JP2744056B2 - 沸騰水型原子炉の冷却水注入系 - Google Patents
沸騰水型原子炉の冷却水注入系Info
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- JP2744056B2 JP2744056B2 JP1073925A JP7392589A JP2744056B2 JP 2744056 B2 JP2744056 B2 JP 2744056B2 JP 1073925 A JP1073925 A JP 1073925A JP 7392589 A JP7392589 A JP 7392589A JP 2744056 B2 JP2744056 B2 JP 2744056B2
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内への注水
手段を改良した沸騰水型原子炉の冷却水注入系に関す
る。
手段を改良した沸騰水型原子炉の冷却水注入系に関す
る。
（従来の技術） 沸騰水型原子炉では炉心の冷却に普通の水（軽水を用
いている。すなわち、第４図に示したようなシステムが
採られている。第４図において、炉心１を内蔵する原子
炉圧力容器２には主蒸気管３が接続されている。炉心１
で発生した熱を水で冷却して蒸気とし、その蒸気は主蒸
気管３を通して図示してないタービンへ供給し発電に供
している。炉心１への冷却水の循環には大形の再循環ポ
ンプ４によって再循環系配管７から原子炉圧力容器２内
へ供給している。また、原子炉の運転を停止する場合に
は炉心１の余剰発熱を除去する熱除去ポンプ５を駆動さ
せ熱交換器６で冷却させた低温水を原子炉圧力容器２内
へ供給する。この熱除去ポンプ５は非常用タンク10から
導出された熱除去系配管5aによる給水と再循環系配管７
からの給水とによって原子炉圧力容器２内へ水を供給し
ている。さらに、再循環系配管７の仮想事故破断などに
対応しては原子炉を緊急に停止するとともに迅速にかつ
長期間の冷却が必要である。そのため高圧時に作動させ
る高圧注入系配管8aを設けるとともに低圧時に作動させ
る低圧注入系配管9aをも設けている。これらの系統配管
8a、9aは非常用タンク10から各ポンプ8,9を介して原子
炉圧力容器２に接続している。これらのポンプ8,9を作
動させて原子炉圧力容器２内の炉心１へ注入している。
いている。すなわち、第４図に示したようなシステムが
採られている。第４図において、炉心１を内蔵する原子
炉圧力容器２には主蒸気管３が接続されている。炉心１
で発生した熱を水で冷却して蒸気とし、その蒸気は主蒸
気管３を通して図示してないタービンへ供給し発電に供
している。炉心１への冷却水の循環には大形の再循環ポ
ンプ４によって再循環系配管７から原子炉圧力容器２内
へ供給している。また、原子炉の運転を停止する場合に
は炉心１の余剰発熱を除去する熱除去ポンプ５を駆動さ
せ熱交換器６で冷却させた低温水を原子炉圧力容器２内
へ供給する。この熱除去ポンプ５は非常用タンク10から
導出された熱除去系配管5aによる給水と再循環系配管７
からの給水とによって原子炉圧力容器２内へ水を供給し
ている。さらに、再循環系配管７の仮想事故破断などに
対応しては原子炉を緊急に停止するとともに迅速にかつ
長期間の冷却が必要である。そのため高圧時に作動させ
る高圧注入系配管8aを設けるとともに低圧時に作動させ
る低圧注入系配管9aをも設けている。これらの系統配管
8a、9aは非常用タンク10から各ポンプ8,9を介して原子
炉圧力容器２に接続している。これらのポンプ8,9を作
動させて原子炉圧力容器２内の炉心１へ注入している。
（発明が解決しようとする課題） 上述したように炉心１の冷却には軽水を使用し、発電
後の復水または炉水位の調整の通常運転時の原子炉圧力
容器２内への注入にはモータで駆動するポンプを使用し
ている。また原子炉の通常の停止時には炉心１の残存熱
