JPS6123518B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6123518B2 JPS6123518B2 JP55144324A JP14432480A JPS6123518B2 JP S6123518 B2 JPS6123518 B2 JP S6123518B2 JP 55144324 A JP55144324 A JP 55144324A JP 14432480 A JP14432480 A JP 14432480A JP S6123518 B2 JPS6123518 B2 JP S6123518B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- cooling water
- pressure
- vessel
- pressure vessel
- Prior art date
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Links
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Classifications
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉に係り、特に、冷却材喪失事
故時に冷却水を重力で原子炉容器内に注入するの
に好適な原子炉に関するものである。
故時に冷却水を重力で原子炉容器内に注入するの
に好適な原子炉に関するものである。
冷却材喪失事故時に重力を利用して冷却水を原
子炉容器内に注入する原子炉としては、すでに特
公昭38−6549号公報に記載された原子炉が提案さ
れている。
子炉容器内に注入する原子炉としては、すでに特
公昭38−6549号公報に記載された原子炉が提案さ
れている。
この原子炉は、圧力抑制室内の冷却水液面が原
子炉圧力容器よりも上方に位置するようになつて
いる。原子炉圧力容器内の冷却水面、低下によつ
て冷却材喪失事故が検出されると、圧力抑制室の
底部と原子炉圧力容器とを連絡している管路に設
けられる弁が開放され、圧力抑制室内の冷却水が
重力によつて原子炉圧力容器内に注入される。原
子炉圧力容器の炉心部は、この冷却水の注入によ
つて冷却される。しかし、原子炉圧力容器内の圧
力が高い場合、圧力抑制室内の冷却水が重力のみ
によつて原子炉圧力容器内に注入されない危険性
がある。
子炉圧力容器よりも上方に位置するようになつて
いる。原子炉圧力容器内の冷却水面、低下によつ
て冷却材喪失事故が検出されると、圧力抑制室の
底部と原子炉圧力容器とを連絡している管路に設
けられる弁が開放され、圧力抑制室内の冷却水が
重力によつて原子炉圧力容器内に注入される。原
子炉圧力容器の炉心部は、この冷却水の注入によ
つて冷却される。しかし、原子炉圧力容器内の圧
力が高い場合、圧力抑制室内の冷却水が重力のみ
によつて原子炉圧力容器内に注入されない危険性
がある。
本発明の目的は、簡単な構造で冷却材喪失事故
時に原子炉容器内に確実に冷却材を注入できる原
子炉を提供することにある。
時に原子炉容器内に確実に冷却材を注入できる原
子炉を提供することにある。
本発明の特徴は、密封容器をその内部に形成さ
れる冷却材液面が原子炉容器内に形成される冷却
材液面より上方になるように配置し、密封容器内
の冷却材液面より上方の空間と原子炉容器内の冷
却材液面より上方の空間を、少なくとも冷却材喪
失事故時に連通させる第１管路を設け、密封容器
内の冷却材を原子炉容器内に導く第２管路を設
け、冷却材喪失事故時に第２管路を連通させる開
閉手段を第２管路に設けることにある。
れる冷却材液面が原子炉容器内に形成される冷却
材液面より上方になるように配置し、密封容器内
の冷却材液面より上方の空間と原子炉容器内の冷
却材液面より上方の空間を、少なくとも冷却材喪
失事故時に連通させる第１管路を設け、密封容器
内の冷却材を原子炉容器内に導く第２管路を設
