JPH02221895A - 制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造 - Google Patents
制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造Info
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- JPH02221895A JPH02221895A JP1040191A JP4019189A JPH02221895A JP H02221895 A JPH02221895 A JP H02221895A JP 1040191 A JP1040191 A JP 1040191A JP 4019189 A JP4019189 A JP 4019189A JP H02221895 A JPH02221895 A JP H02221895A
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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
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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）
本発明は沸騰水型原子炉の制御棒駆動ハウジング（以下
ＣＲＤハウジングと呼ぶ）と原子炉圧力容器（以下圧力
容器と呼ぶ）との接合部に関する。
ＣＲＤハウジングと呼ぶ）と原子炉圧力容器（以下圧力
容器と呼ぶ）との接合部に関する。
（従来の技術）
沸騰水型原子炉の出力は、圧力容器内の所定の位置にあ
る間隔で規則的に配置された燃料集合体の間に、中性子
吸収体を含んだ制御棒を抜き差しして調整される。制御
棒は制御棒案内管を軸方向に上下動されるものであり、
押し上げられて前記制御棒案内管から突出した部分が燃
料集合体間に挿入されて、中性子を吸収することにより
核***反応を制御する６制御棒の上下動は制御棒駆動機
構（以下ＣＲＤと呼ぶ）によってなされ、このＣＨＤは
圧力容器底面を貫通するＣＲＤハウジング内に収容され
ている。ＣＲＤハウジングは前記制御棒案内管を支持す
るとともに、ＣＲＤを収納するものであり、圧力容器底
面にスタブチューブを介して溶接接合されている。
る間隔で規則的に配置された燃料集合体の間に、中性子
吸収体を含んだ制御棒を抜き差しして調整される。制御
棒は制御棒案内管を軸方向に上下動されるものであり、
押し上げられて前記制御棒案内管から突出した部分が燃
料集合体間に挿入されて、中性子を吸収することにより
核***反応を制御する６制御棒の上下動は制御棒駆動機
構（以下ＣＲＤと呼ぶ）によってなされ、このＣＨＤは
圧力容器底面を貫通するＣＲＤハウジング内に収容され
ている。ＣＲＤハウジングは前記制御棒案内管を支持す
るとともに、ＣＲＤを収納するものであり、圧力容器底
面にスタブチューブを介して溶接接合されている。
第５図は従来のＣＨＤハウジングと圧力容器との接合部
を示している。この図において、圧力容器１の底抜内面
にはスタブチューブ２の下端がその内周部、外周部にお
いて溶接されている。また、スタブチューブ２にはＣＲ
Ｄハウジング３が挿入され、スタブチューブ２の上端は
前記ＣＲＤハウジング３と溶接されている。なお、図中
において４．５．６はそれぞれ溶接部を示している。
を示している。この図において、圧力容器１の底抜内面
にはスタブチューブ２の下端がその内周部、外周部にお
いて溶接されている。また、スタブチューブ２にはＣＲ
Ｄハウジング３が挿入され、スタブチューブ２の上端は
前記ＣＲＤハウジング３と溶接されている。なお、図中
において４．５．６はそれぞれ溶接部を示している。
上記の接合部の構成において、ＣＲＤハウジング３は高
温強度と耐食性の点から、オーステナイト系ステンレス
鋼（ＳＵＳ３０４ＴＰ、 Ｓυ５３１６７Ｐまたはそれ
らの改良材）によって作られている。また圧力容器１は
低合金鋼によって構成されているが、その内面には耐食
性を考慮してステンレス鋼のライニング７が施されてい
る。なお、圧力容器１の内底面においては、スタブチュ
ーブ２との溶接接合を良くするため、上記ライニング上
にインコネル１８２のパターリングが施されである。
