JPH0755977A - 原子炉格納容器注水系 - Google Patents
原子炉格納容器注水系Info
- Publication number
- JPH0755977A JPH0755977A JP5203207A JP20320793A JPH0755977A JP H0755977 A JPH0755977 A JP H0755977A JP 5203207 A JP5203207 A JP 5203207A JP 20320793 A JP20320793 A JP 20320793A JP H0755977 A JPH0755977 A JP H0755977A
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- JP
- Japan
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- reactor
- pcv
- rcws
- seawater
- water
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- 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】過酷事象時に、原子炉格納容器へ冷却水を速や
かに注水できるとともに原子炉格納容器内の圧力上昇時
にも十分に注水できる。 【構成】原子炉圧力容器10および原子炉格納容器７から
残留熱を除去するための残留熱除去系１と、この残留熱
除去系１の熱を海水へ移行するための原子炉機器冷却海
水系４とを連結しているタイライン14に第１の電動隔離
弁18、ブースタポンプ19および第２の電動隔離弁20を設
ける。これにより、過酷事象時に原子炉機器冷却海水系
４から海水を原子炉格納容器７へスプレイすることがで
きるとともに、原子炉格納容器７の内圧が上昇しても十
分な量の海水を注水することができる。
かに注水できるとともに原子炉格納容器内の圧力上昇時
にも十分に注水できる。 【構成】原子炉圧力容器10および原子炉格納容器７から
残留熱を除去するための残留熱除去系１と、この残留熱
除去系１の熱を海水へ移行するための原子炉機器冷却海
水系４とを連結しているタイライン14に第１の電動隔離
弁18、ブースタポンプ19および第２の電動隔離弁20を設
ける。これにより、過酷事象時に原子炉機器冷却海水系
４から海水を原子炉格納容器７へスプレイすることがで
きるとともに、原子炉格納容器７の内圧が上昇しても十
分な量の海水を注水することができる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所に設置され
ている原子炉格納容器内への注水を速やかにできるよう
に構成した原子炉格納容器注水系に関する。
ている原子炉格納容器内への注水を速やかにできるよう
に構成した原子炉格納容器注水系に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントには原子炉圧力容器
内で発生する崩壊熱を原子力発電所外の最終の熱の逃げ
場である海水中に移行するため、原子炉格納容器内から
熱を除去するための残留熱除去系（以下、ＲＨＲ系と記
す）と、このＲＨＲ系から熱交換器を通して最終的に海
水へ移行する原子炉機器冷却海水系（以下、ＲＣＷＳ系
と記す）が設けられている。
内で発生する崩壊熱を原子力発電所外の最終の熱の逃げ
場である海水中に移行するため、原子炉格納容器内から
熱を除去するための残留熱除去系（以下、ＲＨＲ系と記
す）と、このＲＨＲ系から熱交換器を通して最終的に海
水へ移行する原子炉機器冷却海水系（以下、ＲＣＷＳ系
と記す）が設けられている。
【０００３】すなわち、図２に示したように、通常、Ｒ
ＨＲ系１にはＲＨＲポンプ２とＲＨＲ熱交換器３が設け
られており、ＲＨＲ系１の配管内は淡水が流れる。な
お、ＲＨＲポンプ２は図示してない圧力抑制プールから
取水している。
ＨＲ系１にはＲＨＲポンプ２とＲＨＲ熱交換器３が設け
られており、ＲＨＲ系１の配管内は淡水が流れる。な
お、ＲＨＲポンプ２は図示してない圧力抑制プールから
