JP6705730B2 - Nuclear power generation system - Google Patents

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Description

本発明は、原子力発電システムに関するものである。 The present invention relates to a nuclear power generation system.

原子力発電システムの使用済燃料プールにおいて、事故等によって全ての冷却機能が喪失する非常事態が発生した場合、代替注水設備による注水の継続によって使用済燃料プール内に保管されている燃料の冠水を維持することは可能であるが、蒸気の発生を抑えることはできない。冷却機能の喪失状態が継続する場合、蒸気を外部に放出する必要がある一方で、可能な限り放射性物質の放出を抑えなければならない。 When an emergency situation occurs in the spent fuel pool of the nuclear power generation system where all cooling functions are lost due to an accident, etc., the flooding of the fuel stored in the spent fuel pool is maintained by continuing water injection by the alternative water injection facility. However, it is not possible to suppress the generation of steam. If the cooling function continues to be lost, it is necessary to release the vapor to the outside, but to suppress the release of radioactive materials as much as possible.

以下の非特許文献１には、ＨＥＰＡフィルタが設けられたＳＦＰブローアウトパネルを有するセーフティーシステムが開示されている。また、復水収集を設計に取り入れることも記載されている。 Non-Patent Document 1 below discloses a safety system having an SFP blowout panel provided with a HEPA filter. It also describes the inclusion of condensate collection in the design.

“Ｇｅｎｅｒｉｃ Ｄｅｓｉｇｎ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ‐ Ｎｅｗ Ｃｉｖｉｌ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｂｕｉｌｄ Ｓｔｅｐ ４ Ｍｅｃｈａｎｉｃａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｗｅｓｔｉｎｇｈｏｕｓｅ ＡＰ １０００ （Ｃｏｐｙ Ｒｅｉｇｈｔ） Ｒｅａｃｔｏｒ”， ＯＮＲ‐ＧＤＡ‐ＡＲ‐１１‐０１０ Ｒｅｖｉｓｉｏｎ ０， Ｏｆｆｉｃｅ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｉｏｎ， １１ Ｎｏｖｅｍｂｅｒ ２０１１， ｐ．１１５．"Generic Design Assessment - New Civil Reactor Build Step 4 Mechanical Engineering Assessment of the Westinghouse AP 1000 (Copy Reight) Reactor", ONR-GDA-AR-11-010 Revision 0, Office for Nuclear Regulation, 11 November 2011, p. 115.

使用済燃料プールの冷却機能喪失事態が単独で発生した場合、原子炉冷温停止後に残留熱除去系を用いることによって使用済燃料プールの冷却を再開して蒸気の発生を止めることができる。しかし、残留熱除去系を含む全ての冷却機能喪失の同時発生を考慮すると、蒸気の発生を回避できない。 If the loss of the cooling function of the spent fuel pool occurs independently, it is possible to restart the cooling of the spent fuel pool and stop the generation of steam by using the residual heat removal system after the reactor cold shutdown. However, considering the simultaneous occurrence of the loss of all cooling functions including the residual heat removal system, the generation of steam cannot be avoided.

原子炉停止直後などの崩壊熱が大きい状況下では、発生する蒸気量も多くなることから、非常用ガス処理設備で処理可能な流量を超過する可能性もあり、処理可能流量を超過した蒸気は使用済燃料プールの設置階の建屋開口部から直接放出する必要が生じる。この場合、非常用ガス処理設備により排気筒から高所放出される場合と比べて公衆被ばく線量の増加が懸念される。 When the decay heat is large, such as immediately after a reactor shutdown, the amount of steam generated is large, so there is a possibility that the flow rate that can be processed by the emergency gas processing facility will be exceeded. It will be necessary to release directly from the building opening on the installation floor of the spent fuel pool. In this case, there is a concern that the dose of public exposure will increase compared to the case where the emergency gas treatment facility releases the gas from the stack at a high place.