け、冷却材喪失事故時に第２管路を連通させる開
閉手段を第２管路に設けることにある。
沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実
施例を第１図に基づいて説明する。内部に炉心部
２を有する原子炉圧力容器１内に冷却水１７が充
填される。空間１９が、原子炉圧力容器１内で冷
却水液面１８より上方に形成される。密封容器で
ある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器１を取
囲んでいる。冷却水２０が充填される圧力抑制室
４は、原子炉圧力容器１の上端部の位置に配置さ
れる。当然のことながら、圧力抑制室４内の冷却
水液面２１は、原子炉圧力容器１内の冷却水液面
１８よりも高いところに位置している。格収納容
器３内の空間２６に連絡されるベント管５は、圧
力抑制室４内に挿入され、冷却水液面２１より上
方の空間２２を通つて冷却水２０中に浸漬されて
いる。冷却水２０中に存在するベント管５の部分
に開口が設けられている。配管６が、原子炉圧力
容器１と圧力抑制室４の底部に接続される。隔離
弁７Ａおよび７Ｂが、格収納容器３の内外で配管
６に取付けられる。原子炉圧力容器１内の空間１
９とタービン（図示せず）を連絡する主蒸気管３
６に接続される排気管８は、リリーフ弁９を介し
てベント管５内を通り、圧力抑制室４内の冷却水
２０中に達する。隔離弁１４Ａおよび１４Ｂが、
主蒸気管３６に取付けられる。密封容器である冷
却水タンク１０が、格納容器３外に配置される。
冷却水タンク１０内に冷却水２３が充填される。
配管１３が、格納容器３を貫通して冷却水タンク
１０内で冷却水液面２４より上方に存在する空間
と原子炉圧力容器１内の空間１９を連絡してい
る。隔離弁２８Ａおよび２８Ｂが、配管１３に設
けられる。冷却水タンク１０の底部に接続される
配管１１は、原子炉圧力容器１に取付けられる。
隔離弁１２Ａおよび１２Ｂが、配管１１に設置さ
れる。冷却水タンク１０は、格納容器３内に配置
してもよい。この場合は、配管１１に設置される
隔離弁は１個でよい。給水管１５が原子炉圧力容
器１に接続される。隔離弁１６Ａおよび１６Ｂ
が、給水管１５に設けられる。図示されていない
が給水管１５は給水加熱器、脱塩器および脱塩フ
イルタを介して復水器に接続される。復水器は、
タービンの出口側に連絡される。
施例を第１図に基づいて説明する。内部に炉心部
２を有する原子炉圧力容器１内に冷却水１７が充
填される。空間１９が、原子炉圧力容器１内で冷
却水液面１８より上方に形成される。密封容器で
ある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器１を取
囲んでいる。冷却水２０が充填される圧力抑制室
４は、原子炉圧力容器１の上端部の位置に配置さ
れる。当然のことながら、圧力抑制室４内の冷却
水液面２１は、原子炉圧力容器１内の冷却水液面
１８よりも高いところに位置している。格収納容
器３内の空間２６に連絡されるベント管５は、圧
力抑制室４内に挿入され、冷却水液面２１より上
方の空間２２を通つて冷却水２０中に浸漬されて
いる。冷却水２０中に存在するベント管５の部分
に開口が設けられている。配管６が、原子炉圧力
容器１と圧力抑制室４の底部に接続される。隔離
弁７Ａおよび７Ｂが、格収納容器３の内外で配管
６に取付けられる。原子炉圧力容器１内の空間１
９とタービン（図示せず）を連絡する主蒸気管３
６に接続される排気管８は、リリーフ弁９を介し
てベント管５内を通り、圧力抑制室４内の冷却水
２０中に達する。隔離弁１４Ａおよび１４Ｂが、
主蒸気管３６に取付けられる。密封容器である冷
却水タンク１０が、格納容器３外に配置される。
冷却水タンク１０内に冷却水２３が充填される。
配管１３が、格納容器３を貫通して冷却水タンク
１０内で冷却水液面２４より上方に存在する空間
と原子炉圧力容器１内の空間１９を連絡してい
る。隔離弁２８Ａおよび２８Ｂが、配管１３に設
