JPS58124989A - Reactor shutdown device - Google Patents
Reactor shutdown deviceInfo
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- JPS58124989A JPS58124989A JP57008206A JP820682A JPS58124989A JP S58124989 A JPS58124989 A JP S58124989A JP 57008206 A JP57008206 A JP 57008206A JP 820682 A JP820682 A JP 820682A JP S58124989 A JPS58124989 A JP S58124989A
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- Excavating Of Shafts Or Tunnels (AREA)
- Steering Control In Accordance With Driving Conditions (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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は高速増殖炉用制御棒において、特に原子炉異常
時（＝外部から操作することなく自動的に動作し得るよ
う：二した原子炉停止装置に関する。[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a control rod for a fast breeder reactor, particularly in the event of a reactor abnormality (= automatic operation without external operation: two reactor shutdowns). Regarding equipment.
制御棒は炉心燃料集合体、ブランケット燃料集合体など
と共に炉心を構成し、かつ原子炉の運転制御と、緊急時
に原子炉を急速かつ安全に停止（スクラム）するために
制御棒駆動機構（二より炉心内で上下動ができるように
なっている。Control rods constitute the reactor core together with core fuel assemblies, blanket fuel assemblies, etc., and are used in the control rod drive mechanism (two-way It is designed to be able to move up and down within the reactor core.
制御棒駆動機構は炉心上部の回転プラグ上（二重えつけ
られ、その構造上原子炉カバーガスの上昇をシールする
機能を備えている。The control rod drive mechanism is double mounted on the rotating plug at the top of the reactor core, and its structure has the function of sealing against the rise of reactor cover gas.
この制御棒およびその駆動機構は、その要求される機能
を確実：：達成するために解決しなければならない課題
として、（１）確実に炉を停止するためのスクラム特性
、（２）高温ナトリウム中での摺動特性、（３）制御棒
の流力特性、（４）ナトリウムカバーガスのシール特性
、（５）ナトリウム中での長期間使用に対する性能の信
頼性などが良好でなければならないことがあげられる。This control rod and its drive mechanism ensure its required functions: In order to achieve the required functions, the following issues must be solved: (1) scram characteristics to reliably shut down the reactor, (2) high-temperature sodium (3) flow characteristics of control rods, (4) sealing characteristics of sodium cover gas, and (5) performance reliability for long-term use in sodium, etc., must be good. can give.
制御棒は軸方向の上下動を行なうことおよびその冷却材
を確保するために下部案内管に収納されている。The control rod is housed in the lower guide tube in order to perform vertical movement in the axial direction and to secure its coolant.
また制御棒は中性子吸収材として炭化はう素（Ｂ４Ｃ）
の圧粉体からなるペレットを採用し、ステンレス鋼管に
収納したビン状のものをクラスタ状に組み立てて使用さ
れる。The control rods also use boron carbide (B4C) as a neutron absorber.
It is used by assembling bottle-shaped pellets in a stainless steel tube into a cluster.
この被覆管はＢ、Ｃから発生するヘリウムを収納するた
めのガスプレナムをもち、被覆管相互の間隙を保ち、冷
却材の流れを均一化するためステンレス鋼製ワイヤがら
せん状に巻回されている。This cladding tube has a gas plenum to store the helium generated from B and C, and a stainless steel wire is spirally wound to maintain a gap between the cladding tubes and equalize the flow of coolant. .
Ｂ４Ｃを収納した吸収ビンは、上下格子板によりクラス
タ状に組立てられ、制御棒保護管内に装着されている。The absorption bins containing B4C are assembled into a cluster by upper and lower lattice plates, and installed in the control rod protection tube.
保護管の上部には制御棒駆動機構と連結できるようにハ
ンドリングヘッドが接続され、またその下部にはスクラ
ム時に制御棒案内管底部のダッシュポットに挿入し、円
滑に減速するためのダッシュラムが具備されている。A handling head is connected to the upper part of the protection tube so that it can be connected to the control rod drive mechanism, and the lower part is equipped with a dash ram that is inserted into the dashpot at the bottom of the control rod guide tube during a scram to smoothly decelerate. has been done.
