JPS6145799B2 - - Google Patents
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- JPS6145799B2 JPS6145799B2 JP52016658A JP1665877A JPS6145799B2 JP S6145799 B2 JPS6145799 B2 JP S6145799B2 JP 52016658 A JP52016658 A JP 52016658A JP 1665877 A JP1665877 A JP 1665877A JP S6145799 B2 JPS6145799 B2 JP S6145799B2
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- Japan
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 85
- 239000008367 deionised water Substances 0.000 claims description 18
- 229910021641 deionized water Inorganic materials 0.000 claims description 18
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 4
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 5
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 2
- 239000010687 lubricating oil Substances 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
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)
Description
【発明の詳細な説明】
蒸気タービン駆動用の蒸気を発生する原子炉設
備において、飛行機の墜落や爆発圧力波などの外
部からの影響に際しても、原子炉停止後に生ずる
崩壊熱をある時間外的な処置なしに確実に放出で
きることを保証しなければならない。このために
普通互いに独立してそれぞれ必要冷却容量の50%
の容量をもつた4個の系統で構成された非常給水
系統を採用している。この給水系統の多重性によ
つて、4個の系統のひとつが故障し、かつその時
に別のひとつの系統を点検中である場合にも、原
子炉を十分に冷却できることを保証している。
備において、飛行機の墜落や爆発圧力波などの外
部からの影響に際しても、原子炉停止後に生ずる
崩壊熱をある時間外的な処置なしに確実に放出で
きることを保証しなければならない。このために
普通互いに独立してそれぞれ必要冷却容量の50%
の容量をもつた4個の系統で構成された非常給水
系統を採用している。この給水系統の多重性によ
つて、4個の系統のひとつが故障し、かつその時
に別のひとつの系統を点検中である場合にも、原
子炉を十分に冷却できることを保証している。
この非常給水系統は主に、吸込管およびデイー
ゼル機関で駆動される非常給水ポンプを介して原
子炉設備の蒸気発生器に連通された脱イオン水
(脱塩水)タンクから構成されている。
ゼル機関で駆動される非常給水ポンプを介して原
子炉設備の蒸気発生器に連通された脱イオン水
(脱塩水)タンクから構成されている。
たとえば主蒸気管の破損や電源喪失などのよう
にその影響のために他の部分への損傷波及を伴な
う事故が生じたような場合、この事故の直後のあ
る時間、非常処置を誘導するための作業員がいら
ないように配慮しなければならない。従つて、こ
の非常給水系統は事故発生後に自動的に始動し、
約10時間の間運転を持続しなければならない。蒸
気発生器の二次側に脱イオン水を給水して原子炉
を冷却し、発生する蒸気を大気放出するほかに、
種々の別の補助系統を十分に冷却することが必要
である。たとえば非常用デイーゼル機関、ポンプ
や変速機の潤滑油、並びに非常給水系建物の室内
空気を冷却しなければならない。
にその影響のために他の部分への損傷波及を伴な
う事故が生じたような場合、この事故の直後のあ
る時間、非常処置を誘導するための作業員がいら
ないように配慮しなければならない。従つて、こ
の非常給水系統は事故発生後に自動的に始動し、
約10時間の間運転を持続しなければならない。蒸
気発生器の二次側に脱イオン水を給水して原子炉
を冷却し、発生する蒸気を大気放出するほかに、
種々の別の補助系統を十分に冷却することが必要
である。たとえば非常用デイーゼル機関、ポンプ
や変速機の潤滑油、並びに非常給水系建物の室内
空気を冷却しなければならない。
本発明の目的は、蒸気発生器に脱イオン水を非
常給水するほかに、前述の課題を経済的に、かつ
確実に満足できるような非常給水系統をうること
にある。
常給水するほかに、前述の課題を経済的に、かつ
確実に満足できるような非常給水系統をうること
にある。
従つて本発明は、原子炉設備を非常冷却するた
めに、貯水タンクから非常給水ポンプで脱イオン
水を吸上げて蒸気発生器へ給水する原子炉設備の
非常冷却用給水系統に関する。
