JPH06265676A - 異常時原子炉停止装置 - Google Patents
異常時原子炉停止装置Info
- Publication number
- JPH06265676A JPH06265676A JP5076398A JP7639893A JPH06265676A JP H06265676 A JPH06265676 A JP H06265676A JP 5076398 A JP5076398 A JP 5076398A JP 7639893 A JP7639893 A JP 7639893A JP H06265676 A JPH06265676 A JP H06265676A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron absorber
- support plate
- core
- tube
- double tube
- 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.)
- Withdrawn
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-
- 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)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 信頼性に優れた異常時原子炉停止装置を提供
する。 【構成】 上部に形成されたハンドリングヘッド１ａ及
び下部に形成された下部入口ノズル１ｂを有するラッパ
管１と、このラッパ管１の内部に同軸に配設されると共
にその中心部に燃料要素３が配設され、且つこれを取り
巻くようにして中性子吸収体６を収納する二重管２と、
この二重管２内の上部に配設される中性子吸収用の中性
子吸収体６と、この中性子吸収体６を二重管２の上部に
のみ収納されるように規制する支え板４と、この支え板
４を固定すると共に冷却材の温度が或る値を越えるとき
に支え板４を落下させる低融点の突起物７と、この支え
板４及び中性子吸収体６の落下位置を規制すべく二重管
２内の下部に設けられる底板５とを具備する。
する。 【構成】 上部に形成されたハンドリングヘッド１ａ及
び下部に形成された下部入口ノズル１ｂを有するラッパ
管１と、このラッパ管１の内部に同軸に配設されると共
にその中心部に燃料要素３が配設され、且つこれを取り
巻くようにして中性子吸収体６を収納する二重管２と、
この二重管２内の上部に配設される中性子吸収用の中性
子吸収体６と、この中性子吸収体６を二重管２の上部に
のみ収納されるように規制する支え板４と、この支え板
４を固定すると共に冷却材の温度が或る値を越えるとき
に支え板４を落下させる低融点の突起物７と、この支え
板４及び中性子吸収体６の落下位置を規制すべく二重管
２内の下部に設けられる底板５とを具備する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、重大事故発生時に原子
炉を緊急停止させるための異常時原子炉停止装置に関す
るものである。
炉を緊急停止させるための異常時原子炉停止装置に関す
るものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉においては、重大な事故が発生し
たとき、原子核連鎖反応を急速に停止（スクラム）させ
る必要がある。このような場合、中性子吸収体（例え
ば、ステンレス鋼球やタンタル球、或いは類似物）を炉
心に挿入することで行われる。
たとき、原子核連鎖反応を急速に停止（スクラム）させ
る必要がある。このような場合、中性子吸収体（例え
ば、ステンレス鋼球やタンタル球、或いは類似物）を炉
心に挿入することで行われる。
【０００３】従来この種のスクラム技術には、例えば、
特開昭５４−５１９４号があり、原子炉異常時に冷却材
温度上昇をセンサで感知し、上方に貯えておいた中性子
吸収体を機械的に開き、炉の中心部に挿入（落下）する
ことで原子炉の自動停止を行っている。
特開昭５４−５１９４号があり、原子炉異常時に冷却材
温度上昇をセンサで感知し、上方に貯えておいた中性子
吸収体を機械的に開き、炉の中心部に挿入（落下）する
ことで原子炉の自動停止を行っている。
