JP2001201583A - 原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びその方法 - Google Patents
原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びその方法Info
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【課題】原存の原子炉に容易に組み込める、主格納容器
からの蒸気の漏出を留める通気システム及びその方法の
提供。 【解決手段】安全開放弁３０は、主格納容器１６と副格
納容器２４間で通気パイプ２８を通じて蒸気が流れるの
を止めさせる第１の（閉）位置と、主格納容器と副格納
容器間で通気パイプを通じて蒸気を流れるようにさせる
第２の（開）位置との間で移動する。主格納容器内の圧
力が安全開放弁の第１の圧力設定点を超えると、安全開
放弁は開位置に移動して、主格納容器内の蒸気を安全開
放弁を介して副格納容器内に放出する。これにより、主
格納容器内の圧力は減少する。主格納容器内の圧力がよ
り低い第２の圧力設定点未満に下がると、安全開放弁は
開位置から閉位置に移動する。
からの蒸気の漏出を留める通気システム及びその方法の
提供。 【解決手段】安全開放弁３０は、主格納容器１６と副格
納容器２４間で通気パイプ２８を通じて蒸気が流れるの
を止めさせる第１の（閉）位置と、主格納容器と副格納
容器間で通気パイプを通じて蒸気を流れるようにさせる
第２の（開）位置との間で移動する。主格納容器内の圧
力が安全開放弁の第１の圧力設定点を超えると、安全開
放弁は開位置に移動して、主格納容器内の蒸気を安全開
放弁を介して副格納容器内に放出する。これにより、主
格納容器内の圧力は減少する。主格納容器内の圧力がよ
り低い第２の圧力設定点未満に下がると、安全開放弁は
開位置から閉位置に移動する。
Description
【０００１】
【発明の背景】本発明は、広くは原子炉に関し、特に、
原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びそ
の方法に関する。
原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びそ
の方法に関する。
【０００２】公知の沸騰水型原子炉は、炉圧力容器と主
格納容器と副格納容器とを有する。主格納容器と副格納
容器とは、上記炉圧力容器を包囲するもので、炉故障状
態において炉圧力容器が発生する圧力に抗するように設
計されている。特に、炉圧力容器は主格納容器の内部に
置かれ、この主格納容器は冷却剤喪失事故(LOCA = Loss
-Of-Coolant)から生じる圧力を閉じ込めるものであり、
また、副格納容器は主格納容器を包囲して圧力を閉じ込
めるのを容易にする。
格納容器と副格納容器とを有する。主格納容器と副格納
容器とは、上記炉圧力容器を包囲するもので、炉故障状
態において炉圧力容器が発生する圧力に抗するように設
計されている。特に、炉圧力容器は主格納容器の内部に
置かれ、この主格納容器は冷却剤喪失事故(LOCA = Loss
-Of-Coolant)から生じる圧力を閉じ込めるものであり、
また、副格納容器は主格納容器を包囲して圧力を閉じ込
めるのを容易にする。
【０００３】炉故障状態の際には、主格納容器内の圧力
は、その許容値を超えるかもしれない。例えば、理論上
の重大事故（例えば、高圧炉心の溶融、または、水蒸気
の炉圧力容器外への突沸）が起これば、主格納容器内の
圧力は当該容器の限界を超えるかも知れない。いままで
の所、主格納容器を外気に通じさせることが、好ましく
ないことではあるが、当該主容器の保全性を維持するた
めに必要なことであると信じられていた。
は、その許容値を超えるかもしれない。例えば、理論上
の重大事故（例えば、高圧炉心の溶融、または、水蒸気
の炉圧力容器外への突沸）が起これば、主格納容器内の
圧力は当該容器の限界を超えるかも知れない。いままで
の所、主格納容器を外気に通じさせることが、好ましく
ないことではあるが、当該主容器の保全性を維持するた
