JPH0547965Y2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0547965Y2
JPH0547965Y2 JP2530189U JP2530189U JPH0547965Y2 JP H0547965 Y2 JPH0547965 Y2 JP H0547965Y2 JP 2530189 U JP2530189 U JP 2530189U JP 2530189 U JP2530189 U JP 2530189U JP H0547965 Y2 JPH0547965 Y2 JP H0547965Y2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
heat
pipe
heat pipe
water
liquid sodium
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
Application number
JP2530189U
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH02122974U (en
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Priority to JP2530189U priority Critical patent/JPH0547965Y2/ja
Publication of JPH02122974U publication Critical patent/JPH02122974U/ja
Application granted granted Critical
Publication of JPH0547965Y2 publication Critical patent/JPH0547965Y2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 産業上の利用分野 この考案は高速増殖炉で発生させた熱によって
水蒸気を得るための蒸気発生器に関するものであ
る。
[Detailed description of the invention] Industrial application field This invention relates to a steam generator for obtaining steam from heat generated in a fast breeder reactor.

従来の技術 高速増殖炉による発電システムを模式的に示せ
ば第4図の通りであつて、炉心1を収容した原子
炉容器2と中間熱交換器3との間には、1次冷却
材である液体ナトリウム4が循環され、またその
中間熱交換器3と蒸気発生器5との間には、2次
冷却材である液体ナトリウム6が循環されてお
り、さらにその蒸気発生器5には水7が供給さ
れ、2次冷却材である液体ナトリウム6の有する
熱で水7を加熱して過熱水蒸気とし、その加熱水
蒸気をタービン8に送るとともにタービン8の後
段に設けたコンデンサ9で復水させることにより
背圧を与えてタービン8を駆動し、そのタービン
8で発電機10を回転させて発電を行なうよう構
成されている。
Prior Art A power generation system using a fast breeder reactor is schematically shown in Fig. 4, in which a primary coolant is provided between a reactor vessel 2 containing a reactor core 1 and an intermediate heat exchanger 3. A certain liquid sodium 4 is circulated, liquid sodium 6 which is a secondary coolant is circulated between the intermediate heat exchanger 3 and the steam generator 5, and water is further circulated in the steam generator 5. 7 is supplied, water 7 is heated by the heat possessed by liquid sodium 6, which is a secondary coolant, and becomes superheated steam.The heated steam is sent to a turbine 8 and is condensed in a condenser 9 installed after the turbine 8. This applies back pressure to drive the turbine 8, and the turbine 8 rotates the generator 10 to generate electricity.

しかるに上述した構成であれば、中間熱交換器
3を設けてあることにより放射能汚染された1次
冷却材である液体ナトリウム4が水7と直接接触
したり、それに伴つて爆発して外部に洩れたりす
ることが有効に防止されるが、中間熱交換器3自
体が相当大きな設備であるから、全体としても膨
大な設備とならざるを得ない問題があつた。また
蒸気発生器5は、2次冷却材である液体ナトリウ
ム6と水7との熱交換を1枚の隔壁を挟んで行な
うように構成されているために、ピンホールや亀
裂などによつて液体ナトリウム6と水7とが接触
し、爆発的な反応を起こすおそれがあつた。
However, with the above-mentioned configuration, since the intermediate heat exchanger 3 is provided, the radioactively contaminated liquid sodium 4, which is the primary coolant, comes into direct contact with the water 7, and as a result, explodes and leaks to the outside. Although leakage is effectively prevented, since the intermediate heat exchanger 3 itself is a fairly large piece of equipment, there is a problem in that the whole piece of equipment has to be enormous. In addition, the steam generator 5 is configured to exchange heat between liquid sodium 6 and water 7, which are secondary coolants, with one partition wall in between, so the liquid may There was a risk that sodium 6 and water 7 would come into contact and cause an explosive reaction.