制御棒はいかなる条件においても支障なく炉心内に挿入
されることが必要であり、制御棒と案内管との間には熱
変形等を考慮してかなりの間隙が必要である。The control rods must be inserted into the reactor core without any problems under any conditions, and a considerable gap is required between the control rods and the guide tubes to prevent thermal deformation.
また、中性子を吸収すると吸収ビンが発熱するので、適
当な冷却材を保護管内に流して冷却する必要がある。Furthermore, since the absorption bottle generates heat when absorbing neutrons, it is necessary to cool it by flowing an appropriate coolant into the protection tube.
原子炉の運転上は、安全確保に最も重点がおかれること
から、前述の制御棒の機能としては、いかなる条件にお
いても安全に原子炉を停止できるスクラム機能が最も重
要である。When operating a nuclear reactor, the greatest emphasis is placed on ensuring safety, so the most important function of the control rods mentioned above is the scram function, which allows the reactor to be safely shut down under any conditions.
現在、高速増殖炉の実験炉や原型炉においては、原子炉
の停止操作は外部より制御棒駆動機構を操作し、それに
連結した制御棒を炉心に急速挿入することにより行なわ
れている。Currently, in experimental fast breeder reactors and prototype reactors, reactor shutdown operations are performed by operating a control rod drive mechanism from the outside and rapidly inserting control rods connected to it into the reactor core.
しかし、将来高速炉が実用化の段階になると、その安全
性を一層高め、信頼性を上げるために、従来〜原子炉の
運転制御に使われてきた制御棒駆動機構のみによる炉停
止操作では、その信頼性が十分でない。However, when fast reactors reach the stage of practical use in the future, in order to further enhance their safety and reliability, reactor shutdown operations using only the control rod drive mechanism, which has traditionally been used to control the operation of nuclear reactors, will not be possible. Its reliability is not sufficient.
したがって、それらとは動作原理の全く異なる炉停止専
用の新しい炉停止装置が要望されるようになってきた。Therefore, there has been a demand for a new reactor shutdown device specifically for reactor shutdown, which has a completely different operating principle.
この新しく要望される炉停止装置は、原子炉の異常時は
炉外部から操作することなく自動的に作動することが好
ましい。It is preferable that this newly required reactor shutdown device automatically operate without being operated from outside the reactor when an abnormality occurs in the reactor.
そこで冷却材の流体圧で下部案内管内の吸収体を浮上さ
せておく方法、または冷却材の温度が異常に高くなると
保持力が低下する電磁石で吸収体を炉心上部に吊り上げ
ておく等の方法が提案されている。Therefore, there are methods to levitate the absorber in the lower guide tube using the fluid pressure of the coolant, or to suspend the absorber above the core using electromagnets whose holding power decreases when the coolant temperature becomes abnormally high. Proposed.
しかし、それらは未だ何れも開発段階であり、技術的に
確立されたものではなく、原子炉異常時には原子炉の外
部から何らの操作を加えることなく自動的でかつ確実に
原子炉を停止できる原子炉停止装置の開発が要望される
。However, all of these are still in the development stage and have not been technologically established.In the event of a reactor abnormality, these methods can automatically and reliably shut down the reactor without any operations from outside the reactor. Development of a reactor shutdown device is required.
本発明は上記要望を満足させるためになされたもので、
冷却材そう失時や原子炉の出力異常時に、全く自動的に
動作し、原子炉を即座に停止でき、かつ構造が簡単でし
かも確実に作動する原子炉停止装置を提供することにあ
る。The present invention has been made to satisfy the above needs.
To provide a nuclear reactor shutdown device that operates completely automatically and can immediately stop a nuclear reactor when a coolant runs out or the output of a nuclear reactor is abnormal, has a simple structure, and operates reliably.