【０００４】特開昭５４−５１９４号に開示された構成
について更に説明すると、冷却材の温度上昇の場合、ベ
ローズが熱膨張によって伸び、ベローズの先にある押し
棒がラッチを押すことによって該ラッチが開き、このラ
ッチに保持されていた支持棒が落下し、更に支持棒によ
って閉じられていたトラップドアが開き、中性子吸収体
が炉心に挿入される構造になっている。
について更に説明すると、冷却材の温度上昇の場合、ベ
ローズが熱膨張によって伸び、ベローズの先にある押し
棒がラッチを押すことによって該ラッチが開き、このラ
ッチに保持されていた支持棒が落下し、更に支持棒によ
って閉じられていたトラップドアが開き、中性子吸収体
が炉心に挿入される構造になっている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】しかし、上記した従来
技術にあっては、原子炉中では、高温かつ高放射能にさ
らされると共にベローズに動作部分が多いため、故障の
危険性があり、信頼性の面で不安がある。
技術にあっては、原子炉中では、高温かつ高放射能にさ
らされると共にベローズに動作部分が多いため、故障の
危険性があり、信頼性の面で不安がある。
【０００６】また、中性子吸収体が炉心に挿入されるま
でに、ベローズの温度上昇と熱膨張、押し棒による
ラッチの開放、支持棒の落下、トラップドアの開
放、といったステップが必要になり、冷却温度上昇から
中性子吸収体の炉心への挿入までに時間遅れが生じ、い
ずれかのステップで故障が生じた場合に不作動が生じ
る。
でに、ベローズの温度上昇と熱膨張、押し棒による
ラッチの開放、支持棒の落下、トラップドアの開
放、といったステップが必要になり、冷却温度上昇から
中性子吸収体の炉心への挿入までに時間遅れが生じ、い
ずれかのステップで故障が生じた場合に不作動が生じ
る。
【０００７】本発明は、上記従来技術の実情に鑑みてな
されたものであり、信頼性に優れる異常時原子炉停止装
置を提供することを目的にしている。
されたものであり、信頼性に優れる異常時原子炉停止装
置を提供することを目的にしている。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、この発明は、上部に形成されたハンドリングヘッ
ド及び下部に形成された下部入口ノズルを有するラッパ
管と、このラッパ管の内部に同軸に配設されると共にそ
の中心部に燃料要素が配設され、且つこれを取り巻くよ
うにして中性子吸収体を収納する二重管と、この二重管
内の上部に配設される中性子吸収用の中性子吸収体と、
この中性子吸収体を前記二重管の上部にのみ収納される
ように炉心の上端に対応する位置に設けられた支え板
と、この支え板を固定すると共に冷却材の温度が或る値
を超えるときに前記支え板を落下させる低融点の突起物
と、この支え板及び前記中性子吸収体の落下位置を規制
すべく前記二重管内の炉心の下端に対応する位置に設け
られた底板とを具備するようにしている。
めに、この発明は、上部に形成されたハンドリングヘッ
ド及び下部に形成された下部入口ノズルを有するラッパ
管と、このラッパ管の内部に同軸に配設されると共にそ
の中心部に燃料要素が配設され、且つこれを取り巻くよ
うにして中性子吸収体を収納する二重管と、この二重管
内の上部に配設される中性子吸収用の中性子吸収体と、
この中性子吸収体を前記二重管の上部にのみ収納される
ように炉心の上端に対応する位置に設けられた支え板
と、この支え板を固定すると共に冷却材の温度が或る値
を超えるときに前記支え板を落下させる低融点の突起物
と、この支え板及び前記中性子吸収体の落下位置を規制
すべく前記二重管内の炉心の下端に対応する位置に設け
られた底板とを具備するようにしている。
【０００９】
【作用】上記した手段によれば、ベローズに代えて低融
点の突起物により中性子吸収体を二重管内に収納する支
え板を支持し、冷却材の温度上昇に伴い、低融点の突起
物が溶融して中性子吸収体を底板上まで落下させる。支
え板と底板の間は炉心領域であることから、この領域に
介在するようになった中性子吸収体は中性子を吸収して
負の反応度を生じさせ、炉心の出力低下または原子炉の
停止をさせる。したがって、燃料の破損を招くことな
く、異常を収束することができる。
