JPS5890197A - 原子炉の水位計 - Google Patents
原子炉の水位計Info
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- JPS5890197A JPS5890197A JP56188549A JP18854981A JPS5890197A JP S5890197 A JPS5890197 A JP S5890197A JP 56188549 A JP56188549 A JP 56188549A JP 18854981 A JP18854981 A JP 18854981A JP S5890197 A JPS5890197 A JP S5890197A
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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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- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
不発明は、原子炉の水位計に関するものである。
一般に沸騰水型原子炉は第１図に示されるように、格納
容器２１の内部に原子炉圧力容器１が設置されている。
容器２１の内部に原子炉圧力容器１が設置されている。
原子炉の通常運転時に、原子炉圧力容器１内は圧カフ０
気圧、温ｆ＆２８５Ｕに保たれ原子炉圧力容器１を収納
する格納容器２１内は圧力１気圧、温度６０Ｃ以下に保
たれている。
気圧、温ｆ＆２８５Ｕに保たれ原子炉圧力容器１を収納
する格納容器２１内は圧力１気圧、温度６０Ｃ以下に保
たれている。
ところで、原子炉安全設備の評価に際して１、鹸も厳し
い知音とし７て再循増系６の吸込側配管の破断を想定す
ることになっている。例えｒｆ１再循環系６内の位置２
６で配管が破断すると、原子炉圧力容器１内の高温、高
圧（２８５ｒ、７０気圧）の冷却材が流：Ｉ（−１シ、
ドライウェル２２内の温度、圧力が上昇する。ドライウ
ェル２２内に浦、出した蒸気はサブレッショノブール２
３に充填されている大量の冷却水及び事故時に作Ｈ（Ｊ
＋する格納容器スゲレイ２４から散水により凝縮する。
い知音とし７て再循増系６の吸込側配管の破断を想定す
ることになっている。例えｒｆ１再循環系６内の位置２
６で配管が破断すると、原子炉圧力容器１内の高温、高
圧（２８５ｒ、７０気圧）の冷却材が流：Ｉ（−１シ、
ドライウェル２２内の温度、圧力が上昇する。ドライウ
ェル２２内に浦、出した蒸気はサブレッショノブール２
３に充填されている大量の冷却水及び事故時に作Ｈ（Ｊ
＋する格納容器スゲレイ２４から散水により凝縮する。
このようにしてドライウェル２２内の温度、ＦＦ力に、
設削Ａ直以下に保持される。捷だ、このような事故時に
は、非常用炉心冷却系５より大量の冷却水が原子炉圧力
容器］内に（ｋｌ−給され、炉心７の冷却が維持される
。
設削Ａ直以下に保持される。捷だ、このような事故時に
は、非常用炉心冷却系５より大量の冷却水が原子炉圧力
容器］内に（ｋｌ−給され、炉心７の冷却が維持される
。
そして、原子炉圧力容器１には、原子炉の通常運転時に
は原子炉圧力容器ｌ内の水位を一定に保つように給水系
９の流量全制御するために、′！、た坤子炉の事故時に
け原子炉圧力容器１内の水位低Ｔｋ検出して非常用炉心
冷却系５を作動させるために、水位計１０が設置されて
いる。
は原子炉圧力容器ｌ内の水位を一定に保つように給水系
９の流量全制御するために、′！、た坤子炉の事故時に
け原子炉圧力容器１内の水位低Ｔｋ検出して非常用炉心
冷却系５を作動させるために、水位計１０が設置されて
いる。
水位計１０は、３つの圧力導管１．１．．１２及び１３
、基準面器１４及び差圧計１５より構成されており、原