すなわち、本発明は、炉心内に植設され、かつ下方から
上方へ向けて冷却材を流通させる下部案内管を同心円状
の二重構造体に形成して、その二重構造体間の隙間部に
核燃料物質を収納した発熱ビンを挿着するとともに、制
御棒駆動機構と制御棒とを連結するラッチ機構には、制
御棒のハンドリングルラド部を同心円状二重構造体に形
成し、この二重構造体の二つの円筒の軸方向の相対移動
により、ハンドリングヘッド部の内面に突出するボール
ラッチ機構を設けて、駆動機構側のラッチフィンガと嵌
め合わすことにより連結してなることを特徴とする原子
炉停止装置である。That is, the present invention forms a lower guide tube installed in the reactor core and through which coolant flows from the bottom to the top into a concentric double structure, and fills the gap between the double structures. A heating bottle containing nuclear fuel material is inserted into the latch mechanism that connects the control rod drive mechanism and the control rod, and the handle rod portion of the control rod is formed into a concentric double structure. A ball latch mechanism is provided that protrudes from the inner surface of the handling head by relative movement of two cylinders of the heavy structure in the axial direction, and the ball latch mechanism is connected by fitting with a latch finger on the drive mechanism side. This is a nuclear reactor shutdown device.
以下、図面を参照しながら本発明に係る原子炉停止装置
の一実施例を詳しく説明する。EMBODIMENT OF THE INVENTION Hereinafter, one embodiment of the nuclear reactor shutdown device according to the present invention will be described in detail with reference to the drawings.
第１図において、符号１は制御棒の外側案内管であり、
その外形は炉心に装荷される燃料集合体と同じ六角形状
をなし、制御棒は炉心の燃料集合体の間に適当な間隔で
植設されている。In FIG. 1, reference numeral 1 indicates the outer guide tube of the control rod;
Its outer shape is the same hexagonal shape as the fuel assemblies loaded in the core, and the control rods are installed at appropriate intervals between the fuel assemblies in the core.
外側案内管１の内側には同心円状の内側案内管２が設け
られて二重構造体となっており、その二重構造体の外側
案内管１と内側案内管２との隙間部ａには核燃料物質を
封入した発熱ピン３が植設固定されている。A concentric inner guide tube 2 is provided inside the outer guide tube 1 to form a double structure, and a gap a between the outer guide tube 1 and the inner guide tube 2 of the double structure is A heating pin 3 containing nuclear fuel material is implanted and fixed.
案内管の下部には炉心支持板に挿入し固定するためのエ
ントランスノズル４が接続されてあり、エントランスノ
ズル４に流入した冷却材は流路孔５、乙により内側案内
管２内及び外側案内管１との隙間部ａ内を上方へ流れる
ようになっている。An entrance nozzle 4 for inserting and fixing into the core support plate is connected to the lower part of the guide tube. 1 and flows upward within the gap a.
また、案内管１の底部にはダッシュボット７が形成され
ている。Further, a dashbot 7 is formed at the bottom of the guide tube 1.
Ｂ４Ｃベレットを収納した制御棒の吸収ビン８は、上下
格子板９，９′によりクラスタ状に配列され保護管１０
内に組込まれている。Control rod absorption bins 8 containing B4C pellets are arranged in clusters by upper and lower lattice plates 9, 9' and protected by protective tubes 10.
incorporated within.
制御棒の−Ｌ部には連結棒１１を介してハンドリングヘ
ッド１２が連結されており、制御棒駆動機構のラッチ機
構１６と結合される。A handling head 12 is connected to the -L portion of the control rod via a connecting rod 11, and is coupled to a latch mechanism 16 of a control rod drive mechanism.
連結棒１１の外側には操作管１４が装着されており、そ
の上端はハンドリングヘッド１２と微少な間隙ではめ合
わされている。An operating tube 14 is attached to the outside of the connecting rod 11, and its upper end is fitted with the handling head 12 with a small gap.
ハンドリングヘッド１２の上部の駆動機構ラッチフィン
ガ１５と係合する部分には、円周上適当な間隔でボール
１７が埋込まれており、ハンドリングヘッド１２と操作
管１４との相対的な移動により、ハンドリングヘッド内
面にボール１７が突出するようになっている。Balls 17 are embedded at appropriate intervals on the circumference in the upper part of the handling head 12 that engages with the drive mechanism latch finger 15. A ball 17 projects from the inner surface of the handling head.
操作管１４の下端は連結棒１１に溶接固定されている。The lower end of the operating tube 14 is fixed to the connecting rod 11 by welding.
