう可能性もあり、
これを防止するために、アップスケールがある一定時間
以上継続しておこっていることを検知するようなＣＰｕ
（ＴｉｍｅＤｅｌａｙ Ｐｉｃｋｕｐ）の機能をも
うけている。「原子炉水位低」設定値は、スクラム水位
（Ｌ３）以下のＬ２とする。ｒＡＰＲＭ出力信号有り」
は、設定値す以上として、現在のＢＷＲのプラント起動
起程で最大原子炉出力レベルがＡＰＲＭ信号に換算して
２１５％出力以下であることから、設定値すを運転のし
やすさを考慮して、１５％に余裕をとり２０％とする。
発生して、ＡＰＲＭの一時的なアップスケールが生じた
場合に自動減圧弁が誤作動をしてしまう可能性もあり、
これを防止するために、アップスケールがある一定時間
以上継続しておこっていることを検知するようなＣＰｕ
（ＴｉｍｅＤｅｌａｙ Ｐｉｃｋｕｐ）の機能をも
うけている。「原子炉水位低」設定値は、スクラム水位
（Ｌ３）以下のＬ２とする。ｒＡＰＲＭ出力信号有り」
は、設定値す以上として、現在のＢＷＲのプラント起動
起程で最大原子炉出力レベルがＡＰＲＭ信号に換算して
２１５％出力以下であることから、設定値すを運転のし
やすさを考慮して、１５％に余裕をとり２０％とする。
第２図に示した原子炉圧力低減のロジックとすることに
より第６図及び第７図に示した過渡変化時には自動減圧
系が作動しないことを以下に示す。
より第６図及び第７図に示した過渡変化時には自動減圧
系が作動しないことを以下に示す。
（ａ）主蒸隔離弁閉鎖時の過渡変化
第６図に主蒸気隔離弁閉鎖時の過渡変化の挙動を示す。
ＭＳＩＶ閉により原子炉圧力が上昇し原子炉圧力高信号
が検出されるが、ＡＰＲＭアップスケール信号では中性
子束高スクラム設定値より高くなるものの、一時的なも
のとしてＴＰＵの観点から条件が満されない。
が検出されるが、ＡＰＲＭアップスケール信号では中性
子束高スクラム設定値より高くなるものの、一時的なも
のとしてＴＰＵの観点から条件が満されない。
（ｂ）全給水流量の喪失時の過渡変化
第７図に全給水流量の喪失時の過渡変化の挙動を示す。
給水流量喪失により原子炉水位低信号が検出されるがＬ
２レベルに達するまでにＡＰＲＭレベルは殆ど零になっ
てしまう。
２レベルに達するまでにＡＰＲＭレベルは殆ど零になっ
てしまう。
以上のように、過渡変化時には原子炉圧力低減ロジック
により自動減圧弁及びＳＬＣ注入弁が作動しない。
により自動減圧弁及びＳＬＣ注入弁が作動しない。
（発明の効果〕
以上説明したように、本発明によれば、自然循環炉の制
御棒挿入失敗時に原子炉出力を低減する手段として炉内
ボイドを増加させ１反応度を抑制することにより、伊予
炉圧力容器を過圧破損から防護できるという効果がある
。
御棒挿入失敗時に原子炉出力を低減する手段として炉内
ボイドを増加させ１反応度を抑制することにより、伊予
炉圧力容器を過圧破損から防護できるという効果がある
。
第１図は本発明の一実施例である自然循環炉の出力制御
装置の構成図第２図は第１のコントローラの詳細構成図
、第３図は本発明の一実施例による原子炉内挙動及び出
力変化図、第４図は本発明の一実施例による原子炉出力
変化図、第５図は従来ＢＷＲの制御棒挿入不能時の過渡
変化図、第６図（Ａ）及び（Ｂ）は従来ＢＷＲの主蒸気
隔離弁閉鎖時の過渡変化図、第７図は（Ａ）及び（Ｂ）
は従来ＢＷＲの全給水流量喪失時の過渡変化図である。 １・・・原子炉圧力容器、７・・・自動減圧弁、８・・
・排気管、９・・・圧力抑制室、１０・・・はう酸水注
入系貯蔵タンク、１１・・・はう酸水注入弁、１２・・
・中性子第１図 第２図 第３図 時間 第４図 第６図 第７図 ＋Ａ）
装置の構成図第２図は第１のコントローラの詳細構成図
、第３図は本発明の一実施例による原子炉内挙動及び出
力変化図、第４図は本発明の一実施例による原子炉出力
変化図、第５図は従来ＢＷＲの制御棒挿入不能時の過渡
変化図、第６図（Ａ）及び（Ｂ）は従来ＢＷＲの主蒸気
隔離弁閉鎖時の過渡変化図、第７図は（Ａ）及び（Ｂ）
は従来ＢＷＲの全給水流量喪失時の過渡変化図である。 １・・・原子炉圧力容器、７・・・自動減圧弁、８・・
・排気管、９・・・圧力抑制室、１０・・・はう酸水注
入系貯蔵タンク、１１・・・はう酸水注入弁、１２・・
・中性子第１図 第２図 第３図 時間 第４図 第６図 第７図 ＋Ａ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、炉心を内蔵する原子炉容器、前記原子炉容器内に設
置されて前記炉心を取囲む筒状体、前期筒状体と前記原
子炉容器との間に形成されて前記炉心の上部から吐出さ
れた冷却材を前記炉心の下部に導く自然循環流路を前記
原子炉容器内で発生した蒸気を吐出する蒸気管、前記蒸
気管に設けられた減圧弁、及びこの減圧弁から吐出され
た蒸気を冷却水プールに導く排気管を有する自然循環炉
の出力を制御する装置において、原子炉運転時の過渡変
化時における制御棒挿入不能時に前記減圧弁を開するコ
ントローラを設けたことを特徴とする自然循環炉の出力
制御装置。 ２、前記原子炉容器に水位検出器、圧力検出器を設け、
液体ポイズンタンクを注入弁を介して前記原子炉容器に
接続し、前記炉心内に中性子検出器を設け、前記コント
ローラは、前記水位検出器、前記圧力検出器及び前記中
性子検出器の出力信号に基づいて前記減圧弁及び前記注
入弁を開するように構成された特許請求の範囲第１項記
載の自然循環炉の出力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026293A JPH0631777B2 (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 自然循環炉の出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026293A JPH0631777B2 (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 自然循環炉の出力制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63195592A true JPS63195592A (ja) | 1988-08-12 |
| JPH0631777B2 JPH0631777B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=12189268
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62026293A Expired - Lifetime JPH0631777B2 (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 自然循環炉の出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631777B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112908500A (zh) * | 2021-01-14 | 2021-06-04 | 中广核研究院有限公司 | 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 |
| JP2023040282A (ja) * | 2019-09-11 | 2023-03-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | ホウ酸水注入装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6375691A (ja) * | 1986-09-19 | 1988-04-06 | 株式会社日立製作所 | 自然循環型原子炉 |
-
1987
- 1987-02-09 JP JP62026293A patent/JPH0631777B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6375691A (ja) * | 1986-09-19 | 1988-04-06 | 株式会社日立製作所 | 自然循環型原子炉 |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2023040282A (ja) * | 2019-09-11 | 2023-03-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | ホウ酸水注入装置 |
| CN112908500A (zh) * | 2021-01-14 | 2021-06-04 | 中广核研究院有限公司 | 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 |
| CN112908500B (zh) * | 2021-01-14 | 2024-05-10 | 中广核研究院有限公司 | 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0631777B2 (ja) | 1994-04-27 |
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