JPH0352840B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0352840B2 JPH0352840B2 JP59014557A JP1455784A JPH0352840B2 JP H0352840 B2 JPH0352840 B2 JP H0352840B2 JP 59014557 A JP59014557 A JP 59014557A JP 1455784 A JP1455784 A JP 1455784A JP H0352840 B2 JPH0352840 B2 JP H0352840B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- inlet
- outlet
- reactor vessel
- nozzle
- shielding wall
- 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.)
- Expired - Lifetime
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、水で冷却される原子炉の上部を支持
しながら囲む構造設備の設計に関するものであ
る。
しながら囲む構造設備の設計に関するものであ
る。
原子力プラントの設計に関しアメリカ合衆国原
子力規制季員会（NRC）が要求している事故解
析には冷却材喪失事故がある。冷却材喪失事故
は、選択された場所での主冷却材ループ配管の瞬
時的な全周破断であると定義されており、主冷却
材ループ設備は、炉心冷却の見地から、冷却材喪
失事故があつても活きているように設計されてい
なければならない。特に、安全注入、制御棒のト
リツピング、炉心の機械的形状の維持に貢献する
諸構成要素は、アメリカ合衆国原子力規制委員会
及びアメリカ機械学会（ASME）の規定で定め
られている“損傷応力限界”を超えてはならな
い。冷却材喪失事故を考慮する必要がある主冷却
材ループ配管の場所の一つは、原子炉容器ノズル
とノズル安全端（nozzle safe end）との間の溶
接接合部である。このノズル安全端は、容器工場
において炭素鋼ノズルに溶接されるステンレス鋼
リングである。その目的は、主冷却材ループ配管
を原子炉容器のノズルに接続する際に現場で２種
金属の溶接を行う必要性を排除するためである。
ノズル安全端における冷却材喪失事故について考
慮すべき問題は、損傷すると仮定されたノズル近
傍での原子炉容器と１次遮蔽壁との間のキヤビテ
イの加圧を予知することである。該原子炉キヤビ
テイの加圧は原子炉容器及びその支持構造に対し
て非対称の負荷を生じさせる。これにより、損傷
応力限界を超える応力が原子炉容器の支持シユー
に生ずる結果になる。
子力規制季員会（NRC）が要求している事故解
析には冷却材喪失事故がある。冷却材喪失事故
は、選択された場所での主冷却材ループ配管の瞬
時的な全周破断であると定義されており、主冷却
材ループ設備は、炉心冷却の見地から、冷却材喪
失事故があつても活きているように設計されてい
なければならない。特に、安全注入、制御棒のト
リツピング、炉心の機械的形状の維持に貢献する
諸構成要素は、アメリカ合衆国原子力規制委員会
及びアメリカ機械学会（ASME）の規定で定め
られている“損傷応力限界”を超えてはならな
い。冷却材喪失事故を考慮する必要がある主冷却
材ループ配管の場所の一つは、原子炉容器ノズル
とノズル安全端（nozzle safe end）との間の溶
接接合部である。このノズル安全端は、容器工場
において炭素鋼ノズルに溶接されるステンレス鋼
リングである。その目的は、主冷却材ループ配管
を原子炉容器のノズルに接続する際に現場で２種
金属の溶接を行う必要性を排除するためである。
ノズル安全端における冷却材喪失事故について考
慮すべき問題は、損傷すると仮定されたノズル近
