JPH0827381B2 - 排出タンクの支持装置 - Google Patents
排出タンクの支持装置Info
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- JPH0827381B2 JPH0827381B2 JP62116708A JP11670887A JPH0827381B2 JP H0827381 B2 JPH0827381 B2 JP H0827381B2 JP 62116708 A JP62116708 A JP 62116708A JP 11670887 A JP11670887 A JP 11670887A JP H0827381 B2 JPH0827381 B2 JP H0827381B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/10—Means for supporting the complete structure
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- 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
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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉の冷却液を循環させるための吊下式
ポンプ、特に統合型高速中性子炉の一次ポンプの排出タ
ンクの支持装置に関する。
ポンプ、特に統合型高速中性子炉の一次ポンプの排出タ
ンクの支持装置に関する。
原子炉がインテグレーテッドタイプ（統合型）である
場合には、一般的にナトリウムのような液体金属によっ
て冷却される高速中性子炉が、原子炉の容器を充填して
いる一次液体ナトリウムに浸漬されている炉心を包囲し
ている容器の内側に、配置されている。これらの一次ポ
ンプは、容器を閉鎖している原子炉のスラブによって垂
直に配置され上部分で支持された略円筒形の本体を備え
ている。ポンプの本体は、一般的に球形の形状を有する
排出タンクの下部分で連通している。この球形のタンク
は、２つの排出パイプに連結されており、排出パイプ
は、タンクに連結された端部と反対側の端部で、炉心を
支持するベッドに開放している。
場合には、一般的にナトリウムのような液体金属によっ
て冷却される高速中性子炉が、原子炉の容器を充填して
いる一次液体ナトリウムに浸漬されている炉心を包囲し
ている容器の内側に、配置されている。これらの一次ポ
ンプは、容器を閉鎖している原子炉のスラブによって垂
直に配置され上部分で支持された略円筒形の本体を備え
ている。ポンプの本体は、一般的に球形の形状を有する
排出タンクの下部分で連通している。この球形のタンク
は、２つの排出パイプに連結されており、排出パイプ
は、タンクに連結された端部と反対側の端部で、炉心を
支持するベッドに開放している。
垂直本体のケースを貫通しているポートの領域にポン
プによって引かれた液体ナトリウムは、球形のタンク内
に排出され、排出パイプ内に分配され、次いで、炉心の
燃料集合体の下に再注入される。
プによって引かれた液体ナトリウムは、球形のタンク内
に排出され、排出パイプ内に分配され、次いで、炉心の
燃料集合体の下に再注入される。
球形の排出タンクは、容器の底部に載っており炉心の
燃料集合体の支持体として作用するベッドを支持する固
定構造体であるプレートにしっかりと固定されている。
燃料集合体の支持体として作用するベッドを支持する固
定構造体であるプレートにしっかりと固定されている。
冷却液の温度の急激かつ大規模な変動により原子炉の
運転状態が急激に変化した場合、および、事故のため温
度が大幅に変動し原子炉が異常な運転状態に陥ったと
き、プレートにしっかりと固定されている排出タンク
は、かなりの熱応力を受ける。実際、球形の排出タンク
は、温度変化による膨張差により移動しようとするが、
プレートにしっかりと固定されているため、実際には移
動しない。その結果、排出タンクを構成している材料お
よび排出タンクに連結されている要素に大きな応力が生
ずる。
運転状態が急激に変化した場合、および、事故のため温
度が大幅に変動し原子炉が異常な運転状態に陥ったと
き、プレートにしっかりと固定されている排出タンク
は、かなりの熱応力を受ける。実際、球形の排出タンク
は、温度変化による膨張差により移動しようとするが、
プレートにしっかりと固定されているため、実際には移
動しない。その結果、排出タンクを構成している材料お
よび排出タンクに連結されている要素に大きな応力が生
ずる。
〔問題点を解決するための手段〕 したがって、本発明の目的は、容器の底部に接触し且
つ原子炉の炉心が載るベッドを支持するプレートを備え
た統合型高速中性子原子炉の冷却液を循環させるための
ポンプと関連した排出タンクの支持装置であって、ポン
