JPH0534483A - 原子炉格納容器の圧力放出装置 - Google Patents
原子炉格納容器の圧力放出装置Info
- Publication number
- JPH0534483A JPH0534483A JP3190456A JP19045691A JPH0534483A JP H0534483 A JPH0534483 A JP H0534483A JP 3190456 A JP3190456 A JP 3190456A JP 19045691 A JP19045691 A JP 19045691A JP H0534483 A JPH0534483 A JP H0534483A
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- Japan
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- pressure
- containment vessel
- reactor containment
- nuclear reactor
- reactor
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- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【目的】原子炉格納容器内の圧力に応じてドライウェル
ベントライン及びウェットウェルベントラインの制御弁
の開閉制御を自動的に行って、原子炉格納容器内の圧力
を適正に保ち、運転員の負担軽減と原子炉格納容器の健
全性を維持し、かつ、放出される放射性物質量を低減す
る原子炉格納容器の圧力放出装置を提供する。 【構成】原子炉圧力容器２を収納すると共に圧力抑制室
５を備えた原子炉格納容器３において、この原子炉格納
容器３内の圧力を低下させるための制御弁１４，１５を
介挿した圧力放出系と、前記原子炉格納容器３内に設け
た圧力検出器１６，１７と、この圧力検出器１６，１７
の信号を入力して前記原子炉格納容器３内の圧力が設定
値を超えた時に前記圧力放出系の制御弁１４，１５を開
き、この圧力が設定値以下に低下した時には、制御弁１
４，１５を閉じて原子炉格納容器３内の圧力を適正に維
持する制御指令を発する制御装置１９を具備する。
ベントライン及びウェットウェルベントラインの制御弁
の開閉制御を自動的に行って、原子炉格納容器内の圧力
を適正に保ち、運転員の負担軽減と原子炉格納容器の健
全性を維持し、かつ、放出される放射性物質量を低減す
る原子炉格納容器の圧力放出装置を提供する。 【構成】原子炉圧力容器２を収納すると共に圧力抑制室
５を備えた原子炉格納容器３において、この原子炉格納
容器３内の圧力を低下させるための制御弁１４，１５を
介挿した圧力放出系と、前記原子炉格納容器３内に設け
た圧力検出器１６，１７と、この圧力検出器１６，１７
の信号を入力して前記原子炉格納容器３内の圧力が設定
値を超えた時に前記圧力放出系の制御弁１４，１５を開
き、この圧力が設定値以下に低下した時には、制御弁１
４，１５を閉じて原子炉格納容器３内の圧力を適正に維
持する制御指令を発する制御装置１９を具備する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラントの原子
炉格納容器の圧力放出系に係り、過酷事故時の原子炉格
納容器内の圧力放出を自動化した原子炉格納容器の圧力
放出装置に関する。
炉格納容器の圧力放出系に係り、過酷事故時の原子炉格
納容器内の圧力放出を自動化した原子炉格納容器の圧力
放出装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来、原子炉格納容器の圧力放出系とし
ては、図５の沸騰水型原子炉の圧力放出系概略構成図に
示すように、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が
設置してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の
上部にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を
設けて冷却水プール６とウェットウェル７を形成してい
る。このドライウェル４及びウェットウェル７には、圧
力放出系として夫々電動式あるいは空気ピストン式の弁
８，９を介挿したドライウェルベントライン10とウェッ
トウェルベントライン11が設置してあり、夫々原子炉格
納容器３内の圧力を外部に放出できるようになってい
る。また冷却水プール６からは、万一沸騰水型原子力発
電所で図示しない冷却材配管等からの冷却材喪失事故等
が起こった場合に、前記原子炉圧力容器２内に冷却水を
注入して炉心１を冷却し、炉心１の健全性を維持するた
めの非常用炉心冷却系12と、蒸気配管等からの蒸気漏れ
により原子炉格納容器３内の圧力が上昇して、原子炉格
納容器３が損傷する等、健全性が損なわれないようにす
るためにドライウェル４内に冷却水をスプレーして蒸気
を凝縮する原子炉格納容器冷却系13が装備されている。
ては、図５の沸騰水型原子炉の圧力放出系概略構成図に
