JP2017116351A - 再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法 - Google Patents

再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法 Download PDF

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Abstract

【課題】再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法において、複数の再循環サンプスクリーンにおけるバイパス総量を容易に求めることができる。【解決手段】異なる異物量の投入時における再循環サンプスクリーン２６のバイパス異物量試験データを取得する工程と、バイパス異物量試験データに基づいて投入異物量に対するバイパス異物量を近似するバイパス異物量近似線を形成する工程と、バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成する工程と、バイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して前記再循環サンプスクリーン２６を評価する工程とを設けている。【選択図】図５

Description

本発明は、原子炉における冷却材喪失事故の発生時に、原子炉格納容器内の冷却材を再循環させる継投で使用される再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法に関するものである。
例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Ｗter Reactor）を有する原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、原子炉の炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。そして、蒸気発生器は、原子炉からの高温高圧の一次系冷却水の熱を二次系冷却水に伝え、二次系冷却水で水蒸気を発生させる。
このような原子力発電プラントにて、原子炉で配管破断による冷却材喪失事故が発生すると、冷却材により原子炉を十分に冷却することが困難となる。そのため、燃料取替用水ピットの冷却水をポンプにより汲み上げ、原子炉内に供給したり、原子炉格納容器の上部に配置された複数のスプレイノズルから原子炉に向けて噴射したりして原子炉を緊急冷却する。この場合、配管破断により発生した異物が燃料取替用水ピット内に落下することから、この燃料取替用水ピットは、上部に再循環サンプスクリーンが装着されている。そのため、異物が再循環サンプスクリーンに遮られて燃料取替用水ピットに侵入することを抑制し、異物によるポンプや配管などの損傷が防止される。
なお、原子炉緊急冷却装置としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。
特開２０１１−０１３１０３号公報
ところで、上述した再循環サンプスクリーンは、異物を濾し取ることにより、スクリーン下流側の設備への異物の侵入を防止することができるが、小さい異物は、再循環サンプスクリーンを通過（バイパス）してしまう。そのため、事故発生時にどのくらいの量の異物が再循環サンプスクリーンを通過するのかを事前に評価する必要がある。ところが、原子炉格納容器は、内部に複数の燃料取替用水ピットが設けられている。そして、各再循環サンプスクリーンにどの程度の異物量が移送されるかは、配管破断の位置や異物の破損形態など複数のパラメータに依存し、一意に定めることは困難である。つまり、各再循環サンプスクリーンに到達する異物量とバイパス量を評価した上で、バイパスする異物量の総量を定量的に求めることは困難である。
本発明は、上述した課題を解決するものであり、複数の再循環サンプスクリーンにおけるバイパス総量を容易に求めることができる再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法を提供することを目的とする。
上述の目的を達成するための本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法は、異なる異物量の投入時における再循環サンプスクリーンのバイパス異物量試験データを取得する工程と、前記バイパス異物量試験データに基づいて投入異物量に対するバイパス異物量を近似するバイパス異物量近似線を形成する工程と、前記バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成する工程と、前記バイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して前記再循環サンプスクリーンを評価する工程と、を有することを特徴とするものである。
従って、複数のバイパス異物量試験データに基づいてバイパス異物量近似線を形成し、バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成し、このバイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して再循環サンプスクリーンを評価する。そのため、複数の再循環サンプスクリーンへの到達異物量やバイパス異物量を個別に評価することなく、また、バイパス異物率を求める必要もなく、バイパス異物総量を簡単に求めることができ、再循環サンプスクリーンを高精度に評価することができる。
本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、前記バイパス異物量近似線は、２次式の曲線であり、前記バイパス異物量包絡線は、１次式の直線であることを特徴としている。
従って、バイパス異物量近似線を２次曲線とし、バイパス異物量包絡線を１次直線とすることで、１つの簡単な数式によりバイパス異物総量を高精度に求めることができる。
本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、前記バイパス異物量近似線に基づいてバイパス異物量近似直線を形成し、前記バイパス異物量近似直線に基づいて前記バイパス異物量包絡線を形成することを特徴としている。
従って、バイパス異物量近似線に基づいてバイパス異物量近似直線を形成し、バイパス異物量包絡線を形成することで、複数の再循環サンプスクリーンにおける平均的なバイパス異物率を求めることができ、バイパス異物総量を簡単に求めることができる。