制御棒駆動機構側のラッチ機構１３は、ラッチフィンガ
１５とラッチロッド１６により構成され、通常の原子炉
運転中は、ラッチフィンガ１５がラッチロッド１６によ
り拡開された状態になっている。フィンガ１５先端の突
起部１５１Ｌは制御棒ハンドリングヘッド１２の内面に
突出したボール１７と係合して制御棒を駆動機構に連結
している。The latch mechanism 13 on the control rod drive mechanism side is composed of a latch finger 15 and a latch rod 16, and the latch finger 15 is in an expanded state by the latch rod 16 during normal reactor operation. A protrusion 151L at the tip of the finger 15 engages with a ball 17 protruding from the inner surface of the control rod handling head 12 to connect the control rod to the drive mechanism.
７−
原子炉をスクラムする場合は、駆動機構を操作して、ラ
ッチロッド１６をラッチフィンガ１５に対して相対的に
所定ストロークだけ下降させると、それまでフィンガロ
ッド１６の先端大径部１６１１により拡開されていたラ
ッテフィンガ１５が閉じ、ハンドリングヘッド１２が外
れ、制御棒が駆動機構より分離して単体で炉心内に挿入
される。7- When scramming the reactor, operate the drive mechanism to lower the latch rod 16 by a predetermined stroke relative to the latch fingers 15. The open latte finger 15 is closed, the handling head 12 is removed, and the control rod is separated from the drive mechanism and inserted into the reactor core alone.
この時、制御棒の下降をより確実に行うためにはラッチ
機構部にスプリング１８を装着する。そして駆動機構と
制御棒が連結中は、スプリングをストッパ１９により圧
縮状態に保持する。またラッチ機構が外れる際は、この
スプリング１８の反力により制御棒の下降を加速する方
法が採られる。At this time, in order to more reliably lower the control rod, a spring 18 is attached to the latch mechanism. While the drive mechanism and control rod are connected, the spring is held in a compressed state by a stopper 19. Further, when the latch mechanism is released, a method is adopted in which the reaction force of the spring 18 accelerates the descent of the control rod.
制御棒案内管に流入する冷却材は、エントランスノズル
４より流入孔５を通して制御棒下部流入孔２０より制御
棒保護管１０内に流入し、吸収ピン８の流路間隙を通過
し、連結棒１１の内部を上昇し、ハンドリングヘッドの
流出孔２１より外部へ流出する。The coolant flowing into the control rod guide tube flows from the entrance nozzle 4 through the inflow hole 5 into the control rod protection tube 10 through the control rod lower inflow hole 20, passes through the flow path gap of the absorption pin 8, and flows into the connecting rod 11. and flows out through the outflow hole 21 of the handling head.
冷却材の一部は、制御棒保護管１０と内側案内８−
管２との間隙にも流れるが、この流量は間隙を部分的に
十分小さくすれば、制御棒内を流れる流量に対して十分
少なくすることができる。A portion of the coolant also flows into the gap between the control rod protection tube 10 and the inner guide tube 2, but if the gap is made sufficiently small, this flow rate will be sufficient for the flow rate inside the control rods. It can be reduced.
一方、冷却材の一部は内側案内管２の下部流入孔６より
、外側案内管１と内側案内管２との間隙部を流れ、核燃
料物質が封入された発熱ピン６を冷却しながら上昇し、
案内管上部より流出し、連結棒外側の操作管１４に沿っ
て上方へ流れる。On the other hand, a part of the coolant flows from the lower inflow hole 6 of the inner guide tube 2 through the gap between the outer guide tube 1 and the inner guide tube 2, and rises while cooling the heat generating pin 6 in which nuclear fuel material is sealed. ,
It flows out from the upper part of the guide tube and flows upward along the operating tube 14 on the outside of the connecting rod.
次に本発明の動作原理を説明する。Next, the operating principle of the present invention will be explained.
前述の様く二制御棒内な流れる冷却材は連結棒１１の内
部を上昇し、一方、案内管１，２内の核燃料物質を封入
した発熱ピン３が装着された隙間部ａを流れた冷却材は
、連結棒１１の外側の操作管１４の外周に沿って上昇す
るので、両者の冷却材の温度差により、ハンドリングヘ
ッド１２と操作管１４は温度差による熱膨張の違いによ
り相対的に移送することになる。As mentioned above, the coolant flowing in the two control rods rises inside the connecting rod 11, while the coolant flowing in the guide tubes 1 and 2 flows through the gap a where the heat generating pin 3 containing nuclear fuel material is attached. Since the material rises along the outer periphery of the operating tube 14 outside the connecting rod 11, the handling head 12 and the operating tube 14 are relatively transferred due to the difference in thermal expansion due to the temperature difference between the two coolants. I will do it.
