JPS6093383A - 熱発生装置を冷却する装置 - Google Patents
熱発生装置を冷却する装置Info
- Publication number
- JPS6093383A JPS6093383A JP59199708A JP19970884A JPS6093383A JP S6093383 A JPS6093383 A JP S6093383A JP 59199708 A JP59199708 A JP 59199708A JP 19970884 A JP19970884 A JP 19970884A JP S6093383 A JPS6093383 A JP S6093383A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- vessel
- connecting pipe
- pool
- heat generating
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Cooling Or The Like Of Electrical Apparatus (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】
技術分野
本発明は、熱発生装置を冷LJツる装置に関する。
その装置は、圧力容器を包含し、該圧力容器においC固
体で占められていない容器容積のほとんどが熱発生装置
のためのと−トシンクを構成する液体により占められて
いる。熱発生装置は、圧力容器内に配置されかつ液体内
に浸されている。特に、本発明は崩壊出力を放出する原
子炉のための冷却装置に関する。
体で占められていない容器容積のほとんどが熱発生装置
のためのと−トシンクを構成する液体により占められて
いる。熱発生装置は、圧力容器内に配置されかつ液体内
に浸されている。特に、本発明は崩壊出力を放出する原
子炉のための冷却装置に関する。
背景技術
圧力容器に封入された熱源−例えば、崩壊出力を放出す
る炉心〜の冷却が容器を水で満たすことにより相対的に
艮い肋間の間安全にされうることが知られている1、熱
源にJ3いて発生した出力は、その際水が蒸発されるど
き吸収され、その結果生じた蒸気は圧力リリーノ装置を
介して容器から排気される。しかしながら、もし圧力容
器の下方部分にJ3いて破裂が生じl(ならば、熱を発
生ずるその蒸気が冷却のために用いられるまえに、水が
液としてそこを通って漏れ出ることになり、しt3がっ
て冷却能力が失なわれる。
る炉心〜の冷却が容器を水で満たすことにより相対的に
艮い肋間の間安全にされうることが知られている1、熱
源にJ3いて発生した出力は、その際水が蒸発されるど
き吸収され、その結果生じた蒸気は圧力リリーノ装置を
介して容器から排気される。しかしながら、もし圧力容
器の下方部分にJ3いて破裂が生じl(ならば、熱を発
生ずるその蒸気が冷却のために用いられるまえに、水が
液としてそこを通って漏れ出ることになり、しt3がっ
て冷却能力が失なわれる。
本発明に従った装置においては、外側容器が内側容器の
作用圧力より著しく低い圧力に対して設計されてよい。
作用圧力より著しく低い圧力に対して設計されてよい。
このための埋山は、外側容器内へ漏れ出た水が圧力容器
の上方に総合的にその底部と共に配置されている接続管
を通って自由な空気内へ、いわゆる蒸発プールの解放空
間内へ流れることを許されることである。
の上方に総合的にその底部と共に配置されている接続管
を通って自由な空気内へ、いわゆる蒸発プールの解放空
間内へ流れることを許されることである。
発明の開示
本発明は、圧力容器の底部分におりる河れがヒートシン
クの損失へ導かないような方法で上述の形式の装置を提
供することを目的どし−Cいる。このことは、本発明に
従って漏れを捕える外側の容器を配置することによって
達成され、前記容器と内側容器との間の容積は相対的に
小さなものである。
クの損失へ導かないような方法で上述の形式の装置を提
供することを目的どし−Cいる。このことは、本発明に
従って漏れを捕える外側の容器を配置することによって
達成され、前記容器と内側容器との間の容積は相対的に
小さなものである。
本発明に従って、熱発生装置を冷却する装置行は、圧力
容器を包囲づる外側容器、圧力容器の上方に配置された
蒸発プール、および月゛力容器の上方部分に配置された
冷fJ1コイルを含む。外側容器は、閉じられた補助空
間が二個の容器の間に形成されるような方法で、圧力容
器を囲んでいる。補助空間は、少なくとも一個の流体接
続部祠を介して蒸発プールへ接続されている。冷IJl
コイルの2個の端部は、イれぞれ前記圧力容器内かつ前
記蒸発プール内を通過づる第一および第二の接続管を介
して蒸発プールへ流体的に接続されでいる。圧力容器か
ら補助空間への液体の可能な漏れ流出は冷却コイルへの
液体供給において結果として生じる。
容器を包囲づる外側容器、圧力容器の上方に配置された
蒸発プール、および月゛力容器の上方部分に配置された
冷fJ1コイルを含む。外側容器は、閉じられた補助空
間が二個の容器の間に形成されるような方法で、圧力容