子炉圧力容器１とシュラウド２で囲まれたアニユラス部
３の水位２７を測定しつるようになっている。基憩面器
１４内には、圧力導管１１金浦じて蒸気ドーム（原子炉
圧力容器１内の液面上方の空間）４内の蒸気が流入する
。この蒸気は、基準面器１４内で凝縮し、その凝縮水は
圧力導管１１を逆流して原子炉圧力容器１内に流入する
。したがって、基準面器１４内には常に一定レベルの基
準面２８が形成されている。水位計１０は、この基準面
２８に基づいて次の原理によって原子炉圧力容器１内の
水位を検出する。すなわち、圧力導管１１の連結部にお
ける原子炉圧力容器１内の圧力ｋＰ。、差圧計１５に作
用する圧力導管１２側の圧力をＰｌ及び第３の圧力導管
側の圧力をＰ２とするとき、圧力Ｐ、及びＰｔは次式の
ようになる、 Ｐ、 ＝Ｐｏ ＋（ｈ２ｈ＋ ｌρ１＋ｈ、ρ、＋ｈ３
ρｓ −−−−−−−旧−＜１）ｐ、＝ｐｏ＋ｈ２ρ
２＋ｈ、ρ、 、−、−・・・・−・（２）差圧
計１５に作用する差圧ΔＰｆｌ、 ΔＩ）＝Ｐ、−Ｐ。
、基準面器１４及び差圧計１５より構成されており、原
子炉圧力容器１とシュラウド２で囲まれたアニユラス部
３の水位２７を測定しつるようになっている。基憩面器
１４内には、圧力導管１１金浦じて蒸気ドーム（原子炉
圧力容器１内の液面上方の空間）４内の蒸気が流入する
。この蒸気は、基準面器１４内で凝縮し、その凝縮水は
圧力導管１１を逆流して原子炉圧力容器１内に流入する
。したがって、基準面器１４内には常に一定レベルの基
準面２８が形成されている。水位計１０は、この基準面
２８に基づいて次の原理によって原子炉圧力容器１内の
水位を検出する。すなわち、圧力導管１１の連結部にお
ける原子炉圧力容器１内の圧力ｋＰ。、差圧計１５に作
用する圧力導管１２側の圧力をＰｌ及び第３の圧力導管
側の圧力をＰ２とするとき、圧力Ｐ、及びＰｔは次式の
ようになる、 Ｐ、 ＝Ｐｏ ＋（ｈ２ｈ＋ ｌρ１＋ｈ、ρ、＋ｈ３
ρｓ −−−−−−−旧−＜１）ｐ、＝ｐｏ＋ｈ２ρ
２＋ｈ、ρ、 、−、−・・・・−・（２）差圧
計１５に作用する差圧ΔＰｆｌ、 ΔＩ）＝Ｐ、−Ｐ。
＝ｈ、（ρ２−ρ、）−ｈ、（ρ１−ρ１） ・・・・
・・・・・・・・（３）となる。その結果、水位計１０
で測定される水位ｈ１に、 ｈ、−［ρ２−ρ１）ｈ２−ΔＰ）／（ρ１−ρ１）・
・・・・・・・・（４）となる。ただし、上式において
、 ｈ、は圧力導管１２ケ基単とした原子炉圧力容器１内の
水位、ｈ２は圧力導管１２と基準面器１４内の基準面２
８との間の高さ、ｈ、ｌ−１：圧力導管１２と差圧計１
５との間の高さ、ρ１は原子炉圧力容器１内の蒸気密度
、ρ１は原子炉圧力容器１内の水の密度、ρ２は圧力導
管１３上部の水の密度、ρ、は圧力導管１２及び１３下
部の水の密度である。
・・・・・・・・（３）となる。その結果、水位計１０
で測定される水位ｈ１に、 ｈ、−［ρ２−ρ１）ｈ２−ΔＰ）／（ρ１−ρ１）・
・・・・・・・・（４）となる。ただし、上式において
、 ｈ、は圧力導管１２ケ基単とした原子炉圧力容器１内の
水位、ｈ２は圧力導管１２と基準面器１４内の基準面２
８との間の高さ、ｈ、ｌ−１：圧力導管１２と差圧計１
５との間の高さ、ρ１は原子炉圧力容器１内の蒸気密度
、ρ１は原子炉圧力容器１内の水の密度、ρ２は圧力導
管１３上部の水の密度、ρ、は圧力導管１２及び１３下
部の水の密度である。
（４）弐において、ρ、及びρ１に原子炉圧力容器１内
の圧力Ｐ。の関数であるが、圧力Ｐ。は独立に測定され
ているため既知であり、ｈ、は水位計１０の測定時に決
定され既知である。また、ρ２にドライウェル２２内の
温１］１６０ｔｒとして、６０Ｃでの水の密度を使用す
る。したがって、差圧計１５に作用する差圧ΔＰを測定
すれば、式（４）より圧力容器１内の水位り、 ２知
ることができる。
の圧力Ｐ。の関数であるが、圧力Ｐ。は独立に測定され
ているため既知であり、ｈ、は水位計１０の測定時に決
