JPS61270693A - 原子炉圧力容器 - Google Patents
原子炉圧力容器Info
- Publication number
- JPS61270693A JPS61270693A JP60112780A JP11278085A JPS61270693A JP S61270693 A JPS61270693 A JP S61270693A JP 60112780 A JP60112780 A JP 60112780A JP 11278085 A JP11278085 A JP 11278085A JP S61270693 A JPS61270693 A JP S61270693A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- control rod
- reactor pressure
- rod housing
- stub tube
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
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-
- 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
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉圧力容器に係り、特に沸胱水型原子炉(
BWR)の圧力容器の下鏡の改良に関する。
BWR)の圧力容器の下鏡の改良に関する。
原子力発電は、従来の化石燃料による発電に取って替わ
るべく、着実にその数を増やしてはいるが、建設コスl
が火力発電所に比べてはるかに大きいため、将来にわた
って原子力発電を存続さ・υていくために43、発電所
の建設コストを大幅に低減し、且つ、建設MJI間を短
縮することが必要となっている。
るべく、着実にその数を増やしてはいるが、建設コスl
が火力発電所に比べてはるかに大きいため、将来にわた
って原子力発電を存続さ・υていくために43、発電所
の建設コストを大幅に低減し、且つ、建設MJI間を短
縮することが必要となっている。
このような状況に鑑み、原子力発電所の主要機器の1つ
である原子炉圧力容器についても、抜本的な合理化、及
びT期短縮のニーズが、非常に大きなものになっている
。
である原子炉圧力容器についても、抜本的な合理化、及
びT期短縮のニーズが、非常に大きなものになっている
。
一方、原子力発電の絶対的な安全性に対する要求は、依
然強いものがあり、この点から原子炉圧力容器が最も重
要な機器の1つであり、高い信頼性を要求されている。
然強いものがあり、この点から原子炉圧力容器が最も重
要な機器の1つであり、高い信頼性を要求されている。
したがって合理化に伴う信頼性の低下は許されず、むし
ろ、iJt来の実績を踏まえて更に信頼性を向上さ・口
ることが必要である。
ろ、iJt来の実績を踏まえて更に信頼性を向上さ・口
ることが必要である。
従来の原子炉圧力容器は、第6図に示ず、1ンうに、上
鏡1、胴体2及び下鏡11から構成されている。
鏡1、胴体2及び下鏡11から構成されている。
このうち、′T:鏡は、第7図に示ずように下鏡lζ−
ム12、下鏡ペタル4、シュラリ1−ザボート5及びス
タッブチューブ13から構成されており、制御棒ハウジ
ング7が、このスタッブチューブ13およびF鏡ドーl
t I 2を貫imシている。そして下鏡1−−ムI2
は、第7図及び第9図のように、スタッブチューブ13
が取り付けられる部分が半球型の3次元構造になってい
る。
ム12、下鏡ペタル4、シュラリ1−ザボート5及びス
タッブチューブ13から構成されており、制御棒ハウジ
ング7が、このスタッブチューブ13およびF鏡ドーl
t I 2を貫imシている。そして下鏡1−−ムI2
は、第7図及び第9図のように、スタッブチューブ13
が取り付けられる部分が半球型の3次元構造になってい
る。
第8図に、従来のスタッブチューブ取り付は部の詳細の