器を囲んでいる。補助空間は、少なくとも一個の流体接
続部祠を介して蒸発プールへ接続されている。冷IJl
コイルの2個の端部は、イれぞれ前記圧力容器内かつ前
記蒸発プール内を通過づる第一および第二の接続管を介
して蒸発プールへ流体的に接続されでいる。圧力容器か
ら補助空間への液体の可能な漏れ流出は冷却コイルへの
液体供給において結果として生じる。
本発明の一実施例は、添イ1の概略図を参照して以1;
に説明されてa3す、ぞの図は本発明による装置におい
て含まれる圧力容器の垂直な対称軸線に沿った断面を示
している。 好適な実施例の説明 図において、1は、予圧されたコンクリートから作られ
lこ原子炉圧力容器を指示し、そして英国特C’l第2
098786.Δ号に記載されているものと同じ形式の
原子炉に含まれる。圧力容器は、円形l1li面をイJ
しかつ圧力漏れがないよう作用した円形カバー2により
閉じられ、該円形カバーは圧力リリーフ弁3を具備して
Jlを供される。このような原子炉に含まれる炉心4は
、圧力容器1およびカバー2により形成される容器空間
5の下方半分、通常は最も下方の四分の−に配置されて
いる。 圧力容器1の漏れの場合にa3けるピー1−シンクの損
失を避ける目的のために、圧力容器1は外側容器6によ
り取り囲まれ、該外側容器は圧力容器1にお番Jる作用
圧力の半分より低い圧力に対した寸法にされている。外
側容器6は、圧力容器1といっしょに、容器空間5の4
分の−より小さい、好適にはその8分の−より小さい容
積の閉じられた補助空間5を形成しCいる。補助空間7
は、少なくとも一個の管8を介して円形断面の解放蒸発
ブール9へ流体的に接続されている。蒸発プール9は、
通常の原子炉の作動中には2Iあってしよい。また、補
助空間7は空であつ(L)よいが、しかしそれは好適に
は全体の色・8どいつしよに−またはその部分にaプい
て一水C満たされている。 冷却コイル10は、カバー2の近くの容器空間5に配置
されている。冷却コイル10は、圧力容器のカバー2を
介しかつ蒸発プールの底部を介して圧力漏れのない状態
で通過覆る二個の接続管11および12ににより蒸発プ
ール9へ流体的に接続され、管11は冷却コイル10の
入口管をそして管12はその出口管を構成している。管
11は蒸発プールの底部表面近くに開かれ、一方管12
はいくらかより高いレベルでプール内に開いている。 炉心4は、原子炉容器(図面には示されていない)に配
置され、原子炉容器は、その下方および上方端部におい
て、プール液体、例えば(IP酸の水溶液へ流体的に接
続されている。通常の原子炉作動中には、この溶液は炉
心への進入を阻止され、そして炉心4は]ア 83 J
、び原子炉容器を通って流れる冷媒流により冷却され、
該冷媒流の最高温度は150℃以上、りr通には200
℃より高くなる。上述のプール液体は、容器空間5の大
部分をいっばい満たしかつへ1!均温肛を有し、該平均
塩度は通常の原子炉作動中に上述の最高温度より低い少
なくとも100 ’C<’ある。漏れが圧力容器1の壁
において起り、例えば矢印13′で支持される漏れ部1
3であるならば、ブールの液体はノコバー2の下側から
より下方レベルまで減じるであろうし、そしく冷い液体
が相対的に管8を介して蒸発プール9まで供給される。 圧力容器1に置かれた液体のレベルは降下するので、プ
ール液体と原子炉冷媒との間の確立された圧力均衡はだ
めになって、炉心を通る流れる硼酸のプール水に結果と
してなって、その出力はそれにより崩壊出力まで下げら
れる。図は静止状態を示し、この状態において漏れ部1
3を通って押し出された水の容積【、1、蒸発プール9
へ供給され/、:4まば等しい大容積の水になっていて
、これによりこの容積はレベル9′まで満たされており
、ところがレベル14のJ一方に位置した容器空間の部
分は飽和水蒸気を収容しており、その蒸気圧力Pは次式
で与えられ、p=1 atIII + H−ρ−g ここでHは二つのレベル9′と14との間のレベル差で
あり、ρは水溶液の密庶でしく’l−。 9.81m/s2である。 レベル差ト1は、飽和圧力]〕に対応した温度が100
℃より著しく高い温度であり、例えば120℃であるよ
うな高さに選択されている。他方では、蒸発プール9内
にある水は100℃の温度で沸騰しく1111素付加に
にる沸点での影響を無視して)、でしてそれゆえン’a
7JIコイル10ヘイハ給される液体の温度はこの温
度を決して越えることがない。レベル14の−に方に位
置した蒸気は、それゆえ冷)IIsイル10において凝
縮され、該冷M1コイルはそれにより蒸気を発生しかっ
この蒸気を管12を介してプール9へ放出する。蒸発プ
ール内にある液体は、冷N1」イル10を通る自身の循
環にJ二り流れ、ぞしCプール表面9′に近い地点で沸
1騰を始める。 圧力容器1におiJる過圧はレベル14ど9′との間の
レベル差HにJ、って決められる。この過圧は、他の物
質の間で、kn Jul 二Iイル1oの熱伝達表面の
サイズに依存し/:: telt T”それ自身を調節
Jる。 しし前記表面が十分に人さCノれば、仝体システムは水