点の突起物により中性子吸収体を二重管内に収納する支
え板を支持し、冷却材の温度上昇に伴い、低融点の突起
物が溶融して中性子吸収体を底板上まで落下させる。支
え板と底板の間は炉心領域であることから、この領域に
介在するようになった中性子吸収体は中性子を吸収して
負の反応度を生じさせ、炉心の出力低下または原子炉の
停止をさせる。したがって、燃料の破損を招くことな
く、異常を収束することができる。
【００１０】
【実施例】図１は本発明による異常時原子炉停止装置の
一実施例を示す断面図である。
一実施例を示す断面図である。
【００１１】角柱状（六角柱）のラッパ管１は上端部及
び下端部が先細にされ、上端部がハンドリングヘッド１
ａ（冷却材の出口であると共に燃料交換機のつかみ代の
役割をはたす）及び下端部が下部入口ノズル１ｂ（通常
の高速炉用集合体と同様に冷却材を取り入れ炉心支持板
に装着することにより異常時原子炉停止装置を支持する
役割をはたす）として機能している。この下部入口ノズ
ル１ｂの側面及び下面には開口が形成されている。ハン
ドリングヘッド１ａ内には、中空で、円筒状断面、ドー
ナツ状の上面、及び中心に小径の開口を有する底面をも
つ形状の二重管２が同軸に配設されている。さらに下部
入口ノズル１ｂの中空内には円筒状で肉厚の燃料要素３
（通常の高速炉用燃料要素と同様にＰｕ及びＵを含むペ
レットをステンレス製の被覆管に装填したもの）が挿入
されている。
び下端部が先細にされ、上端部がハンドリングヘッド１
ａ（冷却材の出口であると共に燃料交換機のつかみ代の
役割をはたす）及び下端部が下部入口ノズル１ｂ（通常
の高速炉用集合体と同様に冷却材を取り入れ炉心支持板
に装着することにより異常時原子炉停止装置を支持する
役割をはたす）として機能している。この下部入口ノズ
ル１ｂの側面及び下面には開口が形成されている。ハン
ドリングヘッド１ａ内には、中空で、円筒状断面、ドー
ナツ状の上面、及び中心に小径の開口を有する底面をも
つ形状の二重管２が同軸に配設されている。さらに下部
入口ノズル１ｂの中空内には円筒状で肉厚の燃料要素３
（通常の高速炉用燃料要素と同様にＰｕ及びＵを含むペ
レットをステンレス製の被覆管に装填したもの）が挿入
されている。
【００１２】さらに、二重管２の内部は、支え板４（図
１の上側）と底板５（図１の下側）とにより複数の部屋
に分割され、支え板４と上面との間の内部空間にはボー
ル状の多数の中性子吸収体６が収納されている。また、
支え板４の内周の下部周囲には、低融点の突起物７が設
けられ、支え板４の内側を支えている。低融点の突起物
７はある温度以上になると溶融し、支え板４が外れて中
性子吸収体６を落とすように機能する。したがって、支
え板４の外周は二重管２内に固定することなく、容易に
外れるように支え金９と低融点の突起物７との上に置か
れている。支え金９は二重管内周に溶接されている。
１の上側）と底板５（図１の下側）とにより複数の部屋
に分割され、支え板４と上面との間の内部空間にはボー
ル状の多数の中性子吸収体６が収納されている。また、
支え板４の内周の下部周囲には、低融点の突起物７が設
けられ、支え板４の内側を支えている。低融点の突起物
７はある温度以上になると溶融し、支え板４が外れて中
性子吸収体６を落とすように機能する。したがって、支
え板４の外周は二重管２内に固定することなく、容易に
外れるように支え金９と低融点の突起物７との上に置か
れている。支え金９は二重管内周に溶接されている。
【００１３】図２は図１のＡ−Ａ矢視断面図を示し、図
３は図１のＢ−Ｂ矢視断面図を示している。
３は図１のＢ−Ｂ矢視断面図を示している。
【００１４】図２に示すように、燃料要素３は複数本が
並行装填され、支え板４は扇形の複数の板材を円周方向
に連続配置した構成になっている。この支え板４に対
し、低融点の突起物７は内周辺の中央１カ所を固定する
ように設けられている。
並行装填され、支え板４は扇形の複数の板材を円周方向
に連続配置した構成になっている。この支え板４に対
し、低融点の突起物７は内周辺の中央１カ所を固定する
ように設けられている。
【００１５】本発明による異常時原子炉停止装置は、通
常の炉心燃料集合体と同様に高速増殖炉の炉心の中に装
荷される。そして、燃料要素３は核分裂性物質であるＰ
ｕを含むために発熱されており、よって、冷却材により