傍での原子炉容器と１次遮蔽壁との間のキヤビテ
イの加圧を予知することである。該原子炉キヤビ
テイの加圧は原子炉容器及びその支持構造に対し
て非対称の負荷を生じさせる。これにより、損傷
応力限界を超える応力が原子炉容器の支持シユー
に生ずる結果になる。
従つて、本発明の目的は、ノズルの溶接接合部
の検査を容易にすると共に、破断事故中の加圧作
用を軽減して、その結果原子炉容器に働く非対称
の力を低減する原子炉を提供することである。
の検査を容易にすると共に、破断事故中の加圧作
用を軽減して、その結果原子炉容器に働く非対称
の力を低減する原子炉を提供することである。
この目的を達成するため、本発明による原子炉
は、入口管及び出口管がそれぞれ溶接された入口
ノズル及び出口ノズルを有する高温の圧力流体が
入る原子炉容器を備え、該原子炉容器が、同原子
炉容器から離間して同原子炉容器を囲む厚いコン
クリート製の遮蔽壁により形成されたキヤビイテ
イ内に配置されており、前記遮蔽壁は、前記入口
管、入口ノズル、出口管及び出口ノズルの領域
に、前記入口管及び出口管の高さのところで同遮
蔽壁内に、前記原子炉容器を囲む幅広の環状スペ
ースを含んでいて、検査ポートが、隣接する入口
管、入口ノズル及び出口管、出口ノズルの間の位
置において前記遮蔽壁内を通つて前記環状スペー
スまで延びており、前記入口管と前記入口ノズル
及び前記出口管と前記出口ノズルの溶接接合部
は、該溶接接合部を両側から検査可能にするよう
に、且つ該溶接接合部の破断による流体の流れが
同破断の両側にある前記検査ポートを通り放出さ
れて前記原子炉容器を去るように、前記環状スペ
ース内に配置されており、また、前記入口ノズル
及び出口ノズルは、流体の流れが前記原子炉容器
に向かうのを阻止するために、前記原子炉容器を
囲む遮蔽壁部に形成されたぴつたり嵌合する開口
中に配置されると共に、前記入口管及び出口管
は、前記遮蔽壁中に設けられた管スリーブを通つ
て延びていて、管抑制部材が、破断中の前記入口
管及び出口管の運動を制限すべく、前記入口管及
び出口管並びに管スリーブと協働している。
は、入口管及び出口管がそれぞれ溶接された入口
ノズル及び出口ノズルを有する高温の圧力流体が
入る原子炉容器を備え、該原子炉容器が、同原子
炉容器から離間して同原子炉容器を囲む厚いコン
クリート製の遮蔽壁により形成されたキヤビイテ
イ内に配置されており、前記遮蔽壁は、前記入口
管、入口ノズル、出口管及び出口ノズルの領域
に、前記入口管及び出口管の高さのところで同遮
蔽壁内に、前記原子炉容器を囲む幅広の環状スペ
ースを含んでいて、検査ポートが、隣接する入口
管、入口ノズル及び出口管、出口ノズルの間の位
置において前記遮蔽壁内を通つて前記環状スペー
スまで延びており、前記入口管と前記入口ノズル
及び前記出口管と前記出口ノズルの溶接接合部
は、該溶接接合部を両側から検査可能にするよう
に、且つ該溶接接合部の破断による流体の流れが
同破断の両側にある前記検査ポートを通り放出さ
れて前記原子炉容器を去るように、前記環状スペ
ース内に配置されており、また、前記入口ノズル
及び出口ノズルは、流体の流れが前記原子炉容器
に向かうのを阻止するために、前記原子炉容器を
囲む遮蔽壁部に形成されたぴつたり嵌合する開口
中に配置されると共に、前記入口管及び出口管
は、前記遮蔽壁中に設けられた管スリーブを通つ
て延びていて、管抑制部材が、破断中の前記入口
管及び出口管の運動を制限すべく、前記入口管及
び出口管並びに管スリーブと協働している。
この原子炉において、遮蔽壁にある幅広の環状
スペースは、ノズル及び管、特にそれ等の溶接接
合部の検査を容易にする。また、環状スペース
は、同環状スペース内の溶接接合部で最も起こり
易い破断事故の場合に、流体の流れ（具体的には
蒸気）を受け入れるようになつていて、この蒸気
が環状スペースに連通した検査ポートを通り主と
