JP2000206285A - 沸騰水型原子炉用の炉心板差圧ラインと原子炉内部ポンプ差圧ライン - Google Patents

沸騰水型原子炉用の炉心板差圧ラインと原子炉内部ポンプ差圧ライン

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JP2000206285A
JP2000206285A JP11339112A JP33911299A JP2000206285A JP 2000206285 A JP2000206285 A JP 2000206285A JP 11339112 A JP11339112 A JP 11339112A JP 33911299 A JP33911299 A JP 33911299A JP 2000206285 A JP2000206285 A JP 2000206285A
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Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【課題】 交換の容易なシュラウド部分を含むシュラウ
ドの提供。 【解決手段】 沸騰水型原子炉圧力容器用のモジュール
式差圧測定システムは、複数の圧力ライン部分を有する
複数の圧力ラインを含み、また、１以上の交換可能なシ
ュラウド部分６０，６２，６４を有するシュラウド５２
も含んでいる。各々のシュラウド部分は、溶接せずに隣
接シュラウド部分の対応圧力ライン部分と接続しかつ切
り離せるように構成されている圧力ライン部分を１以上
含んでいる。圧力ライン部分を画成する複数のボアとシ
ュラウド支持フランジ５６とを有する原子炉ボトムヘッ
ドペタル部も含んでおり、ボトムヘッドペタル５４の１
以上の圧力ライン部分は隣接シュラウド部分の対応圧力
ライン部分と結合するように構成される。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の背景】本発明は一般的には原子炉に関し、具体
的には沸騰水型原子炉用の炉心板差圧ライン及び原子炉
内部ポンプ差圧ラインに関する。
【０００２】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容
器（ＲＰＶ）は通例概して筒形で、両端が例えばボトム
ヘッドと着脱自在なトップヘッドとで閉じられている。
トップガイドは通例ＲＰＶ内の炉心板の上方に隔置され
る。炉心シュラウドつまりシュラウドは通例炉心板を囲
んでいてシュラウド支持構造体によって支持されてい
る。詳述すると、シュラウドは通例概して筒形で、炉心
板とトップガイドとを包囲する。炉心中心線はシュラウ
ドの中心線と実質的に同軸であり、シュラウドは両端が
開いているので、水がシュラウドの下端を通って上方に
流れシュラウドの上端を通って流出し得る。シュラウド
とトップガイドと炉心板は炉心燃料束の横方向移動を制
限する。
【０００３】シュラウドは寸法が大きいので、通例は複
数のステンレス鋼製筒形部分を溶接により結合すること
によって形成される。しかし、シュラウド溶接部のため
シュラウド材料は粒界応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）とし
て知られている悪影響を一段と受け易くなる。通例、割
れはシュラウド溶接部の熱影響部において発生し得る。
現在では、体積検査を行って割れの程度を検出し評価す
る。割れが重大であると決定されれば、溶接継ぎ目の健
全性を再度確保すべく修理を行ってもよいし、或いはシ
ュラウドを交換する。
【０００４】ＲＰＶは原子炉内部ポンプも含んでおり、
シュラウドと圧力容器壁との間の環状域内に配置されて
いる。内部ポンプはＲＰＶ内の水を循環させる。通例、
差圧ラインを用いて原子炉内部ポンプ流量と、シュラウ
ド内に配置された炉心を通る水の流量とを測定する。こ
れらの圧力ラインは通常管と管継手とで構成される。圧
力ライン（圧力管路）はボトムヘッドにおける貫通部を
通ってＲＰＶに入る。圧力ラインはシュラウドの内側に
沿って延在し、シュラウドに溶接ブラケットによって支
持される。ブラケットは、圧力ライン内での流れ誘導振
動を防止する必要がある。原子炉内部ポンプ差圧ライン
は一方のラインがポンプインペラの上方でシュラウドを
貫通していて、他方のラインがシュラウド内側において
インペラの下方で終わっている。炉心差圧ラインは炉心
板の上方と下方で終わっている。
【０００５】差圧ラインはシュラウドに溶接されている
ので、シュラウド部分の交換は困難であり時間がかか
る。シュラウド部分の交換の前にまず圧力ラインをシュ
ラウド部分から取り外さなければならない。また、差圧
ラインを再設置、すなわち、新しいシュラウド部分に溶
接しなければならない。
【０００６】交換の容易なシュラウド部分を含むシュラ
ウドを提供することができれば望ましい。特に、圧力ラ
インと圧力ライン支持物を切断せずに取り外すことので
きる交換可能なシュラウド部分を含み、シュラウド部分
の取付けに際して圧力ライン及び／又は圧力ライン支持
物の溶接を要しないシュラウドを提供することが望まし
い。
【０００７】
【発明の概要】上記その他の目的は、沸騰水型原子炉圧
力容器用のモジュール式差圧測定システムによって達成
し得る。この差圧測定システムは交換可能なシュラウド
部分が使用できるようにするが、これは、該モジュール
式差圧システムでは交換可能シュラウド部分を交換する
のに圧力ラインと圧力ライン支持物を切断する必要がな
いからである。加えて、モジュール式差圧システムは、
交換可能なシュラウド部分の取付け中、圧力ライン及び
／又は圧力ライン支持物の溶接を必要としない。
【０００８】モジュール式差圧システムは複数の圧力ラ
インを含んでおり、各圧力ラインは複数の圧力ライン部
分を含む。このモジュール式システムは、１以上の交換
可能なシュラウド部分を有するシュラウドも含んでい
る。各々のシュラウド部分は、溶接せずに隣接シュラウ
ド部分の対応圧力ライン部分と接続しかつ切り離せるよ
うに構成されている圧力ライン部分を１以上含んでい
る。シュラウド部分は、該シュラウド部分に溶接された
支持ブラケットと結合する１以上の圧力ラインを含み得
る。この圧力ラインはシュラウド部分に結合されたまま
であり、モジュール式構成部としてシュラウド部分と一
緒に取り外し・装着される。一つのシュラウド部分の圧
力ラインの隣接シュラウド部分への接続部は両シュラウ
ド部分間のフランジ付き境界に位置している。従って、
圧力ライン部分用の別のフランジ付き継手は必要でな