上記非特許文献１に記載のブローアウトパネルにはＨＥＰＡフィルタが設けられているが、沸騰水型原子炉の使用済燃料プールから放出される蒸気の中で支配的な放射性核種はトリチウムであり、これはフィルタによる捕集を期待できない核種である。 The blowout panel described in Non-Patent Document 1 is provided with a HEPA filter, but the dominant radionuclide in the steam released from the spent fuel pool of a boiling water reactor is tritium, This is a nuclide that cannot be expected to be collected by a filter.

本発明の目的は、上記事情に鑑み、使用済燃料プールで発生する蒸気を原子炉建屋の外部に放出する際の放射性物質の放出量を低減し、公衆被ばくのリスクを低減することが可能な原子力発電システムを提供することにある。 In view of the above circumstances, an object of the present invention is to reduce the amount of radioactive material released when the steam generated in the spent fuel pool is released to the outside of the reactor building, and to reduce the risk of public exposure. To provide a nuclear power generation system.

上記課題を解決するために、本発明に係る原子力発電システムは、原子炉建屋に収容された使用済燃料プールから発生した水蒸気を凝縮器に導き、該凝縮器において水蒸気中の放射性物質を水に凝縮した上で、凝縮器を通過した水蒸気を排気筒から放出する構成を有する。そして、凝縮器は冷却ファンを有し、使用済燃料プールから発生した水蒸気が冷却ファンを回転させる構成を有する。 In order to solve the above problems, the nuclear power generation system according to the present invention guides steam generated from a spent fuel pool housed in a reactor building to a condenser, and in the condenser, radioactive substances in the steam are converted into water. After being condensed, the water vapor that has passed through the condenser is discharged from the exhaust stack. The condenser has a cooling fan, and the steam generated from the spent fuel pool rotates the cooling fan.

本発明のより具体的な構成は、特許請求の範囲に記載される。 More specific configurations of the present invention are described in the claims.

本発明によれば、使用済燃料プールで発生する水蒸気を原子炉建屋の外部に放出する前に、水蒸気中に含まれる放射性物質の量を低減し、公衆被ばくのリスクを低減することが可能な原子力発電システムを提供することができる。 According to the present invention, it is possible to reduce the amount of radioactive substances contained in water vapor before releasing the water vapor generated in the spent fuel pool to the outside of the reactor building, thereby reducing the risk of public exposure. A nuclear power generation system can be provided.

上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。 Problems, configurations, and effects other than those described above will be clarified by the following description of the embodiments.

実施例１に係る原子力発電システムの一部を示す模式図である。1 is a schematic diagram showing a part of a nuclear power generation system according to a first embodiment. 図１の原子炉建屋における使用済燃料プールの設置階とその周辺の構造を詳細に示す模式図である。It is a schematic diagram which shows in detail the structure of the installation floor of the spent fuel pool in the reactor building of FIG. 1, and its periphery. 図２の凝縮器の一例を示す模式図である。It is a schematic diagram which shows an example of the condenser of FIG. 実施例２に係る原子力発電システムを構成する凝縮器を示す模式図である。FIG. 5 is a schematic diagram showing a condenser that constitutes a nuclear power generation system according to a second embodiment.

図１は実施例１に係る原子力発電システムの一部を示す模式図である。図１に示すように、本実施例に係る原子力発電システム１００は、燃料、冷却水および制御棒等の核反応を発生および制御するために必要な装置を収容する原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を収容する原子炉格納容器２と、原子炉圧力容器１で使用された燃料を貯蔵する使用済燃料プール３と、原子炉圧力容器１、原子炉格納容器２および使用済燃料プール３を収容する原子炉建屋５と、原子炉建屋５に接続され、原子炉建屋５の内部の気体を原子炉建屋５の外部に排気する排気筒８を備えている。 FIG. 1 is a schematic diagram showing a part of the nuclear power generation system according to the first embodiment. As shown in FIG. 1, a nuclear power generation system 100 according to the present embodiment includes a reactor pressure vessel 1 that accommodates devices necessary for generating and controlling nuclear reactions such as fuel, cooling water, and control rods; Reactor containment vessel 2 containing reactor pressure vessel 1, spent fuel pool 3 storing fuel used in reactor pressure vessel 1, reactor pressure vessel 1, reactor containment vessel 2 and spent fuel pool 3, a reactor building 5 for housing 3 and an exhaust pipe 8 connected to the reactor building 5 for exhausting gas inside the reactor building 5 to the outside of the reactor building 5.

