JPS61201190A - 核融合炉の緊急冷却装置 - Google Patents
核融合炉の緊急冷却装置Info
- Publication number
- JPS61201190A JPS61201190A JP60041951A JP4195185A JPS61201190A JP S61201190 A JPS61201190 A JP S61201190A JP 60041951 A JP60041951 A JP 60041951A JP 4195185 A JP4195185 A JP 4195185A JP S61201190 A JPS61201190 A JP S61201190A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- gas
- fusion reactor
- reactor
- cooling system
- plasma
- 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
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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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For 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］
本発明は核融合炉の緊急冷却装置に関する。
［発明の技術的背景とその問題点１
核融合炉における構造物配置を第２図を参照して説明す
る。
る。
第２図は核融合炉の断面を示した図である。第２図にお
いて、符号１は、核融合反応が行なわれるプラズマ１を
示し、このプラズマ１を取り囲みプラズマ１から発生す
る核融合エネルギーを熱エネルギーに変換するブランケ
ット２が設けられている。このブランケット２の外側に
は真空容器３および遮蔽体４が配置されている。この真
空容器３と遮蔽体４の両者を区別しない場合が多い。プ
ラズマ１は磁場発生コイル５および６により閉じ込め、
ｉ、ＩＩ御されている。以上の基本的な構造物により核
融合ＭＡＲ本体は構成されている。
いて、符号１は、核融合反応が行なわれるプラズマ１を
示し、このプラズマ１を取り囲みプラズマ１から発生す
る核融合エネルギーを熱エネルギーに変換するブランケ
ット２が設けられている。このブランケット２の外側に
は真空容器３および遮蔽体４が配置されている。この真
空容器３と遮蔽体４の両者を区別しない場合が多い。プ
ラズマ１は磁場発生コイル５および６により閉じ込め、
ｉ、ＩＩ御されている。以上の基本的な構造物により核
融合ＭＡＲ本体は構成されている。
なお、符号７は建屋、８はレール、９はクレーンをそれ
ぞれ示している。
ぞれ示している。
ブランケット２の最もプラズマ１側に面した部分を第１
壁と呼び、この第１壁は高速中性子負荷、プラズマ１か
らの粒子負荷及び熱負荷が大きく非常に厳しい環境下に
置かれている。また、炉停止後の崩壊熱のレベルは第１
壁の部分が最も大きく、ブランケット２、真空容器３、
遮蔽体４へと外側へ行くにつれて指数関数的に減少して
行く。従って、プラズマ１が停止したあとも崩壊熱を効
率的に除去しなければ、第１壁ブランケツト２、真空容
器３等の核融合炉本体構造物の破損、溶融等が生じ核融
合燃料である放射性物質のトリチウムが原子炉建屋７内
へ、さらには１１屋７から外部環境へと放出される危険
性が有る。
壁と呼び、この第１壁は高速中性子負荷、プラズマ１か
らの粒子負荷及び熱負荷が大きく非常に厳しい環境下に
置かれている。また、炉停止後の崩壊熱のレベルは第１
壁の部分が最も大きく、ブランケット２、真空容器３、
遮蔽体４へと外側へ行くにつれて指数関数的に減少して
行く。従って、プラズマ１が停止したあとも崩壊熱を効
