JPH03242600A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPH03242600A JPH03242600A JP2037234A JP3723490A JPH03242600A JP H03242600 A JPH03242600 A JP H03242600A JP 2037234 A JP2037234 A JP 2037234A JP 3723490 A JP3723490 A JP 3723490A JP H03242600 A JPH03242600 A JP H03242600A
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- JP
- Japan
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- reactor
- coolant
- shroud
- pressure vessel
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- 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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に原子炉圧力容器内
の冷却材を強制循環させる原子炉内再循環ポンプを備え
た沸騰水型原子炉の改良に関する。
の冷却材を強制循環させる原子炉内再循環ポンプを備え
た沸騰水型原子炉の改良に関する。
（従来の技術）
原子炉内再循環ポンプを備えた従来の沸騰水型原子炉は
、一般に第４図に示すように構成される。すなわち冷却
材を収容する原子炉圧力容器１の内部には、その底部か
ら立設された円筒状のシュラウド２が設けられ、このシ
ュラウド２の上部に、燃料集合体（図示せず）を装荷し
た炉心３が収容されている。また原子炉圧力容器１の下
部鏡板を貫通するように複数の制御棒駆動機構４が設け
られており、この制御棒駆動機構４の上端には制御棒案
内管５が接続される。これら制御棒案内管５内には、そ
れぞれ図示しない制御棒が軸方向に移動自在に収容され
ている。これらの制御棒は、制御棒駆動機構４によって
炉心３内に挿入あるいは引き抜きされ、炉心３の反応度
などを制御するように構成されている。
、一般に第４図に示すように構成される。すなわち冷却
材を収容する原子炉圧力容器１の内部には、その底部か
ら立設された円筒状のシュラウド２が設けられ、このシ
ュラウド２の上部に、燃料集合体（図示せず）を装荷し
た炉心３が収容されている。また原子炉圧力容器１の下
部鏡板を貫通するように複数の制御棒駆動機構４が設け
られており、この制御棒駆動機構４の上端には制御棒案
内管５が接続される。これら制御棒案内管５内には、そ
れぞれ図示しない制御棒が軸方向に移動自在に収容され
ている。これらの制御棒は、制御棒駆動機構４によって
炉心３内に挿入あるいは引き抜きされ、炉心３の反応度
などを制御するように構成されている。
また第５図および第６図に示すようにシュラウド２の外
周面と原子炉圧力容器１の内周面との間には環状通路６
が形成され、この環状通路６の周方向に間隔をおいて複
数の原子炉内再循環ポンプ７が配設される。
周面と原子炉圧力容器１の内周面との間には環状通路６
が形成され、この環状通路６の周方向に間隔をおいて複
数の原子炉内再循環ポンプ７が配設される。
さらに第４図に示すように炉心３の上部には、冷却材を
給水として補給する給水スパージャ８と、炉心３から流
出した冷却材を水と蒸気とに分離する気水分離器９と、
気水分離器９からの蒸気中の湿分を除去する蒸気乾燥器
１０と、蒸気乾燥器１０からの蒸気を原子炉圧力容器１
外に導く主蒸気ノズル１２とが配設されている。
給水として補給する給水スパージャ８と、炉心３から流
出した冷却材を水と蒸気とに分離する気水分離器９と、
気水分離器９からの蒸気中の湿分を除去する蒸気乾燥器
１０と、蒸気乾燥器１０からの蒸気を原子炉圧力容器１
外に導く主蒸気ノズル１２とが配設されている。
さらに上記原子炉内再循環ポンプ７近傍の構成を第６図
および第７図を参照して説明する。
および第７図を参照して説明する。