けられる。冷却水タンク１０の底部に接続される
配管１１は、原子炉圧力容器１に取付けられる。
隔離弁１２Ａおよび１２Ｂが、配管１１に設置さ
れる。冷却水タンク１０は、格納容器３内に配置
してもよい。この場合は、配管１１に設置される
隔離弁は１個でよい。給水管１５が原子炉圧力容
器１に接続される。隔離弁１６Ａおよび１６Ｂ
が、給水管１５に設けられる。図示されていない
が給水管１５は給水加熱器、脱塩器および脱塩フ
イルタを介して復水器に接続される。復水器は、
タービンの出口側に連絡される。
原子炉の通常運転時には、隔離弁７Ａ，７Ｂ，
１２Ａ，１２Ｂ，２８Ａおよび２８Ｂが閉じ、隔
離弁１４Ａ，１４Ｂ，１６Ａ，および１６Ｂが開
いている。原子炉圧力容器１内の炉心部２は、下
部プレナム３０より上昇する冷却水によつて冷却
される。炉心部２を通つて加熱された冷却水の一
部は蒸気となり、図示されていないが気水分離器
および乾燥器を通つて、原子炉圧力容器１から主
蒸気管１３へと流出し、タービンに送られる。こ
の蒸気は復水器で凝縮され、給水管１５を経て原
子炉圧力容器１内に戻される。炉心部２内を通つ
た冷却水の残りは、炉心部２を取囲むシユラウド
３１と原子炉圧力容器１との間の環状通路３２を
通つて下部プレナム３０に戻される。このような
原子炉圧力容器１内における冷却水の循環は、自
然循環である。原子炉圧力容器１または原子炉容
器に接続された配管の格納容器３内に存在する部
分が破損すると、その破損箇所から格納容器３内
の空間２６に、原子炉圧力容器１内の高温高圧の
冷却水が蒸気となつて噴出する。このため、格納
容器３内の圧力P1が上昇する。圧力P1は、圧力計
２７によつて測定されている。圧力P1が設定値以
上になつた時、隔離弁１４Ａ，１４Ｂ，１６Ａお
よび１６Ｂが閉じられ、隔離弁２８Ａおよび２８
Ｂが開く。空間１９のガスおよび蒸気が配管１３
を通つて冷却水タンク１０の空間２５内に流入す
る。これによつて空間２５の圧力P2は原子炉圧力
容器１内の圧力P3に等しくなる。圧力P3および隔
離弁１２Ａの上流側の圧力P4は、圧力計２９およ
び３３によつてそれぞれ測定される。圧力計２
７，２９および３３の測定値は、コントローラ
（図示せず）に伝達される。コントローラは、（P3
−P4）≦０であつてしかも圧力P1が設定値以上に
ある時、隔離弁１２Ａおよび１２Ｂを開く。（P3
−P4）≦０であるので原子炉圧力容器１内の冷却
水１７が、冷却水タンク１０内に逆流することは
ない。冷却水タンク１０内の冷却水２３は、重力
の作用（詳細には、冷却水液面２４と冷却水液面
１８との水頭差）によつて配管１１を通つて原子
炉圧力容器内に注入される。この注入水によつて
炉心部２が冷却される。空間１９と空間２５の圧
力が均圧化されるので、冷却材喪失事故が発生し
た初期において原子炉圧力容器１内の圧力が著し
く高い時でも原子炉圧力容器１内に容易に冷却水
を注入することができる。配管１１および１３が
設けられた冷却水タンクは、高圧炉心冷却系とし
ての機能を有する。冷却材喪失事故の発生は冷却
水液面１８を検出し、それが所定値以下に低下す
ることによつても知ることができる。したがつ
て、圧力P1ではなく冷却水液面１８の値を用いて
前述した隔離弁の開閉を行なつてもよい。
１２Ａ，１２Ｂ，２８Ａおよび２８Ｂが閉じ、隔
離弁１４Ａ，１４Ｂ，１６Ａ，および１６Ｂが開
いている。原子炉圧力容器１内の炉心部２は、下
部プレナム３０より上昇する冷却水によつて冷却
される。炉心部２を通つて加熱された冷却水の一
部は蒸気となり、図示されていないが気水分離器
および乾燥器を通つて、原子炉圧力容器１から主
蒸気管１３へと流出し、タービンに送られる。こ
の蒸気は復水器で凝縮され、給水管１５を経て原
子炉圧力容器１内に戻される。炉心部２内を通つ
た冷却水の残りは、炉心部２を取囲むシユラウド
３１と原子炉圧力容器１との間の環状通路３２を
通つて下部プレナム３０に戻される。このような
原子炉圧力容器１内における冷却水の循環は、自