第６図は通常の運転状態における制御棒と駆動機構が連
結状態にあるハンドリングヘッド１２及びラッテ機構部
１３の拡大図である。FIG. 6 is an enlarged view of the handling head 12 and the latte mechanism section 13 in which the control rod and the drive mechanism are connected in a normal operating state.
この状態で、ハンドリングヘッド１２の外側の操作管１
４は、正常な位置にあり、その内面に設けられたボール
１７の操作用の凹部２２はボール１７より十分下方に位
置し、ボール１７はハンドリングヘッド１２の内面に突
出しており、駆動機構側のランチフィンガ１５と係合し
、制御棒と駆動機構は連結された状態に保持されている
。In this state, the operating tube 1 outside the handling head 12
4 is in the normal position, the recess 22 for operating the ball 17 provided on its inner surface is located sufficiently below the ball 17, the ball 17 protrudes from the inner surface of the handling head 12, and the ball 17 is located on the drive mechanism side. It engages with the launch finger 15, and the control rod and drive mechanism are held in a connected state.
次に、原子炉の出力が異常に高くなった場合は、案内管
１，２間の発熱ピン乙の発熱量も多くなり、この周囲を
流れて操作管１４の外周を流れる冷却材の温度が上り、
下部を連結棒下端に固定された操作管１４は上方に熱膨
張する。Next, if the output of the reactor becomes abnormally high, the amount of heat generated by the heat generating pin B between the guide tubes 1 and 2 will also increase, and the temperature of the coolant flowing around this pin B and around the outer circumference of the operation tube 14 will increase. Up,
The operation tube 14 whose lower part is fixed to the lower end of the connecting rod thermally expands upward.
そしてその内面に設けられた凹部２２がハンドリングヘ
ッド１２に設けられたボール１７の位置に到達すると、
ボール１７がハンドリングヘッド内面より引込み、ラン
チフィンガ１５との係合がはずれ、制御棒は駆動機構よ
り外れ、年休で炉心に急速に挿入される。When the recess 22 provided on the inner surface reaches the position of the ball 17 provided on the handling head 12,
The ball 17 is retracted from the inner surface of the handling head, disengaged from the launch finger 15, and the control rod is removed from the drive mechanism and rapidly inserted into the reactor core.
第４図はこの原子炉状態における要部を示している。FIG. 4 shows the main parts in this reactor state.
また、炉心の冷却材の流量が急激に低下した場合も、発
熱ピン３の周囲より流出する冷却材は異常な高温となり
、操作管１４は熱膨張し、前述と同様にハンドリングヘ
ッド１２のラッチ機構１６を解除し、制御棒がスクラム
される。Furthermore, even when the flow rate of coolant in the reactor core suddenly decreases, the coolant flowing out from around the heat generating pins 3 reaches an abnormally high temperature, causing the operation tube 14 to thermally expand, causing the latch mechanism of the handling head 12 to 16 and the control rods are scrammed.
以上のように、本発明によれば、原子炉運転中に炉心の
出力が異常に高くなったり、冷却材の流量がポンプトリ
ップ等により異常に低下した場合には、制御棒と駆動機
構の連結機構が自動的に解除され、制御棒は駆動機構を
外部より何も操作することなくスクラムし、原子炉を安
全に停止することができる。As described above, according to the present invention, when the power of the reactor core becomes abnormally high during reactor operation or the flow rate of coolant abnormally decreases due to a pump trip, etc., the connection between the control rods and the drive mechanism The mechanism is automatically released and the control rods can scram the drive mechanism without any external manipulation, allowing the reactor to be safely shut down.
