JPH0427517B2 - - Google Patents
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- JPH0427517B2 JPH0427517B2 JP58249098A JP24909883A JPH0427517B2 JP H0427517 B2 JPH0427517 B2 JP H0427517B2 JP 58249098 A JP58249098 A JP 58249098A JP 24909883 A JP24909883 A JP 24909883A JP H0427517 B2 JPH0427517 B2 JP H0427517B2
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Classifications
-
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は2次主冷却系である中間冷却系を一
式削除した液体金属冷却高速増殖炉の改良に関す
るものである。
式削除した液体金属冷却高速増殖炉の改良に関す
るものである。
周知のように、従来、1次冷却材として液体金
属ナトリウムを用いる高速増殖炉発電プラント
は、炉心で発生した熱を1次系ナトリウムにて輸
送し中間熱交換器を介しして2次系ナトリウムへ
伝え、更に、蒸気発生器を介して2次系ナトリウ
ムから水へ伝えることにより蒸気を発生させると
いう中間冷却系ループを有する構成であつた。
属ナトリウムを用いる高速増殖炉発電プラント
は、炉心で発生した熱を1次系ナトリウムにて輸
送し中間熱交換器を介しして2次系ナトリウムへ
伝え、更に、蒸気発生器を介して2次系ナトリウ
ムから水へ伝えることにより蒸気を発生させると
いう中間冷却系ループを有する構成であつた。
例えば、第1図は、原子炉構造ではループ型と
呼ばれる液体金属冷却高速増殖炉の冷却系統を示
す典型例であるが、原子炉容器1内の炉心2にお
いて発生した熱は、1次主循環ポンプ3によつて
1次主冷却系ループ4内を循環する1次冷却材ナ
トリウムにより熱輸送され、中間熱交換器5にお
いて非接触にて2次主冷却系ループ6内を循環す
る2次冷却材ナトリウムに伝えられ、更に、蒸気
発生器7において非接触にて蒸気系ループ8内を
循環する水に伝えられる。蒸気発生器7にて発生
した蒸気はタービン9に供給されてタービン9に
直結された発電機10を駆動することにより発電
を行なう。このほか、図示していないが、原子炉
構造ではタンク型と呼ばれる液体金属冷却高速増
殖炉でがあり、この型の原子炉の冷却系統は第1
図に示される1次主循環ポンプ3と中間熱交換器
5を原子炉容器1内に納めたもので、1次主冷却
系閉ループ4に代えて1次系ナトリウムを原子炉
容器1内において前記中間熱交換器に循環させる
ものである。
呼ばれる液体金属冷却高速増殖炉の冷却系統を示
す典型例であるが、原子炉容器1内の炉心2にお
いて発生した熱は、1次主循環ポンプ3によつて
1次主冷却系ループ4内を循環する1次冷却材ナ
トリウムにより熱輸送され、中間熱交換器5にお
いて非接触にて2次主冷却系ループ6内を循環す
る2次冷却材ナトリウムに伝えられ、更に、蒸気
発生器7において非接触にて蒸気系ループ8内を
循環する水に伝えられる。蒸気発生器7にて発生
した蒸気はタービン9に供給されてタービン9に
直結された発電機10を駆動することにより発電
を行なう。このほか、図示していないが、原子炉
構造ではタンク型と呼ばれる液体金属冷却高速増
殖炉でがあり、この型の原子炉の冷却系統は第1
図に示される1次主循環ポンプ3と中間熱交換器
5を原子炉容器1内に納めたもので、1次主冷却
系閉ループ4に代えて1次系ナトリウムを原子炉
容器1内において前記中間熱交換器に循環させる
ものである。
このように、従来の液体金属冷却高速増殖炉は
中間冷却系と呼ばれる2次主冷却系ループを備え
るものであるが、その理由は、1次系ナトリウム
は炉心2で発生する高速中性子により放射化され
ているため、加圧水型原子炉のように1次系冷却
材を直接蒸気発生器へ供給する構成とした場合、
蒸気系の熱媒体である水は蒸気発生器の伝熱管を
介して1次系ナトリウムと熱交換するシステムと
なり、万一伝熱管が破損した場合、1次系ナトリ
