JPH0695152B2 - 原子炉崩壊熱除去装置 - Google Patents
原子炉崩壊熱除去装置Info
- Publication number
- JPH0695152B2 JPH0695152B2 JP63044318A JP4431888A JPH0695152B2 JP H0695152 B2 JPH0695152 B2 JP H0695152B2 JP 63044318 A JP63044318 A JP 63044318A JP 4431888 A JP4431888 A JP 4431888A JP H0695152 B2 JPH0695152 B2 JP H0695152B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- reactor
- water supply
- steam generator
- flow rate
- Prior art date
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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
- Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は、高速増殖炉発電プラントにおけるナトリウム
加熱蒸気発生器を利用した原子炉崩壊熱除去装置に関す
る。
加熱蒸気発生器を利用した原子炉崩壊熱除去装置に関す
る。
（従来の技術） 原子力発電プラントには、原子炉停止後の炉心崩壊熱を
除去する崩壊熱除去システムが設けられている。この崩
壊熱除去システムには種々のシステムがあるが、その一
形式に蒸気発生器を利用したシステムがある。また、こ
の蒸気発生器（以下SGと略す）まわりのシステムについ
ても種々のものがあり、その代表的なものを第４図と第
５図に示す。
除去する崩壊熱除去システムが設けられている。この崩
壊熱除去システムには種々のシステムがあるが、その一
形式に蒸気発生器を利用したシステムがある。また、こ
の蒸気発生器（以下SGと略す）まわりのシステムについ
ても種々のものがあり、その代表的なものを第４図と第
５図に示す。
第４図は従来の再循環形蒸気発生器システムの系統図で
ある。原子炉１で発生した熱エネルギは一次系ナトリウ
ムポンプ２を介して中間熱交換器３に伝達される。この
中間熱交換器３に伝達された熱エネルギは二次系ナトリ
ウムポンプ４を介して蒸発器15,過熱器16に伝えられ
る。一方、水蒸気側においては蒸発器15にて加熱され、
２相流の状態で蒸気ドラム17に流入し、飽和蒸気と飽和
水が分離される。飽和水は高圧給水加熱器７からの給水
を混合し、再び再循環ポンプ６により蒸発器15に戻され
る。飽和蒸気は加熱器16に送られ、高温の過熱蒸気とな
って蒸気タービン13に送られる。この蒸気タービン13は
導入された過熱蒸気によって回転し、この回転力が発電
機14に伝達され発電が成される。蒸気タービン13にて仕
事をした過熱蒸気は復水器12によって冷却され復水とな
り、復水ポンプ11によって昇圧される。この昇圧された
復水は、低圧給水加熱器10にて加熱され、脱気器９にて
脱気され、さらに給水ポンプ８にて昇圧される。この昇
圧された給水は高圧給水加熱器７を介して再び蒸気ドラ
ム17へ導かれる。
ある。原子炉１で発生した熱エネルギは一次系ナトリウ
ムポンプ２を介して中間熱交換器３に伝達される。この
中間熱交換器３に伝達された熱エネルギは二次系ナトリ
ウムポンプ４を介して蒸発器15,過熱器16に伝えられ
る。一方、水蒸気側においては蒸発器15にて加熱され、
２相流の状態で蒸気ドラム17に流入し、飽和蒸気と飽和
水が分離される。飽和水は高圧給水加熱器７からの給水
を混合し、再び再循環ポンプ６により蒸発器15に戻され
る。飽和蒸気は加熱器16に送られ、高温の過熱蒸気とな
って蒸気タービン13に送られる。この蒸気タービン13は
導入された過熱蒸気によって回転し、この回転力が発電
機14に伝達され発電が成される。蒸気タービン13にて仕
事をした過熱蒸気は復水器12によって冷却され復水とな
