JPS6151594A - ル−プ型高速増殖炉 - Google Patents
ル−プ型高速増殖炉Info
- Publication number
- JPS6151594A JPS6151594A JP59173305A JP17330584A JPS6151594A JP S6151594 A JPS6151594 A JP S6151594A JP 59173305 A JP59173305 A JP 59173305A JP 17330584 A JP17330584 A JP 17330584A JP S6151594 A JPS6151594 A JP S6151594A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- piping
- furnace
- coolant
- artificial
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、ループ型高速増殖炉に関するものでのる。
第２図に示すように、従来公知のものにおいては、原子
炉容器内ｌに、真空破壊装置２めるい４ラブチヤーデイ
スク２を設けることにより、配管破損時にこれらの装置
〃２が破裂・開口することにより、炉内の冷却材の流出
を抑制するもので必る。
炉容器内ｌに、真空破壊装置２めるい４ラブチヤーデイ
スク２を設けることにより、配管破損時にこれらの装置
〃２が破裂・開口することにより、炉内の冷却材の流出
を抑制するもので必る。
ここで、高速増殖炉においてこの技術を適用した場合に
は、次ｒＣ示すような事象により適当でない。
は、次ｒＣ示すような事象により適当でない。
第１の理由としては、高速増殖炉の冷却材は、高温側で
約５００Ｇ、低温１１１！Ｉで約３５０Ｃで使用されて
いる。したがって、高速増殖炉において公知技術を採用
した場合には、真空破壊装置あるいはラブチャーデスが
筒温な冷却材にさらされるとともに、高温側の冷却材と
低温側の冷却材との塩度差により、熱荷重が加わるため
、原子炉容器内ｌに、このような装置２黴採用するのＦ
ｉ適当ではない。
約５００Ｇ、低温１１１！Ｉで約３５０Ｃで使用されて
いる。したがって、高速増殖炉において公知技術を採用
した場合には、真空破壊装置あるいはラブチャーデスが
筒温な冷却材にさらされるとともに、高温側の冷却材と
低温側の冷却材との塩度差により、熱荷重が加わるため
、原子炉容器内ｌに、このような装置２黴採用するのＦ
ｉ適当ではない。
第２の理由としては、高速増殖炉において配管破損が生
じた場合には、冷却材の流出は主に液位のバラ／スによ
り発生する。公知技術に示すように、炉内入口配管３に
このような装置２を採用したとしても、炉内入口配管３
内圧力と原子炉容器ｌ内の圧力は、はとんど発生しない
。したがって公知技術を用いたとしても、真空破壊装置
めるいはラブチャーディスク２の開口は、ろまり期侍で
きない。
じた場合には、冷却材の流出は主に液位のバラ／スによ
り発生する。公知技術に示すように、炉内入口配管３に
このような装置２を採用したとしても、炉内入口配管３
内圧力と原子炉容器ｌ内の圧力は、はとんど発生しない
。したがって公知技術を用いたとしても、真空破壊装置
めるいはラブチャーディスク２の開口は、ろまり期侍で
きない。
したがって、公知技術を高速増殖炉に採用することは、
あまり適当ではない。
あまり適当ではない。
本発明の目的は、炉内入口配管３内の冷却材の一部を炉
内人口配管しゃへい筒９に心びさ、通常運転時には、炉
内人口配管３の冷却に用いるとともＶＣｌこの冷却材を
、炉壁冷却用パス１６に回わすことにより−、原子炉容
器１壁而の冷却に用いることにより、通常運転時に加わ
る熱衝撃等を緩和することにある。
内人口配管しゃへい筒９に心びさ、通常運転時には、炉
内人口配管３の冷却に用いるとともＶＣｌこの冷却材を
、炉壁冷却用パス１６に回わすことにより−、原子炉容
器１壁而の冷却に用いることにより、通常運転時に加わ
る熱衝撃等を緩和することにある。
また、万一、１次主冷却系において配管破損等が発生し