して上方へ放出されるので、原子炉容器からの流
出を促進する。また、入口ノズル及び出口ノズル
は、原子炉容器を囲む遮蔽壁部に形成されたぴつ
たり嵌合する開口中に配置されていて、流体の流
れが原子炉容器に向かうのを阻止する。更に、入
口管及び出口管は、遮蔽壁中に設けられた管スリ
ーブを通つて延びていて、管抑制部材が、破断中
の入口管及び出口管の運動を制限すべく、入口管
及び出口管並びに管スリーブと協働しているの
で、管の破断面積が制限される。
スペースは、ノズル及び管、特にそれ等の溶接接
合部の検査を容易にする。また、環状スペース
は、同環状スペース内の溶接接合部で最も起こり
易い破断事故の場合に、流体の流れ（具体的には
蒸気）を受け入れるようになつていて、この蒸気
が環状スペースに連通した検査ポートを通り主と
して上方へ放出されるので、原子炉容器からの流
出を促進する。また、入口ノズル及び出口ノズル
は、原子炉容器を囲む遮蔽壁部に形成されたぴつ
たり嵌合する開口中に配置されていて、流体の流
れが原子炉容器に向かうのを阻止する。更に、入
口管及び出口管は、遮蔽壁中に設けられた管スリ
ーブを通つて延びていて、管抑制部材が、破断中
の入口管及び出口管の運動を制限すべく、入口管
及び出口管並びに管スリーブと協働しているの
で、管の破断面積が制限される。
従つて、本発明の原子炉は、キヤビイテイの非
対称な加圧に起因して原子炉容器に非対称に働
き、ノズルでの冷却材喪失事故を伴う非対称な負
荷を軽減する機能を有する。
対称な加圧に起因して原子炉容器に非対称に働
き、ノズルでの冷却材喪失事故を伴う非対称な負
荷を軽減する機能を有する。
本発明は、添付図面に一例として示したその好
適な実施例に関する下記の説明から一層容易に明
らかとなろう。
適な実施例に関する下記の説明から一層容易に明
らかとなろう。
第１図及び第２図は現行の、先行技術の原子炉
キヤビテイ４を示している。原子炉容器１は、そ
の形状にきちんと倣うようにコンクリートで製作
された１次遮蔽壁２によつて囲まれている。該遮
蔽壁２を８本の管スリーブ３が貫通しており、主
冷却材ループ配管の入口又は出口管９及びノズル
が前記管スリーブ３を介して装着される。管スリ
ーブ３と管絶縁体５の外周との間には５cmの隙間
が在るだけである。また、供用中検査のため接近
可能に、各ノズルの上方に１つ、合計８つ（１つ
のみを図示）の検査ポート６が遮蔽壁２を貫通し
ている。各検査ポート６は着脱自在のコンクリー
ト製プラグ７で塞がれている。ノズル安全端の溶
接接合部８で冷却材喪失事故が発生した場合、管
スリーブ３、検査ポート６及び原子炉キヤビテイ
４は、破断した主冷却材ループ配管の入口又は出
口管９から逃げる高エネルギーの水及び蒸気で加
圧されるようになるであろう。水及び蒸気の混合
物の逃げ路は、管スリーブ３から出て、遮蔽壁２
と原子炉容器１との間の原子炉キヤビテイ４内に
通じている。最終的には、この一時的通過による
圧力サージは原子炉キヤビテイ４内で平衡状態に
達する。しかし、一時的通過の最初の１秒におい
ては、仮定上の管破断部を含むノズル近傍におい
て、70Kg／cm2というような高いピーク圧力が原子
炉キヤビテイ４内に生じうる。このピーク圧力が
4000000Kgにも達する非対称な負荷を原子炉容器
１にかけることになる。
キヤビテイ４を示している。原子炉容器１は、そ
の形状にきちんと倣うようにコンクリートで製作
された１次遮蔽壁２によつて囲まれている。該遮
蔽壁２を８本の管スリーブ３が貫通しており、主
冷却材ループ配管の入口又は出口管９及びノズル
が前記管スリーブ３を介して装着される。管スリ
ーブ３と管絶縁体５の外周との間には５cmの隙間
が在るだけである。また、供用中検査のため接近
可能に、各ノズルの上方に１つ、合計８つ（１つ
のみを図示）の検査ポート６が遮蔽壁２を貫通し
ている。各検査ポート６は着脱自在のコンクリー
ト製プラグ７で塞がれている。ノズル安全端の溶