温強度と耐食性の点から、オーステナイト系ステンレス
鋼（ＳＵＳ３０４ＴＰ、 Ｓυ５３１６７Ｐまたはそれ
らの改良材）によって作られている。また圧力容器１は
低合金鋼によって構成されているが、その内面には耐食
性を考慮してステンレス鋼のライニング７が施されてい
る。なお、圧力容器１の内底面においては、スタブチュ
ーブ２との溶接接合を良くするため、上記ライニング上
にインコネル１８２のパターリングが施されである。
また、スタブチューブ２は熱膨張率がオーステナイト系
ステンレス鋼と低合金鋼の中間にあり、ＣＨＤハウジン
グ３と圧力容器１との熱応力緩和に有効で、しかも溶接
やその後の熱処理によってその性質がほとんど変化しな
い材料、たとえばインコネル６００等のニッケル基合金
により作られている。
ステンレス鋼と低合金鋼の中間にあり、ＣＨＤハウジン
グ３と圧力容器１との熱応力緩和に有効で、しかも溶接
やその後の熱処理によってその性質がほとんど変化しな
い材料、たとえばインコネル６００等のニッケル基合金
により作られている。
なお、ＣＲＤハウジング３とスタブチューブ２の溶接部
９（スタブチューブ上端）、スタブチューブ２と圧力容
器１との溶接部４（スタブチューブ内周部）、５（スタ
ブチューブ外周部）はそれぞれインコネル８２、インコ
ネル１８２によって構成されている。
９（スタブチューブ上端）、スタブチューブ２と圧力容
器１との溶接部４（スタブチューブ内周部）、５（スタ
ブチューブ外周部）はそれぞれインコネル８２、インコ
ネル１８２によって構成されている。
（発明が解決しようとする課題）
上記構成の接合部を具えた沸騰水型原子炉において、そ
の運転時には圧力容器内の冷却材は２８８℃、８０気圧
の高温高圧水になっている。この時、ＣＲＤハウジング
３とスタブチューブ２との溶接部９には、以下の荷重が
作用する。ＣＲＤハウジング３の軸と平行に、制御棒案
内管、制御棒、ＣＲＤ（いずれも図示しない）、ＣＲＤ
ハウジング３の重量に加え、圧力容器１の底抜を貫通し
て容器外に突出したＣＲＤハウジング３を圧力容器１外
に押し出そうとする高温高圧水の力も作用する。
の運転時には圧力容器内の冷却材は２８８℃、８０気圧
の高温高圧水になっている。この時、ＣＲＤハウジング
３とスタブチューブ２との溶接部９には、以下の荷重が
作用する。ＣＲＤハウジング３の軸と平行に、制御棒案
内管、制御棒、ＣＲＤ（いずれも図示しない）、ＣＲＤ
ハウジング３の重量に加え、圧力容器１の底抜を貫通し
て容器外に突出したＣＲＤハウジング３を圧力容器１外
に押し出そうとする高温高圧水の力も作用する。
また、ＣＲＤハウジング３は溶接部９やスタブチューブ
２より熱膨張が大きく、ＣＲＤハウジング３が溶接部９
やスタブチューブ２を押し拡げようとするため、溶接部
９には周方向に引張りの熱応力が作用する。この熱応力
は、溶接部９でもＣＲＤハウジング３と接合している部
分で最も高い。
２より熱膨張が大きく、ＣＲＤハウジング３が溶接部９
やスタブチューブ２を押し拡げようとするため、溶接部
９には周方向に引張りの熱応力が作用する。この熱応力
は、溶接部９でもＣＲＤハウジング３と接合している部
分で最も高い。
もちろん、溶接部９は前記した各作用力に抵抗しうるよ
うに設計されているが、高温高圧水の腐食環境下にある
ため応力腐食割れ（以下ＳＣＣと呼ぶ）を生じるおそれ
がある。現在、溶接部９の耐ＳＣＣ信頼性については全
てが解明されているわけではなく、解明のため多くの研
究がなされている。
うに設計されているが、高温高圧水の腐食環境下にある
ため応力腐食割れ（以下ＳＣＣと呼ぶ）を生じるおそれ
がある。現在、溶接部９の耐ＳＣＣ信頼性については全
てが解明されているわけではなく、解明のため多くの研
究がなされている。
もし、溶接部９にＳＣＣが発生し、これが溶接部９を貫
通することになれば、炉水が圧力容器１から漏洩するこ
とになり重大な事故の原因となることも考えられる。
通することになれば、炉水が圧力容器１から漏洩するこ
とになり重大な事故の原因となることも考えられる。
原子炉の健全性維持は社会的に重要なことである。従っ
て、前記溶接部のＳＣＣ発生確率をわずかでも低下させ
ることは極めて重要である。
て、前記溶接部のＳＣＣ発生確率をわずかでも低下させ
ることは極めて重要である。
本発明は上記の事情に基づいてなされたもので。
ＣＲＤハウジングとスタブチューブの材料は従来のそれ
と同一にしたまま、前記溶接部の周方向熱応力を低下さ