取水している。
【０００４】一方、ＲＣＷＳ系４は海水を水源として取
水するＲＣＷＳポンプ５と２系列のＲＣＷＳ熱交換器６
が設けられている。ＲＣＷＳポンプ５によってＲＣＷＳ
熱交換器６へ冷却用海水を送り、このＲＣＷＳ熱交換器
６から除熱することができる。なお、２系列のＲＣＷＳ
熱交換器６のうち、１系列は待機用である。
水するＲＣＷＳポンプ５と２系列のＲＣＷＳ熱交換器６
が設けられている。ＲＣＷＳポンプ５によってＲＣＷＳ
熱交換器６へ冷却用海水を送り、このＲＣＷＳ熱交換器
６から除熱することができる。なお、２系列のＲＣＷＳ
熱交換器６のうち、１系列は待機用である。
【０００５】ＲＨＲ系１とＲＣＷＳ系４は流れる流体の
種類が異なることから両系統１，４の冷却水が混在する
ことはない。
種類が異なることから両系統１，４の冷却水が混在する
ことはない。
【０００６】ＲＨＲ系１は原子炉格納容器（以下、ＰＣ
Ｖと記す）７内のＰＣＶスプレイノズル８と接続しＲＣ
Ｖ注水系を構成する。また、ＲＨＲ系１はＰＣＶ７内の
原子炉再循環ライン９にも接続している。
Ｖと記す）７内のＰＣＶスプレイノズル８と接続しＲＣ
Ｖ注水系を構成する。また、ＲＨＲ系１はＰＣＶ７内の
原子炉再循環ライン９にも接続している。
【０００７】原子炉再循環ライン９は原子炉圧力容器
（以下、ＲＰＶと記す）10に接続している。符号11は再
循環ポンプであり、12は各系に設置されているバルブ、
13は逆止弁であり、ＰＣＶ７は部分的に示している。
（以下、ＲＰＶと記す）10に接続している。符号11は再
循環ポンプであり、12は各系に設置されているバルブ、
13は逆止弁であり、ＰＣＶ７は部分的に示している。
【０００８】一方、ＲＰＶ10内およびＰＣＶ７内で過酷
事象が発生した場合を想定してＰＣＶ７内を冷却するこ
とを目的としてＲＨＲ系１とＲＣＷＳ系４とをタイライ
ン14によって連結している。タイライン14には手動隔離
弁15、閉止板16、手動隔離弁15およびタイライン逆止弁
17がＲＣＷＳ系４からＲＨＲ系１へ向けて順次接続され
ている。
事象が発生した場合を想定してＰＣＶ７内を冷却するこ
とを目的としてＲＨＲ系１とＲＣＷＳ系４とをタイライ
ン14によって連結している。タイライン14には手動隔離
弁15、閉止板16、手動隔離弁15およびタイライン逆止弁
17がＲＣＷＳ系４からＲＨＲ系１へ向けて順次接続され
ている。
【０００９】すなわち、万一の過酷事象時はＲＣＷＳ系
４から海水をＲＨＲ系１を通してＰＣＶ７内にＰＣＶス
プレイノズル８から注水する。しかし、通常時にはタイ
ライン14を通して海水の流入がないように手動隔離弁15
および閉止板16で完全に隔離している。
４から海水をＲＨＲ系１を通してＰＣＶ７内にＰＣＶス
プレイノズル８から注水する。しかし、通常時にはタイ
ライン14を通して海水の流入がないように手動隔離弁15
および閉止板16で完全に隔離している。
【００１０】このため、ＲＣＷＳ系４からＲＨＲ系１へ
ＲＣＷＳポンプ５を使用して海水を送るにはタイライン
14に接続した閉止板16の除去と手動隔離弁15の開操作を
現場で行う必要がある。
ＲＣＷＳポンプ５を使用して海水を送るにはタイライン
14に接続した閉止板16の除去と手動隔離弁15の開操作を
現場で行う必要がある。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】原子炉が設計基準を超
えて、炉心の損傷に至るような過酷事象に万一至ったこ
とを想定するとＲＰＶ10を含むＰＣＶ７内を可能な限り
早急に冷却することが最も有効な対応策となる。このた
めにはＰＣＶ７内に多量の冷却水を注水し、ＰＣＶ７内
を水で冠水することが一つの良い方策となる。
えて、炉心の損傷に至るような過酷事象に万一至ったこ
とを想定するとＲＰＶ10を含むＰＣＶ７内を可能な限り
早急に冷却することが最も有効な対応策となる。このた
めにはＰＣＶ７内に多量の冷却水を注水し、ＰＣＶ７内
を水で冠水することが一つの良い方策となる。
【００１２】このことを想定して、水源としては無限で
ある海水をＲＣＷＳ系ポンプを用いて、ＲＨＲ系１のＰ