然循環である。原子炉圧力容器１または原子炉容
器に接続された配管の格納容器３内に存在する部
分が破損すると、その破損箇所から格納容器３内
の空間２６に、原子炉圧力容器１内の高温高圧の
冷却水が蒸気となつて噴出する。このため、格納
容器３内の圧力P1が上昇する。圧力P1は、圧力計
２７によつて測定されている。圧力P1が設定値以
上になつた時、隔離弁１４Ａ，１４Ｂ，１６Ａお
よび１６Ｂが閉じられ、隔離弁２８Ａおよび２８
Ｂが開く。空間１９のガスおよび蒸気が配管１３
を通つて冷却水タンク１０の空間２５内に流入す
る。これによつて空間２５の圧力P2は原子炉圧力
容器１内の圧力P3に等しくなる。圧力P3および隔
離弁１２Ａの上流側の圧力P4は、圧力計２９およ
び３３によつてそれぞれ測定される。圧力計２
７，２９および３３の測定値は、コントローラ
（図示せず）に伝達される。コントローラは、（P3
−P4）≦０であつてしかも圧力P1が設定値以上に
ある時、隔離弁１２Ａおよび１２Ｂを開く。（P3
−P4）≦０であるので原子炉圧力容器１内の冷却
水１７が、冷却水タンク１０内に逆流することは
ない。冷却水タンク１０内の冷却水２３は、重力
の作用（詳細には、冷却水液面２４と冷却水液面
１８との水頭差）によつて配管１１を通つて原子
炉圧力容器内に注入される。この注入水によつて
炉心部２が冷却される。空間１９と空間２５の圧
力が均圧化されるので、冷却材喪失事故が発生し
た初期において原子炉圧力容器１内の圧力が著し
く高い時でも原子炉圧力容器１内に容易に冷却水
を注入することができる。配管１１および１３が
設けられた冷却水タンクは、高圧炉心冷却系とし
ての機能を有する。冷却材喪失事故の発生は冷却
水液面１８を検出し、それが所定値以下に低下す
ることによつても知ることができる。したがつ
て、圧力P1ではなく冷却水液面１８の値を用いて
前述した隔離弁の開閉を行なつてもよい。
空間２６に流出した蒸気は、ベント管５を通つ
て圧力抑制室４内の冷却水２０中に放出され、仰
縮される。このため、空間２６内の圧力が異常に
上昇することによる格納容器３の破損を防止する
ことができる。圧力抑制室４内における蒸気凝縮
によつて、圧力抑制室４内の冷却水液面２１が上
昇する。
て圧力抑制室４内の冷却水２０中に放出され、仰
縮される。このため、空間２６内の圧力が異常に
上昇することによる格納容器３の破損を防止する
ことができる。圧力抑制室４内における蒸気凝縮
によつて、圧力抑制室４内の冷却水液面２１が上
昇する。
冷却水タンク１０内の冷却水が注入されて原子
炉圧力容器１内の圧力P3が、隔離弁７Ａおよび７
Ｂを開けても原子炉圧力容器１内の冷却水１７が
配管６内に逆流しない程度に低下した時、隔離弁
７Ａおよび７Ｂを開ける。圧力抑制室４内の冷却
水２０は、配管６を通つて原子炉圧力容器１内に
注入される。圧力抑制室４、配管６および隔離弁
７Ａおよび７Ｂは低圧炉心冷却系を構成してい
る、このような低圧炉心冷却系が存在するため、
高圧炉心冷却系の冷却水タンク１０容積を小さく
することができる。
炉圧力容器１内の圧力P3が、隔離弁７Ａおよび７
Ｂを開けても原子炉圧力容器１内の冷却水１７が
配管６内に逆流しない程度に低下した時、隔離弁
７Ａおよび７Ｂを開ける。圧力抑制室４内の冷却
水２０は、配管６を通つて原子炉圧力容器１内に
注入される。圧力抑制室４、配管６および隔離弁
７Ａおよび７Ｂは低圧炉心冷却系を構成してい
る、このような低圧炉心冷却系が存在するため、
高圧炉心冷却系の冷却水タンク１０容積を小さく
することができる。
大基模な破損に基づく冷却材喪失事故が発生し
た場合は、前述したように高圧炉心冷却系および
低圧炉心冷却系を作動させればよい。しかし、中
および小規模な破損に基づく冷却材喪失事故が発
生した場合、高圧炉心冷却系が作動しても原子炉
圧力容器１内の圧力は大規模な冷却材喪失事故の
ように急激に低下せず、長時間にわたつて原子炉
圧力容器１内の圧力が高圧状態に保持される可能
性がある。中小規模の破損が生じたことは、原子