を放出することがなく一プール9がら蒸発される蒸気だ
けCある。圧力容器1の底部の漏れ部を通して失われる
水【J、(のIこめにさらに炉心4の冷7JIのI〔め
にピー1ヘシンクとして全部働き、それだりでなく外側
容器6は、流動圧力の降下および加速圧)〕の降下と同
様な蒸発プールの表面の液体柱の高さに対応した過圧に
対してミ■1される必要があるだ番ノである。管」イル
の対応した表面は、それが可能な永久ガスにより、該ガ
スはj−[)j容器1内で発生されてもよいが、遮蔽さ
れることができないように配置され°Cいる。 図面に示された設備は、本発明にょる装置のノ1常に多
数の可能な実施例の一つに1さ゛ない。 したがって、その装置は、それらのプールが丹−力密封
カバーを具備して設()られていれば、複数の周知のプ
ール形原子炉と共に使用されてもJ、い。 さらに、本発明による装置は、熱光イV装置の冷却のた
めに使用されてもよく、該装置においては熱が該出力に
より発生されない。 単一の冷却コイル10の代りに、複数のこのようなコイ
ルが使用されてもよく、ぞして図示の蒸発プール9の代
りに、1.さが最6人ぎな水平q法より大きなプールが
使用されてbよい。さらに、プールは、カバーを具備し
てい(もよく、プール空間は、カバーにa3ける少ζj
くと61個の開口、例えば煙突状のものに接続された開
口を通し・で大気圧の空気と連通している。 4、図面の簡単な説明 図は本発明の一実施例である装置におりる圧力容器の垂
直な対称軸線に沿った断面図である。 1・・・・・・圧力容器、 4・・・・・・炉心、 6・・・・・・外側容器、 7・・・・・・閉じた補助空間、 8・・・・・・管、 9・・・・・・蒸発プール、 10・・・・・・冷却コイル、 11・・・・・・第一の接続管、 12・・・・・・第二の接続管.。 代理人 浅 利 皓
に説明されてa3す、ぞの図は本発明による装置におい
て含まれる圧力容器の垂直な対称軸線に沿った断面を示
している。 好適な実施例の説明 図において、1は、予圧されたコンクリートから作られ
lこ原子炉圧力容器を指示し、そして英国特C’l第2
098786.Δ号に記載されているものと同じ形式の
原子炉に含まれる。圧力容器は、円形l1li面をイJ
しかつ圧力漏れがないよう作用した円形カバー2により
閉じられ、該円形カバーは圧力リリーフ弁3を具備して
Jlを供される。このような原子炉に含まれる炉心4は
、圧力容器1およびカバー2により形成される容器空間
5の下方半分、通常は最も下方の四分の−に配置されて
いる。 圧力容器1の漏れの場合にa3けるピー1−シンクの損
失を避ける目的のために、圧力容器1は外側容器6によ
り取り囲まれ、該外側容器は圧力容器1にお番Jる作用
圧力の半分より低い圧力に対した寸法にされている。外
側容器6は、圧力容器1といっしょに、容器空間5の4
分の−より小さい、好適にはその8分の−より小さい容
積の閉じられた補助空間5を形成しCいる。補助空間7
は、少なくとも一個の管8を介して円形断面の解放蒸発
ブール9へ流体的に接続されている。蒸発プール9は、
通常の原子炉の作動中には2Iあってしよい。また、補
助空間7は空であつ(L)よいが、しかしそれは好適に
は全体の色・8どいつしよに−またはその部分にaプい
て一水C満たされている。 冷却コイル10は、カバー2の近くの容器空間5に配置
されている。冷却コイル10は、圧力容器のカバー2を
介しかつ蒸発プールの底部を介して圧力漏れのない状態
で通過覆る二個の接続管11および12ににより蒸発プ
ール9へ流体的に接続され、管11は冷却コイル10の
入口管をそして管12はその出口管を構成している。管
11は蒸発プールの底部表面近くに開かれ、一方管12
はいくらかより高いレベルでプール内に開いている。 炉心4は、原子炉容器(図面には示されていない)に配
置され、原子炉容器は、その下方および上方端部におい
て、プール液体、例えば(IP酸の水溶液へ流体的に接
続されている。通常の原子炉作動中には、この溶液は炉
心への進入を阻止され、そして炉心4は]ア 83 J
、び原子炉容器を通って流れる冷媒流により冷却され、
該冷媒流の最高温度は150℃以上、りr通には200
℃より高くなる。上述のプール液体は、容器空間5の大
部分をいっばい満たしかつへ1!均温肛を有し、該平均
塩度は通常の原子炉作動中に上述の最高温度より低い少
なくとも100 ’C<’ある。漏れが圧力容器1の壁
において起り、例えば矢印13′で支持される漏れ部1
3であるならば、ブールの液体はノコバー2の下側から
より下方レベルまで減じるであろうし、そしく冷い液体
が相対的に管8を介して蒸発プール9まで供給される。 圧力容器1に置かれた液体のレベルは降下するので、プ
ール液体と原子炉冷媒との間の確立された圧力均衡はだ
めになって、炉心を通る流れる硼酸のプール水に結果と
してなって、その出力はそれにより崩壊出力まで下げら
れる。図は静止状態を示し、この状態において漏れ部1
3を通って押し出された水の容積【、1、蒸発プール9
へ供給され/、:4まば等しい大容積の水になっていて
、これによりこの容積はレベル9′まで満たされており
