JPS6352097A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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- JPS6352097A JPS6352097A JP61196645A JP19664586A JPS6352097A JP S6352097 A JPS6352097 A JP S6352097A JP 61196645 A JP61196645 A JP 61196645A JP 19664586 A JP19664586 A JP 19664586A JP S6352097 A JPS6352097 A JP S6352097A
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- JP
- Japan
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- core
- reactor
- outside
- shroud
- boiling water
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- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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、沸騰水型原子炉に係り、特に、負荷変動を容
易に追従するのに好適な自然循環型の沸騰水型原子炉に
関する。
易に追従するのに好適な自然循環型の沸騰水型原子炉に
関する。
（従来の技術〕
沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲともいう、）は、既存プ
ラントが最も代表的に知られている。第５図に、既存Ｂ
ＷＲプラントの一例を示す。
ラントが最も代表的に知られている。第５図に、既存Ｂ
ＷＲプラントの一例を示す。
ＢＷＲプラントは、圧力容器１の中を炉心シュラウド３
で大きく２分割し、炉心シュラウド３内側に核燃料を装
荷した炉心２を設けである。炉心２で発生した熱は、圧
力容器１内の冷却水に伝わり、炉心シュラウド３内で蒸
気を発生する。
で大きく２分割し、炉心シュラウド３内側に核燃料を装
荷した炉心２を設けである。炉心２で発生した熱は、圧
力容器１内の冷却水に伝わり、炉心シュラウド３内で蒸
気を発生する。
この蒸気は、冷却水とともに炉心シュラウド２上部に設
けられたスタンドパイプ（ならびに気水分離器）４で蒸
気と冷却水に分離される。蒸気は、最終的にタービン系
に送られ、発電に供される。
けられたスタンドパイプ（ならびに気水分離器）４で蒸
気と冷却水に分離される。蒸気は、最終的にタービン系
に送られ、発電に供される。
圧力容器１内の冷却水から持ち出された分は、給水スパ
ージャ５から補給される。
ージャ５から補給される。
このような既存ＢＷＲは、一定出力（定格出力）を対象
として設計されており、負荷変動に追従する出力の制御
は困難であった。一部の負荷変動に対しては、再循環系
１６の流量を制御し追従可能であったが、再循環系１６
のポンプやモータのほかに種々の神器設備が必要となり
、例えば、都市近郊を対象として中小型炉を設計しよう
としても、設置スペースの点で非現実的なシステムとな
っていた。
として設計されており、負荷変動に追従する出力の制御
は困難であった。一部の負荷変動に対しては、再循環系
１６の流量を制御し追従可能であったが、再循環系１６
のポンプやモータのほかに種々の神器設備が必要となり
、例えば、都市近郊を対象として中小型炉を設計しよう
としても、設置スペースの点で非現実的なシステムとな
っていた。
また、既存ＢＷＲでは、制御棒および再循環系 。
１６以外での出力制御機能はなく、スタンドパイプ４部
は、炉心シュラウド３内で発生する蒸気と水の二相流を
蒸気と冷却水とに分離する機能しか持っていない、その
ために、炉心シュラウド３外側の水位は、気水分離器の
最も効率の良い点近傍に維持することが不可欠であった
。
