JP7039396B2 - Reactor and nuclear power generation equipment - Google Patents
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Description
本発明の実施形態は、ヒートパイプを備えた原子炉、及びこの原子炉を有する原子力発電装置に関する。 Embodiments of the present invention relate to a nuclear reactor provided with a heat pipe and a nuclear power generation device having the nuclear reactor.
月面や火星表面に建設される基地の電源、あるいは地上でも人口の少ない離島等の地域における分散電源として、小型原子炉の適用が考えられている。上述のような設置場所では、人手を極力介したくないため、冷却材の循環方式として一般的なポンプの使用の回避が検討されている。そこで、作動流体の気化熱を利用して発熱体を冷却する熱輸送装置としてのヒートパイプの適用が考えられる。 The application of small nuclear reactors is being considered as a power source for bases constructed on the surface of the moon and Mars, or as a distributed power source in areas such as remote islands with a small population even on the ground. In the installation locations as described above, avoiding the use of a general pump as a coolant circulation method is being considered because it is not desirable to use human hands as much as possible. Therefore, it is conceivable to apply a heat pipe as a heat transport device that cools a heating element by utilizing the heat of vaporization of the working fluid.
図11に示すように、上述の非特許文献1に記載の原子炉101を備えた原子力発電装置100は、核燃料を有する上記原子炉101と、核燃料の核***反応により発生した熱を輸送する複数本のヒートパイプ102と、このヒートパイプ102により輸送された熱を電気に変換して発電する熱電素子103と、発電に供した熱を放熱する放熱パネル104と、を有して構成される。
As shown in FIG. 11, the nuclear
原子炉101では、図12に示すように、中心部に制御棒105が配置され、この制御棒105の周囲に、燃料106と減速材107とが共に環状に形成されて交互に配置され、燃料106に、二重管構造のヒートパイプ102が、原子炉101の周方向に複数本配置されている。しかしながら、このような原子炉101では、減速材107の温度分布に偏りが生じ、減速材107の温度要求値(例えば、減速材107が金属水素化物の場合に水素が解離しない温度範囲)以上になる恐れがある。
In the
上述の事態を回避するために、原子炉における燃料の濃縮度を異ならせ、ヒートパイプから離れた燃料ほど濃縮度を低く設定して、減速材の温度分布の平坦化を図る原子炉が開示されている。 In order to avoid the above situation, a nuclear reactor is disclosed in which the enrichment of fuel in the reactor is different and the enrichment is set lower as the fuel is farther from the heat pipe to flatten the temperature distribution of the moderator. ing.
ところが、上述の原子炉であっても、ヒートパイプへの流入熱量が一部過大になる箇所が生じて、減速材の温度が温度要求値に対して必ずしも十分でない恐れがある。 However, even in the above-mentioned nuclear reactor, the amount of heat flowing into the heat pipe may be partially excessive, and the temperature of the moderator may not always be sufficient with respect to the required temperature value.
本発明の実施形態は、上述の事情を考慮してなされたものであり、減速材の温度分布の偏りを防止して原子炉の出力を向上させることができる原子炉及び原子力発電装置を提供することを目的とする。 The embodiment of the present invention has been made in consideration of the above-mentioned circumstances, and provides a nuclear reactor and a nuclear power generation device capable of preventing the bias of the temperature distribution of the moderator and improving the output of the nuclear reactor. The purpose is.
本発明の実施形態における原子炉は、核***性物質を含む燃料と中性子を減速する減速材とが、環状に形成されて交互に配置され、前記燃料の核***反応により発生した熱を輸送するヒートパイプが、環状に形成されて、前記燃料と前記減速材との間に配置されて構成されたことを特徴とするものである。 In the nuclear reactor according to the embodiment of the present invention, a fuel containing a fissile material and a moderator for decelerating neutrons are formed in a ring shape and arranged alternately, and a heat pipe for transporting heat generated by the fission reaction of the fuel. Is characterized in that it is formed in an annular shape and is arranged between the fuel and the moderator.
