JPH08278386A - 原子炉冷却系統の運転方法及び原子炉冷却系統設備 - Google Patents
原子炉冷却系統の運転方法及び原子炉冷却系統設備Info
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- JPH08278386A JPH08278386A JP7081138A JP8113895A JPH08278386A JP H08278386 A JPH08278386 A JP H08278386A JP 7081138 A JP7081138 A JP 7081138A JP 8113895 A JP8113895 A JP 8113895A JP H08278386 A JPH08278386 A JP H08278386A
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- JP
- Japan
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- reactor
- cooling system
- cooling
- heat exchanger
- 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
Abstract
(57)【要約】
【目的】原子力発電プラントの常用設備設計である冷却
水系が万一機能喪失した場合であっても、特に特別な装
置を付加することなく、運用および操作の面で優位にし
て原子炉を冷温停止させることができ、原子力発電プラ
ントの機能強化を図ることができる原子力発電プラント
の原子炉冷却系統設備を提供する。 【構成】原子炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系８が
機能喪失した場合に原子炉格納容器冷却系の熱交換器１
５に炉水が流通するように切り換えられる切換弁（９、
１０１、１１１）および配管（１００、１１０）を設け
た。
水系が万一機能喪失した場合であっても、特に特別な装
置を付加することなく、運用および操作の面で優位にし
て原子炉を冷温停止させることができ、原子力発電プラ
ントの機能強化を図ることができる原子力発電プラント
の原子炉冷却系統設備を提供する。 【構成】原子炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系８が
機能喪失した場合に原子炉格納容器冷却系の熱交換器１
５に炉水が流通するように切り換えられる切換弁（９、
１０１、１１１）および配管（１００、１１０）を設け
た。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉冷却系統設備の改
良に係り、特に原子炉の通常停止時に使用する原子炉停
止時冷却系と原子炉非常時に使用する原子炉格納容器冷
却系とを有する原子力発電プラントの原子炉冷却系統設
備に関するものである。
良に係り、特に原子炉の通常停止時に使用する原子炉停
止時冷却系と原子炉非常時に使用する原子炉格納容器冷
却系とを有する原子力発電プラントの原子炉冷却系統設
備に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】従来一般に採用されている原子炉停止時
冷却系と原子炉格納容器冷却系とを備えている原子力発
電プラントにおいては、この原子炉停止時冷却系と原子
炉格納容器冷却系とは系統の目的、仕様および構成が異
なりそれぞれ独立した設備として設置されているのが普
通である。
冷却系と原子炉格納容器冷却系とを備えている原子力発
電プラントにおいては、この原子炉停止時冷却系と原子
炉格納容器冷却系とは系統の目的、仕様および構成が異
なりそれぞれ独立した設備として設置されているのが普
通である。
【０００３】図２にはこの現状の原子炉停止時冷却系お
よび原子炉格納容器冷却系の概略系統構成が示されてい
る。すなわち原子炉停止時冷却系は、原子炉圧力容器１
内の原子炉水を原子炉再循環系２より吸引し、吸込側隔
離弁３、ポンプ４、熱交換器５、戻り側隔離弁６および
これらを連絡する閉ループ配管７によって、再び原子炉
再循環系２へ戻される構成となっている。なお、この原
子炉停止時冷却系の熱交換器５は２基設けられている
が、熱交換器５へ冷却水を供給する冷却水系８は１系列
構成となっている。
よび原子炉格納容器冷却系の概略系統構成が示されてい
る。すなわち原子炉停止時冷却系は、原子炉圧力容器１
