JPH0454915B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0454915B2 JPH0454915B2 JP59075629A JP7562984A JPH0454915B2 JP H0454915 B2 JPH0454915 B2 JP H0454915B2 JP 59075629 A JP59075629 A JP 59075629A JP 7562984 A JP7562984 A JP 7562984A JP H0454915 B2 JPH0454915 B2 JP H0454915B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- circulation pump
- coolant
- system equipment
- purification system
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 39
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 30
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 24
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 20
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 13
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 12
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 18
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 18
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 4
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 4
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 2
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 2
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設
備、さらに詳細には、原子炉が主蒸気タービン系
から切り離される、いわゆる原子炉隔離事故発生
に際し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給するこ
とのできる沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備の
改良に関するものである。
備、さらに詳細には、原子炉が主蒸気タービン系
から切り離される、いわゆる原子炉隔離事故発生
に際し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給するこ
とのできる沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備の
改良に関するものである。
従来型(沸騰水型)原子炉の冷却材浄化系設備
を第1図に示す。
を第1図に示す。
第1図において、原子炉1から吸込管2に取り
出された冷却材は、再生熱交換器3および非再生
熱交換器4によつて所定温度(約50℃)にまで冷
却される。非再生熱交換器4を通過した冷却材
は、圧力調節弁5で所定圧力(約7Kg/cm2・g)
にまで減圧され、その後、ろ過器6、脱塩器7に
導かれて浄化される。ろ過器6、脱塩器7によつ
て浄化された冷却材は、循環ポンプ8によつて昇
圧され、その後、吐出管9および給水管10を経
て原子炉1内に戻される。なお、吐出管9の途中
には、流量調節弁11が設置されており、流量調
節弁11により、本系統の流量が一定に制御され
る。また、原子炉格納容器12の配管貫通部付近
に位置して、吸込管2の途中には、格納容器隔離
弁13および14が2個設置されている。図中、
15は循環ポンプ8を駆動させる電動機を示して
いる。
出された冷却材は、再生熱交換器3および非再生
熱交換器4によつて所定温度(約50℃)にまで冷
却される。非再生熱交換器4を通過した冷却材
は、圧力調節弁5で所定圧力(約7Kg/cm2・g)
にまで減圧され、その後、ろ過器6、脱塩器7に
導かれて浄化される。ろ過器6、脱塩器7によつ
て浄化された冷却材は、循環ポンプ8によつて昇
圧され、その後、吐出管9および給水管10を経
て原子炉1内に戻される。なお、吐出管9の途中
には、流量調節弁11が設置されており、流量調
節弁11により、本系統の流量が一定に制御され
る。また、原子炉格納容器12の配管貫通部付近
に位置して、吸込管2の途中には、格納容器隔離
弁13および14が2個設置されている。図中、
15は循環ポンプ8を駆動させる電動機を示して