は、炉心シュラウド３内で発生する蒸気と水の二相流を
蒸気と冷却水とに分離する機能しか持っていない、その
ために、炉心シュラウド３外側の水位は、気水分離器の
最も効率の良い点近傍に維持することが不可欠であった
。
負荷追従性を勘案した自然循環型の沸騰水型原子炉とし
ては、例えば、特開昭６０−１６９７９３号がある。第
６図にその考えかたに沿ったシステム構成の一例を示す
、核燃料を装荷した圧力容器１と、圧力容器１内で発生
した蒸気を凝縮する熱交換器１４と、熱交換器１４内で
凝縮した冷却水を前記圧力容器１に戻す再循環系ポンプ
９等を設けた沸騰水型原子炉である。
ては、例えば、特開昭６０−１６９７９３号がある。第
６図にその考えかたに沿ったシステム構成の一例を示す
、核燃料を装荷した圧力容器１と、圧力容器１内で発生
した蒸気を凝縮する熱交換器１４と、熱交換器１４内で
凝縮した冷却水を前記圧力容器１に戻す再循環系ポンプ
９等を設けた沸騰水型原子炉である。
従来技術では、熱交換器１次系内の液相部と蒸気相部の
割合を調整し、負荷に応じた熱を２次系に供給可能であ
り、炉心入口サブクールの減少に伴い、炉心部での出力
を増加させることができる。
割合を調整し、負荷に応じた熱を２次系に供給可能であ
り、炉心入口サブクールの減少に伴い、炉心部での出力
を増加させることができる。
しかし、この従来技術では、大型の熱交換器が必要であ
り、熱交換器１次系の水位を制御することから、制御性
、運転操作性、特に応答性が良くなかった。
り、熱交換器１次系の水位を制御することから、制御性
、運転操作性、特に応答性が良くなかった。
最近は、更に小型化ししかも応答性が良いものが要求さ
れ、熱交換器を用いずに負荷変動に迅速に追従可能な発
電用原子炉の必要性が高まっている。
れ、熱交換器を用いずに負荷変動に迅速に追従可能な発
電用原子炉の必要性が高まっている。
上記従来技術は、大型の再循環系または熱交換器を必要
とし、また、熱交換器１次系の水位を調整し負荷変動に
追従するために、次のような問題点があった。
とし、また、熱交換器１次系の水位を調整し負荷変動に
追従するために、次のような問題点があった。
（１）冗長性を勘案すると、１００％容量の熱交換器が
２台以上必要であるなど、大型化する傾向にあり、現実
の要求に合わない。
２台以上必要であるなど、大型化する傾向にあり、現実
の要求に合わない。
（２）熱交換器付きのプラントは、転倒モーメントが大
きく、丈夫な土台が要求され、熱交換器設置地盤やスペ
ース等に多大な考慮を払う必要がある。
きく、丈夫な土台が要求され、熱交換器設置地盤やスペ
ース等に多大な考慮を払う必要がある。
（３）熱交換器１次系内で液面を形成するために、二ロ
ーションに対する対策が必須であり、熱交換器コストが
増大する。
ーションに対する対策が必須であり、熱交換器コストが
増大する。
本発明の目的は、熱交換器等の大型付帯設備を用いるこ
となく負荷変動に対して迅速に応答可能な沸騰水型原子
炉を提供することである。
となく負荷変動に対して迅速に応答可能な沸騰水型原子
炉を提供することである。
本発明は、上記目的を達成するために、縦方向に複数個
の孔を有するスタンドパイプを炉心シュラウド上部に少
なくとも１本設けるとともに、圧力容器内の炉心シュラ
ウド外側水位を変える手段を設けた沸騰水型原子炉を提
案するものである。
の孔を有するスタンドパイプを炉心シュラウド上部に少
なくとも１本設けるとともに、圧力容器内の炉心シュラ
ウド外側水位を変える手段を設けた沸騰水型原子炉を提
案するものである。
前記スタンドパイプ縦方向に設けた複数の孔の合計面積
は、次式に従って決める。
は、次式に従って決める。
ここに、
Ａ ニスタンドパイブの縦孔合計面積
ρ ：冷却材密度
ΔＰ：シュラウド内外差圧
Ｗ ：′３Ｊ！計炉心流量
ｇ ：重力加速度
ξ ：ａ計データ
また、前記炉心シュラウド外側水位を変える手段は、炉
心シュラウド外側水位計と炉心シュラウド外側圧力計と
それらの検出信号により圧力容器への給水制御弁の開度
を制御する手段とからなる。
心シュラウド外側水位計と炉心シュラウド外側圧力計と
それらの検出信号により圧力容器への給水制御弁の開度
を制御する手段とからなる。