各原子炉内再循環ポンプ７のポンプ部１１は、環状通路
６を閉塞するように設けられた環状隔壁１３を貫通して
設けられる。また、原子炉圧力容器１の底部には、第４
図に示すようにモータケース１４が突設されており、各
モータケース１４内に、ポンプ部１１を回転駆動する水
浸形の駆動モータ１５が収容される。各駆動モータ１５
とポンプ部１１は回転軸１６によって連結されており、
このポンプ部１１は回転軸１６を介して駆動モータ１５
により駆動され、冷却材を炉心３の下部に送給するよう
に構成される。
６を閉塞するように設けられた環状隔壁１３を貫通して
設けられる。また、原子炉圧力容器１の底部には、第４
図に示すようにモータケース１４が突設されており、各
モータケース１４内に、ポンプ部１１を回転駆動する水
浸形の駆動モータ１５が収容される。各駆動モータ１５
とポンプ部１１は回転軸１６によって連結されており、
このポンプ部１１は回転軸１６を介して駆動モータ１５
により駆動され、冷却材を炉心３の下部に送給するよう
に構成される。
また第６図および第７図に示すように上記シュラウド２
の下部にはシュラウド２を支持するシュラウドサポート
レグ１７が配設され、このシュラウドサポートレグ１７
には原子炉内再循環ポンプ７の吐出側に連通ずる冷却材
流通孔１８が穿設されている。
の下部にはシュラウド２を支持するシュラウドサポート
レグ１７が配設され、このシュラウドサポートレグ１７
には原子炉内再循環ポンプ７の吐出側に連通ずる冷却材
流通孔１８が穿設されている。
原子炉圧力容器１内の冷却材は給水スパージャ８から供
給された給水とともに環状通路６を流下して原子炉圧力
容器Ｉ内の底部に送給される。送給された冷却材は、駆
動モータ１５によって回転するポンプ部１１から下方に
吐出され、さらにシュラウドサポートレグ１７の冷却材
流通孔１８を通って、シュラウド２内の下部に送られ、
次に下方から炉心３内に流入する。炉心３に流入した冷
却材は、図示しない燃料棒の外表面を流れる間に熱を受
けて沸騰し、水と蒸気との二相流となって炉心３の上面
から流出する。水と蒸気とから成る二相流は気水分離器
９において水と蒸気とに分離され、分離された蒸気は蒸
気乾燥器１０で湿分を除去された後に主蒸気ノズル１２
を通り、図示しないタービン等に供給される。一方、分
離された冷却材（水）は原子炉内再循環ポンプ７のポン
プ作用によって再び原子炉圧力容器１の下部に送られ、
同様の循環を繰り返す。
給された給水とともに環状通路６を流下して原子炉圧力
容器Ｉ内の底部に送給される。送給された冷却材は、駆
動モータ１５によって回転するポンプ部１１から下方に
吐出され、さらにシュラウドサポートレグ１７の冷却材
流通孔１８を通って、シュラウド２内の下部に送られ、
次に下方から炉心３内に流入する。炉心３に流入した冷
却材は、図示しない燃料棒の外表面を流れる間に熱を受
けて沸騰し、水と蒸気との二相流となって炉心３の上面
から流出する。水と蒸気とから成る二相流は気水分離器
９において水と蒸気とに分離され、分離された蒸気は蒸
気乾燥器１０で湿分を除去された後に主蒸気ノズル１２
を通り、図示しないタービン等に供給される。一方、分
離された冷却材（水）は原子炉内再循環ポンプ７のポン
プ作用によって再び原子炉圧力容器１の下部に送られ、
同様の循環を繰り返す。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、原子炉圧力容器内の冷却材を循環させる
循環ポンプとして、ポンプ部を原子炉圧力容器内に設け
た原子炉内再循環ポンプを使用する沸騰水型原子炉にお
いては、ポンプ部で異常が発生しポンプ部自体が破損し
た場合や、他の部分で異常が発生し、ポンプ部が影響を
受けた場合には、外部循環型の従来の沸騰水型原子炉と
比較して破損の程度が大きく、より重大な事故を誘発す
るおそれが高い。
循環ポンプとして、ポンプ部を原子炉圧力容器内に設け
た原子炉内再循環ポンプを使用する沸騰水型原子炉にお
いては、ポンプ部で異常が発生しポンプ部自体が破損し
た場合や、他の部分で異常が発生し、ポンプ部が影響を
受けた場合には、外部循環型の従来の沸騰水型原子炉と
比較して破損の程度が大きく、より重大な事故を誘発す
るおそれが高い。