このような不都合を解消するために従来では、
液体ナトリウムと水との間の熱交換をヒートパイ
プを介して行なうことが試みられている。その例
を第5図および6図に模式的に示す。すなわち蒸
気発生器11の本体容器12の内部には、多数本
の二重管構造のヒートパイプ13が上下方向に向
けて配置されており、またその本体容器12の内
部は上部ヘツダ部14と下部ヘツダ部15とこれ
らの間の中間部16とに区画され、前記ヒートパ
イプ13の中心部を貫通する内管17が各ヘツダ
部14,15に連通している。そして本体容器1
2の中間部の上部に流入口18が形成され、かつ
下部に流出口19が形成されており、これらの流
入口18と流出口19とが、前記中間部16に1
次冷却材としての液体ナトリウム20を循環させ
て供給するよう原子炉容器21に接続されてい
る。したがつてヒートパイプ13においては、そ
の外周側の液体ナトリウム20から熱を受けて作
動流体22が蒸発し、また内管17に水23を流
しておくことにより、作動流体22の蒸気が水2
3に熱を与えてこれを過熱水蒸気とし、したがつ
てヒートパイプ13が液体ナトリウム20と水2
3との間の熱交換を媒介する。また作動流体22
をナトリウムおよび水と反応しない物質、例えば
水銀としておくことにより、ピンホールや亀裂な
どに伴う漏洩に起因する爆発的な反応が防止され
る。
In order to solve this inconvenience, conventionally,
Attempts have been made to perform heat exchange between liquid sodium and water via heat pipes. Examples thereof are schematically shown in FIGS. 5 and 6. That is, inside the main body container 12 of the steam generator 11, a large number of double-tube structure heat pipes 13 are arranged vertically. The heat pipe 13 is partitioned into a header portion 15 and an intermediate portion 16 therebetween, and an inner pipe 17 passing through the center of the heat pipe 13 communicates with each of the header portions 14 and 15. And main container 1
An inlet 18 is formed in the upper part of the middle part of the 2, and an outlet 19 is formed in the lower part.
It is connected to the reactor vessel 21 so as to circulate and supply liquid sodium 20 as a secondary coolant. Therefore, in the heat pipe 13, the working fluid 22 is evaporated by receiving heat from the liquid sodium 20 on the outer circumferential side, and by letting the water 23 flow through the inner pipe 17, the steam of the working fluid 22 is converted to water 2.
3 and converts it into superheated steam, so that the heat pipe 13 generates liquid sodium 20 and water 2.
Mediates heat exchange between 3 and 3. Also, the working fluid 22
By using a substance that does not react with sodium and water, such as mercury, explosive reactions due to leaks due to pinholes, cracks, etc. are prevented.

考案が解決しようとする課題 しかるに上記のヒートパイプ式蒸気発生器で
は、高温の液体ナトリウム20を上側から下側に
向け流す構成であるから、水もしくは水蒸気の温
度およびヒートパイプの温度ならびに液体ナトリ
ウムの温度分布のそれぞれは第7図のようにな
る。すなわち液体ナトリウムの温度が上部側で高
いうえにヒートパイプにおいては作動流体22の
大半が下部に溜ることになるために、ヒートパイ
プの上部側で液相の作動流体が不足し、極めて高
温になる。これは所謂ドライアウトがヒートパイ
プの上部で生じ、入熱のみがあつて水に対して熱
が与えられないことに起因し、これは結局はヒー
トパイプの上部で熱輸送が生じず、ヒートパイプ
の有効長が短くなつていることと同じ状態であ
る。このように上記従来の蒸気発生器ではヒート
パイプが有効に機能せずに、熱交換効率が悪い問
題があつた。
Problems to be Solved by the Invention However, since the above heat pipe type steam generator has a configuration in which the high temperature liquid sodium 20 flows from the upper side to the lower side, the temperature of the water or steam, the temperature of the heat pipe, and the temperature of the liquid sodium are Each temperature distribution is as shown in FIG. In other words, the temperature of the liquid sodium is high in the upper part, and most of the working fluid 22 in the heat pipe accumulates in the lower part, so there is a shortage of liquid phase working fluid in the upper part of the heat pipe, and the temperature becomes extremely high. . This is because so-called dryout occurs at the top of the heat pipe, and only heat is input and no heat is given to the water. This is the same situation as the effective length of . As described above, in the conventional steam generator described above, the heat pipe does not function effectively, resulting in a problem of poor heat exchange efficiency.