上記構成では、炉心からスタンドパイプ孔を通りダウン
カマに至る自然循環ループが形成されダウンカマ水位を
変えれば、自然循環流量が変えられ、その自然循環流量
に対応する炉心出力が得られることになる。
カマに至る自然循環ループが形成されダウンカマ水位を
変えれば、自然循環流量が変えられ、その自然循環流量
に対応する炉心出力が得られることになる。
原子炉圧力容器内にそのための可動部を設けることなく
、自然循環流量および炉心出力の制御を、ダウンカマの
水位のみで行うことに特徴がある。
、自然循環流量および炉心出力の制御を、ダウンカマの
水位のみで行うことに特徴がある。
第２図に自然循環時の炉心出力と自然＠環流量との関係
を示す、自然循環流量は、出力が０から増加するに従っ
て増加するが、極大点を越えると逆に減少する傾向を持
つ、一方、炉心出力を自然循環状態におけるボイド反応
度のみで制御すると、自然循環時の出力は、自然循環流
量の極大点近傍で安定する。これら極大点は、炉心シュ
ラウド内外の差圧が極大になる点に対応している。この
現象は、シュラウド外側圧力がほぼ水頭のみであるのに
対し、シュラウド内ではボイド発生に伴う水頭の減少と
、二相抵抗の増加がバランスすることに対応する。
を示す、自然循環流量は、出力が０から増加するに従っ
て増加するが、極大点を越えると逆に減少する傾向を持
つ、一方、炉心出力を自然循環状態におけるボイド反応
度のみで制御すると、自然循環時の出力は、自然循環流
量の極大点近傍で安定する。これら極大点は、炉心シュ
ラウド内外の差圧が極大になる点に対応している。この
現象は、シュラウド外側圧力がほぼ水頭のみであるのに
対し、シュラウド内ではボイド発生に伴う水頭の減少と
、二相抵抗の増加がバランスすることに対応する。
すなわち、極大点より出力が増加すると、ボイドが増え
るとともに、二相流抵抗が増して、自然循流量が減少す
る。このボイド増加で出力が抑制される。一方、極大点
から出力が減少すると、自然循環流量が減少し、ボイド
が減少し、出力が回復する。よって、自然循環状態の出
力は、ボイド反応度のフィードバックで、自然循環特性
の極大点近傍に安定することが判る。一方、自然循環特
性の安定点は炉心シュ・ラウド内の水頭と二相抵抗の和
の極小値に対応するために、システムの二相抵抗を変え
れば、自然循環特性の安定点、すなわち運転点を制御可
能となる。
るとともに、二相流抵抗が増して、自然循流量が減少す
る。このボイド増加で出力が抑制される。一方、極大点
から出力が減少すると、自然循環流量が減少し、ボイド
が減少し、出力が回復する。よって、自然循環状態の出
力は、ボイド反応度のフィードバックで、自然循環特性
の極大点近傍に安定することが判る。一方、自然循環特
性の安定点は炉心シュ・ラウド内の水頭と二相抵抗の和
の極小値に対応するために、システムの二相抵抗を変え
れば、自然循環特性の安定点、すなわち運転点を制御可
能となる。
本発明は、ダウンカマ水位を変化させ、多孔スタンドパ
イプの冷却水の流路面積を変えられるため、シュラウド
内の二相抵抗を変更可能となる。
イプの冷却水の流路面積を変えられるため、シュラウド
内の二相抵抗を変更可能となる。
従って、自然循環流量特性の極大点を、ダウンカマ水位
の変更のみで変えられ、負荷に追従する沸騰水型原子炉
が得られる。
の変更のみで変えられ、負荷に追従する沸騰水型原子炉
が得られる。
次に、本発明による沸騰水型原子炉の一実施例を第１図
により説明する０図において、原子炉圧力容器１内に装
荷された炉心２は、炉心シュラウド３に囲まれている。
により説明する０図において、原子炉圧力容器１内に装
荷された炉心２は、炉心シュラウド３に囲まれている。
炉心シュラウド３の上部には、縦方向に複数の孔を有す
るスタンドパイプ４がある。炉心２で発生した蒸気は、
スタンドパイプ４と加減弁１７とを介し、タービン１０
に導かれる。タービン１０で凝縮した蒸気は、給水ポン
プ９から給水スパージャ５を介し、圧力容器１内に戻る
。タービン１０は、発電機１１を駆動し、負荷１２に電
気を供給している。
るスタンドパイプ４がある。炉心２で発生した蒸気は、
スタンドパイプ４と加減弁１７とを介し、タービン１０