ＣＶスプレイノズル８へ送水するため、前述したように
ＲＣＷＳ系４とＲＨＲ系１との間にタイライン14が設け
られている。
ある海水をＲＣＷＳ系ポンプを用いて、ＲＨＲ系１のＰ
ＣＶスプレイノズル８へ送水するため、前述したように
ＲＣＷＳ系４とＲＨＲ系１との間にタイライン14が設け
られている。
【００１３】しかし、タイライン14には現場での作業員
による手動隔離弁15の手動開操作と、配管途中に設けら
れた閉止板16を取り除く作業を行う必要があり、そのた
めの作業時間はかなり長時間要することが予想される。
過酷事象が発生している最中にこのような操作を早急に
行い、ＰＣＶ７への海水の注水経路を確立することは困
難である。
による手動隔離弁15の手動開操作と、配管途中に設けら
れた閉止板16を取り除く作業を行う必要があり、そのた
めの作業時間はかなり長時間要することが予想される。
過酷事象が発生している最中にこのような操作を早急に
行い、ＰＣＶ７への海水の注水経路を確立することは困
難である。
【００１４】また、炉心の損傷に至るような過酷事象時
にはＰＣＶ７内の圧力は、発生する蒸気や水素などの気
体の圧力によってＰＣＶ７の設計圧力を超える可能性が
あるものの、ＰＣＶ７は設計圧力を大きく超えた圧力に
対しても余裕をもって設計されていることから、直ちに
ＰＣＶ７が破損することはないと予想される。
にはＰＣＶ７内の圧力は、発生する蒸気や水素などの気
体の圧力によってＰＣＶ７の設計圧力を超える可能性が
あるものの、ＰＣＶ７は設計圧力を大きく超えた圧力に
対しても余裕をもって設計されていることから、直ちに
ＰＣＶ７が破損することはないと予想される。
【００１５】一方、ＰＣＶ７内の冷却を十分に効果的に
行うためには、ＰＣＶ７の設計圧力以上にＰＣＶ７の内
圧が上昇した状態になってもＲＣＷＳポンプ５によって
海水を注水することが必要となる。しかしながら、ＲＣ
ＷＳポンプ５は揚程が比較的低く、ＰＣＶ７の内圧が設
計圧力に近づくと、十分に多くの海水を注水することが
できないという問題点がある。
行うためには、ＰＣＶ７の設計圧力以上にＰＣＶ７の内
圧が上昇した状態になってもＲＣＷＳポンプ５によって
海水を注水することが必要となる。しかしながら、ＲＣ
ＷＳポンプ５は揚程が比較的低く、ＰＣＶ７の内圧が設
計圧力に近づくと、十分に多くの海水を注水することが
できないという問題点がある。
【００１６】このように従来のＲＣＷＳ系４から海水を
ＲＨＲ系１を通してＰＣＶ７内へ注水する方法は、現場
での作業が必要であり、そのために事象発生後速やかに
対処して注水することが困難であるという課題と、ＲＣ
ＷＳポンプ５の揚程が低く、ＰＣＶ７の内圧が上昇した
時には注水することができないという課題がある。
ＲＨＲ系１を通してＰＣＶ７内へ注水する方法は、現場
での作業が必要であり、そのために事象発生後速やかに
対処して注水することが困難であるという課題と、ＲＣ
ＷＳポンプ５の揚程が低く、ＰＣＶ７の内圧が上昇した
時には注水することができないという課題がある。
【００１７】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、ＰＣＶ内へ速やかに注水できＰＣＶ内の圧力
上昇時にも注水することができるＰＣＶ注水系を提供す
ることにある。
たもので、ＰＣＶ内へ速やかに注水できＰＣＶ内の圧力
上昇時にも注水することができるＰＣＶ注水系を提供す
ることにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
および原子炉格納容器から残留熱を除去するために設け
られた残留熱除去系と、この残留熱除去系の熱を海水へ
移行するために設けられた原子炉機器冷却海水系とをタ
イラインで連結してなる原子炉格納容器注水系におい
て、前記タイラインに電動隔離弁とブースタポンプとを
設けてなることを特徴とする。
および原子炉格納容器から残留熱を除去するために設け
られた残留熱除去系と、この残留熱除去系の熱を海水へ
移行するために設けられた原子炉機器冷却海水系とをタ
イラインで連結してなる原子炉格納容器注水系におい