接接合部８で冷却材喪失事故が発生した場合、管
スリーブ３、検査ポート６及び原子炉キヤビテイ
４は、破断した主冷却材ループ配管の入口又は出
口管９から逃げる高エネルギーの水及び蒸気で加
圧されるようになるであろう。水及び蒸気の混合
物の逃げ路は、管スリーブ３から出て、遮蔽壁２
と原子炉容器１との間の原子炉キヤビテイ４内に
通じている。最終的には、この一時的通過による
圧力サージは原子炉キヤビテイ４内で平衡状態に
達する。しかし、一時的通過の最初の１秒におい
ては、仮定上の管破断部を含むノズル近傍におい
て、70Kg／cm2というような高いピーク圧力が原子
炉キヤビテイ４内に生じうる。このピーク圧力が
4000000Kgにも達する非対称な負荷を原子炉容器
１にかけることになる。
この原子炉キヤビテイの圧力問題を解消するよ
うに構成された本発明の装置を第３図〜第７図に
示す。本発明の好適な実施例における新しい原子
炉キヤビテイは現行のものと次の点で異なつてい
る。
うに構成された本発明の装置を第３図〜第７図に
示す。本発明の好適な実施例における新しい原子
炉キヤビテイは現行のものと次の点で異なつてい
る。
１ 供用中検査のため、94cm幅の環状スペース１
０がノズル位置において原子炉容器１を囲んで
いる。
０がノズル位置において原子炉容器１を囲んで
いる。
２ 各ノズルの上方にあつた８つの大きな供用中
の検査ポート６が、各ノズル組間に配置される
８つの75cm直径の検査ポート６に交換されてい
る。
の検査ポート６が、各ノズル組間に配置される
８つの75cm直径の検査ポート６に交換されてい
る。
３ １次遮蔽壁２にある入口又は出口管の管スリ
ーブ３が大きくなつており、しかもその形状が
円形断面から楕円形断面に変わつている。
ーブ３が大きくなつており、しかもその形状が
円形断面から楕円形断面に変わつている。
４ 厚さ35cmの半径方向遮蔽壁１１が原子炉容器
１を囲んでおり、供用中検査用の環状スペース
１０において安全端の溶接部に対するノズルの
供用中検査を行う作業員を保護する。
１を囲んでおり、供用中検査用の環状スペース
１０において安全端の溶接部に対するノズルの
供用中検査を行う作業員を保護する。
５ 原子炉容器１のノズル位置の部分及び入口又
は出口管９が管スリーブ３を通る部分では、通
常の絶縁体５の代わりに潰れない絶縁体５が使
用されている。
は出口管９が管スリーブ３を通る部分では、通
常の絶縁体５の代わりに潰れない絶縁体５が使
用されている。
６ 運動制限キー１２の形態の管抑制部材が各管
スリーブ３内に設けられている。
スリーブ３内に設けられている。
ノズルに対する安全端の溶接接合部８における
冷却材喪失事故の場合、入口又は出口管９の破断
端はその最初の位置から変位し始めて、ある面積
が開口しそこから高エネルギーの蒸気及び水の混
合物が流出する。管抑制部材との間にある間隙分
だけ動いた後、破断端は管抑制部材１２によつて
停止させられるので、前記開口面積は最少であ
る。次に蒸気及び水の混合物は供用中検査用の環
状スペース１０に流入し、該スペース１０を円周
方向に流れ、開放した供用中検査ポート６を上方
へ抜けると共に、大径の管スリーブ３を通つて外
部へ出る。原子炉容器１へ向かう流入は、厚さ35
cmの半径方向遮蔽壁１１と潰れないノズル絶縁体
５との間の狭い取付けギヤツプ（開口）のため、
阻止される。
冷却材喪失事故の場合、入口又は出口管９の破断
端はその最初の位置から変位し始めて、ある面積
が開口しそこから高エネルギーの蒸気及び水の混
合物が流出する。管抑制部材との間にある間隙分
だけ動いた後、破断端は管抑制部材１２によつて
停止させられるので、前記開口面積は最少であ
る。次に蒸気及び水の混合物は供用中検査用の環
状スペース１０に流入し、該スペース１０を円周
方向に流れ、開放した供用中検査ポート６を上方
へ抜けると共に、大径の管スリーブ３を通つて外