いる。
以上の構成において、原子炉1から取り出され
た約70Kg/cm2・gの冷却材は、脱塩器7部分で約
3Kg/cm2・g程度の低運転圧力が得られるよう、
圧力調節弁5によつて大幅に減圧される。そし
て、その後、循環ポンプ8によつて再び約70Kg/
cm2・gにまで昇圧され、原子炉1に戻される。
た約70Kg/cm2・gの冷却材は、脱塩器7部分で約
3Kg/cm2・g程度の低運転圧力が得られるよう、
圧力調節弁5によつて大幅に減圧される。そし
て、その後、循環ポンプ8によつて再び約70Kg/
cm2・gにまで昇圧され、原子炉1に戻される。
なお、第1図には、上記した冷却材浄化系設備
以外に、原子炉隔離事故に際して原子炉1に非常
用冷却水を補給する、いわゆる原子炉隔離時冷却
系設備も示されている。原子炉隔離時冷却系は、
蒸気管16、蒸気加減弁17、復水貯蔵タンク1
8、注水管19、注水ポンプ20および注水ポン
プ駆動用タービン21によつて構成されており、
原子炉1が主蒸気タービン系から切り離されるよ
うな原子炉隔離事故が発生した場合、循環ポンプ
8は、格納容器隔離弁13,14の閉鎖信号によ
つて強制的にトリツプ(OFF)させられる。す
なわち、原子炉隔離事故が発生し、原子炉1内の
水位が異常に低下するような事態が生じた場合
は、それ以上の水位低下を防止すべく、原子炉1
から外部に流出する冷却材の全てについて、各配
管系の格納容器隔離弁を自動閉鎖する工夫がなさ
れているが、冷却材浄化系にあつては、図面に符
号13および14で示す格納容器隔離弁がこれに
該当し、格納容器隔離弁13,14は、原子炉1
内の水位異常低下信号によつて自動的に閉鎖され
る。上記のようにして、格納容器隔離弁13,1
4が閉鎖されると、循環ポンプ8は、原子炉1か
らの吸込流路を断たれることになるので、これら
格納容器隔離弁13,14の閉鎖信号によつて当
該ポンプ8も強制的にトリツプさせられる。
以外に、原子炉隔離事故に際して原子炉1に非常
用冷却水を補給する、いわゆる原子炉隔離時冷却
系設備も示されている。原子炉隔離時冷却系は、
蒸気管16、蒸気加減弁17、復水貯蔵タンク1
8、注水管19、注水ポンプ20および注水ポン
プ駆動用タービン21によつて構成されており、
原子炉1が主蒸気タービン系から切り離されるよ
うな原子炉隔離事故が発生した場合、循環ポンプ
8は、格納容器隔離弁13,14の閉鎖信号によ
つて強制的にトリツプ(OFF)させられる。す
なわち、原子炉隔離事故が発生し、原子炉1内の
水位が異常に低下するような事態が生じた場合
は、それ以上の水位低下を防止すべく、原子炉1
から外部に流出する冷却材の全てについて、各配
管系の格納容器隔離弁を自動閉鎖する工夫がなさ
れているが、冷却材浄化系にあつては、図面に符
号13および14で示す格納容器隔離弁がこれに
該当し、格納容器隔離弁13,14は、原子炉1
内の水位異常低下信号によつて自動的に閉鎖され
る。上記のようにして、格納容器隔離弁13,1
4が閉鎖されると、循環ポンプ8は、原子炉1か
らの吸込流路を断たれることになるので、これら
格納容器隔離弁13,14の閉鎖信号によつて当
該ポンプ8も強制的にトリツプさせられる。
また、循環ポンプ8の吸込圧力が異常に低下す
るような事態発生に備えて、当該ポンプ8を保護
する見地から、循環ポンプ8自身の吸込圧力低下
信号によつても、ポンプ8は強制的にトリツプさ
せられる。
るような事態発生に備えて、当該ポンプ8を保護
する見地から、循環ポンプ8自身の吸込圧力低下
信号によつても、ポンプ8は強制的にトリツプさ
せられる。
上記のようにして、循環ポンプ8が強制的にト
リツプさせられると、原子炉発生蒸気により、タ
ービン21が駆動される。タービン21が駆動さ
れると、注水ポンプ20が起動し、復水貯蔵タン
ク18内の貯留水を、注水管19を介して原子炉
1に補給するものであつて、このようにして、原
子炉1内の水位が一定に保たれる。
リツプさせられると、原子炉発生蒸気により、タ
ービン21が駆動される。タービン21が駆動さ
れると、注水ポンプ20が起動し、復水貯蔵タン
ク18内の貯留水を、注水管19を介して原子炉
1に補給するものであつて、このようにして、原
子炉1内の水位が一定に保たれる。
しかして、上記した補給水配管系設備の注水ポ
ンプ20は、大気開放タンクである復水貯蔵タン
ク18内の貯留水を原子炉1に注入するものであ
るから、その注水圧は、既述した冷却材浄化系の
吐出管9内を流れる冷却材圧力と同様、約70Kg/
cm2・gにまで昇圧する必要があり、その全揚程
は、約800mと非常に大きくなるが、上記した原
子炉隔離時冷却系設備は、万一の原子炉隔離事故
を想定して設けられた非常用の設備であつて、原
子炉通常運転時には全く使用されない。
ンプ20は、大気開放タンクである復水貯蔵タン
ク18内の貯留水を原子炉1に注入するものであ
るから、その注水圧は、既述した冷却材浄化系の
吐出管9内を流れる冷却材圧力と同様、約70Kg/
cm2・gにまで昇圧する必要があり、その全揚程
は、約800mと非常に大きくなるが、上記した原
子炉隔離時冷却系設備は、万一の原子炉隔離事故