率的に除去しなければ、第１壁ブランケツト２、真空容
器３等の核融合炉本体構造物の破損、溶融等が生じ核融
合燃料である放射性物質のトリチウムが原子炉建屋７内
へ、さらには１１屋７から外部環境へと放出される危険
性が有る。
ところで、核融合炉においては、原子炉本体の分解修理
が不可欠と考えられ、ブランケット２１、真空容器３、
遮蔽体４等は分解性を考慮してトーラス方向に１０数分
割されてモジュール構造をしている。さらに、これらモ
ジュールが集合してドーナッツ状のトーラスを形成する
必要からモジュールの形状は、南瓜の輪切りのような形
をしていて、このモジュール内を小口径の冷部管が複雑
に、かつ密に引きまわされている。冷却系は冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）や冷却材流量喪失事故（ＬＯＦＡ）を
考慮して少くとも独立した２系統から構成される必要が
あるが、上述のようにブランケットや遮蔽体等の冷却管
配置が密で複雑であるために核融合炉においては、この
ような要求を満たすことが穫めて困難となっている。即
ち、他の独立の冷却系配管の空間的余裕が無いこと、さ
らにいずれの冷Ｍｌ系ら小口軽配管系により構成せざる
を得ず、構造及び作動原理が相異った冷却系を構成出来
ない。
が不可欠と考えられ、ブランケット２１、真空容器３、
遮蔽体４等は分解性を考慮してトーラス方向に１０数分
割されてモジュール構造をしている。さらに、これらモ
ジュールが集合してドーナッツ状のトーラスを形成する
必要からモジュールの形状は、南瓜の輪切りのような形
をしていて、このモジュール内を小口径の冷部管が複雑
に、かつ密に引きまわされている。冷却系は冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）や冷却材流量喪失事故（ＬＯＦＡ）を
考慮して少くとも独立した２系統から構成される必要が
あるが、上述のようにブランケットや遮蔽体等の冷却管
配置が密で複雑であるために核融合炉においては、この
ような要求を満たすことが穫めて困難となっている。即
ち、他の独立の冷却系配管の空間的余裕が無いこと、さ
らにいずれの冷Ｍｌ系ら小口軽配管系により構成せざる
を得ず、構造及び作動原理が相異った冷却系を構成出来
ない。
従来の核融合炉では、真空容器内は真空であってこのよ
うな微風すらないために、冷却材事故（流量喪失、冷却
材喪失）が生じると除熱が全く不能となる。熱伝導によ
る熱の発散は、核融合炉においては期待出来ない（構造
物のあちこちに、電気絶縁、熱絶縁が施しであるため）
。
うな微風すらないために、冷却材事故（流量喪失、冷却
材喪失）が生じると除熱が全く不能となる。熱伝導によ
る熱の発散は、核融合炉においては期待出来ない（構造
物のあちこちに、電気絶縁、熱絶縁が施しであるため）
。
このように従来、設計されている核融合炉においては緊
急冷部装置という概念はなく、そこまで進んだ設計例は
ない。
急冷部装置という概念はなく、そこまで進んだ設計例は
ない。
しかしながら、核融合炉においても冷却材事故時に緊急
冷却が必要であることは明らかである。
冷却が必要であることは明らかである。
即ち、核融合炉においては、中性子が核分裂炉よりも多
く、構造物が放射化され、その結果崩壊熱が発生し、こ
の崩壊熱を除去してやる必要が有る。
く、構造物が放射化され、その結果崩壊熱が発生し、こ
の崩壊熱を除去してやる必要が有る。
そうでなければ、炉本体は崩壊熱により破壊されてしま
う。
う。
核融合炉のエネルギー発生部は、真空容器内のプラズマ
内部においてであるが、事故時にはプラズマは消滅する
。つまり、プラズマは非常に不安定なもので、プラズマ
を閉じ込めるのに多大の研究がなされている。
内部においてであるが、事故時にはプラズマは消滅する
。つまり、プラズマは非常に不安定なもので、プラズマ
を閉じ込めるのに多大の研究がなされている。
