JPS5946597A - 原子力プラントの配管系 - Google Patents
原子力プラントの配管系Info
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- JPS5946597A JPS5946597A JP58071881A JP7188183A JPS5946597A JP S5946597 A JPS5946597 A JP S5946597A JP 58071881 A JP58071881 A JP 58071881A JP 7188183 A JP7188183 A JP 7188183A JP S5946597 A JPS5946597 A JP S5946597A
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- piping
- tee
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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
Landscapes
- Pipeline Systems (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子カプラントの配管系に係り、特に、沸騰
水型原子炉において炉心に供給する冷却材流量の調整を
行なう系統である原子炉再循環系の配管系（以後、再循
環系配管という）に関するものである。
水型原子炉において炉心に供給する冷却材流量の調整を
行なう系統である原子炉再循環系の配管系（以後、再循
環系配管という）に関するものである。
従来技術による再循環系配管を、第１図に示す。
１は、原子炉圧力容器を示す。以下、原子炉圧力容器１
に取付けられる再循環系配管は、次のような構成となっ
ている。直管２、エルボ３、ティー４、入口弁５、エル
ボ６、原子炉圧力容器１内に水を強制循環させるための
ポンプ７、ポンプ７を駆動するためのモーター８、出口
弁９、他系統との接続用管台１０、クロス１１、ヘッダ
曲管１２、レジューサ１３、直管１４、エルボ１５、管
台１６の各配管部材構成部品をそれぞれ突合わせ溶接に
より第１図に示すような形状に組立てて構成されている
。
に取付けられる再循環系配管は、次のような構成となっ
ている。直管２、エルボ３、ティー４、入口弁５、エル
ボ６、原子炉圧力容器１内に水を強制循環させるための
ポンプ７、ポンプ７を駆動するためのモーター８、出口
弁９、他系統との接続用管台１０、クロス１１、ヘッダ
曲管１２、レジューサ１３、直管１４、エルボ１５、管
台１６の各配管部材構成部品をそれぞれ突合わせ溶接に
より第１図に示すような形状に組立てて構成されている
。
以下、上記に示す主要な配管部材の構造を説明する。
第２図にティー４．を示すＲ再循環系配管に限らず一般
に配管に用いられるティーはＪＩＳ、ＡＮＳＩ（米国規
格）等の規格により第２図中のＭ及びＣ寸法が定められ
、市販のティーはこれに従って製造されている。
に配管に用いられるティーはＪＩＳ、ＡＮＳＩ（米国規
格）等の規格により第２図中のＭ及びＣ寸法が定められ
、市販のティーはこれに従って製造されている。
第３図に前記エルボ３と配管２の突合わせ溶接部の詳細
を示す。第３図において４０は配管２とエルボ３との溶
接部、４１は超音波探触子を示す。
を示す。第３図において４０は配管２とエルボ３との溶
接部、４１は超音波探触子を示す。
第３図の１．．１２で示す寸法は、溶接のために配管２
およびティー４の端部内面を機械切削する範囲を示した
ものである。
およびティー４の端部内面を機械切削する範囲を示した
ものである。
一般産業用配管は別として、原子力発ｌＬプラントの配
管系のように高度の安全性と信頼性を要求される配管系
においては、建設時のみならず、使用期間中長期に渡り
、定期的に溶接部を超音波探傷等により検査し、健全性
を確認することが要求されている。
管系のように高度の安全性と信頼性を要求される配管系
においては、建設時のみならず、使用期間中長期に渡り