内の原子炉水を原子炉再循環系２より吸引し、吸込側隔
離弁３、ポンプ４、熱交換器５、戻り側隔離弁６および
これらを連絡する閉ループ配管７によって、再び原子炉
再循環系２へ戻される構成となっている。なお、この原
子炉停止時冷却系の熱交換器５は２基設けられている
が、熱交換器５へ冷却水を供給する冷却水系８は１系列
構成となっている。
【０００４】次に原子炉格納容器冷却系は、サプレッシ
ョンプール１１内のサプレッションプール水をポンプ１
３で吸引し、吸込隔離弁１２．ポンプ吐出逆止め弁１４
を通って熱交換器１５で冷却した後、原子炉格納容器１
７の内側に設けられたスプレイノズル１８よりスプレイ
弁１６を開することで原子炉格納容器内にスプレイする
構成であり、この系統は独立した２系統構成となってい
る。また、原子炉格納容器冷却系の熱交換器１５へ冷却
水を供給する冷却水系１９についても、それぞれ独立し
た２系統構成となっている。
ョンプール１１内のサプレッションプール水をポンプ１
３で吸引し、吸込隔離弁１２．ポンプ吐出逆止め弁１４
を通って熱交換器１５で冷却した後、原子炉格納容器１
７の内側に設けられたスプレイノズル１８よりスプレイ
弁１６を開することで原子炉格納容器内にスプレイする
構成であり、この系統は独立した２系統構成となってい
る。また、原子炉格納容器冷却系の熱交換器１５へ冷却
水を供給する冷却水系１９についても、それぞれ独立し
た２系統構成となっている。
【０００５】一方、２つの冷却系統設備間を連絡配管で
接続し、冷却機能の強化を実現した公知例としては、例
えば特開平２−９７２０公報に開示されている「燃料プ
ール冷却浄化系」がある。
接続し、冷却機能の強化を実現した公知例としては、例
えば特開平２−９７２０公報に開示されている「燃料プ
ール冷却浄化系」がある。
【０００６】これは、原子炉水を冷却浄化する原子炉冷
却材浄化系と使用済燃料プール水を冷却浄化する燃料プ
ール冷却浄化系とを連絡配管で接続することにより、従
来使用済燃料プールの冷却浄化のために専用に設けてい
た燃料プール冷却浄化系だけではなく、原子炉冷却材浄
化系でも行える技術を提供するものである。
却材浄化系と使用済燃料プール水を冷却浄化する燃料プ
ール冷却浄化系とを連絡配管で接続することにより、従
来使用済燃料プールの冷却浄化のために専用に設けてい
た燃料プール冷却浄化系だけではなく、原子炉冷却材浄
化系でも行える技術を提供するものである。
【０００７】このものの場合には、燃料プール冷却機能
強化を目的とするものであり、原子炉通常運転中の原子
炉水の冷却浄化と燃料プール水の冷却浄化という、基本
的に同じ冷却浄化という機能を有する類似の構成の常用
設備設計の系統間に連絡配管を設けこれを実現している
ものである。
強化を目的とするものであり、原子炉通常運転中の原子
炉水の冷却浄化と燃料プール水の冷却浄化という、基本
的に同じ冷却浄化という機能を有する類似の構成の常用
設備設計の系統間に連絡配管を設けこれを実現している
ものである。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】前述したように、元
来、原子炉通常停止時に使用する原子炉停止時冷却系と
原子炉非常時に使用する原子炉格納容器冷却系とは、そ
れぞれ独立した系統構成を有している。ここで、原子炉
通常停止時に使用する原子炉停止時冷却系は、常用設備
として設計されており、ポンプ、熱交換器等は機器の点
検作業等を考慮して各々２基設けられている。しかし、
熱交換器を冷却する冷却水系は１系列構成となっている
ため、万一この冷却水系が機能喪失した場合を想定する
と原子炉停止時冷却系の冷却機能も喪失することにな
る。
来、原子炉通常停止時に使用する原子炉停止時冷却系と
原子炉非常時に使用する原子炉格納容器冷却系とは、そ
れぞれ独立した系統構成を有している。ここで、原子炉
通常停止時に使用する原子炉停止時冷却系は、常用設備
として設計されており、ポンプ、熱交換器等は機器の点
検作業等を考慮して各々２基設けられている。しかし、
熱交換器を冷却する冷却水系は１系列構成となっている
ため、万一この冷却水系が機能喪失した場合を想定する
と原子炉停止時冷却系の冷却機能も喪失することにな
る。
【０００９】一方、このような事象が生じた場合でも他
に２つの冷却手段が講じられており、最終的に原子炉の
冷却機能は確保できる。しかし、この２つの冷却手段は
原子炉からの発生蒸気を凝縮させ水に変えることで原子
炉の熱を除去する方法であるため、原子炉停止時冷却系
のように原子炉水を熱交換器により直接冷却する方法と
