JPH02272394A - ほう酸水注入装置 - Google Patents
ほう酸水注入装置Info
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- JPH02272394A JPH02272394A JP1095555A JP9555589A JPH02272394A JP H02272394 A JPH02272394 A JP H02272394A JP 1095555 A JP1095555 A JP 1095555A JP 9555589 A JP9555589 A JP 9555589A JP H02272394 A JPH02272394 A JP H02272394A
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- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 30
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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
- Monitoring And Testing Of 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】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は、沸騰水型原子カプラントにおいて、プラント
異常発生時に制御棒を緊急挿入するスクラム系が故障し
て原子炉の停止に失敗した場合に、ほう酸水（五ほう酸
ナトリウム溶液）を原子炉へ注入して核分裂反応を停止
するほう酸水注入装置に関する。
異常発生時に制御棒を緊急挿入するスクラム系が故障し
て原子炉の停止に失敗した場合に、ほう酸水（五ほう酸
ナトリウム溶液）を原子炉へ注入して核分裂反応を停止
するほう酸水注入装置に関する。
（従来の技術）
従来より、沸騰水型原子カプラントにおいては、プラン
トに異常が発生したときに、その異常を検知してスクラ
ム信号を発生する原子炉体１獲系と、スクラム信号を受
取り制御棒を原子炉へ緊急挿入する制御棒駆動機構（以
下、原子炉保護系と制御棒駆動機構を合せて原子炉停止
系という）とによって核分裂反応を停止し、原子炉を安
全に停止するように設計されている。また、原子炉停止
系が故障して制御棒が挿入されず原子炉の停止ができな
い場合には、五ほう酸ナトリウム溶液を原子炉へ注入す
ることによって核分裂反応を抑え、原子炉を停止するほ
う酸水注入系（以下５ＬＣ３−８ｔａｎｄｂｙ Ｌｉｑ
ｕｉｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ ５ｙｓｔｅｒａ−という
。）が設置されている。
トに異常が発生したときに、その異常を検知してスクラ
ム信号を発生する原子炉体１獲系と、スクラム信号を受
取り制御棒を原子炉へ緊急挿入する制御棒駆動機構（以
下、原子炉保護系と制御棒駆動機構を合せて原子炉停止
系という）とによって核分裂反応を停止し、原子炉を安
全に停止するように設計されている。また、原子炉停止
系が故障して制御棒が挿入されず原子炉の停止ができな
い場合には、五ほう酸ナトリウム溶液を原子炉へ注入す
ることによって核分裂反応を抑え、原子炉を停止するほ
う酸水注入系（以下５ＬＣ３−８ｔａｎｄｂｙ Ｌｉｑ
ｕｉｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ ５ｙｓｔｅｒａ−という
。）が設置されている。
プラントに異常が発生したときに原子炉停止系の故障に
よって制御棒の挿入ができない事象は、ＡＴＷＳ （
Ａｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ
Ｗ＋ｔｔ＋ｏｕｔＳｃｒａｍ ）と呼ばれ、原子炉停
止系の信頼度が高いため、発生の可能性が極めて低い。
よって制御棒の挿入ができない事象は、ＡＴＷＳ （
Ａｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ
Ｗ＋ｔｔ＋ｏｕｔＳｃｒａｍ ）と呼ばれ、原子炉停
止系の信頼度が高いため、発生の可能性が極めて低い。
しかしながら、原子炉が隔離されるような異常が発生し
たときに、制御棒の挿入に失敗しＡＴＷＳ事象となると
、原子炉内での核分裂反応熱で発生した大量の蒸気が、
原子炉に設置された逃がし安全弁を通して圧力抑制室内
のプール水中に放出され、急激にプール水温が上昇する
とともに、原子炉および圧力抑制室を格納している格納
容器の圧力が上昇し、短時間のうちに格納容器の耐圧を
超え、格納容器が過圧破損する可能性がある。格納容器
が過圧破損すると、圧力抑制室プール水を水源とする非
常用炉心冷却系が、吸込み圧力の喪失によるポンプのキ
ャビテーションによって機能喪失して、原子炉の冷却が
できなくなり、原子炉内の核燃料が破損して核分裂生成
物が原子炉から放出される可能性がある。また、格納容
器が破損していることにより、原子炉から放出された核
分裂生成物は環境へ直接されることになり、このような
事象が発生するとプラント周辺に重大な影響を与える可
能性がある。
たときに、制御棒の挿入に失敗しＡＴＷＳ事象となると
、原子炉内での核分裂反応熱で発生した大量の蒸気が、
原子炉に設置された逃がし安全弁を通して圧力抑制室内
のプール水中に放出され、急激にプール水温が上昇する
とともに、原子炉および圧力抑制室を格納している格納
容器の圧力が上昇し、短時間のうちに格納容器の耐圧を
超え、格納容器が過圧破損する可能性がある。格納容器
が過圧破損すると、圧力抑制室プール水を水源とする非
常用炉心冷却系が、吸込み圧力の喪失によるポンプのキ
ャビテーションによって機能喪失して、原子炉の冷却が
できなくなり、原子炉内の核燃料が破損して核分裂生成
物が原子炉から放出される可能性がある。また、格納容
器が破損していることにより、原子炉から放出された核
分裂生成物は環境へ直接されることになり、このような
事象が発生するとプラント周辺に重大な影響を与える可
能性がある。
したがって、ＡＴＷＳ時に原子炉の安全性を確保するた
めには、格納容器の健全性が脅かされる以前に５ＬＣ３
を起動して原子炉内の核分裂反応を停止し、原子炉で発
生する蒸気量を抑えることが必要である。この５ＬＣ３
は、五ほう酸ナトリウム溶液を原子炉へ注入するため、
−度起動すると、原子炉を再起動するためには五ほう酸
ナトリウムを原子炉保有水等から除去しなければならず
、誤動作を極力防止する必要がある。このため、従来技
術においては、５ＬＣＳの起動は運転員の判断に任され
ていた。
めには、格納容器の健全性が脅かされる以前に５ＬＣ３
を起動して原子炉内の核分裂反応を停止し、原子炉で発
生する蒸気量を抑えることが必要である。この５ＬＣ３
は、五ほう酸ナトリウム溶液を原子炉へ注入するため、
−度起動すると、原子炉を再起動するためには五ほう酸
ナトリウムを原子炉保有水等から除去しなければならず
、誤動作を極力防止する必要がある。このため、従来技
術においては、５ＬＣＳの起動は運転員の判断に任され
ていた。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、ＡＴＷＳ事象が発生すると、原子炉の安
全性を確保するために短時間のうちに５ＬＣ３の必要性
を判断し起動しなければならないが、ＡＴＷＳ事象は発
生の可能性が極めて低く、またプラントの設計基準を超
える事象であるため、運転員が短時間のうちに５ＬＣ３
起動の必要性を認識し、操作することに高い信頼性をお
くことができなかった。
全性を確保するために短時間のうちに５ＬＣ３の必要性
を判断し起動しなければならないが、ＡＴＷＳ事象は発
生の可能性が極めて低く、またプラントの設計基準を超
える事象であるため、運転員が短時間のうちに５ＬＣ３
起動の必要性を認識し、操作することに高い信頼性をお
くことができなかった。
本発明は上記事情に対処してなされたもので、発生確率
は非常に低いが原子カプラントおよびプラント周辺に重
大な影響を与える可能性のあるＡＴＷＳ事象の発生時に
、原子炉の安全性を確保するため直ちに自動起動し、か
