JPH01136096A - 原子炉炉心の運転方法 - Google Patents
原子炉炉心の運転方法Info
- Publication number
- JPH01136096A JPH01136096A JP62294631A JP29463187A JPH01136096A JP H01136096 A JPH01136096 A JP H01136096A JP 62294631 A JP62294631 A JP 62294631A JP 29463187 A JP29463187 A JP 29463187A JP H01136096 A JPH01136096 A JP H01136096A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- handle
- fuel
- nuclear reactor
- control
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は原子炉炉心に係り、特に制御棒の取替時の安全
性を向上するのに好適な構造の制御棒を備えた沸騰水型
原子炉の原子炉炉心に関するものである。
性を向上するのに好適な構造の制御棒を備えた沸騰水型
原子炉の原子炉炉心に関するものである。
従来、原子炉炉心においては、１種類あるいは２種類以
上の制御棒が全炉心に配置されており、これらの制御棒
は、原子炉の出力を制御することと、緊急停止（スクラ
ム）を目的として使用されている。緊急停止を目的とす
る制御棒は、通常運転時には完全に引き抜かれた状態（
全引き抜き状態）であり、出力制御用の制御棒は、炉内
に挿入されていた。炉内に挿入された制御棒は、中性子
束が大きく、これと比較すると、全引き抜き状態の制御
棒の中性子束は非常に少ない。
上の制御棒が全炉心に配置されており、これらの制御棒
は、原子炉の出力を制御することと、緊急停止（スクラ
ム）を目的として使用されている。緊急停止を目的とす
る制御棒は、通常運転時には完全に引き抜かれた状態（
全引き抜き状態）であり、出力制御用の制御棒は、炉内
に挿入されていた。炉内に挿入された制御棒は、中性子
束が大きく、これと比較すると、全引き抜き状態の制御
棒の中性子束は非常に少ない。
しかし、以上の運転方法によると、全引き抜き制御棒は
、運転開始時より原子炉の寿命末まで使用することによ
り、その照射量は非常に多くなる。
、運転開始時より原子炉の寿命末まで使用することによ
り、その照射量は非常に多くなる。
以上に関しては、特開昭６１−１１１４８８号公報があ
る。
る。
従来の沸騰水型原子炉炉心は、２種類のセルパターン、
すなわち、制御セルセットと非制御セルセットとからな
り、制御セル位置にある制御棒は出力調整１反応度制御
用として使用し、また、非制御セル位置にある制御棒は
、原子炉停止用として使用する。第７図は原子炉炉心の
構成例であり、１は制御セル、２は非制御セルである。
すなわち、制御セルセットと非制御セルセットとからな
り、制御セル位置にある制御棒は出力調整１反応度制御
用として使用し、また、非制御セル位置にある制御棒は
、原子炉停止用として使用する。第７図は原子炉炉心の
構成例であり、１は制御セル、２は非制御セルである。
一方、制御棒は燃料とともに原子炉炉心の主要構成要素
となっており、中性子吸収断面積の大きな核種、例えば
、ボロン１０（Ｂ”）やハフニウム（Ｈｆ）、銀−イン
ジウム−カドミウム（Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ）等を用いて棒
状または板状に成形して一体構造となっている。制御棒
は、運転中の種々の目的の・ため、必要に応じて炉心外
部より挿入または引き抜かれる。構造は原子炉の炉型に
より異なるが、−例として沸騰水型原子炉に実用されて
いるものを第８図及び第９図に示す。第８図は斜視図、
第９図は水平断面図であり、３は十字形の制御棒ブレー
ド、４は制御棒ブレード３内に配置された中性子吸収棒
で、第９図に示すように、ステンレススチールの被覆管
５の内部にボロンカーバイト（８４Ｃ）の粉末６が一様
に充填密封されて構成されている。
