JPS58153198A - 原子炉の運転方法 - Google Patents
原子炉の運転方法Info
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- JPS58153198A JPS58153198A JP57036136A JP3613682A JPS58153198A JP S58153198 A JPS58153198 A JP S58153198A JP 57036136 A JP57036136 A JP 57036136A JP 3613682 A JP3613682 A JP 3613682A JP S58153198 A JPS58153198 A JP S58153198A
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は海水によって冷却される復水器を備える原子力
発電設備の運転方法に係り７．％に主復水器への海水の
漏洩率の検出にｗｅをもたせた原子炉の運転方法に関す
る。
発電設備の運転方法に係り７．％に主復水器への海水の
漏洩率の検出にｗｅをもたせた原子炉の運転方法に関す
る。
一般Ｋ、海水によって冷却される復水器をもつ原子力発
電設備において、主復水器に海水が漏洩すると、復水中
に海水が混入し復水Ｏ水質を悪化させることとなる。こ
のため、微少な海水漏洩の場合には、復水脱塩塔の化学
再生細度を増すことによって原子炉への給水水質及び原
子炉水質を基準値以内に抑え、原子力発電設備の運転継
続を行なうようにしている。
電設備において、主復水器に海水が漏洩すると、復水中
に海水が混入し復水Ｏ水質を悪化させることとなる。こ
のため、微少な海水漏洩の場合には、復水脱塩塔の化学
再生細度を増すことによって原子炉への給水水質及び原
子炉水質を基準値以内に抑え、原子力発電設備の運転継
続を行なうようにしている。
しかしながら、主復水器に海水が大量に漏洩した場合に
は、Ｓ水漏洩による急激なイオン負荷の増加によって復
水脱塩塔内の樹脂のイオン交換容量を大量に消化するこ
ととなシ、場合によりては。
は、Ｓ水漏洩による急激なイオン負荷の増加によって復
水脱塩塔内の樹脂のイオン交換容量を大量に消化するこ
ととなシ、場合によりては。
復水脱塩塔内の樹脂がイオンブレイクし、原子炉内に多
量の塩素をもち込み、その結果、原子炉−次系構造材に
対する応力腐食−れ発生の虞れもある。更に、脱塩塔内
の樹脂に捕獲された海水処理の為に、放射性廃集物を多
量に発生することも考えられる。
量の塩素をもち込み、その結果、原子炉−次系構造材に
対する応力腐食−れ発生の虞れもある。更に、脱塩塔内
の樹脂に捕獲された海水処理の為に、放射性廃集物を多
量に発生することも考えられる。
この丸め、従来にあってはプロセスに復水の水質を連続
的に監視する導電針を設置し、海水の漏洩によりて導電
針のル示が変化した場合には、復水をサンプリングし、
その結果とプロセス導電率針の指示から海水０ｒＩａ洩
率を推定し、対応処蟹を検討し、原子炉を運転するよう
Ｋしている。
的に監視する導電針を設置し、海水の漏洩によりて導電
針のル示が変化した場合には、復水をサンプリングし、
その結果とプロセス導電率針の指示から海水０ｒＩａ洩
率を推定し、対応処蟹を検討し、原子炉を運転するよう
Ｋしている。
ここで、大規模海水漏洩時にお叶る復水、復水脱塩基出
口水及び原子炉の冷却水に関する特性を第１ｉ＠ｉＫ基
いて説明する・ 先ず海水の漏洩がＬ点で発生すると、復水の導電率は特
性ｍｔＫ示す様に急激に悪化し、これと同時に復水脱塔
におけるイオン捕獲量も特性ＬＫ示すＩＩＩＫ直線的に
増加し、復水脱塩塔のイオン交換容量の消化が進む、そ
して、イオン捕獲能力のなくなったＭ点からは、復水脱
塩塔出口における導電率は特性ＤＩＫ示す様に悪化し始
め、水質の悪化し友給水が原子炉に持ち込まれ、その結
果原子炉水ρ導電率も特性０１に示す様に急激に悪化す
る。このような原子炉水の導電率の悪化は相対的に塩素
及びす） ＩＪウム濃度の上昇となって表われる。賞ム
１は原子炉の出力を表わす。
口水及び原子炉の冷却水に関する特性を第１ｉ＠ｉＫ基
いて説明する・ 先ず海水の漏洩がＬ点で発生すると、復水の導電率は特
