JPH05264774A - 非常時原子炉冷却装置 - Google Patents
非常時原子炉冷却装置Info
- Publication number
- JPH05264774A JPH05264774A JP4059865A JP5986592A JPH05264774A JP H05264774 A JPH05264774 A JP H05264774A JP 4059865 A JP4059865 A JP 4059865A JP 5986592 A JP5986592 A JP 5986592A JP H05264774 A JPH05264774 A JP H05264774A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- emergency
- reactor
- cooling water
- cooling
- water
- Prior art date
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- Pending
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Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F02—COMBUSTION ENGINES; HOT-GAS OR COMBUSTION-PRODUCT ENGINE PLANTS
- F02B—INTERNAL-COMBUSTION PISTON ENGINES; COMBUSTION ENGINES IN GENERAL
- F02B3/00—Engines characterised by air compression and subsequent fuel addition
- F02B3/06—Engines characterised by air compression and subsequent fuel addition with compression ignition
-
- 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】
【目的】 本発明の目的は、非常用炉心冷却系が使用不
能となる全交流喪失時においても、原子炉圧力容器内に
冷却水を注水することができ、安全性を格段に高めるこ
とができる非常時原子炉冷却装置を提供することにあ
る。 【構成】 本発明に係る非常時原子炉冷却装置は、原子
炉非常時冷却用の冷却水量を有する貯留水タンク１と、
原子炉圧力容器19内に配設された給水スパージャ18に一
端を接続した非常用炉心冷却水配管10と、前記貯留水タ
ンク１と消化設備26とを接続する消火設備配管２と、こ
の消火設備配管２に介挿されるポンプ３と、このポンプ
３を駆動するディーゼル駆動機４及び蓄電池５と、前記
非常用炉心冷却水配管10と前記消火設備配管２とを連結
する系統接続配管６とから構成されている。
能となる全交流喪失時においても、原子炉圧力容器内に
冷却水を注水することができ、安全性を格段に高めるこ
とができる非常時原子炉冷却装置を提供することにあ
る。 【構成】 本発明に係る非常時原子炉冷却装置は、原子
炉非常時冷却用の冷却水量を有する貯留水タンク１と、
原子炉圧力容器19内に配設された給水スパージャ18に一
端を接続した非常用炉心冷却水配管10と、前記貯留水タ
ンク１と消化設備26とを接続する消火設備配管２と、こ
の消火設備配管２に介挿されるポンプ３と、このポンプ
３を駆動するディーゼル駆動機４及び蓄電池５と、前記
非常用炉心冷却水配管10と前記消火設備配管２とを連結
する系統接続配管６とから構成されている。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の設計事象を超
える苛酷事故時に、非常用炉心冷却系の機能が喪失した
場合に於いても、原子炉圧力容器内へ冷却水を注水する
ことができる非常用原子炉冷却装置に関する。
える苛酷事故時に、非常用炉心冷却系の機能が喪失した
場合に於いても、原子炉圧力容器内へ冷却水を注水する
ことができる非常用原子炉冷却装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントでは、原子炉施設の