、定期的に溶接部を超音波探傷等により検査し、健全性
を確認することが要求されている。
このような各配管部材からなる従来の再循環系配管は、
保守点検時における溶接部の超音波探傷検査が困難であ
り、その点検作業に長時間を要することになる。再循環
系配管等の原子カプラントの配管系の保守点検は、原子
炉の運転停止後に行なわれる。原子カプラントの配管内
には放射性物質を含む液体が存在する。特に、再循環系
配管は多数の燃料集合体が装荷される炉心部を内蔵する
原子炉圧力容器１に両端が接続されるので、多針の放射
性物質を含む冷炉水が再循環系配管内に存在する。した
がって、前述した溶接部の超音波探傷検査が困難であれ
ば、それだけ、作業員の被ばくの危険性が増大する。ま
た、放射性雰囲気中における保守点検作業は、作業員の
交替が必要となり、極めて困難である。
保守点検時における溶接部の超音波探傷検査が困難であ
り、その点検作業に長時間を要することになる。再循環
系配管等の原子カプラントの配管系の保守点検は、原子
炉の運転停止後に行なわれる。原子カプラントの配管内
には放射性物質を含む液体が存在する。特に、再循環系
配管は多数の燃料集合体が装荷される炉心部を内蔵する
原子炉圧力容器１に両端が接続されるので、多針の放射
性物質を含む冷炉水が再循環系配管内に存在する。した
がって、前述した溶接部の超音波探傷検査が困難であれ
ば、それだけ、作業員の被ばくの危険性が増大する。ま
た、放射性雰囲気中における保守点検作業は、作業員の
交替が必要となり、極めて困難である。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点に基づきなさ
れたもので、原子炉圧力容器に取付けられる再循環系配
管において、配管に応力腐食割れが発生する可能性を低
減して原子カプラントの信頼性を向上することにある。
れたもので、原子炉圧力容器に取付けられる再循環系配
管において、配管に応力腐食割れが発生する可能性を低
減して原子カプラントの信頼性を向上することにある。
本発明の特徴は、原子炉圧力容器に取付けられる再循環
系配管において、ティ一部と直管部を一体に形成したテ
ィー付直管部材に血管部材を一体に形成してティー付曲
管部材とし、かつ該ティー付曲管部材の両端および枝部
には他の配管部材と接合される直管部を一体に形成し、
該直管部を他の配管部材に形成された直管部の一端に溶
接にて取付けた点にある。
系配管において、ティ一部と直管部を一体に形成したテ
ィー付直管部材に血管部材を一体に形成してティー付曲
管部材とし、かつ該ティー付曲管部材の両端および枝部
には他の配管部材と接合される直管部を一体に形成し、
該直管部を他の配管部材に形成された直管部の一端に溶
接にて取付けた点にある。
第３図に示す溶接部４０及びその近傍を検査するには、
超音波探触子４１を接触、１移動探傷させるため、ある
範囲に渡り平滑な面が要求される。
超音波探触子４１を接触、１移動探傷させるため、ある
範囲に渡り平滑な面が要求される。
この範囲を第３図にＬｌ、Ｌ２で示す。同時に溶接部４
０の内面も超音波が一様に反射するようある範囲に渡り
平滑に機械加工されていることが要求される。この範囲
を第３図に７１ ＋ ｔ２で示す。
０の内面も超音波が一様に反射するようある範囲に渡り
平滑に機械加工されていることが要求される。この範囲
を第３図に７１ ＋ ｔ２で示す。
本来、超音波探傷検査を十分に行うには、Ｌｌ ＊Ｌ２
は板厚Ｔの５倍程度、１１ ＊ ７２はＴの３倍程度が
必要である。しかし、ティー４の場合は、第２図に示す
ように、曲げ半径の端部が溶接部になるよう規格で寸法
が定められているため、形状的にＬｌおよび２＋の長さ
は上記寸法に満たず、供用期間中検査（以下ＩＳＩとい
う。）として超音波探傷検査を行う際、探傷範囲に制約
を受け、十分な探傷が出来ないのである。
は板厚Ｔの５倍程度、１１ ＊ ７２はＴの３倍程度が
必要である。しかし、ティー４の場合は、第２図に示す
ように、曲げ半径の端部が溶接部になるよう規格で寸法
が定められているため、形状的にＬｌおよび２＋の長さ