り、復水ポンプ11によって昇圧される。この昇圧された
復水は、低圧給水加熱器10にて加熱され、脱気器９にて
脱気され、さらに給水ポンプ８にて昇圧される。この昇
圧された給水は高圧給水加熱器７を介して再び蒸気ドラ
ム17へ導かれる。
このような従来の再循環形蒸気発生器システムにおいて
は、原子炉停止後再循環ポンプ６が停止した状態であっ
ても、蒸気ドラム17→蒸発器15→蒸気ドラム17と自然循
環により安定した状態での除熱が可能である。このシス
テムの利点は、最終的な整定温度が蒸気ドラム圧力の飽
和温度となり、運転時温度からの温度低下幅が少なく押
えられ、その結果、機器への熱衝撃を緩和でき、機器健
全性確保上有利であることが挙げられる。しかし、不利
な点は蒸気ドラム17,再循環ポンプ６を必要とするこ
と、熱的なバランス条件から後述する貫流形蒸気発生器
システムに比べて必要な伝熱面積が大きくなることが挙
げられ、これらはいずれも経済的に不利な条件である。
は、原子炉停止後再循環ポンプ６が停止した状態であっ
ても、蒸気ドラム17→蒸発器15→蒸気ドラム17と自然循
環により安定した状態での除熱が可能である。このシス
テムの利点は、最終的な整定温度が蒸気ドラム圧力の飽
和温度となり、運転時温度からの温度低下幅が少なく押
えられ、その結果、機器への熱衝撃を緩和でき、機器健
全性確保上有利であることが挙げられる。しかし、不利
な点は蒸気ドラム17,再循環ポンプ６を必要とするこ
と、熱的なバランス条件から後述する貫流形蒸気発生器
システムに比べて必要な伝熱面積が大きくなることが挙
げられ、これらはいずれも経済的に不利な条件である。
第５図は従来の貫流形蒸気発生器システムの系統図であ
る。原子炉１で発生した熱は一体貫流形蒸気発生器５に
て水側と熱交換される。水蒸気側は高圧給水加熱器７か
らの給水が直接蒸気発生器５に給水され、蒸気発生器出
口では過熱蒸気となってそのまま直接蒸気タービン13に
送られる。
る。原子炉１で発生した熱は一体貫流形蒸気発生器５に
て水側と熱交換される。水蒸気側は高圧給水加熱器７か
らの給水が直接蒸気発生器５に給水され、蒸気発生器出
口では過熱蒸気となってそのまま直接蒸気タービン13に
送られる。
このような一体貫流形蒸気発生器システムにおいては、
前記した再循環形蒸気発生器システムに比べて設備が簡
略化され、かつ、必要伝熱面積も少なくて済むため、経
済的には有利である。しかし、蒸気発生器５の安定運転
のためには水側流量の下限に制限があり、一般にはこの
制限は崩壊熱除去運転時に必要とされる流量よりもかな
り大きいため、再循環形蒸気発生器システムで述べたよ
うな運転上の利点は得られないという欠点がある。
前記した再循環形蒸気発生器システムに比べて設備が簡
略化され、かつ、必要伝熱面積も少なくて済むため、経
済的には有利である。しかし、蒸気発生器５の安定運転
のためには水側流量の下限に制限があり、一般にはこの
制限は崩壊熱除去運転時に必要とされる流量よりもかな
り大きいため、再循環形蒸気発生器システムで述べたよ
うな運転上の利点は得られないという欠点がある。
（発明が解決しようとする課題） 上述した如く、従来の再循環形蒸気発生器システムおよ
び一体貫流形蒸気発生器システムは、それぞれ長所，短
所を有するが、設備的に簡素で経済性を維持しつつ、崩
壊熱除去運転時の安定運転を確保するためには、両シス
テム共不満足な点があった。
び一体貫流形蒸気発生器システムは、それぞれ長所，短
所を有するが、設備的に簡素で経済性を維持しつつ、崩
壊熱除去運転時の安定運転を確保するためには、両シス
テム共不満足な点があった。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は、経済的に有利な貫流形蒸気発生器システムを備えた
プラントにおいて、通常運転状態では蒸気発生器を貫流
モードで運転し、原子炉停止後の崩壊熱除去運転時に
は、極低負荷での安定運転が可能な再循環モードで運転
する原子炉崩壊熱除去装置を提供することにある。
は、経済的に有利な貫流形蒸気発生器システムを備えた
プラントにおいて、通常運転状態では蒸気発生器を貫流