く、また接続部の溶接も不要である。
【０００９】本モジュール式システムは原子炉ボトムヘ
ッドペタル部も含んでいる。該ボトムヘッドペタル部は
シュラウド部分を支持するように形成されていて、シュ
ラウド支持フランジを含んでいる。ボトムヘッドペタル
部は圧力ライン部分を画成する複数のボアも含んでい
る。ボトムヘッドペタルの１以上の圧力ライン部分は隣
接シュラウド部分の対応圧力ライン部分と結合するよう
に構成される。詳しくは、短い垂直ボアが水平ボアの一
端からシュラウド支持フランジの外面まで延在する。こ
の垂直ボアは、時々シュラウド支持体と呼ばれる下側シ
ュラウド部分の垂直ボアに結合するように構成される。
垂直ボアは幾つかのシュラウド部分を通って垂直方向に
延在し得る。或いは下側シュラウド垂直ボアは、その端
から下側シュラウド部分の外面まで延在する短い水平ボ
アを有し得る。この水平ボアは、シュラウドの内面に沿
って延在する圧力ラインの垂直又は水平管部に結合し得
る。
【００１０】運転中、モジュール式差圧システムは原子
炉圧力容器内の別々の２点で圧力を測定する。圧力差は
原子炉内の２点間の流量を指示するものである。代表的
な場合、炉心流量は、炉心板の上方と下方の圧力を測定
することによって測定される。また、原子炉の環状域内
の流量は、原子炉内部ポンプインペラの上方と下方の圧
力を測定することによっても測定できる。
【００１１】本圧力システムはモジュール式であるか
ら、一つのシュラウド部分を交換のため取り外す際、モ
ジュール式圧力ラインがそのシュラウド部分と一緒に取
り外される。圧力ライン部分を隣接シュラウド部分の対
応圧力ライン部分から離すのに切断作業は必要でない。
その後、取り外したシュラウド部分の代わりに、やはり
一体圧力ラインを備えたシュラウド部分を取付けるが、
それらの圧力ラインは溶接せずに隣接シュラウド部分の
圧力ラインに再結合される。
【００１２】上述のモジュール式差圧ラインによって、
差圧ラインをシュラウドから切断しなくてもシュラウド
部分を交換することができるようになる。モジュール式
差圧ラインは、炉心シュラウドへの溶接によって差圧ラ
インを再設置しなくても、交換用シュラウド部分の取付
けができるようにする。このモジュール式差圧ライン
は、原子炉内の炉心シュラウドの交換工程を単純化する
とともに迅速化する。
【００１３】
【発明の詳述】図１は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の
部分切除断面図である。ＲＰＶ１０は概して筒形であ
り、一端がボトムヘッド１２により他端が着脱自在なト
ップヘッド（図示せず）により閉ざされている。ボトム
ヘッドペタル１４がボトムヘッド１２から延在しＲＰＶ
１０の側壁（図示せず）を支持している。筒形炉心シュ
ラウド１６が炉心（図示せず）を囲んでおり、シュラウ
ド支持体１８によって支持されている。環状域２０がシ
ュラウド１６とＲＰＶ１０の側壁との間に形成されてい
る。リング形の邪魔板２２がシュラウド１６とボトムヘ
ッドペタル１４との間に延在する。邪魔板２２は、原子
炉内部ポンプインペラ２６を収納する複数の円形開口２
４を有する。原子炉内部ポンプインペラ２６によりＲＰ
Ｖ１０内の水が環状域２０を通流する。
【００１４】シュラウド１６は下側シュラウド部分２８
と上側シュラウド部分３０とで形成される。円形の炉心
板レッジ（棚）３２が上側シュラウド部分３０と下側シ
ュラウド部分２８の間に配置されている。ＲＰＶ１０は
炉心板３４も含んでいて、炉心板レッジ３２に結合され
ている。
【００１５】炉心を通る水の流量を測定するために、圧
力測定を炉心板３４の上方と下方で行う。次いで、差圧
を炉心流量に変換し得る。ＲＰＶ１０は炉心流差圧ライ
ン３６（一つを図示）を備えている。差圧ライン３６は
ボトムヘッド１２を貫通してＲＰＶ１０に入りシュラウ
ド１６の内側に沿って垂直方向に延在する。差圧ライン
３６は複数の支持ブラケット３８によりシュラウド１６
に連結されている。詳述すると、ブラケット３８はシュ
ラウド１６に溶接され差圧ライン３６は支持ブラケット
３８に溶接されている。加えて、原子炉内部ポンプイン
ペラ２６の上方と下方の位置で差圧を測定することによ
り原子炉内部ポンプ流量を測定し得る。ＲＰＶ１０は原
子炉内部ポンプ流差圧ライン４０（一つを図示）も備え
ている。差圧ライン４０はボトムヘッド１２を貫通して
ＲＰＶ１０に入りシュラウド１６の内側に沿って垂直方
向に延在する。差圧ライン４０はシュラウド１６の内側
に沿って水平方向にも延在しており、原子炉内部ポンプ
インペラ２６の上方又は下方の一点に達している。差圧
ライン３６と同様に、差圧ライン４０は支持ブラケット
３８によりシュラウド１６に連結されている。差圧ライ
ン３６，４０は通例管と管継手とを用いた溶接構造のも
のである。
【００１６】図２と図３と図４と図５は本発明の一実施
例による炉心シュラウド５２を有するＲＰＶ５０の部分
断面図である。ＲＰＶ５０は、シュラウド支持フランジ
５６を有するボトムヘッドペタル５４を含んでいる。Ｒ
ＰＶ側壁５８がボトムヘッドペタル５４から延在する。
シュラウド５２はボトムヘッドペタル５４のシュラウド
支持フランジ５６によって支持されている。
【００１７】シュラウド５２は、通例フランジと呼ばれ
る第１シュラウド部分６０と、通例下側シュラウドと呼
ばれる第２シュラウド部分６２と、通例上側シュラウド
と呼ばれる第３シュラウド部分６４とを含んでいる。炉
心板レッジ６６が第２シュラウド部分６２と第３シュラ
ウド部分６４の間に配置されている。炉心板６８が炉心
板レッジ６６に結合されている。
【００１８】炉心流量を測定するために、ＲＰＶ５０は
モジュール式差圧ライン７０（図２）及び７２（図３）
を含んでいる。図２について説明すると、差圧ライン７
０は第１、第２、第３及び第４圧力ライン部分７４，７
６，７８及び８０を含んでいる。第１圧力ライン部分７
４は、ボトムヘッドペタル５４の外面８４からシュラウ
ド支持フランジ５６の外面８６まで延在するボア８２で
画成される。第２圧力ライン部分７６は、第１シュラウ
ド部分６０のフランジ係合表面９０から延在する第１ボ
ア８８と、第１ボア８８の一端９４からほぼ垂直にシュ
ラウド５２の内面９６まで延在する第２ボア９２とで画
成される。第２圧力ライン部分７６は第１圧力ライン部
分７４に結合するように構成されている。第３圧力ライ
ン部分７８は、シュラウド５２の内面９６に沿って炉心
板６８に向かって延在する管９８で画成される。管９８
は支持ブラケット１００によりシュラウド５２に連結さ