は上記寸法に満たず、供用期間中検査（以下ＩＳＩとい
う。）として超音波探傷検査を行う際、探傷範囲に制約
を受け、十分な探傷が出来ないのである。
このような検討に基づいてなされた好適な一実施例を、
第４図に示し、以下、その詳細を説明する。
第４図に示し、以下、その詳細を説明する。
第４図は、本発明による好適な一実施例である再循環系
配管である。従来例と同一構成は、同一符号で示す。再
循環系配管は、曲げ部の端部に直管部を設けた曲管部材
２０，２４，３６および３７、曲げ部の両端に直管部を
設は更にこの直管部に他系統へ接続する枝部を一体に設
けたティー付曲管部材２１、入口弁５、ボ′ンプ７、モ
ーター８、直管２、出口弁９、他系統との接続用の枝部
を設けたティー付直管部材２２、クロスにレジューサを
一体に設けたレジューサ付クロスの配管部材２３および
直管部を設けた管台２５がら構成され、各々の配管部材
はそれぞれ突合わせ溶接にょハ第４図に示すような形状
に組立てられる。
配管である。従来例と同一構成は、同一符号で示す。再
循環系配管は、曲げ部の端部に直管部を設けた曲管部材
２０，２４，３６および３７、曲げ部の両端に直管部を
設は更にこの直管部に他系統へ接続する枝部を一体に設
けたティー付曲管部材２１、入口弁５、ボ′ンプ７、モ
ーター８、直管２、出口弁９、他系統との接続用の枝部
を設けたティー付直管部材２２、クロスにレジューサを
一体に設けたレジューサ付クロスの配管部材２３および
直管部を設けた管台２５がら構成され、各々の配管部材
はそれぞれ突合わせ溶接にょハ第４図に示すような形状
に組立てられる。
第５図は、ティー付直管部材２２の拡大図である。ティ
ー付直管部材２２は、ティ一部２８および直管部２９Ａ
、２９Ｂおよび２９Ｃからなる。
ー付直管部材２２は、ティ一部２８および直管部２９Ａ
、２９Ｂおよび２９Ｃからなる。
ティ一部２８、直管部２９ Ａ、 ２９ Ｂオヨヒ２９
ｃば、一体に構成される。直管部２９Ａ、２９Ｂおよび
２９Ｃは、第５図に示すように、ティ一部２８が延長さ
れて形成される。直管部２９Ｃは、前述した枝部となる
。枝部は、斜めに取伺けてもよい。各直管部の長さｔ５
＋ ｔ６およびｔ７は、直管部の肉厚の５倍以上が必
要である。これを満足すれば、直管部２９Ａ、２９Ｂお
よび２９Ｃの長さは、必要に応じて調節することができ
る。
ｃば、一体に構成される。直管部２９Ａ、２９Ｂおよび
２９Ｃは、第５図に示すように、ティ一部２８が延長さ
れて形成される。直管部２９Ｃは、前述した枝部となる
。枝部は、斜めに取伺けてもよい。各直管部の長さｔ５
＋ ｔ６およびｔ７は、直管部の肉厚の５倍以上が必
要である。これを満足すれば、直管部２９Ａ、２９Ｂお
よび２９Ｃの長さは、必要に応じて調節することができ
る。
ティー付曲管部材２１の拡大図を第６図に示す。
ティー付曲管部材２１は、曲管部材２０とティー付直管
部材２２を一体構造にしたものである。すなわち、曲管
部材２０の直管部２７Ａとティー付直管部材２２の直管
部２９Ａを共用した構造であシ、枝部２８および曲管部
２９が存在し、枝部２８および曲管部２９の一部を延長
した直管部３０Ａおよび３０Ｂが存在する。枝部２８は
、直管部であり、第５図の直管部２９Ｃに対応するもの
である。
部材２２を一体構造にしたものである。すなわち、曲管
部材２０の直管部２７Ａとティー付直管部材２２の直管
部２９Ａを共用した構造であシ、枝部２８および曲管部
２９が存在し、枝部２８および曲管部２９の一部を延長
した直管部３０Ａおよび３０Ｂが存在する。枝部２８は
、直管部であり、第５図の直管部２９Ｃに対応するもの
である。
第４図において、曲管部材２０の直管部が、原子炉圧力
容器１のノズル部（図示せず）に突合せ溶接される。こ
のノズル部にも、当然、直管部が形成される。曲管部材
２０の直管部とティー付曲管部材２１の直管部３０Ａと
が突合せ溶接される。
容器１のノズル部（図示せず）に突合せ溶接される。こ
のノズル部にも、当然、直管部が形成される。曲管部材
２０の直管部とティー付曲管部材２１の直管部３０Ａと
が突合せ溶接される。