部へ出る。原子炉容器１へ向かう流入は、厚さ35
cmの半径方向遮蔽壁１１と潰れないノズル絶縁体
５との間の狭い取付けギヤツプ（開口）のため、
阻止される。
管の破断面積の制限と、原子炉容器からの流出
の促進と、原子炉容器へ向かう流れの阻止とを組
み合わせることによつて、原子炉キヤビテイ４の
圧力が３〜４分の１に低減し、原子炉容器１にか
かる非対称な力が10分の１に大幅に減少する。
の促進と、原子炉容器へ向かう流れの阻止とを組
み合わせることによつて、原子炉キヤビテイ４の
圧力が３〜４分の１に低減し、原子炉容器１にか
かる非対称な力が10分の１に大幅に減少する。
上述した構造のその他の特徴は知つておく価値
がある。即ち、(1)管の破断面積を制限すると共に
原子炉容器１へ向かう流出流量を制限するため
に、管抑制部材内及び原子炉容器ノズル上に特別
の絶縁体が必要である。そのために、良好な熱伝
導率及び優れた潰し強さを持つ材料を使用する。
(2)供用中検査ポート６を開放状態に保つて管破断
部からの流出流量を多くすると、プラント運転中
の放射線ストリーミングが増大する。これ等のポ
ート寸法を75cmに減少させると共に、該ポートを
ノズルの直上ではなくむしろノズル間に配置する
ことによつて、放射線ストリーミング効果を適切
に減少させることができる。(3)大きくされた楕円
形の管スリーブ３は付加的な放射線ストリーミン
グ通路をもたらす。入口又は出口管９を管スリー
ブ３の底部近くへ配置すると、入口又は出口管９
が充水された形態の付加的な遮蔽が得られ、付加
的なストリーミングの問題が軽減する。
がある。即ち、(1)管の破断面積を制限すると共に
原子炉容器１へ向かう流出流量を制限するため
に、管抑制部材内及び原子炉容器ノズル上に特別
の絶縁体が必要である。そのために、良好な熱伝
導率及び優れた潰し強さを持つ材料を使用する。
(2)供用中検査ポート６を開放状態に保つて管破断
部からの流出流量を多くすると、プラント運転中
の放射線ストリーミングが増大する。これ等のポ
ート寸法を75cmに減少させると共に、該ポートを
ノズルの直上ではなくむしろノズル間に配置する
ことによつて、放射線ストリーミング効果を適切
に減少させることができる。(3)大きくされた楕円
形の管スリーブ３は付加的な放射線ストリーミン
グ通路をもたらす。入口又は出口管９を管スリー
ブ３の底部近くへ配置すると、入口又は出口管９
が充水された形態の付加的な遮蔽が得られ、付加
的なストリーミングの問題が軽減する。
第１図は、先行技術における原子炉キヤビテイ
の構造を示す平面断面図、第２図は、先行技術に
おける原子炉キヤビテイ構造の縦断面図、第３図
は、本発明による原子炉キヤビテイの平面断面
図、第４図は、入口ノズルの領域における原子炉
キヤビテイの縦断面図、第５図は、第４図の−
線断面図、第６図は、出口ノズルの領域におけ
る原子炉キヤビテイの縦断面図、第７図は、第６
図の−線断面図である。 １……原子炉容器、２……遮蔽壁、３……管ス
リーブ、４……キヤビイテイ、６……検査ポー
ト、８……溶接接合部、９……入口管又は出口
管、１０……環状スペース、１１……半径方向遮
蔽壁（遮蔽壁部）、１２……管抑制部材（運動制
限キー）。
の構造を示す平面断面図、第２図は、先行技術に
おける原子炉キヤビテイ構造の縦断面図、第３図
は、本発明による原子炉キヤビテイの平面断面
図、第４図は、入口ノズルの領域における原子炉
キヤビテイの縦断面図、第５図は、第４図の−
線断面図、第６図は、出口ノズルの領域におけ
る原子炉キヤビテイの縦断面図、第７図は、第６
図の−線断面図である。 １……原子炉容器、２……遮蔽壁、３……管ス
リーブ、４……キヤビイテイ、６……検査ポー
ト、８……溶接接合部、９……入口管又は出口
管、１０……環状スペース、１１……半径方向遮
蔽壁（遮蔽壁部）、１２……管抑制部材（運動制
限キー）。
Claims (1)