本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、前記バイパス異物量包絡線は、前記バイパス異物量近似線の包絡位置から予め設定されたバイパス異物量の増加側に移動した移行領域に設定されることを特徴としている。
従って、バイパス異物量包絡線をバイパス異物量の増加側に移動した移行領域に設定することで、十分な安全率を確保することができる。
本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、前記移行領域は、前記バイパス異物量試験データの最大値よりバイパス異物量の減少側に移動した領域であることを特徴としている。
従って、移行領域をバイパス異物量試験データの最大値よりバイパス異物量の減少側に移動した領域とすることで、過大な安全率を確保せず処理の効率化を図ることができる。
本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法によれば、複数のバイパス異物量試験データに基づいてバイパス異物量近似線を形成し、バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成し、このバイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して再循環サンプスクリーンを評価するので、バイパス異物総量を簡単に求めることができ、再循環サンプスクリーンを高精度に評価することができる。
図１は、原子力発電プラントの要部を表す概略構成図である。 図２は、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量を計測するための試験装置を表す概略図である。 図３は、本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法を説明するためのグラフであり、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の計測結果である。 図４は、本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法を説明するためのグラフであり、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の近似式である。 図５は、本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法を説明するためのグラフであり、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の推定値である。
以下に添付図面を参照して、本発明の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。
［第１実施形態］
図１は、原子力発電プラントの要部を表す概略構成図である。
本実施形態において、原子力発電プラントは、原子炉を有している。この原子炉は、例えば、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を後述する蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Ｗter Reactor）である。なお、原子炉は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Ｗter Reactor）であってもよい。
図１に示すように、原子力発電プラント１０において、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２と複数（図示は１個）の蒸気発生器１３が格納されている。加圧水型原子炉１２と各蒸気発生器１３は、高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、低温側送給配管１５に一次系冷却水ポンプ１６が設けられている。加圧器１７は、下部が高温側送給配管１４に連結されている。
加圧水型原子炉１２は、内部に炉心１８が配置されており、この炉心１８は、図示しない複数の燃料集合体（燃料棒）により構成されている。また、加圧水型原子炉１２は、図示しないが、炉心１８における燃料集合体の間に複数の制御棒が配置され、制御棒駆動装置により上下移動可能となっており、制御棒を炉心１８に対して抜き差しすることで、原子炉出力を制御することができる。
蒸気発生器１３は、内部に逆Ｕ字形状をなす複数の伝熱管からなる伝熱管群が配置されており、各伝熱管の一端部が高温側送給配管１４の端部に連結され、他端部が低温側送給配管１５の端部に連結されている。
原子炉格納容器１１は、内部に原子炉非常用冷却装置２１が設けられている。原子炉格納容器１１は、下部に複数の燃料取替用水ピット２２が設けられており、この各燃料取替用水ピット２２から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２の上方まで延出される冷却水散布ライン２３が設けられている。この冷却水散布ライン２３は、中間部にスプレイポンプ２４が設けられ、先端部に多数のスプレイノズル２５が設けられている。そして、各燃料取替用水ピット２２は、上部を覆うように再循環サンプスクリーン２６が装着されている。
低圧冷却水供給ライン２７は、燃料取替用水ピット２２から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２に連結される低圧給水系であって、低圧注入ポンプ２８が設けられている。高圧冷却水供給ライン２９は、燃料取替用水ピット２２から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２に連結される高圧給水系であって、高圧注入ポンプ３０が設けられている。そして、燃料取替用水タンク３１は、原子炉格納容器１１の外部に配置されており、冷却水供給ライン３２を介して冷却水散布ライン２３、低圧冷却水供給ライン２７、高圧冷却水供給ライン２９に連結されている。