れている。第３圧力ライン部分７８は第２圧力ライン部
分７６と第４圧力ライン部分８０とに結合するように構
成されている。第４圧力ライン部分８０は、第２シュラ
ウド部分６２内に延在する第１ボア１０２と、第１ボア
１０２の端１０６からほぼ垂直に第２シュラウド部分６
２と炉心板レッジ６６とを通って第３シュラウド部分６
４内に延在する第２ボア１０４と、第２ボア１０４の端
１１０からほぼ垂直に第３シュラウド部分６４の内面１
１２まで延在する第３ボア１０８とで画成される。
【００１９】図３について説明すると、差圧ライン７２
は第１、第２及び第３圧力ライン部分１１４，１１６及
び１１８を含んでいる。第１圧力ライン部分１１４は、
ボトムヘッドペタル５４の外面８４からシュラウド支持
フランジ５６の外面８６まで延在するボア１２０で画成
される。第２圧力ライン部分１１６は、第１シュラウド
部分６０のフランジ係合表面９０から延在する第１ボア
１２２と、第１ボア１２２の一端１２６からほぼ垂直に
シュラウド５２の内面９６まで延在する第２ボア１２４
とで画成される。第２圧力ライン部分１１６は第１圧力
ライン部分１１４に結合するように構成されている。第
３圧力ライン部分１１８は、シュラウド５２の内面９６
に沿って炉心板６８に向かって延在する管１２６で画成
される。管１２６は支持ブラケット１００によりシュラ
ウド５２に連結されている。
【００２０】原子炉内部ポンプ流量を測定するために、
ＲＰＶ５０はモジュール式差圧ライン１２８（図４）及
び１３０（図５）を含んでいる。図４について説明する
と、差圧ライン１２８は第１及び第２圧力ライン部分１
３２，１３４を含んでいる。第１圧力ライン部分１３２
は、ボトムヘッドペタル５４の外面８４からボトムヘッ
ドペタル５４の内面１３８まで延在するボア１３６で画
成される。第２圧力ライン部分１３４は、ボア１３６と
結合し表面８６とは反対側のシュラウド支持フランジ５
６近傍を終端とする管１４０で画成される。
【００２１】図５について説明すると、差圧ライン１３
０は第１、第２、第３及び第４圧力ライン部分１４２，
１４４，１４６及び１４８を含んでいる。第１圧力ライ
ン部分１４２は、ボトムヘッドペタル５４の外面８４か
らシュラウド支持フランジ５６の外面１８６まで延在す
るボア１５０で画成される。第２圧力ライン部分１４４
は、第１シュラウド部分６０のフランジ係合表面９０か
ら延在する第１ボア１５２と、第１ボア１５２の一端１
５３からほぼ垂直にシュラウド５２の内面９６まで延在
する第２ボア１５４とで画成される。第２圧力ライン部
分１４４は第１圧力ライン部分１４２に結合するように
構成されている。第３圧力ライン部分１４６は、シュラ
ウド５２の内面９６に沿って炉心板６８に向かって延在
する管１５６で画成される。管１５６は支持ブラケット
１００によりシュラウド５２に連結されている。第３圧
力ライン部分１４６は第２圧力ライン部分１４４と第４
圧力ライン部分１４８とに結合するように構成されてい
る。第４圧力ライン部分１４８は、第２シュラウド部分
６２を貫通しているボア１５８で画成される。
【００２２】運転中、モジュール式差圧ライン７０，７
２，１２８，１３０は原子炉圧力容器内の別々の点で圧
力を測定する。圧力差は原子炉内の２点間の流量を指示
するものである。代表的な場合、炉心流量は、差圧ライ
ン７０，７２により炉心板６８の上方と下方の圧力を測
定することによって測定される。原子炉の環状域内の流
量は、差圧ライン１２８，１３０により原子炉内部ポン
プインペラの上方と下方の圧力を測定することによって
測定できる。
【００２３】圧力ライン７０，７２，１２８，１３０は
モジュール式であるから、一つのシュラウド部分、例え
ばシュラウド部分６０，６２又は６４を交換のために取
り外す時、そのシュラウド部分と一体のモジュール式圧
力ライン部分又はそれらのある部分がシュラウド部分と
一緒に取り外される。例えば、シュラウド部分６４を原
子炉５０から取り外す場合、シュラウド部分６４と関連
する一体圧力ライン部分８０の部分、すなわち、第２ボ
ア１０４と第３ボア１０８も取り外される。圧力ライン
部分を隣接シュラウド部分の対応圧力ライン部分から離
すのに切断作業は必要でない。その後、取り外したシュ
ラウド部分の代わりに、やはり一体圧力ラインを備えた
シュラウド部分を取付けるが、それらの圧力ラインは溶
接せずに隣接シュラウド部分の圧力ラインに再結合され
る。
【００２４】上述のモジュール式差圧ライン７０，７
２，１２８，１３０によって、差圧ラインをシュラウド
から切断しなくてもシュラウド部分６０，６２，６４を
交換することができるようになる。このモジュール式差
圧ラインは、炉心シュラウド５２への溶接によって差圧
ラインを再設置しなくても、交換用シュラウド部分の取
付けができるようにする。モジュール式差圧ラインは、
原子炉圧力容器５０内の炉心シュラウド５２の交換工程
を単純化するとともに迅速化する。
【００２５】図６と図７と図８と図９は本発明の他の実
施例による炉心シュラウド２０２を有するＲＰＶ２００
の断面図である。ＲＰＶ２００にはボトムヘッドペタル
２０４が含まれ、シュラウド支持フランジ２０６を有す
る。ＲＰＶ側壁２０８がボトムヘッドペタル２０４から
延在する。シュラウド２０２はボトムヘッドペタル２０
４のシュラウド支持フランジ２０６によって支持されて
いる。
【００２６】シュラウド２０２は、通例シュラウド支持
体と呼ばれる第１シュラウド部分２１０と、通例下側シ
ュラウドと呼ばれる第２シュラウド部分２１２と、通例
上側シュラウドと呼ばれる第３シュラウド部分２１４と
を含んでいる。炉心板レッジ２１６が第２シュラウド部
分２１２と第３シュラウド部分２１４との間に配置され
ている。炉心板２１８が炉心板レッジ２１６に結合され
ている。
【００２７】炉心流量を測定するために、ＲＰＶ２００
はモジュール式差圧ライン２２０（図６）及び２２２
（図７）を含んでいる。図６について説明すると、差圧
ライン２２０は第１及び第２圧力ライン部分２２４，２
２６を含んでいる。第１圧力ライン部分２２４は、ボト
ムヘッドペタル２０４の外面２３０からシュラウド支持
フランジ２０６の外面２３２まで延在するボア２２８で
画成される。第２圧力ライン部分２２６は、第１シュラ
ウド部分２１０のフランジ係合表面２３６から第１シュ
ラウド部分２１０と第２シュラウド部分２１２と炉心板
レッジ２１６とを通って第３シュラウド部分２１４内に
延在する第１ボア２３４と、第１ボア２３４の一端２３
９からほぼ垂直にシュラウド２０２の内面２４０まで延