なお、本発明は、従来形式の制御棒及び制御棒駆動機構
に対して、案内管及び制御棒ハンドリングヘッド部のみ
を改良してもよく、制御棒駆動機構側には全く改良を必
要としないので容易（−実施することができる。In addition, in the present invention, compared to conventional control rods and control rod drive mechanisms, only the guide tube and control rod handling head may be improved, and the control rod drive mechanism does not require any improvement. Easy (-can be carried out)
第１図は本発明に係る原子炉停止装置の一実施例を示す
縦断面図、第２図は第１図Ａ −Ａ’面における横断面
図、第６図は第１図の正常運転状態における制御棒及び
制御棒駆動機構の連結に係る要部の拡大図、第４図は原
子炉異常状態における要部の拡大図である。
１ ・・・・・・外側案内管
２ ・・・・・・ 内側案内管
３ ・・・・・・発熱ピン
１１ ・・・・・・ 連結管
１２ ・・・・・・ ハンドリングヘッド１４ ・・・
・・・操作管
１７ ・・・・・・ ボール
２２ ・・・・・・凹部
代理人弁理士 須 由 佐 −FIG. 1 is a longitudinal cross-sectional view showing one embodiment of the nuclear reactor shutdown system according to the present invention, FIG. 2 is a cross-sectional view taken along plane A-A' in FIG. 1, and FIG. 6 is a normal operating state shown in FIG. 1. FIG. 4 is an enlarged view of the main parts related to the connection of the control rods and the control rod drive mechanism, and FIG. 4 is an enlarged view of the main parts in an abnormal state of the reactor. 1...Outer guide tube 2...Inner guide tube 3...Heating pin 11...Connecting pipe 12...Handling head 14...・
...Operation tube 17 ...Ball 22 ...Yusa Su, patent attorney representing the concave part -
Claims (1)
側案内管と内側案内管に区分される二重構造体に形成し
、その二重構造体間の隙間部に核燃料物質を封入した発
熱ビンを装着するとともに制御棒駆動機構と制御棒とを
連結するラッチ機構には制御棒のハンドリングヘッド部
を同心円状二重構造体に形成し、この二重構造体の二つ
の円筒の軸方向の相対移動によりハンドリングヘッド部
の内面に突出するポールラッチ機構を設けて駆動機構側
のラッチフィンガと嵌め合わすことにより連結してなる
ことを特徴とする原子炉停止装置。 ２、内側案内管内にはハンドリングヘッド部（：連結さ
れる保護管が配設され、該保護管内に中性子吸収ビンが
上下部の格子板によりクラスタ状に配列されてなること
を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉停止装
置。 １−[Claims] 1. A control rod guide tube installed in the core of a nuclear reactor is formed into a double structure divided into an outer guide tube and an inner guide tube, and the control rod guide tube is formed into a double structure divided into an outer guide tube and an inner guide tube, and A heating bottle filled with nuclear fuel material is installed in the gap, and the handling head of the control rod is formed into a concentric double structure in the latch mechanism that connects the control rod drive mechanism and the control rod. A nuclear reactor shutdown device characterized in that a pole latch mechanism is provided that protrudes from the inner surface of a handling head part by relative movement of two cylinders in the axial direction of the body, and is connected by fitting with a latch finger on the drive mechanism side. . 2. A patent claim characterized in that a handling head section (a protective tube to be connected to the handling head section) is disposed within the inner guide tube, and neutron absorption bins are arranged in a cluster shape within the protective tube by upper and lower lattice plates. A nuclear reactor shutdown device according to item 1. 1-
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57008206A JPS58124989A (en) | 1982-01-21 | 1982-01-21 | Reactor shutdown device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57008206A JPS58124989A (en) | 1982-01-21 | 1982-01-21 | Reactor shutdown device |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58124989A true JPS58124989A (en) | 1983-07-25 |
Family
ID=11686767
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57008206A Pending JPS58124989A (en) | 1982-01-21 | 1982-01-21 | Reactor shutdown device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58124989A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6366995A (en) * | 1986-09-05 | 1988-03-25 | 株式会社村田製作所 | Electronic parts |
| JP2021120668A (en) * | 2020-01-31 | 2021-08-19 | 三菱Ｆｂｒシステムズ株式会社 | Molten fuel outflow pipe of fast reactor and fast reactor |
-
1982
- 1982-01-21 JP JP57008206A patent/JPS58124989A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6366995A (en) * | 1986-09-05 | 1988-03-25 | 株式会社村田製作所 | Electronic parts |
| JP2021120668A (en) * | 2020-01-31 | 2021-08-19 | 三菱Ｆｂｒシステムズ株式会社 | Molten fuel outflow pipe of fast reactor and fast reactor |
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