JPS63223593A - 原子炉格納容器熱除去装置 - Google Patents
原子炉格納容器熱除去装置Info
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- JPS63223593A JPS63223593A JP62058365A JP5836587A JPS63223593A JP S63223593 A JPS63223593 A JP S63223593A JP 62058365 A JP62058365 A JP 62058365A JP 5836587 A JP5836587 A JP 5836587A JP S63223593 A JPS63223593 A JP S63223593A
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Classifications
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- 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
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
[発明の目的]
(産業上の利用分野)
本発明は原子力発電所の原子炉格納容器熱除去装置に係
り、特にヒートパイプを使用することにより動的m器を
無くし、それによって冷却装置としての信頼性を高めた
ものに関する。
り、特にヒートパイプを使用することにより動的m器を
無くし、それによって冷却装置としての信頼性を高めた
ものに関する。
(従来の技術)
第6図を参照して最初の従来例を説明する。
図中符号1は原子炉建屋であり、この原子炉建屋1内に
は原子炉格納容器2が設置されている。この原子炉格納
容器2内には原子炉圧力容器3が収容され、この原子炉
圧力容器3内には冷却材4及び炉心5が収容されている
。この上記原子炉格納容器2内であって上記原子炉圧力
容器3の下方はサプレッションプール6となっており、
このサプレッションプール6内にはサプレッションプー
ル水7が収容されている。上記サプレッションプール6
には吸込配管8を介して残留熱除去系ポンプ9が接続さ
れており、この残留熱除去系ポンプ8の吐出配管10は
原子炉格納容器2の上部を貫通し、その先端には格納容
器スプレィ配管11が接続されている。上記吐出配管1
0には残留熱除去系熱交換器12が介挿されており、こ
の残留熱除去系熱交換器12には海水流入配管13及び
海水流出配管14が接続されている。上記海水流入配管
13には海水ポンプ15が介挿されている。尚図中符号
16は海である。
は原子炉格納容器2が設置されている。この原子炉格納
容器2内には原子炉圧力容器3が収容され、この原子炉
圧力容器3内には冷却材4及び炉心5が収容されている
。この上記原子炉格納容器2内であって上記原子炉圧力
容器3の下方はサプレッションプール6となっており、
このサプレッションプール6内にはサプレッションプー
ル水7が収容されている。上記サプレッションプール6
には吸込配管8を介して残留熱除去系ポンプ9が接続さ
れており、この残留熱除去系ポンプ8の吐出配管10は
原子炉格納容器2の上部を貫通し、その先端には格納容
器スプレィ配管11が接続されている。上記吐出配管1
0には残留熱除去系熱交換器12が介挿されており、こ
の残留熱除去系熱交換器12には海水流入配管13及び
海水流出配管14が接続されている。上記海水流入配管
13には海水ポンプ15が介挿されている。尚図中符号
16は海である。
上記構成によると、例えば原子炉圧力容器3に破断事故
が発生して冷却材5が流出すると、原子炉格納容器2内
の雰囲気温度は上昇し、さらに炉心4の崩壊熱により温
度が上昇する。この場合には残留熱除去系ポンプ9が起
動してサプレッションプール6内のプール水7を吸引し
、吸引したプール水7を熱交換器12にて海水により冷
却し、格納容器スプレィ配管11を介して原子炉格納容
器2内に散布する。これによって原子炉格納容器2内の
熱を海16に廃棄し、原子炉格納容器2内を冷却して温
度の上昇を抑制する。
が発生して冷却材5が流出すると、原子炉格納容器2内
の雰囲気温度は上昇し、さらに炉心4の崩壊熱により温
度が上昇する。この場合には残留熱除去系ポンプ9が起
動してサプレッションプール6内のプール水7を吸引し
、吸引したプール水7を熱交換器12にて海水により冷
却し、格納容器スプレィ配管11を介して原子炉格納容
器2内に散布する。これによって原子炉格納容器2内の
熱を海16に廃棄し、原子炉格納容器2内を冷却して温