の除去が必要であり、この場合にもモータ駆動のポンプ
を使用して注水をしている。とくに、仮想する原子炉の
事故において、たとえば配管破断による冷却材喪失事故
時の原子炉圧力容器内への緊急給水時には、従来はモー
タ駆動のポンプを使用したり、電源の不具合を考慮して
ジーゼルエンジンで駆動するポンプを使用している。
後の復水または炉水位の調整の通常運転時の原子炉圧力
容器２内への注入にはモータで駆動するポンプを使用し
ている。また原子炉の通常の停止時には炉心１の残存熱
の除去が必要であり、この場合にもモータ駆動のポンプ
を使用して注水をしている。とくに、仮想する原子炉の
事故において、たとえば配管破断による冷却材喪失事故
時の原子炉圧力容器内への緊急給水時には、従来はモー
タ駆動のポンプを使用したり、電源の不具合を考慮して
ジーゼルエンジンで駆動するポンプを使用している。
しかしながら、緊急時にしか作動しない機器の場合で
は通常時のメンテナンスが負担となり、また常用として
使用する機器の場合も含めて運転の動力が全体の効率を
考慮すると損失になる課題がある。
は通常時のメンテナンスが負担となり、また常用として
使用する機器の場合も含めて運転の動力が全体の効率を
考慮すると損失になる課題がある。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、
構造上駆動部のない、たとえば原子炉圧力容器から排出
される蒸気を使用して、蒸気の潜熱を利用し熱エネルギ
を圧力に変換して冷水を原子炉圧力容器内に注入し、冷
却材喪失事故または原子炉の緊急停止処置の必要な場合
に他の動力源を使用することなく確実に原子炉圧力容器
内に冷却水を注入することができる沸騰水型原子炉の冷
却水注入系を提供することにある。
構造上駆動部のない、たとえば原子炉圧力容器から排出
される蒸気を使用して、蒸気の潜熱を利用し熱エネルギ
を圧力に変換して冷水を原子炉圧力容器内に注入し、冷
却材喪失事故または原子炉の緊急停止処置の必要な場合
に他の動力源を使用することなく確実に原子炉圧力容器
内に冷却水を注入することができる沸騰水型原子炉の冷
却水注入系を提供することにある。
（課題を解決するための手段） 本発明は炉内を内蔵した原子炉圧力容器と、耐圧ボデ
ィと，この耐圧ボディ内に設けられた高速流体を作るノ
ズル，蒸気と水を混合する混合スロートおよび前記耐圧
ボディの先端部に接続した高圧となった水を昇圧する昇
圧ディフューザを有する蒸気で駆動する蒸気ポンプと、
前記原子炉圧力容器に接続されタービンに蒸気を供給す
る主蒸気管と、この主蒸気管に設けられた蒸気逃し安全
弁を有する蒸気逃し管と、この蒸気逃し管および前記主
蒸気管からそれぞれ分岐されたポンプ作動用蒸気配管
と、このポンプ作動用蒸気配管に接続された制御器と、
前記原子炉圧力容器内へ冷却水を注入する熱除去系配
管，高圧注入系配管および低圧注入系配管と、これらの
系統配管に前記蒸気ポンプを介して接続された水タンク
とを具備し、前記蒸気ポンプの少なくとも一つは前記制
御器を介して配置され前記ポンプ作動用蒸気配管から流
入する蒸気によって作動することを特徴とする。
ィと，この耐圧ボディ内に設けられた高速流体を作るノ
ズル，蒸気と水を混合する混合スロートおよび前記耐圧
ボディの先端部に接続した高圧となった水を昇圧する昇
圧ディフューザを有する蒸気で駆動する蒸気ポンプと、
前記原子炉圧力容器に接続されタービンに蒸気を供給す
る主蒸気管と、この主蒸気管に設けられた蒸気逃し安全
弁を有する蒸気逃し管と、この蒸気逃し管および前記主
蒸気管からそれぞれ分岐されたポンプ作動用蒸気配管
と、このポンプ作動用蒸気配管に接続された制御器と、
前記原子炉圧力容器内へ冷却水を注入する熱除去系配
管，高圧注入系配管および低圧注入系配管と、これらの
系統配管に前記蒸気ポンプを介して接続された水タンク
とを具備し、前記蒸気ポンプの少なくとも一つは前記制
御器を介して配置され前記ポンプ作動用蒸気配管から流
