JPH04319696A - 原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置 - Google Patents

原子力設備の格納容器の圧力放出方法と装置

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JPH04319696A
JPH04319696A JP4048056A JP4805692A JPH04319696A JP H04319696 A JPH04319696 A JP H04319696A JP 4048056 A JP4048056 A JP 4048056A JP 4805692 A JP4805692 A JP 4805692A JP H04319696 A JPH04319696 A JP H04319696A
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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。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、格納容器の内部に配置
され洗浄液を含むフィルタを介して原子力設備の格納容
器の圧力を放出する方法と装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力設備の格納容器内の圧力がすべて
の予想に反して格納容器の設定値を超えるおそれがある
とき、その格納容器の圧力を放出する必要がある。原子
力設備の格納容器の圧力を低減するためには、ドイツ連
邦共和国特許出願公開第３８０６８７２号公報に記載さ
れている方法および装置の使用が有効である。ここでは
格納容器の内部にフィルタの一部として湿式洗浄器が設
けられており、格納容器の内部に生ずるガス・蒸気混合
物はその湿式洗浄器によって毒性ないし放射性成分が大
気に放散される前に浄化される。
【０００３】湿式洗浄器の特別な形態がドイツ連邦共和
国特許出願公開第３８１５８５０号公報に記載されてい
る。この装置ではベンチュリノズルの内部でガス・蒸気
混合物と洗浄液との混合が行われるので、非常に緊密な
混合従って非常に良好な洗浄効果が保証される。
【０００４】格納容器の内部におけるガス・蒸気混合物
は、その発生原因に関係なく格納容器の設定圧力に到達
した際、その約７０％は水蒸気と圧縮された空気と格納
容器内部で形成された他のガスとから成っている。その
ガスには無視できない量の純粋な水素も含まれている。
【０００５】格納容器の内部に収納されている湿式洗浄
器による従来提案されている方式では、湿式洗浄器は熱
絶縁されて加熱されないか、あるいは熱絶縁されず従っ
て常時加熱されている。そのために洗浄液例えば水の温
度はガス・蒸気混合物の温度よりもかなり低いので、少
なくともこの装置が始動した際にガス・蒸気混合物が洗
浄液を通過するとき、水蒸気の望ましくない激しい凝縮
が生じるおそれがある。この水蒸気の凝縮には特別な技
術でしか対処できない。洗浄液における水蒸気の凝縮の
他の欠点は、湿式洗浄器から流出するガス・蒸気混合物
内における純粋な水素ガスの按分量が望ましくない高い
按分量になることである。湿式洗浄器が常時加熱される
場合の付加的な欠点は、洗浄液が大量に連続して蒸発し
てしまうので、補充しなければならないことである。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】本発明の課題は、始動
過程中にどんな場合でも被ろ過物内に含まれる水蒸気を
僅かしか凝縮しない湿式フィルタを格納容器の内部に設
けるようにした原子力設備の格納容器の圧力放出方法と
装置を提供することにある。洗浄液としては好ましくは
水が使用されるので、洗浄液の温度はほぼ被ろ過物の温
度と同じにしなければならない。他方では連続運転にお
いて洗浄液の蒸発をできるだけ少なくしなければならな
い。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明によればこの課題
は、冒頭に述べた形式の圧力放出方法において、洗浄液
がフィルタを始動する前に格納容器を充満する加熱容量
を持つガス・蒸気混合物によって熱的短絡路を介して加
熱され、この熱的短絡路はフィルタの運転中はほとんど
作用しないようにされ、駄目にされ、洗浄液に対しては
ろ過作用にとって重要でない連続加熱容量だけが与えら
れることによって解決される。
【０００８】本発明に基づく方法の有利な実施態様は、
連続加熱容量が加熱容量の０１倍以下であること、洗浄
液が加熱容量で加熱される際に遅くとも８時間後好まし
くは２時間後にその運転温度に達すること、洗浄液の運
転温度が１００℃〜１５０℃であり、加圧水を案内する
