JPH037080B2 - - Google Patents
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- JPH037080B2 JPH037080B2 JP57036136A JP3613682A JPH037080B2 JP H037080 B2 JPH037080 B2 JP H037080B2 JP 57036136 A JP57036136 A JP 57036136A JP 3613682 A JP3613682 A JP 3613682A JP H037080 B2 JPH037080 B2 JP H037080B2
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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
-
- 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
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は海水によつて冷却される復水器を備え
る原子力発電設備の運転方法に係り、特に主復水
器への海水の漏洩率の検出に特徴をもたせた原子
炉の運転方法に関する。
る原子力発電設備の運転方法に係り、特に主復水
器への海水の漏洩率の検出に特徴をもたせた原子
炉の運転方法に関する。
一般に、海水によつて冷却される復水器をもつ
原子力発電設備において、主復水器に海水が漏洩
すると、復水中に海水が混入し復水の水質を悪化
させることとなる。このため、微少な海水漏洩の
場合には、復水脱塩塔の化学再生頻度を増すこと
によつて原子炉への給水水質及び原子炉水質を基
準値以内に抑え、原子力発電設備の運転継続を行
なうようにしている。
原子力発電設備において、主復水器に海水が漏洩
すると、復水中に海水が混入し復水の水質を悪化
させることとなる。このため、微少な海水漏洩の
場合には、復水脱塩塔の化学再生頻度を増すこと
によつて原子炉への給水水質及び原子炉水質を基
準値以内に抑え、原子力発電設備の運転継続を行
なうようにしている。
しかしながら、主復水器に海水が大量に漏洩し
た場合には、海水漏洩による急激なイオン負荷の
増加によつて復水脱塩塔内の樹脂のイオン交換容
量を大量に消化することとなり、場合によつて
は、復水脱塩塔内の樹脂がイオンブレイクし、原
子炉内に多量の塩素をもち込み、その結果、原子
炉一次系構造材に対する応力腐食割れ発生の虞れ
もある。更に、脱塩塔内の樹脂に捕獲された海水
処理の為に、放射性廃棄物を多量に発生すること
も考えられる。
た場合には、海水漏洩による急激なイオン負荷の
増加によつて復水脱塩塔内の樹脂のイオン交換容
量を大量に消化することとなり、場合によつて
は、復水脱塩塔内の樹脂がイオンブレイクし、原
子炉内に多量の塩素をもち込み、その結果、原子
炉一次系構造材に対する応力腐食割れ発生の虞れ
もある。更に、脱塩塔内の樹脂に捕獲された海水
処理の為に、放射性廃棄物を多量に発生すること
も考えられる。
このため、従来にあつてはプロセスに復水の水
質を連続的に監視する導電計を設置し、海水の漏
洩によつて導電計の指示が変化した場合には、復
水をサンプリングし、その結果とプロセス導電率
計の指示から海水の漏洩率を推定し、対応処置を
検討し、原子炉を運転するようにしている。
質を連続的に監視する導電計を設置し、海水の漏
洩によつて導電計の指示が変化した場合には、復
水をサンプリングし、その結果とプロセス導電率
計の指示から海水の漏洩率を推定し、対応処置を
検討し、原子炉を運転するようにしている。
ここで、大規模海水漏洩時における復水、復水
脱塩塔出口水及び原子炉の冷却水に関する特性を
第１図に基いて説明する。
脱塩塔出口水及び原子炉の冷却水に関する特性を
第１図に基いて説明する。
先ず海水の漏洩がＬ点で発生すると、復水の導
電率は特性B1に示す様に急激に悪化し、これと
同時に復水脱塔におけるイオン捕獲量も特性E1
に示す様に直線的に増加し、復水脱塩塔のイオン
交換容量の消化が進む。そして、イオン捕獲能力