性ｍｔＫ示す様に急激に悪化し、これと同時に復水脱塔
におけるイオン捕獲量も特性ＬＫ示すＩＩＩＫ直線的に
増加し、復水脱塩塔のイオン交換容量の消化が進む、そ
して、イオン捕獲能力のなくなったＭ点からは、復水脱
塩塔出口における導電率は特性ＤＩＫ示す様に悪化し始
め、水質の悪化し友給水が原子炉に持ち込まれ、その結
果原子炉水ρ導電率も特性０１に示す様に急激に悪化す
る。このような原子炉水の導電率の悪化は相対的に塩素
及びす） ＩＪウム濃度の上昇となって表われる。賞ム
１は原子炉の出力を表わす。
そして、海水漏洩が発生しＩｌ：、Ｌ点から脱塩塔出口
水、原子炉水が悪化し始める輩点までの時間ｔ、は、海
水漏洩率に比例して短かくなる。特に復水器の冷却チ、
−プが破断するような大漏洩時の場合には、時間ｔ、は
極めて短かくなり１手分析等によるナトリウム、塩素分
析によって漏洩率を求めていたのでは対処する時間的余
裕は無いといえる。例えば冷却水チューブ一本が破損し
た場合の漏洩率は約ｌｈＯ’／ｗｉｎであり、この様な
漏洩時には数分で脱塩塔がイオンブレイクして原子炉の
水質が悪化し始めると考えられる。
水、原子炉水が悪化し始める輩点までの時間ｔ、は、海
水漏洩率に比例して短かくなる。特に復水器の冷却チ、
−プが破断するような大漏洩時の場合には、時間ｔ、は
極めて短かくなり１手分析等によるナトリウム、塩素分
析によって漏洩率を求めていたのでは対処する時間的余
裕は無いといえる。例えば冷却水チューブ一本が破損し
た場合の漏洩率は約ｌｈＯ’／ｗｉｎであり、この様な
漏洩時には数分で脱塩塔がイオンブレイクして原子炉の
水質が悪化し始めると考えられる。
ところで、原子炉水は炉内材質の健全性を維持する為に
、塩素濃度０．３ｐｙａ以下、また導電率ＩＯ門／ 以
下となる様に設計上要求されており。
、塩素濃度０．３ｐｙａ以下、また導電率ＩＯ門／ 以
下となる様に設計上要求されており。
一
原子炉の水質がこれらの基準値を逸脱することは絶対に
避けなければならない。
避けなければならない。
それ故、一定の海水漏洩率以上となった場合には漏洩率
に応じ友方法で原子炉を停止し、炉内への塩素持ち込み
を制限しなければならず、また海水を補優した脱塩塔樹
脂の処理において発生する放射性廃秦物を低減するため
にも海水の漏れ込みを抑制する必要がある・ しかしながら、従来の如き方法、即ち海水漏洩率を、復
水をサンプリングして手分析でナトリウム或いは塩素を
定量することで算出していたのでは、漏洩率を知る壕で
に時間がかかり、迅速に対応できず ４１１に大規模の
海水漏洩の場合には極〈短時間で復水脱塩塔はイオンブ
レイクし、原子炉に塩素を持ち込むこととなる。
に応じ友方法で原子炉を停止し、炉内への塩素持ち込み
を制限しなければならず、また海水を補優した脱塩塔樹
脂の処理において発生する放射性廃秦物を低減するため
にも海水の漏れ込みを抑制する必要がある・ しかしながら、従来の如き方法、即ち海水漏洩率を、復
水をサンプリングして手分析でナトリウム或いは塩素を
定量することで算出していたのでは、漏洩率を知る壕で
に時間がかかり、迅速に対応できず ４１１に大規模の
海水漏洩の場合には極〈短時間で復水脱塩塔はイオンブ
レイクし、原子炉に塩素を持ち込むこととなる。
本発明は、上述の如き背景技術の問題点を解決すべくな
され友ものであシ、その目的とするところは、原子炉の
主復水器における海水漏洩率を迅速且つ的確に求め得る
とともに、場合によりては、直ちＫｊｌ子炉の運転方法
を提供するにある。
され友ものであシ、その目的とするところは、原子炉の
主復水器における海水漏洩率を迅速且つ的確に求め得る
とともに、場合によりては、直ちＫｊｌ子炉の運転方法
を提供するにある。
上記目的を達成すべく１本発明は、主復水器から原子炉
へ戻される途中の復水中のす）ＩＪウムイオン濃度、塩
素イオン濃度及び復水Ｏ導電率を、夫々作動原理の異な
る検出器で検出し、且つ検出時の復水流量を測定し、こ
れらイオン濃度、導電率及び復水流量を基に、主復水器
における海水の漏洩率を算出し、更にこの漏洩率が所定
値以上となった場合には原子炉スクラムを含むプラント
停止信号を発するようにしたことをその％像としていゐ