回路を直接放圧した場合に２６０℃に上昇することであ
る。
【０００９】本発明に基づく方法の別の実施態様は、連
続加熱容量によって導入される熱量が洗浄液の蒸発によ
って奪取される熱量よりも小さく、フィルタの運転温度
がガス・蒸気混合物の入口温度よりも低いことである。
【００１０】本発明に基づく方法は、洗浄液内における
凝縮が回避されることによって被ろ過物の容積が顕著に
変化することなく確実な始動が保証され、更にフィルタ
に対してコンパクトな構造および洗浄液の非常に少ない
消費が可能であるので、極めて有利である。
【００１１】本発明に基づく方法を実施するためのフィ
ルタ容器は少なくとも部分的に二重壁構造をしており、
二重壁構造を形成する壁間に存在する空間は加熱時間中
に少なくとも部分的に熱伝導液で満たされ、熱伝導液の
少なくとも半分はフィルタの運転温度の到達後に蒸発さ
れる。その場合、熱伝導液が充填されていないフィルタ
容器の二重壁構造部分の熱伝導抵抗は、熱伝導液が充填
されている場合のそれよりも少なくとも１０倍大きい。
【００１２】本発明に基づく装置の好適な実施態様にお
いては、フィルタ容器は垂直軸心を取り囲み２つの同じ
壁から構成され二重壁構造に作られた好適には円筒状の
中央部分を有し、この中央部分は下側が湾曲底によって
上側が湾曲蓋によって固く閉じられている。これによっ
て、フィルタ容器は内側室と二重壁中央部分の全高さに
わたって延びる横断面環状の第２の室とを有し、この第
２の室は内部室に蓋の直ぐ下に配置された開口を介して
接続されている。
【００１３】
【発明の効果】フィルタ容器のこのような構成は、内部
室を洗浄液で広い限界内で変動可能に充填することを可
能にし、フィルタ容器の周囲とフィルタ内容物との間の
熱的短絡路となる熱伝導液で第２の室の少なくともその
下側部分を充填することを可能にし、その第２の室内に
おける熱伝導液の蒸発を可能にする。第２の室から熱伝
導液が焼失することによってフィルタ容器の周囲とその
内容物との間の熱的短絡路が中断され、これによって上
述した利点が得られる。第２の室から熱伝導液が消失し
た後、この第２の室はガス・蒸気混合物からのろ過済み
の放射性廃棄物を収容するために利用され、従ってこの
放射性廃棄物は格納容器の中に留まるので有利である。
【００１４】
【実施例】以下図に示した実施例を参照して本発明を詳
細に説明する。
【００１５】原子力設備の格納容器１の内部にフィルタ
２が配置されている。このフィルタ２は重大な事故が起
きた際に格納容器１の内部に生ずるガス・蒸気混合物を
ろ過するために設けられている。そのような事故の場合
、かなりの熱量が発散されることが考えられるので、格
納容器１の内部に存在する水の大部分は蒸発され、格納
容器１内の圧力は増加する。格納容器１の計算上の設定
圧力に達すると、その圧力を放出するためにガス・蒸気
混合物がフィルタ２を通してろ過されて外に排出される
。
【００１６】フィルタ２は同心的な壁４、５から成る円
筒状中央部分を持った容器を有している。それらの壁４
、５の下端は湾曲底８によって互いに結合され、上端は
同様に湾曲した蓋９によって互いに結合され、外側に対
して閉じられている。壁４、５は両者の間に環状空間６
を形成し、この環状空間６はフィルタ容器の内部室１０
を包囲している。この内部室１０は蓋９のすぐ下側に位
置する開口を介して環状空間６に接続されている。
【００１７】内部室１０の内部においてその上端に壁５
にある開口の直前に液滴分離器１３が取り付けられてい
る。環状空間６の内部にはその上側半部にフィルタマッ
ト１１が配置されている。このフィルタマット１１の半
径方向内側面は図示していない方式で液滴分離器１３に
よって覆われた開口に接続され、半径方向外側面は排出
開口１８に接続されている。ろ過済みのガス・蒸気混合
物はその排出開口１８から格納容器１を貫通する管１９
を通って格納容器１の外に導き出される。半径方向外側
の壁４は更に過圧配管３２で貫通されている。環状空間
６は許容できない大きな内圧が生じた際に過圧配管３２
を通して過圧弁３３を介して放圧される。
【００１８】環状空間６の全高さにわたる対流を避ける
ために、フィルタマット１１の直ぐ下側に孔明きおよび
又はスリット付きの対流阻止板１２が設けられている。
【００１９】内部室１０はフィルタ２の始動前に３０〜
８０％好適には約半分まで洗浄液３で充填される。壁４
、５間における環状空間６は対流阻止板１２の下側がほ
ぼ完全に熱伝導液７で満たされている。洗浄液３並びに
熱伝導液７としてこの実施例の場合、水が用意されてい
る。
【００２０】格納容器１の内部室からフィルタ２への被
ろ過物即ちガス・蒸気混合物の導入は、水平管部分１５
を介して内部室１０の中央に配置された垂直管１４に向
けて行われる。この垂直管１４の下端は水平に延び星形