に導かれる。タービン１０で凝縮した蒸気は、給水ポン
プ９から給水スパージャ５を介し、圧力容器１内に戻る
。タービン１０は、発電機１１を駆動し、負荷１２に電
気を供給している。
圧力容器１では、炉心シュラウド３内外の差圧に伴う自
然循環によって除熱するとともに、その出力を制御する
。炉心シュラウド３内の自然循環流は、スタンドパイプ
４に設けた複数の孔から炉心シュラウド３の外側ヘオー
バフローする。これらスタンドパイプ４のオーバフロー
面積は、炉心シュラウド３の外側の水位に依存するため
に、水位計および圧力計を設け、制御用のパラメータを
得ている。
然循環によって除熱するとともに、その出力を制御する
。炉心シュラウド３内の自然循環流は、スタンドパイプ
４に設けた複数の孔から炉心シュラウド３の外側ヘオー
バフローする。これらスタンドパイプ４のオーバフロー
面積は、炉心シュラウド３の外側の水位に依存するため
に、水位計および圧力計を設け、制御用のパラメータを
得ている。
主蒸気および給水系により炉心シュラウド３外側の水位
を制御する例を以下に述べる。負荷１２の増加に伴い要
求される蒸気量の増加は、蒸気加減弁１７の開度を大き
くして対処するが、同時に圧力容器１内の冷却水量が減
少する方向となる。
を制御する例を以下に述べる。負荷１２の増加に伴い要
求される蒸気量の増加は、蒸気加減弁１７の開度を大き
くして対処するが、同時に圧力容器１内の冷却水量が減
少する方向となる。
そこで、給水制御弁１８の開度を大きくし、主蒸気流量
に対し給水流量が大きい条件を作る。これによって、炉
心シュラウド３外側の水位が増加し。
に対し給水流量が大きい条件を作る。これによって、炉
心シュラウド３外側の水位が増加し。
スタンドパイプオーバフロー面積が増加するとともに、
自然循環流量の増大に伴う出力の上昇が得られる。必要
な出力条件が達成されたら、給水系流量が主蒸気流量と
同じとなるように給水制御弁１８の関度を減らすととも
に、水位計６で監視している炉心シュラウド３外側水位
を一定に維持する。
自然循環流量の増大に伴う出力の上昇が得られる。必要
な出力条件が達成されたら、給水系流量が主蒸気流量と
同じとなるように給水制御弁１８の関度を減らすととも
に、水位計６で監視している炉心シュラウド３外側水位
を一定に維持する。
逆に、出力を低下させる場合には、給水制御弁１８の開
度を減少させ、必要な出力条件を達成する。
度を減少させ、必要な出力条件を達成する。
自然循環流量を制御して炉出力を変える本発明の原理を
第３図に示す。
第３図に示す。
自然循環流量は、圧力容器１内に設けられた炉心シュラ
ウド３外の圧力（ΔＰｏａ）と内の圧力（ΔＰＳＭ）の
差から求められる。ΔＰｏｃは、炉心２の出力には依存
せず、炉心シュラウド３外側の水位に依存する。一方、
ΔＰＳＨは、水頭（Δｐｈ）と二相摩擦損失（Δｐｔ）
の和となる。ΔＰｈは。
ウド３外の圧力（ΔＰｏａ）と内の圧力（ΔＰＳＭ）の
差から求められる。ΔＰｏｃは、炉心２の出力には依存
せず、炉心シュラウド３外側の水位に依存する。一方、
ΔＰＳＨは、水頭（Δｐｈ）と二相摩擦損失（Δｐｔ）
の和となる。ΔＰｈは。
炉心２の出力増加に伴い指数関数的に減少するのに対し
、ΔＰｚは、二乗で増加する傾向を持つ。
、ΔＰｚは、二乗で増加する傾向を持つ。
ΔＰ責は、クォリティの高い部分で決定されることが知
られており、スタンドパイプ４での損失が最も支配的で
ある。そこで、自然循環流量がオーバフローする面積を
変えると、ΔＰ１はＬｌまたはＬ２のごとく変化する。
られており、スタンドパイプ４での損失が最も支配的で
ある。そこで、自然循環流量がオーバフローする面積を
変えると、ΔＰ１はＬｌまたはＬ２のごとく変化する。
同時に、ボイド反応度で制御されている炉心２の出力は
、ＱｌまたはＱｚで安定する１本実施例は、縦方向に複
数の孔を有するスタンドパイプ４の自然循環流路面積を
炉心シュラウド３外側水位で制御するものである。
、ＱｌまたはＱｚで安定する１本実施例は、縦方向に複
数の孔を有するスタンドパイプ４の自然循環流路面積を
炉心シュラウド３外側水位で制御するものである。
本発明のスタンドパイプの孔は、プラントの負荷変動範