本発明の実施形態における原子力発電装置は、前記発明に記載された原子炉と、前記原子炉外へ延びるヒートパイプの一部に設置され、前記原子炉にて発生した熱を電気に変換する発電部と、前記ヒートパイプにおける前記発電部の下流側部分であって、外部へ熱を放熱する放熱部と、を有して構成されたことを特徴とするものである。 The nuclear power generation device according to the embodiment of the present invention is installed in a part of the nuclear reactor described in the present invention and a heat pipe extending outside the nuclear reactor, and converts heat generated in the nuclear reactor into electricity. It is characterized in that it is configured to have a portion and a heat radiating portion which is a downstream portion of the power generation portion in the heat pipe and dissipates heat to the outside.
本発明の実施形態によれば、減速材の温度分布の偏りを防止して原子炉の出力を向上させることができる。 According to the embodiment of the present invention, it is possible to prevent the temperature distribution of the moderator from being biased and improve the output of the reactor.
以下、本発明を実施するための形態を、図面に基づき説明する。 Hereinafter, embodiments for carrying out the present invention will be described with reference to the drawings.
[A]第1実施形態(図1~図4)
図1は、第1実施形態に係る原子力発電装置を示す縦断面図である。図1に示す原子力発電装置10は、宇宙空間や月面、火星表面等のほか、地球上の極地などでの発電に用いられるものであり、原子炉11、発電部12及び放熱部13を有して構成される。
[A] First Embodiment (FIGS. 1 to 4)
FIG. 1 is a vertical sectional view showing a nuclear power generation device according to the first embodiment. The nuclear
原子炉11は、図1~図3に示すように、核***性物質を含む燃料14と、中性子を減速する減速材15とが、環状に形成されて交互に複数配置され、これらの燃料14と減速材15との間に、環状に形成されたヒートパイプ16が複数配置されて構成される。更に、原子炉11の最外周位置に環状の反射体17が配置されると共に、原子炉11の中心位置に制御棒18が配置されている。
As shown in FIGS. 1 to 3, in the
制御棒18は、燃料14の核***反応を制御する。また、減速材15は、中性子を減速することで燃料14の核***反応を促進させる。この減速材15は、例えばCaH2等の金属水素化物により構成されている。また、反射体17は、原子炉11の外方へ飛び出ようとする中性子を原子炉11の中心側へ反射させる。
ヒートパイプ16は、燃料14の核***反応により発生した熱を、作動流体の蒸発及び凝縮によって発電部12に輸送させるものである。このヒートパイプ16内には、作動流体の上昇流Aと下降流Bとを分離する環状の分離板19が配置されている。この分離板19によって、ヒートパイプ16は、作動流体の上昇流Aが流れる上昇流路16Aと、作動流体の下降流Bが流れる下降流路16Bとに区画される。
The
図1及び図4に示す発電部12は、原子炉11外へ延びる環状のヒートパイプ16の一部、つまりヒートパイプ16の上昇流路16A内に設置される。この発電部12は、環状のヒートパイプ16の周方向に沿って一体に形成されてもよく、またはヒートパイプ16の周方向に沿って複数個が配置されて構成されてもよい。発電部12は、熱電素子にて構成され、原子炉11の燃料14にて発生した熱を電気に変換して発電する。尚、図1では、原子炉11において最外周位置に配置された環状のヒートパイプ16に設置された発電部12のみを示しているが、この発電部12は、原子炉11における全てのヒートパイプ16に設置される。
The
放熱部13は、ヒートパイプ16における発電部12の下流側部分として構成され、発電部12により発電に供された熱を外部へ放熱する。この放熱部13は、図1及び図4に示すように、ラッパ形状(略円錐面形状)に形成されているが、円筒などの筒形状であってもよい。また、放熱部13は、ヒートパイプ16の一部であり、ヒートパイプ16の上昇流路16Aに連通して上昇流路13Aが、ヒートパイプ16の下降流路16Bに連通して下降流路13Bがそれぞれ形成されている。
The
なお、図1では、原子炉11において最外周位置に配置された環状のヒートパイプ16に連続する放熱部13のみを示しているが、放熱部13は、原子炉11における全てのヒートパイプ16に連続して形成されている。
Note that FIG. 1 shows only the
以上のように構成されたことから、第1実施形態によれば、次の効果(1)及び(2)を奏する。 Since it is configured as described above, according to the first embodiment, the following effects (1) and (2) are obtained.