プが、上部分で支持され、且つ下部分で、原子炉のプレ
ートによって支持された排出タンクと連通している垂直
本体を備え、原子炉の炉心の下に開放しポンプの軸線を
含む垂直面に対して対称に配置されている排出タンクに
連結された支持装置であって、原子炉の冷却液の温度が
急激に変化した場合に、排出タンクおよび該タンクに連
結されている要素に及ぼされる熱応力を低い値に制限す
ることができる構造を有する支持装置を提供することに
ある。
つ原子炉の炉心が載るベッドを支持するプレートを備え
た統合型高速中性子原子炉の冷却液を循環させるための
ポンプと関連した排出タンクの支持装置であって、ポン
プが、上部分で支持され、且つ下部分で、原子炉のプレ
ートによって支持された排出タンクと連通している垂直
本体を備え、原子炉の炉心の下に開放しポンプの軸線を
含む垂直面に対して対称に配置されている排出タンクに
連結された支持装置であって、原子炉の冷却液の温度が
急激に変化した場合に、排出タンクおよび該タンクに連
結されている要素に及ぼされる熱応力を低い値に制限す
ることができる構造を有する支持装置を提供することに
ある。
この目的は、支持装置が、ポンプの軸線に垂直に且つ
排出手段の対称面と直交して配置されている少なくとも
１つの実質的に平らな金属ストリップを備え、該ストリ
ップは、その上部連結領域において、ベッドの外方に突
出するプレートの半径方向の延長部に溶接によって固定
され、排出タンクが、ストリップによってプレートから
懸架されるように、プレートに固定されたストリップの
領域の下に配置された領域で、ストリップに固定されて
いることによって達成される。
排出手段の対称面と直交して配置されている少なくとも
１つの実質的に平らな金属ストリップを備え、該ストリ
ップは、その上部連結領域において、ベッドの外方に突
出するプレートの半径方向の延長部に溶接によって固定
され、排出タンクが、ストリップによってプレートから
懸架されるように、プレートに固定されたストリップの
領域の下に配置された領域で、ストリップに固定されて
いることによって達成される。
本発明を説明するために、高速中性子炉において一次
液体ナトリウムを循環させるために使用する本発明のポ
ンプの実施例について記載する。
液体ナトリウムを循環させるために使用する本発明のポ
ンプの実施例について記載する。
ナトリウムによって冷却される高速中性子炉の容器１
の底部の一部が第１図に示されており、前記容器１に
は、炉心２を浸漬する冷却用液体ナトリウムが充填され
ている。
の底部の一部が第１図に示されており、前記容器１に
は、炉心２を浸漬する冷却用液体ナトリウムが充填され
ている。
炉心２は、並んで配置されている燃料集合体によって
構成されており、炉心２の下部は、容器１の補強部分1a
と接触している支持スリーブ4aを介して、容器１の底部
に当接している大形の剛性構造体によって構成されたプ
レート４上に載っているベッド３に係合している。
構成されており、炉心２の下部は、容器１の補強部分1a
と接触している支持スリーブ4aを介して、容器１の底部
に当接している大形の剛性構造体によって構成されたプ
レート４上に載っているベッド３に係合している。
容器１は、ベッド３及びプレート４に加えて、ベッド
３に当接し容器１内に円環領域６を構成する壁５のよう
な内部構造体を包囲している。これらの内部構造体は
又、壁５の開口に沿って固定され、ポンプ８の通路（第
１図では、下部のみが図示されている）の中空シャフト
を構成するスリーブ７のような、垂直軸線をもつ円筒形
スリーブを有する。
３に当接し容器１内に円環領域６を構成する壁５のよう
な内部構造体を包囲している。これらの内部構造体は
又、壁５の開口に沿って固定され、ポンプ８の通路（第
１図では、下部のみが図示されている）の中空シャフト
を構成するスリーブ７のような、垂直軸線をもつ円筒形
スリーブを有する。
ポンプ８は、スリーブ７の内部に配置され、ポンプの
作動要素を包囲する略円筒形の垂直本体8aを備えてお
り、スリーブ７には、液体ナトリウムの流入口が設けら
れている。
作動要素を包囲する略円筒形の垂直本体8aを備えてお
り、スリーブ７には、液体ナトリウムの流入口が設けら
れている。
ポンプの垂直本体8aの上部（第１では図示されていな
い）は、容器１を閉鎖する原子炉の水平スラブを貫通し
且つ固定されてポンプの懸架を確実にしている。
い）は、容器１を閉鎖する原子炉の水平スラブを貫通し
且つ固定されてポンプの懸架を確実にしている。
壁５によって容器１の内部に画成された円環領域６
は、原子炉の低温コレクタを構成しており、この低温コ
レクタには、容器１内に延び、一次液体ナトリウムによ
て炉心２から得られた熱を使用して二次液体ナトリウム
を加熱する中間熱交換器を通過した後の低温液体ナトリ
ウムが集められる。
は、原子炉の低温コレクタを構成しており、この低温コ
レクタには、容器１内に延び、一次液体ナトリウムによ
て炉心２から得られた熱を使用して二次液体ナトリウム
