JPS63236997A - 沸騰水型原子力発電所 - Google Patents
沸騰水型原子力発電所Info
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- JPS63236997A JPS63236997A JP62070704A JP7070487A JPS63236997A JP S63236997 A JPS63236997 A JP S63236997A JP 62070704 A JP62070704 A JP 62070704A JP 7070487 A JP7070487 A JP 7070487A JP S63236997 A JPS63236997 A JP S63236997A
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Classifications
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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
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Agricultural Chemicals And Associated Chemicals (AREA)
- 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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子力発電所に係り、特に、その原
子炉−次冷却材の溶存酸素濃度制御のための系統構成に
関するものである。
子炉−次冷却材の溶存酸素濃度制御のための系統構成に
関するものである。
沸騰水型原子炉では、原子炉−次冷却材としての水の一
部が、炉心部で放射線照射を受けて、酸素と水素とに分
解する。この酸素は、原子炉冷却材の沸騰により発生す
る蒸気とともに原子炉圧力容器外に持ち出される。しか
し、一部が原子炉圧力容器内の一次冷却材（以下、炉水
という）に残留するため、炉水の溶存酸素濃度が数百９
Ｐｂとなる。この残留酸素は、原子炉−次系構成材料の
腐食を促進する可能性があるために、この酸素を低減す
る目的で、従来は、特開昭５７−１９９４号に記載のよ
うに、原子炉給水に水素を注入していた。
部が、炉心部で放射線照射を受けて、酸素と水素とに分
解する。この酸素は、原子炉冷却材の沸騰により発生す
る蒸気とともに原子炉圧力容器外に持ち出される。しか
し、一部が原子炉圧力容器内の一次冷却材（以下、炉水
という）に残留するため、炉水の溶存酸素濃度が数百９
Ｐｂとなる。この残留酸素は、原子炉−次系構成材料の
腐食を促進する可能性があるために、この酸素を低減す
る目的で、従来は、特開昭５７−１９９４号に記載のよ
うに、原子炉給水に水素を注入していた。
注入した水素は、炉心の沸騰部において炉水が分解して
発生した水素および酸素とともに、蒸気側に移行する。
発生した水素および酸素とともに、蒸気側に移行する。
これら蒸気中の水素と酸素は、最終的に回収された後、
水素−酸素再結合器で水に戻される。したがって、炉水
の溶存酸素を常に低く制御するためには、常に系外から
給水に水素を注入する必要があった。
水素−酸素再結合器で水に戻される。したがって、炉水
の溶存酸素を常に低く制御するためには、常に系外から
給水に水素を注入する必要があった。
また、上述の再結合器入口の水素と酸素との流量の関係
は、水の組成に関する化学量論比、すなわち体積流量比
で２：１に対して、注入水製分だけ過剰となる。これを
水に戻すには、給水に注入する水素に対して、水の化学
量論比に対応する酸素を再結合器入口側に注入する必要
があった。それら水素と酸素は系外に排出していた。
は、水の組成に関する化学量論比、すなわち体積流量比
で２：１に対して、注入水製分だけ過剰となる。これを
水に戻すには、給水に注入する水素に対して、水の化学
量論比に対応する酸素を再結合器入口側に注入する必要
があった。それら水素と酸素は系外に排出していた。
したがって、給水に注入する水素と再結合器に注入する
酸素とを常に供給しなければならず、その費用が膨大に
なる欠点があった。
酸素とを常に供給しなければならず、その費用が膨大に
なる欠点があった。
本発明の目的は、水素および酸素を常には供給しなくて
も炉水の溶存酸素濃度を低減できる沸騰水型原子力発電
所を提供することである。
も炉水の溶存酸素濃度を低減できる沸騰水型原子力発電
所を提供することである。
本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器
で発生しタービンで仕事をした蒸気を水に戻す復水器と
、戻された前記水を加熱し前記圧力容器に供給する給水
加熱器と、前記蒸気中の酸素および水素を回収し化学的
に結合させて水にする再結合器とを有する沸騰水型原子