、ところがレベル14のJ一方に位置した容器空間の部
分は飽和水蒸気を収容しており、その蒸気圧力Pは次式
で与えられ、p=1 atIII + H−ρ−g ここでHは二つのレベル9′と14との間のレベル差で
あり、ρは水溶液の密庶でしく’l−。 9.81m/s2である。 レベル差ト1は、飽和圧力]〕に対応した温度が100
℃より著しく高い温度であり、例えば120℃であるよ
うな高さに選択されている。他方では、蒸発プール9内
にある水は100℃の温度で沸騰しく1111素付加に
にる沸点での影響を無視して)、でしてそれゆえン’a
7JIコイル10ヘイハ給される液体の温度はこの温
度を決して越えることがない。レベル14の−に方に位
置した蒸気は、それゆえ冷)IIsイル10において凝
縮され、該冷M1コイルはそれにより蒸気を発生しかっ
この蒸気を管12を介してプール9へ放出する。蒸発プ
ール内にある液体は、冷N1」イル10を通る自身の循
環にJ二り流れ、ぞしCプール表面9′に近い地点で沸
1騰を始める。 圧力容器1におiJる過圧はレベル14ど9′との間の
レベル差HにJ、って決められる。この過圧は、他の物
質の間で、kn Jul 二Iイル1oの熱伝達表面の
サイズに依存し/:: telt T”それ自身を調節
Jる。 しし前記表面が十分に人さCノれば、仝体システムは水
を放出することがなく一プール9がら蒸発される蒸気だ
けCある。圧力容器1の底部の漏れ部を通して失われる
水【J、(のIこめにさらに炉心4の冷7JIのI〔め
にピー1ヘシンクとして全部働き、それだりでなく外側
容器6は、流動圧力の降下および加速圧)〕の降下と同
様な蒸発プールの表面の液体柱の高さに対応した過圧に
対してミ■1される必要があるだ番ノである。管」イル
の対応した表面は、それが可能な永久ガスにより、該ガ
スはj−[)j容器1内で発生されてもよいが、遮蔽さ
れることができないように配置され°Cいる。 図面に示された設備は、本発明にょる装置のノ1常に多
数の可能な実施例の一つに1さ゛ない。 したがって、その装置は、それらのプールが丹−力密封
カバーを具備して設()られていれば、複数の周知のプ
ール形原子炉と共に使用されてもJ、い。 さらに、本発明による装置は、熱光イV装置の冷却のた
めに使用されてもよく、該装置においては熱が該出力に
より発生されない。 単一の冷却コイル10の代りに、複数のこのようなコイ
ルが使用されてもよく、ぞして図示の蒸発プール9の代
りに、1.さが最6人ぎな水平q法より大きなプールが
使用されてbよい。さらに、プールは、カバーを具備し
てい(もよく、プール空間は、カバーにa3ける少ζj
くと61個の開口、例えば煙突状のものに接続された開
口を通し・で大気圧の空気と連通している。 4、図面の簡単な説明 図は本発明の一実施例である装置におりる圧力容器の垂
直な対称軸線に沿った断面図である。 1・・・・・・圧力容器、 4・・・・・・炉心、 6・・・・・・外側容器、 7・・・・・・閉じた補助空間、 8・・・・・・管、 9・・・・・・蒸発プール、 10・・・・・・冷却コイル、 11・・・・・・第一の接続管、 12・・・・・・第二の接続管.。 代理人 浅 利 皓
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、 圧力容器(1)を包含し該容器において固体で占
められていない容器容積のほとんどが熱発生装置(4)
のためのヒートシンクを構成する液体によりいっばいに
満たされている前記熱発生装置(4)を冷7dl−4I
る装置であって、前記熱発生装置が前記圧力容器に包囲
され(いて、前記冷却する装置が前記圧力容器を包囲づ
る外側容器(6)、前記圧力容器の」二方に配置された
蒸発プール(9)および前記圧力容器(1)の」−1j
部分に配置され!、:冷IJIコイル(10)を含み、
前記外側容器(6)は、閉した補助空間(7)が前記1
:力容器と前記外側容器との間に形成されるJ、うな方
法で、圧力容器を包囲し、前記補助空間(7)が−少な
くとも一個の流体接続部材(8)を介して一前記蒸発プ
ール(9)へ接続され、前記冷却コイルの2つの端部が
第一の接続管(11)および第二の接続管(12)を介
して前記蒸発プール(9)へ流体的に接続され、それぞ
れ前記圧力容器(1)内へおよび前記蒸発プール(9)
内へ通過していて、それにより前記圧力容器(1)から
前記六〇助空間(7)への前記液体の可能な漏れ流量が
結果として前記冷却コイル(10)への液体の供給とな
る、熱発生装置(4)を冷141りる装置。 2、特許請求の範囲第1項に記載の装置において、前記
第一の接続管(11)が前記冷却コイル(10)の下方
端部へ接続され、前記第二の接続管(12)は前記冷却
コイルの上方端部に接続され、前記第一の接続管(11
)は下hレベルC前記蒸発プール(9)内へ聞き、前記
第二の接続管(12)はより高いレベルで前、;ピ//
3弁ブール内へ聞いている熱発生装置を冷月1りる装置
。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8305234-0 | 1983-09-28 | ||