一例を示ず。スタッブチューブ13は、インコネル合金
製の短管であり、110(1MWe級B W R原子炉
圧力容器の場合、185本存在する。
一例を示ず。スタッブチューブ13は、インコネル合金
製の短管であり、110(1MWe級B W R原子炉
圧力容器の場合、185本存在する。
スタッブチューブ13ば、溶接に上り下鏡1−1.12
に取りイ・1けられ、更にこれを1;”−t 1ili
して制御棒ハウジング7が取り付けられ、スタッブチ
ューブ13のト端で制御棒ハウジング7とずゐ肉溶接さ
れる。このスタッブチューブ13の取りイ・1目は、制
御棒ハウジング7が垂直に燃料集合体の間隙に挿入され
る必要があるごとから、1肢しい倒り、 (スタッブチ
ューブ中心軸の傾き)公差が要求され、スタッブチュー
ブ13とド鏡1−J、12と溶接には、細心の注意が払
われている。また下鏡l−ム12の圧力容器内面側はイ
ンコネル肉盛層14が形成され、スタッブチューブ13
は下鏡l・−ムに使用されている低合金鋼とほぼ同し強
度を有し、優れた耐食性を有する必要があるためインコ
ネル合金が使用されている。
に取りイ・1けられ、更にこれを1;”−t 1ili
して制御棒ハウジング7が取り付けられ、スタッブチ
ューブ13のト端で制御棒ハウジング7とずゐ肉溶接さ
れる。このスタッブチューブ13の取りイ・1目は、制
御棒ハウジング7が垂直に燃料集合体の間隙に挿入され
る必要があるごとから、1肢しい倒り、 (スタッブチ
ューブ中心軸の傾き)公差が要求され、スタッブチュー
ブ13とド鏡1−J、12と溶接には、細心の注意が払
われている。また下鏡l−ム12の圧力容器内面側はイ
ンコネル肉盛層14が形成され、スタッブチューブ13
は下鏡l・−ムに使用されている低合金鋼とほぼ同し強
度を有し、優れた耐食性を有する必要があるためインコ
ネル合金が使用されている。
このような従来技術11、製造工程の点で下記の問題を
有している。
有している。
(1)スタッブチューブ13と下鏡ドーム12の溶接部
は3次元構造であり、軸対称でないため、円周各位面の
溶着金属の量が異なり、通常の溶接手順では溶着金属の
凝固の際の収縮によって生じる倒れが円周各位面で不均
一となる。この結果、溶接完了時点で大きな倒れを生し
ることになる。
は3次元構造であり、軸対称でないため、円周各位面の
溶着金属の量が異なり、通常の溶接手順では溶着金属の
凝固の際の収縮によって生じる倒れが円周各位面で不均
一となる。この結果、溶接完了時点で大きな倒れを生し
ることになる。
このため、従来技術では、手溶接により溶着金属の鼠を
加減しながら溶接を行っており多大の時間と7■二数を
要している。
加減しながら溶接を行っており多大の時間と7■二数を
要している。
又、上記の倒れを管理するために、しばしば溶接を中断
して倒れの測定を行っており、溶接と倒れ測定との交互
の作業となり、非常に能率の悪い溶接作業となっている
。
して倒れの測定を行っており、溶接と倒れ測定との交互
の作業となり、非常に能率の悪い溶接作業となっている
。
(2)スタッブチューブ13と下鏡ドーム12の溶接部
tit、第7図及び第9図から明らかなように下鏡ドー
ム12が半球形であるため、(al、]85本のスタッ
ブチューブI3の開先形状が各々異なる、(b)1本の
スタッブチューブ13についでも、開先形状が3次元的
であり、円周各位面で異なる、という理由から、自動溶
接の適用が困難であり、当外溶接部は手溶接により取り
付けられている。このため、スタ・ノブチコ、−ブ13
と下鏡l゛−ム12の溶接に多大の工数と時間を要して
いる。
tit、第7図及び第9図から明らかなように下鏡ドー
ム12が半球形であるため、(al、]85本のスタッ
ブチューブI3の開先形状が各々異なる、(b)1本の
スタッブチューブ13についでも、開先形状が3次元的
であり、円周各位面で異なる、という理由から、自動溶
接の適用が困難であり、当外溶接部は手溶接により取り
付けられている。このため、スタ・ノブチコ、−ブ13
と下鏡l゛−ム12の溶接に多大の工数と時間を要して
いる。