力発電所において、再結合器で結合しなかった余分な気
体を復水器下流の復水配管に戻すオフガス戻りラインを
設け、復水器から給水加熱器までの間に水素注入装置を
設けた沸騰水型原子力発電所を提案するものである。
で発生しタービンで仕事をした蒸気を水に戻す復水器と
、戻された前記水を加熱し前記圧力容器に供給する給水
加熱器と、前記蒸気中の酸素および水素を回収し化学的
に結合させて水にする再結合器とを有する沸騰水型原子
力発電所において、再結合器で結合しなかった余分な気
体を復水器下流の復水配管に戻すオフガス戻りラインを
設け、復水器から給水加熱器までの間に水素注入装置を
設けた沸騰水型原子力発電所を提案するものである。
前記復水器から給水加熱器までの間に酸素注入装置を設
け、水素濃度を抑制することもできる。
け、水素濃度を抑制することもできる。
また、前記再結合器の入口と出口とを短絡する開閉可能
な配管を設けても良い。
な配管を設けても良い。
再結合器出口と復水器下流とを結ぶラインは、再結合器
で酸素と再結合されないで出口から出る水素を、給水ま
たは復水を経て炉水に導く、復水器下流に設けた水素お
よび酸素の注入設備は、炉水の溶存酸素をより低くする
ために水素を注入し、より高くするために酸素を注入す
るためのものである。すなわち、水素を注入すると、こ
の水素が炉心部における水の放射線分解を抑制し、炉水
中の溶存酸素を低減する。このとき、蒸気側へ移行し再
結合器に入る水素は、同酸素と再結合器で化合し水とな
るが、注入した水素が過剰分として残り、再結合器出口
から復水器下流に戻される。この時点で水素注入を停止
すると、それまでに注入した水素が炉水と蒸気の間で常
に循環し、炉心部での水の放射線分解を常に抑え、炉心
の溶存酸素を低く維持する。
で酸素と再結合されないで出口から出る水素を、給水ま
たは復水を経て炉水に導く、復水器下流に設けた水素お
よび酸素の注入設備は、炉水の溶存酸素をより低くする
ために水素を注入し、より高くするために酸素を注入す
るためのものである。すなわち、水素を注入すると、こ
の水素が炉心部における水の放射線分解を抑制し、炉水
中の溶存酸素を低減する。このとき、蒸気側へ移行し再
結合器に入る水素は、同酸素と再結合器で化合し水とな
るが、注入した水素が過剰分として残り、再結合器出口
から復水器下流に戻される。この時点で水素注入を停止
すると、それまでに注入した水素が炉水と蒸気の間で常
に循環し、炉心部での水の放射線分解を常に抑え、炉心
の溶存酸素を低く維持する。
プラント停止時等には、余分な水素は防爆上の観点等か
らは少ないほうが良い、前記炉心の溶存酸素を低く維持
していた状態から、余分な水素を減らすために、炉水の
溶存酸素を高くする場合。
らは少ないほうが良い、前記炉心の溶存酸素を低く維持
していた状態から、余分な水素を減らすために、炉水の
溶存酸素を高くする場合。
酸素注入設備から酸素を注入する。この場合、給水また
は復水では、前記の系内を循環する水素と注入酸素とが
共存するが、これらは原子炉圧力容器に入るとすぐお互
いに化合し水となる。すなわち、注入酸素により系内を
循環する水素が減じられるが、この循環水素が所定量ま
で減った時点で酸素注入を停止すると、炉水の溶存酸素
濃度はその循環する水素量に対応する値まで増加し、そ
の値に維持される。
は復水では、前記の系内を循環する水素と注入酸素とが
共存するが、これらは原子炉圧力容器に入るとすぐお互
いに化合し水となる。すなわち、注入酸素により系内を
循環する水素が減じられるが、この循環水素が所定量ま
で減った時点で酸素注入を停止すると、炉水の溶存酸素
濃度はその循環する水素量に対応する値まで増加し、そ
の値に維持される。
このように復水または給水に水素と酸素とが、混在する
と、これらが化合して水になったとき残留する分の過剰
水素が炉心部の水の放射線分解をその量に応じて抑制す
ることになる。したがって、再結合器をバイパスする配
管に設けた弁を開き、蒸気中に移行した水素と酸素とを
そのまま復水または給水に戻しても、炉心の溶存酸素濃
度を安定に制御でき、しかも再結合器の運転を止めるこ
とが可能である。
と、これらが化合して水になったとき残留する分の過剰
水素が炉心部の水の放射線分解をその量に応じて抑制す
ることになる。したがって、再結合器をバイパスする配
管に設けた弁を開き、蒸気中に移行した水素と酸素とを
そのまま復水または給水に戻しても、炉心の溶存酸素濃
度を安定に制御でき、しかも再結合器の運転を止めるこ
とが可能である。
次に１図面を参照して本発明の一実施例を説明する。
第１図は、本発明による沸騰水型原子力発電所の系統構
成の概略を示す図である。図において、１は原子炉圧力
容器、２はその蒸気を取り出す主蒸気配管、３はタービ
ン、４は復水器、５は復水ポンプ、６は復水配管、７は
給水加熱器、８はその給水配管、９はオフガスライン、
１０は蒸気により駆動されるエゼクタ、１１はエゼクタ
１０に蒸気を供給するエゼクタ駆動ライン、１２は再結