度の上昇を抑制する。
上記構成によると以下のような問題がある。すなわち上
記残留熱除去系にあってはいくつかの動的機器が必要と
される。ここに動的機器とは前述した残留熱除去系ポン
プ9であり、海水ポンプ15である。又これら以外にも
図示してはいないが上記各ポンプを駆動するための非常
用′R8!、あるいは配管の途中に介挿される弁等がそ
うである。
記残留熱除去系にあってはいくつかの動的機器が必要と
される。ここに動的機器とは前述した残留熱除去系ポン
プ9であり、海水ポンプ15である。又これら以外にも
図示してはいないが上記各ポンプを駆動するための非常
用′R8!、あるいは配管の途中に介挿される弁等がそ
うである。
これら各種動的機器は静的機器に比べると信頼性が低く
、よって上記残留熱除去系の信頼性を高めようとすれば
動的機器の数を減少させるあるいは無くすことが必要で
あり、その様な設備の実現が要求されていた。
、よって上記残留熱除去系の信頼性を高めようとすれば
動的機器の数を減少させるあるいは無くすことが必要で
あり、その様な設備の実現が要求されていた。
また別の従来例を第7図を参照して説明する。
第7図は沸騰水型原子炉(以下BWRという)の構成を
示す断面図であり、図中符号51は原子炉建屋であると
ともに、符号52は原子炉格納容器である。原子炉格納
容器52内には原子炉圧力容器53がペデスタル54に
支持されて設置されている。原子炉圧力容器53内には
冷却材55及び炉心56が収容されている。上記原子炉
格納容器52内にはダイアフラムフロア57が設置され
ており、このダイアフラムフロア57の下方にはサプレ
ッションプール58が形成されている。尚ダイアフラム
フロア57の上方はホットプレナム68である。上記サ
プレッションプール58内にはプール水59が収容され
ている。上記原子炉圧力容器53には主蒸気配管59a
が接続されており、この主蒸気配管59aには主蒸気逃
し安全弁60が分岐接続されている。この主蒸気逃し安
全弁60には主蒸気逃し配管61が接続され、この主蒸
気逃し配管61は上記サプレッションプール58のプー
ル水59まで配設されている。
示す断面図であり、図中符号51は原子炉建屋であると
ともに、符号52は原子炉格納容器である。原子炉格納
容器52内には原子炉圧力容器53がペデスタル54に
支持されて設置されている。原子炉圧力容器53内には
冷却材55及び炉心56が収容されている。上記原子炉
格納容器52内にはダイアフラムフロア57が設置され
ており、このダイアフラムフロア57の下方にはサプレ
ッションプール58が形成されている。尚ダイアフラム
フロア57の上方はホットプレナム68である。上記サ
プレッションプール58内にはプール水59が収容され
ている。上記原子炉圧力容器53には主蒸気配管59a
が接続されており、この主蒸気配管59aには主蒸気逃
し安全弁60が分岐接続されている。この主蒸気逃し安
全弁60には主蒸気逃し配管61が接続され、この主蒸
気逃し配管61は上記サプレッションプール58のプー
ル水59まで配設されている。
上記サプレッションプール58には吸込配管62を介し
てポンプ63が接続されており、また吐出配管64がサ
プレッションプール58のブール水59上の空間まで配
設されている。上記吐出配管64には熱交換器65が介
挿されている。この熱交換器65には補機冷却系66が
接続され、この補機冷却系66は配管66aとポンプ6
7b等から構成されている。
てポンプ63が接続されており、また吐出配管64がサ
プレッションプール58のブール水59上の空間まで配
設されている。上記吐出配管64には熱交換器65が介
挿されている。この熱交換器65には補機冷却系66が
接続され、この補機冷却系66は配管66aとポンプ6
7b等から構成されている。
上記構成によるとプール水59は、原子炉隔離時に主蒸
気逃し安全弁60及び主蒸気逃し配管61を介して流出
してくる逃し蒸気を凝縮させる。
気逃し安全弁60及び主蒸気逃し配管61を介して流出
してくる逃し蒸気を凝縮させる。
又万一ドライウェル68内にて配管破断が発生した場合
には、破断口から放出される蒸気はベンド管69を介し
てサプレッションプール58内に放出される。放出され
た蒸気はサプレッションプール58内にて凝縮する。そ
のような場合ブール水59は熱量を吸収するヒートシン
クとしての機能をなす。そのためプール水59の水量は
その温度が75℃以下に維持されるように予め決定され
ている。しかしながら万一の事故時には、原子炉圧力容
器53内の冷却材55あるいは構造物の有する熱量、あ
るいは炉心56の崩壊熱がサプレッションプール58内
に持込まれることとなる。このような場合にはプール水