。
へ戻される途中の復水中のす）ＩＪウムイオン濃度、塩
素イオン濃度及び復水Ｏ導電率を、夫々作動原理の異な
る検出器で検出し、且つ検出時の復水流量を測定し、こ
れらイオン濃度、導電率及び復水流量を基に、主復水器
における海水の漏洩率を算出し、更にこの漏洩率が所定
値以上となった場合には原子炉スクラムを含むプラント
停止信号を発するようにしたことをその％像としていゐ
。
以下に本発明の実施の一例を第２図及び第３図を参照し
つつ詳述する。
つつ詳述する。
第２図は本発明方法を実施する主復水器における海水漏
洩検出系統と原子力発電設備の一部を示すものである。
洩検出系統と原子力発電設備の一部を示すものである。
図中ｌは原子炉であり、この原子炉ｌで発生した蒸気は
主蒸気管−を経て発電用タービンＪを駆動させ九後、復
水器参に流れ込む、この復水器亭は真空装置Ｊによって
内部を真空に保たれ、更に冷却水入口配管６、冷却水チ
ューブ７及び冷却水出口配管Ｉを配設し、海水循環ボン
プデによって海水が上記配管す、を及びチューブラ内を
流れるようにしている。
主蒸気管−を経て発電用タービンＪを駆動させ九後、復
水器参に流れ込む、この復水器亭は真空装置Ｊによって
内部を真空に保たれ、更に冷却水入口配管６、冷却水チ
ューブ７及び冷却水出口配管Ｉを配設し、海水循環ボン
プデによって海水が上記配管す、を及びチューブラ内を
流れるようにしている。
而して、復水器参内に流入した蒸気は上記冷却水チェー
プク関を流れるうちに冷却され、凝縮して復水される。
プク関を流れるうちに冷却され、凝縮して復水される。
そして、復水器参内の復水け、復水ポンプｔｏによって
復水脱塩塔ｌｌＫ送られ、この復水脱塩塔／／において
、復水中の溶解性不純物はイオン交換され、極めて不純
物の含有量が少ない純水として再び原子炉ｌ内に戻され
る。
復水脱塩塔ｌｌＫ送られ、この復水脱塩塔／／において
、復水中の溶解性不純物はイオン交換され、極めて不純
物の含有量が少ない純水として再び原子炉ｌ内に戻され
る。
ｔえ、上記復水ポンプ１０と復水脱塩塔／／とをつなぐ
復水管には復水〇一部ををり出す取水管ｌコ・・・／Ｊ
を堆夛付け、これら取水管ｌ−の夫々に導電率計ｌ参、
ナトリウム計ｔＳ、及び塩素計７６の各検出器を設け、
これら各検出器によって復水を連続的に監視すゐプロセ
ス水質監視針を構成している。そして、各検出器７４Ｋ
、／！、／４は演算器／？に接続され。
復水管には復水〇一部ををり出す取水管ｌコ・・・／Ｊ
を堆夛付け、これら取水管ｌ−の夫々に導電率計ｌ参、
ナトリウム計ｔＳ、及び塩素計７６の各検出器を設け、
これら各検出器によって復水を連続的に監視すゐプロセ
ス水質監視針を構成している。そして、各検出器７４Ｋ
、／！、／４は演算器／？に接続され。
また復水水質は漏洩規模に比例して悪化し復水で希釈さ
れるため復水流量計／Ｊを上記演算器１７に接続し、こ
の演算器／１において各検出値と諏量値を基に海水漏洩
率を算出し、これに応じて−・報発生器ｔｚＫ信号を送
シ、またプラント運転附応要求を表示するようにしてい
る。
れるため復水流量計／Ｊを上記演算器１７に接続し、こ
の演算器／１において各検出値と諏量値を基に海水漏洩
率を算出し、これに応じて−・報発生器ｔｚＫ信号を送
シ、またプラント運転附応要求を表示するようにしてい
る。
また、鼻水漏洩率が一定値以上となった場合には演算器
１７からスクラム信号を出し、スクラム装置／１によっ
て制御棒Ｊｆｔ原子炉ｌ内に挿入し、プラントを緊急に
停止せしめるようにし、更にスクラム信号によって海水
微積ポンプ！を停止し、真空装置Ｓに付設した真空破壊
弁２／を開として復水器参内の真空状態を破るとともに
、冷却水出口管ｔｙｃ設けたベント弁−を開とし、水頭
差を利用して冷却水チムープツ内の海水をドレンするよ
うＫしている。
１７からスクラム信号を出し、スクラム装置／１によっ
て制御棒Ｊｆｔ原子炉ｌ内に挿入し、プラントを緊急に
停止せしめるようにし、更にスクラム信号によって海水
微積ポンプ！を停止し、真空装置Ｓに付設した真空破壊
弁２／を開として復水器参内の真空状態を破るとともに
、冷却水出口管ｔｙｃ設けたベント弁−を開とし、水頭
差を利用して冷却水チムープツ内の海水をドレンするよ
