JPH04104092A - 炉水の水質制御方法 - Google Patents
炉水の水質制御方法Info
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- JPH04104092A JPH04104092A JP2220980A JP22098090A JPH04104092A JP H04104092 A JPH04104092 A JP H04104092A JP 2220980 A JP2220980 A JP 2220980A JP 22098090 A JP22098090 A JP 22098090A JP H04104092 A JPH04104092 A JP H04104092A
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- Japan
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- reactor
- reactor water
- chemical species
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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）
本発明は沸騰水原子炉（以下、ＢＷＲと記す）の運転時
において炉水系配管などの材料の亀裂進展速度の低減お
よび主蒸気系への窒素（Ｎ）−１６移行放射能ならびに
炉水系配管付着コバルト（Ｃｏ）−６０などの放射能を
低減させるための炉水の水質制御方法に関する。
において炉水系配管などの材料の亀裂進展速度の低減お
よび主蒸気系への窒素（Ｎ）−１６移行放射能ならびに
炉水系配管付着コバルト（Ｃｏ）−６０などの放射能を
低減させるための炉水の水質制御方法に関する。
（従来の技術）
ＢＷＲにおいて、炉水系配管なとの材料の亀裂か進展す
る速度を低減させるために原子炉の給水系中の給水に水
素を注入して炉水の材料電位、溶存酸素および過酸化水
素の濃度を低減させる水質制御方法が行われている。
る速度を低減させるために原子炉の給水系中の給水に水
素を注入して炉水の材料電位、溶存酸素および過酸化水
素の濃度を低減させる水質制御方法が行われている。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、従来の炉水の水質制御方法では材料の亀
裂進展速度を低減するために多量の水素注入量が必要と
なり、経済的でない。また、炉水中の水素濃度か高くな
り、炉水中の窒素不純物が硝酸からアンモニア形態に変
り、かつｐＨがアルカリ性側に変化するため、主蒸気系
へＮ−１６か移行し、放射能の増加、および炭素鋼配管
に付着したＣ０−６０による放射能が増加するなどの課
題がある。
裂進展速度を低減するために多量の水素注入量が必要と
なり、経済的でない。また、炉水中の水素濃度か高くな
り、炉水中の窒素不純物が硝酸からアンモニア形態に変
り、かつｐＨがアルカリ性側に変化するため、主蒸気系
へＮ−１６か移行し、放射能の増加、および炭素鋼配管
に付着したＣ０−６０による放射能が増加するなどの課
題がある。
また、材料の亀裂進展速度は炉水中の不純物濃度にも依
存する。このため、亀裂進展速度が測定されていない場
合、必要な水素注入量に対して実際の水素注入量が過剰
であったり、不足していたりするなどの効果に不確定さ
が生じるなどの課題がある。
存する。このため、亀裂進展速度が測定されていない場
合、必要な水素注入量に対して実際の水素注入量が過剰
であったり、不足していたりするなどの効果に不確定さ
が生じるなどの課題がある。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、水
素注入による炉水溶存酸素濃度の低減による材料の亀裂
進展の抑制のほか、材料腐食を抑制する化学種に着目し