に配置された短ベンチュリノズル１７の供給管１６を支
持している。
【００２１】特に原子力設備が設計通りに運転している
間は通常、水平管部分１５は配管２１にある逆止弁２２
並びに破裂板２３によって格納容器１の内部室に対して
遮断されている。フィルタ２の内部は図示していない方
式で原子力設備の一次回路に接続されており、通常運転
においてはこの接続も遮断されている。原子力設備の通
常運転の間、排出開口１８から出ている管１９も閉じら
れている。このために遮断弁２５が使用されている。こ
の遮断弁２５は管１９を絞り２８、破裂板２６および煙
突２７に向けて開放できる。絞り２８に対して並びに絞
り２８と破裂板２６との間に位置する別の遮断弁２９に
対して並列に測定フィルタ３０が設けられている。
【００２２】洗浄液３の補給配管２４がフィルタ容器の
底８を通して内部室１０に接続されている。補給配管２
４は格納容器１を貫通し、その自由端は通常運転におい
ては遮断弁３１によって閉じられている。
【００２３】格納容器１の内部に重大な事故が起きた場
合、既に上述したように格納容器１の内部に冷却材とし
て存在する水のかなりの部分が蒸発し、従って事故が起
きた際に直ちに外部に対して気密に閉じられた格納容器
１の内部の圧力は増大する。水の一部の蒸発と並行して
別の多くの反応が進行し、これらの反応によって同様に
ガスないし蒸気が発生ないし発散される。これらのすべ
ての現象によって発生熱量にほぼ関係して、格納容器１
の内部における圧力は遅かれ早かれ格納容器１の設定圧
力に達するおそれがある。
【００２４】圧力と同時に格納容器１の内部における温
度も上昇する。これによって格納容器１の全構成要素即
ちフィルタ２も加熱される。格納容器１の構成要素の温
度は計算上の設定圧力に近づく前に既に１００℃に達す
る。フィルタ２の内部は外に対して気密に閉じられ、不
活性ガスのクッションが洗浄液３の上に生じるので、フ
ィルタ容器の内部および密閉配管要素の内部圧力も増加
し、従って熱伝導液７および洗浄液３として用意された
水はまだ蒸発しない。壁４から熱伝導液７への熱伝達お
よびこの熱伝導液７から壁５への熱伝達を良くするため
に壁４、５に熱伝達フィン２０が設けられているので、
壁４を通しての熱伝導液７への熱の導入は特に良好であ
り、従って例えば１５０℃の格納容器温度が速やかに得
られる。
【００２５】従って破裂板２３が応動する際の洗浄液３
の温度は、格納容器１の内部が達している温度例えば１
５０℃である。配管２１、水平管部分１５、垂直管１４
および供給管１６を通して短ベンチュリノズル１７に流
れるガス・蒸気混合物は、洗浄液３よりもあまり熱くな
い。従って短ベンチュリノズル１７においてガス・蒸気
混合物が洗浄液３と混合する際、ガス・蒸気混合物内の
水蒸気は僅かしか凝縮しないので、洗浄液３から上に流
れ出て液滴分離器１３およびフィルタマット１１を通し
て排出開口１８に流出するガス・蒸気混合物は、配管２
１を通ってフィルタ２に流入する混合物とほぼ同じ組成
をしている。
【００２６】短ベンチュリノズル１７を通してフィルタ
２に流入するガス・蒸気混合物はその場合２０００から
２００ｈＰａへの圧力降下を生ずるので、破裂板２３の
応動直後において洗浄液３および熱伝導液７は蒸発する
。熱伝導液７は洗浄液３に比べて充満度が少ないので、
これは直ちに蒸発し、これによって格納容器１の内部と
フィルタ２の内部との間の熱的短絡路は中断される。洗
浄液３の温度は蒸発熱の奪取によって流入するガス・蒸
気混合物の温度よりも約１０°〜２°低い。
【００２７】破裂板２３の応動後においてフィルタ２内
には上述した値だけ低下した圧力が生じ、この圧力は格
納容器１の内部における圧力にほぼ相応しているので、
比較的小さな容積流のガス・蒸気混合物をろ過するだけ
で済み、その場合更に、内部室１０を環状に包囲する空
間６の中にフィルタマット１１を収納することによって
、フィルタ２の空間を節約し非常にコンパクトな構造に
できる。
【００２８】フィルタ２を長時間運転する場合、空間６
の下側部分にフィルタマット１１から滴下した被ろ過物
が集まり、これによって新たに洗浄液３への熱的短絡路
が形成される。しかしこの現象は非常にゆっくり進行す
るので危険はなく、ろ過作用はほとんど害されない。い
ずれにしてもフィルタ２を連続運転する場合も、被ろ過
物内に含まれる熱量だけがフィルタ２を通して流れるの
で、洗浄液３の損失は比較的僅かである。しかしガス・
蒸気混合物における水蒸気の分圧が洗浄液３の温度に相
応した沸騰圧よりも低い間は、洗浄液３の一部が蒸発す
る。これによって洗浄液３は熱を奪取され、即ち沸騰圧
が分圧に等しくなるまで温度が低下する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に基づく原子力設備の格納容器の圧力放