て、前記タイラインに電動隔離弁とブースタポンプとを
設けてなることを特徴とする。
【００１９】
【作用】ＲＨＲ系とＲＣＷＳ系とを連結するタイライン
に設けた電動隔離弁の開閉操作を中央操作室において遠
隔で行うことができる。したがって、何らかの事象が発
生した後に作業員が現場で手動開閉の操作を行う必要が
なく、また、閉止板を除く作業も必要としないことから
中央操作室での速やかな運転操作が可能となる。
に設けた電動隔離弁の開閉操作を中央操作室において遠
隔で行うことができる。したがって、何らかの事象が発
生した後に作業員が現場で手動開閉の操作を行う必要が
なく、また、閉止板を除く作業も必要としないことから
中央操作室での速やかな運転操作が可能となる。
【００２０】また、タイラインにポンプを設けることに
よって、ＲＣＷＳポンプの揚程に加えタイラインのポン
プの揚程が加わるので、ＰＣＶ圧力が上昇した場合でも
容易にＰＣＶ内へ注水することが可能となる。
よって、ＲＣＷＳポンプの揚程に加えタイラインのポン
プの揚程が加わるので、ＰＣＶ圧力が上昇した場合でも
容易にＰＣＶ内へ注水することが可能となる。
【００２１】このような注水手段は過酷事象の原因が大
地震によるものであっても、通常ＲＨＲ系とＲＣＷＳ系
は耐震設計されているので、地震によってこの両系統が
破損，故障することはなく、地震後に過酷事象に至った
ような場合でも十分に利用することができる。
地震によるものであっても、通常ＲＨＲ系とＲＣＷＳ系
は耐震設計されているので、地震によってこの両系統が
破損，故障することはなく、地震後に過酷事象に至った
ような場合でも十分に利用することができる。
【００２２】
【実施例】本発明に係るＰＣＶ注水系の一実施例を図１
を参照して説明する。なお、図１中、図２と同一部分に
は同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
を参照して説明する。なお、図１中、図２と同一部分に
は同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００２３】図１において、ＲＣＷＳ系４のＲＣＷＳポ
ンプ５の下流側にＲＣＷＳ系４とＲＨＲ系１とを連結す
るタイライン14が接続されている。このタイライン14に
は第１の電動隔離弁18と流量を調整することができる第
２の電動隔離弁20と、これらの電動隔離弁18，20の間に
ブースタポンプ19が設置されている。タイライン14のＲ
ＨＲ系１側の接続はＲＨＲポンプ２から下流側であり、
ＲＨＲ系１はＰＣＶスプレイノズル８に接続している。
ンプ５の下流側にＲＣＷＳ系４とＲＨＲ系１とを連結す
るタイライン14が接続されている。このタイライン14に
は第１の電動隔離弁18と流量を調整することができる第
２の電動隔離弁20と、これらの電動隔離弁18，20の間に
ブースタポンプ19が設置されている。タイライン14のＲ
ＨＲ系１側の接続はＲＨＲポンプ２から下流側であり、
ＲＨＲ系１はＰＣＶスプレイノズル８に接続している。
【００２４】また、ＲＨＲ系１は原子炉再循環ライン９
に接続されているので、ＲＨＲ系１からＲＰＶ10にも注
水することができる。ＲＣＷＳ系４はＲＣＷＳポンプ５
で海水をＲＣＷＳ熱交換器６を通して放出路へ導かれ再
び海水へ戻る。
に接続されているので、ＲＨＲ系１からＲＰＶ10にも注
水することができる。ＲＣＷＳ系４はＲＣＷＳポンプ５
で海水をＲＣＷＳ熱交換器６を通して放出路へ導かれ再
び海水へ戻る。
【００２５】このように構成された本実施例のＰＣＶ注
水系では、万一原子炉で過酷事象が発生しＲＰＶ10内も
しくはＰＣＶ７内に海水を注水する必要が生じた場合に
は中央操作室内の運転員がタイライン14に設けられた第
１の電動隔離弁18と第２の電動隔離弁20を遠隔操作で開
けるとともに、ＲＣＷＳポンプ５の起動を行いタイライ
ン14へ海水を導くことができる。
水系では、万一原子炉で過酷事象が発生しＲＰＶ10内も
しくはＰＣＶ７内に海水を注水する必要が生じた場合に
は中央操作室内の運転員がタイライン14に設けられた第
１の電動隔離弁18と第２の電動隔離弁20を遠隔操作で開