せることによりその耐ＳＣＣ信頼性を向上させたＣＲＤ
ハウジングと圧力容器との接合部を提供することを目的
としている。
と同一にしたまま、前記溶接部の周方向熱応力を低下さ
せることによりその耐ＳＣＣ信頼性を向上させたＣＲＤ
ハウジングと圧力容器との接合部を提供することを目的
としている。
（課題を解決するための手段）
本発明の制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合
部は、圧力容器底抜に溶接接合したスタブチューブの上
部に開先を加工し、スタブチューブにＧＲＤハウジング
を挿入し、位置決めを行なった後に、開先部に溶接金属
をスタブチューブ上部の高さとほぼ等しくなる程度に盛
って、ＣＲＤハウジングとスタブチューブを溶接接合し
たことを特徴とする。
部は、圧力容器底抜に溶接接合したスタブチューブの上
部に開先を加工し、スタブチューブにＧＲＤハウジング
を挿入し、位置決めを行なった後に、開先部に溶接金属
をスタブチューブ上部の高さとほぼ等しくなる程度に盛
って、ＣＲＤハウジングとスタブチューブを溶接接合し
たことを特徴とする。
（作用）
上記構成の本発明ＣＨＤハウジングと圧力容器の接合に
おいては、原子炉運転時にＣＲＤハウジングとスタブチ
ューブの熱膨張差に起因して溶接部においてＣＲＤハウ
ジングとの接触部に生ずる周方向の引張熱応力は、溶接
部の外周を占るスタブチューブのたがじめ効果により大
幅に低下する。
おいては、原子炉運転時にＣＲＤハウジングとスタブチ
ューブの熱膨張差に起因して溶接部においてＣＲＤハウ
ジングとの接触部に生ずる周方向の引張熱応力は、溶接
部の外周を占るスタブチューブのたがじめ効果により大
幅に低下する。
従って、圧力容器内にある前記溶接部のＳＣＣ発生の可
能性は大幅に低下し、炉水が漏洩して大事故につながる
おそれはなくなる。
能性は大幅に低下し、炉水が漏洩して大事故につながる
おそれはなくなる。
（実施例）
以下に本発明によるＣＨＤハウジングと圧力容器との接
合構造を第１〜第４図を参照して説明する。
合構造を第１〜第４図を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例を示すＣＲＤハウジングと圧
力容器との接合部の縦断面図であり、第５図と対応する
部分には同一の番号を付しである。
力容器との接合部の縦断面図であり、第５図と対応する
部分には同一の番号を付しである。
この図において、溶接部６は予めスタブチューブ２に加
工された開先を充填し、その上面がスタブチューブ２上
面にほぼ等しくなる様に盛られている。溶接部６に作用
する周方向応力を考える。第２．３図は、本発明による
ＣＲＤハウジング３とスタブチューブ２の接合部を、Ｃ
ＨＤハウジング３に対応する内筒１１とスタブチューブ
２に対応する外周１２の組合せ円筒へのモデル化を示し
たものである。外筒１２の高さｈは溶接部６の高さに等
しい、第６，７図は、従来のＣＲＤハウジング３とスタ
ブチューブ２の接合部を、第２，３図と同様に組合せ円
筒へモデル化したものを示す、第６図のすみ自溶接部９
のモデル化によれば、外筒１４の外径２ｒ４をすみ自溶
接部９の止端部までと考えているため、外筒１４に生ず
る周方向応力σｔ工を過小評価する。ただし、この様に
過小評価された応力σｔ、でも、後述する様に本発明の
モデル化における外筒１２に作用する同様の応力σｔ２
より高いことを示すことができるため、第７図のモデル
化は説明上妥当である。なお、溶接部６，９の材質はス
タブチューブ２の材質とほぼ等しい。運転時にはＣＨＤ
ハウジング３内には炉水の圧力Ｐが作用すると共に、温
度が上昇し外ＣＲＤハウジング３、スタブチューブ２が
熱膨張する。ただし、ＣＲＤハウジング３の熱膨張係数
がスタブチューブ２の熱膨張係数より大きい。従って、
外周１２．１４には。
工された開先を充填し、その上面がスタブチューブ２上
面にほぼ等しくなる様に盛られている。溶接部６に作用
する周方向応力を考える。第２．３図は、本発明による
ＣＲＤハウジング３とスタブチューブ２の接合部を、Ｃ
ＨＤハウジング３に対応する内筒１１とスタブチューブ
２に対応する外周１２の組合せ円筒へのモデル化を示し
たものである。外筒１２の高さｈは溶接部６の高さに等
しい、第６，７図は、従来のＣＲＤハウジング３とスタ
ブチューブ２の接合部を、第２，３図と同様に組合せ円
筒へモデル化したものを示す、第６図のすみ自溶接部９