を加熱する中間熱交換器を通過した後の低温液体ナトリ
ウムが集められる。
低温コレクタと連通するスリーブ７にも、低温液体ナ
トリウムが充填されており、ポンプ８が液体ナトリウム
を炉心２の底部のところで再注入する。
トリウムが充填されており、ポンプ８が液体ナトリウム
を炉心２の底部のところで再注入する。
現在稼動中または建設計画中の高速中性子炉では、容
器は、容器の周囲の円環領域に配置され、８つの中間熱
交換器と関連した４つの同じポンプを包囲している。
器は、容器の周囲の円環領域に配置され、８つの中間熱
交換器と関連した４つの同じポンプを包囲している。
次に、第１図、第２図および第３図を参照して、ポン
プの本体8aの下部分に開放している球形タンクすなわち
排出タンク10からなるポンプ８の下部分を説明する。排
出タンク10は、ポンプ８の本体の対応する支持フランジ
12を載せるフランジを構成するために、上部分が開放し
ている。
プの本体8aの下部分に開放している球形タンクすなわち
排出タンク10からなるポンプ８の下部分を説明する。排
出タンク10は、ポンプ８の本体の対応する支持フランジ
12を載せるフランジを構成するために、上部分が開放し
ている。
排出タンク10に２つの領域を構成する分離構造体13
が、排出タンク10の内部に配置されており、ポンプによ
って冷却される液体ナトリウムが排出される排出パイプ
14が、前記２つの領域の各々に開放している。
が、排出タンク10の内部に配置されており、ポンプによ
って冷却される液体ナトリウムが排出される排出パイプ
14が、前記２つの領域の各々に開放している。
排出タンク10内の２つの領域および２つの排出パイプ
14は、ポンプ８の軸線Ｚ−Ｚ′を含む垂直面に対して対
称である。この垂直面の線15が第２図に示されている。
14は、ポンプ８の軸線Ｚ−Ｚ′を含む垂直面に対して対
称である。この垂直面の線15が第２図に示されている。
排出パイプ14は、ベッド３に係合しており、そして排
出タンク10に連結されている端部と反対側の端部で、炉
心２の下のベッド３に開放している。したがって、排出
パイプ14は、ベッドから上方に循環して炉心の燃料集合
体に入る液体ナトリウムを炉心に供給する配管を構成す
る。
出タンク10に連結されている端部と反対側の端部で、炉
心２の下のベッド３に開放している。したがって、排出
パイプ14は、ベッドから上方に循環して炉心の燃料集合
体に入る液体ナトリウムを炉心に供給する配管を構成す
る。
プレート４は、炉心２を支持するベッド３の周囲を超
えて外方へ延びた延長部16を、容器１の半径方向に備え
ている。
えて外方へ延びた延長部16を、容器１の半径方向に備え
ている。
原子炉の固定構造体からの排出タンク10の懸架は、プ
レート４の半径方向の延長部16によって確保される。
レート４の半径方向の延長部16によって確保される。
切頭円錐形のスリーブ18が、排出タンク10との連結部
材の領域において、大径底部に沿って溶接で固定されて
いる。この切頭円錐形のスリーブ18は、小径底部に沿っ
て固定された連結構造体19と一体である。切頭円錐形の
スリーブ18は、軸線がポンプの軸線Ｚ−Ｚ′と一致する
ように配置されている。
材の領域において、大径底部に沿って溶接で固定されて
いる。この切頭円錐形のスリーブ18は、小径底部に沿っ
て固定された連結構造体19と一体である。切頭円錐形の
スリーブ18は、軸線がポンプの軸線Ｚ−Ｚ′と一致する
ように配置されている。
実質的に平らな金属ストリップ20が、一方が水平領域
21に沿ってプレート４の延長部16の端部に、そして他方
が水平領域22に沿って連結構造体19に溶接によって固定
されている。
21に沿ってプレート４の延長部16の端部に、そして他方
が水平領域22に沿って連結構造体19に溶接によって固定
されている。
水平領域21、22は、ストリップ20の幅全体にわたって
延びており、ストリップ20の連結構造体19への連結を確
保する領域22は、ストリップ20のプレート４への連結を
確保する水平領域21の下に配置されている。このように
して排出タンク10は、ストリップ20を介してプレート４
から懸架されている。
延びており、ストリップ20の連結構造体19への連結を確
保する領域22は、ストリップ20のプレート４への連結を
確保する水平領域21の下に配置されている。このように
して排出タンク10は、ストリップ20を介してプレート４
から懸架されている。
第３図で分かるように、スリーブ18は、側壁の高さ全
体にわたって開放しており、上方に末広がりになった直
径方向に延びたスロット24を構成している。ストリップ
20は、スロット24に沿って配置されており、ストリップ
20のスロット24内への移動を可能にする。
体にわたって開放しており、上方に末広がりになった直
径方向に延びたスロット24を構成している。ストリップ
20は、スロット24に沿って配置されており、ストリップ
20のスロット24内への移動を可能にする。