て主蒸気系へのＮ−１６移行放射能の増加および配管の
付着Ｃｏ−６０の放射能が増加することなく、かつ水質
制御の信頼性が高く経済的な原子炉運転時の炉水の水質
制御方法を提供することにある。
素注入による炉水溶存酸素濃度の低減による材料の亀裂
進展の抑制のほか、材料腐食を抑制する化学種に着目し
て主蒸気系へのＮ−１６移行放射能の増加および配管の
付着Ｃｏ−６０の放射能が増加することなく、かつ水質
制御の信頼性が高く経済的な原子炉運転時の炉水の水質
制御方法を提供することにある。
「発明の構成コ
（課題を解決するための手段）
本発明は、沸騰水型原子炉の運転時に炉水に水素および
材料腐食を抑制する化学種を供給したのち、炉水の水質
を検知し、炉水への水素の供給速度により炉水の水素濃
度を制御し、炉水への化学種の供給速度と炉水浄化系の
イオン交換樹脂の化学種補捉量の両者を変化させること
によって炉水の化学種濃度を制御することを特徴とする
。
材料腐食を抑制する化学種を供給したのち、炉水の水質
を検知し、炉水への水素の供給速度により炉水の水素濃
度を制御し、炉水への化学種の供給速度と炉水浄化系の
イオン交換樹脂の化学種補捉量の両者を変化させること
によって炉水の化学種濃度を制御することを特徴とする
。
（作 用）
従来、制御されている水素に加え、材料腐食抑制するク
ロムおよびモリブデン等の化学種を加えて炉水濃度を制
御することにより、亀裂進展速度の低減に必要な注入水
素量を軽減できる。また、これらの化学種は炉水中では
酸となり、ｐＨを酸性側に移行するため、主蒸気系への
Ｎ−１６移行放射能を低減し、かつ材料に生成する腐食
被膜の厚みを減少させる。そして、より綿密な被膜を形
成するため、この被膜に取り込まれる放射能の低減によ
り配管に付着したＣｏ−６０放射能の低減も可能となる
。
ロムおよびモリブデン等の化学種を加えて炉水濃度を制
御することにより、亀裂進展速度の低減に必要な注入水
素量を軽減できる。また、これらの化学種は炉水中では
酸となり、ｐＨを酸性側に移行するため、主蒸気系への
Ｎ−１６移行放射能を低減し、かつ材料に生成する腐食
被膜の厚みを減少させる。そして、より綿密な被膜を形
成するため、この被膜に取り込まれる放射能の低減によ
り配管に付着したＣｏ−６０放射能の低減も可能となる
。
化学種の炉水濃度の制御方法としては、化学種の注入方
法と、炉水中の化学種の濃度と平衡になるように炉水浄
化系イオン交換樹脂に化学種の捕捉量をあらかじめ調整
する。これにより注入化学種の量を低減でき、また注入
濃度が注入化学種の溶解度以上となり、注入配管に析出
するなどのトラブルがなくなる。化学種のみの注入方法
に比較して、炉水浄化系イオン交換樹脂の化学種補捉量
の変化に伴い化学種の注入量を時間的に可変させる必要
もなくなる。 ゛ さらに、材料の亀裂進展速度や主蒸気系のＮ−１６およ
び炉水系配管付着Ｃｏ−６０などの放射能を検出し、炉
水の水素および化学種の濃度を制御する。これによって
、より制度の高い水質制御方法か可能となる。また、材
料亀裂進展速度に影響する水質の測定を行うことにより
不純物の流入防止に役立つ。
法と、炉水中の化学種の濃度と平衡になるように炉水浄
化系イオン交換樹脂に化学種の捕捉量をあらかじめ調整
する。これにより注入化学種の量を低減でき、また注入
濃度が注入化学種の溶解度以上となり、注入配管に析出
するなどのトラブルがなくなる。化学種のみの注入方法
に比較して、炉水浄化系イオン交換樹脂の化学種補捉量
の変化に伴い化学種の注入量を時間的に可変させる必要
もなくなる。 ゛ さらに、材料の亀裂進展速度や主蒸気系のＮ−１６およ
び炉水系配管付着Ｃｏ−６０などの放射能を検出し、炉
水の水素および化学種の濃度を制御する。これによって
、より制度の高い水質制御方法か可能となる。また、材
料亀裂進展速度に影響する水質の測定を行うことにより
不純物の流入防止に役立つ。
（実施例）
第１図から第４図を参照しながら本発明に係る炉水の水
質制御方法の一実施例を説明する。