入する蒸気によって作動することを特徴とする。
また、本発明において、前記蒸気ポンプは回転駆動部
がなく、前記耐圧ボディに作動蒸気供給口，給水口，ド
レイン口，高圧水吐出口の各給排水口を有することを特
徴とする。
がなく、前記耐圧ボディに作動蒸気供給口，給水口，ド
レイン口，高圧水吐出口の各給排水口を有することを特
徴とする。
（作用） 熱除去系配管，高圧注入系配管および低圧注入系配管
に蒸気ポンプを接続する。主蒸気管または蒸気逃し配管
系から分岐してポンプ作動用配管を設け、バルブの開
閉，制御器からの信号によって前記ポンプ作動用配管か
ら蒸気を送り、各々の系統配管の蒸気ポンプを作動させ
て、原子炉圧力容器内へ冷却水を供給し、炉心を冷却さ
せる。
に蒸気ポンプを接続する。主蒸気管または蒸気逃し配管
系から分岐してポンプ作動用配管を設け、バルブの開
閉，制御器からの信号によって前記ポンプ作動用配管か
ら蒸気を送り、各々の系統配管の蒸気ポンプを作動させ
て、原子炉圧力容器内へ冷却水を供給し、炉心を冷却さ
せる。
蒸気ポンプは熱エネルギを運動エネルギに変換し、昇
圧ディフューザでさらに蒸気の供給圧力より高い圧力ま
で昇圧する。この昇圧によって原子炉圧力容器内に高い
圧力で冷却水を供給することができる。
圧ディフューザでさらに蒸気の供給圧力より高い圧力ま
で昇圧する。この昇圧によって原子炉圧力容器内に高い
圧力で冷却水を供給することができる。
（実施例） 第１図から第３図を参照しながら本発明に係る原子炉
システムの一実施例を説明する。
システムの一実施例を説明する。
第１図において符号１は原子炉圧力容器２内に配置さ
れた炉心を示している。原子炉圧力容器２には主蒸気管
３が接続されており、この主蒸気管３から分岐して蒸気
逃し弁12を有する蒸気逃し配管12aが接続されている。
また主蒸気管３と蒸気逃し配管12aからそれぞれ分岐し
てポンプ作動用蒸気配管13の一端に接続される分岐配管
13a,13bが設けられている。主蒸気管３からの分岐配管1
3bにはバルブ14が介在されている。ポンプ作動用蒸気配
管13の他端は熱除去系配管5a,高圧注入系配管8aおよび
低圧注入系配管9aにそれぞれ設けられた蒸気ポンプ5b,8
bおよび9bに制御器15を介して接続されている。熱除去
系配管5a,高圧注入系配管8aおよび低圧注入系配管9aの
一端は非常用水タンク10に、他端は原子炉圧力容器２に
それぞれ接続されている。熱除去系配管5aの一端はまた
再循環系配管７の再循環ポンプ４の入口側に接続されて
いる。再循環系配管７と熱除去系配管5aとの間には熱交
換器６が接続されている。高圧注入系配管8aの途中には
他の非常用水タンク10aが接続され、多量の水を原子炉
圧力容器２内へ注入できるようになっている。
れた炉心を示している。原子炉圧力容器２には主蒸気管
３が接続されており、この主蒸気管３から分岐して蒸気
逃し弁12を有する蒸気逃し配管12aが接続されている。
また主蒸気管３と蒸気逃し配管12aからそれぞれ分岐し
てポンプ作動用蒸気配管13の一端に接続される分岐配管
13a,13bが設けられている。主蒸気管３からの分岐配管1
3bにはバルブ14が介在されている。ポンプ作動用蒸気配
管13の他端は熱除去系配管5a,高圧注入系配管8aおよび
低圧注入系配管9aにそれぞれ設けられた蒸気ポンプ5b,8
bおよび9bに制御器15を介して接続されている。熱除去
系配管5a,高圧注入系配管8aおよび低圧注入系配管9aの
一端は非常用水タンク10に、他端は原子炉圧力容器２に
それぞれ接続されている。熱除去系配管5aの一端はまた
再循環系配管７の再循環ポンプ４の入口側に接続されて
いる。再循環系配管７と熱除去系配管5aとの間には熱交
換器６が接続されている。高圧注入系配管8aの途中には
他の非常用水タンク10aが接続され、多量の水を原子炉
圧力容器２内へ注入できるようになっている。
ここで、各系統配管5a,8aおよび9aに組込まれる蒸気