パルプ５が、ティー付曲管部材２１の直管部３０Ｂに突
合せ溶接される。曲管部材３６の１つの直管部がパルプ
５に、他の直管部がポンプ７にそれぞれ突合せにて溶接
される。直管２の両端は、ポンプ７およびパルプ９にそ
れぞれ突合せ溶接される。
合せ溶接される。曲管部材３６の１つの直管部がパルプ
５に、他の直管部がポンプ７にそれぞれ突合せにて溶接
される。直管２の両端は、ポンプ７およびパルプ９にそ
れぞれ突合せ溶接される。
曲管部材３７の一方の直管部はパルプ９に、またその他
方の直管部はティー付直管部材２２の直管部２９Ａにそ
れぞれ突合せ溶接される。ティー付直管部材２２の直管
部２９Ｂと配管部材２３の直管部が突合せ溶接される。
方の直管部はティー付直管部材２２の直管部２９Ａにそ
れぞれ突合せ溶接される。ティー付直管部材２２の直管
部２９Ｂと配管部材２３の直管部が突合せ溶接される。
ヘッダ曲管１２が、配管部材２３の直管部にそれぞれ突
合せ溶接される。
合せ溶接される。
１つの曲管部材２４の一方の直管部が、配管部材２３の
直管部３３Ｅに突合せ溶接される。管台２５は、ヘッダ
曲管１２に設けられた複数の開口部に突合せ溶接される
。管台２５の直管部３５に、曲管部材２４の一方の直管
部が突合せ溶接される。
直管部３３Ｅに突合せ溶接される。管台２５は、ヘッダ
曲管１２に設けられた複数の開口部に突合せ溶接される
。管台２５の直管部３５に、曲管部材２４の一方の直管
部が突合せ溶接される。
各々の曲管部材２４の他方の直管部は、原子炉圧力容器
１のノズル部（図示せず）に溶接される。
１のノズル部（図示せず）に溶接される。
曲管部材２４は、原子炉圧力容器１内で図示されていな
いが、ジェットポンプの上部に配置される噴出ノズルに
連絡されている。前述した各々の配管部材間の溶接は、
直管部どうしの突合せ溶接となるために、超音波探傷検
査が極めて容易に行なえる。これは、溶接部付近におい
て、探触子４１を接触させて移動することが容易であり
、十分な範囲で探傷を行なうことが可能となる。
いが、ジェットポンプの上部に配置される噴出ノズルに
連絡されている。前述した各々の配管部材間の溶接は、
直管部どうしの突合せ溶接となるために、超音波探傷検
査が極めて容易に行なえる。これは、溶接部付近におい
て、探触子４１を接触させて移動することが容易であり
、十分な範囲で探傷を行なうことが可能となる。
管台２５の直管部および配管部材２３の直管部と曲管部
材２４との接合は、曲管部材３６．３７、ティー付直管
部材２２、配管部材２３およびヘッダ曲管１２からなる
領域の耐圧試験を行なった後、なされている。前述した
領域の耐圧試験は、ポンプ７の吐出圧力によりこの領域
の圧力が、原子炉圧力容器１内の圧力およびポンプ７の
吸込側の配管内の圧力よりも最高使用圧力が高くなって
いるために、別途、行なわれる。この耐圧試験は、管台
２５の直管部および配管部材２３の直管部の端面に盲蓋
を溶接して直管部の端部を密封し、さらにパルプ５を閉
じて行なわれる。耐圧試験後、管台２５および配管部材
２３に取付けられた盲蓋が取除かれ、その部分に曲管部
材２４の一方の直管（９） 部が前述したように取付けられる。曲管部材２４を最後
に取付けることによって、各配管部材の接合に基づいて
生じた誤差を吸収することができる。
材２４との接合は、曲管部材３６．３７、ティー付直管
部材２２、配管部材２３およびヘッダ曲管１２からなる
領域の耐圧試験を行なった後、なされている。前述した
領域の耐圧試験は、ポンプ７の吐出圧力によりこの領域
の圧力が、原子炉圧力容器１内の圧力およびポンプ７の
吸込側の配管内の圧力よりも最高使用圧力が高くなって
いるために、別途、行なわれる。この耐圧試験は、管台
２５の直管部および配管部材２３の直管部の端面に盲蓋
を溶接して直管部の端部を密封し、さらにパルプ５を閉
じて行なわれる。耐圧試験後、管台２５および配管部材
２３に取付けられた盲蓋が取除かれ、その部分に曲管部
材２４の一方の直管（９） 部が前述したように取付けられる。曲管部材２４を最後
に取付けることによって、各配管部材の接合に基づいて