在する第２ボア２３８とで画成される。第２圧力ライン
部分２２６は第１圧力ライン部分２２４に結合するよう
に構成されている。
【００２８】図７について説明すると、差圧ライン２２
２は第１及び第２圧力ライン部分２４２，２４４を含ん
でいる。第１圧力ライン部分２４２は、ボトムヘッドペ
タル２０４の外面２３０からシュラウド支持フランジ２
０６の外面２３２まで延在するボア２４６で画成され
る。第２圧力ライン部分２４４は、第１シュラウド部分
２１０のフランジ係合表面２３６から第１シュラウド部
分２１０と第２シュラウド部分２１２とを通って炉心板
レッジ２１６内に延在する第１ボア２４８と、第１ボア
２４８の一端２５２からほぼ垂直に炉心板レッジ２１６
の内面２５４まで延在する第２ボア２５０とで画成され
る。第２圧力ライン部分２４４は第１圧力ライン部分２
４２に結合するように構成されている。
【００２９】原子炉内部ポンプ流量を測定するために、
ＲＰＶ２００はモジュール式差圧ライン２５６（図８）
及び２５８（図９）を含んでいる。図８について説明す
ると、差圧ライン２５６は第１及び第２圧力ライン部分
２６０，２６２を含んでいる。第１圧力ライン部分２６
０は、ボトムヘッドペタル２０４の外面２３０からボト
ムヘッドペタル２０４の内面２６６まで延在するボア２
６４で画成される。第２圧力ライン部分２６２は、ボア
２６４に結合しかつ表面２３２とは反対側のシュラウド
支持フランジ２０６近傍を終端とする管２６８によって
画成される。
【００３０】図９について説明すると、差圧ライン２５
８は第１、第２、第３及び第４圧力ライン部分２７０，
２７２，２７４及び２７６を含んでいる。第１圧力ライ
ン部分２７０は、ボトムヘッドペタル２０４の外面２３
０からシュラウド支持フランジ２０６の外面２３２まで
延在するボア２７８で画成される。第２圧力ライン部分
２７２は、第１シュラウド部分２１０のフランジ係合表
面２３６から第１シュラウド部分２１０を通って第２シ
ュラウド部分２１２内に延在する第１ボア２８０と、第
１ボア２８０の一端２８４からほぼ垂直にシュラウド２
０２の内面２４０まで延在する第２ボア２８２とで画成
される。第２圧力ライン部分２７２は第１圧力ライン部
分２７０に結合するように構成されている。第３圧力ラ
イン部分２７４は、シュラウド２０２の内面２３６に沿
って炉心板２１８に向かって延在する管２８６で画成さ
れる。第３圧力ライン部分２７４は第２圧力ライン部分
２７２と第４圧力ライン部分２７６とに結合するように
構成されている。第４圧力ライン部分２７６は、第２シ
ュラウド部分２１２を貫通しているボア２８８で画成さ
れる。
【００３１】本発明の様々な実施例の以上の説明から、
本発明の目的が達成されることは明らかである。本発明
を詳細に説示したが、この詳細な説示は単に例示のため
のもので本発明を限定するものではないことを理解され
たい。
【図面の簡単な説明】
【図１】 沸騰水型原子炉圧力容器の部分切除断面図で
ある。
【図２】 本発明の一実施例による炉心シュラウドを有
するＲＰＶの部分断面図である。
【図３】 本発明の一実施例による炉心シュラウドを有
するＲＰＶの部分断面図である。
【図４】 本発明の一実施例による炉心シュラウドを有
するＲＰＶの部分断面図である。
【図５】 本発明の一実施例による炉心シュラウドを有
するＲＰＶの部分断面図である。
【図６】 本発明の他の実施例による炉心シュラウドを
有するＲＰＶの部分断面図である。
【図７】 本発明の他の実施例による炉心シュラウドを
有するＲＰＶの部分断面図である。
【図８】 本発明の他の実施例による炉心シュラウドを
有するＲＰＶの部分断面図である。
【図９】 本発明の他の実施例による炉心シュラウドを
有するＲＰＶの部分断面図である。
【符号の説明】
２６ 原子炉内部ポンプインペラ ５０ 原子炉圧力容器 ５２ 炉心シュラウド ５４ ボトムヘッドペタル ５６ シュラウド支持フランジ ５８ 原子炉圧力容器側壁 ６０，６２，６４ シュラウド部分 ６６ 炉心板レッジ ６８ 炉心板 ７０，７２ モジュール式差圧ライン １００ 支持ブラケット
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 アレックス・ブライア・ファイフ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ホセ、リトル・フォールズ・ドライ ブ、6555番 (72)発明者 ゲイリー・ジェイ・バラス アメリカ合衆国、ワシントン州、ベレヴ ー、エヌイー・12ティーエイチ・ストリー ト・ナンバー18、10109番

Claims (21)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 １以上のインペラを有する原子炉内部ポ
    ンプと炉心板とを含む原子炉圧力容器用のモジュール式
    差圧測定システムであって、当該モジュール式差圧測定
    システムが各々複数の圧力ライン部分を含んでなる複数
    の圧力ライン、 １以上のシュラウド部分を含んでなるシュラウドであっ
    て、各シュラウド部分が１以上の圧力ライン部分を含ん
    でいて、該圧力ライン部分が溶接せずに隣接シュラウド
    部分の対応圧力ライン部分と接続しかつ切り離せるよう
    に構成されているシュラウド、及び圧力ライン部分を画
    成する複数のボアとシュラウド支持フランジとを含む原
    子炉ボトムヘッドペタル部であって、該ボトムヘッドペ
    タルの１以上の圧力ライン部分が隣接シュラウド部分の
    対応圧力ライン部分と結合するように構成されている原
    子炉ボトムヘッドペタル部、を含んでなる、モジュール
    式差圧測定システム。
  2. 【請求項２】 前記シュラウド圧力ライン部分が前記シ
    ュラウド部分に溶接されている、請求項１記載の差圧測
    定システム。
  3. 【請求項３】 前記シュラウド圧力ライン部分が垂直部
    分を含んでいて、該垂直圧力ライン部分が前記シュラウ
    ド部分を貫通した垂直ボアによって画成される、請求項
    １記載の差圧測定システム。
  4. 【請求項４】 前記シュラウド圧力ライン部分がさらに
    水平部分を含んでいて、該水平圧力ライン部分が、前記
    シュラウド部分に溶接され前記垂直圧力ライン部分と連
    通して形成された管によって画成される、請求項３記載
    の差圧測定システム。
  5. 【請求項５】 請求項１記載の差圧測定システムであっ
    て、前記シュラウドが、隣合うシュラウド部分に結合さ