のモデル化によれば、外筒１４の外径２ｒ４をすみ自溶
接部９の止端部までと考えているため、外筒１４に生ず
る周方向応力σｔ工を過小評価する。ただし、この様に
過小評価された応力σｔ、でも、後述する様に本発明の
モデル化における外筒１２に作用する同様の応力σｔ２
より高いことを示すことができるため、第７図のモデル
化は説明上妥当である。なお、溶接部６，９の材質はス
タブチューブ２の材質とほぼ等しい。運転時にはＣＨＤ
ハウジング３内には炉水の圧力Ｐが作用すると共に、温
度が上昇し外ＣＲＤハウジング３、スタブチューブ２が
熱膨張する。ただし、ＣＲＤハウジング３の熱膨張係数
がスタブチューブ２の熱膨張係数より大きい。従って、
外周１２．１４には。
炉水の圧力Ｐと内筒１１．１３熱膨張力が内側から作用
することになる。ＣＨＤハウジング３の形状・寸法、材
質および運転温度・圧力は本発明による場合と従来型の
場合とで等しいため、炉水の圧力と内筒１１．１３の熱
膨張力は両者で等しく、これが内圧Ｐｍとして外筒１２
．１４に作用するものと考えられる。内圧Ｐｍが作用す
る円筒の内表面に発生する周方向応力σｔは次式で与え
られる。
することになる。ＣＨＤハウジング３の形状・寸法、材
質および運転温度・圧力は本発明による場合と従来型の
場合とで等しいため、炉水の圧力と内筒１１．１３の熱
膨張力は両者で等しく、これが内圧Ｐｍとして外筒１２
．１４に作用するものと考えられる。内圧Ｐｍが作用す
る円筒の内表面に発生する周方向応力σｔは次式で与え
られる。
σｔ＝（１＋ｎ”）Ｐａ／（１−ｎ”） −・＝
（１）ここでｎは円筒の内半径ｒｉと外半径ｒ。の比で
ある。式（ト）の右辺分子（１＋ｎ”）は高々２である
ため、２と考える。すると外筒１２．１４に発生する周
方向応力σｔ□、σｔ２は次式で与えられる。
（１）ここでｎは円筒の内半径ｒｉと外半径ｒ。の比で
ある。式（ト）の右辺分子（１＋ｎ”）は高々２である
ため、２と考える。すると外筒１２．１４に発生する周
方向応力σｔ□、σｔ２は次式で与えられる。
ｃｒｔｔ＝２Ｐｍ／（１ｎｔ”Ｌｎｘ＝ｒｉ’／ｒａ
”’ ■σｔ２＝２Ｐｍ／（１ｎｚ”Ｌｎｔ＝
ｒｚ’／ｒ４ ・＝（Ｉｇここでｒ２’ｌ ｒａ’ｔ
ｒ４’ は外筒１２の内半径ｒ２、外半径ｒ３、外筒
１４の外半径ｒ４が運転時の温度上昇により熱膨張した
時の寸法である。
”’ ■σｔ２＝２Ｐｍ／（１ｎｚ”Ｌｎｔ＝
ｒｚ’／ｒ４ ・＝（Ｉｇここでｒ２’ｌ ｒａ’ｔ
ｒ４’ は外筒１２の内半径ｒ２、外半径ｒ３、外筒
１４の外半径ｒ４が運転時の温度上昇により熱膨張した
時の寸法である。
本発明による外筒１２の外半径ｒ３は従来型の外筒１４
の外半径ｒ４より大きいためＯ＜ｎｌ＜ｎｘ ＜ １が
成立する。従って、 σｔ工くσｔ２ ・・・・・・ （イ）
が成立する。これは本発明による外筒１２に生ずる周方
向応力σｔ□が、従来型の外筒１４に生ずる周方向応力
σｔ２より低いことを示している。従って、本発明によ
ればＣＨＤハウジング３とスタブチューブ２の溶接接合
部に発生する周方向応力を従来より低下させることが常
に可能である。
の外半径ｒ４より大きいためＯ＜ｎｌ＜ｎｘ ＜ １が
成立する。従って、 σｔ工くσｔ２ ・・・・・・ （イ）
が成立する。これは本発明による外筒１２に生ずる周方
向応力σｔ□が、従来型の外筒１４に生ずる周方向応力
σｔ２より低いことを示している。従って、本発明によ
ればＣＨＤハウジング３とスタブチューブ２の溶接接合
部に発生する周方向応力を従来より低下させることが常
に可能である。
第４図は本発明の他の実施例を示す図である。
本実施例は第１図の構造を基本にしており、溶接金属を
スタブチューブ２の上面にパターリング１６しているこ
とを特徴としている。ＳＣＣは溶接金属の高応力部の他
に、スタブチューブ２の溶接止端部先端の熱影響部（以
下ＨＡＺと呼ぶ）に発生する可能性が高い。従って、Ｈ
ＡＺの応力を低下させることはＳＣＣを防止する上で重
要である。
スタブチューブ２の上面にパターリング１６しているこ
とを特徴としている。ＳＣＣは溶接金属の高応力部の他
に、スタブチューブ２の溶接止端部先端の熱影響部（以
下ＨＡＺと呼ぶ）に発生する可能性が高い。従って、Ｈ
ＡＺの応力を低下させることはＳＣＣを防止する上で重
要である。
従来構造（第５図）、第１図の構造および第４図の構造
において、ＨＡＺに発生する周方向応力σｔ□、σｔｚ