SE8305234A SE439211B (sv) | 1983-09-28 | 1983-09-28 | Anordning for kylning av ett vermealstrande organ |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6093383A true JPS6093383A (ja) | 1985-05-25 |
Family
ID=20352666
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59199708A Pending JPS6093383A (ja) | 1983-09-28 | 1984-09-26 | 熱発生装置を冷却する装置 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4666661A (ja) |
EP (1) | EP0141237B1 (ja) |
JP (1) | JPS6093383A (ja) |
CA (1) | CA1217885A (ja) |
DE (1) | DE3464431D1 (ja) |
ES (1) | ES8707816A1 (ja) |
SE (1) | SE439211B (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2011132612A1 (ja) * | 2010-04-21 | 2011-10-27 | 株式会社 東芝 | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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US4889682A (en) * | 1988-05-20 | 1989-12-26 | General Electric Company | Passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
US4948554A (en) * | 1989-01-06 | 1990-08-14 | General Electric Company | Natural circulating passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
US4950448A (en) * | 1989-05-11 | 1990-08-21 | General Electric Company | Passive heat removal from containment |
US5076999A (en) * | 1990-10-10 | 1991-12-31 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Passive decay heat removal system for water-cooled nuclear reactors |
CA2150275C (en) * | 1995-05-26 | 2008-10-14 | Norman J. Spinks | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors |
US5887043A (en) * | 1995-10-03 | 1999-03-23 | Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors |
FI20040387A0 (fi) * | 2004-03-11 | 2004-03-11 | Sulo Toivo Luomala | Paineastia |
ITTO20070052A1 (it) * | 2007-01-24 | 2008-07-25 | Luciano Cinotti | Sistema di evacuazione del calore residuo da un reattore nucleare |
US9984777B2 (en) | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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DE1142041B (de) * | 1959-11-24 | 1963-01-03 | Licentia Gmbh | Vorrichtung in der Druckschale eines Kernreaktors zur Verminderung des beim Platzen eines Teiles des Primaerkreises entstehenden Dampfdruckes |
NL132404C (ja) * | 1966-02-18 | |||
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