この考案は上記の事情を背景としてなされたも
ので、熱交換効率の良い高速増殖炉用蒸気発生器
を提供することを目的とするものである。
This invention was made against the background of the above-mentioned circumstances, and the purpose is to provide a steam generator for a fast breeder reactor with good heat exchange efficiency.

課題を解決するための手段 この考案は、上記の目的を達成するために、第
1の熱媒体を流す流通管の外周に、ヒートパイプ
を設けるとともに、そのヒートパイプの外周側
に、第2の熱媒体を流す流通部を設け、かつ前記
ヒートパイプの軸線が上下方向を向くよう設置
し、さらに前記第1および第2の熱媒体のいずれ
か一方が水もしくは水蒸気であり、他方が原子炉
容器から供給される高温の冷却材である高速増殖
炉用蒸気発生器において、前記冷却材が下側から
上側に向けて流れるよう前記流通管もしくは流通
部に冷却材用流入口と流出口とを形成したことを
特徴とするものである。
Means for Solving the Problems In order to achieve the above object, this invention provides a heat pipe around the outer periphery of the flow pipe through which the first heat medium flows, and a second heat pipe on the outer periphery of the heat pipe. A flow section for flowing a heat medium is provided, and the heat pipe is installed so that its axis is directed in the vertical direction, and further, one of the first and second heat medium is water or steam, and the other is a reactor vessel. In a steam generator for a fast breeder reactor, which is a high-temperature coolant supplied from It is characterized by the fact that

作 用 したがつてこの考案の蒸気発生器においても、
原子炉容器から供給される高温の冷却材と水もし
くは水蒸気との間にヒートパイプが介在し、その
ヒートパイプを介して冷却材の有する熱が水もし
くは水蒸気に与えられる。そのため冷却材を液体
ナトリウムとした場合であつても、冷却材が水と
直接接触して爆発的に反応することが防止され
る。そして高温の冷却材がヒートパイプの下側か
ら上側に向けて流れるから作動流体の多い下端部
側での熱流束が多く、作動流体の少ない上端部側
での熱流束が少なくなり、換言すれば、作動流体
の量に応じた熱流束となるために、部分的なドラ
イアウトが生じずにヒートパイプの全長に亘つて
良好な熱輸送が行われ、冷却材と水もしくは水蒸
気との間の熱交換効率が良好になる。
Function Therefore, also in the steam generator of this invention,
A heat pipe is interposed between the high-temperature coolant supplied from the reactor vessel and water or steam, and the heat of the coolant is imparted to the water or steam through the heat pipe. Therefore, even when the coolant is liquid sodium, the coolant is prevented from coming into direct contact with water and reacting explosively. Since the high-temperature coolant flows from the bottom to the top of the heat pipe, the heat flux is large at the bottom end where there is a lot of working fluid, and the heat flux is small at the top end where there is less working fluid. , the heat flux is proportional to the amount of working fluid, so there is good heat transport over the entire length of the heat pipe without partial dryout, and heat transfer between the coolant and water or steam is achieved. Good exchange efficiency.

実施例 つぎにこの考案の実施例を図面を参照して説明
する。
Embodiment Next, an embodiment of this invention will be described with reference to the drawings.