比較すると、運用、操作の面で優位性が少ないと考えら
れる。このため原子炉水を熱交換器により直接冷却する
設備の機能強化が課題となっている。
に２つの冷却手段が講じられており、最終的に原子炉の
冷却機能は確保できる。しかし、この２つの冷却手段は
原子炉からの発生蒸気を凝縮させ水に変えることで原子
炉の熱を除去する方法であるため、原子炉停止時冷却系
のように原子炉水を熱交換器により直接冷却する方法と
比較すると、運用、操作の面で優位性が少ないと考えら
れる。このため原子炉水を熱交換器により直接冷却する
設備の機能強化が課題となっている。
【００１０】本発明はこれに鑑みなされたもので、その
目的とするところは、原子力発電プラントの常用設備設
計である冷却水系が万一機能喪失した場合であっても、
特に特別な装置を付加することなく、運用および操作の
面で優位にして原子炉を冷温停止させることができ、原
子力発電プラントの機能強化を図ることができるこの種
原子力発電プラントの原子炉冷却系統設備を提供するに
ある。
目的とするところは、原子力発電プラントの常用設備設
計である冷却水系が万一機能喪失した場合であっても、
特に特別な装置を付加することなく、運用および操作の
面で優位にして原子炉を冷温停止させることができ、原
子力発電プラントの機能強化を図ることができるこの種
原子力発電プラントの原子炉冷却系統設備を提供するに
ある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は、原子
炉の通常停止時に原子炉炉水を冷却する原子炉停止時冷
却系および原子炉の非常時に原子炉格納容器を冷却する
ためのサプレッションプール水を冷却する原子炉格納容
器冷却系とを備えている原子炉冷却系統において、前記
原子炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系が機能喪失し
た際、前記原子炉停止時冷却系にて冷却していた原子炉
炉水を、前記原子炉格納容器冷却系の熱交換器に切換流
通させ冷却するようにし所期の目的を達成するようにし
たものである。
炉の通常停止時に原子炉炉水を冷却する原子炉停止時冷
却系および原子炉の非常時に原子炉格納容器を冷却する
ためのサプレッションプール水を冷却する原子炉格納容
器冷却系とを備えている原子炉冷却系統において、前記
原子炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系が機能喪失し
た際、前記原子炉停止時冷却系にて冷却していた原子炉
炉水を、前記原子炉格納容器冷却系の熱交換器に切換流
通させ冷却するようにし所期の目的を達成するようにし
たものである。
【００１２】また、この原子炉冷却系統設備において、
前記原子炉停止時冷却系の熱交換器の入り口部に、原子
炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系が機能喪失した場
合に前記原子炉格納容器冷却系の熱交換器に炉水が流通
するように切り換えられる切換弁および配管を設けるよ
うにしたものである。
前記原子炉停止時冷却系の熱交換器の入り口部に、原子
炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系が機能喪失した場
合に前記原子炉格納容器冷却系の熱交換器に炉水が流通
するように切り換えられる切換弁および配管を設けるよ
うにしたものである。
【００１３】
【作用】すなわちこのように形成された原子力発電プラ
ントの原子炉冷却系統設備であると、原子力発電プラン
トのうちの常用設備設計である冷却水系が万一機能喪失
した場合であっても、原子炉炉水を非常用設備設計であ
る原子炉格納容器冷却系の熱交換器にて充分冷却され、
したがって、特に特別な装置を付加することなく、運用
および操作の面で優位にして原子炉を冷温停止させるこ
とができ、原子力発電プラントの機能強化を図ることが
できる。
ントの原子炉冷却系統設備であると、原子力発電プラン
トのうちの常用設備設計である冷却水系が万一機能喪失
した場合であっても、原子炉炉水を非常用設備設計であ
る原子炉格納容器冷却系の熱交換器にて充分冷却され、
したがって、特に特別な装置を付加することなく、運用
および操作の面で優位にして原子炉を冷温停止させるこ
とができ、原子力発電プラントの機能強化を図ることが
できる。
【００１４】
【実施例】以下図示した実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。図１にはその原子力発電プラントの原子炉