故障又は破損に起因して燃料の溶融又は放射性物質の拡
散の抑制あるいは防止の為に、原子炉格納施設及び非常
用炉心冷却系から成る工学的安全施設が設けられてい
る。図３に非常用炉心冷却系の構成を示す。
故障又は破損に起因して燃料の溶融又は放射性物質の拡
散の抑制あるいは防止の為に、原子炉格納施設及び非常
用炉心冷却系から成る工学的安全施設が設けられてい
る。図３に非常用炉心冷却系の構成を示す。
【０００３】その内、非常用炉心冷却系は、万一原子炉
圧力バウンダリの系統配管に、どの様な規模の破断また
は漏洩が生じた場合でも、炉心を十分に冷却し、燃料被
覆管の最高温度を許容値の1200℃以下に制限するよう
に、原子炉炉心から残留熱を除去する為に設けられてい
る。この非常用炉心冷却系は、高圧炉心スプレイ系33、
低圧炉心スプレイ系31、低圧注入系32および自動減圧系
37から機成されている。またこれらの系統は、安全設計
の指針より、動的機器の故障又は通常の所内電源がなく
とも起動又は運転ができるように多重性を持たせ、更に
ミサイル、ジェット力、パイプホイップ等による物理的
影響にも耐える様に物理的分離44を図っている。
圧力バウンダリの系統配管に、どの様な規模の破断また
は漏洩が生じた場合でも、炉心を十分に冷却し、燃料被
覆管の最高温度を許容値の1200℃以下に制限するよう
に、原子炉炉心から残留熱を除去する為に設けられてい
る。この非常用炉心冷却系は、高圧炉心スプレイ系33、
低圧炉心スプレイ系31、低圧注入系32および自動減圧系
37から機成されている。またこれらの系統は、安全設計
の指針より、動的機器の故障又は通常の所内電源がなく
とも起動又は運転ができるように多重性を持たせ、更に
ミサイル、ジェット力、パイプホイップ等による物理的
影響にも耐える様に物理的分離44を図っている。
【０００４】このためプラントの電源は、所内電源の他
に、非常用電源として、非常用ディーゼル発電機34，3
5，36が３台設置されている。低圧炉心スプレイ系31，
低圧注入系32は独立した２系統の電源母線及び非常用デ
ィーゼル発電機34，35に接続される。即ち低圧注水系32
に配置されたポンプ２台が１台のディーゼル発電機35
に、残りの低圧注水系32に配置されたポンプ１台と低圧
炉心スプレイ系31に配置されたポンプ１台がもう１台の
ディーゼル発電機34に、高圧炉心スプレイ系33に配置さ
れたポンプは、残りのディーゼル発電機36に接続され
る。また自動減圧系37は、蓄電池38の直流電源に接続さ
れている。
に、非常用電源として、非常用ディーゼル発電機34，3
5，36が３台設置されている。低圧炉心スプレイ系31，
低圧注入系32は独立した２系統の電源母線及び非常用デ
ィーゼル発電機34，35に接続される。即ち低圧注水系32
に配置されたポンプ２台が１台のディーゼル発電機35
に、残りの低圧注水系32に配置されたポンプ１台と低圧
炉心スプレイ系31に配置されたポンプ１台がもう１台の
ディーゼル発電機34に、高圧炉心スプレイ系33に配置さ
れたポンプは、残りのディーゼル発電機36に接続され
る。また自動減圧系37は、蓄電池38の直流電源に接続さ
れている。
【０００５】尚、工学的安全施設ではないが、事故時原
子炉水位を維持するために、原子炉蒸気抽気配管42を介
して原子炉蒸気の一部を用いてタービン41にて駆動され
るポンプを備え、所内電源喪失時、更に非常用交流電源
喪失時においても、長時間運転可能な様に原子炉隔離時
冷却系40が備えられている。
子炉水位を維持するために、原子炉蒸気抽気配管42を介
して原子炉蒸気の一部を用いてタービン41にて駆動され
るポンプを備え、所内電源喪失時、更に非常用交流電源
喪失時においても、長時間運転可能な様に原子炉隔離時
冷却系40が備えられている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】前記の様に、非常用炉
心冷却系は、安全設計の考え方により多重性を有してお
り、各系統は、作動試験、機能試験を定期的に実施し、
系統に要求される機能を充分発揮できることを確認して
いる。
心冷却系は、安全設計の考え方により多重性を有してお
り、各系統は、作動試験、機能試験を定期的に実施し、
系統に要求される機能を充分発揮できることを確認して
いる。
【０００７】しかしながら設計基準事象を超える事故に