モードで運転し、原子炉停止後の崩壊熱除去運転時に
は、極低負荷での安定運転が可能な再循環モードで運転
する原子炉崩壊熱除去装置を提供することにある。
［発明の構成］ （課題を解決するための手段および作用） 上述目的を達成するため、本発明は、原子炉の２次冷却
系に貫流型蒸気発生器を備えた原子炉崩壊熱除去装置に
おいて、前記蒸気発生器の出口から分岐し気水分離器か
ら再循環ポンプを介して前記蒸気発生器の入口に接続す
る再循環系配管を設けるとともに、前記蒸気発生器入口
に給水を導く給水配管に配設された給水調節弁に給水流
量要求値の下限を設定し原子炉停止後も少なくとも前記
給水流量要求値の下限値を保持させる給水流量要求信号
を出力する給水流量制御装置を設け、かつ前記気水分離
器内の水位が再循環ポンプの起動水位に達した時点で再
循環ポンプを起動させる再循環ポンプ制御装置を設けた
ことを特徴とするものである。
系に貫流型蒸気発生器を備えた原子炉崩壊熱除去装置に
おいて、前記蒸気発生器の出口から分岐し気水分離器か
ら再循環ポンプを介して前記蒸気発生器の入口に接続す
る再循環系配管を設けるとともに、前記蒸気発生器入口
に給水を導く給水配管に配設された給水調節弁に給水流
量要求値の下限を設定し原子炉停止後も少なくとも前記
給水流量要求値の下限値を保持させる給水流量要求信号
を出力する給水流量制御装置を設け、かつ前記気水分離
器内の水位が再循環ポンプの起動水位に達した時点で再
循環ポンプを起動させる再循環ポンプ制御装置を設けた
ことを特徴とするものである。
したがって、本発明の原子炉崩壊熱除去装置によると、
原子炉停止後の崩壊熱除去運転時には再循環運転が可能
であり、小さな伝熱面積ですむ一体貫流型蒸気発生器の
経済的優位性を確保しつつ、極低負荷での崩壊熱除去運
転を安定に行なえるので、原子炉等の主要機器への熱衝
撃を緩和することができる。
原子炉停止後の崩壊熱除去運転時には再循環運転が可能
であり、小さな伝熱面積ですむ一体貫流型蒸気発生器の
経済的優位性を確保しつつ、極低負荷での崩壊熱除去運
転を安定に行なえるので、原子炉等の主要機器への熱衝
撃を緩和することができる。
（実施例） 本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の系統図である。既に説明し
た第４図と同一構成部分には同一符号を付して説明す
る。
た第４図と同一構成部分には同一符号を付して説明す
る。
一体貫流型蒸気発生器５の出口蒸気管に気水分離器起動
弁22を設け、それより蒸気発生器側から気水分離器20へ
分岐する再循環系配管28を設ける。気水分離器20の蒸気
出口からは気水分離器出口止弁23を介して気水分離器起
動弁22の下流側に接続される配管を設ける。気水分離器
20の飽和水出口からは再循環ポンプ6,逆止弁を介して蒸
気発生器５の入口側に接続される再循環系配管28を設け
る。この再循環系配管28の途中から分岐し、気水分離器
水位調節弁24を介して、フラッシュタンク21に接続され
る配管を設ける。
弁22を設け、それより蒸気発生器側から気水分離器20へ
分岐する再循環系配管28を設ける。気水分離器20の蒸気
出口からは気水分離器出口止弁23を介して気水分離器起
動弁22の下流側に接続される配管を設ける。気水分離器
20の飽和水出口からは再循環ポンプ6,逆止弁を介して蒸
気発生器５の入口側に接続される再循環系配管28を設け
る。この再循環系配管28の途中から分岐し、気水分離器
水位調節弁24を介して、フラッシュタンク21に接続され
る配管を設ける。
第２図は第１図に示す原子炉崩壊熱除去装置の制御方式
を説明するためのブロック構成図である。
を説明するためのブロック構成図である。
図に示すように、本制御方式における給水流量制御装置
30は、主調節系30Aと従調節系30aとから構成されてい
る。主調節系30Aは蒸気発生器５での伝熱特性から定ま
るSGナトリウム流量とSG出口ナトリウム温度との関係を
関数発生器34に設定する。加算器35AではSGナトリウム
流量計31の出力から設定されるSG出口ナトリウム温度目
標値と、実際の温度であるSG出口ナトリウム温度計32の