めに必要なことであると信じられていた。
【０００４】そこで、主格納容器を外気に通じさせるこ
と無しにこの主格納容器の保全性を維持することのでき
るシステムを提供することが要請される。また、そのよ
うなシステムは現存の原子炉に容易に組み込むことがで
きるものであることが望ましい。
と無しにこの主格納容器の保全性を維持することのでき
るシステムを提供することが要請される。また、そのよ
うなシステムは現存の原子炉に容易に組み込むことがで
きるものであることが望ましい。
【０００５】
【発明の概略】上記の目的更には他の目的は、一実施形
態としての、主格納容器（ＰＣＶ）を副格納容器（ＳＣ
Ｖ）に通気させるための安全解放弁（ＳＲＶ）を有する
通気パイプを具備する通気システムによって達成され
る。即ち、この通気パイプは前記のＰＣＶとＳＣＶとの
間を通じさせるもので、また、前記ＳＲＶは、このＳＲ
ＶがＰＣＶとＳＣＶ間で前記通気パイプを通じて蒸気が
流れるのを止めさせる第１の位置と、このＳＲＶがＰＣ
ＶとＳＣＶ間で前記通気パイプを通じて蒸気を流れるよ
うにさせる第２の位置との間で移動するように構成され
ている。
態としての、主格納容器（ＰＣＶ）を副格納容器（ＳＣ
Ｖ）に通気させるための安全解放弁（ＳＲＶ）を有する
通気パイプを具備する通気システムによって達成され
る。即ち、この通気パイプは前記のＰＣＶとＳＣＶとの
間を通じさせるもので、また、前記ＳＲＶは、このＳＲ
ＶがＰＣＶとＳＣＶ間で前記通気パイプを通じて蒸気が
流れるのを止めさせる第１の位置と、このＳＲＶがＰＣ
ＶとＳＣＶ間で前記通気パイプを通じて蒸気を流れるよ
うにさせる第２の位置との間で移動するように構成され
ている。
【０００６】炉の稼働中にもし重大事故が起こると、炉
圧力容器（ＲＰＶ）はＰＣＶ内に圧力を発生する。ＰＣ
Ｖ内の圧力が第１のＳＲＶ圧力設定点を超えると、ＳＲ
Ｖは前記第２の位置に移動することとなって、ＰＣＶ内
の蒸気をＳＲＶを介してＳＣＶ内に放出せしめる。蒸気
がＰＣＶから出るとＰＣＶ内の圧力は減少する。ＰＣＶ
内の圧力がより低い第２のＳＲＶ圧力設定点未満に下が
ると、ＳＲＶは第１の位置に移動することとなってＰＣ
Ｖを再度密閉する。
圧力容器（ＲＰＶ）はＰＣＶ内に圧力を発生する。ＰＣ
Ｖ内の圧力が第１のＳＲＶ圧力設定点を超えると、ＳＲ
Ｖは前記第２の位置に移動することとなって、ＰＣＶ内
の蒸気をＳＲＶを介してＳＣＶ内に放出せしめる。蒸気
がＰＣＶから出るとＰＣＶ内の圧力は減少する。ＰＣＶ
内の圧力がより低い第２のＳＲＶ圧力設定点未満に下が
ると、ＳＲＶは第１の位置に移動することとなってＰＣ
Ｖを再度密閉する。
【０００７】上記の通気システムは主格納容器の保全性
をＰＣＶを大気に通じさせること無く維持するものであ
る。このような通気システムは既存の各システムに組み
込むことが簡単である。
をＰＣＶを大気に通じさせること無く維持するものであ
る。このような通気システムは既存の各システムに組み
込むことが簡単である。
【０００８】
【発明の詳細な説明】添付の図面は、本発明の実施形態
に即した沸騰水型原子炉１０の構成を示す。沸騰水型原
子炉１０は、炉圧力容器（ＲＰＶ）１２を有し、この内
部に炉心１４が納められている。ＲＰＶ１２は、ドライ
ウエル１８とウエットウエル２０とを有する主格納容器
（ＰＣＶ）１６内に置かれている。ウエットウエル２０
は、水２２の抑制プール(suppression pool)を有し、ド
ライウエル１８から実質的に分離されている。ＰＣＶ１
６は、冷却材喪失事故(LOCA)による圧力を閉じ込めるよ
うに設計されたところの、ＰＣＶ圧力能力(pressure ca
pability)を有するものとして構成されている。第２の
格納容器（ＳＣＶ）２４はＰＣＶ１６を包囲するもの
で、ＰＣＶ１６と共動して冷却材喪失事故による圧力を
閉じ込める。
に即した沸騰水型原子炉１０の構成を示す。沸騰水型原
子炉１０は、炉圧力容器（ＲＰＶ）１２を有し、この内
部に炉心１４が納められている。ＲＰＶ１２は、ドライ
ウエル１８とウエットウエル２０とを有する主格納容器
（ＰＣＶ）１６内に置かれている。ウエットウエル２０