囲などから任意に設計できるが、制御性が確保される条
件として、次の式を満足しなければならない。
囲などから任意に設計できるが、制御性が確保される条
件として、次の式を満足しなければならない。
ここで、
Ａ ニスタンドパイブの縦孔合計面積〔耐〕ρ ：冷却
材密度（ｋｇ／ｒｒｒ） ΔＰ：シュラウド内外差圧（ｋｇ／ｒｒｒ）Ｗ ：設計
炉心流量〔ボ／ｓ） ｇ ：重力加速度： ９．８ Ｃｍ／ｓ”）ξ ：設計
データ＝０．５〜１．０ （−）これは、自然循環流量
が、スタンドパイプ上端よりオーバフローすることを阻
止する条件を示す。
材密度（ｋｇ／ｒｒｒ） ΔＰ：シュラウド内外差圧（ｋｇ／ｒｒｒ）Ｗ ：設計
炉心流量〔ボ／ｓ） ｇ ：重力加速度： ９．８ Ｃｍ／ｓ”）ξ ：設計
データ＝０．５〜１．０ （−）これは、自然循環流量
が、スタンドパイプ上端よりオーバフローすることを阻
止する条件を示す。
自然循環型原子炉は、一般に高出力部に不安定領域を持
つことが判っている。
つことが判っている。
第４図に既存炉の実験値を示す、自然循環型原子炉では
、任意の圧力に対し、高出力密度状態で不安定となるた
め、図中の安定領域で運転する必要がある。これから、
要求電力に対する炉圧の概略仕様が得られ、炉圧の維持
を考慮して制御系のパラメータを決める。
、任意の圧力に対し、高出力密度状態で不安定となるた
め、図中の安定領域で運転する必要がある。これから、
要求電力に対する炉圧の概略仕様が得られ、炉圧の維持
を考慮して制御系のパラメータを決める。
（発明の効果〕
本発明によれば、大型の熱交換器などの付帯設備を設け
ることなく、負荷変動に即応できる自然循環型原子炉が
得られる。
ることなく、負荷変動に即応できる自然循環型原子炉が
得られる。
付帯設備が少ないことから、発電炉を対象とする場合、
１７２以下のスペースで従来と同出力を得ることができ
、例えば、都市近郊の建設ニーズにも適合する。
１７２以下のスペースで従来と同出力を得ることができ
、例えば、都市近郊の建設ニーズにも適合する。
また、負荷追従の面では、圧力容器内に可動部を設ける
ことなく、シュラウド外側の水位のみで対応可能である
ため、システムの信頼性が高く、操作も容易である。従
って、運転負数を減らしまたは集中操作するのに好適で
、合理的運営ができる。
ことなく、シュラウド外側の水位のみで対応可能である
ため、システムの信頼性が高く、操作も容易である。従
って、運転負数を減らしまたは集中操作するのに好適で
、合理的運営ができる。
第１図は本発明によるＢＷＲの一実施例の原理的構成を
示す図、第２図は本発明によるＢＷＲの出力制御の原理
を示す図、第３図は本発明の自然循環型流量制御により
炉出力を制御する方式を示す図、第４図は原子炉の安定
領域を示す図、第５図は再循環系を用いた従来の原子炉
の一例を示す図、第６図は熱交換器を外付けした従来の
原子炉の一例を示す図である。 １・・・圧力容器、２・・・炉心、３・・・炉心シュラ
ウド、４・・・スタンドパイプ、５・・・給水スパージ
ャ、６・・・水位計、７・・・圧力計、８・・・制御弁
、９・・・給水ポンプ、１０・・・タービン、１１・・
・発電機、１２・・・負荷、１３・・・１次系ライン、
１４・・・熱交換器、１５・・・２次系ポンプ、１６・
・・再循環系、１７・・・蒸気加減弁、１８・・・給水
制御弁。
示す図、第２図は本発明によるＢＷＲの出力制御の原理
を示す図、第３図は本発明の自然循環型流量制御により
炉出力を制御する方式を示す図、第４図は原子炉の安定
領域を示す図、第５図は再循環系を用いた従来の原子炉
の一例を示す図、第６図は熱交換器を外付けした従来の
原子炉の一例を示す図である。 １・・・圧力容器、２・・・炉心、３・・・炉心シュラ
ウド、４・・・スタンドパイプ、５・・・給水スパージ
ャ、６・・・水位計、７・・・圧力計、８・・・制御弁
、９・・・給水ポンプ、１０・・・タービン、１１・・
・発電機、１２・・・負荷、１３・・・１次系ライン、
１４・・・熱交換器、１５・・・２次系ポンプ、１６・
・・再循環系、１７・・・蒸気加減弁、１８・・・給水
制御弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内で炉心を囲む炉心シュラウドの内