出力との偏差が求められる。この偏差信号は調節器36A
に入力された後、加算器35BにおいてSGナトリウム流量
信号を加算して主調節系30Aの出力とする。また、従調
節系30aでは高値優先器37で上記した主調節系の出力と
設定器38にて設定された給水流量下限値のいずれか大き
い方を優先して従調節系の設定値とし、この設定値を加
算器35aにて給水流量計33の出力を加算した偏差信号を
調節器36aを通して蒸気発生器５の入口に給水を導く給
水配管29に配設された給水調節弁27に開度要求信号とし
て出力する。
30は、主調節系30Aと従調節系30aとから構成されてい
る。主調節系30Aは蒸気発生器５での伝熱特性から定ま
るSGナトリウム流量とSG出口ナトリウム温度との関係を
関数発生器34に設定する。加算器35AではSGナトリウム
流量計31の出力から設定されるSG出口ナトリウム温度目
標値と、実際の温度であるSG出口ナトリウム温度計32の
出力との偏差が求められる。この偏差信号は調節器36A
に入力された後、加算器35BにおいてSGナトリウム流量
信号を加算して主調節系30Aの出力とする。また、従調
節系30aでは高値優先器37で上記した主調節系の出力と
設定器38にて設定された給水流量下限値のいずれか大き
い方を優先して従調節系の設定値とし、この設定値を加
算器35aにて給水流量計33の出力を加算した偏差信号を
調節器36aを通して蒸気発生器５の入口に給水を導く給
水配管29に配設された給水調節弁27に開度要求信号とし
て出力する。
次に、本実施例の作用について説明する。
本実施例の原子炉崩壊熱除去装置においては、通常運転
時、給水は直接蒸気発生器５に供給され、蒸気発生器出
口では過熱蒸気となって蒸気タービン13に供給される。
このとき、給水流量要求信号は給水流量下限設定値より
も大きいので、優先されて給水調節弁27の開度要求信号
となり、給水流量を制御する。
時、給水は直接蒸気発生器５に供給され、蒸気発生器出
口では過熱蒸気となって蒸気タービン13に供給される。
このとき、給水流量要求信号は給水流量下限設定値より
も大きいので、優先されて給水調節弁27の開度要求信号
となり、給水流量を制御する。
原子炉トリップ時には２次主冷却系主循環ポンプはトリ
ップされ、低流量運転へと移行する。これに伴いSGナト
リウム流量とSG出口ナトリウム温度から作り出される給
水流量要求信号も低下するが、給水流量下限設定値より
も小さくなった時点で、後者の信号が優先されて給水調
節弁開度要求信号となるため、以後、給水流量は給水流
量下限設定値で規定される流量に一定に保持される。
ップされ、低流量運転へと移行する。これに伴いSGナト
リウム流量とSG出口ナトリウム温度から作り出される給
水流量要求信号も低下するが、給水流量下限設定値より
も小さくなった時点で、後者の信号が優先されて給水調
節弁開度要求信号となるため、以後、給水流量は給水流
量下限設定値で規定される流量に一定に保持される。
給水流量が下限値一定に保持されるため、原子炉出口温
度が降下してくると、蒸気発生器出口蒸気温度は低下し
てくるため、気水分離器出口止弁23を開，気水分離器起
動弁22を閉として流路を気水分離器20側に切替える。さ
らに、原子炉出口温度が降下してくると、蒸気発生器出
口蒸気は湿り蒸気となり、さらには二相流となる。
度が降下してくると、蒸気発生器出口蒸気温度は低下し
てくるため、気水分離器出口止弁23を開，気水分離器起
動弁22を閉として流路を気水分離器20側に切替える。さ
らに、原子炉出口温度が降下してくると、蒸気発生器出
口蒸気は湿り蒸気となり、さらには二相流となる。
気水分離器20では、二相流を飽和蒸気と飽和水に分離
し、飽和蒸気は気水分離器出口止弁23,タービンバイパ
ス弁25を介して、復水器12へ放出され冷却される。気水
分離器20の水位は徐々に上昇して行き、再循環ポンプ６
の起動水位に達した時点で再循環ポンプ制御装置40から
起動信号が出力され再循環ポンプ６が起動し、再循環運
転モードへと移行する。
し、飽和蒸気は気水分離器出口止弁23,タービンバイパ
ス弁25を介して、復水器12へ放出され冷却される。気水