は、水２２の抑制プール(suppression pool)を有し、ド
ライウエル１８から実質的に分離されている。ＰＣＶ１
６は、冷却材喪失事故(LOCA)による圧力を閉じ込めるよ
うに設計されたところの、ＰＣＶ圧力能力(pressure ca
pability)を有するものとして構成されている。第２の
格納容器（ＳＣＶ）２４はＰＣＶ１６を包囲するもの
で、ＰＣＶ１６と共動して冷却材喪失事故による圧力を
閉じ込める。
【０００９】本実施形態の原子炉１０は、数本の通気パ
イプ２８と数個の逃がし弁（ＳＲＶ）３０とを有するＰ
ＣＶ通気システム２６を具備する（なお同図には、１本
の通気パイプと１つの逃がし弁３０のみが示されてい
る）。各通気パイプ２８はＰＣＶ１６とＳＣＶ２４との
間を通じる。特に、各々の通気パイプ２８は、抑制プー
ル２２の上のウエットウエル２０にある空隙３４に連結
された第１の端部と、ＳＣＶ２４にまで伸びた第２の端
部３６とを有する。この第１の端部３２は抑制プール２
２の上のウエットウエル内におかれていて、ＳＣＶ２４
への吐出の前に生成物の除去を可能にする。各通気パイ
プ２８の第２の端部３６には１つのＳＲＶが設けられ、
このＳＲＶ３０は、ＰＣＶ１６とＳＣＶ２４との間で通
気パイプ２８を介して蒸気が流れ出るのを止める第１の
（閉）位置と、ＳＲＶ３０がＰＣＶ１６とＳＣＶ２４と
の間で通気パイプ２８を介して蒸気が流れ出るのを許す
第２の（開）位置との間で移動可能に構成されている。
原子炉が稼働している間にもしも重大な事故が起こる
と、ＲＰＶ１２と炉心１４はＰＣＶ１６内に高圧若しく
は高温を発生する。ＰＣＶ１６内の圧力がＳＲＶ３０の
第１の設定点を超えると、ＳＲＶ３０は前記閉位置から
開位置に移動して、ＰＣＶ１６内の蒸気を通気パイプ２
８とＳＲＶ３０とを介してＳＣＶ２４内に排出せしめ，
即ち、漏れ出させる。このような場合には、ＰＣＶ１６
には事故の結果物のほとんどが保持されることとなり、
抑制プール内で不要物を除去(scrubbed)された後の漏出
物はＳＣＶ２４に送られ、そこで留められる。この漏出
物がＰＣＶ１６を出るにつれてＰＣＶ１６内の圧力は低
下する。ＰＣＶ１６内の圧力が、より低い第２のセット
圧力設定点以下にまで低下すると、ＳＲＶ３０は前記開
位置から前記閉位置に移動してＰＣＶ１６を再度密封す
ることとなり、その結果、ＰＣＶ１６からＳＣＶ２４へ
の漏出は停止さ維持されるのを可能にする。
イプ２８と数個の逃がし弁（ＳＲＶ）３０とを有するＰ
ＣＶ通気システム２６を具備する（なお同図には、１本
の通気パイプと１つの逃がし弁３０のみが示されてい
る）。各通気パイプ２８はＰＣＶ１６とＳＣＶ２４との
間を通じる。特に、各々の通気パイプ２８は、抑制プー
ル２２の上のウエットウエル２０にある空隙３４に連結
された第１の端部と、ＳＣＶ２４にまで伸びた第２の端
部３６とを有する。この第１の端部３２は抑制プール２
２の上のウエットウエル内におかれていて、ＳＣＶ２４
への吐出の前に生成物の除去を可能にする。各通気パイ
プ２８の第２の端部３６には１つのＳＲＶが設けられ、
このＳＲＶ３０は、ＰＣＶ１６とＳＣＶ２４との間で通
気パイプ２８を介して蒸気が流れ出るのを止める第１の
（閉）位置と、ＳＲＶ３０がＰＣＶ１６とＳＣＶ２４と
の間で通気パイプ２８を介して蒸気が流れ出るのを許す
第２の（開）位置との間で移動可能に構成されている。
原子炉が稼働している間にもしも重大な事故が起こる
と、ＲＰＶ１２と炉心１４はＰＣＶ１６内に高圧若しく
は高温を発生する。ＰＣＶ１６内の圧力がＳＲＶ３０の
第１の設定点を超えると、ＳＲＶ３０は前記閉位置から
開位置に移動して、ＰＣＶ１６内の蒸気を通気パイプ２
８とＳＲＶ３０とを介してＳＣＶ２４内に排出せしめ，
即ち、漏れ出させる。このような場合には、ＰＣＶ１６
には事故の結果物のほとんどが保持されることとなり、
抑制プール内で不要物を除去(scrubbed)された後の漏出
物はＳＣＶ２４に送られ、そこで留められる。この漏出
物がＰＣＶ１６を出るにつれてＰＣＶ１６内の圧力は低
下する。ＰＣＶ１６内の圧力が、より低い第２のセット