加圧水型原子炉１２は、炉心１８の燃料集合体により一次系冷却水として軽水が加熱され、高温の一次系冷却水が加圧器１７により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３は、高温高圧の一次系冷却水と二次系冷却水との間で熱交換を行うことで二次系蒸気を生成し、冷やされた一次系冷却水が加圧水型原子炉１２に戻される。このとき、制御棒駆動装置は、炉心１８から制御棒を抜き差しすることで、炉心１８内での核分裂を調整する。制御棒駆動装置は、全ての制御棒を炉心１８に挿入することで、加圧水型原子炉１２を停止することができる。
各蒸気発生器１３は、上端部が蒸気供給配管３３を介して発電設備３４に連結されると共に、発電設備３４は、復水戻し配管３５を介して蒸気発生器１３に連結されている。この発電設備３４は、蒸気タービン設備、発電機、復水器などにより構成されている。蒸気発生器１３にて、二次系冷却水が高温高圧の一次系冷却水と熱交換を行って生成された二次系蒸気は、蒸気供給配管３３を通して発電設備３４の蒸気タービンに送られ、この蒸気により蒸気タービンを駆動して発電機により発電を行う。蒸気タービンを駆動した蒸気は、復水器で海水を用いて冷却されて復水となり、蒸気戻し配管３５を通して蒸気発生器１３に戻される。
原子力発電プラント１０で冷却配管の破断事故が発生したとき、スプレイポンプ２４を駆動することで、各燃料取替用水ピット２２に貯留されている一次冷却水を冷却水散布ライン２３により多数のスプレイノズル２５に送り、この多数のスプレイノズル２５から原子炉格納容器１１内に向けて散布する。すると、この一次冷却水は、原子炉格納容器１１内で発生した大量の蒸気に対して散布されることとなり、ここで、大量のエネルギを奪い取り、原子炉格納容器１１の内部を冷却してから高温となって落下し、回収経路を通って燃料取替用水ピット２２に戻される。そのため、原子炉格納容器１１内に放出されたエネルギを散布された一次冷却水により奪い取り、原子炉格納容器１１の健全性を維持することができる。
また、このとき、各注入ポンプ２８，３０を駆動することで、各燃料取替用水ピット２２に貯留されている一次冷却水を各冷却水供給ライン２７，２９により低温側送給配管１５へ、または、高温側送給配管１４により加圧水型原子炉１２へ送る。すると、この冷却水により加圧水型原子炉１２の炉心１８が冷却されることとなり、炉心１８の温度上昇を抑制することができる。
前述したように、原子力発電プラント１０にて、冷却配管の破断事故の発生時、燃料取替用水ピット２２の冷却水がスプレイノズル２５から原子炉格納容器１１内に散布されたり、加圧水型原子炉１２へ送られたりすることで、原子炉格納容器１１を緊急冷却することができる。そして、冷却配管などが破断すると、配管の破断片や配管の保温材などの異物が発生し、燃料取替用水ピット２２内に落下し、冷却水に混入してしまう。そのため、各燃料取替用水ピット２２は、上部を覆うように再循環サンプスクリーン２６が装着されている。そのため、異物が再循環サンプスクリーン２３により遮られることで、燃料取替用水ピット２２内に侵入することが抑制され、この異物の各ライン２３，２７，２９の各配管への混入による損傷が防止される。
この再循環サンプスクリーン２６は、多孔板などから構成されていることから、粒径の大きい異物を濾し取ることはできるものの、粒径の小さい異物を濾し取ることできず、再循環サンプスクリーン２６を通過（バイパス）してしまう。そのため、冷却配管の破断事故発生時に、どのくらいの量の異物がこの再循環サンプスクリーン２６を通過するのかを事前に評価する必要がある。
図２は、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量を計測するための試験装置を表す概略図である。
図２に示すように、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量を計測するための試験装置４０において、試験槽４１は、内部に冷却水を貯留可能であり、一端部の壁部に冷却水供給部４２が設けられて、他端部の底部に冷却水排出部４３が設けられている。そして、試験槽４１は、冷却水供給部４２側に異物投入機４４と撹拌機４５が設けられる一方、他端部の底部における冷却水排出部４３の上方に再循環サンプスクリーン２６を設置可能となっている。ポンプ４６が設けられた冷却水供給ライン４７は、先端部が冷却水供給部４２に連結されている。また、ポンプ４８及び開閉弁４９が設けられた冷却水排出ライン５０は、基端部が冷却水排出部４３に連結され、先端部が濾過器５１に連結されている。濾過器５１は、出口部に冷却水供給ライン４７の基端部が連結されている。
そのため、各ポンプ４６，４８を駆動し、開閉弁４９を開放すると、試験槽４１内の冷却水が冷却水排出部４３を通して冷却水排出ライン５０に排出され、濾過器５１で濾過された後、冷却水供給ライン４７から冷却水供給部４２を通して試験槽４１内に戻される。そのため、試験槽４１は、内部で一端部側から他端部側への冷却水の流れが生じる。ここで、異物投入機４４から冷却配管の破断片や保温材などを想定した大きさの異物が投入され、撹拌機４５により撹拌されると、一端部側から投入された異物が他端部側に流れ、再循環サンプスクリーン２６により濾し取られる。ところが、小径の異物は、再循環サンプスクリーン２６を通過して冷却水排出部４３から冷却水排出ライン５０に排出され、濾過器５１で濾過される。そのため、この濾過器５１で濾過された異物の重量を計測することで、再循環サンプスクリーン２６を通過した異物のバイパス量(バイパス異物量)を知ることができる。
本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法は、異なる異物量の投入時における再循環サンプスクリーン２６のバイパス異物量試験データを取得する工程と、バイパス異物量試験データに基づいて投入異物量に対するバイパス異物量を近似するバイパス異物量近似線を形成する工程と、バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成する工程と、バイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して再循環サンプスクリーン２６を評価する工程とを有している。
以下、本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法について詳細に説明する。