示すように、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が
設置してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の
上部にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を
設けて冷却水プール６とウェットウェル７を形成してい
る。このドライウェル４及びウェットウェル７には、圧
力放出系として夫々電動式あるいは空気ピストン式の弁
８，９を介挿したドライウェルベントライン10とウェッ
トウェルベントライン11が設置してあり、夫々原子炉格
納容器３内の圧力を外部に放出できるようになってい
る。また冷却水プール６からは、万一沸騰水型原子力発
電所で図示しない冷却材配管等からの冷却材喪失事故等
が起こった場合に、前記原子炉圧力容器２内に冷却水を
注入して炉心１を冷却し、炉心１の健全性を維持するた
めの非常用炉心冷却系12と、蒸気配管等からの蒸気漏れ
により原子炉格納容器３内の圧力が上昇して、原子炉格
納容器３が損傷する等、健全性が損なわれないようにす
るためにドライウェル４内に冷却水をスプレーして蒸気
を凝縮する原子炉格納容器冷却系13が装備されている。
【０００３】なお万一、原子炉格納容器冷却系13が作動
せず原子炉格納容器３内の圧力が上昇しても、ウェット
ウェル７からの前記ウェットウェエルベントライン11の
弁９を開いて内部圧力を放出して、原子炉格納容器３の
健全性を維持できる。またウェットウェル７が満水の状
態であれば、ドライウェルベントライン10の弁８を開
き、ドライウェル４から圧力を放出して原子炉格納容器
３の健全性を保つようにしている。
せず原子炉格納容器３内の圧力が上昇しても、ウェット
ウェル７からの前記ウェットウェエルベントライン11の
弁９を開いて内部圧力を放出して、原子炉格納容器３の
健全性を維持できる。またウェットウェル７が満水の状
態であれば、ドライウェルベントライン10の弁８を開
き、ドライウェル４から圧力を放出して原子炉格納容器
３の健全性を保つようにしている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】冷却材喪失事故等の大
規模な過酷事故が発生しても、原子炉は非常用炉心冷却
系12や原子炉格納容器冷却系13の作動により、原子炉は
冷却されて事故は収束される。また万一、この非常用炉
心冷却系12や原子炉格納容器冷却系13が作動しない場合
でも、ドライウェルベントライン10とウェットウェルベ
ントライン11により最終的に原子炉格納容器３の健全性
は維持される。
規模な過酷事故が発生しても、原子炉は非常用炉心冷却
系12や原子炉格納容器冷却系13の作動により、原子炉は
冷却されて事故は収束される。また万一、この非常用炉
心冷却系12や原子炉格納容器冷却系13が作動しない場合
でも、ドライウェルベントライン10とウェットウェルベ
ントライン11により最終的に原子炉格納容器３の健全性
は維持される。
【０００５】しかしながら、このドライウェルベントラ
イン10及びウェットウェルベントライン11の弁８，９
は、いずれも電動式弁あるいは空気ピストン式弁であ
り、この弁８，９の再閉止は運転員の判断により行なわ
れる。このため、弁の閉止遅れが生じ易く、必要以上に
原子炉格納容器３内の圧力放出が行なわれる可能性があ
った。その結果として運転員の負担増加と、原子炉格納
容器３内の雰囲気に含まれている放射性物質の除去処理
量が増加する。
イン10及びウェットウェルベントライン11の弁８，９
は、いずれも電動式弁あるいは空気ピストン式弁であ
り、この弁８，９の再閉止は運転員の判断により行なわ
れる。このため、弁の閉止遅れが生じ易く、必要以上に
原子炉格納容器３内の圧力放出が行なわれる可能性があ
った。その結果として運転員の負担増加と、原子炉格納
容器３内の雰囲気に含まれている放射性物質の除去処理
量が増加する。
【０００６】本発明の目的とするところは、原子炉格納
容器内の圧力に応じてドライウェルベントライン及びウ
ェットウェルベントラインの制御弁の開閉制御を自動的
に行って、原子炉格納容器内の圧力を適正に保ち、運転
員の負担軽減と原子炉格納容器の健全性を維持し、か
つ、放出される放射性物質量を低減する原子炉格納容器
の圧力放出装置を提供することにある。
容器内の圧力に応じてドライウェルベントライン及びウ
ェットウェルベントラインの制御弁の開閉制御を自動的
に行って、原子炉格納容器内の圧力を適正に保ち、運転
員の負担軽減と原子炉格納容器の健全性を維持し、か
つ、放出される放射性物質量を低減する原子炉格納容器
の圧力放出装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】原子炉圧力容器を収納す
ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
この原子炉格納容器内の圧力を低下させるための制御弁
を介挿した圧力放出系と、前記原子炉格納容器内に設け
た圧力検出器と、この圧力検出器の信号を入力して前記
原子炉格納容器内の圧力が設定値を超えた時に前記圧力
放出系の制御弁を開き、この圧力が設定値以下に低下し