- １ 入口管及び出口管がそれぞれ溶接された入口
ノズル及び出口ノズルを有する高温の圧力流体が
入る原子炉容器を備え、該原子炉容器が、同原子
炉容器から離間して同原子炉容器を囲む厚いコン
クリート製の遮蔽壁により形成されたキヤビイテ
イ内に配置されており、前記遮蔽壁は、前記入口
管、入口ノズル、出口管及び出口ノズルの領域
に、前記入口管及び出口管の高さのところで同遮
蔽壁内に、前記原子炉容器を囲む幅広の環状スペ
ースを含んでいて、検査ポートが、隣接する入口
管、入口ノズル及び出口管、出口ノズルの間の位
置において前記遮蔽壁内を通つて前記環状スペー
スまで延びており、前記入口管と前記入口ノズル
及び前記出口管と前記出口ノズルの溶接接合部
は、該溶接接合部を両側から検査可能にするよう
に、且つ、該溶接接合部の破断による流体の流れ
が同破断の両側にある前記検査ポートを通り放出
されて前記原子炉容器を去るように、前記環状ス
ペース内に配置されており、また、前記入口ノズ
ル及び出口ノズルは、流体の流れが前記原子炉容
器に向かうのを阻止するために、前記原子炉容器
を囲む遮蔽壁部に形成されたぴつたり嵌合する開
口中に配置されると共に、前記入口管及び出口管
は、前記遮蔽壁中に設けられた管スリーブを通つ
て延びていて、管抑制部材が、破断中の前記入口
管及び出口管の運動を制限すべく、前記入口管及
び出口管並びに管スリーブと協働している、原子
炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US462851 | 1983-02-01 | ||
| US06/462,851 US4600553A (en) | 1983-02-01 | 1983-02-01 | Reactor cavity |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59143995A JPS59143995A (ja) | 1984-08-17 |
| JPH0352840B2 true JPH0352840B2 (ja) | 1991-08-13 |
Family
ID=23838014
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59014557A Granted JPS59143995A (ja) | 1983-02-01 | 1984-01-31 | 原子炉 |
Country Status (13)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4600553A (ja) |
| JP (1) | JPS59143995A (ja) |
| KR (1) | KR840007796A (ja) |
| BE (1) | BE898804A (ja) |
| CH (1) | CH661999A5 (ja) |
| DE (1) | DE3401575A1 (ja) |
| ES (1) | ES8705146A1 (ja) |
| FI (1) | FI83711C (ja) |
| FR (1) | FR2542908B1 (ja) |
| GB (1) | GB2135107B (ja) |
| IT (1) | IT1173177B (ja) |
| PH (1) | PH21431A (ja) |
| ZA (1) | ZA84328B (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2191328B (en) * | 1986-05-30 | 1989-12-13 | Bechtel Eastern Power Corp | Integral reactor cavity seal/shield |
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