    れていてそれらの間に配置された炉心板レッジをさらに
    含んでおり、当該差圧測定システムが第１及び第２圧力
    ラインを含んでいて、 上記第１圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウド支持フランジに近接して第１シュラウド
    部分を通って前記シュラウドの内面まで延在するボアか
    らなるとともに前記第１圧力ライン部分と結合するよう
    に構成された第２圧力ライン部分と、前記シュラウドの
    内面に沿って延在し前記炉心板の下方で終わっている管
    からなるとともに前記第２圧力ライン部分と結合するよ
    うに構成された第３圧力ライン部分とを含んでなり、か
    つ上記第２圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外
    面から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジ
    の外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分
    と、前記シュラウド支持フランジに近接して前記第１シ
    ュラウド部分を通って前記シュラウドの内面まで延在す
    るボアからなるとともに前記第１圧力ライン部分と結合
    するように構成された第２圧力ライン部分と、前記シュ
    ラウドの内面に沿って延在する管からなるとともに前記
    第２圧力ライン部分と結合するように構成された第３圧
    力ライン部分と、前記炉心板レッジに近接して前記シュ
    ラウド部分内に延在し前記シュラウド部分と前記炉心板
    レッジと第２シュラウド部分とを通って前記第２シュラ
    ウド部分の内面に達しているボアからなるとともに前記
    第３圧力ライン部分と結合するように構成された第４圧
    力ライン部分とを含んでなる、差圧測定システム。
  6. 【請求項６】 請求項５記載の差圧測定システムであっ
    て、当該差圧測定システムが第３及び第４圧力ラインを
    さらに含んでいて、 上記第３圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの前記
    外面から前記ボトムヘッドペタルの内面まで延在するボ
    アからなる第１圧力ライン部分と、前記ボトムヘッドペ
    タルの前記シュラウド支持フランジの下で終わっている
    管からなるとともに前記第１圧力ライン部分に結合され
    る第２圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第４圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウド支持フランジに近接して前記第１シュラ
    ウド部分を通って前記シュラウドの前記内面まで延在す
    るボアからなるとともに前記第１圧力ライン部分と結合
    するように構成された第２圧力ライン部分と、前記シュ
    ラウドの前記内面に沿って延在する管からなるとともに
    前記第２圧力ライン部分と結合するように構成された第
    ３圧力ライン部分と、前記シュラウドを貫通しているボ
    アからなるとともに前記第３圧力ライン部分と結合する
    ように構成された第４圧力ライン部分とを含んでなる、
    差圧測定システム。
  7. 【請求項７】 請求項１記載の差圧測定システムであっ
    て、当該差圧測定システムが第１及び第２圧力ラインを
    含んでいて、 上記第１圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウドを通って前記炉心板レッジ内に延在し前
    記炉心板レッジの内面に達しているボアからなるととも
    に前記第１圧力ライン部分と結合するように構成された
    第２圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第２圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記第１シュラウド部分を通り前記炉心板レッジ内に延
    びてそれを貫通し前記第２シュラウド部分内に延びて前
    記第２シュラウド部分の前記内面に達しているボアから
    なるとともに前記第１圧力ライン部分と結合するように
    構成された第２圧力ライン部分とを含んでなる、差圧測
    定システム。
  8. 【請求項８】 請求項７記載の差圧測定システムであっ
    て、当該差圧測定システムが第３及び第４圧力ラインを
    さらに含んでいて、 上記第３圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの前記
    外面から前記ボトムヘッドペタルの前記内面まで延在す
    るボアからなる第１圧力ライン部分と、前記ボトムヘッ
    ドペタルの前記シュラウド支持フランジの下で終わって
    いる管からなるとともに前記第１圧力ライン部分に結合
    される第２圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第４圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの前記
    外面から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フラン
    ジの前記外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン
    部分と、前記第１シュラウド部分を通って前記シュラウ
    ドの前記内面まで延在するボアからなるとともに前記第
    １圧力ライン部分と結合するように構成された第２圧力
    ライン部分と、前記シュラウドの前記内面に沿って延在
    する管からなるとともに前記第２圧力ライン部分と結合
    するように構成された第３圧力ライン部分と、前記シュ
    ラウドの内面に沿って前記第３圧力ライン部分に対して
    ほぼ垂直に延在する管からなるとともに前記第３圧力ラ
    イン部分と結合するように構成された第４圧力ライン部
    分と、前記シュラウドを貫通しているボアからなるとと
    もに前記第４圧力ライン部分と結合するように構成され
    た第５圧力ライン部分とを含んでなる、差圧測定システ