つ誤動作を防止したほう酸水注入装置を提供することを
目的とする。
は非常に低いが原子カプラントおよびプラント周辺に重
大な影響を与える可能性のあるＡＴＷＳ事象の発生時に
、原子炉の安全性を確保するため直ちに自動起動し、か
つ誤動作を防止したほう酸水注入装置を提供することを
目的とする。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明のほう酸水注入装置は、ほう酸水注入により原子
炉を停止するほう酸水注入装置において、前記原子炉の
核分裂反応を監視する原子炉出力検出器と圧力抑制室の
プール水温を監視するプール水温検出器からの各検出信
号がともに予め定められた設定値以上になった場合にほ
う酸水の注入を作動させる自動起動回路を備えたことを
特徴とするものである。
炉を停止するほう酸水注入装置において、前記原子炉の
核分裂反応を監視する原子炉出力検出器と圧力抑制室の
プール水温を監視するプール水温検出器からの各検出信
号がともに予め定められた設定値以上になった場合にほ
う酸水の注入を作動させる自動起動回路を備えたことを
特徴とするものである。
（作 用）
本発明のほう酸水注入装置は、圧力抑制室内のプール水
温が設定点以上になり、かつ原子炉が未臨界の状態では
ないことが確認された時点で自動起動するよう構成され
るので、誤動作が防止されるとともに、原子炉内の核分
裂反応熱で発生した大量の蒸気が逃がし安全弁を通り圧
力抑制室プールへ放出されるという、運転員の操作に十
分な時間的余裕のないＡＴＷＳ事象に対しては、速やか
に作動して核分裂反応を停止することができる。
温が設定点以上になり、かつ原子炉が未臨界の状態では
ないことが確認された時点で自動起動するよう構成され
るので、誤動作が防止されるとともに、原子炉内の核分
裂反応熱で発生した大量の蒸気が逃がし安全弁を通り圧
力抑制室プールへ放出されるという、運転員の操作に十
分な時間的余裕のないＡＴＷＳ事象に対しては、速やか
に作動して核分裂反応を停止することができる。
（実施例）
以下、図面に示す一実施例について本発明のほう酸水注
入装置を詳細に説明する。
入装置を詳細に説明する。
第１図は本発明の一実施例のほう酸水注入装置の概略を
示す系統図である。図において、符号１は原子炉であり
、この原子炉１から主蒸気配管２を通って主蒸気が高圧
タービン（図示せず。）に導かれる。主蒸気が高圧ター
ビンに導かれない場合には、主蒸気配管２に逃がし安全
弁３を介して分岐して設けられた配管を通って、格納容
器４の圧力抑制室５内のブール水６中に導かれ、プール
水６によって冷却、凝縮される。図中のほう酸水注入装
置は、プール水６の温度を監視する水温検出器７からの
出力が予め定められた設定値（圧力抑制室設計温度以下
）以上となったときにプール水温高信号を発生するトリ
ップユニット８と、原子炉内の核分裂反応を監視する原
子炉出力検出器（ＡＰＲＭ）９の検出信号を人力し原子
炉が未臨界にあるか否かを判定する原子炉未臨界判定回
路１０と、これらのトリップユニット８および原子炉未
臨界判定回路１０からの信号を人力し原子炉水位信号お
よび原子炉圧力信号を基に原子炉へのほう酸水注入を決
定し自動起動信号を出力する自動起動回路１１と、五ほ
う酸ナトリウム溶液を収容するほう酸水タンク１２と、
このほう酸水タンク１２から原子炉１に通じる配管に設
けられ、自動起動回路１１からの自動起動信号によって
開弁あるいは起動する注入弁１３、吸込弁１４およびポ
ンプ１５とで構成される。
示す系統図である。図において、符号１は原子炉であり
、この原子炉１から主蒸気配管２を通って主蒸気が高圧
タービン（図示せず。）に導かれる。主蒸気が高圧ター
ビンに導かれない場合には、主蒸気配管２に逃がし安全
弁３を介して分岐して設けられた配管を通って、格納容
器４の圧力抑制室５内のブール水６中に導かれ、プール
水６によって冷却、凝縮される。図中のほう酸水注入装
置は、プール水６の温度を監視する水温検出器７からの
出力が予め定められた設定値（圧力抑制室設計温度以下
）以上となったときにプール水温高信号を発生するトリ