定され既知である。また、ρ２にドライウェル２２内の
温１］１６０ｔｒとして、６０Ｃでの水の密度を使用す
る。したがって、差圧計１５に作用する差圧ΔＰを測定
すれば、式（４）より圧力容器１内の水位り、 ２知
ることができる。
したがって、水位測定において重要なことは、基準面器
１４内の基準面２８が一定レベルに保持され、かつ、圧
力導管１３上部の水温が６０Ｃ一定で水の密度ρ２が変
化しないことである。
１４内の基準面２８が一定レベルに保持され、かつ、圧
力導管１３上部の水温が６０Ｃ一定で水の密度ρ２が変
化しないことである。
原子炉の通常運転時には、水位は±３％以内の精度で測
定できることが確認されている。しかし、原子炉圧力容
器１内の冷却水が流出する冷却材喪失事故時には次のよ
うが問題が生ずる。
定できることが確認されている。しかし、原子炉圧力容
器１内の冷却水が流出する冷却材喪失事故時には次のよ
うが問題が生ずる。
すなわち、高温高圧の冷却材が流出すると原子炉圧力容
器１外（ドライウェル２２内）の圧力及び温度は第２図
に示されるように上昇する。時間とともに冷却水の流出
流量は減少し、サプレッションプール２３での蒸気凝縮
及び格納容器スプレィ２４の作動によりドライウェル２
２の圧力及び温度は低下する。このドライウェル２２の
温［変化により、圧力導管１２及び１３内の水温は第３
図に示されるように変化し、最高１４０Ｃに達すると予
想される。水の密度が温度により第４図に示されるよう
に変化して式（４）におけるρ２が変化するため、式（
４）で示される水位り、の誤差εに、温度上昇時の圧力
導管内の水の密度をρ２′とすると次のようになる。
器１外（ドライウェル２２内）の圧力及び温度は第２図
に示されるように上昇する。時間とともに冷却水の流出
流量は減少し、サプレッションプール２３での蒸気凝縮
及び格納容器スプレィ２４の作動によりドライウェル２
２の圧力及び温度は低下する。このドライウェル２２の
温［変化により、圧力導管１２及び１３内の水温は第３
図に示されるように変化し、最高１４０Ｃに達すると予
想される。水の密度が温度により第４図に示されるよう
に変化して式（４）におけるρ２が変化するため、式（
４）で示される水位り、の誤差εに、温度上昇時の圧力
導管内の水の密度をρ２′とすると次のようになる。
ε＝（ρ、−ρ、’ｌ／（ρ１−ρ１）・・・・・・・
・・（５）式（５）で示される測定誤差εは第５図のよ
うになり、圧力導管内の水の温度が１４０Ｃに達すると
原子炉圧力容器１内の水位り、の測定誤差は６％に達す
る。
・・（５）式（５）で示される測定誤差εは第５図のよ
うになり、圧力導管内の水の温度が１４０Ｃに達すると
原子炉圧力容器１内の水位り、の測定誤差は６％に達す
る。
本発明の目的は、原子炉安全設備の評価上想定する最も
厳しい事故に際しても、水位計の圧力導管部での温度上
昇を防止でき、通常運転時と同程度の測定精度を有する
水位計を提供することにある。
厳しい事故に際しても、水位計の圧力導管部での温度上
昇を防止でき、通常運転時と同程度の測定精度を有する
水位計を提供することにある。
本発明は、前記目的を達成するため、（１）圧力導管の
垂直部分での全長の６０％以上を格納容器外に設置し、
格納容器内に設置される圧力導管の垂直部分を全長の４
０％以下とする。
垂直部分での全長の６０％以上を格納容器外に設置し、
格納容器内に設置される圧力導管の垂直部分を全長の４
０％以下とする。
第６図は本発明の一実施例を示すもので、水位計１０は
、基準面器１４及び差圧計１５とを備え圧力導Ｗｌｌ、
１２及び１３により原子炉圧力容器１と互いに連結され
ている。基準面器１４と差圧計１５を連結する圧力導管
１３は基準面２８よりｈだけ下方で水平に配置され、圧
力導管１３の垂直部分の大部分は格納容器２１の外部に
設置されている。
、基準面器１４及び差圧計１５とを備え圧力導Ｗｌｌ、
１２及び１３により原子炉圧力容器１と互いに連結され