のなくなつたＭ点からは、復水脱塩塔出口におけ
る導電率は特性D1に示す様に悪化し始め、水質
の悪化した給水が原子炉に持ち込まれ、その結果
原子炉水の導電率も特性C1に示す様に急激に悪
化する。このような原子炉水の導電率の悪化は相
対的に塩素及びナトリウム濃度の上昇となつて表
われる。尚A1は原子炉の出力を表わす。
電率は特性B1に示す様に急激に悪化し、これと
同時に復水脱塔におけるイオン捕獲量も特性E1
に示す様に直線的に増加し、復水脱塩塔のイオン
交換容量の消化が進む。そして、イオン捕獲能力
のなくなつたＭ点からは、復水脱塩塔出口におけ
る導電率は特性D1に示す様に悪化し始め、水質
の悪化した給水が原子炉に持ち込まれ、その結果
原子炉水の導電率も特性C1に示す様に急激に悪
化する。このような原子炉水の導電率の悪化は相
対的に塩素及びナトリウム濃度の上昇となつて表
われる。尚A1は原子炉の出力を表わす。
そして、海水漏洩が発生したＬ点から脱塩塔出
口水、原子炉水が悪化し始めるＭ点までの時間t1
は、海水漏洩率に比例して短かくなる。特に復水
器の冷却チユーブが破断するような大漏洩時の場
合には、時間t1は極めて短かくなり、手分析等に
よるナトリウム、塩素分析によつて漏洩率を求め
ていたのでは対処する時間的余裕は無いといえ
る。例えば冷却水チユーブ一本が破損した場合の
漏洩率は約150／minであり、この様な漏洩時
には数分で脱塩塔がイオンブレイクして原子炉の
水質が悪化し始めると考えられる。
口水、原子炉水が悪化し始めるＭ点までの時間t1
は、海水漏洩率に比例して短かくなる。特に復水
器の冷却チユーブが破断するような大漏洩時の場
合には、時間t1は極めて短かくなり、手分析等に
よるナトリウム、塩素分析によつて漏洩率を求め
ていたのでは対処する時間的余裕は無いといえ
る。例えば冷却水チユーブ一本が破損した場合の
漏洩率は約150／minであり、この様な漏洩時
には数分で脱塩塔がイオンブレイクして原子炉の
水質が悪化し始めると考えられる。
ところで、原子炉水は炉内材質の健全性を維持
する為に、塩素濃度0.5ppm以下、また導電率
10μv／cm以下となる様に設計上要求されており、
原子炉の水質がこれらの基準値を逸脱することは
絶対に避けなければならない。
する為に、塩素濃度0.5ppm以下、また導電率
10μv／cm以下となる様に設計上要求されており、
原子炉の水質がこれらの基準値を逸脱することは
絶対に避けなければならない。
それ故、一定の海水漏洩率以上となつた場合に
は漏洩率に応じた方法で原子炉を停止し、炉内へ
の塩素持ち込みを制限しなければならず、また海
水を捕獲した脱塩塔樹脂の処理において発生する
放射性廃棄物を低減するためにも海水の漏れ込み
を抑制する必要がある。
は漏洩率に応じた方法で原子炉を停止し、炉内へ
の塩素持ち込みを制限しなければならず、また海
水を捕獲した脱塩塔樹脂の処理において発生する
放射性廃棄物を低減するためにも海水の漏れ込み
を抑制する必要がある。
しかしながら、従来の如き方法、即ち海水漏洩
率を、復水をサンプリングして手分析でナトリウ
ム或いは塩素を定量することで算出していたので
は、漏洩率を知るまでに時間がかかり、迅速に対
応できず、特に大規模の海水漏洩の場合には極く
短時間で復水脱塩塔はイオンブレイクし、原子炉
に塩素を持ち込むこととなる。
率を、復水をサンプリングして手分析でナトリウ
ム或いは塩素を定量することで算出していたので
は、漏洩率を知るまでに時間がかかり、迅速に対
応できず、特に大規模の海水漏洩の場合には極く
短時間で復水脱塩塔はイオンブレイクし、原子炉
に塩素を持ち込むこととなる。
本発明は、上述の如き背景技術の問題点を解決
すべくなされたものであり、その目的とするとこ
ろは、原子炉の主復水器における海水漏洩率を迅
速且つ的確に求め得るとともに、場合によつて
は、直ちに原子炉の運転方法を提供するにある。
すべくなされたものであり、その目的とするとこ
ろは、原子炉の主復水器における海水漏洩率を迅
速且つ的確に求め得るとともに、場合によつて
は、直ちに原子炉の運転方法を提供するにある。
上記目的を達成すべく、本発明は、主復水器か
ら原子炉へ戻される途中の復水中のナトリウムイ