    ム。
  9. 【請求項９】 １以上のインペラを有する原子炉内部ポ
    ンプと炉心板とを含む原子炉圧力容器用のモジュール式
    シュラウドシステムであって、当該モジュール式シュラ
    ウドシステムが 各々複数の圧力ライン部分を含んでなる複数の圧力ライ
    ン、 １以上のモジュール式シュラウド部分を含んでなるシュ
    ラウドであって、各シュラウド部分が１以上の圧力ライ
    ン部分を含んでいて、該圧力ライン部分が溶接せずに隣
    接シュラウド部分の対応圧力ライン部分と接続しかつ切
    り離せるように構成されているシュラウド、及び圧力ラ
    イン部分を画成する複数のボアとシュラウド支持フラン
    ジとを含む原子炉ボトムヘッドペタル部であって、該ボ
    トムヘッドペタルの１以上の圧力ライン部分が隣接シュ
    ラウド部分の対応圧力ライン部分と結合するように構成
    されている原子炉ボトムヘッドペタル部、を含んでな
    る、モジュール式シュラウドシステム。
  10. 【請求項１０】 前記シュラウド圧力ライン部分が前記
    シュラウド部分に溶接されている、請求項９記載のモジ
    ュール式シュラウドシステム。
  11. 【請求項１１】 前記シュラウド圧力ライン部分が垂直
    部分を含んでいて、該垂直圧力ライン部分が前記シュラ
    ウド部分を貫通した垂直ボアによって画成される、請求
    項９記載のモジュール式シュラウドシステム。
  12. 【請求項１２】 前記シュラウド圧力ライン部分がさら
    に水平部分を含んでいて、該水平圧力ライン部分が、前
    記シュラウド部分に溶接され前記垂直圧力ライン部分と
    連通して形成された管によって画成される、請求項１１
    記載のモジュール式シュラウドシステム。
  13. 【請求項１３】 請求項９記載のモジュール式シュラウ
    ドシステムであって、前記シュラウドが、隣合うシュラ
    ウド部分に結合されていてそれらの間に配置された炉心
    板レッジをさらに含んでおり、前記差圧測定システムが
    第１及び第２圧力ラインを含んでいて、 上記第１圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウド支持フランジに近接して第１シュラウド
    部分を通って前記シュラウドの内面まで延在するボアか
    らなるとともに前記第１圧力ライン部分と結合するよう
    に構成された第２圧力ライン部分と、前記シュラウドの
    内面に沿って延在し前記炉心板の下方で終わっている管
    からなるとともに前記第２圧力ライン部分と結合するよ
    うに構成された第３圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第２圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウド支持フランジに近接して前記第１シュラ
    ウド部分を通って前記シュラウドの内面まで延在するボ
    アからなるとともに前記第１圧力ライン部分と結合する
    ように構成された第２圧力ライン部分と、前記シュラウ
    ドの内面に沿って延在する管からなるとともに前記第２
    圧力ライン部分と結合するように構成された第３圧力ラ
    イン部分と、前記ボトムヘッドペタルに近接して前記シ
    ュラウド部分内に水平方向に延在し前記シュラウド部分
    と前記炉心板レッジと第２シュラウド部分とを通って前
    記第２シュラウド部分の内面に達しているボアからなる
    とともに前記第３圧力ライン部分と結合するように構成
    された第４圧力ライン部分とを含んでなる、モジュール
    式シュラウドシステム。
  14. 【請求項１４】 請求項１３記載のモジュール式シュラ
    ウドシステムであって、前記差圧測定システムが第３及
    び第４圧力ラインをさらに含んでいて、 上記第３圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの前記
    外面から前記ボトムヘッドペタルの内面まで延在するボ
    アからなる第１圧力ライン部分と、前記ボトムヘッドペ
    タルの前記シュラウド支持フランジの下で終わっている
    管からなるとともに前記第１圧力ライン部分に結合され
    る第２圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第４圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウド支持フランジに近接して前記第１シュラ
    ウド部分を通って前記シュラウドの前記内面まで延在す
    るボアからなるとともに前記第１圧力ライン部分と結合
    するように構成された第２圧力ライン部分と、前記シュ
    ラウドの前記内面に沿って延在する管からなるとともに
    前記第２圧力ライン部分と結合するように構成された第
    ３圧力ライン部分と、前記シュラウドを貫通しているボ
    アからなるとともに前記第３圧力ライン部分と結合する
    ように構成された第４圧力ライン部分とを含んでなる、
    モジュール式シュラウドシステム。
  15. 【請求項１５】 請求項９記載のモジュール式シュラウ
    ドシステムであって、前記差圧測定システムが第１及び
    第２圧力ラインを含んでいて、 上記第１圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記シュラウドを通って前記炉心板レッジ内に延在し前
    記炉心板レッジの内面に達しているボアからなるととも
    に前記第１圧力ライン部分と結合するように構成された
    第２圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第２圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの外面
    から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フランジの
    外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン部分と、
    前記第１シュラウド部分を通り前記炉心板レッジ内に延
    びてそれを貫通し前記第２シュラウド部分内に延びて前
    記上側シュラウド部分の前記内面に達しているボアから