除熱されている。また、中性子吸収体６は定格出力時に
は、炉心上端に位置するように設計されている。
常の炉心燃料集合体と同様に高速増殖炉の炉心の中に装
荷される。そして、燃料要素３は核分裂性物質であるＰ
ｕを含むために発熱されており、よって、冷却材により
除熱されている。また、中性子吸収体６は定格出力時に
は、炉心上端に位置するように設計されている。
【００１６】以上の構成において、何等かの異常によっ
て冷却材流量が減少（あるいは出力上昇）が生じた場
合、燃料要素３を除熱している冷却材の温度が通常の炉
心燃料集合体のものと同様に上昇する。冷却材は、二重
管２の内管及び低融点の突起物７に接しているため、燃
料要素３の熱は低融点の突起物７に伝達される。低融点
の突起物７の温度が融点を超えて溶融すると、支え板４
は固定が解除されて落下し、同時に支え板４上に載置さ
れていた中性子吸収体６が炉心へ落下する。
て冷却材流量が減少（あるいは出力上昇）が生じた場
合、燃料要素３を除熱している冷却材の温度が通常の炉
心燃料集合体のものと同様に上昇する。冷却材は、二重
管２の内管及び低融点の突起物７に接しているため、燃
料要素３の熱は低融点の突起物７に伝達される。低融点
の突起物７の温度が融点を超えて溶融すると、支え板４
は固定が解除されて落下し、同時に支え板４上に載置さ
れていた中性子吸収体６が炉心へ落下する。
【００１７】この落下に伴って中性子吸収体６が炉心に
挿入されると、中性子吸収体６による中性子の吸収割合
が増え、負の反応度が生じる。この負の反応度によって
炉心の出力が低下し、或いは原子炉の停止に至り、［冷
却材流量／出力］の比が大きくなり或いは出力が崩壊熱
のみとなり、炉心燃料集合体の燃料及び冷却材の温度の
上昇が抑制される。この結果、異常に対して燃料の破損
を生じることなく収束する。
挿入されると、中性子吸収体６による中性子の吸収割合
が増え、負の反応度が生じる。この負の反応度によって
炉心の出力が低下し、或いは原子炉の停止に至り、［冷
却材流量／出力］の比が大きくなり或いは出力が崩壊熱
のみとなり、炉心燃料集合体の燃料及び冷却材の温度の
上昇が抑制される。この結果、異常に対して燃料の破損
を生じることなく収束する。
【００１８】次に、本発明を適用した実施例について説
明する。ここでは図４に示す３個の異常時原子炉停止装
置を炉心内に設備している。中性子吸収体６としては球
状に燒結された炭化硼素（Ｂ4Ｃ）あるいはステンレス
製の球に粉末のボロンを詰め込んだものとし、中性子吸
収体６が完全に挿入された場合、１．３％Δｋ／ｋの反
応度価値を有している。さらに、低融点の突起物７には
アルミニウム（Ａｌ）を用い、図１に示す反応度制御部
８の領域内にはアルゴンガスなどの希ガスを充填してい
る。さらに、炉心の高温停止（３５５℃等温）から定格
出力までの反応度変化は１．０％Δｋ／ｋである。ま
た、冷却材にはナトリウム（Ｎａ）を用いている。
明する。ここでは図４に示す３個の異常時原子炉停止装
置を炉心内に設備している。中性子吸収体６としては球
状に燒結された炭化硼素（Ｂ4Ｃ）あるいはステンレス
製の球に粉末のボロンを詰め込んだものとし、中性子吸
収体６が完全に挿入された場合、１．３％Δｋ／ｋの反
応度価値を有している。さらに、低融点の突起物７には
アルミニウム（Ａｌ）を用い、図１に示す反応度制御部
８の領域内にはアルゴンガスなどの希ガスを充填してい
る。さらに、炉心の高温停止（３５５℃等温）から定格
出力までの反応度変化は１．０％Δｋ／ｋである。ま
た、冷却材にはナトリウム（Ｎａ）を用いている。
【００１９】このような異常時原子炉停止装置を備えた
高速増殖炉が定格運転中に冷却材を流すためのポンプが
動力を失い、かつ通常の多重の安全装置が作動せず、原
子炉が停止しなかった場合、事象は下記のように推移す
る。
高速増殖炉が定格運転中に冷却材を流すためのポンプが
動力を失い、かつ通常の多重の安全装置が作動せず、原
子炉が停止しなかった場合、事象は下記のように推移す
る。
【００２０】（１） ［冷却材流量／出力］が小さくな
り、冷却材温度が上昇する。
り、冷却材温度が上昇する。
【００２１】（２） 低融点の突起物７に熱が伝達さ
れ、突起物７の温度は初期温度６００℃から融点６６０
℃まで上昇する。この結果、低融点の突起物７が溶融