合器、１３はオフガス復水器、１４はオフガス戻りライ
ン、１５はバイパス配管、１６はその途中に設けた弁、
１７は水素または酸素の注入ライン、１８は水素注入弁
、１９は水素ボンベ、２０は酸素注入弁、２１は酸素ボ
ンベ、２２は炉心、２３は気水分離器、２４はシュラウ
ド、２５はダウンカマ、２６は水素濃度計、２７は酸素
濃度計である。
成の概略を示す図である。図において、１は原子炉圧力
容器、２はその蒸気を取り出す主蒸気配管、３はタービ
ン、４は復水器、５は復水ポンプ、６は復水配管、７は
給水加熱器、８はその給水配管、９はオフガスライン、
１０は蒸気により駆動されるエゼクタ、１１はエゼクタ
１０に蒸気を供給するエゼクタ駆動ライン、１２は再結
合器、１３はオフガス復水器、１４はオフガス戻りライ
ン、１５はバイパス配管、１６はその途中に設けた弁、
１７は水素または酸素の注入ライン、１８は水素注入弁
、１９は水素ボンベ、２０は酸素注入弁、２１は酸素ボ
ンベ、２２は炉心、２３は気水分離器、２４はシュラウ
ド、２５はダウンカマ、２６は水素濃度計、２７は酸素
濃度計である。
原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸気配管２によ
りタービン３に導かれ、これを駆動し、復水器４で凝縮
され、ポンプ５により加圧され、復水配管６と給水加熱
器７と給水配管８とを経て、原子炉圧力容器１に戻され
る。
りタービン３に導かれ、これを駆動し、復水器４で凝縮
され、ポンプ５により加圧され、復水配管６と給水加熱
器７と給水配管８とを経て、原子炉圧力容器１に戻され
る。
蒸気中に含まれる蒸気、水素等の非凝縮性ガス成分は、
エゼクタ駆動ライン１１からの蒸気で駆動されるエゼク
タ１０により、復水器４がらオフガスライン９に回収さ
れた後、再結合器１２において酸素と水素とが化合し、
水となる。蒸気はオフガス復水器１３により水にされ、
オフガス戻りライン１４から復水配管６に戻される。再
結合器１２の入口および出口は、バイパス配管工５で結
ばれ、弁１６を開ければ再結合器１２がバイパスされる
。
エゼクタ駆動ライン１１からの蒸気で駆動されるエゼク
タ１０により、復水器４がらオフガスライン９に回収さ
れた後、再結合器１２において酸素と水素とが化合し、
水となる。蒸気はオフガス復水器１３により水にされ、
オフガス戻りライン１４から復水配管６に戻される。再
結合器１２の入口および出口は、バイパス配管工５で結
ばれ、弁１６を開ければ再結合器１２がバイパスされる
。
復水器６には、注入ライン１７が接続されており、水素
注入弁１８または酸素注入弁２ｏを開くと、それぞれ水
素または酸素が復水中に注入される。
注入弁１８または酸素注入弁２ｏを開くと、それぞれ水
素または酸素が復水中に注入される。
炉水の溶存酸素濃度の制御は、以下のように行う、まず
、水素注入弁１８を開き、復水配管６に水素を注入する
。この水素は、給水系により原子炉圧力容器１内に戻さ
れ、以下のように、炉水の溶存酸素濃度を低減する。沸
騰水型原子炉では、炉心２２で炉水が沸騰して蒸気とな
る。気水分離器２３では、炉水と蒸気が分離され、蒸気
は主蒸気配管２に導かれる。炉水は、炉心２２を取り囲
むシュラウド２４と原子炉圧力容器１との間のダウンカ
マ２５を下降し、再び炉心２２に導かれるように循環す
る。注入された水素は、ダウンカマ２５において、炉心
２２から放射される放射線の効果により炉水中に溶存し
た酸素と化合して水になる。さらに、残った水素は、炉
心２２に到達し、ここでの水の放射線分解を抑制する。
、水素注入弁１８を開き、復水配管６に水素を注入する
。この水素は、給水系により原子炉圧力容器１内に戻さ
れ、以下のように、炉水の溶存酸素濃度を低減する。沸
騰水型原子炉では、炉心２２で炉水が沸騰して蒸気とな
る。気水分離器２３では、炉水と蒸気が分離され、蒸気
は主蒸気配管２に導かれる。炉水は、炉心２２を取り囲
むシュラウド２４と原子炉圧力容器１との間のダウンカ
マ２５を下降し、再び炉心２２に導かれるように循環す
る。注入された水素は、ダウンカマ２５において、炉心
２２から放射される放射線の効果により炉水中に溶存し
た酸素と化合して水になる。さらに、残った水素は、炉
心２２に到達し、ここでの水の放射線分解を抑制する。
水素による炉水の溶存酸素低減効果は、第２図の曲線Ａ
で示される。給水中の水素濃度を増大させると、炉水中
の溶存酸素濃度が薄くなる。炉水溶存酸素濃度の具体的
制御は、以下のように実行する。まず、第２図に示す関
係から、所定の溶存酸素濃度に対応する給水中水製濃度
を読み取り、これに対応する水素を注入する。注入した
水素は。
で示される。給水中の水素濃度を増大させると、炉水中
の溶存酸素濃度が薄くなる。炉水溶存酸素濃度の具体的
制御は、以下のように実行する。まず、第２図に示す関
係から、所定の溶存酸素濃度に対応する給水中水製濃度
を読み取り、これに対応する水素を注入する。注入した
水素は。
その量がそのまま、主蒸気配管２．オフガスライン９．