うＫしている。
次に上記演算器／７１Ｃおける海水漏洩率の算出方法の
一例を述べる。
一例を述べる。
先ず、復水流量（ｔ０ｎ／ｈｒ）を１、珈水の導電率（
μシ― ）或いはす） ＩＪウム濃度（ｐｐｍ ）又は
塩素＃１度（ｐｐｍ）ｔｏ、海水の導電率（門／ ）１ 或いはナトリウム一度（ｐｐｍ ）又は塩素濃度（ｐ声
）管８とすると、海水漏洩率（ｌｉｔ＠ｒ／ｍ１゜）Ｌ
は次式で表わされゐ。
μシ― ）或いはす） ＩＪウム濃度（ｐｐｍ ）又は
塩素＃１度（ｐｐｍ）ｔｏ、海水の導電率（門／ ）１ 或いはナトリウム一度（ｐｐｍ ）又は塩素濃度（ｐ声
）管８とすると、海水漏洩率（ｌｉｔ＠ｒ／ｍ１゜）Ｌ
は次式で表わされゐ。
／４× １ × Ｏ
−−
ここで、沸騰水型原子力発電設備の場合、海水の漏洩が
なければ、復水の導電率は約ｇ、ｌＡン一 程ｌであシ、且つナトリウムイオン及び塩素イオンは會
壕れないと言える。また、一般に海水の導電率はｔＯ−
０００”／、、−ナトリウム濃度は／ 、０ｋ００−１
塩素＃Ｉｆは／、ｔ０００ｐ戸であり、海水中のイオン
のうち約１０憾はナトリウムと塙素である。
なければ、復水の導電率は約ｇ、ｌＡン一 程ｌであシ、且つナトリウムイオン及び塩素イオンは會
壕れないと言える。また、一般に海水の導電率はｔＯ−
０００”／、、−ナトリウム濃度は／ 、０ｋ００−１
塩素＃Ｉｆは／、ｔ０００ｐ戸であり、海水中のイオン
のうち約１０憾はナトリウムと塙素である。
し九がって上記各計器／４１． ／！、 ／４において
検出し良導電率、ナトリクム一度、塩素濃度を基Ｋ、演
算１１／’７によって上記式に基づき海水の漏洩を定性
的且つ定量的に連続監視することができる。
検出し良導電率、ナトリクム一度、塩素濃度を基Ｋ、演
算１１／’７によって上記式に基づき海水の漏洩を定性
的且つ定量的に連続監視することができる。
このようにして求めた海水漏洩率から、原子炉スクラム
が必要な場合には演算器１７がらスクラム信号が発せら
れ、スフ２ム装＠１１を介して制御棒Ｘが原子炉ｌ内に
挿入され、プラントを停止し、更に原子炉ｌへの給水を
断ち、原子炉水の悪化を防止する。
が必要な場合には演算器１７がらスクラム信号が発せら
れ、スフ２ム装＠１１を介して制御棒Ｘが原子炉ｌ内に
挿入され、プラントを停止し、更に原子炉ｌへの給水を
断ち、原子炉水の悪化を防止する。
そして、スクラム信号によって真空破壊弁コｌを開とし
、復水６参の真空を破ることで復水器参内に吸い込まれ
る海水の洩れ量を抑え、史に淘水儂壌ポンプ！を停止し
、冷却水ペント弁−を開とすることで、水論差を利用し
て冷却水チューブラ内の海水を全てドレンする。その結
果、復水Ｗ＃参への濁水漏洩はおさまシ、慎水脱塩％ｌ
ｌに対するイオン負荷が最少限にくい止められる。
、復水６参の真空を破ることで復水器参内に吸い込まれ
る海水の洩れ量を抑え、史に淘水儂壌ポンプ！を停止し
、冷却水ペント弁−を開とすることで、水論差を利用し
て冷却水チューブラ内の海水を全てドレンする。その結
果、復水Ｗ＃参への濁水漏洩はおさまシ、慎水脱塩％ｌ
ｌに対するイオン負荷が最少限にくい止められる。
次に大規模海水漏洩事故発生時に本発明方法で原子炉を
停止させた場合の、復水、脱塩塔出口水及び原子炉水の
変化、原子炉の出力、脱塩塔におけるイオン捕獲量の変
化の一例を第３図に基いて説明する。
停止させた場合の、復水、脱塩塔出口水及び原子炉水の
変化、原子炉の出力、脱塩塔におけるイオン捕獲量の変
化の一例を第３図に基いて説明する。
先ずＬ点において濁水漏洩が発生すると、復水の水質は
特性Ｂｌに示すように急激に悪化する。
特性Ｂｌに示すように急激に悪化する。
□しかし、作動原理の異なる複数の検出器によって復水
の水質変化を把握し、海水の漏洩率が演算され求められ
る。
の水質変化を把握し、海水の漏洩率が演算され求められ
る。
その結果１Ｍ点において原子炉は停止し、原子炉出力は
特性ム、に示すように急激に減少する。
特性ム、に示すように急激に減少する。
この原子炉出力の低下により、＊ｆｆへの給水流量が滅
シ、原子炉への塩素持ち込みは大幅に制限され、原子炉
水質は特性０．に示すようＫその悪化は見られない・ また１Ｍ点における原子炉停止とともに、復水器の真空