冷却系統が示されている。なお、前述した図２と同一部
品には同一符号を付したのでその部品説明は省略する。
原子炉停止時冷却系は、原子炉圧力容器１内の原子炉水
が原子炉再循環系２より吸引され、ポンプ４、熱交換器
５およびこれらを連絡する閉ループ配管７を介して原子
炉再循環系２へ戻されるよう形成され、また、原子炉格
納容器冷却系は、サプレッションプール１１内のサプレ
ッションプール水をポンプ１３で吸引し、熱交換器１５
で冷却した後、原子炉格納容器１７の内側に設けられた
スプレイノズル１８より原子炉格納容器内にスプレイす
る構成となっているわけであるが、原子炉停止時冷却系
のポンプ４の吐出部分には、この原子炉停止時冷却系の
ポンプ４の吐出部から原子炉格納容器冷却系の熱交換器
１５の入口部までを接続する連絡配管１００と止め弁１
０１が設けられ、さらに、原子炉格納容器冷却系の熱交
換器１５の出口部分には、この部分から原子炉停止時冷
却系の熱交換器５の出口部までを接続する連絡配管１１
０と止め弁１１１が設けられている。
に説明する。図１にはその原子力発電プラントの原子炉
冷却系統が示されている。なお、前述した図２と同一部
品には同一符号を付したのでその部品説明は省略する。
原子炉停止時冷却系は、原子炉圧力容器１内の原子炉水
が原子炉再循環系２より吸引され、ポンプ４、熱交換器
５およびこれらを連絡する閉ループ配管７を介して原子
炉再循環系２へ戻されるよう形成され、また、原子炉格
納容器冷却系は、サプレッションプール１１内のサプレ
ッションプール水をポンプ１３で吸引し、熱交換器１５
で冷却した後、原子炉格納容器１７の内側に設けられた
スプレイノズル１８より原子炉格納容器内にスプレイす
る構成となっているわけであるが、原子炉停止時冷却系
のポンプ４の吐出部分には、この原子炉停止時冷却系の
ポンプ４の吐出部から原子炉格納容器冷却系の熱交換器
１５の入口部までを接続する連絡配管１００と止め弁１
０１が設けられ、さらに、原子炉格納容器冷却系の熱交
換器１５の出口部分には、この部分から原子炉停止時冷
却系の熱交換器５の出口部までを接続する連絡配管１１
０と止め弁１１１が設けられている。
【００１５】このような構成で、万一、原子炉停止時冷
却系の熱交換器５へ冷却水を供給する冷却水系８が機能
喪失した場合、図３に示すように、原子炉停止時冷却系
の吸込側隔離弁３を全開、熱交換器入口弁９を全閉、連
絡配管１００上の止め弁１０１と連絡配管１１０上の止
め弁１１１を全開、および戻り側隔離弁を全開させるこ
とで、原子炉圧力容器１内の原子炉水を原子炉停止時冷
却系のポンプ４により吸引し、連絡配管１００により原
子炉格納容器冷却系の熱交換器１５へ導き、そして冷却
した後、連絡配管１０１、原子炉停止時冷却系の配管
７、原子炉再循環系２を経て原子炉圧力容器１へ戻すこ
とにより、原子炉圧力容器１内の原子炉水を特に特殊な
装置や新たな冷却器を準備することなく冷却することが
でき、原子炉を冷温停止させることが可能となる。
却系の熱交換器５へ冷却水を供給する冷却水系８が機能
喪失した場合、図３に示すように、原子炉停止時冷却系
の吸込側隔離弁３を全開、熱交換器入口弁９を全閉、連
絡配管１００上の止め弁１０１と連絡配管１１０上の止
め弁１１１を全開、および戻り側隔離弁を全開させるこ
とで、原子炉圧力容器１内の原子炉水を原子炉停止時冷
却系のポンプ４により吸引し、連絡配管１００により原
子炉格納容器冷却系の熱交換器１５へ導き、そして冷却
した後、連絡配管１０１、原子炉停止時冷却系の配管
７、原子炉再循環系２を経て原子炉圧力容器１へ戻すこ
とにより、原子炉圧力容器１内の原子炉水を特に特殊な
装置や新たな冷却器を準備することなく冷却することが
でき、原子炉を冷温停止させることが可能となる。
【００１６】なお、本連絡配管１１０を設けたことによ
る付帯効果として図４に示すように、連絡配管１１０上
の止め弁１１１を全開、原子炉停止時冷却系戻り側隔離
弁を全開させることで、サプレッションプール１１内の
サプレッションプール水を原子炉格納容器冷却系のポン
プ１３で吸引し、熱交換器１５、連絡配管１１０、原子
炉停止時冷却系の配管７、および原子炉再循環系２を経
て原子炉圧力容器１へ注水することも可能となる。これ
は、原子炉事故時の原子炉水位維持機能を現状設備より
更に強化することができる効果がある。
る付帯効果として図４に示すように、連絡配管１１０上
の止め弁１１１を全開、原子炉停止時冷却系戻り側隔離
弁を全開させることで、サプレッションプール１１内の