出装置の概略構成図。
【符号の説明】
１　　格納容器 ２　　フィルタ ３　　洗浄液 ４、５　　壁 ６　　壁４、５間の環状空間 ７　　熱伝導液 ８　　フィルタ容器の底 ９　　フィルタ容器の蓋 １０　　フィルタ容器の内部室 １１　　フィルタマット １２　　対流阻止板 １３　　液滴分離器 １４　　垂直管 １５　　水平管部分 １６　　供給管 １７　　短ベンチュリノズル １８　　排出開口 １９　　管 ２０　　熱伝達フィン ２１　　配管 ２２　　逆止弁 ２３、２６　　破裂板 ２４　　補給配管 ２５、２９、３１　　遮断弁 ２７　　煙突 ２８　　絞り ３０　　測定フィルタ ３２　　過圧配管 ３３　　過圧弁

Claims (18)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】　　格納容器（１）の内部に配置され洗浄
    液（３）を含むフィルタ（２）を介して原子力設備の格
    納容器（１）の圧力を放出する方法において、洗浄液（
    ３）がフィルタ（２）を始動する前に格納容器（１）を
    充満する加熱容量を持つガス・蒸気混合物によって熱的
    短絡路（４、５、７）を介して加熱され、この熱的短絡
    路（４、５、７）はフィルタ（２）の運転中はほとんど
    作用しないようにされ、洗浄液（３）に対してはろ過作
    用にとって重要でない連続加熱容量だけが与えられるこ
    とを特徴とする原子力設備の格納容器の圧力放出方法。
  2. 【請求項２】　　連続加熱容量が加熱容量の０１倍以下
    であることを特徴とする請求項１記載の方法。
  3. 【請求項３】　　洗浄液（３）が加熱容量で加熱される
    際に遅くとも８時間後好ましくは２時間後にその運転温
    度に達するようにすることを特徴とする請求項１記載の
    方法。
  4. 【請求項４】　　洗浄液（３）の運転温度は１００℃〜
    １５０℃であり、原子力設備の一次回路から直接圧力を
    放出した場合２６０℃に達するようにし、洗浄液として
    水が用意されていることを特徴とする請求項１ないし３
    のいずれか１つに記載の方法。
  5. 【請求項５】　　連続加熱容量によって導入される熱量
    が洗浄液（３）の蒸発によって奪取される熱量よりも小
    さく、フィルタ（２）の運転温度がガス・蒸気混合物の
    入口温度よりも低いことを特徴とする請求項１ないし４
    のいずれか１つに記載の方法。
  6. 【請求項６】　　フィルタ（２）の容器が少なくとも部
    分的に二重壁構造をしており、二重壁構造を形成する壁
    （４、５）間に存在する空間（６）が加熱時間中に少な
    くとも部分的に熱伝導液（７）で満たされており、熱伝
    導液（７）の少なくとも半分が運転温度に到達後に蒸発
    されるように構成されていることを特徴とする請求項１
    ないし５のいずれか１つに記載の方法を実施するための
    装置。
  7. 【請求項７】　　熱伝導液（７）が充填されていない場
    合のフィルタ容器の二重壁構造部分の熱伝導抵抗が、熱
    伝導液（７）が充填されている場合のそれよりも少なく
    とも１０倍大きいことを特徴とする請求項６記載の装置
    。
  8. 【請求項８】　　フィルタ（２）の容器が垂直軸心を取
    り囲み壁（４、５）から構成され二重壁構造に作られた
    好適には円筒状の中央部分を有し、この中央部分の下側
    が湾曲底（８）によって上側が湾曲蓋（９）によって固
    く閉じられていることを特徴とする請求項６又は７記載
    の装置。
  9. 【請求項９】　　フィルタ（２）の容器が内部室（１０
    ）と二重壁中央部分の全高さにわたって延びる横断面環
    状の第２の室（６）とを有し、この第２の室が内部室（
    １０）に蓋（９）の直ぐ下に配置された開口を介して接
    続されていることを特徴とする請求項６ないし８のいず
    れか１つに記載の装置。
  10. 【請求項１０】　　内部室（１０）が３０〜８０％まで
    好適には約５０％まで洗浄液（３）を充填され、第２の
    室（６）がその下側部分を熱伝導液（７）で充填され少
    なくとも上側部分をフィルタマット（１１）で充填され
    ていることを特徴とする請求項６ないし９のいずれか１
    つに記載の装置。
  11. 【請求項１１】　　第２の室（６）が熱伝導液（７）を
    包囲する壁部分の範囲に熱伝達フィン（２０）で増大さ
    れた表面を少なくとも部分的に有していることを特徴と
    する請求項６ないし１０のいずれか１つに記載の装置。
  12. 【請求項１２】　　水が洗浄液（３）並びに熱伝導液（
    ７）として使用されることを特徴とする請求項６ないし