    なるとともに前記第１圧力ライン部分と結合するように
    構成された第２圧力ライン部分とを含んでなる、モジュ
    ール式シュラウドシステム。
  16. 【請求項１６】 請求項１５記載のモジュール式シュラ
    ウドシステムであって、前記差圧測定システムが第３及
    び第４圧力ラインをさらに含んでいて、 上記第３圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの前記
    外面から前記ボトムヘッドペタルの前記内面まで延在す
    るボアからなる第１圧力ライン部分と、前記ボトムヘッ
    ドペタルの前記シュラウド支持フランジの下で終わって
    いる管からなるとともに前記第１圧力ライン部分に結合
    される第２圧力ライン部分とを含んでなり、 上記第４圧力ラインが、前記ボトムヘッドペタルの前記
    外面から前記ボトムヘッドペタルシュラウド支持フラン
    ジの前記外面まで延在するボアからなる第１圧力ライン
    部分と、前記第１シュラウド部分を通って前記シュラウ
    ドの前記内面まで延在するボアからなるとともに前記第
    １圧力ライン部分と結合するように構成された第２圧力
    ライン部分と、前記シュラウドの前記内面に沿って延在
    する管からなるとともに前記第２圧力ライン部分と結合
    するように構成された第３圧力ライン部分と、前記シュ
    ラウドの内面に沿って前記第３圧力ライン部分に対して
    ほぼ垂直に延在する管からなるとともに前記第３圧力ラ
    イン部分と結合するように構成された第４圧力ライン部
    分と、前記シュラウドを貫通しているボアからなるとと
    もに前記第４圧力ライン部分と結合するように構成され
    た第５圧力ライン部分とを含んでなる、モジュール式シ
    ュラウドシステム。
  17. 【請求項１７】 １以上のインペラを有する原子炉内部
    ポンプと炉心板とを含む原子炉圧力容器用のモジュール
    式シュラウドシステムであって、１以上のモジュール式
    シュラウド部分を含んでなるシュラウドを含んでなり、
    各シュラウド部分が１以上の圧力ライン部分を含んでお
    り、該圧力ライン部分が溶接せずに隣接シュラウド部分
    の対応圧力ライン部分と接続しかつ切り離せるように構
    成されている、モジュール式シュラウドシステムシュラ
    ウド。
  18. 【請求項１８】 圧力ライン部分を画成している複数の
    ボアとシュラウド支持フランジとを含む原子炉ボトムヘ
    ッドペタル部をさらに含んでいて、該ボトムヘッドペタ
    ルの１以上の圧力ライン部分が隣接シュラウド部分の対
    応圧力ライン部分と結合するように構成されている、請
    求項１７記載のモジュール式シュラウドシステム。
  19. 【請求項１９】 前記シュラウド圧力ライン部分が前記
    シュラウド部分に溶接されている、請求項１７記載のモ
    ジュール式シュラウドシステム。
  20. 【請求項２０】 前記シュラウド圧力ライン部分が垂直
    部分を含んでいて、該垂直圧力ライン部分が前記シュラ
    ウド部分を貫通した垂直ボアによって画成される、請求
    項１７記載のモジュール式シュラウドシステム。
  21. 【請求項２１】 前記シュラウド圧力ライン部分がさら
    に水平部分を含んでいて、該水平圧力ライン部分が、前
    記シュラウド部分に溶接され前記垂直圧力ライン部分と
    連通して形成された管によって画成される、請求項２０
    記載のモジュール式シュラウドシステム。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010515079A (ja) * 2007-01-02 2010-05-06 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉用アラインメント・プレートの構成
WO2023135724A1 (ja) * 2022-01-14 2023-07-20 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉の炉内配管構造

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6540154B1 (en) 1991-04-24 2003-04-01 Aerogen, Inc. Systems and methods for controlling fluid feed to an aerosol generator
US7628339B2 (en) 1991-04-24 2009-12-08 Novartis Pharma Ag Systems and methods for controlling fluid feed to an aerosol generator
US6782886B2 (en) 1995-04-05 2004-08-31 Aerogen, Inc. Metering pumps for an aerosolizer
US6085740A (en) 1996-02-21 2000-07-11 Aerogen, Inc. Liquid dispensing apparatus and methods
US5758637A (en) 1995-08-31 1998-06-02 Aerogen, Inc. Liquid dispensing apparatus and methods
US6235177B1 (en) 1999-09-09 2001-05-22 Aerogen, Inc. Method for the construction of an aperture plate for dispensing liquid droplets
US6504888B1 (en) * 1999-12-23 2003-01-07 General Electric Company Apparatus and methods of flow measurement for a boiling water reactor internal pump
MXPA02010884A (es) 2000-05-05 2003-03-27 Aerogen Ireland Ltd Aparato y metodo para el suministro de medicamentos al sistema respiratorio.