圧力設定点以下にまで低下すると、ＳＲＶ３０は前記開
位置から前記閉位置に移動してＰＣＶ１６を再度密封す
ることとなり、その結果、ＰＣＶ１６からＳＣＶ２４へ
の漏出は停止さ維持されるのを可能にする。
【００１０】ＳＲＶ圧力設定点は、ＰＣＶ１６内の環境
条件をその設計限界を超えないようにするＰＣＶの能力
よりも低い圧力として設定されている。このＳＲＶ圧力
設定点は、例えば、コンピュータ（不図示）またはマイ
クロチップ（不図示）に記憶しておいても良いし、また
は、ＳＲＶ３０に結合されたスプリングのような機械的
な機構でも良い。ＳＣＲＶ３０は、たとえばＰＣＶ圧力
が約５％減少したときに閉じるようにしても良い。ＰＣ
Ｖからの漏出を容易に留め置くために、ＳＣＶ２４をた
とえば５psig（ゲージpsi）と１５psigの間の圧力能力
を有するような圧力容器で構成しても良い。更に、ＳＣ
Ｖ２４は、ＰＣＶからの漏出がその圧力能力を超えない
ように保つよう構成することもできる。
条件をその設計限界を超えないようにするＰＣＶの能力
よりも低い圧力として設定されている。このＳＲＶ圧力
設定点は、例えば、コンピュータ（不図示）またはマイ
クロチップ（不図示）に記憶しておいても良いし、また
は、ＳＲＶ３０に結合されたスプリングのような機械的
な機構でも良い。ＳＣＲＶ３０は、たとえばＰＣＶ圧力
が約５％減少したときに閉じるようにしても良い。ＰＣ
Ｖからの漏出を容易に留め置くために、ＳＣＶ２４をた
とえば５psig（ゲージpsi）と１５psigの間の圧力能力
を有するような圧力容器で構成しても良い。更に、ＳＣ
Ｖ２４は、ＰＣＶからの漏出がその圧力能力を超えない
ように保つよう構成することもできる。
【００１１】上記通気システムはＰＣＶの保全性をＰＣ
Ｖ自体を外気に通じさせることなく達成することができ
る。このような通気システムは、また、既存の核システ
ムに簡単に組み込むことができる。
Ｖ自体を外気に通じさせることなく達成することができ
る。このような通気システムは、また、既存の核システ
ムに簡単に組み込むことができる。
【００１２】本発明の種々の実施形態についての上述の
説明から、本発明の目的が達成できることは明瞭であ
る。通気システムが詳細に説明され図示されてきたが、
このシステムは図示のための例示であり、限定的な目的
に解釈してはならない。従って、本発明の精神及び範囲
は添付の請求項の条項によってのみ限定されなくてはな
らない。
説明から、本発明の目的が達成できることは明瞭であ
る。通気システムが詳細に説明され図示されてきたが、
このシステムは図示のための例示であり、限定的な目的
に解釈してはならない。従って、本発明の精神及び範囲
は添付の請求項の条項によってのみ限定されなくてはな
らない。
【図１】本発明の１つの実施形態に係る沸騰水型原子炉
の構成を示す図。
の構成を示す図。
フロントページの続き (72)発明者 エンリク・ラファエル・ソローザノ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ノゼ、コートヤード・ドライブ、1431 番 (72)発明者 ジャンカルロ・バルバンティ イタリア、サートリ、ヴィア・デラ・チエ サ、10／Ｆ・22060番 (72)発明者 クレイグ・デラネイ・ソーヤー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、ロ ス・ガトス、ハイランド・アベニュー、63 番 Ｆターム(参考） 2G002 AA03 BA01 BA07 CA01 CA04 EA01 EA14
Claims (19)
- 【請求項１】 副格納容器（２４）内に置かれた主格納
容器（１６）を有する原子炉のための通気システムであ
って、 少なくとも１つの通気パイプ（２８）と、 前記少なくとも１つの通気パイプ（２８）に結合された
少なくとも１つの安全解放弁（３０）とを具備し、 前記通気パイプ（２８）は前記主格納容器（１６）と副
格納容器（２４）との間を連通するように構成され、前
記少なくとも１つの安全解放弁（３０）は、蒸気が前記
少なくとも１つの通気パイプ（２８）を通じて流れ出る