めに、貯水タンクから非常給水ポンプで脱イオン
水を吸上げて蒸気発生器へ給水する原子炉設備の
非常冷却用給水系統に関する。
本発明の要旨は、非常給水系統の機器を冷却す
るために貯水タンクから循環ポンプおよび熱交換
器を介して弁装置に通じる循環配管を設け、前記
弁装置から非常給水ポンプの吸上げ管に通じる配
管および排水系統に通じる別の配管を設け、前記
弁装置が、貯水タンク内の脱イオン水の温度に関
連して、最大許容温度に達する前には循環配管が
吸上げ管に通じる配管に、最大許容温度に達した
場合には排水系統に通じる配管に通ずるように制
御されることにある。
るために貯水タンクから循環ポンプおよび熱交換
器を介して弁装置に通じる循環配管を設け、前記
弁装置から非常給水ポンプの吸上げ管に通じる配
管および排水系統に通じる別の配管を設け、前記
弁装置が、貯水タンク内の脱イオン水の温度に関
連して、最大許容温度に達する前には循環配管が
吸上げ管に通じる配管に、最大許容温度に達した
場合には排水系統に通じる配管に通ずるように制
御されることにある。
以下図面に示す実施例について説明するに、図
面には原子炉設備の蒸気発生器への非常給水系統
が示されている。
面には原子炉設備の蒸気発生器への非常給水系統
が示されている。
蒸気発生器1は、非常給水ポンプ5の吐出側に
弁3,4を介して接続されている非常給水管2と
接続されている。非常給水ポンプ5の吸上げ管6
は弁7を介して貯水タンク8に通じている。この
貯水タンク8は脱イオン水、すなわち脱塩された
蒸気発生器1への給水で満たされている。この貯
水タンク8への補給は、水位に応じて補給管9を
介して行われる。非常給水管2の非常給水ポンプ
5と弁4との間から戻り管10が分岐しており、
この戻り管10は三方弁11を介してその弁の位
置に応じて配管12あるいは配管13に接続され
る。配管12は貯水タンク8に通じており、配管
13は外部に向う排水系統14に通じている。
弁3,4を介して接続されている非常給水管2と
接続されている。非常給水ポンプ5の吸上げ管6
は弁7を介して貯水タンク8に通じている。この
貯水タンク8は脱イオン水、すなわち脱塩された
蒸気発生器1への給水で満たされている。この貯
水タンク8への補給は、水位に応じて補給管9を
介して行われる。非常給水管2の非常給水ポンプ
5と弁4との間から戻り管10が分岐しており、
この戻り管10は三方弁11を介してその弁の位
置に応じて配管12あるいは配管13に接続され
る。配管12は貯水タンク8に通じており、配管
13は外部に向う排水系統14に通じている。
非常給水ポンプ5はデイーゼル機関16に発電
機15を介して直結されている。
機15を介して直結されている。
貯水タンク8には弁17を介して循環ポンプ1
8が接続されており、この循環ポンプ18は互い
に冷却水側において直列接続された3個の熱交換
器19〜21を介して別の三方弁22と接続され
ている。この三方弁22は配管23あるいは24
との連結を行う。配管23は吸上げ管6に開口
し、配管24は排水系統14に通じている。
8が接続されており、この循環ポンプ18は互い
に冷却水側において直列接続された3個の熱交換
器19〜21を介して別の三方弁22と接続され
ている。この三方弁22は配管23あるいは24
との連結を行う。配管23は吸上げ管6に開口
し、配管24は排水系統14に通じている。
電源(所内用電源並びに非常用受電)が喪失し
た場合、非常用デイーゼル機器は始動され、発電
機15および非常給水ポンプ5を駆動する。同時
に熱交換器19〜21への冷却水供給のために循
環ポンプ18が始動される。三方弁11は戻り管
10を配管12に接続する。一方弁3,4は閉じ
られたまゝである。この運転状態において非常給
水ポンプ5は運転上必要最少限の搬送流量で運転
し、この流量を弁26を介して配管10に搬送
し、そこから三方弁11を介して配管12から貯
水タンク8に送る。三方弁22は、貯水タンク8
内の温度が予め設定された最大許容値に達しない
限りにおいて、循環配管25を配管23と接続す
る。
た場合、非常用デイーゼル機器は始動され、発電
機15および非常給水ポンプ5を駆動する。同時
に熱交換器19〜21への冷却水供給のために循
環ポンプ18が始動される。三方弁11は戻り管
10を配管12に接続する。一方弁3,4は閉じ
られたまゝである。この運転状態において非常給
水ポンプ5は運転上必要最少限の搬送流量で運転
し、この流量を弁26を介して配管10に搬送
し、そこから三方弁11を介して配管12から貯
水タンク8に送る。三方弁22は、貯水タンク8
内の温度が予め設定された最大許容値に達しない
限りにおいて、循環配管25を配管23と接続す
る。
蒸気発生器1への給水を必要とする非常時にお
いて、弁3,4は開かれ、弁11は、蒸気発生器
1に給水しなければならない脱イオン水量が非常
給水ポンプ5によつて搬送すべき最少限の量より
も大きい限りは、上述の位置を保持する。この運
転状態において、一方では蒸気発生器への非常給
水が循環配管25内を流れる脱イオン水量に関係
なしに制御できる。それにも拘らず、配管23が
吸上げ管6に開口しており、熱交換器19〜21
内で加熱された脱イオン水が非常給水ポンプ5に
よつて蒸気発生器1に送られるので、加熱された
脱イオン水が貯水タンク8に戻されることはな
い。