た時には、制御弁を閉じて原子炉格納容器内の圧力を適
正に維持する制御指令を発する制御装置を具備する。
ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
この原子炉格納容器内の圧力を低下させるための制御弁
を介挿した圧力放出系と、前記原子炉格納容器内に設け
た圧力検出器と、この圧力検出器の信号を入力して前記
原子炉格納容器内の圧力が設定値を超えた時に前記圧力
放出系の制御弁を開き、この圧力が設定値以下に低下し
た時には、制御弁を閉じて原子炉格納容器内の圧力を適
正に維持する制御指令を発する制御装置を具備する。
【０００８】
【作用】原子炉格納容器内の圧力をドライウェル及びウ
ェットウェル等に設置した圧力検出器が検知し、この圧
力信号を冷却水プールの水位検出器の水位信号と共に制
御装置に入力して、圧力高信号で制御弁の開操作を、圧
力低信号で制御弁を閉操作して、圧力放出系より原子炉
格納容器内の圧力を適宜放出して、自動的に原子炉格納
容器内の圧力を適正に保ち、原子炉格納容器の健全性を
維持する。
ェットウェル等に設置した圧力検出器が検知し、この圧
力信号を冷却水プールの水位検出器の水位信号と共に制
御装置に入力して、圧力高信号で制御弁の開操作を、圧
力低信号で制御弁を閉操作して、圧力放出系より原子炉
格納容器内の圧力を適宜放出して、自動的に原子炉格納
容器内の圧力を適正に保ち、原子炉格納容器の健全性を
維持する。
【０００９】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分には同一符
号を付して詳細な説明を省略する。
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分には同一符
号を付して詳細な説明を省略する。
【００１０】図１は沸騰水型原子炉の圧力放出系の概略
構成図で、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が設
置してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の上
部にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を設
けて冷却水プール６とウェットウェル７を形成してい
る。このドライウェル４及びウェットウェル７には、夫
々電動式あるいは空気ピストン式の制御弁14，15を介挿
したドライウェルベントライン10とウェットウェルベン
トライン11が設置してあり、夫々原子炉格納容器３内の
圧力を外部に放出できるようになっている。
構成図で、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が設
置してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の上
部にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を設
けて冷却水プール６とウェットウェル７を形成してい
る。このドライウェル４及びウェットウェル７には、夫
々電動式あるいは空気ピストン式の制御弁14，15を介挿
したドライウェルベントライン10とウェットウェルベン
トライン11が設置してあり、夫々原子炉格納容器３内の
圧力を外部に放出できるようになっている。
【００１１】また冷却水プール６からは、万一沸騰水型
原子力発電所の図示しない給水配管等からの冷却材喪失
事故等が起きた場合に、前記原子炉圧力容器２内に冷却
水を注入して炉心１を冷却し、原子炉の健全性を維持す
るための非常用炉心冷却系12と、蒸気配管等からの蒸気
漏れにより原子炉格納容器３内の圧力が上昇して、原子
炉格納容器３の健全性が損なわれないようにするために
ドライウェル４内に冷却水をスプレーして蒸気を凝縮さ
せる原子炉格納容器冷却系13が装備されている。さらに
ドライウェル４には圧力検出器16を、ウェットウェル７
には圧力検出器17と水位検出器18を設置すると共に、こ
れら各検出器からの出力信号を入力して前記制御弁14，
15に開閉指令を発する制御装置19とで構成されている。
次に上記構成による作用について説明する。なお、上記
した従来技術と同じ構成部分については同一符号を付し
て詳細な説明は省略する。
原子力発電所の図示しない給水配管等からの冷却材喪失
事故等が起きた場合に、前記原子炉圧力容器２内に冷却
水を注入して炉心１を冷却し、原子炉の健全性を維持す
るための非常用炉心冷却系12と、蒸気配管等からの蒸気
漏れにより原子炉格納容器３内の圧力が上昇して、原子
炉格納容器３の健全性が損なわれないようにするために
ドライウェル４内に冷却水をスプレーして蒸気を凝縮さ
せる原子炉格納容器冷却系13が装備されている。さらに
ドライウェル４には圧力検出器16を、ウェットウェル７
には圧力検出器17と水位検出器18を設置すると共に、こ
れら各検出器からの出力信号を入力して前記制御弁14，
15に開閉指令を発する制御装置19とで構成されている。
次に上記構成による作用について説明する。なお、上記
した従来技術と同じ構成部分については同一符号を付し
て詳細な説明は省略する。
