加圧水型軽水炉(PWR)の安全設備開発状況(<特集>原子力エネルギーの安全利用技術)

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概要

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• This report describes the design requirements and objectives, the safety system configuration, and the new system and device designs with respect to APWR safety system design in comparison with conventional PWR plants. Also described are the new system concepts adopted in the APWR, the improvement of core damage frequency countermeasures, and countermeasures for severe accidents reflected in the basic design phase.

• 一般社団法人日本エネルギー学会の論文
• 2004-07-20

著者

• 内藤 隆司

  三菱重工業株式会社原子力事業本部原子力技術センター原子力技術部

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