図３は、本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法を説明するためのグラフであり、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の計測結果であり、図４は、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の近似式であり、図５は、再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の推定値である。
本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法において、まず、前述した試験装置４０において、異物投入機４４からの投入異物量を異ならせた複数回（本実施形態では、５回）の試験を実施し、異なる異物量の投入時に再循環サンプスクリーン２６を通過したバイパス異物量を計測したバイパス異物量試験データを取得する。
図３に示すように、異なる異物量の投入時における再循環サンプスクリーン２６を通過したバイパス異物量の試験データＢ１，Ｂ２，Ｂ３，Ｂ４をグラフ化し、この複数の試験データＢ１，Ｂ２，Ｂ３，Ｂ４に基づいて投入異物量に対するバイパス異物量を近似するバイパス異物量近似線Ｌａ（図２の点線）を形成する。ここで、このバイパス異物量近似線Ｌａは、上方に凸形状となる２次式の曲線であり、投入異物量の増加に伴ってバイパス異物量が増加するものの、その増加度合（変化量）が低下していくことがわかる。
そして、このバイパス異物量近似線Ｌａに基づいてバイパス異物量近似直線Ｌ０を求める。そのため、このバイパス異物量近似直線Ｌ０により下記数式（１）を得ることができる。ここで、Ｌは、投入異物量、ａ、ｂは、バイパス異物量の関連する係数である。
バイパス異物量＝ａＬ＋ｂ （１）
また、バイパス異物率は、投入異物量Ｌの関数であることから、このバイパス異物量ｆ（Ｌ）を用いて下記数式（２）によりバイパス異物量Ｌ・ｆ（Ｌ）を算出することができる。
Ｌ・ｆ（Ｌ）＝ａＬ＋ｂ （２）
そして、バイパス異物量の総量は、下記数式（３）により算出することができる。なお、ｉ（ｎ）は、再循環サンプスクリーン２６の個数（試験回数）である。
Figure 2017116351
 ここで、バイパス異物量Ｌ・ｆ（Ｌ１），Ｌ・ｆ（Ｌ２），Ｌ・ｆ（Ｌ３）・・・は、投入異物量の総量Ｌｔ以下であることから、下記数式（４）を求めることができる。
Figure 2017116351
即ち、図４及び図５に示すように、バイパス異物量近似直線Ｌ０に平行をなすと共に、バイパス異物量近似線Ｌａを包絡するバイパス異物量包絡線Ｌ１を求める。このバイパス異物量包絡線Ｌ１は、バイパス異物量近似直線Ｌ０と同じ傾きを持つ１次式の直線である。
このバイパス異物量包絡線Ｌ１は、バイパス異物量近似線Ｌａの包絡位置から予め設定されたバイパス異物量の増加側に移動した移行領域Ｗに移行した領域に設定される。この移行領域Ｗは、バイパス異物量試験データの最大値Ｂ４よりバイパス異物量の減少側に移動した領域である。即ち、移行領域Ｗは、バイパス異物量包絡線Ｌ１とバイパス異物量包絡線Ｌ２の間の領域であり、バイパス異物量包絡線Ｌ２は、その最小値がバイパス異物量試験データの最大値Ｂ４となるように設定される。
そして、バイパス異物量包絡線Ｌ１（バイパス異物量包絡線Ｌ１〜バイパス異物量包絡線Ｌ２）に基づいて投入異物総量に対するバイパス異物総量を推定して再循環サンプスクリーン２６を評価する。
このように本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法にあっては、異なる異物量の投入時における再循環サンプスクリーン２６のバイパス異物量試験データを取得する工程と、バイパス異物量試験データに基づいて投入異物量に対するバイパス異物量を近似するバイパス異物量近似線を形成する工程と、バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成する工程と、バイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して前記再循環サンプスクリーン２６を評価する工程とを有している。
従って、複数の再循環サンプスクリーン２６への到達異物量やバイパス異物量を個別に推定したり評価したりすることなく、また、バイパス異物率を求める必要もなく、バイパス異物総量を簡単に求めることができ、再循環サンプスクリーン２６を高精度に評価することができる。
本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、バイパス異物量近似線を２次式の曲線とし、バイパス異物量包絡線を１次式の直線としている。従って、１つの簡単な数式によりバイパス異物総量を高精度に求めることができる。
本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、バイパス異物量近似線に基づいてバイパス異物量近似直線を形成し、バイパス異物量近似直線に基づいてバイパス異物量包絡線を形成している。従って、バイパス異物量近似直線を求めることで、その傾きにより複数の再循環サンプスクリーンにおける平均的なバイパス異物率を求めることができ、バイパス異物総量を簡単に求めることができる。
本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、バイパス異物量包絡線をバイパス異物量近似線の包絡位置から予め設定されたバイパス異物量の増加側に移動した移行領域に設定している。従って、バイパス異物総量を十分な安全率を確保して求めることができる。
本実施形態の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法では、移行領域をバイパス異物量試験データの最大値よりバイパス異物量の減少側に移動した領域に設定している。従って、過大な安全率を確保せず、バイパス異物総量を求める処理の効率化を図ることができる。
なお、上述した実施形態にて、バイパス異物量包絡線を１次式の直線としたが、２次式の曲線としてもよい。
１０ 原子力発電プラント
１１ 原子炉格納容器
１２ 加圧水型原子炉
１３ 蒸気発生器
１４ 高温側送給配管
１５ 低温側送給配管
１７ 加圧器
１８ 炉心
２１ 原子炉非常用冷却装置
２２ 燃料取替用水ピット
２３ 冷却水散布ライン
２４ スプレイポンプ
２５ スプレイノズル
２６ 再循環サンプスクリーン
２７ 低圧冷却水供給ライン
２８ 低圧注入ポンプ
２９ 高圧冷却水供給ライン
３０ 高圧注入ポンプ
３１ 燃料取替用水タンク
３２ 冷却水供給ライン
３３ 蒸気供給配管
３４ 発電設備
３５ 復水戻し配管