が破壊され、同時に海水循環ポンプの停止、復水器の冷
却チ、−プがらの海水の排出が行なわれる九め復水器へ
の海水漏洩はおさま９．その結果、復水の水質は特性Ｂ
、に示すように再度良化する。
シ、原子炉への塩素持ち込みは大幅に制限され、原子炉
水質は特性０．に示すようＫその悪化は見られない・ また１Ｍ点における原子炉停止とともに、復水器の真空
が破壊され、同時に海水循環ポンプの停止、復水器の冷
却チ、−プがらの海水の排出が行なわれる九め復水器へ
の海水漏洩はおさま９．その結果、復水の水質は特性Ｂ
、に示すように再度良化する。
そして、海水漏洩が発生したＬ点がら復水脱塩塔がイオ
ンブレイクし始める１１１での時間ｔ１と、原子炉が停
止するＮ点までの時間ｔ、とは１＝（１，となるため、
復水脱塩塔のイオン捕獲量も特性］！ｌＫ示すように最
少量におさえられ。
ンブレイクし始める１１１での時間ｔ１と、原子炉が停
止するＮ点までの時間ｔ、とは１＝（１，となるため、
復水脱塩塔のイオン捕獲量も特性］！ｌＫ示すように最
少量におさえられ。
イオンブレイクが逃れ得る。その結果、復水脱塩塔出口
水４％性Ｄｍ Ｋ示すように悪化することは〔発明の効
果〕 以上の説明から明らかな如く１本発明によれば。
水４％性Ｄｍ Ｋ示すように悪化することは〔発明の効
果〕 以上の説明から明らかな如く１本発明によれば。
それぞれ作動原理、検出原理の異なる導電率計。
ナトリウム計及び塩素針によって復水の水質を連続的に
監視するようにしたので、１検出による−りた判断信号
を出すことがなく、従来よりも迅速に原子炉停止などの
対応措置を採ることができ、また復水器への海水の持ち
込みを最少限におさえることができる。その結果、塩素
鰻度上昇に伴なう原子炉−次系材料の応力腐食割れの発
生を回避でき、また復水脱塩塔に捕獲される塩分を最少
限にとどめることができることとなシ、脱塩塔の化学再
生廃液の澱縮にあたって、湊縮時の塩１１１度の制限値
を維持し高鹸縮が可能となシ、濃縮廃液発生量をおさえ
ることができ、放射性廃棄物発生量の低減につながあ等
多くの効果を奏する。
監視するようにしたので、１検出による−りた判断信号
を出すことがなく、従来よりも迅速に原子炉停止などの
対応措置を採ることができ、また復水器への海水の持ち
込みを最少限におさえることができる。その結果、塩素
鰻度上昇に伴なう原子炉−次系材料の応力腐食割れの発
生を回避でき、また復水脱塩塔に捕獲される塩分を最少
限にとどめることができることとなシ、脱塩塔の化学再
生廃液の澱縮にあたって、湊縮時の塩１１１度の制限値
を維持し高鹸縮が可能となシ、濃縮廃液発生量をおさえ
ることができ、放射性廃棄物発生量の低減につながあ等
多くの効果を奏する。
第１図は従来の原子炉の運転において、主復水器に海水
漏洩が生じ九場合の復水、復水脱塩塔出口水、及び原子
炉水の水質変化と復水脱塩塔に捕獲される塩分捕獲量の
変化を示す特性図、第一図は本発明方法を実施する原子
炉の配管、機器及び計−１系を示す系統図、第３図は本
発明方法によシ原子炉を自動的にスクラムさせた場合の
原子炉の出力変化、各種水質の変化及び復水脱塩塔で捕
獲される塩分の変化を示す物性図である。 ｌ・・・原子炉、参・・・主復水器、／／・・・復水脱
塩塔。 ７参・・・導電率計、／！・・・ナトリウム計、 ／Ａ
・・・塩素針、／訃・・スクラム装置。 出願人代理人 Ｉ 股 清し ｌ 圀 帖 ３ 図
漏洩が生じ九場合の復水、復水脱塩塔出口水、及び原子
炉水の水質変化と復水脱塩塔に捕獲される塩分捕獲量の
変化を示す特性図、第一図は本発明方法を実施する原子
炉の配管、機器及び計−１系を示す系統図、第３図は本
発明方法によシ原子炉を自動的にスクラムさせた場合の
原子炉の出力変化、各種水質の変化及び復水脱塩塔で捕
獲される塩分の変化を示す物性図である。 ｌ・・・原子炉、参・・・主復水器、／／・・・復水脱
塩塔。 ７参・・・導電率計、／！・・・ナトリウム計、 ／Ａ
・・・塩素針、／訃・・スクラム装置。 出願人代理人 Ｉ 股 清し ｌ 圀 帖 ３ 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ｔｌｉ子炉運転中に主復水器からの復水中のナトリウム