およびオフガス戻りライン１４を経て、若干の時間遅れ
をもって復水配管６に戻される。この時間遅れは、通常
数１０＃から数分である。復水配管６への注入ライン１
７の接続点よりも上流側に設けた水素濃度計２６により
注入水素が戻ったことが確認された時点で、水素注入弁
１８を閉じる。この状態で注入した水素は、原子炉圧力
容器１．主蒸気配管２．オフガスライン９．オフガス戻
りライン１４．復水配管６および給水配管８の経路で、
常に系内を循環しており、炉水の溶存酸素濃度を当初設
定の値に維持する。
およびオフガス戻りライン１４を経て、若干の時間遅れ
をもって復水配管６に戻される。この時間遅れは、通常
数１０＃から数分である。復水配管６への注入ライン１
７の接続点よりも上流側に設けた水素濃度計２６により
注入水素が戻ったことが確認された時点で、水素注入弁
１８を閉じる。この状態で注入した水素は、原子炉圧力
容器１．主蒸気配管２．オフガスライン９．オフガス戻
りライン１４．復水配管６および給水配管８の経路で、
常に系内を循環しており、炉水の溶存酸素濃度を当初設
定の値に維持する。
このような状態で、炉水溶存酸素濃度をさらに減少また
は増大させる操作は、以下のようになされる。
は増大させる操作は、以下のようになされる。
溶存酸素濃度をさらに低減させるためには、この溶存酸
素濃度設定値から対応する給水水素濃度値を読み取り、
この値と水素濃度計２６の読みの差に相当する水素を注
入し、その後、水素濃度計２６の読みが第２図から求め
た水素濃度を等しくなったとき、水素注入弁１８を開じ
て水素の注入を停止する。
素濃度設定値から対応する給水水素濃度値を読み取り、
この値と水素濃度計２６の読みの差に相当する水素を注
入し、その後、水素濃度計２６の読みが第２図から求め
た水素濃度を等しくなったとき、水素注入弁１８を開じ
て水素の注入を停止する。
次に、溶存酸素濃度を増大させる方法について述べる。
この場合も、第２図から目標とする炉水溶存酸素濃度に
対応する給水中水製濃度を読み取り、その濃度と水素濃
度計２６の読みの差を求める。その差に対し、水の化学
量論比に対応する濃度の酸素を注入する。注入した酸素
は、ダウンカマ２５で系内を循環する水素と化合して水
となり、この水素を消費する。水素濃度計２６の読みが
第２図から読み取った給水中の水素濃度に等しくなった
時点で酸素注入弁２０を閉じ、酸素注入を停止する。
対応する給水中水製濃度を読み取り、その濃度と水素濃
度計２６の読みの差を求める。その差に対し、水の化学
量論比に対応する濃度の酸素を注入する。注入した酸素
は、ダウンカマ２５で系内を循環する水素と化合して水
となり、この水素を消費する。水素濃度計２６の読みが
第２図から読み取った給水中の水素濃度に等しくなった
時点で酸素注入弁２０を閉じ、酸素注入を停止する。
なお、以上の制御方式においては、再結合器１２を使用
しないでバイパスできる。すなわち、弁１６を開き、バ
イパス配管１５により、再結合器１２をバイパスする。
しないでバイパスできる。すなわち、弁１６を開き、バ
イパス配管１５により、再結合器１２をバイパスする。
この場合、炉水の溶存酸素濃度を制御するには、上記方
法における水素濃度計２６の読みを、水素濃度計２６の
読みから酸素濃度計２７の読みに対して水の化学量論比
で対応する水素の濃度値を差し引いた値に読み換えれば
良い。
法における水素濃度計２６の読みを、水素濃度計２６の
読みから酸素濃度計２７の読みに対して水の化学量論比
で対応する水素の濃度値を差し引いた値に読み換えれば
良い。
本発明によれば、炉水の溶存酸素濃度の制御において、
系外から水素および酸素を常に供給している必要はなく
、これら水素及び酸素の膨大な費用を削減できる。
系外から水素および酸素を常に供給している必要はなく
、これら水素及び酸素の膨大な費用を削減できる。
第１図は本発明による沸騰水型原子力発電所の系統構成
の概略図、第２図は第１図実施例の給水中水製濃度と炉
水溶存酸素濃度との関係を示す図である。 １・・・原子炉圧力容器、３・・・タービン、４・・・
復水器、６・・・復水配管、７・・・給水加熱器、８・
・・給水配管。 １０・・・エゼクタ、１２・・・再結合器、１３・・・
オフガス復水器、１４・・・オフガス戻りライン、１５
・・・バイパス配管、１９・・・水素ボンベ、２１・・
・ｍ素ボンベ。
の概略図、第２図は第１図実施例の給水中水製濃度と炉
水溶存酸素濃度との関係を示す図である。 １・・・原子炉圧力容器、３・・・タービン、４・・・
復水器、６・・・復水配管、７・・・給水加熱器、８・
・・給水配管。 １０・・・エゼクタ、１２・・・再結合器、１３・・・
オフガス復水器、１４・・・オフガス戻りライン、１５
・・・バイパス配管、１９・・・水素ボンベ、２１・・
・ｍ素ボンベ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器で発生しタービンで仕事をした蒸気
を水に戻す復水器と、戻された前記水を加熱し、前記圧