外差圧を駆動源とした自然循環流体で炉心を冷却する沸
騰水型原子炉において、縦方向に複数個の孔を有するス
タンドパイプを上記炉心シュラウド上部に少なくとも１
本設けるとともに、上記圧力容器内の上記炉心シュラウ
ド外側水位を変える手段を設けたことを特徴とする沸騰
水型原子炉。 ２、特許請求の範囲第１項において、前記スタンドパイ
プ縦方向に設けた複数の孔の合計面積が次式に従うこと
を特徴とする沸騰水型原子炉。 Ａ≧ξ・√（ρ／２・ｇ・ΔＰ）・Ｗ ここに、 Ａ：スタンドパイプの縦孔合計面積〔ｍ＾２〕 ρ：冷却材密度〔ｋｇ／ｍ＾３〕 ΔＰ：シュラウド内外差圧〔ｋｇ／ｍ＾２〕 Ｗ：設計炉心流量〔ｍ＾３／ｓ〕 ｇ：重力加速度：９．８〔ｍ／ｓ＾２〕 ξ：設計データ：０．５〜１．０〔−〕 ３、特許請求の範囲第１項または第２項において、前記
炉心シュラウド外側水位を変える手段が、炉心シュラウ
ド外側水位計と炉心シュラウド外側圧力計とそれらの検
出信号により前記原子炉圧力容器への給水制御弁の開度
を制御する手段とからなることを特徴とする沸騰水型原
子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61196645A JPH0752232B2 (ja) | 1986-08-22 | 1986-08-22 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61196645A JPH0752232B2 (ja) | 1986-08-22 | 1986-08-22 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6352097A true JPS6352097A (ja) | 1988-03-05 |
| JPH0752232B2 JPH0752232B2 (ja) | 1995-06-05 |
Family
ID=16361218
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61196645A Expired - Lifetime JPH0752232B2 (ja) | 1986-08-22 | 1986-08-22 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0752232B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007018286A1 (ja) * | 2005-08-11 | 2007-02-15 | Kabushiki Kaisha Toshiba | 自然循環型沸騰水型原子炉 |
| JP2007225530A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉出力制御装置 |
-
1986
- 1986-08-22 JP JP61196645A patent/JPH0752232B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007018286A1 (ja) * | 2005-08-11 | 2007-02-15 | Kabushiki Kaisha Toshiba | 自然循環型沸騰水型原子炉 |
| US8675808B2 (en) | 2005-08-11 | 2014-03-18 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Natural circulation type boiling water reactor |
| JP2007225530A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉出力制御装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0752232B2 (ja) | 1995-06-05 |
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