ウムと水とが激しく反応し水素ガスと苛性ソーダ
等を生成し、また、水素ガスは、その発生挙動に
よつては1次冷却バウンダリの塑性変形や破損の
危険を、及び、苛性ソーダは腐蝕性物質として炉
心に悪影響を及ぼす可能性があるからである。
中間冷却系と呼ばれる2次主冷却系ループを備え
るものであるが、その理由は、1次系ナトリウム
は炉心2で発生する高速中性子により放射化され
ているため、加圧水型原子炉のように1次系冷却
材を直接蒸気発生器へ供給する構成とした場合、
蒸気系の熱媒体である水は蒸気発生器の伝熱管を
介して1次系ナトリウムと熱交換するシステムと
なり、万一伝熱管が破損した場合、1次系ナトリ
ウムと水とが激しく反応し水素ガスと苛性ソーダ
等を生成し、また、水素ガスは、その発生挙動に
よつては1次冷却バウンダリの塑性変形や破損の
危険を、及び、苛性ソーダは腐蝕性物質として炉
心に悪影響を及ぼす可能性があるからである。
しかし、一方では中間冷却系に係わる設備費及
び、建設費など大幅な建設費の増加を余儀なくさ
れており、軽水炉の約3倍といわれている莫大な
建設費に対し、コスト低減の要求が強い。このた
め、前記した背景から建設費低減を目的とし、近
年、2次主冷却系を一式削除した新しいタイプの
液体金属冷却高速増殖炉が提案されるに至つてい
る。
び、建設費など大幅な建設費の増加を余儀なくさ
れており、軽水炉の約3倍といわれている莫大な
建設費に対し、コスト低減の要求が強い。このた
め、前記した背景から建設費低減を目的とし、近
年、2次主冷却系を一式削除した新しいタイプの
液体金属冷却高速増殖炉が提案されるに至つてい
る。
例えば、その一つである特開昭57−44885に開
示される原子炉は、第2図に示すように原子炉容
器1内を2つの区画、即ち、炉心2を包含する区
画とその周囲の区画の2つに分けると共に蒸気発
生器7を原子炉容器1の上方に配置し、原子炉容
器内に配置した1次主循環ポンプ3により前記周
囲の区画より1次冷却材を汲み上げて炉心2に送
給し、炉心2により加熱された1次冷却材は、サ
イホン効果により前記原子炉容器1の上方の蒸気
発生器7を経て再び前記周囲の区画に戻るもので
ある。もちろん、蒸気発生器7の2次側には図示
していないがタービンが接続されており、働きを
終えた蒸気は複水器(図示していない)により水
に戻された後矢印Aに示すように図示していない
冷却材ポンプにより蒸気発生器7に供給され、蒸
気発生器7の伝熱管11の部分で非接触により1
次冷却材(ナトリウム)と熱交換し再び蒸気とな
つて矢印Bの方向へ送られる。
示される原子炉は、第2図に示すように原子炉容
器1内を2つの区画、即ち、炉心2を包含する区
画とその周囲の区画の2つに分けると共に蒸気発
生器7を原子炉容器1の上方に配置し、原子炉容
器内に配置した1次主循環ポンプ3により前記周
囲の区画より1次冷却材を汲み上げて炉心2に送
給し、炉心2により加熱された1次冷却材は、サ
イホン効果により前記原子炉容器1の上方の蒸気
発生器7を経て再び前記周囲の区画に戻るもので
ある。もちろん、蒸気発生器7の2次側には図示
していないがタービンが接続されており、働きを
終えた蒸気は複水器(図示していない)により水
に戻された後矢印Aに示すように図示していない
冷却材ポンプにより蒸気発生器7に供給され、蒸
気発生器7の伝熱管11の部分で非接触により1
次冷却材(ナトリウム)と熱交換し再び蒸気とな
つて矢印Bの方向へ送られる。
他の例は、第3図に示すようなサテライトプー
ル構造体20を用いたものがある。このサテライ
トプール構造体を有する中間冷却系削除プラント
では、原子炉容器1内の炉心2で発生した熱エネ
ルギは、1次冷却材であるナトリウムにより原子
炉容器の上部プレナム24から1次系ホツトレグ
配管13を介してサテライトプール容器14内の
ホツトプール18に輸送される。
ル構造体20を用いたものがある。このサテライ
トプール構造体を有する中間冷却系削除プラント
では、原子炉容器1内の炉心2で発生した熱エネ
ルギは、1次冷却材であるナトリウムにより原子
炉容器の上部プレナム24から1次系ホツトレグ
配管13を介してサテライトプール容器14内の
ホツトプール18に輸送される。
サテライトプール構造体20は、サテライトプ
ール容器14と遮蔽プラによる密閉構造であり、
1次系ホツトレグ配管13と1次系コールドレグ