、原子炉容器１内の冷却材の流出により液位が低下した
場合にも、炉内人口配管３に設けた開口部と炉内出口配
管出口ノズル５からのサイフオンブレークの発生によシ
、冷却材の流出を停止させることにより、直接炉心冷却
系の中間熱交換器７０１次側人ロ窓６よりも上方に液位
を確保することにより、炉心８の崩壊熱除去を可能なら
しめることにある。
、原子炉容器１内の冷却材の流出により液位が低下した
場合にも、炉内人口配管３に設けた開口部と炉内出口配
管出口ノズル５からのサイフオンブレークの発生によシ
、冷却材の流出を停止させることにより、直接炉心冷却
系の中間熱交換器７０１次側人ロ窓６よりも上方に液位
を確保することにより、炉心８の崩壊熱除去を可能なら
しめることにある。
従来、炉壁冷却を行なう場合には、高圧プレナム１２の
冷却材ケバイパス嘔せこれを減圧して炉壁冷却用パス１
６に尋びくことによシ行なってきた。また、炉内人口配
管については、熱しヤへい節９を設けることにより、熱
的な緩和を実施しているに過ぎなかった。そこで、本発
明では、炉内人口配管３に開口部１７を設け、冷却材全
炉内人口配管熱しゃへい筒９内に導ひくことにより、炉
内人口配管３の冷却を実施するとともに、この冷却材を
、炉壁冷却用パスに尋びくことにより、炉壁冷却として
も用いることが出来るようにしたものである。また、万
一、１次主冷却系において配管破損が発生した場合には
、配管破損口と原子炉容器１内冷却材液面との液位差に
よる冷却材流出により、原子炉容器９１内液而が低下す
る。しかし、本発明によれば、原子炉容器１内液面が炉
内出口配管ノズル５に達し、サイフオンブレークが発生
し、このため、１次主冷却系循壌ポンプの吐出圧が、炉
内人口配管３内に加わらなくなるため、炉内人口配管３
に設けた開口部１７からもサイフオンブレークが発生す
るために、原子炉容器１内液面が炉内比ロ配管ノズル５
位置で確保されることになる。このように、本発明によ
れは、万一、１°次冷却材漏洩が発生した場合にも、原
子炉容器１内液位は、炉心８の崩壊熱を除去するために
必要な、液位を確保することができる。
冷却材ケバイパス嘔せこれを減圧して炉壁冷却用パス１
６に尋びくことによシ行なってきた。また、炉内人口配
管については、熱しヤへい節９を設けることにより、熱
的な緩和を実施しているに過ぎなかった。そこで、本発
明では、炉内人口配管３に開口部１７を設け、冷却材全
炉内人口配管熱しゃへい筒９内に導ひくことにより、炉
内人口配管３の冷却を実施するとともに、この冷却材を
、炉壁冷却用パスに尋びくことにより、炉壁冷却として
も用いることが出来るようにしたものである。また、万
一、１次主冷却系において配管破損が発生した場合には
、配管破損口と原子炉容器１内冷却材液面との液位差に
よる冷却材流出により、原子炉容器９１内液而が低下す
る。しかし、本発明によれば、原子炉容器１内液面が炉
内出口配管ノズル５に達し、サイフオンブレークが発生
し、このため、１次主冷却系循壌ポンプの吐出圧が、炉
内人口配管３内に加わらなくなるため、炉内人口配管３
に設けた開口部１７からもサイフオンブレークが発生す
るために、原子炉容器１内液面が炉内比ロ配管ノズル５
位置で確保されることになる。このように、本発明によ
れは、万一、１°次冷却材漏洩が発生した場合にも、原
子炉容器１内液位は、炉心８の崩壊熱を除去するために
必要な、液位を確保することができる。
以下、本発明の実施例を第１図により説明する。
まず、炉内人口配管３内の冷却材を、炉内人口配管３及
び炉壁２０を冷却に用いるだめのパスについて示す。第
１図に示すように、炉内人口配管３の開２口部より冷却
材の一部を、熱しゃへい筒９内ｖｃ轡びき、熱しゃへい
筒上部出口１８より上部プレナム内に流出させる。また
、一部を開口部１７より、熱しゃへい筒下部比ロ１３〜
下部プレナム１０〜炉壁冷却用パス下部人ロ１４〜炉壁
冷却用上部出ロ１９〜上部プレナム１１に専びく。
び炉壁２０を冷却に用いるだめのパスについて示す。第
１図に示すように、炉内人口配管３の開２口部より冷却