を想定して設けられた非常用の設備であつて、原
子炉通常運転時には全く使用されない。
本発明は、原子炉配管系の簡素化をはかるべ
く、種々検討の結果なされたものであつて、その
目的とするところは、原子炉隔離事故発生に際
し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給する機能
を、冷却材浄化系設備に併せ持たせることによ
り、従来独立系として存在していた原子炉隔離時
冷却系設備の布設を省略することができ、プラン
ト建設工程の簡略化と建設工費の節減化とを同時
にはかることのできる、改良された沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備を提供しようとするもので
ある。
く、種々検討の結果なされたものであつて、その
目的とするところは、原子炉隔離事故発生に際
し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給する機能
を、冷却材浄化系設備に併せ持たせることによ
り、従来独立系として存在していた原子炉隔離時
冷却系設備の布設を省略することができ、プラン
ト建設工程の簡略化と建設工費の節減化とを同時
にはかることのできる、改良された沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備を提供しようとするもので
ある。
上記目的を達成するため、本発明は、原子炉か
ら取り出した冷却材を熱交換器で冷却し、ろ過脱
塩器で浄化した後、循環ポンプで昇圧して再度原
子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用冷却材浄化系
設備において、上記循環ポンプの冷却材吸込側
に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷却水を補給
する補給水配管系を接続してなることを特徴とす
るものである。
ら取り出した冷却材を熱交換器で冷却し、ろ過脱
塩器で浄化した後、循環ポンプで昇圧して再度原
子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用冷却材浄化系
設備において、上記循環ポンプの冷却材吸込側
に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷却水を補給
する補給水配管系を接続してなることを特徴とす
るものである。
以下、本発明を、第2図の一実施例にもとづい
て説明すると、同図は本発明に係る沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統
説明図で、第1図と同一符号は同一部分、22は
循環ポンプ8の冷却材吸込側と復水貯蔵タンク1
8との間を接続した非常用冷却水注水管を示し、
注水管22の途中には、逆止弁タイプの注水弁2
3が設置されているものであつて、上記注水弁2
3の上流側、すなわち復水貯蔵タンク18側に
は、常時復水貯蔵タンク18側からの押込圧力
(約2.5Kg/cm2・g)が加わつている。一方、注水
弁23の下流側の圧力、すなわち循環ポンプ8の
吸込圧力は、圧力調節弁5の働きにより、通常約
3Kg/cm2・gの圧力に制御されている。したがつ
て、注水弁23の上流側と下流側との圧力差か
ら、原子炉通常運転中、循環ポンプ8の吸込源
は、常に原子炉1側を選択し、復水貯蔵タンク1
8側から冷却水を吸い込むようなことはない。
て説明すると、同図は本発明に係る沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統
説明図で、第1図と同一符号は同一部分、22は
循環ポンプ8の冷却材吸込側と復水貯蔵タンク1
8との間を接続した非常用冷却水注水管を示し、
注水管22の途中には、逆止弁タイプの注水弁2
3が設置されているものであつて、上記注水弁2
3の上流側、すなわち復水貯蔵タンク18側に
は、常時復水貯蔵タンク18側からの押込圧力
(約2.5Kg/cm2・g)が加わつている。一方、注水
弁23の下流側の圧力、すなわち循環ポンプ8の
吸込圧力は、圧力調節弁5の働きにより、通常約
3Kg/cm2・gの圧力に制御されている。したがつ
て、注水弁23の上流側と下流側との圧力差か
ら、原子炉通常運転中、循環ポンプ8の吸込源
は、常に原子炉1側を選択し、復水貯蔵タンク1
8側から冷却水を吸い込むようなことはない。
これに対し、原子炉隔離事故が発生し、格納容
器隔離弁13,14が自動閉鎖された場合は、従
来と異なつて循環ポンプ8をトリツプすることな
く、そのまま循環ポンプ8の運転を継続すると、
原子炉1との間の流路を断たれた循環ポンプ8の
吸込圧力は、当初の圧力(約3Kg/cm2・g)から
徐々に低下し始める。そして、循環ポンプ8の吸
込圧力が、非常用冷却水注水管22の注水弁23
に加えられている押込圧力(復水貯蔵タンク18
側から加えられている約2.5Kg/cm2・gの押込圧
力)よりも低下すると、循環ポンプ8の吸込源
は、原子炉1側から復水貯蔵タンク18側に自動
的に切り替り、循環ポンプ8は、注水管22を介