原子炉格納容器２の上部には、原子炉ウェル４および蒸気乾燥器・気水分離器ピット６が設けられている。原子炉ウェル４は、原子炉圧力容器内の燃料を交換する際に使用済燃料プール３の水面と同一レベルまで水を張り、原子炉圧力容器１と使用済燃料プール３の間で燃料等を水中移送するために使用される空間である。蒸気乾燥器・気水分離器ピット６は、定期検査中に蒸気乾燥器及び気水分離器を保管するために設けられている。 A reactor well 4 and a steam dryer/steam separator pit 6 are provided above the reactor containment vessel 2. The reactor well 4 is filled with water to the same level as the water surface of the spent fuel pool 3 when exchanging the fuel in the reactor pressure vessel, so that fuel etc. is filled between the reactor pressure vessel 1 and the spent fuel pool 3. It is a space used for underwater transportation. The steam dryer/steam separator pit 6 is provided to store the steam dryer and steam separator during the periodic inspection.

図２は図１の原子炉建屋における使用済燃料プール３の設置階とその周辺の構造を詳細に示す模式図である。図２に示すように、使用済燃料プール３には使用済燃料３０が収容されており、水３１が満たされて冠水されている。上述したとおり、事故等によって全ての冷却機能が喪失する非常事態が発生した場合、代替注水設備による注水の継続によって使用済燃料３０の冠水を維持することは可能であるが、プールの水３１を冷却することができないため、水蒸気３２の発生を抑えることはできない。上述したとおり、沸騰水型原子炉の使用済燃料プールから放出される蒸気中で支配的な放射性核種はトリチウム（三重水素）である。水蒸気中のトリチウムは、粒子状の放射性物質と異なり、フィルタによって除去することができない。 FIG. 2 is a schematic diagram showing in detail the structure of the installation floor of the spent fuel pool 3 and its surroundings in the reactor building of FIG. As shown in FIG. 2, spent fuel 30 is stored in the spent fuel pool 3 and is filled with water 31 for flooding. As described above, in the event of an emergency in which all cooling functions are lost due to an accident, etc., it is possible to maintain flooding of the spent fuel 30 by continuing water injection by the alternative water injection equipment, but Since it cannot be cooled, the generation of water vapor 32 cannot be suppressed. As described above, the dominant radionuclide in the steam released from the spent fuel pool of a boiling water reactor is tritium (tritium). Unlike particulate radioactive material, tritium in water vapor cannot be removed by filters.

そこで、本発明は、使用済燃料プール３から放出される水蒸気３２を、排気筒８に輸送して原子炉建屋５の外部に放出する前に、凝縮器（蒸気コンデンサ）１０によって凝縮する。そして、凝縮器１０を通って所定量のトリチウムが水として取り除かれた後の水蒸気３３を排気筒８へ輸送する構成とした。このような構成とすることで、フィルタでは取り除くことができない、水蒸気３２中のトリチウムを水３４として除去し、水蒸気中に含まれるトリチウム濃度を低減してから排気筒８から高所拡散することで、公衆被ばくのリスクを低減することができる。 Therefore, in the present invention, the water vapor 32 released from the spent fuel pool 3 is condensed by the condenser (steam condenser) 10 before being transported to the exhaust stack 8 and released to the outside of the reactor building 5. Then, the water vapor 33 after a predetermined amount of tritium is removed as water through the condenser 10 is transported to the exhaust stack 8. With such a configuration, the tritium in the water vapor 32, which cannot be removed by the filter, is removed as the water 34, the concentration of tritium contained in the water vapor is reduced, and then the tritium is diffused from the exhaust stack 8 to a high place. , Can reduce the risk of public exposure.