いて、弁3,4は開かれ、弁11は、蒸気発生器
1に給水しなければならない脱イオン水量が非常
給水ポンプ5によつて搬送すべき最少限の量より
も大きい限りは、上述の位置を保持する。この運
転状態において、一方では蒸気発生器への非常給
水が循環配管25内を流れる脱イオン水量に関係
なしに制御できる。それにも拘らず、配管23が
吸上げ管6に開口しており、熱交換器19〜21
内で加熱された脱イオン水が非常給水ポンプ5に
よつて蒸気発生器1に送られるので、加熱された
脱イオン水が貯水タンク8に戻されることはな
い。
蒸気発生器1が後刻熱交換器19〜21を介し
て搬送されるよりも少量の脱イオン水を必要とす
る場合、その余分の水量は弁26、配管10、弁
11および配管12を介して貯水タンク8に戻さ
れる。貯水タンク8内の温度が許容最大値に達す
ると、三方弁11が自動的に、暖かい脱イオン水
を配管13を介して排水系統14に排出できる位
置に移動される。
て搬送されるよりも少量の脱イオン水を必要とす
る場合、その余分の水量は弁26、配管10、弁
11および配管12を介して貯水タンク8に戻さ
れる。貯水タンク8内の温度が許容最大値に達す
ると、三方弁11が自動的に、暖かい脱イオン水
を配管13を介して排水系統14に排出できる位
置に移動される。
本発明の場合、脱イオン水タンク8は、従つて
蒸気発生器1への非常給水と同時に熱交換器の低
熱源として用いられる。実施例の場合、たとえば
熱交換器19は空気冷却器、熱交換器20は変速
機およびポンプの潤滑油冷却器、熱交換器21は
非常用デイーゼル機関16の冷却器である。熱交
換器で加熱された脱イオン水を特に蒸気発生器へ
の非常給水用に用いるようにした回路によれば、
蒸気発生器への非常給水に対してだけ設計する場
合に比べて貯水タンク8を著しく拡大することな
しに、熱交換器に冷却水を供給する可能性が付加
的に生ずる。従つて外部の作用に対して特に付加
的な冷却水槽のために安全で高価な構築物はもは
や不要となる。
蒸気発生器1への非常給水と同時に熱交換器の低
熱源として用いられる。実施例の場合、たとえば
熱交換器19は空気冷却器、熱交換器20は変速
機およびポンプの潤滑油冷却器、熱交換器21は
非常用デイーゼル機関16の冷却器である。熱交
換器で加熱された脱イオン水を特に蒸気発生器へ
の非常給水用に用いるようにした回路によれば、
蒸気発生器への非常給水に対してだけ設計する場
合に比べて貯水タンク8を著しく拡大することな
しに、熱交換器に冷却水を供給する可能性が付加
的に生ずる。従つて外部の作用に対して特に付加
的な冷却水槽のために安全で高価な構築物はもは
や不要となる。
図面は本発明に基づく非常給水系統の系統図で
ある。 1…蒸気発生器、2…非常給水系統、3,4…
弁、5…非常給水ポンプ、6…吸上げ管、7…
弁、8…貯水タンク、9…補給管、10…戻り
管、11…三方弁、12,13…配管、14…排
水系統、15…発電機、16…非常用デイーゼル
機関、17…弁、18…循環ポンプ、19,2
0,21…熱交換器、22…三方弁、23,24
…配管、25…循環管、26…弁。
ある。 1…蒸気発生器、2…非常給水系統、3,4…
弁、5…非常給水ポンプ、6…吸上げ管、7…
弁、8…貯水タンク、9…補給管、10…戻り
管、11…三方弁、12,13…配管、14…排
水系統、15…発電機、16…非常用デイーゼル
機関、17…弁、18…循環ポンプ、19,2
0,21…熱交換器、22…三方弁、23,24
…配管、25…循環管、26…弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 原子炉設備を非常冷却するために、貯水タン
クから非常給水ポンプで脱イオン水を吸上げて蒸
気発生器へ給水する非常給水系統において、非常
給水系統の機器を冷却するために貯水タンクから
循環ポンプおよび熱交換器を介して弁装置に通じ
る循環配管を設け、前記弁装置から非常給水ポン
プの吸上げ管に通じる配管および排水系統に通じ
る別の配管を設け、前記弁装置が、貯水タンク内
の脱イオン水の温度に関連して、最大許容温度に
達する前には循環配管が吸上げ管に通じる配管
に、最大許容温度に達した場合には排水系統に通
じる配管に通ずるように制御されることを特徴と
する原子炉設備の非常給水系統。 2 特許請求の範囲第1項記載の非常給水系統に
おいて、非常給水ポンプで搬送され、かつ蒸気発
生器への給水に供されない脱イオン水を弁装置お
よび配管を介して、貯水タンクに戻す戻り管が設
けられていることを特徴とする原子炉設備の非常
給水系統。 3 特許請求の範囲第2項記載の非常給水系統に
おいて、弁装置が、貯水タンク内の脱イオン水の
温度に関連して脱イオン水が所定の最大温度に達
すると貯水タンクへの戻り配管が閉じられ、かつ
排水系統への配管が開かれるように制御されるこ
とを特徴とする原子炉設備の非常給水系統。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19762606469 DE2606469B2 (de) | 1976-02-18 | 1976-02-18 | Notspeisesystem zur kuehlung von kernreaktoranlagen |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS52100091A JPS52100091A (en) | 1977-08-22 |