となっており、中性子吸収断面積の大きな核種、例えば
、ボロン１０（Ｂ”）やハフニウム（Ｈｆ）、銀−イン
ジウム−カドミウム（Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ）等を用いて棒
状または板状に成形して一体構造となっている。制御棒
は、運転中の種々の目的の・ため、必要に応じて炉心外
部より挿入または引き抜かれる。構造は原子炉の炉型に
より異なるが、−例として沸騰水型原子炉に実用されて
いるものを第８図及び第９図に示す。第８図は斜視図、
第９図は水平断面図であり、３は十字形の制御棒ブレー
ド、４は制御棒ブレード３内に配置された中性子吸収棒
で、第９図に示すように、ステンレススチールの被覆管
５の内部にボロンカーバイト（８４Ｃ）の粉末６が一様
に充填密封されて構成されている。
制御棒は、運転開始前の装荷時、核的寿命が機械的寿命
に達した後の取り替え時において、専用のグラツプル（
取り替え用トング）を第８図の上部ハンドル７に掛け、
炉心に装荷あるいは抜き取りを行う。上部ハンドル７は
ステンレススチール製であるが、ステンレススチールは
中性子（特に高速中性子）の照射によりその伸びが大き
く低下（脆化）することが知られている。第１０図に中
性子照射量とステンレススチールの伸びとの関係線図を
示す。制御棒の重量は約１００ｋｇであり、制御捧取り
替え時には全重量がハンドル７に加わることになる。中
性子照射量が大きく、伸びの低下の著しい制御棒ハンド
ル７は、その取り替え時に破損する可能性がある。
に達した後の取り替え時において、専用のグラツプル（
取り替え用トング）を第８図の上部ハンドル７に掛け、
炉心に装荷あるいは抜き取りを行う。上部ハンドル７は
ステンレススチール製であるが、ステンレススチールは
中性子（特に高速中性子）の照射によりその伸びが大き
く低下（脆化）することが知られている。第１０図に中
性子照射量とステンレススチールの伸びとの関係線図を
示す。制御棒の重量は約１００ｋｇであり、制御捧取り
替え時には全重量がハンドル７に加わることになる。中
性子照射量が大きく、伸びの低下の著しい制御棒ハンド
ル７は、その取り替え時に破損する可能性がある。
一方、全引き抜き制御棒は、中性子吸収材が中性子を照
射されないため、原子炉寿命中のほぼ全期間にわたって
使用することが可能である。
射されないため、原子炉寿命中のほぼ全期間にわたって
使用することが可能である。
これは、制御棒の中性子吸収材領域が燃料有効長下端よ
りも下方にあり、中性子照射を受けないことが要因であ
る。
りも下方にあり、中性子照射を受けないことが要因であ
る。
しかし、中性子吸収材領域よりも上部に位置する上部ハ
ンドル７は、燃料有効長下端よりも上方にあり、多くの
中性子照射を受けることになる。
ンドル７は、燃料有効長下端よりも上方にあり、多くの
中性子照射を受けることになる。
この中性子照射量は約２Ｘ１０”ｎ／ｃｏ？どなる。
第１１図に制御棒の燃料の軸方向位置と高速中性子束と
の関係線図を示す。これより全引き抜き制御棒の上部ハ
ンドルの照射量は非常に大きく、燃料有効長下端より下
方では非常に小さいことがわかる。第１１図において、
８は燃料集合体、９は制御棒、７は制御棒上部ハンドル
を示す。
の関係線図を示す。これより全引き抜き制御棒の上部ハ
ンドルの照射量は非常に大きく、燃料有効長下端より下
方では非常に小さいことがわかる。第１１図において、
８は燃料集合体、９は制御棒、７は制御棒上部ハンドル
を示す。
本発明の目的は、上部ハンドルが取り扱い時に中性子照
射により脆化し、問題となることがない全引き抜き制御
棒を備えた原子炉炉心を提供することにある。
射により脆化し、問題となることがない全引き抜き制御
棒を備えた原子炉炉心を提供することにある。
上記目的は、第１に、原子炉の運転時に中性子吸収材領
域が燃料集合体の燃料有効長下端よりも上方に挿入され
る高さの低い上部ハンドルが固定の出力制御用の第１の
制御棒と、上記原子炉の運転時に上端が上記燃料集合体
の燃料有効長下端よりも下方に位置し、上記原子炉の停
止時に中性子吸収領域が上記燃料有効長下端より上方に
挿入される高さの低い上部ハンドルが固定の出力停止用