本発明の構成について、より具体的に説明する。図２に示すように、使用済燃料プール３は、原子炉建屋５の使用済燃料プール３の設置階７を介して第１の配管９に接続されている。第１の配管９と排気筒８の間には凝縮器１０が配置されている。凝縮器１０は、第１の配管９に接続され、使用済燃料プール３から発生した水蒸気３２は、第１の配管９を介して凝縮器１０に輸送される。 The configuration of the present invention will be described more specifically. As shown in FIG. 2, the spent fuel pool 3 is connected to the first pipe 9 via the installation floor 7 of the spent fuel pool 3 of the reactor building 5. A condenser 10 is arranged between the first pipe 9 and the exhaust pipe 8. The condenser 10 is connected to the first pipe 9, and the steam 32 generated from the spent fuel pool 3 is transported to the condenser 10 via the first pipe 9.

凝縮器１０に輸送された水蒸気３２の一部は凝縮され、水３４が生成する。凝縮器１０および排気筒８には第２の配管１１が接続されており、凝縮器１０を通過した水蒸気３３は、第２の配管１１を通って排気筒８に輸送され、排気筒８から原子炉建屋５の外部へ高所拡散される。一方、使用済燃料プール３と凝縮器１０の間には第３の配管１２が配置されている。第３の配管１２は、凝縮器１０および使用済燃料プール３のそれぞれに接続されており、凝縮器１０で生成された水３４は、第３の配管１２を通って使用済燃料プール３に輸送される。第３の配管１２を有することによってトリチウムを含む水の外部への流出を防止し、かつ、使用済燃料を冠水するために使用するプールの水を節約することができる。 Part of the water vapor 32 transported to the condenser 10 is condensed and water 34 is generated. A second pipe 11 is connected to the condenser 10 and the exhaust pipe 8, and the water vapor 33 that has passed through the condenser 10 is transported to the exhaust pipe 8 through the second pipe 11 and is transferred from the exhaust pipe 8 to the atoms. High places are spread outside the reactor building 5. On the other hand, a third pipe 12 is arranged between the spent fuel pool 3 and the condenser 10. The third pipe 12 is connected to each of the condenser 10 and the spent fuel pool 3, and the water 34 produced in the condenser 10 is transported to the spent fuel pool 3 through the third pipe 12. To be done. By having the third pipe 12, it is possible to prevent the water containing tritium from flowing out, and it is possible to save water in the pool used for submerging the spent fuel.

従来の原子力発電システムにおいて、凝縮器はタービン建屋に設けられる復水器等として設けられることはあったが、本発明のように使用済燃料プール３と排気筒８とをつなぐ配管の間に凝縮器が設けられた構成は無い。上記非特許文献１においても、復水収集の機器が具体的にどこに設けられるかは開示されていない。 In the conventional nuclear power generation system, the condenser was sometimes provided as a condenser or the like provided in the turbine building, but as in the present invention, the condenser is condensed between the pipes connecting the spent fuel pool 3 and the exhaust stack 8. There is no configuration provided with a vessel. The above Non-Patent Document 1 also does not disclose where the device for collecting condensate is specifically provided.

凝縮器１０としては、従来公知のものを用いることができる。水蒸気３２の発生量を考慮すると、空冷式（冷媒が空気）のものよりも水冷式（冷媒が水）のものを用いることが好ましい。図３は図２の凝縮器の一例を示す模式図である。図３に示すように、冷媒を輸送する冷媒管１４は、蛇行して配置された管状の部材や、波板形状の部材からなることが好ましい。冷媒管１４がこのような形状であると、トリチウムを含む水蒸気３２との接触面積が増大し、凝縮効率を向上することができる。 As the condenser 10, a conventionally known one can be used. Considering the generation amount of the steam 32, it is preferable to use the water-cooled type (water is the refrigerant) rather than the air-cooled type (the refrigerant is air). FIG. 3 is a schematic diagram showing an example of the condenser of FIG. As shown in FIG. 3, it is preferable that the refrigerant pipe 14 that conveys the refrigerant be formed of a meandering tubular member or a corrugated member. When the refrigerant pipe 14 has such a shape, the contact area with the steam 32 containing tritium increases, and the condensation efficiency can be improved.