ップユニット８と、原子炉内の核分裂反応を監視する原
子炉出力検出器（ＡＰＲＭ）９の検出信号を人力し原子
炉が未臨界にあるか否かを判定する原子炉未臨界判定回
路１０と、これらのトリップユニット８および原子炉未
臨界判定回路１０からの信号を人力し原子炉水位信号お
よび原子炉圧力信号を基に原子炉へのほう酸水注入を決
定し自動起動信号を出力する自動起動回路１１と、五ほ
う酸ナトリウム溶液を収容するほう酸水タンク１２と、
このほう酸水タンク１２から原子炉１に通じる配管に設
けられ、自動起動回路１１からの自動起動信号によって
開弁あるいは起動する注入弁１３、吸込弁１４およびポ
ンプ１５とで構成される。
第２図は本発明のほう酸水注入装置における自動起動回
路１１の構成を示すもので、この図に示すように本実施
例の自動起動回路１１は、圧力抑制室プールの水温検出
器７の検出値が設定値以上のときに信号を発生するトリ
ップユニット８と原子炉出力検出器（ＡＰＲＭ）９の検
出信号により原子炉が未臨界にないことを判定し原子炉
出力が設定値以上のときに信号を発生する原子炉未臨界
判定回路１０とが同時に信号を出力したときのみ信号を
発生するＡＮＤ回路１６と、原子炉圧力検出器１７の検
出値が設定値以上のときに信号を発生するトリップユニ
ット１８あるいは原子炉水位検出器１９の検出値が設定
値以下のときに信号を発生するトリップユニット２０の
少なくともどちらかの出力信号があれば信号を発生する
ＯＲ回路２１と、このＯＲ回路２１からの信号と前述の
ＡＮＤ回路１６からの信号とがともにある場合のみ自動
起動信号すなわち注入弁１３開信号、吸込弁１４開信号
およびポンプ１５起動信号を発生するＡＮＤ回路２２と
、ＡＮＤ回路１６の出力信号が所定時間遅れてＡＮＤ回
路２２に伝達されるようにＡＮＤ回路１６とＡＮＤ回路
２２との間に設けられたタイマー２３とで構成される。
路１１の構成を示すもので、この図に示すように本実施
例の自動起動回路１１は、圧力抑制室プールの水温検出
器７の検出値が設定値以上のときに信号を発生するトリ
ップユニット８と原子炉出力検出器（ＡＰＲＭ）９の検
出信号により原子炉が未臨界にないことを判定し原子炉
出力が設定値以上のときに信号を発生する原子炉未臨界
判定回路１０とが同時に信号を出力したときのみ信号を
発生するＡＮＤ回路１６と、原子炉圧力検出器１７の検
出値が設定値以上のときに信号を発生するトリップユニ
ット１８あるいは原子炉水位検出器１９の検出値が設定
値以下のときに信号を発生するトリップユニット２０の
少なくともどちらかの出力信号があれば信号を発生する
ＯＲ回路２１と、このＯＲ回路２１からの信号と前述の
ＡＮＤ回路１６からの信号とがともにある場合のみ自動
起動信号すなわち注入弁１３開信号、吸込弁１４開信号
およびポンプ１５起動信号を発生するＡＮＤ回路２２と
、ＡＮＤ回路１６の出力信号が所定時間遅れてＡＮＤ回
路２２に伝達されるようにＡＮＤ回路１６とＡＮＤ回路
２２との間に設けられたタイマー２３とで構成される。
以上のように構成されたほう酸水注入装置の動作につい
て次に説明する。原子カプラントにおいて、例えばター
ビンに通じる主蒸気配管２が閉鎖されるような事象が生
じると、原子炉１で発生した蒸気は逃がし安全弁３を介
して圧力抑制室５内のブール水６中に導入されるととも
に、通常は原子炉停止系によって直ちに異常が検出され
て制御棒か挿入される。しかしながら、原子炉停止系の
故障によって制御棒の挿入が実施されない場合には、原
子炉１内では核分裂反応が継続し、大量の蒸気がブール
水６中に放出され続けてプール水６の温度が急激に上昇
する。このようにプール水温が上昇して水温検出器７か
らの出力が予め定められた設定値を超えると、トリップ
ユニット８から水温高信号が出力される。そして、原子
炉出力検出器（ＡＰＲＭ）９の検出値に基づいて原子炉
未臨界判定装置１０によって原子炉１が未臨界にないこ
とが判定されると、自動起動回路１１はこれらの二つの
出力信号を入力しかつトリップユニット１８．２０より
原子炉圧力高信号または原子炉水位低信号の少なくとも
どちらかの信号を受けて自動起動信号を発生し、注入弁