JPS6145799B2 true JPS6145799B2 (ja) | 1986-10-09 |
Family
ID=5970200
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1665877A Granted JPS52100091A (en) | 1976-02-18 | 1977-02-17 | Emergency water supply system for reactor facility |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4104119A (ja) |
JP (1) | JPS52100091A (ja) |
BR (1) | BR7700054A (ja) |
CH (1) | CH612031A5 (ja) |
DE (1) | DE2606469B2 (ja) |
ES (1) | ES456037A1 (ja) |
FR (1) | FR2341918A1 (ja) |
Families Citing this family (28)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2921694C2 (de) * | 1979-05-29 | 1981-12-03 | Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh, 6800 Mannheim | Einrichtung zur Abfuhr der in einem Dampferzeuger einer Druckwasserreaktoranlage zu übertragenden Wärme bei kurzzeitigem Ausfall der Notspeisewasserpumpen |
DE2927418A1 (de) * | 1979-07-06 | 1981-01-15 | Kraftwerk Union Ag | Kuehleinrichtung fuer hilfssysteme einer nuklearen anlage |
FR2487563A1 (fr) * | 1980-07-25 | 1982-01-29 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire |
FR2497387B1 (fr) * | 1980-12-31 | 1985-09-06 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
FR2514933A1 (fr) * | 1981-10-16 | 1983-04-22 | Framatome Sa | Dispositif d'injection de securite d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US4587080A (en) * | 1982-02-05 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Compartmentalized safety coolant injection system |
DE3404853A1 (de) * | 1984-02-10 | 1985-08-14 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Kernkraftwerk mit notstromversorgung |
US4654190A (en) * | 1984-04-05 | 1987-03-31 | Westinghouse Electric Corp. | Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant |
US4818475A (en) * | 1988-02-12 | 1989-04-04 | General Electric Company | Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system |
US5120494A (en) * | 1990-07-10 | 1992-06-09 | General Electric Company | Reactor-core isolation cooling system with dedicated generator |
DE4126629A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
DE19847646C1 (de) * | 1998-10-15 | 2000-04-20 | Siemens Ag | Sicherheitssystem und Verfahren zum Betrieb eines Sicherheitssystems für eine Kernreaktoranlage |
JP5427343B2 (ja) | 2007-04-20 | 2014-02-26 | 任天堂株式会社 | ゲームコントローラ |