59を積極的に冷却する必要がある。そこでポンプ63
を起動してプール水59を吸引して熱交換器65を介し
て冷却した後再度サプレッションプール58内に戻す。
には、破断口から放出される蒸気はベンド管69を介し
てサプレッションプール58内に放出される。放出され
た蒸気はサプレッションプール58内にて凝縮する。そ
のような場合ブール水59は熱量を吸収するヒートシン
クとしての機能をなす。そのためプール水59の水量は
その温度が75℃以下に維持されるように予め決定され
ている。しかしながら万一の事故時には、原子炉圧力容
器53内の冷却材55あるいは構造物の有する熱量、あ
るいは炉心56の崩壊熱がサプレッションプール58内
に持込まれることとなる。このような場合にはプール水
59を積極的に冷却する必要がある。そこでポンプ63
を起動してプール水59を吸引して熱交換器65を介し
て冷却した後再度サプレッションプール58内に戻す。
プール水59の熱量は上記熱交換器65を介して補機冷
却系66に廃棄され、そらにこの補機冷却系6から図示
しない海に廃棄される。
却系66に廃棄され、そらにこの補機冷却系6から図示
しない海に廃棄される。
この冷却系においても、前記従来例の場合と同様にポン
プ63.67b等の各種の動的機器が配置され、同様に
その信頼性の向上が要求されている。
プ63.67b等の各種の動的機器が配置され、同様に
その信頼性の向上が要求されている。
(発明が解決しようとする問題点)
このように従来の場合には各冷却系に各種の動的機器が
設置され、冷却系としての信頼性を低下させているとい
う不具合があり、本発明はこのような点に基づいてなさ
れたものでその目的とするところは、信頼性の向上を図
ることが可能な原(問題点を解決するための手段) すなわち本発明による原子炉格納容器熱除去itは、サ
プレッションプール水を収容するサプレッションプール
を下部に備えるとともに該サプレッションプールの上方
に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原子炉格納
容器内の熱を除去する原子炉格納容器熱除去装置におい
て、一端を上記原子炉格納容器内に配置するとともに他
端を原子炉格納容器の外に配置し原子炉格納容器内から
原子炉格納容器外に向って上り勾配でヒートパイプを配
設し、このヒートパイプを介して原子炉格納容器内の熱
を原子炉格納容器の外に除去するようにしことを特徴と
するものである。
設置され、冷却系としての信頼性を低下させているとい
う不具合があり、本発明はこのような点に基づいてなさ
れたものでその目的とするところは、信頼性の向上を図
ることが可能な原(問題点を解決するための手段) すなわち本発明による原子炉格納容器熱除去itは、サ
プレッションプール水を収容するサプレッションプール
を下部に備えるとともに該サプレッションプールの上方
に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原子炉格納
容器内の熱を除去する原子炉格納容器熱除去装置におい
て、一端を上記原子炉格納容器内に配置するとともに他
端を原子炉格納容器の外に配置し原子炉格納容器内から
原子炉格納容器外に向って上り勾配でヒートパイプを配
設し、このヒートパイプを介して原子炉格納容器内の熱
を原子炉格納容器の外に除去するようにしことを特徴と
するものである。
(作用)
つまりサプレッションプール水を収容するサプレッショ
ンプールを下部に備えるとともに該サプレッションプー
ルの上方に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原
子炉格納容器にヒートパイプを貫通配置させて、このヒ
ートパイプを介して原子炉格納容器内の熱を原子炉格納
容器外に排気せんとするものであり、それによって従来
信頼性を低下させる要因となっていた動的機器を一切使
用することなく所望の冷却機能を発揮させるものである
。
ンプールを下部に備えるとともに該サプレッションプー
ルの上方に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原
子炉格納容器にヒートパイプを貫通配置させて、このヒ
ートパイプを介して原子炉格納容器内の熱を原子炉格納
容器外に排気せんとするものであり、それによって従来
信頼性を低下させる要因となっていた動的機器を一切使
用することなく所望の冷却機能を発揮させるものである
。
(実施例)
以下第1図を参照して本発明の一実施例を説明する。尚
従来と同一部分には同一符号を付して示しその説明は省
略する。原子炉建屋1及び原子炉格納容器2を貫通して