際して全交流電源が喪失する可能性がある。これを全交
流電源喪失事故と称する。この全交流電源喪失事故は、
何らかの事故により、プラント内の交流電源が喪失し、
且つプラント内非常用ディーゼル発電機全台が起動失敗
し、全交流電源が喪失することをいう。この場合には、
電動機駆動に依存する非常用炉心冷却系は機能を喪失す
る。
際して全交流電源が喪失する可能性がある。これを全交
流電源喪失事故と称する。この全交流電源喪失事故は、
何らかの事故により、プラント内の交流電源が喪失し、
且つプラント内非常用ディーゼル発電機全台が起動失敗
し、全交流電源が喪失することをいう。この場合には、
電動機駆動に依存する非常用炉心冷却系は機能を喪失す
る。
【０００８】但し、特定期間内であれば、プラントの交
流電源に依存せず作動可能な原子炉隔離時冷却系40があ
り炉心冷却は維持できる。しかしながら交流電源が復活
されない場合は、直流電源の枯渇により、原子炉隔離時
冷却系40は機能を喪失し、炉心冷却が不可能となり、炉
心損傷に到る可能性があるという課題がある。
流電源に依存せず作動可能な原子炉隔離時冷却系40があ
り炉心冷却は維持できる。しかしながら交流電源が復活
されない場合は、直流電源の枯渇により、原子炉隔離時
冷却系40は機能を喪失し、炉心冷却が不可能となり、炉
心損傷に到る可能性があるという課題がある。
【０００９】本発明は上記の点を考慮してなされたもの
で、非常用炉心冷却系が使用不可となる全交流電源喪失
時においても、原子炉圧力容器内に冷却水を注入するこ
とができる非常時原子炉冷却装置を提供することを目的
としている。
で、非常用炉心冷却系が使用不可となる全交流電源喪失
時においても、原子炉圧力容器内に冷却水を注入するこ
とができる非常時原子炉冷却装置を提供することを目的
としている。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明においては、原子炉非常時冷却用の冷却水量
を有し、かつ消火時に必要な冷却水量を貯蔵した貯留水
タンクと、原子炉内に配設された給水スパージャに一端
を接続した非常用炉心冷却水配管と、前記貯留水タンク
と消火設備とを接続する消火設備配管と、この消火設備
配管に介挿され前記貯留水タンクからの冷却水を加圧す
るポンプと、このポンプを駆動するディーゼル駆動機
と、このディーゼル駆動機を起動する蓄電池と、前記消
火設備配管と前記非常用炉心冷却水配管とを接続し原子
炉非常時に非常用炉心冷却水配管に貯留水タンクからの
冷却水を導く系統接続配管とから成ることを特徴とする
非常時原子炉冷却装置を提供する。
に、本発明においては、原子炉非常時冷却用の冷却水量
を有し、かつ消火時に必要な冷却水量を貯蔵した貯留水
タンクと、原子炉内に配設された給水スパージャに一端
を接続した非常用炉心冷却水配管と、前記貯留水タンク
と消火設備とを接続する消火設備配管と、この消火設備
配管に介挿され前記貯留水タンクからの冷却水を加圧す
るポンプと、このポンプを駆動するディーゼル駆動機
と、このディーゼル駆動機を起動する蓄電池と、前記消
火設備配管と前記非常用炉心冷却水配管とを接続し原子
炉非常時に非常用炉心冷却水配管に貯留水タンクからの
冷却水を導く系統接続配管とから成ることを特徴とする
非常時原子炉冷却装置を提供する。
【００１１】
【作用】このように構成することにより、貯留水タンク
に、原子炉非常時冷却用の冷却水量かつ消火時に必要な
冷却水量が貯蔵される。この貯留水タンクと消火設備と
を接続している消化設備配管と、原子炉内の給水スパー
ジャに接続される非常用炉心冷却水配管とが、系統接続
配管にて連通されている。前記消火設備配管に介挿され
たポンプをディーゼル発電機にて駆動することにより貯
留水タンクからの冷却水を非常用炉心冷却水配管に導入
することができる。
に、原子炉非常時冷却用の冷却水量かつ消火時に必要な
冷却水量が貯蔵される。この貯留水タンクと消火設備と
を接続している消化設備配管と、原子炉内の給水スパー
ジャに接続される非常用炉心冷却水配管とが、系統接続
配管にて連通されている。前記消火設備配管に介挿され
たポンプをディーゼル発電機にて駆動することにより貯
留水タンクからの冷却水を非常用炉心冷却水配管に導入
することができる。
【００１２】このため全交流電源が喪失し、非常用炉心