材の一部を、熱しゃへい筒９内ｖｃ轡びき、熱しゃへい
筒上部出口１８より上部プレナム内に流出させる。また
、一部を開口部１７より、熱しゃへい筒下部比ロ１３〜
下部プレナム１０〜炉壁冷却用パス下部人ロ１４〜炉壁
冷却用上部出ロ１９〜上部プレナム１１に専びく。
次に、原子炉容器１内構造物の圧力損失及び流Ｂｔ、に
りいての、条件についてそれぞれの変数を次に示すよう
に用いて示す。
りいての、条件についてそれぞれの変数を次に示すよう
に用いて示す。
ΔＣＰ・・・・・・炉心８の圧力損失
ΔＵＰ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒上部出口
１４の圧力損失 ΔＬＰ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒下部出口
１３の圧力損失 Δ几Ｐ・・・・・・炉壁冷却用パス下部人口１４〜炉壁
冷却用パス上部出口１９の圧力損失 Ｃａｐ ・・・・・・開口部１７の圧力損失係数Ｃｕ
ｐ ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒上部出口
１８の圧力損失係数 Ｃｔ、ｐ ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒下
部出口１３の圧力損失係数 Ｃａｐ ・・・・・・炉壁冷却用パス下部人口１３〜
炉壁冷却用パス上部出口１９の圧力損失 係数 ＣＯ・・・・・・炉心８の流量 ＢＯ・・・・・・開口部１７からの流出流址ＵＯ・・・
・・・開口部１７〜熱しゃへい筒上部出口１４の流量 ＬＯ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒下部出口１
３の流量 几Ｐ ・・・・・・炉壁冷却用パス下部人口１４〜炉壁
冷却用パス上部出口の流せ ここで、ＣＯの１％をＢＯとして用いるものとし、また
、ｔＪＯ’＝Ｌｏとして炉内人口配管３及び原子炉容器
壁面２０の冷却用として冷却材を用いる。
１４の圧力損失 ΔＬＰ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒下部出口
１３の圧力損失 Δ几Ｐ・・・・・・炉壁冷却用パス下部人口１４〜炉壁
冷却用パス上部出口１９の圧力損失 Ｃａｐ ・・・・・・開口部１７の圧力損失係数Ｃｕ
ｐ ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒上部出口
１８の圧力損失係数 Ｃｔ、ｐ ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒下
部出口１３の圧力損失係数 Ｃａｐ ・・・・・・炉壁冷却用パス下部人口１３〜
炉壁冷却用パス上部出口１９の圧力損失 係数 ＣＯ・・・・・・炉心８の流量 ＢＯ・・・・・・開口部１７からの流出流址ＵＯ・・・
・・・開口部１７〜熱しゃへい筒上部出口１４の流量 ＬＯ・・・・・・開口部１７〜熱しゃへい筒下部出口１
３の流量 几Ｐ ・・・・・・炉壁冷却用パス下部人口１４〜炉壁
冷却用パス上部出口の流せ ここで、ＣＯの１％をＢＯとして用いるものとし、また
、ｔＪＯ’＝Ｌｏとして炉内人口配管３及び原子炉容器
壁面２０の冷却用として冷却材を用いる。
この場合には、以下に示す方程式が成り立つことになる
。（１次冷却系として４ループを想定する。
。（１次冷却系として４ループを想定する。
ＢＯ＝Ｃｏ／１００ｘ４
ΔＣＰ＝Ｃｃｐ”Ｃｏ”
ΔＵＰ＝ （ＢＰ＋Ｃｔ＋ｐ）・（ＢＯ／２＋’ΔＬＰ
＝ （ＢＰ＋ＣＬＦ）・（ＢＯ／２）”ΔＲＰ＝Ｃｉｐ
・（４ＸＢＯ）” ここで、炉心８を通ってホットプレナム１１に達した時
の圧力損失と、開口部１７から熱しゃへい筒上部出口１
８を通ってホットプレナム１１に達した時の圧力損失は
等しから、Ｃｔ＋ｐは、次のように示せる。（一般にＢ
Ｆ−４） Ｃｕｐ＝８００”・Ｃａｐ−１・・・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・ （１）また、同様に、開口部１
７から熱しゃへい筒下部比ロ１３〜ｙＰ壁冷却用下部人
