2001原子炉システムの設計及び建設 自然対流により炉心の崩壊熱を確実に除去
浸漬型直接炉内冷却器による炉心冷却試験と冷却性能予測技術の開発『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.74図7-5 Na 試験装置(PLANDTL-2)の試験体と炉容器内に設置した冷却器による自然対流崩壊熱除去システムのイメージ(a)...
2001原子炉システムの設計及び建設
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