(3)下鏡ドーム12には、1 ] 00MWeBWR
の場合、185本のスタッブチューブ13か取り付けら
れるため、開先形状が各溶接部で異なるばかりでなく、
スタッブチューブ13同志の間隔は約250 asと非
常に狭く、溶接時の作業性が悪いため、溶接に多大の工
数と時間を要し2ている。
の場合、185本のスタッブチューブ13か取り付けら
れるため、開先形状が各溶接部で異なるばかりでなく、
スタッブチューブ13同志の間隔は約250 asと非
常に狭く、溶接時の作業性が悪いため、溶接に多大の工
数と時間を要し2ている。
本発明の目的は、−に記した従来技術の欠点をなくし、
短NJI間に簡便に製造でき、高い信頼性を有する原子
か圧力容器を提供することにある。
短NJI間に簡便に製造でき、高い信頼性を有する原子
か圧力容器を提供することにある。
本発明は、上鏡と胴体と制御卸棒ハウジング貫通孔が形
成された下鏡とを備えた原子炉圧力容器において、前記
下kA It圧力容器内面側が前記制御棒ハウジングL
’fitl孔の孔軸に対して直交するように平面状に形
成された鏡板を倫えることによって、1記「1的を達成
したものである。
成された下鏡とを備えた原子炉圧力容器において、前記
下kA It圧力容器内面側が前記制御棒ハウジングL
’fitl孔の孔軸に対して直交するように平面状に形
成された鏡板を倫えることによって、1記「1的を達成
したものである。
以下、図面に基づいて本発明の詳細な説明する。
第1図は本発明の一実施例を示す原子炉圧力容器の全体
構造を示す。この原子炉圧力容器は上鏡1と胴体2と下
鏡3とから構成され、円筒形の支持スカートによって支
持されている6 土鏡3ε4、第2図にボず、1、うに鏡板3Aがド鏡ペ
ダル4を介して胴体2に取り付けられている。
構造を示す。この原子炉圧力容器は上鏡1と胴体2と下
鏡3とから構成され、円筒形の支持スカートによって支
持されている6 土鏡3ε4、第2図にボず、1、うに鏡板3Aがド鏡ペ
ダル4を介して胴体2に取り付けられている。
鎖板3Aは低合金鋼の一体鍛造品又は鋼板で形成さね、
制御棒ハウジング7がNi[tlするためのFi(1)
i孔7Aが設けられるとともにその圧力容器内面側(1
): i;i記貫i[¥1fL7Aに直交するように平
面状に形成されている。
制御棒ハウジング7がNi[tlするためのFi(1)
i孔7Aが設けられるとともにその圧力容器内面側(1
): i;i記貫i[¥1fL7Aに直交するように平
面状に形成されている。
この平面状に形成された鏡板3A面にはスタッブチュー
ブ6が設けられ、また下鏡3には炉内構造物を支持する
だめのシュラウトザボ−15が鏡板3A及びド鏡ペタル
4に7容接により固定されている。
ブ6が設けられ、また下鏡3には炉内構造物を支持する
だめのシュラウトザボ−15が鏡板3A及びド鏡ペタル
4に7容接により固定されている。
スタ・ツブチューブ6ば、第3図に示すように溶接によ
ることなく鏡板3Aと一体で形成されており、この−一
体に形成されたスタッブチューブ6と鏡板3Aにはステ
ンレス又はイン二1ネルの内張り8が施されている。ま
た特に図示しでいないが、胴体2及び下鏡ペタル4の内
面にもステンレスまたはインコネルの内張りが施されて
いる。そして内張り8が施されたスタップチ上−ブ6の
L二端面と制御棒ハウジング7とはずめ肉溶接により固
定されている。
ることなく鏡板3Aと一体で形成されており、この−一
体に形成されたスタッブチューブ6と鏡板3Aにはステ
ンレス又はイン二1ネルの内張り8が施されている。ま
た特に図示しでいないが、胴体2及び下鏡ペタル4の内
面にもステンレスまたはインコネルの内張りが施されて
いる。そして内張り8が施されたスタップチ上−ブ6の
L二端面と制御棒ハウジング7とはずめ肉溶接により固
定されている。
第1図〜第3図に示す実施例において、鏡板3Aの圧力
容器内面側は、制御棒ハウジング7が貫通ずるため貫通
孔7Aの孔軸と直交するように平面状乙、二形成されて
いるので、スタッブチューブ6を鏡板3Aに固定する作