ヒートパイプ101が配設されている。このヒートパイ
プ101の一端101aは原子炉格納容器2内の上部に
位置しているとともに、他端101bは原子炉建屋1外
の大気中102に位置している。上記ヒートパイプ10
1の一端101a及び他端101bには冷却フィン10
3が取付けられている。またヒートパイプ101は他端
101bに向って上り勾配で配設されている。
従来と同一部分には同一符号を付して示しその説明は省
略する。原子炉建屋1及び原子炉格納容器2を貫通して
ヒートパイプ101が配設されている。このヒートパイ
プ101の一端101aは原子炉格納容器2内の上部に
位置しているとともに、他端101bは原子炉建屋1外
の大気中102に位置している。上記ヒートパイプ10
1の一端101a及び他端101bには冷却フィン10
3が取付けられている。またヒートパイプ101は他端
101bに向って上り勾配で配設されている。
ここで第2図を参照してヒートパイプ101の原理を説
明する。第2図生得号aはヒートパイプであり、このヒ
ートパイプaの一端は冷却対象のタンクb内に位置する
とともに、他端は冷却源としてのタンクC内に位置して
いる。そしてヒートパイプa内には冷媒dが収容されて
おり、かつ冷媒dが蒸発しやすいように圧力が低く保持
されている。そしてヒートパイプa内の冷媒dはまず高
温状態にあるタンクb内にて加熱されて蒸発する。
明する。第2図生得号aはヒートパイプであり、このヒ
ートパイプaの一端は冷却対象のタンクb内に位置する
とともに、他端は冷却源としてのタンクC内に位置して
いる。そしてヒートパイプa内には冷媒dが収容されて
おり、かつ冷媒dが蒸発しやすいように圧力が低く保持
されている。そしてヒートパイプa内の冷媒dはまず高
温状態にあるタンクb内にて加熱されて蒸発する。
その際気化熱としてタンクb内の熱を奪うためにタンク
b内は冷却される。蒸気はヒートバイブa内をタンクC
側に移動してそこで冷却され凝縮して再度タンクb側に
移動する。そして熱はタンクC側に廃棄される。このよ
うな作用によりタンクb内の熱を除去するものである。
b内は冷却される。蒸気はヒートバイブa内をタンクC
側に移動してそこで冷却され凝縮して再度タンクb側に
移動する。そして熱はタンクC側に廃棄される。このよ
うな作用によりタンクb内の熱を除去するものである。
尚冷媒としては例えば水が使用される。これがヒートパ
イプの原理であり、前述した本実施例のヒートパイプ1
01も同様の原理により原子炉格納容器2内の熱を除去
するものである。
イプの原理であり、前述した本実施例のヒートパイプ1
01も同様の原理により原子炉格納容器2内の熱を除去
するものである。
以上の構成によると原子炉格納容器2内の熱はヒートパ
イプ101を介して大気中に効果的に除去される。その
際従来の冷却系のように動的機器を必要とすることはな
い。
イプ101を介して大気中に効果的に除去される。その
際従来の冷却系のように動的機器を必要とすることはな
い。
以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。
できる。
■まず従来その信頼性を低下させる要因となっていた各
種ポンプ等の動的機器を一切必要とすることなく、原子
炉格納容器2内の熱を除去することができる。これは冷
却材喪失事故発生時はもとより、通常運転時においても
同様である。
種ポンプ等の動的機器を一切必要とすることなく、原子
炉格納容器2内の熱を除去することができる。これは冷
却材喪失事故発生時はもとより、通常運転時においても
同様である。
■また構成も極めて簡単である。すなわち単にヒートバ
イブ101を原子炉格納容器2及び原子炉建屋1を貫通
して配設させるだけであり、従来各種ポンプ及び熱交換
器等を使用していた場合に比べるとその構成は大幅に簡
略化される。
イブ101を原子炉格納容器2及び原子炉建屋1を貫通
して配設させるだけであり、従来各種ポンプ及び熱交換
器等を使用していた場合に比べるとその構成は大幅に簡
略化される。
■さらにヒートパイプ101内の冷媒は放射能に汚染さ
れることはなく、また構成の簡略化により保守点検も容
易となるので、作業員の放射線被曝を効果的に低減させ
ることが可能となる。
れることはなく、また構成の簡略化により保守点検も容
易となるので、作業員の放射線被曝を効果的に低減させ
ることが可能となる。
次に第3図を参照して第2の実施例を説明する。
この第2の実施例はヒートバイブ101の他端101b
を包囲するように排気筒104を設置したものであり、
他の構成は前記第1実施例と同様である。上記排気筒1
04の下端には空気流入口104aが形成され、また上