例えばポンプ部自体が破損する重大事故が発生した場合
や炉内構造物からの脱落部品が冷却材中に混入した場合
、または給水ラインを経由して異物が冷却材中に混入し
た場合には、破片等が循環ポンプの吐出流に流されて炉
心下部に流入する。
や炉内構造物からの脱落部品が冷却材中に混入した場合
、または給水ラインを経由して異物が冷却材中に混入し
た場合には、破片等が循環ポンプの吐出流に流されて炉
心下部に流入する。
流入した破片等は、原子炉圧力容器下部を貫通して燃料
下部へ伸びる制御棒案内管などに衝突して損傷させたり
、燃料集合体間に流入して燃料棒を損傷させたりして二
次的な事故を誘発するおそれが高くなる。
下部へ伸びる制御棒案内管などに衝突して損傷させたり
、燃料集合体間に流入して燃料棒を損傷させたりして二
次的な事故を誘発するおそれが高くなる。
本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、破損した機器の破片や異物が、原子炉圧力容器下
部に流入しないようにし、事故発生時における原子炉系
の破損程度を最小限に抑制することができる沸騰水型原
子炉を提供することを目的とする。
あり、破損した機器の破片や異物が、原子炉圧力容器下
部に流入しないようにし、事故発生時における原子炉系
の破損程度を最小限に抑制することができる沸騰水型原
子炉を提供することを目的とする。
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するため本発明は、冷却材を収容する原
子炉圧力容器と、原子炉圧力容器の底部から立設された
円筒状のシュラウドと、シュラウド内上部に設けられた
炉心と、°上記シュラウドの外周面と原子炉圧力容器の
内周面との間に形成された環状通路内の周方向に沿って
配置され、上記環状通路内の冷却材を炉心方向に循環さ
せる複数の原子炉内再循環ポンプと、上記シュラウドの
下部においてシュラウドを支持するシュラウドサポート
レグとを備えた沸騰水型原子炉において、上記冷却材中
の異物を捕捉するフィルタを、上記シュラウドサポート
レグの冷却材流通孔に配設したことを特徴とする。
子炉圧力容器と、原子炉圧力容器の底部から立設された
円筒状のシュラウドと、シュラウド内上部に設けられた
炉心と、°上記シュラウドの外周面と原子炉圧力容器の
内周面との間に形成された環状通路内の周方向に沿って
配置され、上記環状通路内の冷却材を炉心方向に循環さ
せる複数の原子炉内再循環ポンプと、上記シュラウドの
下部においてシュラウドを支持するシュラウドサポート
レグとを備えた沸騰水型原子炉において、上記冷却材中
の異物を捕捉するフィルタを、上記シュラウドサポート
レグの冷却材流通孔に配設したことを特徴とする。
またフィルタは、冷却材中の異物をフィルタが捕捉した
ことを検出する異物捕捉検出装置を備えて構成するとよ
い。
ことを検出する異物捕捉検出装置を備えて構成するとよ
い。
（作用）
上記構成に係る沸騰水型原子炉によれば、万、ポンプ部
や炉内構造物が破損したり、給水系を介して異物が冷却
材中に混入した場合においても、混入した破片等の異物
は、原子炉内再循環ポンプから吐出された冷却材の流れ
に沿って、シュラウドサポートレグの冷却材流通孔に達
し、このとき冷却材流通孔に配設したフィルタによって
効果的に捕捉される。その結果、異物等が炉心内に侵入
して各構造物を破損するおそれがなくなり、異物による
二次的損害の発生を最小限に抑えることができる。
や炉内構造物が破損したり、給水系を介して異物が冷却
材中に混入した場合においても、混入した破片等の異物
は、原子炉内再循環ポンプから吐出された冷却材の流れ
に沿って、シュラウドサポートレグの冷却材流通孔に達
し、このとき冷却材流通孔に配設したフィルタによって
効果的に捕捉される。その結果、異物等が炉心内に侵入
して各構造物を破損するおそれがなくなり、異物による
二次的損害の発生を最小限に抑えることができる。
また異物捕捉検出装置によって、フィルタが異物を捕捉
したことが迅速に検出される。その結果、機器の故障ま
たは破損を早期に発見することが可能であり、事故処理
を容易迅速に行なうことが可能となり、原子炉設備の安
全性および信頼性を大幅に高めることができる。