従って、事故時には、プラズマの有していたエネルギー
〜０．ＩＧＪが一瞬のうちに（約〜１５ｍ ／ ｓｅｃ
以内）第１壁やダイバータ等プラズマに直面している構
造物に飛散して行き、それらの表面を加熱する。このと
きの熱流束は約１００Ｊ／ｃｊのオーダである。これと
は別に、第１壁やダイバータ等は運転時にプラズマから
の中性子により放射化されていて、これによる崩壊熱レ
ベルは炉停止直後で第１壁表面において約０．３〜０．
５Ｗ ／ ＣＣである。崩壊熱は第１壁やダイバータの
表面で最大で表面からの距離が大ぎくなると指数関数的
に減少して行く。プラズマの消滅によるエネルギー及び
崩壊熱とも第１Ｗやダイバータ等の表面近傍に集中して
いるため、これらの表面を冷却すれば非常に有効に除熱
出来る。
〜０．ＩＧＪが一瞬のうちに（約〜１５ｍ ／ ｓｅｃ
以内）第１壁やダイバータ等プラズマに直面している構
造物に飛散して行き、それらの表面を加熱する。このと
きの熱流束は約１００Ｊ／ｃｊのオーダである。これと
は別に、第１壁やダイバータ等は運転時にプラズマから
の中性子により放射化されていて、これによる崩壊熱レ
ベルは炉停止直後で第１壁表面において約０．３〜０．
５Ｗ ／ ＣＣである。崩壊熱は第１壁やダイバータの
表面で最大で表面からの距離が大ぎくなると指数関数的
に減少して行く。プラズマの消滅によるエネルギー及び
崩壊熱とも第１Ｗやダイバータ等の表面近傍に集中して
いるため、これらの表面を冷却すれば非常に有効に除熱
出来る。
除熱に必要な冷却ガス吊は少量で良い。その理由は、上
述のごとく除熱すべきエネルギー量が少ないためで、試
粋によれば１気圧の空気（常温）を約数ｍ／ｓｅｃ
（微風）で送れば構造物の温度上昇を止めることが可能
である。
述のごとく除熱すべきエネルギー量が少ないためで、試
粋によれば１気圧の空気（常温）を約数ｍ／ｓｅｃ
（微風）で送れば構造物の温度上昇を止めることが可能
である。
［発明の目的］
本発明は上記事情にもとづきなされたもので、その目的
は何らかの原因により原子炉本体構造物（トーラス構造
体）の冷却が不能になった場合に緊急にトーラス構造体
の冷却を開始し事故が拡大するのを防止する核融合炉緊
急冷却装置を提供するものである。
は何らかの原因により原子炉本体構造物（トーラス構造
体）の冷却が不能になった場合に緊急にトーラス構造体
の冷却を開始し事故が拡大するのを防止する核融合炉緊
急冷却装置を提供するものである。
［発明のＩｌ！要］
本発明は高圧の不活性ガスが充填されている。
たとえば＋４６ガスボンベ、作動時に開となる弁、Ｈｅ
ガスの循環機、冷却器、および配管からなり、この配管
は真空容器（遮蔽体含む）及びブランケット（第１壁含
む）をｖ１通し直接プラズマに面するように作られた２
個の開孔部に両端が接続されていて、真空容器内→配管
−）冷ＩＡ器→１−１８ガスの循環機→高圧１−１６ガ
スボンベ→配管→真空容器内と連結された閉ループが形
成されている。高圧１」ｅガスボンベは弁を介して配管
に連結されている。
ガスの循環機、冷却器、および配管からなり、この配管
は真空容器（遮蔽体含む）及びブランケット（第１壁含
む）をｖ１通し直接プラズマに面するように作られた２
個の開孔部に両端が接続されていて、真空容器内→配管
−）冷ＩＡ器→１−１８ガスの循環機→高圧１−１６ガ
スボンベ→配管→真空容器内と連結された閉ループが形
成されている。高圧１」ｅガスボンベは弁を介して配管
に連結されている。
そして、作動時には、弁が開き、Ｈｅガスが閉ループ内
に充填され、ト１ｅガスの循環機が作動し、１−１ｅガ
スが閉ループ内を流れ真空容器内の第１壁表面を冷却し
、冷却器に熱を伝達する。
に充填され、ト１ｅガスの循環機が作動し、１−１ｅガ
スが閉ループ内を流れ真空容器内の第１壁表面を冷却し
、冷却器に熱を伝達する。
従って、本発明によれば、通常のブランケットや遮蔽体
等の冷却系とは全く独立し、作動原理も異った冷却系で