けるとともに、ＲＣＷＳポンプ５の起動を行いタイライ
ン14へ海水を導くことができる。
【００２６】更に、タイライン14に接続したブースタポ
ンプ19を中央操作室で起動すれば海水はＲＨＲ系１の配
管を通して原子炉再循環ライン９からＲＰＶ10内へ注水
することができる。事象が進みＰＣＶ７内に蒸気や水素
が蓄積されＰＣＶ７内の圧力が増加した場合にはＰＣＶ
スプレイノズル８から海水をスプレイすることによって
ＰＣＶ７内を冠水することが可能となる。
ンプ19を中央操作室で起動すれば海水はＲＨＲ系１の配
管を通して原子炉再循環ライン９からＲＰＶ10内へ注水
することができる。事象が進みＰＣＶ７内に蒸気や水素
が蓄積されＰＣＶ７内の圧力が増加した場合にはＰＣＶ
スプレイノズル８から海水をスプレイすることによって
ＰＣＶ７内を冠水することが可能となる。
【００２７】このようにＲＣＷＳポンプ５を用いてタイ
ライン14の各電動隔離弁18，20を開き、ブースタポンプ
19で昇圧してＰＣＶ７内もしくはＲＰＶ10内へ注水する
操作は全て中央操作室で遠隔操作により行うことができ
るので、現場での手動弁の開操作は必要なく、また、閉
止板の取り除き作業も必要ないので、注水に要する時間
は非常に短縮することができる。
ライン14の各電動隔離弁18，20を開き、ブースタポンプ
19で昇圧してＰＣＶ７内もしくはＲＰＶ10内へ注水する
操作は全て中央操作室で遠隔操作により行うことができ
るので、現場での手動弁の開操作は必要なく、また、閉
止板の取り除き作業も必要ないので、注水に要する時間
は非常に短縮することができる。
【００２８】したがって、事象が発生した後に、必要な
時に直ちにＰＣＶ７内もしくはＲＰＶ10内へ注水するこ
とが可能となる。また、ブースタポンプ19によりＰＣＶ
７内の圧力が上昇しても十分な量の海水を注水すること
ができ、ＰＣＶ７内の冷却を効果的に行うことができ
る。
時に直ちにＰＣＶ７内もしくはＲＰＶ10内へ注水するこ
とが可能となる。また、ブースタポンプ19によりＰＣＶ
７内の圧力が上昇しても十分な量の海水を注水すること
ができ、ＰＣＶ７内の冷却を効果的に行うことができ
る。
【００２９】なお、通常時に海水がＲＨＲ系１にリーク
して混入することを防止するために、電動隔離弁を少な
くとも２個設置することにより一層効果を高めることが
できる。
して混入することを防止するために、電動隔離弁を少な
くとも２個設置することにより一層効果を高めることが
できる。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、ＲＰＶ内の炉心が損傷
するような過酷事象が発生した際、ＲＰＶから放出する
放射性物質をＰＣＶ内に冷却水を速やかにスプレイする
ことによって冷却して飛散を防止し、またＰＣＶが圧
力，温度の荷重で破損することを防止できる。よって、
放射性物質が原子力発電所外へ流出することを防止で
き、これにより原子力発電所の安全性を一層向上するこ
とが可能となる。
するような過酷事象が発生した際、ＲＰＶから放出する
放射性物質をＰＣＶ内に冷却水を速やかにスプレイする
ことによって冷却して飛散を防止し、またＰＣＶが圧
力，温度の荷重で破損することを防止できる。よって、
放射性物質が原子力発電所外へ流出することを防止で
き、これにより原子力発電所の安全性を一層向上するこ
とが可能となる。
【図１】本発明に係る原子炉格納容器注水系の一実施例
を示す系統図。
を示す系統図。
【図２】従来の原子炉格納容器注水系を示す系統図。
１…ＲＨＲ系、２…ＲＨＲポンプ、３…ＲＨＲ熱交換
器、４…ＲＣＷＳ系、５…ＲＣＷＳポンプ、６…ＲＣＷ
Ｓ熱交換器、７…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、８…ＰＣ
Ｖスプレイノズル、９…原子炉再循環ライン、10…原子
炉圧力容器（ＲＰＶ）、11…再循環ポンプ、12…バル
ブ、13…逆止弁、14…タイライン、15…手動隔離弁、16
…閉止板、17…タイライン逆止弁、18…第１の電動隔離
弁、19…ブースタポンプ、20…第２の電動隔離弁。