の第２の制御棒とを備えた構成として達成するようにし
た。第２に、上記第１の制御棒と上記第２の制御棒の上
部ハンドルをそれぞれ脱着可能の構成として達成するよ
うにした。
域が燃料集合体の燃料有効長下端よりも上方に挿入され
る高さの低い上部ハンドルが固定の出力制御用の第１の
制御棒と、上記原子炉の運転時に上端が上記燃料集合体
の燃料有効長下端よりも下方に位置し、上記原子炉の停
止時に中性子吸収領域が上記燃料有効長下端より上方に
挿入される高さの低い上部ハンドルが固定の出力停止用
の第２の制御棒とを備えた構成として達成するようにし
た。第２に、上記第１の制御棒と上記第２の制御棒の上
部ハンドルをそれぞれ脱着可能の構成として達成するよ
うにした。
制御捧全引き抜き時にハンドル部を含む制御棒上端が燃
料有効長下端よりも下方に位置するような炉心にしたの
で、それによってハンドル部は、中性子が照射されるこ
とがなくなるので、脆化することがない。このため、制
御棒の取扱い時に、ハンドルが破損する等の事故を防ぐ
ことができる。
料有効長下端よりも下方に位置するような炉心にしたの
で、それによってハンドル部は、中性子が照射されるこ
とがなくなるので、脆化することがない。このため、制
御棒の取扱い時に、ハンドルが破損する等の事故を防ぐ
ことができる。
以下本発明を第１図〜第６図に示した実施例を用いて詳
細に説明する。
細に説明する。
第１図は本発明の原子炉炉心の制御棒の一実施例を示す
縦断面図である。第１図は、原子炉の運転時に中性子吸
収領域が燃料集合体の燃料有効長下端よりも上方に挿入
される上部ハンドルを脱着可能あるいは脱着しない第１
の制御棒１１と、上端が燃料有効長下端よりも下方に位
置し、原子炉の停止時に中性子吸収材領域が燃料有効長
下端より上方に挿入される上部ハンドルを脱着可能ある
いは脱着しない第２の制御棒１２を示しており、第１及
び第２の２種類の制御棒１１，１２は、通常２種類のセ
ルパターン（制御セルセットと非制御セルセット）に用
いられる。すなわち、第１の制御棒１１は制御セル用と
して、第２の制御棒１２ば非制御セル用として用いられ
る。第１図では、第１．第２の制御棒１１，１２が運転
中に燃料有効長に対しいかなる位置にあるかを示したも
のであり、−例としてハンドルが付いた状態を示しであ
る。第１の制御棒１１はハンドル１３と８４ＣＢ （第
９図参照）等の中性子吸収材を充填したブレード１４と
ベロシティリミッタ−等により構成されている。仮に本
制御棒１１が全引き抜き状態となった場合にもハンドル
１３を含む制御棒上端が燃料有効長下端よりも上方に位
置するとしても問題ない。
縦断面図である。第１図は、原子炉の運転時に中性子吸
収領域が燃料集合体の燃料有効長下端よりも上方に挿入
される上部ハンドルを脱着可能あるいは脱着しない第１
の制御棒１１と、上端が燃料有効長下端よりも下方に位
置し、原子炉の停止時に中性子吸収材領域が燃料有効長
下端より上方に挿入される上部ハンドルを脱着可能ある
いは脱着しない第２の制御棒１２を示しており、第１及
び第２の２種類の制御棒１１，１２は、通常２種類のセ
ルパターン（制御セルセットと非制御セルセット）に用
いられる。すなわち、第１の制御棒１１は制御セル用と
して、第２の制御棒１２ば非制御セル用として用いられ
る。第１図では、第１．第２の制御棒１１，１２が運転
中に燃料有効長に対しいかなる位置にあるかを示したも
のであり、−例としてハンドルが付いた状態を示しであ
る。第１の制御棒１１はハンドル１３と８４ＣＢ （第
９図参照）等の中性子吸収材を充填したブレード１４と
ベロシティリミッタ−等により構成されている。仮に本
制御棒１１が全引き抜き状態となった場合にもハンドル
１３を含む制御棒上端が燃料有効長下端よりも上方に位
置するとしても問題ない。
第２の制御棒１２は、第１の制御棒１１と同様にハンド
ル１３と８４ＣＢ（第９図参照）等の中性子吸収材を充
填したブレード１４とベロシティリミッタ−等により構
成されているが１本制御棒１２を全引き抜き状態とした
場合、ハンドル１３を含む制御棒上端が燃料有効長下端
よりも下方に位置するようにする。本制御棒１２のハン
ドル１３は、従来の制御棒ハンドル高さ約１００＋ｍ＋