質制御方法の一実施例を説明する。
第１図は本実施例を説明するためのＢＷＲの水質制御シ
ステムをブロック的に配管系統図で示したものである。
ステムをブロック的に配管系統図で示したものである。
第１図において、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気管２
を通ってタービン３へ送られる。タービン３で仕事をし
た蒸気は復水器４に流れ込み、冷却されて復水となる。
を通ってタービン３へ送られる。タービン３で仕事をし
た蒸気は復水器４に流れ込み、冷却されて復水となる。
この復水は復水浄化系、っまり復水ポンプ５から復水脱
塩装置６に送られて浄化される。浄化された復水は原子
炉１への給水として給水系、つまり給水ポンプ７から給
水加熱器８で加熱され給水配管９を通って原子炉１内に
流入する。復水ポンプ５の流入側には分岐された配管を
介して復水貯蔵タンク１０が接続されている。原子炉１
には原子炉再循環系として再循環系配管１１が再循環ポ
ンプ１２を有して接続されている。なお、図中符号１３
は復水脱塩装置６の下流側に接続した原子炉冷却材浄化
系（ＣＵＷ浄化系）配管で、制御棒駆動系にも接続して
いる。再循環ポンプ１２の流入側から分岐して給水配管
９に接続する炉水浄化系配管１４が設けられており、こ
の炉水浄化系配管１４には熱交換器１５．ポンプ１６お
よびイオン交換樹脂塔１７が順次接続されている。
塩装置６に送られて浄化される。浄化された復水は原子
炉１への給水として給水系、つまり給水ポンプ７から給
水加熱器８で加熱され給水配管９を通って原子炉１内に
流入する。復水ポンプ５の流入側には分岐された配管を
介して復水貯蔵タンク１０が接続されている。原子炉１
には原子炉再循環系として再循環系配管１１が再循環ポ
ンプ１２を有して接続されている。なお、図中符号１３
は復水脱塩装置６の下流側に接続した原子炉冷却材浄化
系（ＣＵＷ浄化系）配管で、制御棒駆動系にも接続して
いる。再循環ポンプ１２の流入側から分岐して給水配管
９に接続する炉水浄化系配管１４が設けられており、こ
の炉水浄化系配管１４には熱交換器１５．ポンプ１６お
よびイオン交換樹脂塔１７が順次接続されている。
このような配管系統において、ム印は水質測定、■印は
亀裂進展測定、マ印は放射能測定位置を示しており、１
８は水素・化学種注入装置を示している。
亀裂進展測定、マ印は放射能測定位置を示しており、１
８は水素・化学種注入装置を示している。
水素および化学種は給水ポンプ７の入口側直前の注入点
ａからそれぞれガスおよび溶液の形態で注入され、給水
配管９を経て原子炉１内の炉水に供給される。炉水での
化学種の制御濃度が明らかな場合、あらかじめ炉水浄化
系配管１４のイオン交換樹脂塔１７にその化学種を捕捉
調整したイオン交換樹脂を使用する。この場合、下記に
示すように炉水浄化系配管１４の出口側の化学種濃度を
所定の制御濃度にすることかできる。
ａからそれぞれガスおよび溶液の形態で注入され、給水
配管９を経て原子炉１内の炉水に供給される。炉水での
化学種の制御濃度が明らかな場合、あらかじめ炉水浄化
系配管１４のイオン交換樹脂塔１７にその化学種を捕捉
調整したイオン交換樹脂を使用する。この場合、下記に
示すように炉水浄化系配管１４の出口側の化学種濃度を
所定の制御濃度にすることかできる。
炉水中の化学種Ａの濃度［Ａ］はイオン交換樹脂の化学
種捕択割合（［／Ｍ ］ ／ ［ＯＨ−”］ ）に依存
する。＊のないのは炉水濃度、＊のついたものはイオン
交換樹脂中濃度を表す。
種捕択割合（［／Ｍ ］ ／ ［ＯＨ−”］ ）に依存
する。＊のないのは炉水濃度、＊のついたものはイオン
交換樹脂中濃度を表す。
［ＯＨ−”］ ・ ［ＯＨ−］
ここで、αＡ／Ｂは化学種ＡとＯＨ−の分離係数である
。水質測定装置、放射能測定装置および材料亀裂進展速
度装置の測定結果が注入点ａおよび炉水浄化系による水
質制御に反映される。
。水質測定装置、放射能測定装置および材料亀裂進展速