    １１のいずれか１つに記載の装置。
  13. 【請求項１３】　　第２の室（６）内の熱伝導液（７）
    の上側に、孔明きおよび又はスリット付きの水平中間壁
    の形をした対流阻止板（１２）が設けられていることを
    特徴とする請求項６ないし１２のいずれか１つに記載の
    装置。
  14. 【請求項１４】　　内部室（１０）の上側部分に第２の
    室（６）に通じる開口の前に液滴分離器（１３）が配置
    されていることを特徴とする請求項６ないし１３のいず
    れか１つに記載の装置。
  15. 【請求項１５】　　ろ過すべきガス・蒸気混合物の導入
    が、内部室（１０）の中央に配置された垂直管（１４）
    によって行われ、この垂直管（１４）の上端が水平に延
    びる管部分（１５）を介して格納容器（１）の内部に接
    続され、下端が底（８）の直ぐ上にある短ベンチュリノ
    ズル（１７）の水平に星形に配置された供給管（１６）
    に開口していることを特徴とする請求項６ないし１４の
    いずれか１つに記載の装置。
  16. 【請求項１６】　　ろ過済みのガス・蒸気混合物の排出
    が第２の室（６）からフィルタマット（１１）の約半分
    の高さにおいて外側壁（４）を通して行われ、その排出
    開口（１８）が格納容器（１）を貫通する管（１９）に
    接続されていることを特徴とする請求項６ないし１５の
    いずれか１つに記載の装置。
  17. 【請求項１７】　　フィルタ（２）の内部が通常運転に
    おいて過圧弁（３３）で閉じられている過圧配管（３２
    ）を介して原子力設備の一次回路に接続されていること
    を特徴とする請求項６ないし１６のいずれか１つに記載
    の装置。
  18. 【請求項１８】　　フィルタ（２）の内部が通常運転に
    おいて過圧弁（３３）で閉じられている過圧配管（３２
    ）を介して格納容器（１）の内部室に接続されているこ
    とを特徴とする請求項６ないし１７のいずれか１つに記
    載の装置。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009513926A (ja) * 2003-06-25 2009-04-02 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 原子力設備および原子力設備の圧力逃し法
JP2015505373A (ja) * 2012-01-18 2015-02-19 デ・セ・エヌ・エス 発電モジュール
JP2015509190A (ja) * 2012-01-18 2015-03-26 デ・セ・エヌ・エス 潜水エネルギー生成モジュール
JP2015509192A (ja) * 2012-01-18 2015-03-26 デ・セ・エヌ・エス 潜水発電モジュール
JP2015509191A (ja) * 2012-01-18 2015-03-26 デ・セ・エヌ・エス 水中発電モジュール
JP2015510582A (ja) * 2012-01-18 2015-04-09 デ・セ・エヌ・エス 潜水または水中発電モジュール

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4126894A1 (de) * 1991-08-14 1993-02-18 Siemens Ag Verfahren und vorrichtung zur gewinnung von proben aus der atmosphaere in einem gasdicht abgeschlossenen behaelter, insbesondere aus dem reaktorsicherheitsbehaelter eines kernkraftwerks
DE19743333C2 (de) * 1997-09-30 2002-02-28 Framatome Anp Gmbh Abblasevorrichtung und Verfahren zum Abblasen von Dampf
US6397877B1 (en) * 2000-04-14 2002-06-04 Westinghouse Electric Company Llc Blowdown manifold evacuator for nuclear power plants
US9502144B2 (en) * 2012-07-06 2016-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Filter for a nuclear reactor containment ventilation system