配管12により原子炉容器1と接続されている。
サテライトプール14内には、遮蔽プラグ16に
据付けられ支持された蒸気発生器7と1次主循環
ポンプ3が組み込まれており、蒸気発生器7によ
り1次系高温ナトリウムからの熱により蒸気を発
生させる。蒸気発生器7により熱交換された低温
ナトリウムは仕切板17の上方より溢れてサテラ
イトプール容器14内底部のコールドプール19
に集められ、この部分に挿入されている1次主循
環ポンプ3により汲み上げられて昇圧され、前記
ポンプに接続されている1次系コールドレグ配管
12を通つて原子炉容器1内の高圧プレナム15
に送られ炉心2を冷却する。
ール容器14と遮蔽プラによる密閉構造であり、
1次系ホツトレグ配管13と1次系コールドレグ
配管12により原子炉容器1と接続されている。
サテライトプール14内には、遮蔽プラグ16に
据付けられ支持された蒸気発生器7と1次主循環
ポンプ3が組み込まれており、蒸気発生器7によ
り1次系高温ナトリウムからの熱により蒸気を発
生させる。蒸気発生器7により熱交換された低温
ナトリウムは仕切板17の上方より溢れてサテラ
イトプール容器14内底部のコールドプール19
に集められ、この部分に挿入されている1次主循
環ポンプ3により汲み上げられて昇圧され、前記
ポンプに接続されている1次系コールドレグ配管
12を通つて原子炉容器1内の高圧プレナム15
に送られ炉心2を冷却する。
サテライトプール容器14内にはホツトプール
18とコールドプール19を区画形成するための
プール仕切板17が設置され、また、それぞれの
プールは自由液面を有するため、ナトリウムに対
して不活性のカバーガスが液面上の空間21に充
填される。このカバーガス空間21は、カバーガ
ス系均圧配管22により複数のサテライトプール
構造体20(図は、簡略化のため1基のみ示され
ているが実際は複数ある)及び原子炉容器1のそ
れぞれの本体内カバーガスと連通している。
18とコールドプール19を区画形成するための
プール仕切板17が設置され、また、それぞれの
プールは自由液面を有するため、ナトリウムに対
して不活性のカバーガスが液面上の空間21に充
填される。このカバーガス空間21は、カバーガ
ス系均圧配管22により複数のサテライトプール
構造体20(図は、簡略化のため1基のみ示され
ているが実際は複数ある)及び原子炉容器1のそ
れぞれの本体内カバーガスと連通している。
前述した中間冷却系削除型のプラントは、その
技術的思想においては加圧水型原子炉と何ら変る
ところがないので別段目新しくはない。しかし、
建設費低減とはいつても1次冷却材とナトリウム
を用いるからには万一の事故、即ち、蒸気発生器
伝熱管破断事故によるナトリウム−−水反応に対
し、安全対策が施されねばならない。このような
観点からは、ナトリウム−−水反応が起つた場
合、諸に原子炉容器1に影響を及ぼすと考えられ
る前者のタイプに較べ、サテライトプール構造体
を有する後者のタイプは、サテライトプール容器
のカバーガス空間がナトリウム−−水反応による
圧力波に対し緩衝効果を持つと同時に、サテライ
トプール容器が反応生成物の収納容器として機能
するので安全対策上好ましいと考えられる。
技術的思想においては加圧水型原子炉と何ら変る
ところがないので別段目新しくはない。しかし、
建設費低減とはいつても1次冷却材とナトリウム
を用いるからには万一の事故、即ち、蒸気発生器
伝熱管破断事故によるナトリウム−−水反応に対
し、安全対策が施されねばならない。このような
観点からは、ナトリウム−−水反応が起つた場
合、諸に原子炉容器1に影響を及ぼすと考えられ
る前者のタイプに較べ、サテライトプール構造体
を有する後者のタイプは、サテライトプール容器
のカバーガス空間がナトリウム−−水反応による
圧力波に対し緩衝効果を持つと同時に、サテライ
トプール容器が反応生成物の収納容器として機能
するので安全対策上好ましいと考えられる。
しかしながら、サテライトプール構造体を介在
させた場合でも、ナトリウム−−水反応事故時に
おいて1次主冷却系配管は健全である故、原子炉
容器に連がつており、従つて、1次主循環ポンプ
完全停止までのポンプコーストダウン中、或は、
ナトリウム−−水反応事故後のプラント停止期間
中の拡散等により、反応生成物が原子炉容器内に