ロ１４〜炉壁冷却用上部出口１９を通ってホットプレナ
ム１１に達しだ時の圧力損失も等しいから、ＣＬＩＩ
Ｉ Ｃｕｒ＋ｒｊ次に示す式を満たせば良い。
＝ （ＢＰ＋ＣＬＦ）・（ＢＯ／２）”ΔＲＰ＝Ｃｉｐ
・（４ＸＢＯ）” ここで、炉心８を通ってホットプレナム１１に達した時
の圧力損失と、開口部１７から熱しゃへい筒上部出口１
８を通ってホットプレナム１１に達した時の圧力損失は
等しから、Ｃｔ＋ｐは、次のように示せる。（一般にＢ
Ｆ−４） Ｃｕｐ＝８００”・Ｃａｐ−１・・・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・ （１）また、同様に、開口部１
７から熱しゃへい筒下部比ロ１３〜ｙＰ壁冷却用下部人
ロ１４〜炉壁冷却用上部出口１９を通ってホットプレナ
ム１１に達しだ時の圧力損失も等しいから、ＣＬＩＩ
Ｉ Ｃｕｒ＋ｒｊ次に示す式を満たせば良い。
４００Ｃｃｐ＝（１＋Ｃｔ、ｐ）／４＋１６Ｃｉｐ
＋・＋・＋・・＋・ （２）熱しゃへい筒９及び
炉壁冷却用パス１６について以上の（１）、（２）の式
を満足するように設計すれば、通常運転時に、炉心８流
量の１チの冷却材が、炉内人口配管３及び原子炉容器１
内２０の冷却用としで用いられることになる。
＋・＋・＋・・＋・ （２）熱しゃへい筒９及び
炉壁冷却用パス１６について以上の（１）、（２）の式
を満足するように設計すれば、通常運転時に、炉心８流
量の１チの冷却材が、炉内人口配管３及び原子炉容器１
内２０の冷却用としで用いられることになる。
次に、炉内人口配管３に設ける開口部１７の位置につい
て述べる。炉内人口配管３に設ける開口部の位置は、炉
内出口配管４のノズル５位置に設ける。また、直接炉心
冷却系の中間熱交換器７の１次側窓６上端は、炉内出口
配管４のノズル５位１μより下部に設けるものとする。
て述べる。炉内人口配管３に設ける開口部の位置は、炉
内出口配管４のノズル５位置に設ける。また、直接炉心
冷却系の中間熱交換器７の１次側窓６上端は、炉内出口
配管４のノズル５位１μより下部に設けるものとする。
これにより、万一、１次主冷却系配管等が破（°μし冷
却材流出により、原子炉容器１内液位が炉内出口配管４
のノズル５まで低下した場合には、炉内出口配管４のノ
ズル５からサイフオンブレークが発生し、まず炉内出口
配管４からの冷却材の流出が停止することになる。次に
、炉内出口配管４がサイフォノブレークすることにより
、１次主冷却系循環ポンプの吐出圧が、炉内人口配管３
に加わらなくなるため、炉内人口配管３に設けた開口部
１７からザイオンプレークが発生することにな八 る。以上のように、原子炉容器１内の冷却材液位が、炉
内出口配管４のノズル５位置まで低下した時には、炉内
出口配管４及び炉内人口配管３にサイフォノブレークが
発生するために、原子炉容器１からの冷却用流出が停止
し、原子炉容器１の液位が、炉内出口配管４のノズル５
位置で低下が停止することになる。直接炉心冷却系の中
間熱交換器７．１次１１１１１窓６は、炉内出口配管４
のノズル５位置より下部に設けているので、炉心８の崩
壊熱は、直接炉心冷却系により除去できることになる。
却材流出により、原子炉容器１内液位が炉内出口配管４
のノズル５まで低下した場合には、炉内出口配管４のノ
ズル５からサイフオンブレークが発生し、まず炉内出口
配管４からの冷却材の流出が停止することになる。次に
、炉内出口配管４がサイフォノブレークすることにより
、１次主冷却系循環ポンプの吐出圧が、炉内人口配管３
に加わらなくなるため、炉内人口配管３に設けた開口部
１７からザイオンプレークが発生することにな八 る。以上のように、原子炉容器１内の冷却材液位が、炉
内出口配管４のノズル５位置まで低下した時には、炉内
出口配管４及び炉内人口配管３にサイフォノブレークが
発生するために、原子炉容器１からの冷却用流出が停止
し、原子炉容器１の液位が、炉内出口配管４のノズル５
位置で低下が停止することになる。直接炉心冷却系の中
間熱交換器７．１次１１１１１窓６は、炉内出口配管４
のノズル５位置より下部に設けているので、炉心８の崩