炉圧力容器１内の冷却水液面１８を測定し、冷却
水液面１８が通常水位からその下部の所定水位ま
で低下するのに所定時間を経過したことによつて
知ることができる。上記のような中小規模の破損
の信号によつて第１図に示すリリーフ弁９が自動
的に全開される。原子炉圧力容器１内の蒸気が、
主蒸気管１３および排気管８を通つて圧力抑制室
４内の冷却水２０中に放出され、凝縮される。蒸
気の放出によつて原子炉圧力容器１内の圧力が低
下する。隔離弁７Ａおよび７Ｂを開けても原子炉
圧力容器１内の冷却水が配管６内に流入しなくな
る程度に原子炉圧力容器１内の圧力が低下した
時、隔離弁７Ａおよび７Ｂが開き、圧力抑制室４
内の冷却水が原子炉圧力容器１内に注入される。
中小規模の破損が生じた場合でも、隔離弁１２
Ａ，１２Ｂ，２８Ａおよび２８Ｂを開けることに
よつて圧力の高い原子炉圧力容器１内に容易に冷
却水タンク１０内の冷却水を注入することができ
る。
た場合は、前述したように高圧炉心冷却系および
低圧炉心冷却系を作動させればよい。しかし、中
および小規模な破損に基づく冷却材喪失事故が発
生した場合、高圧炉心冷却系が作動しても原子炉
圧力容器１内の圧力は大規模な冷却材喪失事故の
ように急激に低下せず、長時間にわたつて原子炉
圧力容器１内の圧力が高圧状態に保持される可能
性がある。中小規模の破損が生じたことは、原子
炉圧力容器１内の冷却水液面１８を測定し、冷却
水液面１８が通常水位からその下部の所定水位ま
で低下するのに所定時間を経過したことによつて
知ることができる。上記のような中小規模の破損
の信号によつて第１図に示すリリーフ弁９が自動
的に全開される。原子炉圧力容器１内の蒸気が、
主蒸気管１３および排気管８を通つて圧力抑制室
４内の冷却水２０中に放出され、凝縮される。蒸
気の放出によつて原子炉圧力容器１内の圧力が低
下する。隔離弁７Ａおよび７Ｂを開けても原子炉
圧力容器１内の冷却水が配管６内に流入しなくな
る程度に原子炉圧力容器１内の圧力が低下した
時、隔離弁７Ａおよび７Ｂが開き、圧力抑制室４
内の冷却水が原子炉圧力容器１内に注入される。
中小規模の破損が生じた場合でも、隔離弁１２
Ａ，１２Ｂ，２８Ａおよび２８Ｂを開けることに
よつて圧力の高い原子炉圧力容器１内に容易に冷
却水タンク１０内の冷却水を注入することができ
る。
本発明の他の実施例を第２図に示す。前述した
実施例と同一の構成は、同一符号で示す。本実施
例は前述した実施例の冷却水タンク１０の機能を
圧力抑制室４に付加したものである。配管３４が
原子炉圧力容器１の空間１９と圧力抑制室４の空
間２２とを連絡している。配管３４は、ベント管
５内を通つている。バルブ３５が配管３４に取付
けられる。第１図の実施例と同様な方法で冷却材
喪失事故時が検出される。冷却材喪失事故が発生
すると、バルブ３５が開き、空間１９と空間２２
の圧力が等しくなる。隔離弁７Ａおよび７Ｂが開
き、圧力抑制室４内の冷却水２０が、原子炉圧力
容器１内に注入され、原子炉圧力容器１内の炉心
部２が冷却される。原子炉圧力容器１内の圧力が
低下しても圧力抑制室４内の冷却水が原子炉圧力
容器１内に注入され続ける。圧力抑制室４、配管
６、隔離弁７Ａおよび７Ｂは、高圧炉心冷却系お
よび低圧炉心冷却系の両方の機能を有している。
実施例と同一の構成は、同一符号で示す。本実施
例は前述した実施例の冷却水タンク１０の機能を
圧力抑制室４に付加したものである。配管３４が
原子炉圧力容器１の空間１９と圧力抑制室４の空
間２２とを連絡している。配管３４は、ベント管
５内を通つている。バルブ３５が配管３４に取付
けられる。第１図の実施例と同様な方法で冷却材
喪失事故時が検出される。冷却材喪失事故が発生
すると、バルブ３５が開き、空間１９と空間２２
の圧力が等しくなる。隔離弁７Ａおよび７Ｂが開
き、圧力抑制室４内の冷却水２０が、原子炉圧力
容器１内に注入され、原子炉圧力容器１内の炉心
部２が冷却される。原子炉圧力容器１内の圧力が
低下しても圧力抑制室４内の冷却水が原子炉圧力