イオンａｍ、塩素イオン濃度及び復水の導電率を１作動
原理が夫々異なる検出器で検出するとともに、検出時の
復水流量を測定し、これらナトリウムイオン―度、塩素
イオン濃度。 導電率及び復水流量な基に、主復水器への海水の漏洩率
を算出するようにしたことを特徴とする原子炉の運転方
法。 コ、前記泗水の漏洩率が一定値以上となった時に、原子
炉スクラムを含むプラント停止信号を発するようＫした
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉の
運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57036136A JPS58153198A (ja) | 1982-03-08 | 1982-03-08 | 原子炉の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57036136A JPS58153198A (ja) | 1982-03-08 | 1982-03-08 | 原子炉の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58153198A true JPS58153198A (ja) | 1983-09-12 |
| JPH037080B2 JPH037080B2 (ja) | 1991-01-31 |
Family
ID=12461368
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57036136A Granted JPS58153198A (ja) | 1982-03-08 | 1982-03-08 | 原子炉の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58153198A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5990096A (ja) * | 1982-11-15 | 1984-05-24 | 株式会社東芝 | 原子力発電設備 |
| CN104021829A (zh) * | 2014-05-23 | 2014-09-03 | 中国核动力研究设计院 | 一种多用途的浮动核能装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52137594A (en) * | 1976-05-12 | 1977-11-17 | Toshiba Corp | Water quality monitoring system in atomic power plant |
-
1982
- 1982-03-08 JP JP57036136A patent/JPS58153198A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52137594A (en) * | 1976-05-12 | 1977-11-17 | Toshiba Corp | Water quality monitoring system in atomic power plant |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5990096A (ja) * | 1982-11-15 | 1984-05-24 | 株式会社東芝 | 原子力発電設備 |
| JPH0468600B2 (ja) * | 1982-11-15 | 1992-11-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | |
| CN104021829A (zh) * | 2014-05-23 | 2014-09-03 | 中国核动力研究设计院 | 一种多用途的浮动核能装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH037080B2 (ja) | 1991-01-31 |
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