ポンプ5b,8bおよび9bは第２図に示したと同様の構造を
有する蒸気ポンプ11である。
ポンプ5b,8bおよび9bは第２図に示したと同様の構造を
有する蒸気ポンプ11である。
すなわち、第２図に示した蒸気ポンプ11は供給する水
の圧力に十分耐え得る耐圧ボディ20に作動蒸気供給口16
（17）と、これに対向して給水口17（16）が設けられて
いる。またドレン口18がボディ20の下側面に、高圧水吐
出口19がボディ20の右端に接続されている。さらにボデ
ィ20内には作動蒸気供給口16（17）から流入した蒸気を
絞って噴出させるノズル21と、このノズル21からの蒸気
と給水口17（16）からの水とを混合する混合スロート22
と、高圧水吐出口19側に設けられた昇圧ディフューザ23
とを有している。なお、蒸気供給口16の位置と給水口17
の位置を逆にすることもできる。
の圧力に十分耐え得る耐圧ボディ20に作動蒸気供給口16
（17）と、これに対向して給水口17（16）が設けられて
いる。またドレン口18がボディ20の下側面に、高圧水吐
出口19がボディ20の右端に接続されている。さらにボデ
ィ20内には作動蒸気供給口16（17）から流入した蒸気を
絞って噴出させるノズル21と、このノズル21からの蒸気
と給水口17（16）からの水とを混合する混合スロート22
と、高圧水吐出口19側に設けられた昇圧ディフューザ23
とを有している。なお、蒸気供給口16の位置と給水口17
の位置を逆にすることもできる。
しかして、蒸気ポンプ11は混合スロート22で高温の蒸
気と低温の水を混合することで蒸気の熱エネルギを水の
運動エネルギと圧力に変換し、昇圧ディフューザ23でさ
らに蒸気の供給圧力より高い圧力まで昇圧する。これに
よって、原子炉圧力容器２内の熱を利用し原子炉圧力容
器２内の圧力より高い圧力で冷却水を原子炉圧力容器２
内に供給することができる。
気と低温の水を混合することで蒸気の熱エネルギを水の
運動エネルギと圧力に変換し、昇圧ディフューザ23でさ
らに蒸気の供給圧力より高い圧力まで昇圧する。これに
よって、原子炉圧力容器２内の熱を利用し原子炉圧力容
器２内の圧力より高い圧力で冷却水を原子炉圧力容器２
内に供給することができる。
第３図は蒸気ポンプ11の作用を説明するためのもの
で、第２図と同一部分には同一符号で示し重複する部分
の説明を省略する。
で、第２図と同一部分には同一符号で示し重複する部分
の説明を省略する。
第３図中、を蒸気入口、を水供給口、を吐出口
とし、また、式中、ｌを水,gを蒸気,mを流量,hをエンタ
ルピー,Pを圧力，ρを密度とする。すると、 このように蒸気ポンプ11は蒸気の潜熱を利用して熱エ
ネルギを圧力に変換して冷却水を原子炉圧力容器内に注
入できる。したがって、とくに大きな容量を必要としな
いポンプにこの蒸気ポンプを適用することで駆動部のな
い信頼性の高いポンプを提供できる。
とし、また、式中、ｌを水,gを蒸気,mを流量,hをエンタ
ルピー,Pを圧力，ρを密度とする。すると、 このように蒸気ポンプ11は蒸気の潜熱を利用して熱エ
ネルギを圧力に変換して冷却水を原子炉圧力容器内に注
入できる。したがって、とくに大きな容量を必要としな
いポンプにこの蒸気ポンプを適用することで駆動部のな
い信頼性の高いポンプを提供できる。
上記実施例によれば原子炉の常用，非常用の冷却水注
水系に蒸気ポンプを組込むことによって、冷却材喪失事
故または原子炉の緊急停止処置の必要な場合に他の動力
源を使用しないで、確実に原子炉圧力容器内に注入で
き、また系統配管のポンプその他の機器のメンテナンス
を容易にすることができる。
水系に蒸気ポンプを組込むことによって、冷却材喪失事
故または原子炉の緊急停止処置の必要な場合に他の動力
源を使用しないで、確実に原子炉圧力容器内に注入で
き、また系統配管のポンプその他の機器のメンテナンス
を容易にすることができる。
なお、本発明の実施態様を要約すればつぎのとうりで