連結構造体19は、ストリップ20の各々の側に溶接で固
定された２つの水平プレート25a、26bと、横方向の補強
ラグ26とを備えている。
定された２つの水平プレート25a、26bと、横方向の補強
ラグ26とを備えている。
スロット24は、スリーブ18の直径方向に、排出パイプ
14の対称面と直交して延びており、第２図に対称面を示
す線15が示されている。ストリップ20の延長部16との固
定縁部は、排出タンク10が熱応力を受けないときに実質
的に垂直になるように配置されている。ストリップ20
は、ポンプの軸線Ｚ−Ｚ′を含む垂直面内にあり、且つ
排出パイプの対称面と直交している。
14の対称面と直交して延びており、第２図に対称面を示
す線15が示されている。ストリップ20の延長部16との固
定縁部は、排出タンク10が熱応力を受けないときに実質
的に垂直になるように配置されている。ストリップ20
は、ポンプの軸線Ｚ−Ｚ′を含む垂直面内にあり、且つ
排出パイプの対称面と直交している。
ストリップ20は、幅が連結プレート25a、25bの長さと
一致している下部分と、幅広であり水平領域21の上方に
配置されている上部分とを有している。ストリップ20の
この部分は、プレート20の下部分を超えて外方へ延びて
いる２つの縁部分によって、上方と下方が定められてい
る。
一致している下部分と、幅広であり水平領域21の上方に
配置されている上部分とを有している。ストリップ20の
この部分は、プレート20の下部分を超えて外方へ延びて
いる２つの縁部分によって、上方と下方が定められてい
る。
２つのサポート30が、プレート４の延長部の各々の側
において、縁部分28の垂直方向下方に垂直に固定されて
いる。
において、縁部分28の垂直方向下方に垂直に固定されて
いる。
第1a図で分かるように、プレート20は、厚さが他の部
分の厚さの略半分である薄肉部分20aを有している。こ
の薄肉部分20aは、ほぼ水平領域21、22間に延びてい
る。
分の厚さの略半分である薄肉部分20aを有している。こ
の薄肉部分20aは、ほぼ水平領域21、22間に延びてい
る。
事故や運転状態の急激な変化により、冷却液の温度が
急速かつ大幅に変動すると、排出タンク10は、主として
排出パイプ14の対称面と平行な半径方向に材料の膨張差
に起因する応力を受ける。ストリップ20の面と垂直なこ
れらの力は排出タンク10を移動させ、これによって可撓
性ストリップ20の薄肉部分20aに曲げを生じさせる。排
出タンク10とスリーブ18と排出パイプ14とによって構成
される構造体は、ストリップ20に曲げ応力以外の応力を
発生させずに移動することができる。スリーブ18に設け
られているスロット24の形状によって許容される移動に
より、ストリップ20の曲げが可能となる。
急速かつ大幅に変動すると、排出タンク10は、主として
排出パイプ14の対称面と平行な半径方向に材料の膨張差
に起因する応力を受ける。ストリップ20の面と垂直なこ
れらの力は排出タンク10を移動させ、これによって可撓
性ストリップ20の薄肉部分20aに曲げを生じさせる。排
出タンク10とスリーブ18と排出パイプ14とによって構成
される構造体は、ストリップ20に曲げ応力以外の応力を
発生させずに移動することができる。スリーブ18に設け
られているスロット24の形状によって許容される移動に
より、ストリップ20の曲げが可能となる。
大きい幅を有し且つ引張り応力を受けるストリップ20
は、体積が極端に大きくはない排出タンクの懸架を容易
に行うことができる。更に、ストリップ20の水平領域2
1、22の間の垂直方向の距離は、排出タンクが最大限に
移動してもストリップ20の曲げを小さくするようになっ
ている。
は、体積が極端に大きくはない排出タンクの懸架を容易
に行うことができる。更に、ストリップ20の水平領域2
1、22の間の垂直方向の距離は、排出タンクが最大限に
移動してもストリップ20の曲げを小さくするようになっ
ている。
４つの一次ポンプを備えた1,500MWの原子炉の場合に
は、例えば中央曲げ部分の厚さを20mmに薄くした厚さ40
mmのプレートで構成されたステンレス鋼製のストリップ
20が使用されている。ストリップ20の下部の幅は1.60m
であり、薄肉部分の高さは0.45mである。
は、例えば中央曲げ部分の厚さを20mmに薄くした厚さ40
mmのプレートで構成されたステンレス鋼製のストリップ
20が使用されている。ストリップ20の下部の幅は1.60m
であり、薄肉部分の高さは0.45mである。
繰り返し作用する予期しない疲労や検知できない内部
欠陥によってストリップ20が破壊したとき、排出タンク
10は、縁部分28を介して垂直なサポート30に接触してい
るストリップ20の上部に当接する。
欠陥によってストリップ20が破壊したとき、排出タンク
10は、縁部分28を介して垂直なサポート30に接触してい
るストリップ20の上部に当接する。
本発明の主要な効果は、ポンプの下部を構成する排出