分離器20の水位は徐々に上昇して行き、再循環ポンプ６
の起動水位に達した時点で再循環ポンプ制御装置40から
起動信号が出力され再循環ポンプ６が起動し、再循環運
転モードへと移行する。
第３図は原子炉トリップ後の一連の過度変化についての
シミュレーション解析結果を示す図である。
シミュレーション解析結果を示す図である。
図から分るように、給水流量は原子炉トリップにより、
給水流量下限設定値である10％に降下する。SG入口ナト
リウム温度は原子炉が停止したことにより、若干の輸送
遅れ時間の後低下してくる。これに伴い、SG蒸気出口温
度も降下してくるが、約1400秒後に飽和温度に達し、そ
れ以降は二相流運転となる。この間、SG出口ナトリウム
温度は初期値より約50℃低下した後ほぼ一定温度に保た
れる。
給水流量下限設定値である10％に降下する。SG入口ナト
リウム温度は原子炉が停止したことにより、若干の輸送
遅れ時間の後低下してくる。これに伴い、SG蒸気出口温
度も降下してくるが、約1400秒後に飽和温度に達し、そ
れ以降は二相流運転となる。この間、SG出口ナトリウム
温度は初期値より約50℃低下した後ほぼ一定温度に保た
れる。
また、給水温度は原子炉トリップによりタービントリッ
プとなるため低下するが、強制的に給水加熱を行う装置
が作動して約190℃に保持される。約1400秒後にSGが二
相流運転となった以降は、気水分離器20に分離された飽
和水が蓄積されるため水位が上昇し、約1600秒の時点で
再循環ポンプ６の起動水位に達して再循環ポンプ６が起
動され、再循環流量が確保されて、再循環運転モードへ
移行している。以後SGのナトリウム側，水側の出入口共
飽和温度に漸近していき高温停止状態へと移行する。
プとなるため低下するが、強制的に給水加熱を行う装置
が作動して約190℃に保持される。約1400秒後にSGが二
相流運転となった以降は、気水分離器20に分離された飽
和水が蓄積されるため水位が上昇し、約1600秒の時点で
再循環ポンプ６の起動水位に達して再循環ポンプ６が起
動され、再循環流量が確保されて、再循環運転モードへ
移行している。以後SGのナトリウム側，水側の出入口共
飽和温度に漸近していき高温停止状態へと移行する。
［発明の効果］ 以上の説明のように、本発明の原子炉崩壊熱除去装置に
よれば原子炉停止後の崩壊熱除去運転時には再循環運転
が可能であり、小さな伝熱面積の一体貫流型蒸気発生器
の経済的優位性を確保しつつ、極低負荷での崩壊熱除去
運転を安定に行なえる。この結果、原子炉等の重要機器
への熱衝撃を緩和することができるので、信頼性，安全
性が高く、かつ、経済的な発電プラントとすることがで
きる。
よれば原子炉停止後の崩壊熱除去運転時には再循環運転
が可能であり、小さな伝熱面積の一体貫流型蒸気発生器
の経済的優位性を確保しつつ、極低負荷での崩壊熱除去
運転を安定に行なえる。この結果、原子炉等の重要機器
への熱衝撃を緩和することができるので、信頼性，安全
性が高く、かつ、経済的な発電プラントとすることがで
きる。
第１図は本発明の一実施例の系統図、第２図は第１図の
崩壊熱除去装置の制御方式を説明するためのブロック構
成図、第３図は第２図の崩壊熱除去装置の制御方式によ
る原子炉トリップ後の過渡変化についてのシミュレーシ
ョン解析結果を示す図、第４図は従来の再循環型蒸気発
生器システムの系統図、第５図は従来の貫流型蒸気発生
器システムの系統図である。 １……原子炉 ２……１次冷却系主循環ポンプ ３……中間熱交換器 ４……２次冷却系主循環ポンプ ５……貫流型蒸気発生器 ６……再循環ポンプ ８……給水ポンプ 12……復水器 13……蒸気タービン 20……気水分離器 21……フラッシュタンク 22……気水分離器起動弁 23……気水分離器出口止弁 24……気水分離器水位調節弁 25……タービンバイパス弁 26……主蒸気止弁 27……給水調節弁 30A……主調節系 30a……従調節系 31……ナトリウム流量系 32……温度計 33……給水流量系 34……関数発生器 35……加算器 36……調節器 37……高値優先器 38……設定器
崩壊熱除去装置の制御方式を説明するためのブロック構