サプレッションプール水を原子炉格納容器冷却系のポン
プ１３で吸引し、熱交換器１５、連絡配管１１０、原子
炉停止時冷却系の配管７、および原子炉再循環系２を経
て原子炉圧力容器１へ注水することも可能となる。これ
は、原子炉事故時の原子炉水位維持機能を現状設備より
更に強化することができる効果がある。
【００１７】
【発明の効果】以上説明してきたように本発明によれ
ば、原子力発電プラントのうちの常用設備設計である冷
却水系が万一機能喪失した場合を想定しても、原子炉水
を非常用設備設計である原子炉格納容器冷却系の熱交換
器により冷却し原子炉を冷温停止させることができ、し
たがって特に特別な装置を付加することなく、運用およ
び操作の面で優位にして原子炉を冷温停止させることが
でき、原子力発電プラントの機能強化を図ることができ
るこの種原子力発電プラントの原子炉冷却系統設備を得
ることができる。
ば、原子力発電プラントのうちの常用設備設計である冷
却水系が万一機能喪失した場合を想定しても、原子炉水
を非常用設備設計である原子炉格納容器冷却系の熱交換
器により冷却し原子炉を冷温停止させることができ、し
たがって特に特別な装置を付加することなく、運用およ
び操作の面で優位にして原子炉を冷温停止させることが
でき、原子力発電プラントの機能強化を図ることができ
るこの種原子力発電プラントの原子炉冷却系統設備を得
ることができる。
【図１】本発明の原子炉冷却系統設備の一実施例を示す
概略系統図である。
概略系統図である。
【図２】従来の原子炉冷却系統設備を示す概略系統図で
ある。
ある。
【図３】本発明の原子炉冷却系統設備における原子炉冷
却運転時の各弁の開閉状態および炉水の流れを示す概略
系統図である。
却運転時の各弁の開閉状態および炉水の流れを示す概略
系統図である。
【図４】本発明の原子炉冷却系統設備における原子炉水
位維持機能強化に係わる各弁の開閉状態およびサプレッ
ションプール水の流れを示す概略系統図である。
位維持機能強化に係わる各弁の開閉状態およびサプレッ
ションプール水の流れを示す概略系統図である。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉再循環系、３…吸込側
隔離弁、４…ポンプ、５…熱交換器、６…戻り側隔離
弁、７…配管、８…冷却水系、９…熱交換器入口弁、１
１…サプレッションプール、１２…吸込隔離弁、１３…
ポンプ、１４…ポンプ吐出逆止め弁、１５…熱交換器、
１６…スプレイ弁、１７…原子炉格納容器、１８…スプ
レイノズル、１９…冷却水系、１００…連絡配管、１０
１…止め弁、１１０…連絡配管、１１１…止め弁。
隔離弁、４…ポンプ、５…熱交換器、６…戻り側隔離
弁、７…配管、８…冷却水系、９…熱交換器入口弁、１
１…サプレッションプール、１２…吸込隔離弁、１３…
ポンプ、１４…ポンプ吐出逆止め弁、１５…熱交換器、
１６…スプレイ弁、１７…原子炉格納容器、１８…スプ
レイノズル、１９…冷却水系、１００…連絡配管、１０
１…止め弁、１１０…連絡配管、１１１…止め弁。
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉の通常停止時に原子炉炉水を冷却
する原子炉停止時冷却系および原子炉の非常時に原子炉
格納容器を冷却するためのサプレッションプール水を冷
却する原子炉格納容器冷却系とを備えてなる原子炉冷却
系統の運転方法において、 前記原子炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系が機能喪
失した際、前記原子炉停止時冷却系にて冷却していた原
子炉炉水を、前記原子炉格納容器冷却系の熱交換器に切
換流通させ冷却するようにしたことを特徴とする原子炉
冷却系統の運転方法。 - 【請求項２】 原子炉の通常停止時に炉水を熱交換器を
介して循環させ炉水を冷却する原子炉停止時冷却系と、
原子炉の非常時に原子炉格納容器を冷却するためのサプ
レッションプール水を冷却する原子炉格納容器冷却系と
を備えてなる原子炉冷却系統設備において、 前記原子炉停止時冷却系の熱交換器の入り口部に、原子
炉停止時冷却系の熱交換器の冷却水系が機能喪失した場
合に前記原子炉格納容器冷却系の熱交換器に炉水が流通
するように切り換えられる切換弁を設けたことを特徴と
する原子炉冷却系統設備。 - 【請求項３】 原子炉の通常停止時に炉水を循環させる
ポンプ，炉水を冷却する熱交換器およびそれらを連絡す
る閉ループ配管を備えてなる原子炉停止時冷却系と、原
子炉の非常時に原子炉格納容器を冷却するためにサプレ