第1図および第2図はこの考案の一実施例を原
理的に示す模式図であつて、蒸気発生器11の本
体容器12の内部は、上部ヘツダ部14と下部ヘ
ツダ部15とこれらの間の中間部16との三部分
に区画されており、その中間部16には二重管構
造の多数本のヒートパイプ13がその軸線を上下
方向に向けて互いに平行に配列されている。その
ヒートパイプ13の構造は第2図に示す通りであ
つて、内管17が中心軸線に沿つて貫通してお
り、その内管17の上端部が上部ヘツダ部14に
連通し、かつ下端部が下部ヘツダ部15に連通し
ており、ヒートパイプ13の中間部分が本体容器
12内に区画形成した中間部16内に位置してい
る。なお、ヒートパイプ13の作動流体22とし
ては水銀等のナトリウムおよび水とのいずれとも
反応しない凝縮性流体が使用されている。そして
本体容器12のうち前記中間部16における上端
部に相当する位置に流出口19が形成され、また
下端部の相当する位置に流入口18が形成されて
おり、その流入口18には冷却材である液体ナト
リウム20を原子炉容器21から供給する冷却材
供給管24が接続され、また流出口19には温度
の低下した液体ナトリウム20を原子炉容器21
に戻す冷却材還流管25が接続されている。
FIGS. 1 and 2 are schematic diagrams showing the principle of an embodiment of this invention, and the inside of the main body container 12 of the steam generator 11 includes an upper header part 14, a lower header part 15, and a space between them. and a middle part 16, and in the middle part 16, a large number of heat pipes 13 having a double pipe structure are arranged in parallel to each other with their axes directed in the vertical direction. The structure of the heat pipe 13 is as shown in FIG. 2, in which an inner tube 17 penetrates along the central axis, the upper end of the inner tube 17 communicates with the upper header section 14, and the lower end is in communication with the lower header portion 15 , and the intermediate portion of the heat pipe 13 is located within an intermediate portion 16 defined within the main body container 12 . Note that as the working fluid 22 of the heat pipe 13, a condensable fluid such as mercury that does not react with either sodium or water is used. An outflow port 19 is formed in the main body container 12 at a position corresponding to the upper end of the intermediate portion 16, and an inflow port 18 is formed at a position corresponding to the lower end. A coolant supply pipe 24 is connected to supply liquid sodium 20 from the reactor vessel 21 to the outlet 19, and a coolant supply pipe 24 is connected to the outlet 19 to supply liquid sodium 20 with a reduced temperature to the reactor vessel 21.
A coolant reflux pipe 25 is connected thereto.

以上のように構成した蒸気発生器11では、水
23が下部ヘツダ部15に供給されて内管17の
中を下側から上側に向けて流れ、また原子炉容器
21から送り出された高温の液体ナトリウム20
が、前記流入口18から本体容器12に供給さ
れ、その中間部16の中を下側か上側に流れた
後、流出口19から原子炉容器21に戻される。
したがつてヒートパイプ13の外周側が高温とな
り、かつ内周側が低温となつてその間で熱交換が
生じる。すなわちヒートパイプ13内の作動流体
22が液体ナトリウム20の有する熱によつて加
熱されて蒸発し、その蒸気が内管17に接触し
て、その内部を流れる水もしくは水蒸気に熱を奪
われて凝縮し、その結果、作動流体22がその潜
熱として外周側から内周側に熱を輸送し、液体ナ
トリウム20と水23との間の熱交換を媒介す
る。
In the steam generator 11 configured as described above, water 23 is supplied to the lower header section 15 and flows from the bottom to the top inside the inner tube 17, and the high temperature liquid sent out from the reactor vessel 21 sodium 20
is supplied to the main vessel 12 from the inlet 18, flows downward or upward through the intermediate portion 16, and then is returned to the reactor vessel 21 from the outlet 19.
Therefore, the outer circumferential side of the heat pipe 13 becomes high temperature and the inner circumferential side becomes low temperature, and heat exchange occurs therebetween. That is, the working fluid 22 in the heat pipe 13 is heated by the heat of the liquid sodium 20 and evaporates, and the vapor comes into contact with the inner tube 17, where the water or steam flowing inside the tube absorbs the heat and condenses. As a result, the working fluid 22 transports heat as its latent heat from the outer circumferential side to the inner circumferential side, mediating heat exchange between the liquid sodium 20 and the water 23.