のをこの安全解放弁（３０）が防ぐ第１の位置と、蒸気
が前記通気パイプ（２８）を通じて流れ出るのをこの安
全解放弁（３０）が許す第２の位置との間で移動するよ
うに構成されていることを特徴とする通気システム。 - 【請求項２】 １つの通気パイプ（２８）と１つの安全
解放弁３０とを具備し、この１つの安全解放弁３０は前
記１つの通気パイプ（２８）に結合されていることを特
徴とする請求項１に記載の通気システム。 - 【請求項３】 少なくとも２つの通気パイプ（２８）を
有し、各々の通気パイプ（２８）はそれに結合された１
つの安全解放弁３０を有することを特徴とする請求項１
に記載の通気システム。 - 【請求項４】 前記主格納容器（１６）はウエットウエ
ル（２０）を有し、前記少なくとも１つの通気パイプ
（２８）は前記ウエットウエル（２０）に連通可能に結
合されていることを特徴とする請求項１に記載の通気シ
ステム。 - 【請求項５】 前記１つの安全解放弁３０は少なくとも
１つの圧力設定点を有することを特徴とする請求項１に
記載の通気システム。 - 【請求項６】 主格納容器（１６）と、 前記主格納容器（１６）を囲う副格納容器（２４）と、 前記主格納容器（１６）と副格納容器（２４）との間で
蒸気を通すように構成された通気システム（２６）とを
具備する原子炉。 - 【請求項７】 少なくとも１つの通気パイプ（２８）
と、 前記少なくとも１つの通気パイプ（２８）に結合された
少なくとも１つの安全解放弁（３０）とを具備し、 前記通気パイプ（２８）は前記主格納容器（１６）と副
格納容器（２４）との間で通じるように構成され、 前記少なくとも１つの安全解放弁（３０）は、この安全
解放弁（３０）が前記少なくとも１つの通気パイプ（２
８）を通じて蒸気が流れ出るのを防ぐ第１の位置と、こ
の安全解放弁（３０）が前記通気パイプ（２８）を通じ
て蒸気が流れ出るのを許す第２の位置との間で移動する
ように構成されていることを特徴とする請求項６に記載
の原子炉。 - 【請求項８】 前記主格納容器（１６）はウエットウエ
ル（２０）を有し、前記少なくとも１つの通気パイプ
（２８）は前記ウエットウエル（２０）と前記副格納容
器（１６）との間を通じさせることを特徴とする請求項
７に記載の原子炉。 - 【請求項９】 前記通気システム（２６）は１つの通気
パイプ（２８）と１つの安全解放弁３０とを具備し、こ
の１つの安全解放弁３０は前記１つの通気パイプ（２
８）に結合されていることを特徴とする請求項７に記載
の原子炉。 - 【請求項１０】 前記通気システム（２６）は少なくと
も２つの通気パイプ（２８）を有し、各々の通気パイプ
（２８）はそれに結合された１つの安全解放弁３０を有
することを特徴とする請求項７に記載の原子炉。 - 【請求項１１】 前記１つの安全解放弁３０は少なくと
も１つの圧力設定点を有することを特徴とする請求項７
に記載の原子炉。 - 【請求項１２】 前記主格納容器（１６）は主格納容器
用の圧力能力を具備し、前記少なくとも１つの圧力設定
点は前記圧力能力よりも低く設定されていることを特徴
とする請求項１１に記載の原子炉。 - 【請求項１３】 少なくとも１つの通気パイプ（２８）
と少なくとも１つの安全解放弁（３０）とを有した通気
システム（２６）を用いて、原子炉（１０）の副格納容
器内に設けられた主格納容器（１６）からの漏れ蒸気を
保全する方法であって、 前記通気パイプ（２８）の少なくとも１つを前記主格納
容器（１６）と副格納容器（２４）との間で通じさせ、 前記安全開放弁（３０）の１つを各々の通気パイプ（２
８）に結合させることを特徴とする蒸気保全方法。 - 【請求項１４】 前記通気パイプ（２８）の少なくとも
１つを主格納容器（１６）と副格納容器（２４）との間
に延ばす工程は、前記通気パイプ（２８）の各々を前記
主格納容器（１６）と副格納容器（２４）との間に延ば
す工程を含むことを特徴とする請求項１３に記載の蒸気
保全方法。 - 【請求項１５】 前記主格納容器（１６）はウエットウ
エル（２０）を有し、 前記通気パイプ（２８）の少なくとも１つを前記主格納
容器（１６）と副格納容器（２４）の間に通す工程は、
前記通気パイプ（２８）の少なくとも１つを前記ウエッ