あるために信頼性の高い緊急冷却装Ｚ（を捉供できる。
等の冷却系とは全く独立し、作動原理も異った冷却系で
あるために信頼性の高い緊急冷却装Ｚ（を捉供できる。
［発明の実施例〕
以下、第１図を参照しながら本発明に係る核融合炉の緊
急冷却装置の一実施例を説明する。なお、第１図中、第
２図と同一部分は同一符号で示し、該当する部分の詳細
な説明は省略する。
急冷却装置の一実施例を説明する。なお、第１図中、第
２図と同一部分は同一符号で示し、該当する部分の詳細
な説明は省略する。
第１図において、符号１０は冷却系を示しており、この
冷却系１０は真空容器３に接続されブランケット２を貫
通ずるループ状配管１１と、この配管１１に接続された
冷却器１２およびＨｅガスの循環１１３と、配管１１内
にたとえばヘリウム（＋−１８）を流す高圧１−１ｏガ
スボンベ１４と、この高圧Ｈｅガスボンベ１４と配管１
１との連結管１５に設けられた弁１６とから構成されて
いる。
冷却系１０は真空容器３に接続されブランケット２を貫
通ずるループ状配管１１と、この配管１１に接続された
冷却器１２およびＨｅガスの循環１１３と、配管１１内
にたとえばヘリウム（＋−１８）を流す高圧１−１ｏガ
スボンベ１４と、この高圧Ｈｅガスボンベ１４と配管１
１との連結管１５に設けられた弁１６とから構成されて
いる。
配管１１の両端は、真空容器（遮蔽体含む）３およびブ
ランケット２を貫通し真空領域１７に面する開孔部１８
．１９に連結していて、配管１１、冷却器１２、Ｈｅガ
スの循環器１３、開孔部１８．１９、真空領域１７は閉
ループを構成している。
ランケット２を貫通し真空領域１７に面する開孔部１８
．１９に連結していて、配管１１、冷却器１２、Ｈｅガ
スの循環器１３、開孔部１８．１９、真空領域１７は閉
ループを構成している。
冷２Ｊｌ器１２には冷媒流通管２０が設けられている。
しかして、核融合炉の通常運転状態においては、弁１６
は閉であり、ト１ｅガスの循環器１３はＶＪ機状態（常
時作動可能な状態）になっている。弁１６は電気信号に
より開かれ、高圧ト１ｅガスボンベ１４に充填されてい
るＨｅガスが閉ループ内に流出するようになっている。
は閉であり、ト１ｅガスの循環器１３はＶＪ機状態（常
時作動可能な状態）になっている。弁１６は電気信号に
より開かれ、高圧ト１ｅガスボンベ１４に充填されてい
るＨｅガスが閉ループ内に流出するようになっている。
高圧Ｈｅガスボンベに了め充填すべきＨｅガス量は除去
すべぎ熱量、Ｈｅガスの循環器１３の特性、経済性等を
考慮して決められる。この、実施例ではＨｅガス貯蔵用
に高圧ボンベを１本を用いているが１気圧程度のボンベ
でも良いし、複数本のボンベを用いた実施例も考えられ
る。尚、弁１Ｇを開放する前に真空排気系、プラズマ加
熱系等のダクト類は隔離されていることが好ましい。
すべぎ熱量、Ｈｅガスの循環器１３の特性、経済性等を
考慮して決められる。この、実施例ではＨｅガス貯蔵用
に高圧ボンベを１本を用いているが１気圧程度のボンベ
でも良いし、複数本のボンベを用いた実施例も考えられ
る。尚、弁１Ｇを開放する前に真空排気系、プラズマ加
熱系等のダクト類は隔離されていることが好ましい。
なお、弁１６は電磁弁、空気作動弁などが用いられる。
次に上記緊急冷却装置の一実施例の作用について説明す
る。
る。
以上にように構成された核融合炉緊急冷却装置では冷ｋ
ｌ系の減圧または流石低下などの何らかの原因により、
ブランケット２、真空容器３等のトーラス構造体の冷却
が不能になった場合に、弁１６が開放され、高圧Ｈｅガ
スボンベ１４内に充填されていたＨ ｅガスが閉ループ
に流出し、閉ループ内は所定圧力のｔ−１ｅガス雰囲気
となる。当然ながら、弁１６が開放される前に真空排気
系や種々のダクト類は隔離されているものとする。閉ル
ープが所定圧の１１Ｃガス雰囲気に到達すると、Ｈｅガ
スの循環器１３が作動され閉ループ内にＨｅガス流を作
る。真空領［１７内に流れるｌ−１８ガスはブランケッ