以上の構成によれば、事故等によって全ての冷却機能が喪失した非常事態であっても、凝縮器１０による蒸気中のトリチウムの凝縮効果と、排気筒８からの高所放出による拡散効果を組み合わせて環境中に放出することで、使用済燃料プールの設置階の建屋開口部から直接水蒸気を放出する場合と比較して、公衆被ばくのリスクをより低減することができる。 According to the above configuration, even in an emergency in which all cooling functions are lost due to an accident or the like, the condensing effect of the tritium in the steam by the condenser 10 and the diffusion effect by the high discharge from the exhaust stack 8 are combined. As a result, the risk of public exposure can be further reduced as compared with the case where steam is directly discharged from the building opening on the floor where the spent fuel pool is installed.

図４は実施例２に係る原子力発電システムを構成する凝縮器を示す模式図である。本実施例に係る原子力発電システムは、凝縮器１０が冷却ファン１３を有している点で実施例１と異なる。冷却ファン１３は、使用済燃料プール３から放出された水蒸気３２によって駆動される構成を有する。このような構成によって、事故等によって凝縮器１０の冷媒管１４中の冷媒を冷却することができない事態に陥ったとしても、凝縮器を通過する水蒸気３２が冷却ファン１３を回転し、冷媒および水蒸気３２を冷却することができるため、水蒸気３２の凝縮を促進することができる。 FIG. 4 is a schematic diagram showing a condenser that constitutes the nuclear power generation system according to the second embodiment. The nuclear power generation system according to the present embodiment differs from the first embodiment in that the condenser 10 has a cooling fan 13. The cooling fan 13 has a structure driven by the steam 32 released from the spent fuel pool 3. With such a configuration, even if the refrigerant in the refrigerant pipe 14 of the condenser 10 cannot be cooled due to an accident or the like, the water vapor 32 passing through the condenser rotates the cooling fan 13 to cause the refrigerant and the water vapor to pass through. Since 32 can be cooled, condensation of the steam 32 can be promoted.

また、凝縮器１０は、冷媒管を設けず、冷却ファンのみを設けたものであってもよい。この場合、冷媒が必要無いため、排液の増加を抑制することができる。 Further, the condenser 10 may be provided with only the cooling fan without providing the refrigerant pipe. In this case, since no refrigerant is required, it is possible to suppress an increase in drainage.

以上説明したように、本発明に係る原子力発電システムによれば、使用済燃料プールで発生する水蒸気を原子炉建屋外部に放出する前に、水蒸気中に含まれる放射性物質の量を低減し、公衆被ばくのリスクを低減することが可能な原子力発電システムを提供することができることが示された。 As explained above, according to the nuclear power generation system of the present invention, before releasing the steam generated in the spent fuel pool to the outdoor part of the reactor building, the amount of radioactive material contained in the steam is reduced, It was shown that it is possible to provide a nuclear power generation system capable of reducing the risk of exposure.

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。 It should be noted that the present invention is not limited to the above-described embodiments, but includes various modifications. For example, the above-described embodiments have been described in detail in order to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the configurations described. Further, a part of the configuration of a certain embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of a certain embodiment. Further, with respect to a part of the configuration of each embodiment, other configurations can be added/deleted/replaced.

１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…使用済燃料プール、３０…使用済燃料、３１…使用済燃料プールの水、３２…使用済燃料プールから放出される水蒸気、３３…凝縮器通過後の水蒸気、３４…凝縮器で生成した水、４…原子炉ウェル、５…原子炉建屋、６…蒸気乾燥器・気水分離器ピット、７…原子炉建屋の使用済燃料プールの設置階、８…排気筒、９…第１の配管（原子炉建屋‐凝縮器接続配管）、１０…凝縮器、１１…第２の配管（凝縮器‐排気筒接続配管）、１２…第３の配管（凝縮器‐使用済燃料プール接続配管）、１３…冷却ファン、１４…冷媒管、１００…原子力発電システム。 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Reactor pressure vessel, 2... Reactor containment vessel, 3... Spent fuel pool, 30... Spent fuel, 31... Water of spent fuel pool, 32... Steam released from spent fuel pool, 33... Water vapor after passing through the condenser, 34... Water produced in the condenser, 4... Reactor well, 5... Reactor building, 6... Steam dryer/water separator pit, 7... Reactor building spent fuel pool Installation floor, 8... Exhaust pipe, 9... First pipe (reactor building-condenser connection pipe), 10... Condenser, 11... Second pipe (condenser-exhaust pipe connection pipe), 12... 3 pipes (condenser-spent fuel pool connection pipe), 13... Cooling fan, 14... Refrigerant pipe, 100... Nuclear power generation system.