したことが迅速に検出される。その結果、機器の故障ま
たは破損を早期に発見することが可能であり、事故処理
を容易迅速に行なうことが可能となり、原子炉設備の安
全性および信頼性を大幅に高めることができる。
（実施例）
次に本発明の一実施例について添付図面第１図ないし第
３図を参照して説明する。第１図は本発明に係る沸騰水
型原子炉の一実施例の要部を示す縦断面図である。なお
第４図〜第７図に示す従来例と同一要素には同一符号を
付して、その重複する説明を省略する。
３図を参照して説明する。第１図は本発明に係る沸騰水
型原子炉の一実施例の要部を示す縦断面図である。なお
第４図〜第７図に示す従来例と同一要素には同一符号を
付して、その重複する説明を省略する。
すなわち本実施例に係る沸騰水型原子炉は冷却材を収容
する原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１の底部から
立設された円筒状のシュラウド２と、シュラウド２内上
部に設けられた炉心３と、上記シュラウド２の外周面と
原子炉圧力容器１の内周面との間に形成された環状通路
６内の周方向に沿って配置され、上記環状通路６内の冷
却材を炉心３方向に循環させる複数の原子炉内再循環ポ
ンプ７と、上記シュラウド２の下部においてシュラウド
を支持するシュラウドサポートレグ１７とを備えた沸騰
水型原子炉において、上記冷却材中の異物を捕捉するフ
ィルタ１９を、上記シュラウドサポートレグ１７の冷却
材流通孔１８に配設して構成される。
する原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１の底部から
立設された円筒状のシュラウド２と、シュラウド２内上
部に設けられた炉心３と、上記シュラウド２の外周面と
原子炉圧力容器１の内周面との間に形成された環状通路
６内の周方向に沿って配置され、上記環状通路６内の冷
却材を炉心３方向に循環させる複数の原子炉内再循環ポ
ンプ７と、上記シュラウド２の下部においてシュラウド
を支持するシュラウドサポートレグ１７とを備えた沸騰
水型原子炉において、上記冷却材中の異物を捕捉するフ
ィルタ１９を、上記シュラウドサポートレグ１７の冷却
材流通孔１８に配設して構成される。
また各フィルタ１９は、高い強度を保持させるために、
断面が正六角形のフィルタ要素１９ａを多数束ねてハニ
カム状に形成される。さらに各フィルタ１９の下流側端
面には、フィルタエ９が異物を捕捉したことを検出する
異物捕捉検出装置２０の音響センサ２１が固着されてい
る。音響センサ２１からの検出信号は警報器２２に接続
される。
断面が正六角形のフィルタ要素１９ａを多数束ねてハニ
カム状に形成される。さらに各フィルタ１９の下流側端
面には、フィルタエ９が異物を捕捉したことを検出する
異物捕捉検出装置２０の音響センサ２１が固着されてい
る。音響センサ２１からの検出信号は警報器２２に接続
される。
次に作用を説明する。
原子炉圧力容器■内の冷却材は、給水スパージャ８から
供給された給水とともに、原子炉内再循環ポンプ７のポ
ンプ作用によって環状通路６を通り原子炉圧力容器１内
の下部に送給される。そしてポンプ部１１から吐出され
た冷却材は、矢印で示すようにシュラウドサポートレグ
１７に穿設された冷却材流通孔１８を通って、シュラウ
ド２内の下部に送られ、順次炉心３に流入する。
供給された給水とともに、原子炉内再循環ポンプ７のポ
ンプ作用によって環状通路６を通り原子炉圧力容器１内
の下部に送給される。そしてポンプ部１１から吐出され
た冷却材は、矢印で示すようにシュラウドサポートレグ
１７に穿設された冷却材流通孔１８を通って、シュラウ
ド２内の下部に送られ、順次炉心３に流入する。
一方、ポンプ部１１や炉内構造物が破損したり、給水系
を介して異物が冷却材中に混入した場合においても、混
入した破片等の異物は、原子炉内再循環ポンプ７から吐
出された冷却材の流れに沿って、シュラウドサポートレ
グ１７の冷却材流通孔１８に達し、このとき冷却材流通
孔１８に配設したフィルタ１９によって効果的に捕捉さ
れる。その結果、異物等が炉心３内に侵入して各構造物
や燃料集合体等を破損するおそれがなくなり、異物によ
る二次的損害の発生を最小限に抑えることができる。