業は2次元の作業となり、作業が容易であり、自動溶接
機等の機械の適用も可能となる。
容器内面側は、制御棒ハウジング7が貫通ずるため貫通
孔7Aの孔軸と直交するように平面状乙、二形成されて
いるので、スタッブチューブ6を鏡板3Aに固定する作
業は2次元の作業となり、作業が容易であり、自動溶接
機等の機械の適用も可能となる。
また鏡板3Aはスタッブチューブ6を形成する面側は平
面状であるので、従来の半球型下鏡F−1,12からス
タッブチーブ6を一体に形成する3次元の作業に比べて
極めて容易な作業となり、し2かもスタッブチューブ6
とは一体に形成されており、鏡板3Aと多数本のスタッ
ブチューブ(iとを溶接により固定する作業およびその
検査作業を省略することができる。
面状であるので、従来の半球型下鏡F−1,12からス
タッブチーブ6を一体に形成する3次元の作業に比べて
極めて容易な作業となり、し2かもスタッブチューブ6
とは一体に形成されており、鏡板3Aと多数本のスタッ
ブチューブ(iとを溶接により固定する作業およびその
検査作業を省略することができる。
因に従来は、スタッブチューブ13と下鏡ドーム12の
溶接部は法規により放射線i3過試験が要求され、溶接
層を3分の1層毎に液体浸透探傷試験を行う分割液体浸
透試験を行っており、当該溶接部の検査に多大の工数と
時間を要求するものであった。
溶接部は法規により放射線i3過試験が要求され、溶接
層を3分の1層毎に液体浸透探傷試験を行う分割液体浸
透試験を行っており、当該溶接部の検査に多大の工数と
時間を要求するものであった。
史に本実施例によれば鏡板3Aと一体に形成されたスタ
ッブチーブ、−プロにはステンレス又はインコネルの内
張りが施されているため、従来のようにスタッブチーブ
自体に高価なインコネル合金を用いる必要がない。
ッブチーブ、−プロにはステンレス又はインコネルの内
張りが施されているため、従来のようにスタッブチーブ
自体に高価なインコネル合金を用いる必要がない。
第4図は本発明の他の実施例を示す原子炉圧力容器の要
部断面図である。
部断面図である。
第4図において、鏡板3 B 11圧力容器内面側が、
制御棒ハうジングアが貫通ずるための貫通孔7Aと直交
するように平面状に形成されるとともに圧力容器り1面
側も平面状に形成され、したがって第1図の実施例にお
ける下鏡3Aよりもり、厚が薄くなっている。
制御棒ハうジングアが貫通ずるための貫通孔7Aと直交
するように平面状に形成されるとともに圧力容器り1面
側も平面状に形成され、したがって第1図の実施例にお
ける下鏡3Aよりもり、厚が薄くなっている。
この下鏡3Bは、鋼板を格子状に組め合わせ、制御棒ハ
ウジング7が貫通するための多数の孔が形成されるとと
もに支持スカートに固定された補強板9により支持され
ている。
ウジング7が貫通するための多数の孔が形成されるとと
もに支持スカートに固定された補強板9により支持され
ている。
第4図において、下鏡3Bとスタッブチーブ6が一体に
形成され、スタッブチーブ6にステンレス又はインコネ
ルの内張りが施されている点は第1図〜第3図に示す実
施例と同しである。
形成され、スタッブチーブ6にステンレス又はインコネ
ルの内張りが施されている点は第1図〜第3図に示す実
施例と同しである。
第4図に示す実施例によれば、第1図〜第3図に示す実
施例による効果の他に、補強板9により原子炉圧力容器
の内圧による荷重を一部受+)持つことができるため、
下鏡3Bの板厚を薄くすることができる。
施例による効果の他に、補強板9により原子炉圧力容器
の内圧による荷重を一部受+)持つことができるため、
下鏡3Bの板厚を薄くすることができる。
第5図は本発明の更に他の実施例を示す原子炉圧力容器
の要部断面図である。
の要部断面図である。
下鏡3Cの圧力容器内面側は制御棒ハウジング7が貫通
ずるための貫通孔7Aに直交するように平面状に形成さ
れ、下鏡3Cは、スタッブチューブ6と一体に形成され
、このスタッブチューブ6にステンレス、インコネル又
は低合金鋼の短管10が突合せ溶接により接合されてい