し、図５に示すように支え板４が落下する。
れ、突起物７の温度は初期温度６００℃から融点６６０
℃まで上昇する。この結果、低融点の突起物７が溶融
し、図５に示すように支え板４が落下する。
【００２２】（３） 支え板４が外れた場合、中性子吸
収体６が図６に示すように炉心に挿入される。ボロン１
０（Ｂ10）は極めて良好に中性子を吸収する。この結果
１．３％Δｋ／ｋの大きな負の反応度が生じる。
収体６が図６に示すように炉心に挿入される。ボロン１
０（Ｂ10）は極めて良好に中性子を吸収する。この結果
１．３％Δｋ／ｋの大きな負の反応度が生じる。
【００２３】（４） 負の反応度が１．０％Δｋ／ｋを
超えると未臨界になり、連鎖反応による炉心の出力は０
％になり、発熱は崩壊熱のみになる。
超えると未臨界になり、連鎖反応による炉心の出力は０
％になり、発熱は崩壊熱のみになる。
【００２４】（５）炉心の崩壊熱は、ナトリウムの優れ
た自然循環力により除熱される。このため、冷却材温度
は沸点を超えない。
た自然循環力により除熱される。このため、冷却材温度
は沸点を超えない。
【００２５】（６） （１）〜（４）までの事象推移に
おける炉心内での燃料の冷却材最高温度は事象の推移の
速さにより、特に、炉心内の冷却材流量の低下する割合
により変わるが、十分に緩慢であったとすると、異常時
原子炉停止装置の冷却材出口温度と炉心内の冷却材最高
温度の次の関係から、７８４℃と推定される。
おける炉心内での燃料の冷却材最高温度は事象の推移の
速さにより、特に、炉心内の冷却材流量の低下する割合
により変わるが、十分に緩慢であったとすると、異常時
原子炉停止装置の冷却材出口温度と炉心内の冷却材最高
温度の次の関係から、７８４℃と推定される。
【００２６】Ｔc − Ｔin ∝ Ｔmax − Ｔin （但し、Ｔc：異常時原子炉停止装置の冷却材出口温
度、Ｔin：炉心入口温度、Ｔmax：燃料の冷却材最高温
度） Ｔmax ＝｛（Ｔmax°−Ｔin）／（Ｔc°−Ｔin）｝＋
Ｔin （但し、ここで、Ｔ°は定格時の温度値） Ｔmax ＝｛（７００−３５５）／（６００−３５
５）｝＋３５５＝ ７８４（℃） 以上のように、（１）〜（６）の事象推移の結果、燃料
の冷却材最高温度は、炉心内でナトリウムの沸点約９３
０℃を超えることはない。
度、Ｔin：炉心入口温度、Ｔmax：燃料の冷却材最高温
度） Ｔmax ＝｛（Ｔmax°−Ｔin）／（Ｔc°−Ｔin）｝＋
Ｔin （但し、ここで、Ｔ°は定格時の温度値） Ｔmax ＝｛（７００−３５５）／（６００−３５
５）｝＋３５５＝ ７８４（℃） 以上のように、（１）〜（６）の事象推移の結果、燃料
の冷却材最高温度は、炉心内でナトリウムの沸点約９３
０℃を超えることはない。
【００２７】
【発明の効果】以上説明した通り、本発明によれば、上
部に形成されたハンドリングヘッド及び下部に形成され
た下部入口ノズルを有するラッパ管と、このラッパ管の
内部に同軸に配設されると共にその中心部に燃料要素が
配設され、且つこれを取り巻くようにして中性子吸収体
を収納する二重管と、この二重管内の上部に配設される
中性子吸収用の中性子吸収体と、この中性子吸収体を前
記二重管の上部にのみ収納されるように炉心の上端に対
応する位置に設けられた支え板と、この支え板を固定す
ると共に冷却材の温度が或る値を超えるときに前記支え
板を落下させる低融点の突起物と、この支え板及び前記
中性子吸収体の落下位置を規制すべく前記二重管内の炉
心の下端に対応する位置に設けられた底板とを具備する
ようにしたので、燃料の破損を招くことなく異常を収束
することができる。
部に形成されたハンドリングヘッド及び下部に形成され
た下部入口ノズルを有するラッパ管と、このラッパ管の
内部に同軸に配設されると共にその中心部に燃料要素が
配設され、且つこれを取り巻くようにして中性子吸収体
を収納する二重管と、この二重管内の上部に配設される
中性子吸収用の中性子吸収体と、この中性子吸収体を前
記二重管の上部にのみ収納されるように炉心の上端に対
応する位置に設けられた支え板と、この支え板を固定す
ると共に冷却材の温度が或る値を超えるときに前記支え
板を落下させる低融点の突起物と、この支え板及び前記
中性子吸収体の落下位置を規制すべく前記二重管内の炉
心の下端に対応する位置に設けられた底板とを具備する