流入し炉心の健全性が損われる危険性を多分に含
んでいる。
させた場合でも、ナトリウム−−水反応事故時に
おいて1次主冷却系配管は健全である故、原子炉
容器に連がつており、従つて、1次主循環ポンプ
完全停止までのポンプコーストダウン中、或は、
ナトリウム−−水反応事故後のプラント停止期間
中の拡散等により、反応生成物が原子炉容器内に
流入し炉心の健全性が損われる危険性を多分に含
んでいる。
この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたも
のであつて、原子力発電プラントの建設費を大幅
に低減でき、しかも、蒸気発生器伝熱破断といつ
たナトリウム−−水反応事故を想定しても炉心の
健全性が損われることのない液体金属冷却高速増
殖炉の冷却系を提供することを目的とするもので
ある。
のであつて、原子力発電プラントの建設費を大幅
に低減でき、しかも、蒸気発生器伝熱破断といつ
たナトリウム−−水反応事故を想定しても炉心の
健全性が損われることのない液体金属冷却高速増
殖炉の冷却系を提供することを目的とするもので
ある。
この目的に対応して、この発明の液体金属冷却
高速増殖炉の冷却系は、少なくとも原子炉容器
と、サテライトプール内に1次主循環ポンプ及び
蒸気発生器を備えた複数基のサテライトプール構
造体と、前記各々のサテライトプール容器内のホ
ツトプールと前記原子炉容器の上部プレナムとを
接続する1次系ホツトレグ配管と、前記各々の1
次主循環ポンプの吐き出し側と前記原子炉容器の
高圧プレナムとを接続する1次系コールドレグ配
管と、前記各々のサテライトプール容器のカバー
ガス空間と前記原子炉容器のカバーガス空間とを
接続するカバーガス系均圧配管とにより構成され
た液体金属冷却高速増殖炉の冷却系においてサテ
ライトプール容器内のコールドプール液面上の前
記1次系コールドレグ配管にラプチヤーデイスク
を設置したことを特徴としている。
高速増殖炉の冷却系は、少なくとも原子炉容器
と、サテライトプール内に1次主循環ポンプ及び
蒸気発生器を備えた複数基のサテライトプール構
造体と、前記各々のサテライトプール容器内のホ
ツトプールと前記原子炉容器の上部プレナムとを
接続する1次系ホツトレグ配管と、前記各々の1
次主循環ポンプの吐き出し側と前記原子炉容器の
高圧プレナムとを接続する1次系コールドレグ配
管と、前記各々のサテライトプール容器のカバー
ガス空間と前記原子炉容器のカバーガス空間とを
接続するカバーガス系均圧配管とにより構成され
た液体金属冷却高速増殖炉の冷却系においてサテ
ライトプール容器内のコールドプール液面上の前
記1次系コールドレグ配管にラプチヤーデイスク
を設置したことを特徴としている。
以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面に
ついて説明する。
ついて説明する。
第4図は本発明の液体金属冷却高速増殖炉の冷
却系を示す図で、図において符号25はラプチヤ
ーデイスクである。ラプチヤーデイスク25はサ
テライトプール容器14内のコールドプール19
の液面上の1次系コールドレグ配管12に設置さ
れている。尚、他の構成は第3図に示されるサテ
ライトプール構造体を有する中間冷却系削除プラ
ントと同一構成であるので同一符号を用いること
で説明を省略する。
却系を示す図で、図において符号25はラプチヤ
ーデイスクである。ラプチヤーデイスク25はサ
テライトプール容器14内のコールドプール19
の液面上の1次系コールドレグ配管12に設置さ
れている。尚、他の構成は第3図に示されるサテ
ライトプール構造体を有する中間冷却系削除プラ
ントと同一構成であるので同一符号を用いること
で説明を省略する。
次に、作用について説明する。万一、蒸気発生
器7内の伝熱管11が破損するとナトリウムと水
が激しく反応し、この時、大きな圧力波が反応点
よりプラント全体に伝播する。圧力波がラプチヤ
ーデイスク25に到達すると、この圧力によりラ
プチヤーデイスク25は破裂し、コールドレグ配
管12内のナトリウムは、高圧プレナム15に向
かう流路より圧力損失がはるかに小さいラプチヤ
ーデイスク破裂口に多量に流れ、ここからコール
ドプール19に流下する。
器7内の伝熱管11が破損するとナトリウムと水
が激しく反応し、この時、大きな圧力波が反応点