タンクに非常に信頼性のある可撓性のサスペンションを
提供することである。原子炉の冷却液の温度が急激に変
化するとき、プレート20の曲げによって半径方向に膨張
し、排出パイプ14とベッド３との間の連結領域に大きな
応力が伝達されない。
タンクに非常に信頼性のある可撓性のサスペンションを
提供することである。原子炉の冷却液の温度が急激に変
化するとき、プレート20の曲げによって半径方向に膨張
し、排出パイプ14とベッド３との間の連結領域に大きな
応力が伝達されない。
一般的に言えば、ポンプの下部を構成し或いは下部に
連結する構造物は、冷却液が急激に温度変化した場合、
極く僅かな応力を受けるにすぎない。
連結する構造物は、冷却液が急激に温度変化した場合、
極く僅かな応力を受けるにすぎない。
本発明の範囲は、上述の実施例に限定されるものでは
ない。
ない。
かくして、排出タンクとストリップとの間の分割型の
切頭円錐形のスリーブ以外の連結装置、構造体19と異な
る連結構造体、上述の複数個のストリップと異なる型式
のストリップを考えることができる。
切頭円錐形のスリーブ以外の連結装置、構造体19と異な
る連結構造体、上述の複数個のストリップと異なる型式
のストリップを考えることができる。
同様に、球形タンクである排出タンクを球形以外の形
状にしても良く、また排出タンクに任意の数の管を接続
しても良い。
状にしても良く、また排出タンクに任意の数の管を接続
しても良い。
本発明による原子炉の固定構造体から弾性的に懸架さ
れた排出タンクを備えたポンプを、液体ナトリウムで冷
却し且つ統合型である高速中性子炉以外の原子炉にも使
用することができる。このようなポンプは冷却液に関係
なく非統合型原子炉に使用することができ、一般的に上
部が懸架された垂直本体を備えたポンプを使用する原子
炉に、熱交換流体を循環させる装置にも使用することが
できる。
れた排出タンクを備えたポンプを、液体ナトリウムで冷
却し且つ統合型である高速中性子炉以外の原子炉にも使
用することができる。このようなポンプは冷却液に関係
なく非統合型原子炉に使用することができ、一般的に上
部が懸架された垂直本体を備えたポンプを使用する原子
炉に、熱交換流体を循環させる装置にも使用することが
できる。
第１図は原子炉の容器の内側に使用状態に在るポンプの
下部の垂直対称面における断面図、第1a図は第１図の詳
細部Ａの拡大図、第２図は第１図の線II−IIにおける断
面図、第３図は第１図の線III−IIIにおける断面図であ
る。 １……容器、２……炉心 ３……ベッド、４……プレート ５……壁、６……円環領域 ７……スリーブ、８……ポンプ 10……排出タンク、14……排出パイプ 16……延長部、18……スリーブ 19……連結構造体、20……ストリップ 21,22……水平領域、24……スロット
下部の垂直対称面における断面図、第1a図は第１図の詳
細部Ａの拡大図、第２図は第１図の線II−IIにおける断
面図、第３図は第１図の線III−IIIにおける断面図であ
る。 １……容器、２……炉心 ３……ベッド、４……プレート ５……壁、６……円環領域 ７……スリーブ、８……ポンプ 10……排出タンク、14……排出パイプ 16……延長部、18……スリーブ 19……連結構造体、20……ストリップ 21,22……水平領域、24……スロット
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭59−82600（ＪＰ，Ａ) 特開 昭61−791（ＪＰ，Ａ) 特公 昭58−39245（ＪＰ，Ｂ２)
Claims (5)
- 【請求項１】容器の底部に接触し且つ原子炉の炉心が載
るベッドを支持するプレートを備えた統合型高速中性子
原子炉の冷却液を循環させるためのポンプと関連した排
出タンクの支持装置であって、ポンプが、上部分で支持
され、且つ下部分で、原子炉のプレートによって支持さ
れた排出タンクと連通している垂直本体を備え、原子炉
の炉心の下に開放しポンプの軸線を含む垂直面に対して
対称に配置されている排出タンクに連結された支持装置
において、 ポンプの軸線に垂直に且つ排出手段の対称面と直交して
配置されている少なくとも１つの実質的に平らな金属ス
トリップを備え、該ストリップは、その上部連結領域に
おいて、ベッドの外方に突出するプレートの半径方向の
延長部に溶接によって固定され、排出タンクが、ストリ
ップによってプレートから懸架されるように、プレート
に固定されたストリップの領域の下に配置された領域
で、ストリップに固定されていることを特徴とする支持
装置。 - 【請求項２】前記排出タンクが球形の形状を有してお
り、更に前記ポンプの軸線方向において前記排出タンク
から下方に延びた切頭円錐形のスリーブを備え、或る程
度移動ができるように前記ストリップと係合する直径方
向のスロットが、前記スリーブの側壁に設けられてお
り、前記切頭円錐形のスリーブは、大径底部が前記排出
タンクに連結され、小径底部に沿って固定された連結装