ト２のプラズマ側表面、即ち第１壁表面を冷却し他方の
開孔部１９を通り配管１１に流れ、冷却器１２で熱交換
し冷却され、Ｈｅガスの循環器１３で昇圧され、再びも
う一方の開孔部１８を通り真空領域１７に還流する。説
明が前後するが、本発明の緊急冷却装置が作動する時点
ではプラズマは停止されているか、又はプラズマ停止が
されていなくても、弁１６が開き、ＨＯガスが真空領域
１７（プラズマが存在していた領域）に流入すると瞬間
に真空度が低下してプラズマは消滅してしまうので、除
熱すべき熱量は崩壊熱レベルで、炉停止直後でも熱量は
定常運転時のＵいぜい１％以下である。また、先に述べ
たが、崩壊熱は第１壁で最も大きくプラズマから離れる
に従って指数関数的に急激に小さくなるので第１壁表面
を冷却することは最も効果的な冷ｕ１手段で、本発明で
はこの第１壁表面冷却で緊急冷却装置として十分な機能
を持たすことが可能どなっている。
ｌ系の減圧または流石低下などの何らかの原因により、
ブランケット２、真空容器３等のトーラス構造体の冷却
が不能になった場合に、弁１６が開放され、高圧Ｈｅガ
スボンベ１４内に充填されていたＨ ｅガスが閉ループ
に流出し、閉ループ内は所定圧力のｔ−１ｅガス雰囲気
となる。当然ながら、弁１６が開放される前に真空排気
系や種々のダクト類は隔離されているものとする。閉ル
ープが所定圧の１１Ｃガス雰囲気に到達すると、Ｈｅガ
スの循環器１３が作動され閉ループ内にＨｅガス流を作
る。真空領［１７内に流れるｌ−１８ガスはブランケッ
ト２のプラズマ側表面、即ち第１壁表面を冷却し他方の
開孔部１９を通り配管１１に流れ、冷却器１２で熱交換
し冷却され、Ｈｅガスの循環器１３で昇圧され、再びも
う一方の開孔部１８を通り真空領域１７に還流する。説
明が前後するが、本発明の緊急冷却装置が作動する時点
ではプラズマは停止されているか、又はプラズマ停止が
されていなくても、弁１６が開き、ＨＯガスが真空領域
１７（プラズマが存在していた領域）に流入すると瞬間
に真空度が低下してプラズマは消滅してしまうので、除
熱すべき熱量は崩壊熱レベルで、炉停止直後でも熱量は
定常運転時のＵいぜい１％以下である。また、先に述べ
たが、崩壊熱は第１壁で最も大きくプラズマから離れる
に従って指数関数的に急激に小さくなるので第１壁表面
を冷却することは最も効果的な冷ｕ１手段で、本発明で
はこの第１壁表面冷却で緊急冷却装置として十分な機能
を持たすことが可能どなっている。
なお、弁１６が間かれると、ボンベ１４内のガスが真空
容器３内に流入し真空容′ＩＡ３内は、１気圧程度又は
それ以上に圧力が上昇する。圧力が所定圧（１気圧）に
なればＨｅガスの循環器１３が作動され、ガスが循環さ
れるが、このときのガス流は真空容器３内で数ｆｆｉ／
’ＳｅＧであれば良い。
容器３内に流入し真空容′ＩＡ３内は、１気圧程度又は
それ以上に圧力が上昇する。圧力が所定圧（１気圧）に
なればＨｅガスの循環器１３が作動され、ガスが循環さ
れるが、このときのガス流は真空容器３内で数ｆｆｉ／
’ＳｅＧであれば良い。
冷却器７２は水冷、空冷の種類は問わない。ガス体く１
次側）と２次側冷却媒体（水で良い）が熱交換する通常
の熱変換器である。例えば、石油化学工場によく見られ
るような室外の冷部基のようなものでもよい。この冷却
５１２は、原子炉で言う、工学安全系であるから常時待
機状態におかれている。冷却器１２によりガス体は室温
〜１００℃ＩＩｉ度に冷Ｎ１されれば良いが、これは設
計に依存することであり、また重要でもない。要するに
、冷却器１２により確実に、真空容器３の表面（第１壁
やダイバータ等の表面）からガス体を媒介して、除熱出
来れば良い。
次側）と２次側冷却媒体（水で良い）が熱交換する通常
の熱変換器である。例えば、石油化学工場によく見られ
るような室外の冷部基のようなものでもよい。この冷却
５１２は、原子炉で言う、工学安全系であるから常時待
機状態におかれている。冷却器１２によりガス体は室温