冷却系が使用不能な場合においても、専用の蓄電池から
ディーゼル駆動機を起動し、ディーゼル駆動ポンプによ
り冷却水を貯留水タンクから原子炉圧力容器及び原子炉
格納容器に冷却水を注水することができる。
冷却系が使用不能な場合においても、専用の蓄電池から
ディーゼル駆動機を起動し、ディーゼル駆動ポンプによ
り冷却水を貯留水タンクから原子炉圧力容器及び原子炉
格納容器に冷却水を注水することができる。
【００１３】
【実施例】以下、図面を参照して本発明の一実施例につ
いて説明する。図１は本発明による非常時原子炉冷却装
置の一実施例を示す系統図である。
いて説明する。図１は本発明による非常時原子炉冷却装
置の一実施例を示す系統図である。
【００１４】原子炉非常時冷却用の冷却水量を有しかつ
消火時に必要な冷却水量を貯蔵した貯蔵水タンク１が水
源として設置されている。一方原子炉圧力容器19には、
給水スパージャ18が内蔵され、原子炉格納容器15には、
スプレイヘッダ17が内蔵されている。このスプレイヘッ
ダ17と前記給水スパージャ18には非常用炉心冷却水配管
10が接続されている。前記貯留水タンク１から消火設備
26へは、消火設備配管２にて連結されている。この消火
設備配管２と前記非常用炉心冷却水配管10とを接続し、
原子炉非常時に非常用炉心冷却水配管10に貯留水タンク
１からの冷却水を導く系統接続配管６が接続されてい
る。
消火時に必要な冷却水量を貯蔵した貯蔵水タンク１が水
源として設置されている。一方原子炉圧力容器19には、
給水スパージャ18が内蔵され、原子炉格納容器15には、
スプレイヘッダ17が内蔵されている。このスプレイヘッ
ダ17と前記給水スパージャ18には非常用炉心冷却水配管
10が接続されている。前記貯留水タンク１から消火設備
26へは、消火設備配管２にて連結されている。この消火
設備配管２と前記非常用炉心冷却水配管10とを接続し、
原子炉非常時に非常用炉心冷却水配管10に貯留水タンク
１からの冷却水を導く系統接続配管６が接続されてい
る。
【００１５】前記消火設備配管２には、ポンプ３が介挿
され、前記貯留水タンク１からの冷却水が加圧される。
このポンプ３を駆動するため、ディーゼル駆動機４が設
置され、このディーゼル駆動機４を起動するための蓄電
池５が備えられている。この蓄電池５は通常時には所内
電源にて充電される。
され、前記貯留水タンク１からの冷却水が加圧される。
このポンプ３を駆動するため、ディーゼル駆動機４が設
置され、このディーゼル駆動機４を起動するための蓄電
池５が備えられている。この蓄電池５は通常時には所内
電源にて充電される。
【００１６】前記消火設備配管２には、ポンプ３をバイ
パスするバイパス配管９が連通されている。このバイパ
ス配管９には、ポンプ３起動時、逆流防止のために、逆
止弁８、仕切弁７が配置されている。
パスするバイパス配管９が連通されている。このバイパ
ス配管９には、ポンプ３起動時、逆流防止のために、逆
止弁８、仕切弁７が配置されている。
【００１７】前記系統接続配管６には、隔離弁14，14が
介挿され、一方は原子炉圧力容器１９の給水スパージャ
１８に接続され、他方は原子炉格納容器15のスプレイヘ
ッダ17に接続されている。更にこの非常用冷却水配管10
は、原子炉圧力容器19の基礎である図示しないペデスタ
ル内を冷却するためにも使用される。
介挿され、一方は原子炉圧力容器１９の給水スパージャ
１８に接続され、他方は原子炉格納容器15のスプレイヘ
ッダ17に接続されている。更にこの非常用冷却水配管10
は、原子炉圧力容器19の基礎である図示しないペデスタ
ル内を冷却するためにも使用される。
【００１８】前記原子炉圧力容器19の給水スパージャ18
には注水配管13が接続され、原子炉格納容器15のスプレ
イヘッダ17には注水配管12が接続されている。この注水
配管12，13には隔離機能を有する隔離弁11，16が介挿さ
れている。この給水スパージャ18には、原子炉圧力を速
かに低下させる自動減圧装置20が設置されている。次に
このような構成からなる本実施例の作用について説明す
る。通常運転時においては、各隔離弁11，14，16が全閉
とされている。ディーゼル駆動機４は停止している。
には注水配管13が接続され、原子炉格納容器15のスプレ
イヘッダ17には注水配管12が接続されている。この注水