＋ σｔｓ′ は上記記号を用いると以下の式で与え
られる。
において、ＨＡＺに発生する周方向応力σｔ□、σｔｚ
＋ σｔｓ′ は上記記号を用いると以下の式で与え
られる。
Ｐａ ｔ、／ ’
σ。ｔ＝、ｎ、□（（π＝）十〇工′） ・・・ ■ｒ
ｉ’＞ｒ４’のためσｔ２′〉σｔｉ′が成立する。又
、弐〇、（０において（）の値はほぼ等しく、Ｏ＜ｎｔ
＜ｎｔ ＜ １であるためσｔｔ’＞σｔｚ’が成立す
る。従って次式が成立する。
ｉ’＞ｒ４’のためσｔ２′〉σｔｉ′が成立する。又
、弐〇、（０において（）の値はほぼ等しく、Ｏ＜ｎｔ
＜ｎｔ ＜ １であるためσｔｔ’＞σｔｚ’が成立す
る。従って次式が成立する。
σｔ１′〉σｔ２′〉σｔｉ′ ・・・
■これはスタブチューブ２のＨＡＺに作用する応力が、
本発明による第１図の構造では従来構造（第５図）より
低下し、第４図の構造によりさらに低下させることがで
きることを示している。
■これはスタブチューブ２のＨＡＺに作用する応力が、
本発明による第１図の構造では従来構造（第５図）より
低下し、第４図の構造によりさらに低下させることがで
きることを示している。
上記から明らかなように本発明の制御棒駆動ハウジング
と原子炉圧力容器の接合構造によると、制御棒駆動ハウ
ジングとスタブチューブの溶接部に作用する。炉水の圧
力と制御棒駆動ハウジングとスタブチューブの熱膨張差
に起因する周方向荷重は、溶接部の外周側にあるスタブ
チューブで分担できるため、溶接部の周方向応力を大幅
に緩和できる。従ってＳＣＣ発生条件の１つである応力
条件が除去または軽減されることになり、この溶接部の
耐ＳＣＣ信頼性は著しく向上し、原子炉の健全性向上に
非常に有益である。
と原子炉圧力容器の接合構造によると、制御棒駆動ハウ
ジングとスタブチューブの溶接部に作用する。炉水の圧
力と制御棒駆動ハウジングとスタブチューブの熱膨張差
に起因する周方向荷重は、溶接部の外周側にあるスタブ
チューブで分担できるため、溶接部の周方向応力を大幅
に緩和できる。従ってＳＣＣ発生条件の１つである応力
条件が除去または軽減されることになり、この溶接部の
耐ＳＣＣ信頼性は著しく向上し、原子炉の健全性向上に
非常に有益である。
第１図は本発明の一実施例を示す縦断面図、第２図は第
１図の主要部の寸法を示す縦断面図、第３図（ａ）は本
発明の詳細な説明するためのＣＲＤハウジングとスタブ
チューブのモデル化縦断面図、第３図（ｂ）は第３図（
ａ）のｍ−ｍ線矢視図、第４図は本発明の他の実施例を
示す縦断面図、第５図は従来の接合構造を示す縦断面図
、第６図は第５図の主要部の寸法を示す縦断面図、第７
図（ａ）は従来構造の溶接部に生ずる応力を計算するた
めのモデル化縦断面図、第７図（ｂ）は第７図（ａ）の
■−■線矢視図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・スタブチューブ
３・・・制御棒駆動ハウジング ４．５，６，９，１５・・・溶接部 ７・・・ライニン
グ８．１０，１７・・・熱影響部（ＨＡＺ）１１．１３
・・・内筒 １２，１４・・・外筒１６・・
・バタリング 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第１図 第 図 第 図 第 図 第 図 （ＣＬ） ／／ 第 図 （ｂ） 第 す 図
１図の主要部の寸法を示す縦断面図、第３図（ａ）は本
発明の詳細な説明するためのＣＲＤハウジングとスタブ
チューブのモデル化縦断面図、第３図（ｂ）は第３図（
ａ）のｍ−ｍ線矢視図、第４図は本発明の他の実施例を
示す縦断面図、第５図は従来の接合構造を示す縦断面図
、第６図は第５図の主要部の寸法を示す縦断面図、第７
図（ａ）は従来構造の溶接部に生ずる応力を計算するた
めのモデル化縦断面図、第７図（ｂ）は第７図（ａ）の
■−■線矢視図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・スタブチューブ
３・・・制御棒駆動ハウジング ４．５，６，９，１５・・・溶接部 ７・・・ライニン
グ８．１０，１７・・・熱影響部（ＨＡＺ）１１．１３
・・・内筒 １２，１４・・・外筒１６・・
・バタリング 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第１図 第 図 第 図 第 図 第 図 （ＣＬ） ／／ 第 図 （ｂ） 第 す 図
Claims (1)