壊熱は、直接炉心冷却系により除去できることになる。
ちなみに、原子炉容器１の直径が約１５１＋、高さが約
１６ｍのプラントについて考えてみる。原子炉容器１に
設けるガードベッセル２７の隙間は、ＩＩＩ等を考え約
５０ｃｒｎとする。この時、カードベッセルの容積は、
約４８０ｍ５となる。したがって１．原子炉容器１の破
損を考えた場合には、液位が約２．７ｍ低下することに
なる。これに、冷却材の収縮による低下１．２ ｍ ’
に考え、直接炉心冷却系の中間熱交換器７の１次側窓６
の上端は、約４ｍ通常の液位より下に設けておく必要が
ある。ここで、１次主冷却系配管破損が発生した場合に
も、冷却材の収縮を考慮した場合には、約１．２ｍを考
慮する必要があるので、炉内出口配管４のノズル５及び
炉内人口配管３に設ける開口部１７の位置は、通常液位
の約２．７ｍ以上に設ければ良いことになる。
１６ｍのプラントについて考えてみる。原子炉容器１に
設けるガードベッセル２７の隙間は、ＩＩＩ等を考え約
５０ｃｒｎとする。この時、カードベッセルの容積は、
約４８０ｍ５となる。したがって１．原子炉容器１の破
損を考えた場合には、液位が約２．７ｍ低下することに
なる。これに、冷却材の収縮による低下１．２ ｍ ’
に考え、直接炉心冷却系の中間熱交換器７の１次側窓６
の上端は、約４ｍ通常の液位より下に設けておく必要が
ある。ここで、１次主冷却系配管破損が発生した場合に
も、冷却材の収縮を考慮した場合には、約１．２ｍを考
慮する必要があるので、炉内出口配管４のノズル５及び
炉内人口配管３に設ける開口部１７の位置は、通常液位
の約２．７ｍ以上に設ければ良いことになる。
以上のように、各構造物を設定することにより、通常時
には、炉内人口配管３及び炉壁２０の冷却を実施するこ
とが、可能になるとともに、万一、配管破損が発生した
場合にも、炉心８の崩壊熱除去のために必要な液位が確
保できることになる。
には、炉内人口配管３及び炉壁２０の冷却を実施するこ
とが、可能になるとともに、万一、配管破損が発生した
場合にも、炉心８の崩壊熱除去のために必要な液位が確
保できることになる。
本発明によれば、通常運転時においては、炉内人口配管
３及び原子炉容器１の壁面２０の冷却が可能である。
３及び原子炉容器１の壁面２０の冷却が可能である。
また、万一、１次主冷却系配管等の破損が発生した場合
にも、直接炉心冷却系の中間熱交換器７による、炉心８
の崩壊熱除去のために必ＪＡＬｆｘ液位を確保すること
ができる。
にも、直接炉心冷却系の中間熱交換器７による、炉心８
の崩壊熱除去のために必ＪＡＬｆｘ液位を確保すること
ができる。
これは、第３図に示す従来のループ型晶速増ｌＡｌ４炉
が、１次主冷却系の配管破損２２等が発生した場合に、
原子炉容器１内の液位を確保するために、中間熱交換器
２３ガードベツセル２１・１次主冷却系循環ポンプ２４
ガードベツセル２５及び原子炉容器１ガードベツセル２
７を必要とするとともに、原子炉容器１カバーガス２３
による冷却材の押出し防止のだめのカバーガス隔離信号
及び１次主冷却系循環ポンプ２４による冷却材の汲出し
防止のポツプポニーモータ運転切換信号に、僧、い（ｇ
軸度を費求されていたためである。本発明を用いれば、
原子炉容器１のガードベッセルと、ポンプ空転防止のた
めのポツプ停止１ｇ号系を必要とするだけとなり、コス
ト的に大きなメリットかめる。
が、１次主冷却系の配管破損２２等が発生した場合に、
原子炉容器１内の液位を確保するために、中間熱交換器
２３ガードベツセル２１・１次主冷却系循環ポンプ２４
ガードベツセル２５及び原子炉容器１ガードベツセル２
７を必要とするとともに、原子炉容器１カバーガス２３
による冷却材の押出し防止のだめのカバーガス隔離信号
及び１次主冷却系循環ポンプ２４による冷却材の汲出し
防止のポツプポニーモータ運転切換信号に、僧、い（ｇ
軸度を費求されていたためである。本発明を用いれば、
原子炉容器１のガードベッセルと、ポンプ空転防止のた
めのポツプ停止１ｇ号系を必要とするだけとなり、コス
ト的に大きなメリットかめる。