配管12，13には隔離機能を有する隔離弁11，16が介挿さ
れている。この給水スパージャ18には、原子炉圧力を速
かに低下させる自動減圧装置20が設置されている。次に
このような構成からなる本実施例の作用について説明す
る。通常運転時においては、各隔離弁11，14，16が全閉
とされている。ディーゼル駆動機４は停止している。
【００１９】全交流電源が喪失し、非常用炉心冷却系が
使用不能となったと仮定する。この場合隔離弁14を手動
により全開すると共に、ディーゼル駆動機３を蓄電池５
により起動させ、ポンプ３を運転する。このポンプ３に
より貯留水タンク１の冷却水を消化設備配管２、系統接
続配管６、非常用炉心冷却配管10を介して原子炉格納容
器15、原子炉圧力容器19内に注水する。
使用不能となったと仮定する。この場合隔離弁14を手動
により全開すると共に、ディーゼル駆動機３を蓄電池５
により起動させ、ポンプ３を運転する。このポンプ３に
より貯留水タンク１の冷却水を消化設備配管２、系統接
続配管６、非常用炉心冷却配管10を介して原子炉格納容
器15、原子炉圧力容器19内に注水する。
【００２０】また蓄電池５が何らかの故障でディーゼル
駆動機４が起動できない場合は、自動減圧装置20を手動
にて開放し、原子炉圧力を速かに減圧させ、貯留水タン
ク１の静水圧を利用し、バスパス配管９を介して原子炉
圧力容器19に注水も可能となる。
駆動機４が起動できない場合は、自動減圧装置20を手動
にて開放し、原子炉圧力を速かに減圧させ、貯留水タン
ク１の静水圧を利用し、バスパス配管９を介して原子炉
圧力容器19に注水も可能となる。
【００２１】このように本実施例によれば、全交流電源
が喪失し、非常用炉心冷却系が使用不能な場合において
も、原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内へ冷却水を供
給することができる。次に本発明の第２実施例を図２を
参照して説明する。なお図２において、図１と同一部分
については同一符号を付し、その部分の構成の説明は省
略する。
が喪失し、非常用炉心冷却系が使用不能な場合において
も、原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内へ冷却水を供
給することができる。次に本発明の第２実施例を図２を
参照して説明する。なお図２において、図１と同一部分
については同一符号を付し、その部分の構成の説明は省
略する。
【００２２】この第２の実施例においては、第１の実施
例で使用した貯留水タンク１と原子炉建屋23内に設けた
非常用タンク25が併設された構成と成っている。この非
常用タンク25の出口配管27は、バイパス配管９の逆止弁
８の下流側に接続されている。この出口配管27にも逆止
弁28が介挿されている。前記非常用タンク25には、原子
炉建屋23より冷却水を補給が可能なようにホース接続口
21、止弁22を介して入口配管24が接続されている。
例で使用した貯留水タンク１と原子炉建屋23内に設けた
非常用タンク25が併設された構成と成っている。この非
常用タンク25の出口配管27は、バイパス配管９の逆止弁
８の下流側に接続されている。この出口配管27にも逆止
弁28が介挿されている。前記非常用タンク25には、原子
炉建屋23より冷却水を補給が可能なようにホース接続口
21、止弁22を介して入口配管24が接続されている。
【００２３】この第２の実施例によれば、非常用タンク
25は、貯留水タンク１より耐震設計において上位に分類
されている。このため全交流電源が規定の地震により喪
失したとしても、非常用タンク25は健在であり利用が可
能である。また原子炉建屋23外のホース接続口21を用い
ることにより、非常用タンク25の冷却水量を必要最少限
におさえることもできる。
25は、貯留水タンク１より耐震設計において上位に分類
されている。このため全交流電源が規定の地震により喪
失したとしても、非常用タンク25は健在であり利用が可
能である。また原子炉建屋23外のホース接続口21を用い
ることにより、非常用タンク25の冷却水量を必要最少限
におさえることもできる。
【００２４】
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る非常
時原子炉冷却装置によれば、非常用炉心冷却系が使用不