ている。基準面器１４と差圧計１５を連結する圧力導管
１３は基準面２８よりｈだけ下方で水平に配置され、圧
力導管１３の垂直部分の大部分は格納容器２１の外部に
設置されている。
原子炉の通常運転時における水位計１０の誤差３％の内
、０５％は計器誤差であり、圧力導管内の温度変化によ
る誤差は２．５％である。したがって、事故時において
も通常運転時と同じ誤差範囲内にするには圧力導管１３
内の水の密度変化による影響２２．５％以下にすればよ
い。格納容器２１の外部では事故時においても温度は変
化しないから、本実施例の水位計１０では、事故時の測
定誤差ε′は、次式のようになる。
、０５％は計器誤差であり、圧力導管内の温度変化によ
る誤差は２．５％である。したがって、事故時において
も通常運転時と同じ誤差範囲内にするには圧力導管１３
内の水の密度変化による影響２２．５％以下にすればよ
い。格納容器２１の外部では事故時においても温度は変
化しないから、本実施例の水位計１０では、事故時の測
定誤差ε′は、次式のようになる。
ε’ −（ｈ／ｈ２１ （（ρ２−ρ２’）／（ρ、−
ρ１））・・・（６）式（６）に式（５）で示される従
来の水位計の測定誤差εを代入すると、（７）式のよう
になる。
ρ１））・・・（６）式（６）に式（５）で示される従
来の水位計の測定誤差εを代入すると、（７）式のよう
になる。
ε’＝（ｈ／ｈ、） ・ε ・・・・・・・・
・・・・（７）第３図及び第５図より事故時の最大誤差
ε青、は６％であるから、第６図に示した本実施例の水
位計１０による最大誤差ε′□。を２５％以下にするに
は、（８）式の条件が必要となる。
・・・・（７）第３図及び第５図より事故時の最大誤差
ε青、は６％であるから、第６図に示した本実施例の水
位計１０による最大誤差ε′□。を２５％以下にするに
は、（８）式の条件が必要となる。
ε′□ア＝０．Ｑ ６ （ｈ／ｈ２） ＜０．０２５、
’、ｈ（０，４ｈ２ ・・・・・・・・・
・・・（８）すなわち、圧力導管１３の格納容器２１内
に設置される垂直部分の高さｈ２圧力導管１２と基準面
２８間の高さｈ２の４０％以下とする。ｈと水位計１０
の測定誤差との関係を第７図に示す。Ａは原子炉通常運
転時の最大誤差を、Ｂは計器誤差を示している。
’、ｈ（０，４ｈ２ ・・・・・・・・・
・・・（８）すなわち、圧力導管１３の格納容器２１内
に設置される垂直部分の高さｈ２圧力導管１２と基準面
２８間の高さｈ２の４０％以下とする。ｈと水位計１０
の測定誤差との関係を第７図に示す。Ａは原子炉通常運
転時の最大誤差を、Ｂは計器誤差を示している。
第８図に、第２図に示される事故時のドライウェル２２
の温度、第５図に示される圧力導管内の温ｍ゛変化によ
る水位計の測定誤差に基づく本発明の他の実施例ケ示す
ものである。水位計１０は基準面器１４及び差圧計１５
を備え、第１．第２゜第３図の圧力導管１１，１２．１
３により圧力容器１と互いに連結されており、圧力導管
１３の内絡納容器２１内に設置されている部分には断熱
材１６が設置されている。
の温度、第５図に示される圧力導管内の温ｍ゛変化によ
る水位計の測定誤差に基づく本発明の他の実施例ケ示す
ものである。水位計１０は基準面器１４及び差圧計１５
を備え、第１．第２゜第３図の圧力導管１１，１２．１
３により圧力容器１と互いに連結されており、圧力導管
１３の内絡納容器２１内に設置されている部分には断熱
材１６が設置されている。
計器誤差０．５％ヲ者慮し、事故時における水位計１０
の誤差全通常運転時の誤差３％の範囲とするには、第５
図より圧力導管１３内部の温度を１００Ｃ以下にすれば
よい。圧力導管１３内部の温度Ｔは初期の温度をＴ。と
じ、ドライウェル２２の温度ケＴ、とすると次のように
なる。
の誤差全通常運転時の誤差３％の範囲とするには、第５
図より圧力導管１３内部の温度を１００Ｃ以下にすれば
よい。圧力導管１３内部の温度Ｔは初期の温度をＴ。と