Claims (3)

原子炉を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉で使用された燃料を貯蔵する使用済燃料プールと、前記原子炉圧力容器、前記原子炉格納容器および前記使用済燃料プールを収容する原子炉建屋と、前記原子炉建屋に接続され、前記原子炉建屋の内部の気体を前記原子炉建屋の外部に排気する排気筒と、を備え、
前記使用済燃料プールに接続され、前記使用済燃料プールから放出される水蒸気を輸送する第１の配管と、
前記第１の配管に接続され、前記第１の配管を通して輸送された前記水蒸気の一部を凝縮して水を生成する凝縮器と、
前記凝縮器と前記排気筒に接続され、前記凝縮器を通過した水蒸気を前記排気筒に輸送する第２の配管と、を有し、
前記凝縮器は、冷却ファンを有し、前記水蒸気が前記冷却ファンを回転させることによって前記水蒸気を冷却することを特徴とする原子力発電システム。 A reactor pressure vessel containing a reactor, a reactor containment vessel containing the reactor pressure vessel, a spent fuel pool for storing fuel used in the reactor, the reactor pressure vessel, the atom A reactor building that houses the reactor containment vessel and the spent fuel pool; and an exhaust pipe that is connected to the reactor building and exhausts gas inside the reactor building to the outside of the reactor building,
A first pipe connected to the spent fuel pool for transporting water vapor released from the spent fuel pool;
A condenser that is connected to the first pipe and that condenses a portion of the water vapor transported through the first pipe to generate water;
A second pipe connected to the condenser and the exhaust stack, for transporting the steam that has passed through the condenser to the exhaust stack,
The nuclear power generation system, wherein the condenser has a cooling fan, and the steam cools the steam by rotating the cooling fan. さらに、前記使用済燃料プールと前記凝縮器に接続され、前記凝縮器で生成した前記水を前記使用済燃料プールに輸送する第３の配管と、を有することを特徴とする請求項１記載の原子力発電システム。 Furthermore, it has 3rd piping connected to the said spent fuel pool and the said condenser, and the 3rd piping which transports the said water produced|generated in the said condenser to the said spent fuel pool. Nuclear power generation system. 前記凝縮器は、蛇行して配置された管状の部材または波板形状の部材からなる冷媒管と、前記冷媒管に充填された冷媒と、を有し、前記水蒸気が前記冷媒管に接触して前記冷媒と熱交換することで前記水蒸気が凝縮し、前記水を生成することを特徴とする請求項１または２に記載の原子力発電システム。 The condenser has a refrigerant pipe made of a tubular member or a corrugated plate-shaped member arranged in a meandering shape, and a refrigerant filled in the refrigerant pipe, and the water vapor contacts the refrigerant pipe. The nuclear power generation system according to claim 1, wherein the water vapor is condensed by exchanging heat with the refrigerant to generate the water.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5513829A (en) * 1978-07-14 1980-01-31 Doryokuro Kakunenryo Method of preparing surrounding gas in nuclear reactor containment vessel
JP5555669B2 (en) * 2011-06-29 2014-07-23 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Nuclear power plant and fuel pool water cooling method
JP2013057291A (en) * 2011-09-08 2013-03-28 M Hikari Energy Kaihatsu Kenkyusho:Kk Method of using seawater cooling water of nuclear power plant
JP5810902B2 (en) * 2011-12-27 2015-11-11 三菱電機株式会社 Condenser exhaust monitor
US9208906B2 (en) * 2012-06-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Passive system for cooling the core of a nuclear reactor
JP2016070556A (en) * 2014-09-29 2016-05-09 株式会社東芝 Cooling facility

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