トウエル（２０）と主格納容器（１６）との間に通すこ
とを特徴とする請求項１３に記載の蒸気保全方法。 - 【請求項１６】 前記安全解放弁（３０）は、第１の圧
力設定点とより低い第２の圧力設定点とを有すると共
に、この安全解放弁（３０）が、前記少なくとも１つの
通気パイプ（２８）を通じて蒸気が流れ出るのを防ぐ第
１の位置と、前記通気パイプ（２８）を通じて蒸気が流
れ出るのを許す第２の位置との間で移動するように構成
されていると共に、 さらに、前記主格納容器内での圧力が前記第１の圧力設
定点よりも低いときには、前記安全開放弁（３０）を前
記第１の位置に置く工程を含むことを特徴とする請求項
１３に記載の蒸気保全方法。 - 【請求項１７】 前記主格納容器内での圧力が前記第１
の圧力設定点を超えるときには、前記安全開放弁（３
０）を前記第２の位置に置く工程を含むことを特徴とす
る請求項１３に記載の蒸気保全方法。 - 【請求項１８】 前記主格納容器内での圧力が前記第２
の圧力設定点以下に低下したときには、前記安全開放弁
（３０）を前記第１の位置に置く工程を含むことを特徴
とする請求項１７に記載の蒸気保全方法。 - 【請求項１９】 前記主格納容器（１６）は主格納容器
用の圧力能力を有し、 前記第１の圧力設定点は前記圧力能力よりも低いことを
特徴とする請求項１６に記載の蒸気保全方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000013768A JP2001201583A (ja) | 2000-01-24 | 2000-01-24 | 原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びその方法 |
| EP00300715A EP1122743A1 (en) | 2000-01-24 | 2000-01-31 | Systems and methods for maintaining integrity of a primary containment vessel in a nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000013768A JP2001201583A (ja) | 2000-01-24 | 2000-01-24 | 原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びその方法 |
| EP00300715A EP1122743A1 (en) | 2000-01-24 | 2000-01-31 | Systems and methods for maintaining integrity of a primary containment vessel in a nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001201583A true JP2001201583A (ja) | 2001-07-27 |
Family
ID=26072981
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000013768A Withdrawn JP2001201583A (ja) | 2000-01-24 | 2000-01-24 | 原子炉の主格納容器の保全性を維持するシステム及びその方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP1122743A1 (ja) |
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2000
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- 2000-01-31 EP EP00300715A patent/EP1122743A1/en not_active Withdrawn
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