オン濃度、塩素イオン濃度及び復水の導電率を、
夫々作動原理の異なる検出器で検出し、且つ検出
時の復水流量を測定し、これらイオン濃度、導電
率及び復水流量を基に、主復水器における海水の
漏洩率を算出し、更にこの漏洩率が所定値以上と
なつた場合には原子炉スクラムを含むプラント停
止信号を発するようにしたことをその特徴として
いる。
ら原子炉へ戻される途中の復水中のナトリウムイ
オン濃度、塩素イオン濃度及び復水の導電率を、
夫々作動原理の異なる検出器で検出し、且つ検出
時の復水流量を測定し、これらイオン濃度、導電
率及び復水流量を基に、主復水器における海水の
漏洩率を算出し、更にこの漏洩率が所定値以上と
なつた場合には原子炉スクラムを含むプラント停
止信号を発するようにしたことをその特徴として
いる。
以下に本発明の実施の一例を第２図及び第３図
を参照しつつ詳述する。
を参照しつつ詳述する。
第２図は本発明方法を実施する主復水器におけ
る海水漏洩検出系統と原子力発電設備の一部を示
すものである。
る海水漏洩検出系統と原子力発電設備の一部を示
すものである。
図中１は原子炉であり、この原子炉１で発生し
た蒸気は主蒸気管２を経て発電用タービン３を駆
動させた後、復水器４に流れ込む。この復水器４
は真空装置５によつて内部を真空に保たれ、更に
冷却水入口配管６、冷却水チユーブ７及び冷却水
出口配管８を配設し、海水循環ポンプ９によつて
海水が上記配管６，８及びチユーブ７内を流れる
ようにしている。
た蒸気は主蒸気管２を経て発電用タービン３を駆
動させた後、復水器４に流れ込む。この復水器４
は真空装置５によつて内部を真空に保たれ、更に
冷却水入口配管６、冷却水チユーブ７及び冷却水
出口配管８を配設し、海水循環ポンプ９によつて
海水が上記配管６，８及びチユーブ７内を流れる
ようにしている。
而して、復水器４内に流入した蒸気は上記冷却
水チユーブ７間を流れるうちに冷却され、凝縮し
て復水される。
水チユーブ７間を流れるうちに冷却され、凝縮し
て復水される。
そして、復水器４内の復水は、復水ポンプ１０
によつて復水脱塩塔１１に送られ、この復水脱塩
塔１１において、復水中の溶解性不純物はイオン
交換され、極めて不純物の含有量が少ない純水と
して再び原子炉１内に戻される。
によつて復水脱塩塔１１に送られ、この復水脱塩
塔１１において、復水中の溶解性不純物はイオン
交換され、極めて不純物の含有量が少ない純水と
して再び原子炉１内に戻される。
また、上記復水ポンプ１０と復水脱塩塔１１と
をつなぐ復水管には復水の一部を取り出す取水管
１２……１２を取り付け、これら取水管１２の
夫々に導電率計１４、ナトリウム計１５、及び塩
素計１６の各検出器を設け、これら各検出器によ
つて復水を連続的に監視するプロセス水質監視計
を構成している。そして、各検出器１４，１５，
１６は演算器１７に接続され、また復水水質は漏
洩規模に比例して悪化し復水で希釈されるため復
水流量計１３を上記演算器１７に接続し、この演
算器１７において各検出値と流量値を基に海水漏
洩率を算出し、これに応じて警報発生器１８に信
号を送り、またプラント運転対応要求を表示する
ようにしている。
をつなぐ復水管には復水の一部を取り出す取水管
１２……１２を取り付け、これら取水管１２の
夫々に導電率計１４、ナトリウム計１５、及び塩
素計１６の各検出器を設け、これら各検出器によ
つて復水を連続的に監視するプロセス水質監視計
を構成している。そして、各検出器１４，１５，
１６は演算器１７に接続され、また復水水質は漏
洩規模に比例して悪化し復水で希釈されるため復
水流量計１３を上記演算器１７に接続し、この演
算器１７において各検出値と流量値を基に海水漏
洩率を算出し、これに応じて警報発生器１８に信
号を送り、またプラント運転対応要求を表示する
ようにしている。
また、海水漏洩率が一定値以上となつた場合に
は演算器１７からスクラム信号を出し、スクラム
装置１９によつて制御棒２０を原子炉１内に挿入
し、プラントを緊急に停止せしめるようにし、更
にスクラム信号によつて海水循環ポンプ９を停止
し、真空装置５に付設した真空破壊弁２１を開と
して復水器４内の真空状態を破るとともに、冷却