生じた誤差を吸収することができる。
沸騰水型原子炉の運転時において、再循環系配管内を原
子炉圧力容器１内の冷却水が流れる。すなわち、ポンプ
７が駆動され、原子炉圧力容器１内の冷却水は、曲管部
材２０、ティー付曲管部材２１、パルプ５、曲管部材３
６、ポンプ７、直管２、パルプ９、曲管部材３７および
ティー付直管部材２２を、順次、通過して、配管部材２
３内に流入する。冷却水は、配管部材２３によって流動
系路が分けられ、その一部は配管部材２３から、直接、
曲管部材２４全通して原子炉圧力容器１内のジェットポ
ンプ内に噴出される。大部分である残りの冷却水は、配
管部材２３からヘッダ曲管１２、管台２５および曲管部
材２４を経てジェットポンプ内に吐出される。
子炉圧力容器１内の冷却水が流れる。すなわち、ポンプ
７が駆動され、原子炉圧力容器１内の冷却水は、曲管部
材２０、ティー付曲管部材２１、パルプ５、曲管部材３
６、ポンプ７、直管２、パルプ９、曲管部材３７および
ティー付直管部材２２を、順次、通過して、配管部材２
３内に流入する。冷却水は、配管部材２３によって流動
系路が分けられ、その一部は配管部材２３から、直接、
曲管部材２４全通して原子炉圧力容器１内のジェットポ
ンプ内に噴出される。大部分である残りの冷却水は、配
管部材２３からヘッダ曲管１２、管台２５および曲管部
材２４を経てジェットポンプ内に吐出される。
沸騰水型原子炉の運転停止後、ＩＳＩが実施されるが、
本実施例の再循環系配管の溶接部付近は前述したように
すべて単純な形状である直管部と（１０） なるため、超音波探傷検査が極めて容易となる。
本実施例の再循環系配管の溶接部付近は前述したように
すべて単純な形状である直管部と（１０） なるため、超音波探傷検査が極めて容易となる。
ＩＳＩの検査時間も、著しく短縮される。したがって、
検査を行なう作業員の被ばくの危険性が著しく減少され
ると同時に原子炉の稼動率を向上させる。特に、溶接部
の形状が単純化されることによって、自動超音波探傷装
置を用いるととが可能となり、超音波探傷検査を遠隔で
自動的に行なうことができる。これは、作業員の被ばく
の解消に著しく貢献する。
検査を行なう作業員の被ばくの危険性が著しく減少され
ると同時に原子炉の稼動率を向上させる。特に、溶接部
の形状が単純化されることによって、自動超音波探傷装
置を用いるととが可能となり、超音波探傷検査を遠隔で
自動的に行なうことができる。これは、作業員の被ばく
の解消に著しく貢献する。
特にこの実施例では、ティー刊直管部材と曲管部材全一
体化したティー付曲管部材を使用しているので、配管系
の溶接箇所の数を減らすことが可能となる。これは、Ｉ
ＳＩの対象箇所を減らすことができ、ＩＳＩの所要時間
を減らせると同時に、応力腐食割れ発生の可能性のある
部分を減らすことができ、原子カプラントの信頼性を著
しく向上できる。
体化したティー付曲管部材を使用しているので、配管系
の溶接箇所の数を減らすことが可能となる。これは、Ｉ
ＳＩの対象箇所を減らすことができ、ＩＳＩの所要時間
を減らせると同時に、応力腐食割れ発生の可能性のある
部分を減らすことができ、原子カプラントの信頼性を著
しく向上できる。
本発明は以上説明したように、ティー付直管部材と曲管
部材を一体化したティー付曲管部材を使（１１） 用しているので、配管系の溶接箇所を減らすことができ
、これによって配管に応力腐食割れが発生する可能性を
低減できるから、原子カプラントの信頼性を著しく向上
できる効果がある。
部材を一体化したティー付曲管部材を使（１１） 用しているので、配管系の溶接箇所を減らすことができ
、これによって配管に応力腐食割れが発生する可能性を
低減できるから、原子カプラントの信頼性を著しく向上
できる効果がある。
第１図は沸騰水型原子炉の従来の再循環系配管の構造図
、第２図は第１図に示されるティーの構造図、第３図は
エルボの溶接部付近の超音波探傷の状態を示す説明図、
第４図は本発明の好適な一実施例である再循環系配管の
構造図、第５図は第４図に示すティー付直管部材の構造
図、第６図は第４図に示すティー付曲管部材の構造図で