度装置の測定結果が注入点ａおよび炉水浄化系による水
質制御に反映される。
第２図は本発明例と従来例について化学種の注入量に対
する経時的変化を示したもので、図中、線１は本発明例
で、あらかじめ炉水浄化系イオン交換樹脂に化学種を捕
捉した場合を、線２は従来例で給水注入のみの場合をそ
れぞれ示している。
する経時的変化を示したもので、図中、線１は本発明例
で、あらかじめ炉水浄化系イオン交換樹脂に化学種を捕
捉した場合を、線２は従来例で給水注入のみの場合をそ
れぞれ示している。
第２図から明らかなように、給水注入に問題か生じた場
合でも炉水濃度に占める給水注入寄与分が小さいため、
水質制御の信頼性は本発明例の方が高いことが認められ
る。
合でも炉水濃度に占める給水注入寄与分が小さいため、
水質制御の信頼性は本発明例の方が高いことが認められ
る。
第３図は本発明による水質制御方法と従来の水素単独の
場合の効果を比較して示している。本発明と従来例の場
合の亀裂進展速度を横軸に炉水の水素濃度をパラメータ
として、それぞれ（イ）および（イ１）に示す。また、
本発明と従来例の場合のＮ−１６の主蒸気放射能濃度を
それぞれ（ロ）および（口゛）に示す。亀裂進展速度お
よびＮ−１６の主蒸気放射能濃度は水素および化学種の
水質制御を行わない場合を１として示している。この場
合、亀裂進展速度は１の位置、Ｎ−１６の種蒸気放射能
濃度は１゛で、亀裂進展速度を０．０１となすように制
御すると、水素注入および化学種の両者の制御方法を採
用した場合、Ｎ−１６の主蒸気放射能濃度は２°て水質
制御しない場合より小さくなる。しかし、水素単独の場
合Ｎ−１６の種蒸気放射能濃度は３°となり水素注入し
ない場合の６倍になる。
場合の効果を比較して示している。本発明と従来例の場
合の亀裂進展速度を横軸に炉水の水素濃度をパラメータ
として、それぞれ（イ）および（イ１）に示す。また、
本発明と従来例の場合のＮ−１６の主蒸気放射能濃度を
それぞれ（ロ）および（口゛）に示す。亀裂進展速度お
よびＮ−１６の主蒸気放射能濃度は水素および化学種の
水質制御を行わない場合を１として示している。この場
合、亀裂進展速度は１の位置、Ｎ−１６の種蒸気放射能
濃度は１゛で、亀裂進展速度を０．０１となすように制
御すると、水素注入および化学種の両者の制御方法を採
用した場合、Ｎ−１６の主蒸気放射能濃度は２°て水質
制御しない場合より小さくなる。しかし、水素単独の場
合Ｎ−１６の種蒸気放射能濃度は３°となり水素注入し
ない場合の６倍になる。
第４図は材料亀裂進展速度評価装置を示したもので、原
子炉圧力容器内とほぼ同様の環境雰囲気を保ち得るよう
にオートクレーブ方式の構造になっている。
子炉圧力容器内とほぼ同様の環境雰囲気を保ち得るよう
にオートクレーブ方式の構造になっている。
すなわち、肉厚の容器２０内に配管などの被試験体２１
を収容し、蓋２２をかぶせ、蓋２２をボルト２３および
ナツト２４によってガスケット２５を介在して気密に締
め付ける。被試験体２１には電極２６を取り付け、この
電極２６をリード線２７により蓋２２に取り付けられた
プラグ２８に接続する。容器２０にはあらかじめ放射線
源２９が埋め込まれている。また、容器２０の上下両側
面には炉水の流入管３０および流出管３１が接続されて
おり、流入管３０には注入配管３２が分岐して接続され
ている。プラグ２８は図示しない電源に接続され、被試
験体２１に電圧を印加して被試験体２１を加熱して被試
験体２０に亀裂を発生し進展させる。
を収容し、蓋２２をかぶせ、蓋２２をボルト２３および
ナツト２４によってガスケット２５を介在して気密に締
め付ける。被試験体２１には電極２６を取り付け、この
電極２６をリード線２７により蓋２２に取り付けられた
プラグ２８に接続する。容器２０にはあらかじめ放射線
源２９が埋め込まれている。また、容器２０の上下両側
面には炉水の流入管３０および流出管３１が接続されて
おり、流入管３０には注入配管３２が分岐して接続され
ている。プラグ２８は図示しない電源に接続され、被試