器、４…ＲＣＷＳ系、５…ＲＣＷＳポンプ、６…ＲＣＷ
Ｓ熱交換器、７…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、８…ＰＣ
Ｖスプレイノズル、９…原子炉再循環ライン、10…原子
炉圧力容器（ＲＰＶ）、11…再循環ポンプ、12…バル
ブ、13…逆止弁、14…タイライン、15…手動隔離弁、16
…閉止板、17…タイライン逆止弁、18…第１の電動隔離
弁、19…ブースタポンプ、20…第２の電動隔離弁。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器および原子炉格納容器か
ら残留熱を除去するために設けられた残留熱除去系と、
この残留熱除去系の熱を海水へ移行するために設けられ
た原子炉機器冷却海水系とをタイラインで連結してなる
原子炉格納容器注水系において、前記タイラインに電動
隔離弁とブースタポンプとを設けてなることを特徴とす
る原子炉格納容器注水系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5203207A JPH0755977A (ja) | 1993-08-17 | 1993-08-17 | 原子炉格納容器注水系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5203207A JPH0755977A (ja) | 1993-08-17 | 1993-08-17 | 原子炉格納容器注水系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0755977A true JPH0755977A (ja) | 1995-03-03 |
Family
ID=16470245
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5203207A Pending JPH0755977A (ja) | 1993-08-17 | 1993-08-17 | 原子炉格納容器注水系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0755977A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5802020A (en) * | 1995-11-09 | 1998-09-01 | Nikon Corporation | Opitcal disk device having a plurality of record and playback units |
| JP2014089139A (ja) * | 2012-10-31 | 2014-05-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 |
| CN103903659A (zh) * | 2014-03-28 | 2014-07-02 | 哈尔滨工程大学 | 浮动核电站非能动余热排出系统 |
-
1993
- 1993-08-17 JP JP5203207A patent/JPH0755977A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5802020A (en) * | 1995-11-09 | 1998-09-01 | Nikon Corporation | Opitcal disk device having a plurality of record and playback units |
| JP2014089139A (ja) * | 2012-10-31 | 2014-05-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 |
| CN103903659A (zh) * | 2014-03-28 | 2014-07-02 | 哈尔滨工程大学 | 浮动核电站非能动余热排出系统 |
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