DE102012211897B3 (de) * 2012-07-09 2013-06-06 Areva Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem
US9922734B2 (en) 2012-12-28 2018-03-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof
DE102013205525A1 (de) * 2013-03-27 2014-10-02 Areva Gmbh Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage
DE102017201115A1 (de) 2017-01-24 2018-07-26 New Np Gmbh Kerntechnische Anlage mit einem Ventingsystem
CN109659043B (zh) * 2017-10-10 2023-10-03 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种海洋核动力的抑压试验平台
JP2020094979A (ja) * 2018-12-14 2020-06-18 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 有機よう素捕集装置及び有機よう素捕集方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE3715466A1 (de) * 1987-05-08 1988-12-15 Siemens Ag Druckentlastungs- und filtereinrichtung fuer kerntechnische anlagen, insbesondere fuer druckwasserreaktoren
DE3806872C3 (de) * 1988-03-03 1995-05-04 Rwe Energie Ag Anordnung für die Druckentlastung des Sicherheitsbehälters einer Kernkraftanlage
EP0338324B1 (de) * 1988-04-18 1993-10-20 Siemens Aktiengesellschaft Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle
DE3815850A1 (de) * 1988-05-09 1989-11-23 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle und verfahren zu seiner druckentlastung
JPH0792515B2 (ja) * 1988-11-16 1995-10-09 株式会社日立製作所 原子炉格納容器

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009513926A (ja) * 2003-06-25 2009-04-02 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 原子力設備および原子力設備の圧力逃し法
JP2015505373A (ja) * 2012-01-18 2015-02-19 デ・セ・エヌ・エス 発電モジュール
JP2015509190A (ja) * 2012-01-18 2015-03-26 デ・セ・エヌ・エス 潜水エネルギー生成モジュール
JP2015509192A (ja) * 2012-01-18 2015-03-26 デ・セ・エヌ・エス 潜水発電モジュール
JP2015509191A (ja) * 2012-01-18 2015-03-26 デ・セ・エヌ・エス 水中発電モジュール
JP2015510582A (ja) * 2012-01-18 2015-04-09 デ・セ・エヌ・エス 潜水または水中発電モジュール

Also Published As

Publication number Publication date
US5293413A (en) 1994-03-08
US5223209A (en) 1993-06-29
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DE59105324D1 (de) 1995-06-01
JP3140831B2 (ja) 2001-03-05
EP0498016B1 (de) 1995-04-26
EP0498016A1 (de) 1992-08-12

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