験体２１に電圧を印加して被試験体２１を加熱して被試
験体２０に亀裂を発生し進展させる。
炉水は流入管３０から容器２０内に流入し、被試験体２
１の内外面を通過し流出管３１から流出する。ところで
、原子炉圧力容器内の酸素、水素および過酸化水素の濃
度は水の放射線分解により発生するため、配管系の濃度
より高い。原子炉圧力容器内のこれらの水質を模擬する
ため、流入管３０に注入配管３２から酸素、水素および
過酸化水素を注入する。また、照射場材料つまり被試験
体２１の亀裂部２１ａでの水質を模擬するため、容器２
０内に１０３Ｃｉ以上の管状放射線源２９によって被試
験体２１に放射線を照射し亀裂部２１ａの進展速度を測
定する。この場合、容器２０および蓋２２の肉厚は測定
者に対する放射線遮蔽を兼ねている。
１の内外面を通過し流出管３１から流出する。ところで
、原子炉圧力容器内の酸素、水素および過酸化水素の濃
度は水の放射線分解により発生するため、配管系の濃度
より高い。原子炉圧力容器内のこれらの水質を模擬する
ため、流入管３０に注入配管３２から酸素、水素および
過酸化水素を注入する。また、照射場材料つまり被試験
体２１の亀裂部２１ａでの水質を模擬するため、容器２
０内に１０３Ｃｉ以上の管状放射線源２９によって被試
験体２１に放射線を照射し亀裂部２１ａの進展速度を測
定する。この場合、容器２０および蓋２２の肉厚は測定
者に対する放射線遮蔽を兼ねている。
なお、上記実施例において、亀裂進展速度低減に効果の
ある水素に加え、材料腐食を抑制し、かつ放射能の増加
を抑制する化学種としてはクロム、モリブデン、タング
ステン、バナジウムなどを炉水系に供給し、その濃度を
制御する。
ある水素に加え、材料腐食を抑制し、かつ放射能の増加
を抑制する化学種としてはクロム、モリブデン、タング
ステン、バナジウムなどを炉水系に供給し、その濃度を
制御する。
また、材料腐食を抑制する化学種の炉水濃度の制御方法
として化学種の注入方法と炉水浄化系イオン交換樹脂の
化学種の捕捉量を変化させて制御する。
として化学種の注入方法と炉水浄化系イオン交換樹脂の
化学種の捕捉量を変化させて制御する。
さらに、材料の亀裂進展速度に影響する水質の測定、材
料の亀裂進展速度を加速する不純物濃度および問題とな
る材料の亀裂進展速度の直接測定または直接測定か技術
上困難な場合における材質、応力および環境条件と同様
にした被試験体を用いた間接測定により亀裂進展速度を
評価することによってより精度の高い水質制御を行うこ
とかできる。
料の亀裂進展速度を加速する不純物濃度および問題とな
る材料の亀裂進展速度の直接測定または直接測定か技術
上困難な場合における材質、応力および環境条件と同様
にした被試験体を用いた間接測定により亀裂進展速度を
評価することによってより精度の高い水質制御を行うこ
とかできる。
また、主蒸気のＮ−１６および炉水系配管に付着したＣ
ｏ−６０などの放射能を検８することにより、放射線被
曝の低減および材料健全性の両者を満足することかでき
る。
ｏ−６０などの放射能を検８することにより、放射線被
曝の低減および材料健全性の両者を満足することかでき
る。
［発明の効果］
本発明によれば主蒸気系へのＮ−１６移行放射能の増加
および配管の付着Ｃ○−６０放射能を増加させることな
く、材料の亀裂進展速度を低減することができる。
および配管の付着Ｃ○−６０放射能を増加させることな
く、材料の亀裂進展速度を低減することができる。
第１図は本発明方法を説明するための沸騰水型原子炉の
水質制御システムを示す配管系統図、第２図は本発明例
と従来例とについて化学種の注入量と経時変化を比較し
て示す特性図、第３図は本発明例と従来例について炉水
の水素濃度に対する亀裂進展速度とＮ−１６の主蒸気放
射能濃度の関係を比較して示す曲線図、第４図は本発明
で適用される材料亀裂進展速度評価装置を示す縦断面図
である。 １・・・原子炉 ２・・・主蒸気管３・・・
タービン ４・・復水器５・・・復水ポンプ