に対し、はぼ１／２の５０ｉｎとする。これにより、従
来、制御棒が全引き抜き時に燃料有効長内に入り、中性
子が照射されていた部分をほぼ消除できる。ハンドルの
高さの低減に対しては、既存の制御棒ハンドル用グラツ
プルを改良することにより対応可能である。もち論、ハ
ンドル高さについては、その上端が燃料有効長下端より
も下方であれば、特に規定する必要はなく、上記の５０
ｎｗｎに特定する必要はない。第２の制御棒１２は、通
常運転時には全引き抜き状態であり、その上端が燃料有
効長下端よりも下方にあれば、ハンドル１３を含め、制
御棒１２が中性子照射されて機械的な劣化を生じる可能
性は非常に少ない。このため、制御棒の取扱い時の安全
性を確保できる。
ル１３と８４ＣＢ（第９図参照）等の中性子吸収材を充
填したブレード１４とベロシティリミッタ−等により構
成されているが１本制御棒１２を全引き抜き状態とした
場合、ハンドル１３を含む制御棒上端が燃料有効長下端
よりも下方に位置するようにする。本制御棒１２のハン
ドル１３は、従来の制御棒ハンドル高さ約１００＋ｍ＋
に対し、はぼ１／２の５０ｉｎとする。これにより、従
来、制御棒が全引き抜き時に燃料有効長内に入り、中性
子が照射されていた部分をほぼ消除できる。ハンドルの
高さの低減に対しては、既存の制御棒ハンドル用グラツ
プルを改良することにより対応可能である。もち論、ハ
ンドル高さについては、その上端が燃料有効長下端より
も下方であれば、特に規定する必要はなく、上記の５０
ｎｗｎに特定する必要はない。第２の制御棒１２は、通
常運転時には全引き抜き状態であり、その上端が燃料有
効長下端よりも下方にあれば、ハンドル１３を含め、制
御棒１２が中性子照射されて機械的な劣化を生じる可能
性は非常に少ない。このため、制御棒の取扱い時の安全
性を確保できる。
これまでの実施例では、高さの低いハンドルを上部に取
り付けた状態の制御棒を備えた原子炉炉心について説明
したが、本発明の目的は、ハンドルを脱着可能とするこ
とによっても達成できる。
り付けた状態の制御棒を備えた原子炉炉心について説明
したが、本発明の目的は、ハンドルを脱着可能とするこ
とによっても達成できる。
すなわち、第１あるいは第２の制御棒１１．Ｌ２のハン
ドル１３を運転中には取り外し、取扱い時には取り付け
る。これにより、ハンドルが中性子に照射されることを
防止することができる。
ドル１３を運転中には取り外し、取扱い時には取り付け
る。これにより、ハンドルが中性子に照射されることを
防止することができる。
第２図は本発明の原子炉炉心の制御棒の一実施例を示す
、〜観図である。第２図において、１３はハンドル、１
４は中性子吸収材を充填したブレード、１５は落下速度
リミッタを示す。
、〜観図である。第２図において、１３はハンドル、１
４は中性子吸収材を充填したブレード、１５は落下速度
リミッタを示す。
本実施例では、ハンドル１３とブレード１４の上部とを
Ａ−Ａ矢視図で分割可能の構造としである。また、従来
、ハンドル１３に取り付けていたガイドローラを中性子
吸収材を充填したブレード１４の上部に移動することに
よって、ハンドル１３を取り外した状態で使用する際な
らびにハンドル１３を取り付けた状態で使用する際の挿
入、引き抜き性を従来と同等とした。
Ａ−Ａ矢視図で分割可能の構造としである。また、従来
、ハンドル１３に取り付けていたガイドローラを中性子
吸収材を充填したブレード１４の上部に移動することに
よって、ハンドル１３を取り外した状態で使用する際な
らびにハンドル１３を取り付けた状態で使用する際の挿
入、引き抜き性を従来と同等とした。
本実施例によれば、寿命に達し、取り替えるようになっ
た制御棒のハンドル１３を再装着しても同等の効果が得
られる。
た制御棒のハンドル１３を再装着しても同等の効果が得
られる。
′ 第３図〜第６図はそれぞれハンドル１３の脱着の実
施例を示す鳥観図である。第３図においては、ハンドル
１３の下部に連結用脚１６を設け、中性子吸収材を充填
したブレード１４の上端に連結用溝１・７を設け、ハン
ドル１３をブレード１４に押し付けることによって連結
できるようにしである。
施例を示す鳥観図である。第３図においては、ハンドル