(1)原子力発電装置10の原子炉11では、燃料14、減速材15及びヒートパイプ16が環状に形成され、交互に配置された燃料14と減速材15との間にヒートパイプ16が配置されたことから、燃料14にて発生した熱が、ヒートパイプ16に均等に伝熱され、更にヒートパイプ16から減速材15に均等に伝熱されるので、減速材15に温度分布の偏りを防止できる。従って、減速材15が温度分布の偏りによって温度要求値(例えば金属水素化物により構成された減速材15の水素が解離しない温度範囲)を超えてしまうことがないように原子炉11の出力を抑制する必要がないので、原子炉11の出力を向上させることできる。
(1) In the
(2)原子炉11では、前述の如く、燃料14、減速材15及びヒートパイプ16が環状に形成され、燃料14と減速材15との間にヒートパイプ16が配置されて、燃料14で発生した熱がヒートパイプ16に均等に伝熱されている。このため、ヒートパイプ16内を流れる作動流体の上昇流A及び下降流Bに温度の偏りが生じないので、発電部12による発電効率を向上させることができる。
(2) In the
[B]第2実施形態(図5)
図5は、第2実施形態に係る原子力発電装置の原子炉を示す横断面図である。この第2実施形態において第1実施形態と同様な部分については、第1実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
[B] Second embodiment (FIG. 5)
FIG. 5 is a cross-sectional view showing the nuclear reactor of the nuclear power generation device according to the second embodiment. In this second embodiment, the same parts as those in the first embodiment are designated by the same reference numerals as those in the first embodiment to simplify or omit the description.
本第2実施形態の原子力発電装置20が第1実施形態と異なる点は、この原子力発電装置20を構成する原子炉21における燃料14、減速材15及びヒートパイプ16が、それらの周方向に分割されて構成された点である。
The difference between the nuclear
つまり、燃料14、減速材15及びヒートパイプ16は、環状に形成され、それらの周方向に複数に分割(例えば4分の1に分割)されて構成される。図5の符号22は、燃料14、減速材15及びヒートパイプ16の分割面を示す。従って、原子炉21は、分割面22により分割された燃料14の燃料セクタ14W、14X、14Y及び14Zと、減速材15の減速材セクタ15W、15X、15Y及び15Zと、ヒートパイプ16のヒートパイプセクタ16W、16X、16Y及び16Zとが組み付けられて構成される。
That is, the
以上のように構成されたことから、本第2実施形態によれば、第1実施形態の効果(1)及び(2)と同様な効果を奏するほか、次の効果(3)を奏する。 Since it is configured as described above, according to the second embodiment, in addition to the same effects as those of the first embodiment (1) and (2), the following effect (3) is obtained.
(3)原子炉21の燃料14、減速材15及びヒートパイプ16が複数に分割されて構成されたので、原子炉21の設計及び製造などを容易化できる。
(3) Since the
[C]第3実施形態(図6)
図6は、第3実施形態に係る原子力発電装置を示す縦断面図である。この第3実施形態において第1実施形態と同様な部分については、第1実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
[C] Third Embodiment (FIG. 6)
FIG. 6 is a vertical sectional view showing a nuclear power generation device according to a third embodiment. In this third embodiment, the same parts as those in the first embodiment are designated by the same reference numerals as those in the first embodiment to simplify or omit the description.
本第3実施形態の原子力発電装置30が第1実施形態と異なる点は、この原子力発電装置30を構成する放熱部31が、周方向に分割されて構成された点である。
The difference between the nuclear
つまり、放熱部31は、環状に形成されるが、周方向に複数に分割され、各分割された放熱部セクタ31A、31B、31C…が独立して機能するよう構成されている。なお、図6では、放熱部31の分割面を符号32で示す。
That is, although the
以上のように構成されたことから、本第3実施形態によれば、第1実施形態の効果(1)及び(2)と同様な効果を奏するほか、次の効果(4)を奏する。 Since it is configured as described above, according to the third embodiment, in addition to the same effects as those of the first embodiment (1) and (2), the following effect (4) is obtained.