その場合、上記の蒸気発生器11では、高温の
液体ナトリウム20が中間部16の下側から供給
されて上側に向けて流れ、その間に液体ナトリウ
ム20の有する熱が水23に与えられるから、液
体ナトリウム20の温度は第3図に示すように中
間部16における下端側で高く、上端側で次第に
低くなる。これに対してヒートパイプ13内の作
動流体22は重力の影響で下端部側に偏在する。
すなわち液体ナトリウム20からの熱流束の多寡
に対応して作動流体22が分布するために、ヒー
トパイプ13の全長に亘つて良好な熱輸送が生じ
る。したがつて水23およびヒートパイプ13な
らびに液体ナトリウム20の本体容器12内での
温度分布は第3図に示すようになり、この図から
も知られるようにヒートパイプ13に部分的なド
ライアウトが生じない。
In that case, in the steam generator 11 described above, high-temperature liquid sodium 20 is supplied from the lower side of the intermediate section 16 and flows upward, and during that time the heat of the liquid sodium 20 is given to the water 23. As shown in FIG. 3, the temperature of the sodium 20 is high at the lower end of the intermediate portion 16 and gradually decreases at the upper end. On the other hand, the working fluid 22 within the heat pipe 13 is unevenly distributed toward the lower end due to the influence of gravity.
That is, since the working fluid 22 is distributed in accordance with the amount of heat flux from the liquid sodium 20, good heat transport occurs over the entire length of the heat pipe 13. Therefore, the temperature distribution of the water 23, the heat pipe 13, and the liquid sodium 20 in the main container 12 becomes as shown in FIG. 3, and as can be seen from this figure, there is a partial dryout in the heat pipe 13. Does not occur.

上述のようにして熱を放出した液体ナトリウム
20は原子炉容器21に還流して加熱昇温された
後に、再度前記本体容器12に供給される。また
内管17の内部を流れる間に加熱された水は過熱
水蒸気となつて上部ヘツダ部14からタービン
(図示せず)等に送り出される。
The liquid sodium 20 which has released heat as described above flows back into the reactor vessel 21 and is heated and heated, and then supplied to the main body vessel 12 again. Further, water heated while flowing inside the inner pipe 17 becomes superheated steam and is sent out from the upper header section 14 to a turbine (not shown) or the like.

なお、上記の実施例ではヒートパイプ13の外
周側に高温の液体ナトリウム20を流し、内管1
7の内部に水もしくは水蒸気を流すこととした
が、この考案では、上記の実施例とは反対に、高
温の液体ナトリウムを内管の下側から供給し、か
つ水もしくは水蒸気をヒートパイプの外周側に流
すようにしてもよい。
In the above embodiment, high temperature liquid sodium 20 is flowed around the outer circumferential side of the heat pipe 13, and the inner pipe 1
However, in this invention, contrary to the above embodiment, high-temperature liquid sodium is supplied from the bottom of the inner tube, and water or steam is supplied to the outer periphery of the heat pipe. You can also let it flow to the side.

考案の効果 以上の説明から明らかなようにこの考案の高速
増殖炉用蒸気発生器によれば、ヒートパイプの作
動流体の偏在状況に応じた外部からの熱流束にな
るので、熱流束に対する作動流体の不足、ひいて
は部分的なドライアウトが生じることがなく、そ
の結果、ヒートパイプの全長に亘つて良好な熱輸
送が生じ、効率の良い熱交換を行なうことができ
る。
Effects of the invention As is clear from the above explanation, according to the steam generator for a fast breeder reactor of this invention, the heat flux from the outside corresponds to the uneven distribution of the working fluid in the heat pipe. As a result, good heat transport occurs over the entire length of the heat pipe, resulting in efficient heat exchange.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図はこの考案の全体構成を原理的に示す模
式図、第2図はそのヒートパイプの一本を取出し
て示す模式図、第3図はそのヒートパイプの軸線
方向での水および液体ナトリウムならびにヒート
パイプの温度分布を示す線図、第4図は高速増殖
炉による発電システムを説明するための模式図、
第5図は従来のヒートパイプ式蒸気発生器の全体
構成を原理的に示す模式図、第6図はそのヒート
パイプの一本を取出して示す模式図、第7図はそ
のヒートパイプの軸線方向での水および液体ナト
リウムならびにヒートパイプの温度分布を示す線
図である。 11……蒸気発生器、12……本体容器、13
……ヒートパイプ、16……中間部、17……内
管、18……流入口、19……流出口、20……
液体ナトリウム、21……原子炉容器、22……
作動流体、23……水。
Figure 1 is a schematic diagram showing the principle of the overall configuration of this device, Figure 2 is a schematic diagram showing one of the heat pipes, and Figure 3 is a diagram showing water and liquid sodium in the axial direction of the heat pipe. and a diagram showing the temperature distribution of the heat pipe, and Figure 4 is a schematic diagram for explaining a power generation system using a fast breeder reactor.
Figure 5 is a schematic diagram showing the general structure of a conventional heat pipe steam generator in principle, Figure 6 is a schematic diagram showing one of the heat pipes, and Figure 7 is the axial direction of the heat pipe. FIG. 2 is a diagram showing the temperature distribution of water, liquid sodium, and a heat pipe at . 11...Steam generator, 12...Main container, 13
... Heat pipe, 16 ... Middle part, 17 ... Inner pipe, 18 ... Inlet, 19 ... Outlet, 20 ...
Liquid sodium, 21... Reactor vessel, 22...
Working fluid, 23...water.