置によって前記ストリップに連結されていることを特徴
とする特許請求の範囲第１項記載の支持装置。 - 【請求項３】前記連結装置は、一方が前記切頭円錐形ス
リーブに、他方が前記ストリップに溶接された２枚の平
らなプレートと、該プレートに対して垂直な横方向の強
化部分とを備えていることを特徴とする特許請求の範囲
第２項記載の支持装置。 - 【請求項４】前記ストリップは、中央部分の一定の高さ
に沿って連結領域の間に薄肉部分を有することを特徴と
する特許請求の範囲第１項〜第３項のいずれか１項に記
載の支持装置。 - 【請求項５】前記プレートに垂直方向に配置されたサポ
ート（30）をさらに備えており、前記ストリップがその
上部に２つの横方向の縁部分を有しており、該縁部分は
各々、前記ストリップが破損した場合に、前記排出タン
クの支持体を確実にするように、垂直サポートの上方に
配置されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項
〜第４項の中のいずれか１項に記載の支持装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8607076 | 1986-05-16 | ||
| FR8607076A FR2598846B1 (fr) | 1986-05-16 | 1986-05-16 | Dispositif de support d'une capacite de refoulement associee a une pompe suspendue de reacteur nucleaire |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6333698A JPS6333698A (ja) | 1988-02-13 |
| JPH0827381B2 true JPH0827381B2 (ja) | 1996-03-21 |
Family
ID=9335331
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62116708A Expired - Lifetime JPH0827381B2 (ja) | 1986-05-16 | 1987-05-13 | 排出タンクの支持装置 |
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| EP (1) | EP0246143B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0827381B2 (ja) |
| DE (1) | DE3767360D1 (ja) |
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| JP3429968B2 (ja) | 1997-02-19 | 2003-07-28 | シャープ株式会社 | 電子写真用トナーの製造方法 |
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| FR2524687B1 (fr) * | 1982-04-01 | 1988-03-18 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides |
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-
1987
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- 1987-05-06 DE DE8787401036T patent/DE3767360D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1987-05-13 JP JP62116708A patent/JPH0827381B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1987-05-18 US US07/050,441 patent/US4828788A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
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| JP5839245B2 (ja) | 2013-10-15 | 2016-01-06 | サーチウェア株式会社 | 車両 |
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| FR2598846A1 (fr) | 1987-11-20 |
| FR2598846B1 (fr) | 1988-09-09 |
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