- 原子炉圧力容器底板を貫通する制御棒駆動ハウジングと
、前記底板内面に前記制御棒駆動ハウジングを包囲して
設けられ下端で原子炉圧力容器底板とまた上端で制御棒
駆動ハウジングと溶接接合されたスタブチューブとを有
する構造において、スタブチューブと制御棒駆動ハウジ
ングの接合部溶接金属がスタブチューブの上面と高さが
ほぼ等しくなるように溶接接合したことを特徴とする制
御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1040191A JPH02221895A (ja) | 1989-02-22 | 1989-02-22 | 制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1040191A JPH02221895A (ja) | 1989-02-22 | 1989-02-22 | 制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02221895A true JPH02221895A (ja) | 1990-09-04 |
Family
ID=12573885
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1040191A Pending JPH02221895A (ja) | 1989-02-22 | 1989-02-22 | 制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02221895A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0693753A1 (fr) * | 1994-07-19 | 1996-01-24 | Jeumont Industrie | Procédé de réalisation d'un joint d'étanchéité entre un mécanisme de grappe de commande et un adaptateur de réacteur nucléaire, et joint correspondant |
| JP2004170413A (ja) * | 2002-11-18 | 2004-06-17 | Babcock & Wilcox Canada Ltd | 一体型ノズルを有する原子炉ヘッド |
| WO2013150750A1 (ja) * | 2012-04-03 | 2013-10-10 | 株式会社 東芝 | 原子炉圧力容器の貫通部保護構造及び原子炉 |
-
1989
- 1989-02-22 JP JP1040191A patent/JPH02221895A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0693753A1 (fr) * | 1994-07-19 | 1996-01-24 | Jeumont Industrie | Procédé de réalisation d'un joint d'étanchéité entre un mécanisme de grappe de commande et un adaptateur de réacteur nucléaire, et joint correspondant |
| FR2722908A1 (fr) * | 1994-07-19 | 1996-01-26 | Jeumont Industrie | Procede de realisation d'un joint d'etancheite entre un mecanisme de grappe de controle et un adapteur de reacteur nucleaire, et joint correspondant |
| JP2004170413A (ja) * | 2002-11-18 | 2004-06-17 | Babcock & Wilcox Canada Ltd | 一体型ノズルを有する原子炉ヘッド |
| WO2013150750A1 (ja) * | 2012-04-03 | 2013-10-10 | 株式会社 東芝 | 原子炉圧力容器の貫通部保護構造及び原子炉 |
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