して復水貯蔵タンク18からの冷却水を吸い込
み、原子炉1に冷却水を補給することができる。
器隔離弁13,14が自動閉鎖された場合は、従
来と異なつて循環ポンプ8をトリツプすることな
く、そのまま循環ポンプ8の運転を継続すると、
原子炉1との間の流路を断たれた循環ポンプ8の
吸込圧力は、当初の圧力(約3Kg/cm2・g)から
徐々に低下し始める。そして、循環ポンプ8の吸
込圧力が、非常用冷却水注水管22の注水弁23
に加えられている押込圧力(復水貯蔵タンク18
側から加えられている約2.5Kg/cm2・gの押込圧
力)よりも低下すると、循環ポンプ8の吸込源
は、原子炉1側から復水貯蔵タンク18側に自動
的に切り替り、循環ポンプ8は、注水管22を介
して復水貯蔵タンク18からの冷却水を吸い込
み、原子炉1に冷却水を補給することができる。
第3図に本発明の他の実施例を示す。
第3図の実施例においては、循環ポンプ8の駆
動源を、原子炉発生蒸気によつて駆動されるター
ビン24とした場合について例示したものであつ
て、この構成によれば、電気系統が故障した場合
であつても、原子炉発生蒸気を利用して循環ポン
プ8を駆動することができ、ポンプ駆動源の多様
化をはかることができる。
動源を、原子炉発生蒸気によつて駆動されるター
ビン24とした場合について例示したものであつ
て、この構成によれば、電気系統が故障した場合
であつても、原子炉発生蒸気を利用して循環ポン
プ8を駆動することができ、ポンプ駆動源の多様
化をはかることができる。
第4図に本発明のさらに他の実施例を示す。
第4図の実施例においては、循環ポンプの駆動
源をデイーゼル機関25とした場合について例示
したものであつて、この構成によれば、第3図の
実施例と同様、電気系統が故障した場合であつて
も、デイーゼル機関25を利用して循環ポンプ8
を駆動することができ、これまたポンプ駆動源の
多様化をはかることができる。
源をデイーゼル機関25とした場合について例示
したものであつて、この構成によれば、第3図の
実施例と同様、電気系統が故障した場合であつて
も、デイーゼル機関25を利用して循環ポンプ8
を駆動することができ、これまたポンプ駆動源の
多様化をはかることができる。
以上詳述したように、本発明によれば、原子炉
隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非常用冷却水
を補給する機能を、冷却材浄化系設備に併せ持た
せることにより、従来独立系として存在していた
原子炉隔離時冷却系設備の布設を省略することが
でき、プラント建設工程の簡略化と建設工費の節
減化とを同時にはかることのできる、改良された
沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備を得ることが
できる。
隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非常用冷却水
を補給する機能を、冷却材浄化系設備に併せ持た
せることにより、従来独立系として存在していた
原子炉隔離時冷却系設備の布設を省略することが
でき、プラント建設工程の簡略化と建設工費の節
減化とを同時にはかることのできる、改良された
沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備を得ることが
できる。
第1図は従来型(沸騰水型)原子炉の冷却材浄
化系設備と原子炉隔離時冷却系設備との配管系統
説明図、第2図は本発明に係る沸騰水型原子炉用
冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統説明
図、第3図は本発明の他の実施例を示す冷却材浄
化系設備の配管系統説明図、第4図は本発明のさ
らに他の実施例を示す冷却材浄化系設備の配管系
統説明図である。 1…原子炉、2…吸込管、3…再生熱交換器、
4…非再生熱交換器、5…圧力調節弁、6…ろ過
器、7…脱塩器、8…循環ポンプ、9…吐出管、
10…給水管、11…流量調節弁、12…原子炉
格納容器、13および14…格納容器隔離弁、1
5…電動機、22…非常用冷却水注水管、23…
注水弁、24…タービン、25…デイーゼル機
関。
化系設備と原子炉隔離時冷却系設備との配管系統
説明図、第2図は本発明に係る沸騰水型原子炉用
冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統説明
図、第3図は本発明の他の実施例を示す冷却材浄
化系設備の配管系統説明図、第4図は本発明のさ
らに他の実施例を示す冷却材浄化系設備の配管系
統説明図である。 1…原子炉、2…吸込管、3…再生熱交換器、
4…非再生熱交換器、5…圧力調節弁、6…ろ過
器、7…脱塩器、8…循環ポンプ、9…吐出管、
10…給水管、11…流量調節弁、12…原子炉
格納容器、13および14…格納容器隔離弁、1
5…電動機、22…非常用冷却水注水管、23…
注水弁、24…タービン、25…デイーゼル機
関。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 原子炉から取り出した冷却材を熱交換器で冷