また、リスク評価上においても、従来の高速増殖炉が液
位確保のために必要としていた、機器及び信号系のうち
、原子炉容器１のガードベッセル破損のみが問題となる
だけとなり、太＠なメリットがある。
位確保のために必要としていた、機器及び信号系のうち
、原子炉容器１のガードベッセル破損のみが問題となる
だけとなり、太＠なメリットがある。
さらに、炉内リークが発生した場合にも、炉内人口配管
３の熱しゃへい筒及び炉壁冷却用パス１６による圧力損
失の効果により、炉心３流量の減少は小さく（約９０％
に減少すると予想される。）炉心３が瞬時に損傷する恐
れがなくなり、安全上のメリットが得られる。
３の熱しゃへい筒及び炉壁冷却用パス１６による圧力損
失の効果により、炉心３流量の減少は小さく（約９０％
に減少すると予想される。）炉心３が瞬時に損傷する恐
れがなくなり、安全上のメリットが得られる。
＠１図は本発明のループ型高速増殖炉の実施例の断面図
、第２図、第３図はそれぞれ従来のループ型高速増殖炉
の断面図である。 １・・・原子炉容器、２・・・真空破壊装置又はラブチ
ャーディスク、３・・・炉内人口配管、４・・・炉内出
口配管、５・・・ノズル、６・・・直接炉心冷却系の中
間熱交換器１次側窓。
、第２図、第３図はそれぞれ従来のループ型高速増殖炉
の断面図である。 １・・・原子炉容器、２・・・真空破壊装置又はラブチ
ャーディスク、３・・・炉内人口配管、４・・・炉内出
口配管、５・・・ノズル、６・・・直接炉心冷却系の中
間熱交換器１次側窓。
Claims (1)
- １、直接炉心冷却系を備えたループ型高速増殖炉におい
て、炉内入口配管に開口部等を設けたことを特徴とする
、ループ型高速増殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59173305A JPS6151594A (ja) | 1984-08-22 | 1984-08-22 | ル−プ型高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59173305A JPS6151594A (ja) | 1984-08-22 | 1984-08-22 | ル−プ型高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6151594A true JPS6151594A (ja) | 1986-03-14 |
Family
ID=15957978
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59173305A Pending JPS6151594A (ja) | 1984-08-22 | 1984-08-22 | ル−プ型高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6151594A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2004506910A (ja) * | 2000-08-16 | 2004-03-04 | エスコム | 原子炉プラント |
| CN104299656A (zh) * | 2013-07-18 | 2015-01-21 | 国立大学法人蔚山科学技术大学校产学协力团 | 核电站设备冷却用余热消除系统 |
-
1984
- 1984-08-22 JP JP59173305A patent/JPS6151594A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2004506910A (ja) * | 2000-08-16 | 2004-03-04 | エスコム | 原子炉プラント |
| CN104299656A (zh) * | 2013-07-18 | 2015-01-21 | 国立大学法人蔚山科学技术大学校产学协力团 | 核电站设备冷却用余热消除系统 |
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