水出口管８に設けたベント弁２２を開とし、水頭
差を利用して冷却水チユーブ７内の海水をドレン
するようにしている。
は演算器１７からスクラム信号を出し、スクラム
装置１９によつて制御棒２０を原子炉１内に挿入
し、プラントを緊急に停止せしめるようにし、更
にスクラム信号によつて海水循環ポンプ９を停止
し、真空装置５に付設した真空破壊弁２１を開と
して復水器４内の真空状態を破るとともに、冷却
水出口管８に設けたベント弁２２を開とし、水頭
差を利用して冷却水チユーブ７内の海水をドレン
するようにしている。
次に上記演算器１７における海水漏洩率の算出
方法の一例を述べる。
方法の一例を述べる。
先ず、復水流量（ton／hr）をＦ、復水の導電
率（μv／cm）或いはナトリウム濃度（ppm）又
は塩素濃度（ppm）をＣ、海水の導電率（μv／
cm）或いはナトリウム濃度（ppm）又は塩素濃度
（ppm）をＳとすると、海水漏洩率（liter／min）
Ｌは次式で表わされる。
率（μv／cm）或いはナトリウム濃度（ppm）又
は塩素濃度（ppm）をＣ、海水の導電率（μv／
cm）或いはナトリウム濃度（ppm）又は塩素濃度
（ppm）をＳとすると、海水漏洩率（liter／min）
Ｌは次式で表わされる。
Ｌ＝16×Ｆ×Ｃ／Ｓ
ここで、沸騰水型原子力発電設備の場合、海水
の漏洩がなければ、復水の導電率は約0.1μv／cm
程度であり、且つナトリウムイオン及び塩素イオ
ンは含まれないと言える。また、一般に海水の導
電率は70.000μv／cm、ナトリウム濃度は
1.0600ppm、塩素濃度は1.9000ppmであり、海水
中のイオンのうち約80％はナトリウムと塩素であ
る。
の漏洩がなければ、復水の導電率は約0.1μv／cm
程度であり、且つナトリウムイオン及び塩素イオ
ンは含まれないと言える。また、一般に海水の導
電率は70.000μv／cm、ナトリウム濃度は
1.0600ppm、塩素濃度は1.9000ppmであり、海水
中のイオンのうち約80％はナトリウムと塩素であ
る。
したがつて上記各計器１４，１５，１６におい
て検出した導電率、ナトリウム濃度、塩素濃度を
基に、演算器１７によつて上記式に基づき海水の
漏洩を定性的且つ定量的に連続監視することがで
きる。
て検出した導電率、ナトリウム濃度、塩素濃度を
基に、演算器１７によつて上記式に基づき海水の
漏洩を定性的且つ定量的に連続監視することがで
きる。
このようにして求めた海水漏洩率から、原子炉
スクラムが必要な場合には演算器１７からスクラ
ム信号が発せられ、スクラム装置１９を介して制
御棒２０が原子炉１内に挿入され、プラントを停
止し、更に原子炉１への給水を断ち、原子炉水の
悪化を防止する。
スクラムが必要な場合には演算器１７からスクラ
ム信号が発せられ、スクラム装置１９を介して制
御棒２０が原子炉１内に挿入され、プラントを停
止し、更に原子炉１への給水を断ち、原子炉水の
悪化を防止する。
そして、スクラム信号によつて真空破壊弁２１
を開とし、復水器４の真空を破ることで復水器４
内に吸い込まれる海水の洩れ量を抑え、更に海水
循環ポンプ９を停止し、冷却水ベント弁２２を開
とすることで、水頭差を利用して冷却水チユーブ
７内の海水を全てドレンする。その結果、復水器
４への海水漏洩はおさまり、復水脱塩塔１１に対
するイオン負荷が最少限にくい止められる。
を開とし、復水器４の真空を破ることで復水器４
内に吸い込まれる海水の洩れ量を抑え、更に海水
循環ポンプ９を停止し、冷却水ベント弁２２を開
とすることで、水頭差を利用して冷却水チユーブ
７内の海水を全てドレンする。その結果、復水器
４への海水漏洩はおさまり、復水脱塩塔１１に対
するイオン負荷が最少限にくい止められる。
次に大規模海水漏洩事故発生時に本発明方法で
原子炉を停止させた場合の、復水、脱塩塔出口水
及び原子炉水の変化、原子炉の出力、脱塩塔にお
けるイオン捕獲量の変化の一例を第３図に基いて
説明する。
原子炉を停止させた場合の、復水、脱塩塔出口水
及び原子炉水の変化、原子炉の出力、脱塩塔にお
けるイオン捕獲量の変化の一例を第３図に基いて
説明する。
先ずＬ点において海水漏洩が発生すると、復水
の水質は特性B2に示すように急激に悪化する。