US6948491B2 (en) 2001-03-20 2005-09-27 Aerogen, Inc. Convertible fluid feed system with comformable reservoir and methods
US7971588B2 (en) 2000-05-05 2011-07-05 Novartis Ag Methods and systems for operating an aerosol generator
US7100600B2 (en) 2001-03-20 2006-09-05 Aerogen, Inc. Fluid filled ampoules and methods for their use in aerosolizers
US8336545B2 (en) 2000-05-05 2012-12-25 Novartis Pharma Ag Methods and systems for operating an aerosol generator
US7600511B2 (en) 2001-11-01 2009-10-13 Novartis Pharma Ag Apparatus and methods for delivery of medicament to a respiratory system
US6732944B2 (en) 2001-05-02 2004-05-11 Aerogen, Inc. Base isolated nebulizing device and methods
US7360536B2 (en) 2002-01-07 2008-04-22 Aerogen, Inc. Devices and methods for nebulizing fluids for inhalation
US7677467B2 (en) 2002-01-07 2010-03-16 Novartis Pharma Ag Methods and devices for aerosolizing medicament
WO2003059424A1 (en) 2002-01-15 2003-07-24 Aerogen, Inc. Methods and systems for operating an aerosol generator
ES2572770T3 (es) 2002-05-20 2016-06-02 Novartis Ag Aparato para proporcionar pulverización para tratamiento médico y métodos
US8616195B2 (en) 2003-07-18 2013-12-31 Novartis Ag Nebuliser for the production of aerosolized medication
US7267121B2 (en) 2004-04-20 2007-09-11 Aerogen, Inc. Aerosol delivery apparatus and method for pressure-assisted breathing systems
US7946291B2 (en) 2004-04-20 2011-05-24 Novartis Ag Ventilation systems and methods employing aerosol generators
US7290541B2 (en) 2004-04-20 2007-11-06 Aerogen, Inc. Aerosol delivery apparatus and method for pressure-assisted breathing systems
EP1896662B1 (en) 2005-05-25 2014-07-23 AeroGen, Inc. Vibration systems and methods
US8565366B2 (en) * 2007-04-09 2013-10-22 General Electric Company Methods and apparatuses for operating and repairing nuclear reactors
CN105719707A (zh) * 2014-12-01 2016-06-29 上海核工程研究设计院 压水反应堆整体水力模拟试验中的压差测点布置结构

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5786788A (en) * 1980-11-20 1982-05-29 Hitachi Ltd Nuclear reactor with built-in coolant recirculation pump
JPS58129293A (ja) * 1982-01-27 1983-08-02 株式会社日立製作所 冷却材流量測定装置
JPS5988688A (ja) * 1982-11-12 1984-05-22 株式会社東芝 原子炉内差圧検出装置
JPS62184393A (ja) * 1986-02-10 1987-08-12 株式会社東芝 ジエツトポンプ計測配管取付装置
JPH05150078A (ja) * 1991-11-27 1993-06-18 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉
JPH05256990A (ja) * 1992-03-16 1993-10-08 Hitachi Ltd パイプホイップストラクチャの据付け方法
JPH07234298A (ja) * 1994-02-25 1995-09-05 Hitachi Ltd ジェットポンプ計測管用固定クランプ
JPH07287090A (ja) * 1994-04-20 1995-10-31 Hitachi Ltd 原子炉用炉内構造物
JPH08179080A (ja) * 1994-09-09 1996-07-12 Framatome Et Cogema <Fragema> 原子炉圧力容器の鏡板をアダプタ内で貫通する計測柱を密封する装置
JPH09133780A (ja) * 1995-11-07 1997-05-20 Toshiba Eng Co Ltd シュラウド付属構造物の据付構造
JPH09197084A (ja) * 1995-11-17 1997-07-31 General Electric Co <Ge> 炉心差圧及び液体制御配管装置

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5118461A (en) * 1989-02-17 1992-06-02 Kabushiki Kaisha Toshiba Flow rate measuring apparatus
JPH08248176A (ja) * 1995-03-13 1996-09-27 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器の差圧検出管取付け構造

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5786788A (en) * 1980-11-20 1982-05-29 Hitachi Ltd Nuclear reactor with built-in coolant recirculation pump
JPS58129293A (ja) * 1982-01-27 1983-08-02 株式会社日立製作所 冷却材流量測定装置
JPS5988688A (ja) * 1982-11-12 1984-05-22 株式会社東芝 原子炉内差圧検出装置
JPS62184393A (ja) * 1986-02-10 1987-08-12 株式会社東芝 ジエツトポンプ計測配管取付装置
JPH05150078A (ja) * 1991-11-27 1993-06-18 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉
JPH05256990A (ja) * 1992-03-16 1993-10-08 Hitachi Ltd パイプホイップストラクチャの据付け方法
JPH07234298A (ja) * 1994-02-25 1995-09-05 Hitachi Ltd ジェットポンプ計測管用固定クランプ
JPH07287090A (ja) * 1994-04-20 1995-10-31 Hitachi Ltd 原子炉用炉内構造物
JPH08179080A (ja) * 1994-09-09 1996-07-12 Framatome Et Cogema <Fragema> 原子炉圧力容器の鏡板をアダプタ内で貫通する計測柱を密封する装置
JPH09133780A (ja) * 1995-11-07 1997-05-20 Toshiba Eng Co Ltd シュラウド付属構造物の据付構造
JPH09197084A (ja) * 1995-11-17 1997-07-31 General Electric Co <Ge> 炉心差圧及び液体制御配管装置

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010515079A (ja) * 2007-01-02 2010-05-06 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉用アラインメント・プレートの構成
WO2023135724A1 (ja) * 2022-01-14 2023-07-20 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉の炉内配管構造

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