【００１２】若しも、冷却材喪失事故等の大規模な事故
が発生しても、非常用炉心冷却系12や原子炉格納容器冷
却系13の保護装置が作動して原子炉を健全に保つが、万
一この非常用炉心冷却系12あるいは原子炉格納容器冷却
系13が故障した場合や、作動が不十分であるような過酷
事故時には、原子炉格納容器３内の圧力は上昇し、この
まま放置すれば原子炉格納容器３が損傷することが予測
される。
が発生しても、非常用炉心冷却系12や原子炉格納容器冷
却系13の保護装置が作動して原子炉を健全に保つが、万
一この非常用炉心冷却系12あるいは原子炉格納容器冷却
系13が故障した場合や、作動が不十分であるような過酷
事故時には、原子炉格納容器３内の圧力は上昇し、この
まま放置すれば原子炉格納容器３が損傷することが予測
される。
【００１３】しかしながら、このような場合に前記非常
用炉心冷却系12や原子炉格納容器冷却系13の作動と関係
なく、原子炉格納容器３内の圧力を前記ドライウェル４
及びウェットウェル７に設置した圧力検出器16，17が検
知し、冷却水プール６の水位検出器18の水位信号と共
に、制御装置19において図２の論理回路図で示すように
制御弁14，15を開閉操作して、ドライウェルベントライ
ン10及びウェットウェルベントライン11より原子炉格納
容器３内の圧力を放出して、原子炉格納容器３の健全性
を維持する。またこの原子炉格納容器３内圧力制御は、
自動的に行われるので、運転員に負担をかけず、不必要
な放射性物質の放出により放射能除去処理量が増加する
こともない。
用炉心冷却系12や原子炉格納容器冷却系13の作動と関係
なく、原子炉格納容器３内の圧力を前記ドライウェル４
及びウェットウェル７に設置した圧力検出器16，17が検
知し、冷却水プール６の水位検出器18の水位信号と共
に、制御装置19において図２の論理回路図で示すように
制御弁14，15を開閉操作して、ドライウェルベントライ
ン10及びウェットウェルベントライン11より原子炉格納
容器３内の圧力を放出して、原子炉格納容器３の健全性
を維持する。またこの原子炉格納容器３内圧力制御は、
自動的に行われるので、運転員に負担をかけず、不必要
な放射性物質の放出により放射能除去処理量が増加する
こともない。
【００１４】なお、図２は一実施例の論理回路図で、制
御装置19における制御弁14，15の制御は、ドライウェル
４内の圧力が所定値より上昇すると、これを検知した圧
力検出器16から発する圧力高信号＞Ｐ2 と冷却水プール
６における水位検出器18の水位高信号＞Ｌ2 とで、制御
弁14を開いてドライウェルベントライン10よりドライウ
ェル４内の圧力を放出する。この結果ドライウェル４内
の圧力が設定値より低下すると、前記圧力検出器16は圧
力低信号＜Ｐ1 を発し、この信号により制御弁14を閉じ
てドライウェルベントライン10よりの圧力放出を停止す
る。図３の制御線図はこの挙動を図示したものである。
御装置19における制御弁14，15の制御は、ドライウェル
４内の圧力が所定値より上昇すると、これを検知した圧
力検出器16から発する圧力高信号＞Ｐ2 と冷却水プール
６における水位検出器18の水位高信号＞Ｌ2 とで、制御
弁14を開いてドライウェルベントライン10よりドライウ
ェル４内の圧力を放出する。この結果ドライウェル４内
の圧力が設定値より低下すると、前記圧力検出器16は圧
力低信号＜Ｐ1 を発し、この信号により制御弁14を閉じ
てドライウェルベントライン10よりの圧力放出を停止す
る。図３の制御線図はこの挙動を図示したものである。
【００１５】またウェットウェル７においては、ウェッ
トウェル７内の圧力が設定値を上回ると、これを圧力検
出器17が検出して圧力高信号＞Ｐ4 を発し、制御弁15を
開いてウェットウェル７内の圧力をウェットウェルベン
トライン11より放出する。この結果ウェットウェル７内
の圧力が設定値以下に低下すると、圧力検出器17は圧力
低信号＞Ｐ3 を出力する。この圧力低信号＞Ｐ3 により
制御弁15は閉じられてウェットウェルベントライン11よ
りの圧力放出を停止する。
トウェル７内の圧力が設定値を上回ると、これを圧力検
出器17が検出して圧力高信号＞Ｐ4 を発し、制御弁15を
開いてウェットウェル７内の圧力をウェットウェルベン
トライン11より放出する。この結果ウェットウェル７内
の圧力が設定値以下に低下すると、圧力検出器17は圧力
低信号＞Ｐ3 を出力する。この圧力低信号＞Ｐ3 により
制御弁15は閉じられてウェットウェルベントライン11よ
りの圧力放出を停止する。
【００１６】なお、この時に冷却水プール６が満水で水
位検出器18の水位高信号＞Ｌ2 が出力されている場合に
は、制御弁15の開指令は阻止され、かつ、制御弁15の閉
止指令が発せられる。
位検出器18の水位高信号＞Ｌ2 が出力されている場合に
は、制御弁15の開指令は阻止され、かつ、制御弁15の閉
止指令が発せられる。
【００１７】図４は本発明の他の実施例の圧力放出系の
概略構成図で、前記一実施例との相違は、ドライウェル
ベントライン10の制御弁14と、ウェットウェルベントラ
イン11の制御弁15との制御系を分離して、夫々に制御装
置20と制御装置21を設けたもので、圧力放出系を多重化