る。下鏡3C、スタッブチューブ6、短管10及びスタ
ッブチューブ6と短管10との突合せ溶接部にはそれぞ
れ内張り8が施されている。
ずるための貫通孔7Aに直交するように平面状に形成さ
れ、下鏡3Cは、スタッブチューブ6と一体に形成され
、このスタッブチューブ6にステンレス、インコネル又
は低合金鋼の短管10が突合せ溶接により接合されてい
る。下鏡3C、スタッブチューブ6、短管10及びスタ
ッブチューブ6と短管10との突合せ溶接部にはそれぞ
れ内張り8が施されている。
第5図に示す実施例によれば、予め鏡板3Cと一体に形
成されたスタッブチューブ6に更に余長を必要とすると
きに有効であり、またスタッブチューブ6と短管10と
の突合せ溶接では、軸対称回転構造であるため、自動溶
接が適用され、溶接の]−敗及び時間を大幅に短縮する
ことができる。
成されたスタッブチューブ6に更に余長を必要とすると
きに有効であり、またスタッブチューブ6と短管10と
の突合せ溶接では、軸対称回転構造であるため、自動溶
接が適用され、溶接の]−敗及び時間を大幅に短縮する
ことができる。
上記した実施例では、鏡板3A〜3Cとスタソブチj、
−プロとはそれぞれ一体に形成されているが、鏡板3A
〜3Cとスタッブチューブ6とを溶接により接合固定し
てもよい。この場合、鏡板3A〜3Cは圧力容器内面が
平面状に形成されているので、各1本毎のスタッブチュ
ーブ6の開先形状が円周各位置とも同一であり、かつ多
数のスタッブチューブ6それぞれの開先形状が同一とな
るので自動溶接の適用が容易であり、溶接の1数を低減
できる。
−プロとはそれぞれ一体に形成されているが、鏡板3A
〜3Cとスタッブチューブ6とを溶接により接合固定し
てもよい。この場合、鏡板3A〜3Cは圧力容器内面が
平面状に形成されているので、各1本毎のスタッブチュ
ーブ6の開先形状が円周各位置とも同一であり、かつ多
数のスタッブチューブ6それぞれの開先形状が同一とな
るので自動溶接の適用が容易であり、溶接の1数を低減
できる。
以トのように本発明によれば、−F鏡における容器内面
側が制御棒ハウジング貫通孔の孔軸に対して直交するよ
うに平面状に形成された鏡板としているので、この鏡板
とスタッドチューブとを−一体に形成する場合には成形
加工が2次元的作業であるため、自動機械による作業が
容易となり、成形加−「に要する工数と時間を低減でき
、また鏡板とスタッドチューブとを溶接により接合固定
する場合には各スタットチューブの開先形状が同一・で
あり、かつ2次元的作業であるので溶接の工数と時間を
短縮できる。
側が制御棒ハウジング貫通孔の孔軸に対して直交するよ
うに平面状に形成された鏡板としているので、この鏡板
とスタッドチューブとを−一体に形成する場合には成形
加工が2次元的作業であるため、自動機械による作業が
容易となり、成形加−「に要する工数と時間を低減でき
、また鏡板とスタッドチューブとを溶接により接合固定
する場合には各スタットチューブの開先形状が同一・で
あり、かつ2次元的作業であるので溶接の工数と時間を
短縮できる。
第1図は本発明の一実施例を示すBWR型原子炉圧力容
器の全体構成図、第2図は第1図の要部断面図、第3図
は第2図のA部詳細断面図、第4図は本発明の他の実施
例を示すBWR型原子炉圧力容器の要部断面図、第5図
は本発明の更に他の実施例を示すBWR型原子炉圧力容
器の要部断面図、第6図は従来のB W R型原子炉圧
力容器の全体構成図、第7図は第6図の要部断面図、第
8図は第7図のB部詳細断面図、第9図は第7図のA−
A矢視図である。 1・・・・・司−昔 2・・・・・・胴体 3A〜3C・・・・・・鏡板 4・・・・・・下鏡ベタル 5・・・・・・シュラウドサポート 6・・・・・・スタッブチューブ 7・・・・・・制御棒ハウジング 8・・・・・・内張り 9・・・・・・補強板 IO・・・・・・短管 11・・・・・・下鏡 12・・・・・・下鏡ドーム
器の全体構成図、第2図は第1図の要部断面図、第3図
は第2図のA部詳細断面図、第4図は本発明の他の実施