よりプラント全体に伝播する。圧力波がラプチヤ
ーデイスク25に到達すると、この圧力によりラ
プチヤーデイスク25は破裂し、コールドレグ配
管12内のナトリウムは、高圧プレナム15に向
かう流路より圧力損失がはるかに小さいラプチヤ
ーデイスク破裂口に多量に流れ、ここからコール
ドプール19に流下する。
また、サテライトプール容器14外にあるコー
ルドレグ配管12には逆止弁23が設けられてい
るので、原子炉容器1よりコールドレグ配管12
をナトリウムが逆流することはない。一方、炉心
2の崩壊熱は健全ループによつて除去可能であり
心配はない。
ルドレグ配管12には逆止弁23が設けられてい
るので、原子炉容器1よりコールドレグ配管12
をナトリウムが逆流することはない。一方、炉心
2の崩壊熱は健全ループによつて除去可能であり
心配はない。
ナトリウム−−水反応事故が起つた場合、事故
信号(例えば、系内の水素ガス検知信号)により
1次主循環ポンプ3はトリツプされ、ポンプはコ
ートダウンを経て停止に至る。この間、ラプチヤ
ーデイスク破裂口からは、尚も、ナトリウムは吐
出されているが、ある時点で、前記破裂口よりカ
バーガスが流入する。これは、1次系コールドレ
グ配管12がコールドプール19の液面よりかな
り上部にあるためポンプの昇圧力の低下に伴い1
次系コールドレグ配管内の圧力がカバーガス圧よ
り小さくなつたために生じる作用に起因するもの
で、これにより、サテライトプール容器14から
原子炉容器1への流路は自動的に分断される。
信号(例えば、系内の水素ガス検知信号)により
1次主循環ポンプ3はトリツプされ、ポンプはコ
ートダウンを経て停止に至る。この間、ラプチヤ
ーデイスク破裂口からは、尚も、ナトリウムは吐
出されているが、ある時点で、前記破裂口よりカ
バーガスが流入する。これは、1次系コールドレ
グ配管12がコールドプール19の液面よりかな
り上部にあるためポンプの昇圧力の低下に伴い1
次系コールドレグ配管内の圧力がカバーガス圧よ
り小さくなつたために生じる作用に起因するもの
で、これにより、サテライトプール容器14から
原子炉容器1への流路は自動的に分断される。
以上の説明から明らかなように、本発明によれ
ば、サテライトプール容器内の1次系コールドレ
グ配管にラプチヤーデイスクを設置するといつた
極めて簡便な手段により、ナトリウム−−水反応
事故時、前記ラプチヤーデイスクの破裂によるコ
ールドプール→1次主循環ポンプ→ラプチヤーデ
イスク破裂口→コールドプールという循環流路の
形成及び原子炉容器への流路分断を図ることがで
きる。従つて、中間冷却系の削除によるプラント
建設費の大幅な低減を達成でき、しかも、蒸気発
生器伝熱管破断といつたナトリウム−−水反応事
故及び1次主循環ポンプのコーストダウンがあつ
ても炉心への反応生成物(例えば、苛性ソーダ等
の腐蝕性物質)の移行を防ぐことができ、炉心の
健全性を保ちうる液体金属冷却高速増殖炉の冷却
系を得ることができる。
ば、サテライトプール容器内の1次系コールドレ
グ配管にラプチヤーデイスクを設置するといつた
極めて簡便な手段により、ナトリウム−−水反応
事故時、前記ラプチヤーデイスクの破裂によるコ
ールドプール→1次主循環ポンプ→ラプチヤーデ
イスク破裂口→コールドプールという循環流路の
形成及び原子炉容器への流路分断を図ることがで
きる。従つて、中間冷却系の削除によるプラント
建設費の大幅な低減を達成でき、しかも、蒸気発
生器伝熱管破断といつたナトリウム−−水反応事
故及び1次主循環ポンプのコーストダウンがあつ
ても炉心への反応生成物(例えば、苛性ソーダ等
の腐蝕性物質)の移行を防ぐことができ、炉心の
健全性を保ちうる液体金属冷却高速増殖炉の冷却
系を得ることができる。
第1図は2次主冷却系を備えたループ型液体金
属冷却高速増殖炉の冷却系統を示す図、第2図、
第3図は中間冷却系統を削除した従来の液体金属
冷却高速増殖炉の冷却系統を示す図、及び第4図
は本発明のに係わる液体金属冷却高速増殖炉の冷
却系統を示す図である。 1……原子炉容器、2……炉心、3……1次主
循環ポンプ、7……蒸気発生器、11……伝熱
管、12……1次系コールドレグ配管、13……
1次系ホツトレグ配管、14……サテライトプー
ル容器、15……高圧プレナム、17……プール
仕切板、18……ホツトプール、19……コール