して信頼性を向上したものである。
概略構成図で、前記一実施例との相違は、ドライウェル
ベントライン10の制御弁14と、ウェットウェルベントラ
イン11の制御弁15との制御系を分離して、夫々に制御装
置20と制御装置21を設けたもので、圧力放出系を多重化
して信頼性を向上したものである。
【００１８】
【発明の効果】以上本発明によれば、過酷事故等による
原子炉格納容器内の圧力の異常な上昇に際し、この上昇
した圧力の放出を自動的に行なうことにより、原子炉格
納容器の損傷を防止し、その機能の信頼性を高めると共
に、圧力低下後の再閉鎖も自動的に実施して原子炉格納
容器内圧力を適切に維持し、外部への放射性物質の放出
を抑制して放射能除去処理量を削減することができる。
また、圧力放出操作の自動化により運転員の負担も軽減
する効果がある。
原子炉格納容器内の圧力の異常な上昇に際し、この上昇
した圧力の放出を自動的に行なうことにより、原子炉格
納容器の損傷を防止し、その機能の信頼性を高めると共
に、圧力低下後の再閉鎖も自動的に実施して原子炉格納
容器内圧力を適切に維持し、外部への放射性物質の放出
を抑制して放射能除去処理量を削減することができる。
また、圧力放出操作の自動化により運転員の負担も軽減
する効果がある。
【図１】本発明の沸騰水型原子炉の圧力放出系の概略構
成図。
成図。
【図２】本発明の一実施例の論理回路図。
【図３】本発明の一実施例の制御線図。
【図４】本発明の他の実施例の圧力放出系の概略構成
図。
図。
【図５】従来の沸騰水型原子炉の圧力放出系概略構成
図。
図。
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、
４…ドライウェル、５…圧力抑制室、６…冷却水プー
ル、７…ウェットウェル、10…ドライウェルベントライ
ン、11…ウェットウェルベントライン、14，15…制御
弁、16，17…圧力検出器、18…水位検出器、19，20，21
……制御装置。
４…ドライウェル、５…圧力抑制室、６…冷却水プー
ル、７…ウェットウェル、10…ドライウェルベントライ
ン、11…ウェットウェルベントライン、14，15…制御
弁、16，17…圧力検出器、18…水位検出器、19，20，21
……制御装置。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 【請求項１】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
この原子炉格納容器内の圧力を低下させるための制御弁
を介挿した圧力放出系と、前記原子炉格納容器内に設け
た圧力検出器と、この圧力検出器の信号を入力して前記
原子炉格納容器内の圧力が設定値を超えた時に前記圧力
放出系の制御弁を開くと共に、原子炉格納容器内の圧力
が設定値以下に低下した時には、前記制御弁を閉じて原
子炉格納容器内の圧力を適正に維持する制御指令を発す
る制御装置からなることを特徴とする原子炉格納容器の
圧力放出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3190456A JPH0534483A (ja) | 1991-07-31 | 1991-07-31 | 原子炉格納容器の圧力放出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3190456A JPH0534483A (ja) | 1991-07-31 | 1991-07-31 | 原子炉格納容器の圧力放出装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0534483A true JPH0534483A (ja) | 1993-02-09 |
Family
ID=16258428
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3190456A Pending JPH0534483A (ja) | 1991-07-31 | 1991-07-31 | 原子炉格納容器の圧力放出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0534483A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114220564A (zh) * | 2021-11-02 | 2022-03-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于放射性释放的安全壳卸压策略确定方法 |
-
1991
- 1991-07-31 JP JP3190456A patent/JPH0534483A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114220564A (zh) * | 2021-11-02 | 2022-03-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于放射性释放的安全壳卸压策略确定方法 |
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