ッションプール水を供給するポンプ，サプレッションプ
ール水を冷却する熱交換器およびそれらを連絡し格納容
器へサプレッションプール水をスプレイする配管系を備
えてなる原子炉格納容器冷却系とを備えてなる原子炉冷
却系統設備において、 前記原子炉停止時冷却系の熱交換器に、原子炉停止時冷
却系の熱交換器の冷却水系が機能喪失した場合に該熱交
換器への炉水の流通を止める弁を設けるとともに、前記
原子炉停止時冷却系のポンプ吐出部と前記原子炉格納容
器冷却系の熱交換器入口部との間、および前記原子炉格
納容器冷却系の熱交換器出口部と原子炉停止時冷却系の
熱交換器の出口部との間に、それぞれ原子炉停止時冷却
系の熱交換器の冷却水系が機能喪失した場合に炉水を原
子炉格納容器冷却系の熱交換器へ流通させる配管を設け
たことを特徴とする原子炉冷却系統設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7081138A JPH08278386A (ja) | 1995-04-06 | 1995-04-06 | 原子炉冷却系統の運転方法及び原子炉冷却系統設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7081138A JPH08278386A (ja) | 1995-04-06 | 1995-04-06 | 原子炉冷却系統の運転方法及び原子炉冷却系統設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08278386A true JPH08278386A (ja) | 1996-10-22 |
Family
ID=13738048
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7081138A Pending JPH08278386A (ja) | 1995-04-06 | 1995-04-06 | 原子炉冷却系統の運転方法及び原子炉冷却系統設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08278386A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011107001A (ja) * | 2009-11-19 | 2011-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 非常用炉心冷却装置 |
| JP2015004671A (ja) * | 2013-06-19 | 2015-01-08 | コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート | 原子炉格納構造物の冷却システム |
| KR101656361B1 (ko) * | 2015-05-27 | 2016-09-23 | 한국원자력연구원 | 원자로 주변 수조(또는 물탱크)내 침수된 열교환기를 이용한 원자로 정지냉각장치 |
-
1995
- 1995-04-06 JP JP7081138A patent/JPH08278386A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011107001A (ja) * | 2009-11-19 | 2011-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 非常用炉心冷却装置 |
| JP2015004671A (ja) * | 2013-06-19 | 2015-01-08 | コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート | 原子炉格納構造物の冷却システム |
| US9984778B2 (en) | 2013-06-19 | 2018-05-29 | Korea Atomic Energy Research Institute | Cooling system of nuclear reactor containment structure |
| KR101656361B1 (ko) * | 2015-05-27 | 2016-09-23 | 한국원자력연구원 | 원자로 주변 수조(또는 물탱크)내 침수된 열교환기를 이용한 원자로 정지냉각장치 |
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