容器１内に注入され続ける。圧力抑制室４、配管
６、隔離弁７Ａおよび７Ｂは、高圧炉心冷却系お
よび低圧炉心冷却系の両方の機能を有している。
本発明によれば、簡単な装置を用い、高圧状態
の原子炉容器内に確実に冷却材を注入することが
できる。
の原子炉容器内に確実に冷却材を注入することが
できる。
第１図は本発明の好適な一実施例である原子炉
の系統図、第２図は本発明の他の実施例の系統図
である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心部、３……
格納容器、４……圧力抑制室、５……ベント管、
６，１１，１３，３４……配管、１０……冷却水
タンク、７Ａ，７Ｂ，１２Ａ，１２Ｂ，２８Ａ，
２８Ｂ……隔離弁、１８，２１，２４……冷却水
液面、１９，２２，２５……空間、３５……バル
ブ。
の系統図、第２図は本発明の他の実施例の系統図
である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心部、３……
格納容器、４……圧力抑制室、５……ベント管、
６，１１，１３，３４……配管、１０……冷却水
タンク、７Ａ，７Ｂ，１２Ａ，１２Ｂ，２８Ａ，
２８Ｂ……隔離弁、１８，２１，２４……冷却水
液面、１９，２２，２５……空間、３５……バル
ブ。
Claims (1)
- １ 第１密封容器内に配置されて内部に炉心部お
よび冷却材を有する原子炉容器と、内部に冷却材
が充填されてこの冷却材の液面が前面が前記原子
炉容器内の冷却材の液面より高くなつている第２
密封容器と、前記第２密封容器内の冷却材上方の
空間と前記原子炉容器内の冷却材上方の空間を少
なくとも冷却材喪失事故時に連絡する第１管路
と、前記第２密封容器内の冷却材を前記原子炉容
器内に導く第２管路と、前記第２管路に設けられ
て冷却材喪失事故時に前記第２管路を連通させる
開閉手段とを有する原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55144324A JPS5769289A (en) | 1980-10-17 | 1980-10-17 | Nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55144324A JPS5769289A (en) | 1980-10-17 | 1980-10-17 | Nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5769289A JPS5769289A (en) | 1982-04-27 |
| JPS6123518B2 true JPS6123518B2 (ja) | 1986-06-06 |
Family
ID=15359446
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55144324A Granted JPS5769289A (en) | 1980-10-17 | 1980-10-17 | Nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
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| JP (1) | JPS5769289A (ja) |
Families Citing this family (8)
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1980
- 1980-10-17 JP JP55144324A patent/JPS5769289A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5769289A (en) | 1982-04-27 |
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