ある。（１）、原子炉圧力容器の蒸気を配管で蒸気ポン
プに導き、低圧の低温水を加圧して原子炉圧力容器の圧
力より高い圧力で原子炉圧力容器内へ注入すること。
（２）蒸気供給系に開閉弁（バルブ），流量調整器を設
けて蒸気ポンプの作動を制御すること。（３）非常時に
は蒸気逃し管など制御されない系統配管から蒸気を供給
する非常用給水系をもつこと。（４）蒸気ポンプは回転
機構などの駆動部がなく、作動蒸気供給口，給水口，ド
レン口，高圧水吐出口の各給排出口を有し、供給する水
の圧力に十分耐える耐圧ボディと、高速流体をつくるノ
ズルと、蒸気と水とを混合する混合スロート、さらに高
速となった水流を昇圧する昇圧ディフューザとからなる
ことである。
ある。（１）、原子炉圧力容器の蒸気を配管で蒸気ポン
プに導き、低圧の低温水を加圧して原子炉圧力容器の圧
力より高い圧力で原子炉圧力容器内へ注入すること。
（２）蒸気供給系に開閉弁（バルブ），流量調整器を設
けて蒸気ポンプの作動を制御すること。（３）非常時に
は蒸気逃し管など制御されない系統配管から蒸気を供給
する非常用給水系をもつこと。（４）蒸気ポンプは回転
機構などの駆動部がなく、作動蒸気供給口，給水口，ド
レン口，高圧水吐出口の各給排出口を有し、供給する水
の圧力に十分耐える耐圧ボディと、高速流体をつくるノ
ズルと、蒸気と水とを混合する混合スロート、さらに高
速となった水流を昇圧する昇圧ディフューザとからなる
ことである。
本発明によれば、炉心から発生する余剰の蒸気を用い
て蒸気ポンプを作動させることで水タンクに溜められた
常圧の水を加圧して、供給された蒸気圧よりも高い圧力
として原子炉圧力容器内に供給することができ、原子炉
停止時の原子炉圧力容器内の熱を除去することができ
る。
て蒸気ポンプを作動させることで水タンクに溜められた
常圧の水を加圧して、供給された蒸気圧よりも高い圧力
として原子炉圧力容器内に供給することができ、原子炉
停止時の原子炉圧力容器内の熱を除去することができ
る。
すなわち、原子炉圧力容器内への冷却材注入を外部か
らの動力の供給をせずに、また駆動部のないポンプを用
いることで原子炉圧力容器内からの発熱による蒸気の供
給と供給する水がある限り、原子炉圧力容器内への冷却
水の供給が可能となり、安定した信頼性の高い沸騰水型
原子炉の冷却水注入系を得る。
らの動力の供給をせずに、また駆動部のないポンプを用
いることで原子炉圧力容器内からの発熱による蒸気の供
給と供給する水がある限り、原子炉圧力容器内への冷却
水の供給が可能となり、安定した信頼性の高い沸騰水型
原子炉の冷却水注入系を得る。
第１図は本発明に係る沸騰水型原子炉の冷却水注入系の
一実施例を示す系統図、第２図は第１図の要部における
蒸気ポンプを示す縦断面図、第３図は第２図における蒸
気ポンプの原理を示す縦断面図、第４図は従来の沸騰水
型原子炉の冷却水注入系を示す系統図である。 １…炉心、２…原子炉圧力容器 ３…主蒸気管、４…再循環ポンプ ５…熱除去用ポンプ、5a…熱除去系配管 ６…熱交換器、７…再循環系配管 ８…高圧注入用ポンプ、8a…高圧注入系配管 ９…低圧ポンプ用ポンプ、9a…低圧注入系配管 10,10a…非常用水タンク、5b,8b,9b,11…蒸気ポンプ 12…逃し弁、13…ポンプ作動用蒸気配管 14…バルブ、15…制御器 16…作動蒸気供給口、17…給水口 18…ドレン口、19…高圧水吐出口 20…耐圧ボディ、21…ノズル 22…混合スロート、23…昇圧ディフューザ
一実施例を示す系統図、第２図は第１図の要部における
蒸気ポンプを示す縦断面図、第３図は第２図における蒸
気ポンプの原理を示す縦断面図、第４図は従来の沸騰水