iは空気流出口104bとなっている。
を包囲するように排気筒104を設置したものであり、
他の構成は前記第1実施例と同様である。上記排気筒1
04の下端には空気流入口104aが形成され、また上
iは空気流出口104bとなっている。
上記構成によると、ヒートバイブ101の他端101b
にて排気筒104の設置により強制的に冷却されること
となる。すなわち空気は図中矢印で示すように空気流入
口104aから流入して空気筒104内を上昇し、空気
流出口104bから流出する。その際ヒートバイブ10
1の他端101bの部分を冷却し、よってヒートバイブ
101の他端にて効果的に放熱がなされる。
にて排気筒104の設置により強制的に冷却されること
となる。すなわち空気は図中矢印で示すように空気流入
口104aから流入して空気筒104内を上昇し、空気
流出口104bから流出する。その際ヒートバイブ10
1の他端101bの部分を冷却し、よってヒートバイブ
101の他端にて効果的に放熱がなされる。
したがって前記第1実施例と同様の効果を奏することが
できるのはもとより、排気筒104の設置によりヒート
バイブ101の他端101bが効果的に冷却されるので
、それだけ原子炉格納容器2の冷却効果も高くなる。
できるのはもとより、排気筒104の設置によりヒート
バイブ101の他端101bが効果的に冷却されるので
、それだけ原子炉格納容器2の冷却効果も高くなる。
次に第4図を参照して第3の実施例を説明する。
この第3の実施例はサプレッションプール58のプール
水59中にヒートバイブ105の一端105aを配置し
、他端105bを原子炉格納容器2の上方に設置された
気水分離器ビット106の水中に配置したものである。
水59中にヒートバイブ105の一端105aを配置し
、他端105bを原子炉格納容器2の上方に設置された
気水分離器ビット106の水中に配置したものである。
上記構成によるとサプレッションプール58内の熱はヒ
ートバイブ105を介して効果的に気水分離器ビット1
06内に除去され、又ビット106内の熱も自然冷却に
より除去される。
ートバイブ105を介して効果的に気水分離器ビット1
06内に除去され、又ビット106内の熱も自然冷却に
より除去される。
したがって前記第1及び第2の実施例と同様の効果を奏
することができるのはもとより、サプレッションプール
水59のヒートシンクとしての容量を実質的に増加させ
ることにもなり、よって原子炉の安全性はさらに向上す
ることとなる。尚冷却源としては上記気水分離器ビット
106以外にも例えば原子炉ウェル、或いは別に設置さ
れたタンク等でもよい。
することができるのはもとより、サプレッションプール
水59のヒートシンクとしての容量を実質的に増加させ
ることにもなり、よって原子炉の安全性はさらに向上す
ることとなる。尚冷却源としては上記気水分離器ビット
106以外にも例えば原子炉ウェル、或いは別に設置さ
れたタンク等でもよい。
次に第5図を参照して第4の実施例を説明する。
この第4の実施例は原子炉建屋51の外側に煙突状のシ
ャフト107を設置し、このシャフト107内にヒート
バイブ105の他端105bを配置させたものである。
ャフト107を設置し、このシャフト107内にヒート
バイブ105の他端105bを配置させたものである。
上記シャフト107には下端に空気流入口107a、上
端に空気流出口107bが形成され、図中矢印で示すよ
うに空気が流れる。これによってヒートバイブ105の
他端105bを効果的に冷却せんとする。
端に空気流出口107bが形成され、図中矢印で示すよ
うに空気が流れる。これによってヒートバイブ105の
他端105bを効果的に冷却せんとする。
したがってより効果的にサプレッションプール58内を
冷却することができる等前記第1乃至第3の実施例と同
様の効果を奏することができる。
冷却することができる等前記第1乃至第3の実施例と同
様の効果を奏することができる。
尚上記第3及び第4の実施例にあってヒートバイブ10
5の両端に冷却フィンを設置してもよい。
5の両端に冷却フィンを設置してもよい。
[発明の効果]
以上詳述したように本発明による原子炉格納容器熱除去
装置によると、ヒートバイブを介して熱を除去するよう
にしているので、従来必要とされた各種ポンプ等の動的
機器が一切不要となり、よって冷却系としての信頼性を
大幅に向上させることができる等その効果は大である。
装置によると、ヒートバイブを介して熱を除去するよう
にしているので、従来必要とされた各種ポンプ等の動的
機器が一切不要となり、よって冷却系としての信頼性を
大幅に向上させることができる等その効果は大である。
第1図は本発明の第1の実施例を示す原子炉の断面図、