じ、ドライウェル２２の温度ケＴ、とすると次のように
なる。
上式において、ｔは時間、Ｒｈは断熱材１６の熱抵抗、
Ｓは圧力導管１３の表面積、Ｃ９は圧力導管１３内部の
熱容量である。第２図よりＴ、＝１４ ＱＣ，Ｔｏ ＝
６０Ｃ，ｔ＝３００秒であるか 。
Ｓは圧力導管１３の表面積、Ｃ９は圧力導管１３内部の
熱容量である。第２図よりＴ、＝１４ ＱＣ，Ｔｏ ＝
６０Ｃ，ｔ＝３００秒であるか 。
ら、Ｔ〈１００Ｃのためには式（１０）の条件を満足す
ればよい。
ればよい。
式（１０）ばｈ＝ｈ、の場合の条件であるが、式（１０
）にｈの効果を考慮すると第９図に示すようになり、（
９） この式を近似式で表わすと次のようになる。
）にｈの効果を考慮すると第９図に示すようになり、（
９） この式を近似式で表わすと次のようになる。
このように、格納容器２１内に設置された圧力導管１３
を断熱材１６で断熱することによりｈｌ大きくすること
ができ圧力導管設置上の制限条件を緩和することができ
る。
を断熱材１６で断熱することによりｈｌ大きくすること
ができ圧力導管設置上の制限条件を緩和することができ
る。
本発明け、以上説明した構成１作用のもので、水位計の
基準面器と差圧計とを連通させる圧力導管の垂直配管部
分の６０％以上を格納容器外に設置するか、もしくハ、
格納容器内に設置した前記圧力導管を断熱することによ
り、事故時においても通常運転時と同じｎ度で原子炉容
器内の水位を検出しつる効果がある。
基準面器と差圧計とを連通させる圧力導管の垂直配管部
分の６０％以上を格納容器外に設置するか、もしくハ、
格納容器内に設置した前記圧力導管を断熱することによ
り、事故時においても通常運転時と同じｎ度で原子炉容
器内の水位を検出しつる効果がある。
第１図は従来の原子炉の水位計の構造図、第２図は最も
厳しい事故を想定した時のドライウェル圧力及び温度の
変化を示す特性図、第３図は従来（１０） 従来の水位計の測定誤差慣性を示す特性図、第６図は本
発明の好適な一実施例である水位計の縦断面図、第７図
は第６図に示す水位計の最大誤差特性を示す特性図、第
８図汀本発明の他の実施例の縦断面図、第９図は第８図
に示す実施例における圧力導管１３の断熱材の熱抵抗ヶ
示す特性図である。 １・・・原子炉圧力容器、３・・・アニユラス部、４・
・・蒸気ドーム、１０・・・水位計、１１，１２．１３
・・・圧力導管、１４・・・基準面器、１５・・・差圧
計、１６・・・断熱材。 代理人 弁理士 高橋明夫 （１１） 図面の１・多シニ（向７ぶ（二寸≧更なし）第 ／ 菌 （）、フ ４１ｋツ４イ（丁≦ ｋ４ 」欧
ミ ・ 〜 ＼ （ｎｃｔｕ） Ｕ ５４（ｘ乙ｐｌ；、Ａ（〕・ン
あンμ！ 留鰺１Δ４晦ムｊ１１（）７＄４ ロ ー 永め温浸（°Ｃ） ７に偽＠漬（°Ｃ） 第 ６ 日 （わ 第 ８ 図 ４ ７ ′ ４ ／４２２ ／／ 八Ｍ２３ つｌ７１１１１１−１ 第 タ 巨コ （”？ Ｈ７１′ｚ 手続補正書（方式） 昭和５７年 ４月 １９日 特許庁長官 島田春樹殿 事件の表示 昭和５６年特許願第 １８８５４９ 号発明ノ名称
原子炉の水位計 補正をする者 事件との関係 特許出願人 ｆ王 所 東京都千代田区丸の内−丁目５番１号名
称・５１Ｏ）株式会社 日 立 製 イ乍 所代表
者 三 １）勝 茂 代 理 人 居 所 東京都千代田区丸の内−丁目５番１号補ＪＸ
Ｅ′）７寸象願書、明細書９図面、委任状補正の内容 （１）願書、明細書および図面の浄書（内容に変更なし
）。 （２）別紙の委任状を提出する。
厳しい事故を想定した時のドライウェル圧力及び温度の
変化を示す特性図、第３図は従来（１０） 従来の水位計の測定誤差慣性を示す特性図、第６図は本
発明の好適な一実施例である水位計の縦断面図、第７図
は第６図に示す水位計の最大誤差特性を示す特性図、第
８図汀本発明の他の実施例の縦断面図、第９図は第８図
に示す実施例における圧力導管１３の断熱材の熱抵抗ヶ