６・・・復水脱塩装置７・・・給水ポンプ
８・・・給水加熱器９・・・給水配管 １０
・・復水貯蔵タンク１１・・・再循環系配管 １２
・・・再循環ポンプ１３・原子炉冷却材浄化系配管 １４・・炉水浄化系配管 １５ 熱交換器Ｉ６・・
ポンプ １７・・イオン交換樹脂塔（８７３
３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか １名） ＣＵＷ粒呈 １３ （ミ１人７ヒ１−−ａ） 第１図 第２図
水質制御システムを示す配管系統図、第２図は本発明例
と従来例とについて化学種の注入量と経時変化を比較し
て示す特性図、第３図は本発明例と従来例について炉水
の水素濃度に対する亀裂進展速度とＮ−１６の主蒸気放
射能濃度の関係を比較して示す曲線図、第４図は本発明
で適用される材料亀裂進展速度評価装置を示す縦断面図
である。 １・・・原子炉 ２・・・主蒸気管３・・・
タービン ４・・復水器５・・・復水ポンプ
６・・・復水脱塩装置７・・・給水ポンプ
８・・・給水加熱器９・・・給水配管 １０
・・復水貯蔵タンク１１・・・再循環系配管 １２
・・・再循環ポンプ１３・原子炉冷却材浄化系配管 １４・・炉水浄化系配管 １５ 熱交換器Ｉ６・・
ポンプ １７・・イオン交換樹脂塔（８７３
３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか １名） ＣＵＷ粒呈 １３ （ミ１人７ヒ１−−ａ） 第１図 第２図
Claims (1)
- 沸騰水型原子炉の運転時に炉水に水素および材料腐食
を抑制する化学種を供給したのち、炉水の水質を検知し
、炉水への水素の供給速度により炉水の水素濃度を制御
し、炉水への化学種の供給速度と炉水浄化系のイオン交
換樹脂の化学種補捉量の両者を変化させることによって
炉水の化学種濃度を制御することを特徴とする炉水の水
質制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2220980A JPH04104092A (ja) | 1990-08-24 | 1990-08-24 | 炉水の水質制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2220980A JPH04104092A (ja) | 1990-08-24 | 1990-08-24 | 炉水の水質制御方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04104092A true JPH04104092A (ja) | 1992-04-06 |
Family
ID=16759584
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2220980A Pending JPH04104092A (ja) | 1990-08-24 | 1990-08-24 | 炉水の水質制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04104092A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0634786A (ja) * | 1992-07-15 | 1994-02-10 | Hitachi Ltd | 軽水炉プラントを構成する材料の余寿命推定方法とその装置 |
-
1990
- 1990-08-24 JP JP2220980A patent/JPH04104092A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0634786A (ja) * | 1992-07-15 | 1994-02-10 | Hitachi Ltd | 軽水炉プラントを構成する材料の余寿命推定方法とその装置 |
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