力容器に供給する給水加熱器と、前記蒸気中の酸素およ
び水素を回収し化学的に結合させて水にする再結合器と
を有する沸騰水型原子力発電所において、 前記再結合器で結合しなかった余分な気体を前記復水器
下流の復水配管に戻すオフガス戻りラインを設け、 前記復水器から前記給水加熱器までの間に水素注入装置
を設けた ことを特徴とする沸騰水型原子力発電所。 ２、特許請求の範囲第１項において、 前記復水器から前記給水加熱器までの間に酸素注入装置
を設けたことを特徴とする沸騰水型原子力発電所。 ３、特許請求の範囲第１項または第２項において、前記
再結合器の入口と出口とを短絡する開閉可能な配管を設
けたことを特徴とする沸騰水型原子力発電所。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62070704A JPH083555B2 (ja) | 1987-03-25 | 1987-03-25 | 沸騰水型原子力発電所 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62070704A JPH083555B2 (ja) | 1987-03-25 | 1987-03-25 | 沸騰水型原子力発電所 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63236997A true JPS63236997A (ja) | 1988-10-03 |
| JPH083555B2 JPH083555B2 (ja) | 1996-01-17 |
Family
ID=13439251
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62070704A Expired - Lifetime JPH083555B2 (ja) | 1987-03-25 | 1987-03-25 | 沸騰水型原子力発電所 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH083555B2 (ja) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59220687A (ja) * | 1983-05-30 | 1984-12-12 | 株式会社日立製作所 | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 |
| JPS6048716A (ja) * | 1983-08-25 | 1985-03-16 | シャープ株式会社 | 炊飯器 |
| JPS6168599A (ja) * | 1984-09-13 | 1986-04-08 | 株式会社東芝 | 気体廃棄物処理装置 |
| JPS61104298A (ja) * | 1984-10-26 | 1986-05-22 | 日本原子力事業株式会社 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
| JPS61290398A (ja) * | 1985-06-19 | 1986-12-20 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電設備における水素注入システム |
-
1987
- 1987-03-25 JP JP62070704A patent/JPH083555B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59220687A (ja) * | 1983-05-30 | 1984-12-12 | 株式会社日立製作所 | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 |
| JPS6048716A (ja) * | 1983-08-25 | 1985-03-16 | シャープ株式会社 | 炊飯器 |
| JPS6168599A (ja) * | 1984-09-13 | 1986-04-08 | 株式会社東芝 | 気体廃棄物処理装置 |
| JPS61104298A (ja) * | 1984-10-26 | 1986-05-22 | 日本原子力事業株式会社 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
| JPS61290398A (ja) * | 1985-06-19 | 1986-12-20 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電設備における水素注入システム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH083555B2 (ja) | 1996-01-17 |
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