を介して異物が冷却材中に混入した場合においても、混
入した破片等の異物は、原子炉内再循環ポンプ７から吐
出された冷却材の流れに沿って、シュラウドサポートレ
グ１７の冷却材流通孔１８に達し、このとき冷却材流通
孔１８に配設したフィルタ１９によって効果的に捕捉さ
れる。その結果、異物等が炉心３内に侵入して各構造物
や燃料集合体等を破損するおそれがなくなり、異物によ
る二次的損害の発生を最小限に抑えることができる。
また異物捕捉検出装置２０の音響センサ２１によって、
フィルタ１９が異物を捕捉したことが迅速に検出され、
その検出信号は警報器２２に伝送され、運転員に警報が
発信される。その結果、機器の故障または破損を早期に
発見することが可能であり、事故処理を容易迅速に行な
うことが可能どなり、原子炉設備の安全性および信頼性
を大幅に高めることができる。
フィルタ１９が異物を捕捉したことが迅速に検出され、
その検出信号は警報器２２に伝送され、運転員に警報が
発信される。その結果、機器の故障または破損を早期に
発見することが可能であり、事故処理を容易迅速に行な
うことが可能どなり、原子炉設備の安全性および信頼性
を大幅に高めることができる。
以上説明の通り本発明に係る沸騰水型原子炉によれば、
万一、ポンプ部や炉内構造物が破損したり、給水系を介
して異物が冷却材中に混入した場合においても、混入し
た破片等の異物は、原子炉内再循環ポンプから吐出され
た冷却材の流れに沿って、シュラウドサポートレグの冷
却材流通孔に達し、このとき冷却材流通孔に配設したフ
ィルタによって効果的に捕捉される。その結果、異物等
が炉心内に侵入して各構造物を破損するおそれがなくな
り、異物による二次的損害の発生を最小限に抑えること
ができる。
万一、ポンプ部や炉内構造物が破損したり、給水系を介
して異物が冷却材中に混入した場合においても、混入し
た破片等の異物は、原子炉内再循環ポンプから吐出され
た冷却材の流れに沿って、シュラウドサポートレグの冷
却材流通孔に達し、このとき冷却材流通孔に配設したフ
ィルタによって効果的に捕捉される。その結果、異物等
が炉心内に侵入して各構造物を破損するおそれがなくな
り、異物による二次的損害の発生を最小限に抑えること
ができる。
また異物捕捉検出装置によって、フィルタが異物を捕捉
したことが迅速に検出される。その結果、機器の故障ま
たは破損を早期に発見することが可能であり、事故処理
を容易迅速に行なうことが可能となり、原子炉設備の安
全性および信頼性を大幅に高めることができる。
したことが迅速に検出される。その結果、機器の故障ま
たは破損を早期に発見することが可能であり、事故処理
を容易迅速に行なうことが可能となり、原子炉設備の安
全性および信頼性を大幅に高めることができる。
第１図は本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施例の要部
を示す縦断面図、第２図は第１図における■−■矢視側
断面図、第３図は第１図における■−■矢視平面図、第
４図は従来の沸騰水型原子炉の構造を示す縦断面図、第
５図は第４図におけるＶ−Ｖ線に沿う部分平断面図、第
６図は第５図におけるＶＩ−ＶＩ矢視部分縦断面図、第
７図は第６図における■−■矢視側面図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・シュラウド、３・・
・炉心、４・・・制御棒駆動機構、５・・・制御棒案内
管、６・・・環状通路、７・・・原子炉内再循環ポンプ
（インターナルポンプ）、８・・・給水スパージャ、９
・・・気水分離器、１０・・・蒸気乾燥器、１１・・・
ポンプ部、１２・・・主蒸気ノズル、１３・・・環状隔
壁、工４・・・モータケース、１５・・・駆動モータ、
１６・・・回転軸、１７・・・シュラウドサポートレグ
、１８・・・冷却材流通孔、■９・・・フィルタ、１９
ａ・・・フィルタ要素、２０・・・異物捕捉検出装置、
２１・・・音響センサ、２２・・・警報器。 ■ ■
を示す縦断面図、第２図は第１図における■−■矢視側
断面図、第３図は第１図における■−■矢視平面図、第
４図は従来の沸騰水型原子炉の構造を示す縦断面図、第
５図は第４図におけるＶ−Ｖ線に沿う部分平断面図、第
６図は第５図におけるＶＩ−ＶＩ矢視部分縦断面図、第