(4)放熱部31が複数に分割して構成されたので、放熱部31の設計及び製造とを容易化できる。また、放熱部セクタ31A、31B、31C…の一部が放熱機能を喪失した場合にも、放熱部セクタ31A、31B、31C…の他が機能することで、放熱部31の全体としての放熱機能を良好に確保することができる。
(4) Since the
[D]第4実施形態(図7)
図7は、第4実施形態に係る原子力発電装置を示す部分斜視図である。この第4実施形態において第1実施形態と同様な部分については、第1実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
[D] Fourth Embodiment (FIG. 7)
FIG. 7 is a partial perspective view showing the nuclear power generation device according to the fourth embodiment. In this fourth embodiment, the same parts as those in the first embodiment are designated by the same reference numerals as those in the first embodiment to simplify or omit the description.
本第4実施形態の原子力発電装置40が第1実施形態と異なる点は、ヒートパイプ41における原子炉11外へ延びた部位のうち、上流側ヒートパイプ部分41Aが第1実施形態のヒートパイプ16と同様に環状であるが、下流側ヒートパイプ部分16Bが管状に形成されて複数設けられた点である。この下流側ヒートパイプ部分16Bの先端部に放熱部42が連続して設けられている。
The difference between the nuclear
以上のように構成されたことから、本第4実施形態によれば、第1実施形態の効果(1)及び(2)と同様な効果を奏するほか、次の効果(5)を奏する。 Since it is configured as described above, according to the fourth embodiment, in addition to the same effects as the effects (1) and (2) of the first embodiment, the following effects (5) are exhibited.
(5)ヒートパイプ16における原子炉11外へ延びた部位のうち、下流側ヒートパイプ部分41Bが管状に形成されて上流側ヒートパイプ部分41Aよりも強度が増大している。この結果、ヒートパイプ41の構成を簡易化できると共に、構造上の強度を増大させることができる。
(5) Of the portions of the
[E]第5実施形態(図8)
図8は、第5実施形態に係る原子力発電装置を示し、(A)は全体構成の部分斜視図、(B)は図8(A)のヒートパイプ及び放熱部を示す縦断面図である。この第5実施形態において第1実施形態と同様な部分については、第1実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
[E] Fifth Embodiment (FIG. 8)
8A and 8B show a nuclear power generation device according to a fifth embodiment, FIG. 8A is a partial perspective view of the entire configuration, and FIG. 8B is a vertical sectional view showing a heat pipe and a heat radiating portion of FIG. 8A. In the fifth embodiment, the same parts as those in the first embodiment are designated by the same reference numerals as those in the first embodiment to simplify or omit the description.
本第5実施形態の原子力発電装置50が第1実施形態と異なる点は、ヒートパイプ51における原子炉11外へ延びた部位のうち、上流側ヒートパイプ部分51Aが第1実施形態のヒートパイプ16と同様に環状であり、下流側ヒートパイプ部分51Bが管状に形成されて複数設けられ、この下流側ヒートパイプ部分51Bに放熱部52が連続して設けられ、更に下流側ヒートパイプ部分51Bが上昇流路53及び下降流路54を備えて構成された点である。
The difference between the nuclear
つまり、管状に形成された下流側ヒートパイプ部分51Bの上昇流路53に作動流体の上昇流Aが流れ、下降流路54に作動流体の下降流Bが流れるよう構成される。また、上流側ヒートパイプ部分51Aは、第1実施形態のヒートパイプ16と同様に、分離板19によって上昇流路16Aと下降流路16Bに区画され、上昇流路16Aが下流側ヒートパイプ部分51Bの上昇流路53に、下降流路16Bが下流側ヒートパイプ部分51Bの下降流路54にそれぞれ連続する。
That is, the ascending flow A of the working fluid flows in the ascending
以上のように構成されたことから、本第5実施形態によれば、第1及び第4実施形態の効果(1)、(2)及び(5)と同様な効果を奏するほか、次の効果(6)を奏する。 Since it is configured as described above, according to the fifth embodiment, the effects similar to those of the first and fourth embodiments (1), (2) and (5) are exhibited, and the following effects are obtained. Play (6).