ドプール、20……サテライトプール構造体、2
2……カバーガス系均圧配管、25……ラプチヤ
ーデイスク。
属冷却高速増殖炉の冷却系統を示す図、第2図、
第3図は中間冷却系統を削除した従来の液体金属
冷却高速増殖炉の冷却系統を示す図、及び第4図
は本発明のに係わる液体金属冷却高速増殖炉の冷
却系統を示す図である。 1……原子炉容器、2……炉心、3……1次主
循環ポンプ、7……蒸気発生器、11……伝熱
管、12……1次系コールドレグ配管、13……
1次系ホツトレグ配管、14……サテライトプー
ル容器、15……高圧プレナム、17……プール
仕切板、18……ホツトプール、19……コール
ドプール、20……サテライトプール構造体、2
2……カバーガス系均圧配管、25……ラプチヤ
ーデイスク。
Claims (1)
- 1 少なくとも原子炉容器と、サテライトプール
内に1次主循環ポンプ及び蒸気発生器を備えた複
数基のサテライトプール構造体と、前記各々のサ
テライトプール容器内のホツトプールと前記原子
炉容器の上部プレナムとを接続する1次系ホツト
レグ配管と、前記各々の1次主循環ポンプの吐き
出し側と前記原子炉容器の高圧プレナムとを接続
する1次系コールドレグ配管と、前記各々のサテ
ライトプール容器のカバーガス空間と前記原子炉
容器のカバーガス空間とを接続するカバーガス系
均圧配管とにより構成された液体金属冷却高速増
殖炉の冷却系においてサテライトプール容器内の
コールドプール液面上の前記1次系コールドレグ
配管にラプチヤーデイスクを設置したことを特徴
とする液体金属冷却高速増殖炉の冷却系。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP58249098A JPS60140189A (ja) | 1983-12-27 | 1983-12-27 | 液体金属冷却高速増殖炉の冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP58249098A JPS60140189A (ja) | 1983-12-27 | 1983-12-27 | 液体金属冷却高速増殖炉の冷却系 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60140189A JPS60140189A (ja) | 1985-07-25 |
JPH0427517B2 true JPH0427517B2 (ja) | 1992-05-12 |
Family
ID=17187936
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP58249098A Granted JPS60140189A (ja) | 1983-12-27 | 1983-12-27 | 液体金属冷却高速増殖炉の冷却系 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60140189A (ja) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2545098C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-03-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем |
RU2608826C2 (ru) | 2015-06-01 | 2017-01-25 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Устройство для пассивной защиты ядерного реактора |
CN108520784A (zh) * | 2018-04-28 | 2018-09-11 | 岭东核电有限公司 | 一种核反应堆 |
-
1983
- 1983-12-27 JP JP58249098A patent/JPS60140189A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS60140189A (ja) | 1985-07-25 |
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