能となる全交流電源喪失時においても、原子炉圧力容器
内に冷却水を注入することができ、安全性を格段に高め
ることができる。
時原子炉冷却装置によれば、非常用炉心冷却系が使用不
能となる全交流電源喪失時においても、原子炉圧力容器
内に冷却水を注入することができ、安全性を格段に高め
ることができる。
【図１】本発明の第１の実施例である非常時原子炉冷却
装置の構成を示す系統図。
装置の構成を示す系統図。
【図２】本発明の第２の実施例である非常時原子炉冷却
装置の構成を示す系統図。
装置の構成を示す系統図。
【図３】従来の非常用炉心冷却系の構成を示す系統図。
１…貯留水タンク ２…消火設備配管 ３…ポンプ ４…ディーゼル駆動機 ５…蓄電池 ６…系統接続配管 10…非常用炉心冷却水配管 18…給水スパージャ 19…原子炉圧力容器 26…消火設備 25…非常用タンク
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉非常時冷却用の冷却水量を有しか
つ消火時に必要な冷却水量を貯蔵した貯留水タンクと、
原子炉内に配設された給水スパージャに一端を接続した
非常用炉心冷却水配管と、前記貯留水タンクと消火設備
とを接続する消火設備配管と、この消火設備配管に介挿
され前記貯留水タンクからの冷却水を加圧するポンプ
と、このポンプを駆動するディーゼル駆動機と、このデ
ィーゼル駆動機を起動する蓄電池と、前記消火設備配管
と前記非常用炉心冷却水配管とを接続し原子炉非常時に
非常用炉心冷却水配管に貯留水タンクからの冷却水を導
く系統接続配管とから成ることを特徴とする非常時原子
炉冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4059865A JPH05264774A (ja) | 1992-03-17 | 1992-03-17 | 非常時原子炉冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4059865A JPH05264774A (ja) | 1992-03-17 | 1992-03-17 | 非常時原子炉冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05264774A true JPH05264774A (ja) | 1993-10-12 |
Family
ID=13125499
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4059865A Pending JPH05264774A (ja) | 1992-03-17 | 1992-03-17 | 非常時原子炉冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05264774A (ja) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006283996A (ja) * | 2005-03-31 | 2006-10-19 | Jfe Steel Kk | 誘導加熱装置の冷却システム |
| JP2008194118A (ja) * | 2007-02-09 | 2008-08-28 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | エアレシーバドレントラップを簡易な方法で再生できる発電所 |
| KR101241142B1 (ko) * | 2011-09-09 | 2013-03-19 | 세화엠피(주) | 원자로 비상냉각용 해수담수화시스템 |
| KR101281351B1 (ko) * | 2011-07-25 | 2013-07-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소용 보조전원공급장치 및 그 보조전원공급방법 |
| JP2014055951A (ja) * | 2012-09-13 | 2014-03-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 代替ｒｐｖエネルギーの除去経路のための方法及びシステム |
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