示す特性図である。 １・・・原子炉圧力容器、３・・・アニユラス部、４・
・・蒸気ドーム、１０・・・水位計、１１，１２．１３
・・・圧力導管、１４・・・基準面器、１５・・・差圧
計、１６・・・断熱材。 代理人 弁理士 高橋明夫 （１１） 図面の１・多シニ（向７ぶ（二寸≧更なし）第 ／ 菌 （）、フ ４１ｋツ４イ（丁≦ ｋ４ 」欧
ミ ・ 〜 ＼ （ｎｃｔｕ） Ｕ ５４（ｘ乙ｐｌ；、Ａ（〕・ン
あンμ！ 留鰺１Δ４晦ムｊ１１（）７＄４ ロ ー 永め温浸（°Ｃ） ７に偽＠漬（°Ｃ） 第 ６ 日 （わ 第 ８ 図 ４ ７ ′ ４ ／４２２ ／／ 八Ｍ２３ つｌ７１１１１１−１ 第 タ 巨コ （”？ Ｈ７１′ｚ 手続補正書（方式） 昭和５７年 ４月 １９日 特許庁長官 島田春樹殿 事件の表示 昭和５６年特許願第 １８８５４９ 号発明ノ名称
原子炉の水位計 補正をする者 事件との関係 特許出願人 ｆ王 所 東京都千代田区丸の内−丁目５番１号名
称・５１Ｏ）株式会社 日 立 製 イ乍 所代表
者 三 １）勝 茂 代 理 人 居 所 東京都千代田区丸の内−丁目５番１号補ＪＸ
Ｅ′）７寸象願書、明細書９図面、委任状補正の内容 （１）願書、明細書および図面の浄書（内容に変更なし
）。 （２）別紙の委任状を提出する。
Claims (1)
- １、格納容器内に設置された原子炉容器に接続された第
１および第２の圧力導管と、前記第１圧力導管に取付け
らｉ″した某漁面器と、前記基進面器に接続された第３
の圧力導管と、前記第２および第３圧力導管に取付けら
れて前記格納容器の外部に配置さｉ′した差圧計とから
なる原子炉の水位計において、前記第３８Ｅカ導管の垂
直部の６０％以上が前記格納容器外に設置されているこ
とを特徴とする原子炉の水位計。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56188549A JPS5890197A (ja) | 1981-11-25 | 1981-11-25 | 原子炉の水位計 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56188549A JPS5890197A (ja) | 1981-11-25 | 1981-11-25 | 原子炉の水位計 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5890197A true JPS5890197A (ja) | 1983-05-28 |
Family
ID=16225638
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56188549A Pending JPS5890197A (ja) | 1981-11-25 | 1981-11-25 | 原子炉の水位計 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5890197A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016003955A (ja) * | 2014-06-17 | 2016-01-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位計測装置 |
-
1981
- 1981-11-25 JP JP56188549A patent/JPS5890197A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016003955A (ja) * | 2014-06-17 | 2016-01-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉水位計測装置 |
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