型原子炉の冷却水注入系を示す系統図である。 １…炉心、２…原子炉圧力容器 ３…主蒸気管、４…再循環ポンプ ５…熱除去用ポンプ、5a…熱除去系配管 ６…熱交換器、７…再循環系配管 ８…高圧注入用ポンプ、8a…高圧注入系配管 ９…低圧ポンプ用ポンプ、9a…低圧注入系配管 10,10a…非常用水タンク、5b,8b,9b,11…蒸気ポンプ 12…逃し弁、13…ポンプ作動用蒸気配管 14…バルブ、15…制御器 16…作動蒸気供給口、17…給水口 18…ドレン口、19…高圧水吐出口 20…耐圧ボディ、21…ノズル 22…混合スロート、23…昇圧ディフューザ
Claims (2)
- 【請求項１】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、耐圧ボ
ディと，この耐圧ボディ内に設けられた高速流体を作る
ノズル，蒸気と水を混合する混合スロートおよび前記耐
圧ボディの先端部に接続した高圧となった水を昇圧する
昇圧ディフューザを有する蒸気で駆動する蒸気ポンプ
と、前記原子炉圧力容器に接続されタービンに蒸気を供
給する主蒸気管と、この主蒸気管に設けられた蒸気逃し
安全弁を有する蒸気逃し管と、この蒸気逃し管および前
記主蒸気管からそれぞれ分岐されたポンプ作動用蒸気配
管と、このポンプ作動用蒸気配管に接続された制御器
と、前記原子炉圧力容器内へ冷却水を注入する熱除去系
配管，高圧注入系配管および低圧注入系配管と、これら
の系統配管に前記蒸気ポンプを介して接続された水タン
クとを具備し、前記蒸気ポンプの少なくとも一つは前記
制御器を介して配置され前記ポンプ作動用蒸気配管から
流入する蒸気によって作動することを特徴とする沸騰水
型原子炉の冷却水注入系。 - 【請求項２】前記蒸気ポンプは回転駆動部がなく、前記
耐圧ボディに作動蒸気供給口，給水口，ドレン口，高圧
水吐出口の各給排水口を有することを特徴とする請求項
１記載の沸騰水型原子炉の冷却水注入系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073925A JP2744056B2 (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 沸騰水型原子炉の冷却水注入系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073925A JP2744056B2 (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 沸騰水型原子炉の冷却水注入系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02253194A JPH02253194A (ja) | 1990-10-11 |
| JP2744056B2 true JP2744056B2 (ja) | 1998-04-28 |
Family
ID=13532208
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1073925A Expired - Fee Related JP2744056B2 (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 沸騰水型原子炉の冷却水注入系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2744056B2 (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6355493A (ja) * | 1986-08-27 | 1988-03-09 | 株式会社日立製作所 | 重水減速圧力管型原子炉 |
-
1989
- 1989-03-28 JP JP1073925A patent/JP2744056B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH02253194A (ja) | 1990-10-11 |
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