JP5427346B2 (ja) | 2007-10-05 | 2014-02-26 | 任天堂株式会社 | 荷重検出プログラム、荷重検出装置、荷重検出システムおよび荷重検出方法 |
JP5080196B2 (ja) | 2007-10-09 | 2012-11-21 | 任天堂株式会社 | プログラム、情報処理装置、情報処理システムおよび情報処理方法 |
JP4382844B2 (ja) | 2007-10-31 | 2009-12-16 | 任天堂株式会社 | 調整用加重機、および調整用加重方法 |
JP5361349B2 (ja) | 2008-11-28 | 2013-12-04 | 任天堂株式会社 | 情報処理装置、コンピュータプログラム、情報処理システム、および情報処理方法 |
JP5806443B2 (ja) | 2008-12-26 | 2015-11-10 | 任天堂株式会社 | 生体情報管理システム |
JP5271121B2 (ja) | 2009-03-09 | 2013-08-21 | 任天堂株式会社 | 情報処理プログラム、情報処理装置、情報処理システム、および情報処理方法 |
JP5436909B2 (ja) | 2009-03-30 | 2014-03-05 | 任天堂株式会社 | 情報処理プログラム、情報処理装置、情報処理システム、および、情報処理方法 |
JP5161182B2 (ja) | 2009-09-28 | 2013-03-13 | 任天堂株式会社 | 情報処理プログラム及び情報処理装置 |
JP5610735B2 (ja) | 2009-09-29 | 2014-10-22 | 任天堂株式会社 | 情報処理プログラム、情報処理装置、情報処理方法、および、情報処理システム |
JP5496591B2 (ja) | 2009-09-30 | 2014-05-21 | 任天堂株式会社 | 情報処理プログラム及び情報処理装置 |
JP5675134B2 (ja) * | 2010-03-18 | 2015-02-25 | 三菱重工業株式会社 | 非常用システム |
DE102011113493B4 (de) * | 2011-09-13 | 2017-12-28 | Frank Katzer | Vorrichtung zur Notkühlung eines Atomkraftwerks |
JP2013113653A (ja) * | 2011-11-28 | 2013-06-10 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 加圧水型原子炉及び炉心崩壊熱除去方法 |
KR20140047452A (ko) * | 2012-10-12 | 2014-04-22 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치 |
JP5853054B2 (ja) * | 2013-06-19 | 2016-02-09 | 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 |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1291706A (en) * | 1969-01-16 | 1972-10-04 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in nuclear reactors |
-
1976
- 1976-02-18 DE DE19762606469 patent/DE2606469B2/de active Granted
- 1976-11-29 CH CH1497076A patent/CH612031A5/xx not_active IP Right Cessation
-
1977
- 1977-01-06 BR BR7700054A patent/BR7700054A/pt unknown
- 1977-02-14 US US05/768,500 patent/US4104119A/en not_active Expired - Lifetime
- 1977-02-16 FR FR7704456A patent/FR2341918A1/fr active Granted
- 1977-02-17 JP JP1665877A patent/JPS52100091A/ja active Granted
- 1977-02-18 ES ES456037A patent/ES456037A1/es not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2606469B2 (de) | 1977-12-22 |
FR2341918B1 (ja) | 1980-02-01 |
BR7700054A (pt) | 1977-09-20 |
FR2341918A1 (fr) | 1977-09-16 |
JPS52100091A (en) | 1977-08-22 |
DE2606469C3 (ja) | 1978-09-07 |
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