１３の下部に連結用脚１６を設け、中性子吸収材を充填
したブレード１４の上端に連結用溝１・７を設け、ハン
ドル１３をブレード１４に押し付けることによって連結
できるようにしである。
第４図においては、ハンドル１３にブレード１４の厚さ
方向に９０°曲げた連結用脚１８を設け、ブレード１４
の上方に厚さ方向の連結用溝１９を設け、ハンドル１３
を回転させて溝１９に脚１８を挿入させて連結するよう
にしである。
方向に９０°曲げた連結用脚１８を設け、ブレード１４
の上方に厚さ方向の連結用溝１９を設け、ハンドル１３
を回転させて溝１９に脚１８を挿入させて連結するよう
にしである。
第５図においては、ハンドル１３の中央下端にワンタッ
チカップリング２０を設け、ブレード１４の上端中央に
ワンタッチカップリング穴２１を設け、カップリング２
ｏを穴２１に挿入することにより連結できるようにしで
ある。
チカップリング２０を設け、ブレード１４の上端中央に
ワンタッチカップリング穴２１を設け、カップリング２
ｏを穴２１に挿入することにより連結できるようにしで
ある。
第６図においては、ハンドル１３の中央下端にネジ２２
を設け、ブレード１４の上端中央にネジ穴２３を設け、
ハンドル１３をブレード１４にネジ結合して連結するよ
うにしである。
を設け、ブレード１４の上端中央にネジ穴２３を設け、
ハンドル１３をブレード１４にネジ結合して連結するよ
うにしである。
本発明では、これらの制御棒を非制御セルに用い、制御
セルは、上記制御棒あるいは、従来の制御棒を用いるよ
うにした炉心とした。
セルは、上記制御棒あるいは、従来の制御棒を用いるよ
うにした炉心とした。
以上説明したように、本発明によれば、非制御セル用の
全引き抜き制御棒の上端を燃料有効長下端より下方にす
ることができ、このため、制御棒取り替え時に中性子照
射量の大きいハンドルにより取扱う必要がなく、安全性
を確保できるという効果がある。
全引き抜き制御棒の上端を燃料有効長下端より下方にす
ることができ、このため、制御棒取り替え時に中性子照
射量の大きいハンドルにより取扱う必要がなく、安全性
を確保できるという効果がある。
第１図は本発明の原子炉炉心の制御棒の一実施例を示す
縦断面図、第２図は本発明の原子炉炉心の制御棒の一実
施例を示す鳥観図、第３図〜第６図はそれぞれハンドル
の脱着の一実施例を示す鳥観図、第７図は原子炉炉心の
構成例を示す水平断面図、第８図は制御棒の鳥観図、第
９図は第８図の制御棒の横断面図、第１０図はステンレ
ススチールの照射脆化を示す線図、第１１図は燃料と制
御棒の軸方向位置と高速中性子束の関係を示す線図であ
る。 １１・・・第１の制御棒、１２・・・第２の制御棒、１
３・・・ハンドル、１４・・・制御棒ブレード。 第 １ 口 第 ２ 図 拳、５旧 第４ 口 第 ５ 口 第 ６ の 第 ７ 口 第 ３ 口 第 ９ 口
縦断面図、第２図は本発明の原子炉炉心の制御棒の一実
施例を示す鳥観図、第３図〜第６図はそれぞれハンドル
の脱着の一実施例を示す鳥観図、第７図は原子炉炉心の
構成例を示す水平断面図、第８図は制御棒の鳥観図、第
９図は第８図の制御棒の横断面図、第１０図はステンレ
ススチールの照射脆化を示す線図、第１１図は燃料と制
御棒の軸方向位置と高速中性子束の関係を示す線図であ
る。 １１・・・第１の制御棒、１２・・・第２の制御棒、１
３・・・ハンドル、１４・・・制御棒ブレード。 第 １ 口 第 ２ 図 拳、５旧 第４ 口 第 ５ 口 第 ６ の 第 ７ 口 第 ３ 口 第 ９ 口
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、複数の燃料集合体と、原子炉の運転時に中性子吸収
材領域が前記燃料集合体の燃料有効長下端よりも上方に
挿入される高さの低い上部ハンドルが固定の出力制御用
の第１の制御棒と、前記原子炉の運転時に上端が前記燃
料集合体の燃料有効長下端よりも下方に位置し、前記原
子炉の停止時に中性子吸収領域が前記燃料有効長下端よ
り上方に挿入される高さの低い上部ハンドルが固定の出
力停止用の第２の制御棒とを備えたことを特徴とする原
子炉炉心。 ２、複数の燃料集合体と、原子炉の運転時に中性子吸収