７図は第６図における■−■矢視側面図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・シュラウド、３・・
・炉心、４・・・制御棒駆動機構、５・・・制御棒案内
管、６・・・環状通路、７・・・原子炉内再循環ポンプ
（インターナルポンプ）、８・・・給水スパージャ、９
・・・気水分離器、１０・・・蒸気乾燥器、１１・・・
ポンプ部、１２・・・主蒸気ノズル、１３・・・環状隔
壁、工４・・・モータケース、１５・・・駆動モータ、
１６・・・回転軸、１７・・・シュラウドサポートレグ
、１８・・・冷却材流通孔、■９・・・フィルタ、１９
ａ・・・フィルタ要素、２０・・・異物捕捉検出装置、
２１・・・音響センサ、２２・・・警報器。 ■ ■
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、冷却材を収容する原子炉圧力容器と、原子炉圧力容
器の底部から立設された円筒状のシュラウドと、シュラ
ウド内上部に設けられた炉心と、上記シュラウドの外周
面と原子炉圧力容器の内周面との間に形成された環状通
路内の周方向に沿って配置され、上記環状通路内の冷却
材を炉心方向に循環させる複数の原子炉内再循環ポンプ
と、上記シュラウドの下部においてシュラウドを支持す
るシュラウドサポートレグとを備えた沸騰水型原子炉に
おいて、上記冷却材中の異物を捕捉するフィルタを、上
記シュラウドサポートレグの冷却材流通孔に配設したこ
とを特徴とする沸騰水型原子炉。 ２、フィルタは、冷却材中の異物をフィルタが捕捉した
ことを検出する異物捕捉検出装置を備えることを特徴と
する請求項１記載の沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2037234A JPH03242600A (ja) | 1990-02-20 | 1990-02-20 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2037234A JPH03242600A (ja) | 1990-02-20 | 1990-02-20 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03242600A true JPH03242600A (ja) | 1991-10-29 |
Family
ID=12491919
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2037234A Pending JPH03242600A (ja) | 1990-02-20 | 1990-02-20 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03242600A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011019313A1 (en) * | 2009-08-10 | 2011-02-17 | Torgny Lagerstedt Ab | An apparatus for cleaning water in a nuclear power reactor |
| WO2012098874A1 (ja) * | 2011-01-19 | 2012-07-26 | 株式会社 東芝 | 加圧水型原子炉 |
-
1990
- 1990-02-20 JP JP2037234A patent/JPH03242600A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011019313A1 (en) * | 2009-08-10 | 2011-02-17 | Torgny Lagerstedt Ab | An apparatus for cleaning water in a nuclear power reactor |
| WO2012098874A1 (ja) * | 2011-01-19 | 2012-07-26 | 株式会社 東芝 | 加圧水型原子炉 |
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