〜１００℃ＩＩｉ度に冷Ｎ１されれば良いが、これは設
計に依存することであり、また重要でもない。要するに
、冷却器１２により確実に、真空容器３の表面（第１壁
やダイバータ等の表面）からガス体を媒介して、除熱出
来れば良い。
［発明の効果］
以上に説明したように本発明に係る核融合炉の緊急冷却
装置は、核融合炉の冷却材喪失事故、冷却材流量喪失事
故等の冷却材事故時に、確実に炉本体構造物を冷部し、
事故が拡大するのを防止することかできる。
装置は、核融合炉の冷却材喪失事故、冷却材流量喪失事
故等の冷却材事故時に、確実に炉本体構造物を冷部し、
事故が拡大するのを防止することかできる。
また、本５そ明は構成が単純であるために、信頼性およ
び経済性にすぐれる。
び経済性にすぐれる。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は核融
合炉の炉本体構造物の配置関係を説明するための炉面図
である。 ２・・・・・・・・・・・・ブランケット３・・・・・
・・・・・・・真空容器 １０・・・・・・・・・・・・冷却系 １１・・・・・・・・・・・・配管 １２・・・・・・・・・・・・冷却器 １３・・・・・・・・・・・・１７１ ｅガスの循環機
１４・・・・・・・・・・・・Ｈｅガスボンベ１６・・
・・・・・・・・・・弁 １８．１９・・・開孔部 代理人弁理士 則 近 憲 佑 （はが１名） 第１図 第２ご
合炉の炉本体構造物の配置関係を説明するための炉面図
である。 ２・・・・・・・・・・・・ブランケット３・・・・・
・・・・・・・真空容器 １０・・・・・・・・・・・・冷却系 １１・・・・・・・・・・・・配管 １２・・・・・・・・・・・・冷却器 １３・・・・・・・・・・・・１７１ ｅガスの循環機
１４・・・・・・・・・・・・Ｈｅガスボンベ１６・・
・・・・・・・・・・弁 １８．１９・・・開孔部 代理人弁理士 則 近 憲 佑 （はが１名） 第１図 第２ご
Claims (1)
- 配管と、この配管に弁を介して連結された不活性ガスが
充填されたボンベと、このボンベ内の不活性ガスを送風
する循環機と、前記配管内を流れる前記不活性ガスの熱
除を行なう冷却器とからなる冷却系とを具備し、この冷
却系の両端は、核融合炉の真空境界から第１壁までを貫
通するように設けられた複数個の開孔部に連結され、全
体として閉ループを形成したことを特徴とする核融合炉
の緊急冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60041951A JPS61201190A (ja) | 1985-03-05 | 1985-03-05 | 核融合炉の緊急冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60041951A JPS61201190A (ja) | 1985-03-05 | 1985-03-05 | 核融合炉の緊急冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61201190A true JPS61201190A (ja) | 1986-09-05 |
Family
ID=12622507
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60041951A Pending JPS61201190A (ja) | 1985-03-05 | 1985-03-05 | 核融合炉の緊急冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61201190A (ja) |
-
1985
- 1985-03-05 JP JP60041951A patent/JPS61201190A/ja active Pending
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