(6)ヒートパイプ51は、原子炉11外へ延びて放熱部52に至る手前の管状に形成された下流側ヒートパイプ部分51Bが、上昇流路53及び下降流路54を備えて構成されたので、放熱部52による放熱効率を向上させることができる。
(6) The
[F]第6実施形態(図9、図10)
図9は、第6実施形態に係る原子力発電装置を示す概略縦断面図である。この第6実施形態において第1及び第5実施形態と同様な部分については、第1及び第5実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
[F] Sixth Embodiment (FIGS. 9 and 10)
FIG. 9 is a schematic vertical sectional view showing a nuclear power generation device according to a sixth embodiment. In the sixth embodiment, the same parts as those in the first and fifth embodiments are designated by the same reference numerals as those in the first and fifth embodiments to simplify or omit the description.
本第6実施形態の原子力発電装置60が第1及び第5実施形態と異なる点は、原子炉11内で燃料14の外側に隣接して配置されたヒートパイプ61では、作動流体の上昇流Aを流す上昇流路61Aと、作動流体の下降流Bを流す下降流路61Bとが、放熱部62に至る手前で切り替えられて構成された点である。
The difference between the nuclear power generation device 60 of the sixth embodiment and the first and fifth embodiments is that in the
つまり、図10に示すように、第1または第5実施形態の原子炉11内には、燃料14の内側に隣接して配置されるヒートパイプ16、51と、燃料14の外側に隣接して配置されるヒートパイプ16、51とが、原子炉11の構造上存在する。このうち、燃料14の内側に隣接して配置されるヒートパイプ16、51では、上昇流路16A、53を流れた作動流体は、放熱部62(放熱部13、52)にて凝縮され、この凝縮された作動流体Mが、下降流路16B、54を通って原子炉11側へ流れる。
That is, as shown in FIG. 10, in the
しかしながら、燃料14の外側に隣接して配置されるヒートパイプ16、51では、上昇流路16A、53を流れた作動流体は、放熱部62(放熱部13、52)にて凝縮され、この凝縮された作動流体Mが、上昇流路16A、53を逆流して流れ落ちる可能性がある。これは、放熱部62が、原子炉11の外側へ向かって徐々に傾斜して略水平になる放熱部13(第1実施形態)や放熱部52(第5実施形態)であるからである。
However, in the
そこで、図9に示すように、第6実施形態の原子力発電装置60では、燃料14の外側に隣接して配置されたヒートパイプ61は、上昇流路61Aと下降流路61Bとが放熱部62に至る手前位置で切り替えられて、上昇流路61Aが下降流路61Bの下側に位置づけられる。これにより、ヒートパイプ61の上昇流路61Aを上昇し、放熱部62(放熱部13、52)に至って凝縮された作動流体Mは、燃料14の内側に隣接して配置されたヒートパイプ16、51の場合と同様に、下降流路61Bを通って原子炉11側へ流れ、上昇流路61Aを逆流して流れ落ちることがない。
Therefore, as shown in FIG. 9, in the nuclear power generation device 60 of the sixth embodiment, in the
以上のように構成されたことから、本第6実施形態によれば、第1実施形態の効果(1)及び(2)と同様な効果を奏するほか、次の効果(7)を奏する。 Since it is configured as described above, according to the sixth embodiment, in addition to the same effects as those of the first embodiment (1) and (2), the following effect (7) is obtained.
(7)原子炉11内で燃料14の外側に隣接して配置されたヒートパイプ61では、作動流体の上昇流Aを流す上昇流路61Aと作動流体の下降流Bを流す下降流路61Bとが、略水平に配置される放熱部62の手前位置で切り替えられて構成されている。従って、放熱部62で凝縮された作動流体Mが上昇流路61Aを逆流して流れ落ちることがないので、ヒートパイプ61の熱輸送効率の低下を防止でき、ひいては発電部12による発電効率を良好に確保できる。
(7) In the
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができ、また、それらの置き換えや変更は、発明の範囲や要旨に含まれると共に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。 Although some embodiments of the present invention have been described above, these embodiments are presented as examples and are not intended to limit the scope of the invention. These embodiments can be implemented in various other embodiments, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the gist of the invention, and their replacements and changes can be made. Is included in the scope and gist of the invention, as well as the invention described in the claims and the equivalent scope thereof.