例を示すBWR型原子炉圧力容器の要部断面図、第5図
は本発明の更に他の実施例を示すBWR型原子炉圧力容
器の要部断面図、第6図は従来のB W R型原子炉圧
力容器の全体構成図、第7図は第6図の要部断面図、第
8図は第7図のB部詳細断面図、第9図は第7図のA−
A矢視図である。 1・・・・・司−昔 2・・・・・・胴体 3A〜3C・・・・・・鏡板 4・・・・・・下鏡ベタル 5・・・・・・シュラウドサポート 6・・・・・・スタッブチューブ 7・・・・・・制御棒ハウジング 8・・・・・・内張り 9・・・・・・補強板 IO・・・・・・短管 11・・・・・・下鏡 12・・・・・・下鏡ドーム
Claims (5)
- (1)上鏡と胴体と制御棒ハウジング貫通孔が形成され
た下鏡とを備えた原子炉圧力容器において、前記下鏡は
圧力容器内面側が前記制御棒ハウジング貫通孔の孔軸に
対して直交するように平面状に形成された鏡板を備えて
いることを特徴とする原子炉圧力容器。 - (2)前記鏡板が、前記制御棒ハウジングを固定すため
のスタッブチューブと一体に形成されている特許請求の
範囲第1項記載の原子炉圧力容器。 - (3)前記鏡板に一体に形成されたスタッブチューブと
、鏡板とにそれぞれ耐蝕性の内張りが施されている特許
請求の範囲第1項記載の原子炉圧力容器。 - (4)前記内張りが、ステンレス鋼又はインコネルから
なる特許請求の範囲第1項記載の原子炉圧力容器。 - (5)前記鏡板の圧力容器外面側が制御棒ハウジング貫
通孔の孔軸に対して直交するように平面状に形成される
とともにこの平面状の鏡板面側に前記制御棒ハウジング
を貫通するための孔を有する補強部材を設けた特許請求
の範囲第1項乃至第4項のいずれかに記載の原子炉圧力
容器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60112780A JPS61270693A (ja) | 1985-05-25 | 1985-05-25 | 原子炉圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60112780A JPS61270693A (ja) | 1985-05-25 | 1985-05-25 | 原子炉圧力容器 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61270693A true JPS61270693A (ja) | 1986-11-29 |
JPH0564758B2 JPH0564758B2 (ja) | 1993-09-16 |
Family
ID=14595308
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60112780A Granted JPS61270693A (ja) | 1985-05-25 | 1985-05-25 | 原子炉圧力容器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS61270693A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
JP2015072149A (ja) * | 2013-10-02 | 2015-04-16 | 株式会社東芝 | 原子炉 |
-
1985
- 1985-05-25 JP JP60112780A patent/JPS61270693A/ja active Granted
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
JP2015072149A (ja) * | 2013-10-02 | 2015-04-16 | 株式会社東芝 | 原子炉 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0564758B2 (ja) | 1993-09-16 |
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