ようにしたので、燃料の破損を招くことなく異常を収束
することができる。
【図１】本発明による異常時原子炉停止装置の一実施例
を示す断面図である。
を示す断面図である。
【図２】図１のＡ−Ａ矢視断面図である。
【図３】図１のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図４】本発明による異常時原子炉停止装置の実施結果
を示す説明図である。
を示す説明図である。
【図５】本発明による異常時原子炉停止装置の動作前の
状態を示す説明図である。
状態を示す説明図である。
【図６】本発明による異常時原子炉停止装置の動作後の
状態を示す説明図である。
状態を示す説明図である。
１ ラッパ管 １ａ ハンドリングヘッド １ｂ 下部入口ノズル ２ 二重管 ３ 燃料要素 ４ 支え板 ５ 底板 ６ 中性子吸収体 ７ 低融点の突起物 ８ 反応度制御部 ９ 支え金
Claims (1)
- 【請求項１】 上部に形成されたハンドリングヘッド及
び下部に形成された下部入口ノズルを有するラッパ管
と、このラッパ管の内部に同軸に配設されると共にその
中心部に燃料要素が配設され、且つこれを取り巻くよう
にして中性子吸収体を収納する二重管と、この二重管内
の上部に配設される中性子吸収用の中性子吸収体と、こ
の中性子吸収体を前記二重管の上部にのみ収納されるよ
うに炉心の上端に対応する位置に設けられた支え板と、
この支え板を固定すると共に冷却材の温度が或る値を超
えるときに前記支え板を落下させる低融点の突起物と、
この支え板及び前記中性子吸収体の落下位置を規制すべ
く前記二重管内の炉心の下端に対応する位置に設けられ
た底板とを具備することを特徴とする異常時原子炉停止
装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5076398A JPH06265676A (ja) | 1993-03-11 | 1993-03-11 | 異常時原子炉停止装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5076398A JPH06265676A (ja) | 1993-03-11 | 1993-03-11 | 異常時原子炉停止装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06265676A true JPH06265676A (ja) | 1994-09-22 |
Family
ID=13604191
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5076398A Withdrawn JPH06265676A (ja) | 1993-03-11 | 1993-03-11 | 異常時原子炉停止装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06265676A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20210056825A (ko) * | 2019-11-11 | 2021-05-20 | 한국전력기술 주식회사 | 용융 밀봉을 이용한 원자로 2차 정지 시스템 |
-
1993
- 1993-03-11 JP JP5076398A patent/JPH06265676A/ja not_active Withdrawn
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20210056825A (ko) * | 2019-11-11 | 2021-05-20 | 한국전력기술 주식회사 | 용융 밀봉을 이용한 원자로 2차 정지 시스템 |
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Legal Events
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| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
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