１３および吸込弁１４を開弁するとともにポンプ１５を
起動する。
て次に説明する。原子カプラントにおいて、例えばター
ビンに通じる主蒸気配管２が閉鎖されるような事象が生
じると、原子炉１で発生した蒸気は逃がし安全弁３を介
して圧力抑制室５内のブール水６中に導入されるととも
に、通常は原子炉停止系によって直ちに異常が検出され
て制御棒か挿入される。しかしながら、原子炉停止系の
故障によって制御棒の挿入が実施されない場合には、原
子炉１内では核分裂反応が継続し、大量の蒸気がブール
水６中に放出され続けてプール水６の温度が急激に上昇
する。このようにプール水温が上昇して水温検出器７か
らの出力が予め定められた設定値を超えると、トリップ
ユニット８から水温高信号が出力される。そして、原子
炉出力検出器（ＡＰＲＭ）９の検出値に基づいて原子炉
未臨界判定装置１０によって原子炉１が未臨界にないこ
とが判定されると、自動起動回路１１はこれらの二つの
出力信号を入力しかつトリップユニット１８．２０より
原子炉圧力高信号または原子炉水位低信号の少なくとも
どちらかの信号を受けて自動起動信号を発生し、注入弁
１３および吸込弁１４を開弁するとともにポンプ１５を
起動する。
これによってほう酸水タンク１２より五ほう酸ナトリウ
ム溶液が原子炉１内に注入され、五ほう酸ナトリウム溶
液に含まれるボロンによって核分裂反応を停止すること
ができる。
ム溶液が原子炉１内に注入され、五ほう酸ナトリウム溶
液に含まれるボロンによって核分裂反応を停止すること
ができる。
上記したように、本実施例のほう酸水注入装置は、原子
炉圧力が所定値以上となったとき発生する原子炉圧力高
信号かあるいは原子炉水位が所定値以下となったとき発
生する原子炉水位低信号により原子炉を停止する必要が
あることを検出するとともに、圧力抑制室のプール水の
温度が所定値以上となったとき発生するプール水温高信
号と原子炉が未臨界にないという信号の二つを入力して
はじめて自動起動するように構成されているので、ほう
酸水注入の必要を速やかに検出して自動的に起動するこ
とができ、かつ誤起動が極力抑えられる。また、本実施
例ではタイマー２３によってプール水温高信号と原子炉
未臨界判定回路１０の信号のＡＮＤ回路１６の信号が所
定時間遅れてＡＮＤ回路２２に伝えられるようになって
いるので、不必要な場合には運転員が起動を回避するこ
とができるようになっている。
炉圧力が所定値以上となったとき発生する原子炉圧力高
信号かあるいは原子炉水位が所定値以下となったとき発
生する原子炉水位低信号により原子炉を停止する必要が
あることを検出するとともに、圧力抑制室のプール水の
温度が所定値以上となったとき発生するプール水温高信
号と原子炉が未臨界にないという信号の二つを入力して
はじめて自動起動するように構成されているので、ほう
酸水注入の必要を速やかに検出して自動的に起動するこ
とができ、かつ誤起動が極力抑えられる。また、本実施
例ではタイマー２３によってプール水温高信号と原子炉
未臨界判定回路１０の信号のＡＮＤ回路１６の信号が所
定時間遅れてＡＮＤ回路２２に伝えられるようになって
いるので、不必要な場合には運転員が起動を回避するこ
とができるようになっている。
［発明の効果］
以上の説明からも明らかなように、本発明によれば、原
子炉が隔離され圧力抑制室プール水温が急激に上昇する
ような、格納容器および原子炉の健全性を確保するため
に運転員が対応操作すべき時間的余裕の短いＡＴＷＳ事
象に対して、直ちに原子炉内にほう酸水注入が自動的に
行われ、速やかに核分裂反応を停止することができるの
で、格納容器および原子炉の健全性を確保することがで
きる。
子炉が隔離され圧力抑制室プール水温が急激に上昇する
ような、格納容器および原子炉の健全性を確保するため
に運転員が対応操作すべき時間的余裕の短いＡＴＷＳ事
象に対して、直ちに原子炉内にほう酸水注入が自動的に
行われ、速やかに核分裂反応を停止することができるの
で、格納容器および原子炉の健全性を確保することがで
きる。
第１図は本発明の一実施例のほう酸水注入装置を概略的
に示す系統図、第２図は第１図に示す自動起動回路の構