ある。 １・・・原子炉圧力容器、７・・・ポンプ、１２・・・
ヘッダ曲管、２０，２４，３６．３７・・・曲管部材、
２１・・・ティー付曲管部材、２２・・・ティー付直管
部材、２５・・・管台、２８・・・ティ一部（枝部）、
２９・・・曲管部、２９Ａ、２９Ｂ、２９Ｃ，３０Ａ、
３０Ｂ・・・直管部。 代理人 弁理士 高橋明夫 （１２） 冶４霞 −５８９− ？７
、第２図は第１図に示されるティーの構造図、第３図は
エルボの溶接部付近の超音波探傷の状態を示す説明図、
第４図は本発明の好適な一実施例である再循環系配管の
構造図、第５図は第４図に示すティー付直管部材の構造
図、第６図は第４図に示すティー付曲管部材の構造図で
ある。 １・・・原子炉圧力容器、７・・・ポンプ、１２・・・
ヘッダ曲管、２０，２４，３６．３７・・・曲管部材、
２１・・・ティー付曲管部材、２２・・・ティー付直管
部材、２５・・・管台、２８・・・ティ一部（枝部）、
２９・・・曲管部、２９Ａ、２９Ｂ、２９Ｃ，３０Ａ、
３０Ｂ・・・直管部。 代理人 弁理士 高橋明夫 （１２） 冶４霞 −５８９− ？７
Claims (1)
- １、原子炉圧力容器に取付けられる再循環系配管におい
て、ティ一部と直管部を一体に形成したティー付直管部
材に血管部材を一体に形成してティー付曲管部材とし、
かつ該ティー付曲管部材の両端および枝部には他の配管
部材と接合される直管部を一体に形成し、該直管部を他
の配管部材に形成された直管部の一端に溶接にて取付け
た原子カプラントの配管系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58071881A JPS5946597A (ja) | 1983-04-22 | 1983-04-22 | 原子力プラントの配管系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58071881A JPS5946597A (ja) | 1983-04-22 | 1983-04-22 | 原子力プラントの配管系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5946597A true JPS5946597A (ja) | 1984-03-15 |
Family
ID=13473305
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58071881A Pending JPS5946597A (ja) | 1983-04-22 | 1983-04-22 | 原子力プラントの配管系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5946597A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63212893A (ja) * | 1987-03-02 | 1988-09-05 | 株式会社東芝 | 原子炉冷却材再循環系の配管 |
| JP2012108006A (ja) * | 2010-11-18 | 2012-06-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラントの主蒸気配管構造 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5347612B2 (ja) * | 1971-10-25 | 1978-12-22 |
-
1983
- 1983-04-22 JP JP58071881A patent/JPS5946597A/ja active Pending
Patent Citations (1)
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| JPS5347612B2 (ja) * | 1971-10-25 | 1978-12-22 |
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