成図、第３図は第２図の崩壊熱除去装置の制御方式によ
る原子炉トリップ後の過渡変化についてのシミュレーシ
ョン解析結果を示す図、第４図は従来の再循環型蒸気発
生器システムの系統図、第５図は従来の貫流型蒸気発生
器システムの系統図である。 １……原子炉 ２……１次冷却系主循環ポンプ ３……中間熱交換器 ４……２次冷却系主循環ポンプ ５……貫流型蒸気発生器 ６……再循環ポンプ ８……給水ポンプ 12……復水器 13……蒸気タービン 20……気水分離器 21……フラッシュタンク 22……気水分離器起動弁 23……気水分離器出口止弁 24……気水分離器水位調節弁 25……タービンバイパス弁 26……主蒸気止弁 27……給水調節弁 30A……主調節系 30a……従調節系 31……ナトリウム流量系 32……温度計 33……給水流量系 34……関数発生器 35……加算器 36……調節器 37……高値優先器 38……設定器
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉の２次冷却系に貫流型蒸気発生器を
備えた原子炉崩壊熱除去装置において、前記蒸気発生器
の出口から分岐し気水分離器から再循環ポンプを介して
前記蒸気発生器の入口に接続する再循環系配管を設ける
とともに、前記蒸気発生器入口に給水を導く給水配管に
配設された給水調節弁に給水流量要求値の下限を設定し
原子炉停止後も少なくとも前記給水流量要求値の下限値
を保持させる給水流量要求信号を出力する給水流量制御
装置を設け、かつ前記気水分離器内の水位が再循環ポン
プの起動水位に達した時点で再循環ポンプを起動させる
再循環ポンプ制御装置を設けたことを特徴とする原子炉
崩壊熱除去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63044318A JPH0695152B2 (ja) | 1988-02-29 | 1988-02-29 | 原子炉崩壊熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63044318A JPH0695152B2 (ja) | 1988-02-29 | 1988-02-29 | 原子炉崩壊熱除去装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01219595A JPH01219595A (ja) | 1989-09-01 |
| JPH0695152B2 true JPH0695152B2 (ja) | 1994-11-24 |
Family
ID=12688136
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63044318A Expired - Lifetime JPH0695152B2 (ja) | 1988-02-29 | 1988-02-29 | 原子炉崩壊熱除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0695152B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109686462A (zh) * | 2018-12-04 | 2019-04-26 | 中广核研究院有限公司 | 基于直流蒸汽发生器的反应堆余热排出系统及方法 |
-
1988
- 1988-02-29 JP JP63044318A patent/JPH0695152B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109686462A (zh) * | 2018-12-04 | 2019-04-26 | 中广核研究院有限公司 | 基于直流蒸汽发生器的反应堆余热排出系统及方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH01219595A (ja) | 1989-09-01 |
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