Claims (5)

  1. 異なる異物量の投入時における再循環サンプスクリーンのバイパス異物量試験データを取得する工程と、
    前記バイパス異物量試験データに基づいて投入異物量に対するバイパス異物量を近似するバイパス異物量近似線を形成する工程と、
    前記バイパス異物量近似線を包絡するバイパス異物量包絡線を形成する工程と、
    前記バイパス異物量包絡線に基づいて投入異物量に対するバイパス異物総量を推定して前記再循環サンプスクリーンを評価する工程と、
    を有することを特徴とする再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法。
  2. 前記バイパス異物量近似線は、２次式の曲線であり、前記バイパス異物量包絡線は、１次式の直線であることを特徴とする請求項１に記載の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法。
  3. 前記バイパス異物量近似線に基づいてバイパス異物量近似直線を形成し、前記バイパス異物量近似直線に基づいて前記バイパス異物量包絡線を形成することを特徴とする請求項２に記載の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法。
  4. 前記バイパス異物量包絡線は、前記バイパス異物量近似線の包絡位置から予め設定されたバイパス異物量の増加側に移動した移行領域に設定されることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法。
  5. 前記移行領域は、前記バイパス異物量試験データの最大値よりバイパス異物量の減少側に移動した領域であることを特徴とする請求項４に記載の再循環サンプスクリーンのバイパス異物量の評価方法。
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CN113432901A (zh) * 2021-06-24 2021-09-24 中国舰船研究设计中心 一种安全壳抑压排热试验系统

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR3091952B1 (fr) * 2019-01-22 2022-10-14 Korea Atomic Energy Res Systeme et procede de reduction du degagement atmospherique de matieres radioactives provoque par un accident grave

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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JP2011013103A (ja) 2009-07-02 2011-01-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉緊急冷却装置及び原子力発電プラント
JP5296015B2 (ja) * 2010-06-22 2013-09-25 株式会社日立ハイテクノロジーズ 自動分析装置
KR20120025105A (ko) * 2010-09-07 2012-03-15 한국수력원자력 주식회사 여과기의 수두손실 시험장치 및 방법

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113432901A (zh) * 2021-06-24 2021-09-24 中国舰船研究设计中心 一种安全壳抑压排热试验系统

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