しかし、作動原理の異なる複数の検出器によつて
復水の水質変化を把握し、海水の漏洩率が演算さ
れ求められる。
の水質は特性B2に示すように急激に悪化する。
しかし、作動原理の異なる複数の検出器によつて
復水の水質変化を把握し、海水の漏洩率が演算さ
れ求められる。
その結果、Ｎ点において原子炉は停止し、原子
炉出力は特性A2に示すように急激に減少する。
この原子炉出力の低下により、原子炉への給水流
量が減り、原子炉への塩素持ち込みは大幅に制限
され、原子炉水質は特性C2に示すようにその悪
化は見られない。
炉出力は特性A2に示すように急激に減少する。
この原子炉出力の低下により、原子炉への給水流
量が減り、原子炉への塩素持ち込みは大幅に制限
され、原子炉水質は特性C2に示すようにその悪
化は見られない。
また、Ｎ点における原子炉停止とともに、復水
器の真空が破壊され、同時に海水循環ポンプの停
止、復水器の冷却チユーブからの海水の排出が行
なわれるため復水器への海水漏洩はおさまり、そ
の結果、復水の水質は特性B2に示すように再度
良化する。
器の真空が破壊され、同時に海水循環ポンプの停
止、復水器の冷却チユーブからの海水の排出が行
なわれるため復水器への海水漏洩はおさまり、そ
の結果、復水の水質は特性B2に示すように再度
良化する。
そして、海水漏洩が発生したＬ点から復水脱塩
塔がイオンブレイクし始めるＭ点までの時間t1
と、原子炉が停止するＮ点までの時間t2とはt2〓
t1となるため、復水脱塩塔のイオン捕獲量も特性
E2に示すように最少量におさえられ、イオンブ
レイクが逃れ得る。その結果、復水脱塩塔出口水
も特性D2に示すように悪化することはない。
塔がイオンブレイクし始めるＭ点までの時間t1
と、原子炉が停止するＮ点までの時間t2とはt2〓
t1となるため、復水脱塩塔のイオン捕獲量も特性
E2に示すように最少量におさえられ、イオンブ
レイクが逃れ得る。その結果、復水脱塩塔出口水
も特性D2に示すように悪化することはない。
以上の説明から明らかな如く、本発明によれ
ば、それぞれ作動原理、検出原理の異なる導電率
計、ナトリウム計及び塩素計によつて復水の水質
を連続的に監視するようにしたので、誤検出によ
る誤つた判断信号を出すことがなく、従来よりも
迅速に原子炉停止などの対応措置を採ることがで
き、また復水器への海水の持ち込みを最少限にお
さえることができる。その結果、塩素濃度上昇に
伴なう原子炉一次系材料の応力腐食割れの発生を
回避でき、また復水脱塩塔に捕獲される塩分を最
少限にとどめることができることとなり、脱塩塔
の化学再生廃液の濃縮にあたつて、濃縮時の塩素
濃度の制限値を維持し高濃縮が可能となり、濃縮
廃液発生量をおさえることができ、放射性廃棄物
発生量の低減につながる等多くの効果を奏する。
ば、それぞれ作動原理、検出原理の異なる導電率
計、ナトリウム計及び塩素計によつて復水の水質
を連続的に監視するようにしたので、誤検出によ
る誤つた判断信号を出すことがなく、従来よりも
迅速に原子炉停止などの対応措置を採ることがで
き、また復水器への海水の持ち込みを最少限にお
さえることができる。その結果、塩素濃度上昇に
伴なう原子炉一次系材料の応力腐食割れの発生を
回避でき、また復水脱塩塔に捕獲される塩分を最
少限にとどめることができることとなり、脱塩塔
の化学再生廃液の濃縮にあたつて、濃縮時の塩素
濃度の制限値を維持し高濃縮が可能となり、濃縮
廃液発生量をおさえることができ、放射性廃棄物
発生量の低減につながる等多くの効果を奏する。
第１図は従来の原子炉の運転において、主復水
器に海水漏洩が生じた場合の復水、復水脱塩塔出
口水、及び原子炉水の水質変化と復水脱塩塔に捕
獲される塩分捕獲量の変化を示す特性図、第２図
は本発明方法を実施する原子炉の配管、機器及び
計測系を示す系統図、第３図は本発明方法により
原子炉を自動的にスクラムさせた場合の原子炉の
出力変化、各種水質の変化及び復水脱塩塔で捕獲
される塩分の変化を示す特性図である。 １……原子炉、４……主復水器、１１……復水
脱塩塔、１４……導電率計、１５……ナトリウム
計、１６……塩素計、１９……スクラム装置。
器に海水漏洩が生じた場合の復水、復水脱塩塔出
口水、及び原子炉水の水質変化と復水脱塩塔に捕