10…原子力発電装置、11…原子炉、12…発電部、13…放熱部、14…燃料、15…減速材、16…ヒートパイプ、16A…上昇流路、16B…下降流路、19…分離板、20…原子力発電装置、21…原子炉、22…分割面、30…原子力発電装置、31…放熱部、32…分割面、40…原子力発電装置、41…ヒートパイプ、41B…下流側ヒートパイプ部分、42…放熱部、50…原子力発電装置、51…ヒートパイプ、51B…下流側ヒートパイプ部分、52…放熱部、53…上昇流路、54…下降流路、60…原子力発電装置、61…ヒートパイプ、61A…上昇流路、61B…下降流路、62…放熱部。 10 ... Nuclear power generation equipment, 11 ... Reactor, 12 ... Power generation unit, 13 ... Heat dissipation unit, 14 ... Fuel, 15 ... Deceleration material, 16 ... Heat pipe, 16A ... Upstream flow path, 16B ... Downstream flow path, 19 ... Separation Plate, 20 ... Nuclear power generation device, 21 ... Reactor, 22 ... Divided surface, 30 ... Nuclear power generation device, 31 ... Heat dissipation part, 32 ... Divided surface, 40 ... Nuclear power generation device, 41 ... Heat pipe, 41B ... Downstream heat Pipe part, 42 ... heat dissipation part, 50 ... nuclear power generation device, 51 ... heat pipe, 51B ... downstream side heat pipe part, 52 ... heat dissipation part, 53 ... ascending flow path, 54 ... descending flow path, 60 ... nuclear power generation device, 61 ... heat pipe, 61A ... ascending flow path, 61B ... descending flow path, 62 ... heat dissipation part.
Claims (8)
前記燃料の核***反応により発生した熱を輸送するヒートパイプが、環状に形成されて、前記燃料と前記減速材との間に配置されて構成されたことを特徴とする原子炉。 Fuel containing fissile material and moderators that slow down neutrons are formed in a ring and arranged alternately.
A nuclear reactor characterized in that a heat pipe for transporting heat generated by the fission reaction of the fuel is formed in an annular shape and is arranged between the fuel and the moderator.
前記原子炉外へ延びるヒートパイプの一部に設置され、前記原子炉にて発生した熱を電気に変換する発電部と、
前記ヒートパイプにおける前記発電部の下流側部分であって、外部へ熱を放熱する放熱部と、を有して構成されたことを特徴とする原子力発電装置。 The nuclear reactor according to any one of claims 1 to 3 and
A power generation unit that is installed in a part of the heat pipe that extends outside the reactor and converts the heat generated in the reactor into electricity.
A nuclear power generation device characterized by having a heat radiating portion that radiates heat to the outside, which is a downstream portion of the power generation portion in the heat pipe.
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Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20240170168A1 (en) * | 2022-11-19 | 2024-05-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Solid-state fluid thermal bonded heat pipe micro-reactor |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017181445A (en) | 2016-03-31 | 2017-10-05 | 株式会社東芝 | Portable type nuclear reactor and reactor core thereof |
US20180033501A1 (en) | 2016-08-01 | 2018-02-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear reactor and a method of heat transfer from a core |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS60191998U (en) * | 1984-05-29 | 1985-12-19 | 石川島播磨重工業株式会社 | Reactor |
JPH06258472A (en) * | 1993-03-02 | 1994-09-16 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor, reactor core and component thereof |
-
2018
- 2018-06-18 JP JP2018115469A patent/JP7039396B2/en active Active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017181445A (en) | 2016-03-31 | 2017-10-05 | 株式会社東芝 | Portable type nuclear reactor and reactor core thereof |
US20180033501A1 (en) | 2016-08-01 | 2018-02-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear reactor and a method of heat transfer from a core |
JP2018021763A (en) | 2016-08-01 | 2018-02-08 | 株式会社東芝 | Nuclear reactor and method for removing heat of nuclear reactor |
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