Claims (1)

【実用新案登録請求の範囲】 第1の熱媒体を流す流通管の外周に、ヒートパ
イプを設けるとともに、そのヒートパイプの外周
側に、第2の熱媒体を流す流通部を設け、かつ前
記ヒートパイプの軸線が上下方向を向くよう設置
し、さらに前記第1および第2の熱媒体のいずれ
か一方が水もしくは水蒸気であり、他方が原子炉
容器から供給される高温の冷却材である高速増殖
炉用蒸気発生器において、 前記冷却材が下側から上側に向けて流れるよう
前記流通管もしくは流通部に冷却材用流入口と流
出口とが形成されていることを特徴とする高速増
殖炉用蒸気発生器。
[Claims for Utility Model Registration] A heat pipe is provided on the outer periphery of the flow pipe through which the first heat medium flows, and a flow section through which the second heat medium flows is provided on the outer peripheral side of the heat pipe, and A fast breeding method in which the pipe is installed so that its axis faces vertically, and one of the first and second heat carriers is water or steam, and the other is a high-temperature coolant supplied from the reactor vessel. A steam generator for a fast breeder reactor, characterized in that a coolant inlet and an outlet are formed in the flow pipe or the flow section so that the coolant flows from the bottom to the top. steam generator.
JP2530189U 1989-03-06 1989-03-06 Expired - Lifetime JPH0547965Y2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2530189U JPH0547965Y2 (en) 1989-03-06 1989-03-06

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2530189U JPH0547965Y2 (en) 1989-03-06 1989-03-06

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH02122974U JPH02122974U (en) 1990-10-09
JPH0547965Y2 true JPH0547965Y2 (en) 1993-12-17

Family

ID=31245919

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2530189U Expired - Lifetime JPH0547965Y2 (en) 1989-03-06 1989-03-06

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0547965Y2 (en)

Also Published As

Publication number Publication date
JPH02122974U (en) 1990-10-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4842053A (en) Heat exchanger using heat pipes
JP3920241B2 (en) Steam generator for liquid metal furnace and its heat transfer method
US4308914A (en) Double plate flow distributor
GB1140533A (en) Liquid-metal cooled nuclear reactors
JPH0547965Y2 (en)
CN111306525A (en) Heat pipe type steam generator with spiral fins
US4886111A (en) Heat pipe type heat exchanger
US3504737A (en) Heat exchangers
JPS6218839B2 (en)
JPS63201494A (en) Regenerative heat exchanger
JPH0547966Y2 (en)
GB783681A (en) A heat exchanger
JPH0776653B2 (en) Direct contact type condenser and heat cycle device using the same
JPH07198277A (en) Heat exchanger using two-phase intermediate flow
JPS605325Y2 (en) solar heat collector
SU842381A1 (en) Heat exchange apparatus with intermediate cooling agent fluidised bed
JPH0518620Y2 (en)
JPS6314882Y2 (en)
CN110729059A (en) Secondary shielding water tank heat pipe type passive temperature controller using heat pipe as heat conducting element
JPS58138951A (en) Heat accumulation type hot water feeder
CN111322777A (en) Medium-deep geothermal vacuum heat pipe heat exchanger and use method thereof
JPS60251302A (en) Moisture separating heater
JPH08152281A (en) Heat exchanger
JPS58195782A (en) Heat exchanger
JPH0814634B2 (en) Distributed reactor