獲される塩分捕獲量の変化を示す特性図、第２図
は本発明方法を実施する原子炉の配管、機器及び
計測系を示す系統図、第３図は本発明方法により
原子炉を自動的にスクラムさせた場合の原子炉の
出力変化、各種水質の変化及び復水脱塩塔で捕獲
される塩分の変化を示す特性図である。 １……原子炉、４……主復水器、１１……復水
脱塩塔、１４……導電率計、１５……ナトリウム
計、１６……塩素計、１９……スクラム装置。
Claims (1)
- １ 原子炉運転中に主復水器から復水ポンプを経
て復水脱塩塔および原子炉に送られる復水中のナ
トリウムイオン濃度、塩素イオン濃度及び復水の
導電率を、作動原理が夫々異なる検出器で検出す
るとともに、検出時の復水流量を測定し、これら
ナトリウムイオン濃度、塩素イオン濃度、導電率
及び復水流量を基に、主復水器への海水の漏洩率
を算出するようにし、前記海水の漏洩率が一定値
以上となつた時に、原子炉スクラムを含むプラン
ト停止信号が発せられ、主復水器の真空破壊弁が
開となるとともに、主復水器冷却用の海水循環ポ
ンプを停止し、更に復水ポンプを停止したことを
特徴とする原子炉の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57036136A JPS58153198A (ja) | 1982-03-08 | 1982-03-08 | 原子炉の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57036136A JPS58153198A (ja) | 1982-03-08 | 1982-03-08 | 原子炉の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58153198A JPS58153198A (ja) | 1983-09-12 |
| JPH037080B2 true JPH037080B2 (ja) | 1991-01-31 |
Family
ID=12461368
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57036136A Granted JPS58153198A (ja) | 1982-03-08 | 1982-03-08 | 原子炉の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58153198A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5990096A (ja) * | 1982-11-15 | 1984-05-24 | 株式会社東芝 | 原子力発電設備 |
| CN104021829B (zh) * | 2014-05-23 | 2016-05-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种多用途的浮动核能装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52137594A (en) * | 1976-05-12 | 1977-11-17 | Toshiba Corp | Water quality monitoring system in atomic power plant |
-
1982
- 1982-03-08 JP JP57036136A patent/JPS58153198A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52137594A (en) * | 1976-05-12 | 1977-11-17 | Toshiba Corp | Water quality monitoring system in atomic power plant |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS58153198A (ja) | 1983-09-12 |
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