却し、ろ過脱塩器で浄化した後、循環ポンプで昇
圧して再度原子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用
冷却材浄化系設備において、上記循環ポンプの冷
却材吸込側に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷
却水を補給する補給水配管系を接続してなること
を特徴とする沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設
備。 2 特許請求の範囲第1項記載の発明において、
循環ポンプの駆動源を、原子炉発生蒸気によつて
駆動されるタービンとした沸騰水型原子炉の冷却
材浄化系設備。 3 特許請求の範囲第1項記載の発明において、
循環ポンプの駆動源をデイーゼル機関とした沸騰
水型原子炉の冷却材浄化系設備。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59075629A JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59075629A JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60218096A JPS60218096A (ja) | 1985-10-31 |
JPH0454915B2 true JPH0454915B2 (ja) | 1992-09-01 |
Family
ID=13581721
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59075629A Granted JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60218096A (ja) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP5586213B2 (ja) * | 2009-11-19 | 2014-09-10 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 非常用炉心冷却装置 |
-
1984
- 1984-04-13 JP JP59075629A patent/JPS60218096A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS60218096A (ja) | 1985-10-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA2870859C (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
JPH0454915B2 (ja) | ||
US4533514A (en) | Nuclear reactor degassing method and degassing system | |
EP0585499B1 (en) | Low pressure coolant injection modification for boiling water reactors | |
JPS5913719B2 (ja) | 高速増殖炉の残留熱除去系 | |
JPH05264774A (ja) | 非常時原子炉冷却装置 | |
JPS5816479B2 (ja) | 総合機能型原子炉後備冷却系統設備 | |
JPS62228197A (ja) | 軽水型原子炉 | |
JPH0755984A (ja) | 原子炉補給水設備 | |
JPS6010597B2 (ja) | 原子炉冷却材浄化装置 | |
JPS6020193A (ja) | 沸騰水形原子炉の給水装置 | |
JPS6128893A (ja) | 原子力発電プラント | |
JPS58102197A (ja) | 原子炉の給水加熱器バイパス弁操作監視装置 | |
JPS604439B2 (ja) | 原子炉プラントの運転方法 | |
JPS61181994A (ja) | 燃料プ−ル給水系統 | |
JPS5897697A (ja) | 給水再循環流量協調制御装置 | |
JPS61105496A (ja) | 原子炉自動減圧装置 | |
JPS62280689A (ja) | 原子炉冷却材浄化システム | |
JPS6195283A (ja) | 原子炉の余熱除去装置 | |
JP2003344576A (ja) | 沸騰水型原子炉設備 | |
JPS60247196A (ja) | 沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置 | |
JPS5896288A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
JPS6036997A (ja) | 沸騰水形原子炉の給水装置 | |
JPH03216592A (ja) | 沸騰水型原子炉の冷却水補給装置 | |
JPS58201094A (ja) | 原子炉冷却材浄化系 |