成を示すブロック図である。 １・・・原子炉、２・・・主蒸気配管、３・・・逃がし
安全弁、４・・・格納容器、５・・・圧力抑制室、６・
・・プール水、７・・・水温検出器、８．１８．２０・
・・トリップユニット、９・・・原子炉出力検出器（Ａ
Ｐ ＲＭ）、１０・・・原子炉未臨界判定回路、１１
・・・自動起動回路、１２・・・ほう酸水タンク、１３
・・・注入弁、１４・・・吸込弁、１５・・・ポンプ、
１６．２２・・・ＡＮＤ回路、２１・・・ＯＲ回路 出願人 日本原子力事業株式会社同
株式会社 東 芝
に示す系統図、第２図は第１図に示す自動起動回路の構
成を示すブロック図である。 １・・・原子炉、２・・・主蒸気配管、３・・・逃がし
安全弁、４・・・格納容器、５・・・圧力抑制室、６・
・・プール水、７・・・水温検出器、８．１８．２０・
・・トリップユニット、９・・・原子炉出力検出器（Ａ
Ｐ ＲＭ）、１０・・・原子炉未臨界判定回路、１１
・・・自動起動回路、１２・・・ほう酸水タンク、１３
・・・注入弁、１４・・・吸込弁、１５・・・ポンプ、
１６．２２・・・ＡＮＤ回路、２１・・・ＯＲ回路 出願人 日本原子力事業株式会社同
株式会社 東 芝
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ほう酸水注入により原子炉を停止するほう酸水注入装置
において、 前記原子炉の核分裂反応を監視する原子炉出力検出器と
圧力抑制室のプール水温を監視するプール水温検出器か
らの各検出信号がともに予め定められた設定値以上にな
った場合にほう酸水の注入を作動させる自動起動回路を
備えたことを特徴とするほう酸水注入装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1095555A JPH02272394A (ja) | 1989-04-13 | 1989-04-13 | ほう酸水注入装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1095555A JPH02272394A (ja) | 1989-04-13 | 1989-04-13 | ほう酸水注入装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02272394A true JPH02272394A (ja) | 1990-11-07 |
Family
ID=14140828
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1095555A Pending JPH02272394A (ja) | 1989-04-13 | 1989-04-13 | ほう酸水注入装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02272394A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2497756A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | Charles Donald Ingham | A process for the rapid shut-down of nuclear fission reactions |
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1989
- 1989-04-13 JP JP1095555A patent/JPH02272394A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2497756A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | Charles Donald Ingham | A process for the rapid shut-down of nuclear fission reactions |
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