第2図はヒートパイプの原理を説明する断面図、第3図
は第2の実施例を示す原子炉の断面図、第4図は第3の
実施例を示す原子炉の断面図、第5図は第4の実施例を
示す原子炉の断面図、第6図及び第7図は従来例を示す
原子炉の断面図である。 1・・・原子炉建屋、2・・・原子炉格納容器、3・・
・原子炉圧力容器、4・・・炉心、5・・・冷却材、6
・・・サプレッションプール、7・・・プール水、10
1・・・ヒートパイプ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第1図 第2IA 第3図 第4図
第2図はヒートパイプの原理を説明する断面図、第3図
は第2の実施例を示す原子炉の断面図、第4図は第3の
実施例を示す原子炉の断面図、第5図は第4の実施例を
示す原子炉の断面図、第6図及び第7図は従来例を示す
原子炉の断面図である。 1・・・原子炉建屋、2・・・原子炉格納容器、3・・
・原子炉圧力容器、4・・・炉心、5・・・冷却材、6
・・・サプレッションプール、7・・・プール水、10
1・・・ヒートパイプ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第1図 第2IA 第3図 第4図
Claims (5)
- (1)サプレッションプール水を収容するサプレッショ
ンプールを下部に備えるとともに該サプレッションプー
ルの上方に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原
子炉格納容器内の熱を除去する原子炉格納容器熱除去装
置において、一端を上記原子炉格納容器内に配置すると
ともに他端を原子炉格納容器の外に配置し原子炉格納容
器内から原子炉格納容器外に向って上り勾配でヒートパ
イプを配設し、このヒートパイプを介して原子炉格納容
器内の熱を原子炉格納容器の外に除去するようにしこと
を特徴とする原子炉格納容器熱除去装置。 - (2)上記ヒートパイプは端部に冷却フィンを備えるも
のであることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の
原子炉格納容器熱除去装置。 - (3)前記ヒートパイプは、その他端を包囲するような
排気筒を備えるものであることを特徴とする特許請求の
範囲第1項記載の原子炉可能容器熱除去装置。 - (4)前記ヒートパイプの一端は原子炉格納容器内の上
部に位置するとともに、他端は大気中に位置しているこ
とを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉格納
容器熱除去装置。 - (5)前記ヒートパイプは一端をサプレッションプール
内のプール水中に配置し、他端を原子炉格納容器の外に
配置するものであることを特徴とする特許請求の範囲第
1項記載の原子炉格納容器熱除去装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62058365A JPS63223593A (ja) | 1987-03-13 | 1987-03-13 | 原子炉格納容器熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62058365A JPS63223593A (ja) | 1987-03-13 | 1987-03-13 | 原子炉格納容器熱除去装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63223593A true JPS63223593A (ja) | 1988-09-19 |
Family
ID=13082288
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62058365A Pending JPS63223593A (ja) | 1987-03-13 | 1987-03-13 | 原子炉格納容器熱除去装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS63223593A (ja) |
Cited By (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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-
1987
- 1987-03-13 JP JP62058365A patent/JPS63223593A/ja active Pending
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