材領域が前記燃料集合体の燃料有効長下端よりも上方に
挿入される上部ハンドルが脱着可能の出力制御用の第１
の制御棒と、前記原子炉の運転時に上端が前記燃料集合
体の燃料有効長下端よりも下方に位置し、前記原子炉の
停止時に中性子吸収領域が前記燃料有効長下端よりも上
方に挿入される上部ハンドルが脱着可能の出力停止用の
第２の制御棒とを備えたことを特徴とする原子炉炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62294631A JP2537251B2 (ja) | 1987-11-21 | 1987-11-21 | 原子炉炉心の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62294631A JP2537251B2 (ja) | 1987-11-21 | 1987-11-21 | 原子炉炉心の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01136096A true JPH01136096A (ja) | 1989-05-29 |
| JP2537251B2 JP2537251B2 (ja) | 1996-09-25 |
Family
ID=17810260
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62294631A Expired - Fee Related JP2537251B2 (ja) | 1987-11-21 | 1987-11-21 | 原子炉炉心の運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2537251B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017219494A (ja) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉用制御棒 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS568594A (en) * | 1979-07-02 | 1981-01-28 | Hitachi Ltd | Control rod |
| JPS56110091A (en) * | 1980-02-05 | 1981-09-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
| JPS5725080A (en) * | 1980-07-22 | 1982-02-09 | Fujitsu Ltd | Character recognition device |
-
1987
- 1987-11-21 JP JP62294631A patent/JP2537251B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS568594A (en) * | 1979-07-02 | 1981-01-28 | Hitachi Ltd | Control rod |
| JPS56110091A (en) * | 1980-02-05 | 1981-09-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
| JPS5725080A (en) * | 1980-07-22 | 1982-02-09 | Fujitsu Ltd | Character recognition device |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017219494A (ja) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉用制御棒 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2537251B2 (ja) | 1996-09-25 |
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