JP2793437B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JP2793437B2 JP2793437B2 JP4177154A JP17715492A JP2793437B2 JP 2793437 B2 JP2793437 B2 JP 2793437B2 JP 4177154 A JP4177154 A JP 4177154A JP 17715492 A JP17715492 A JP 17715492A JP 2793437 B2 JP2793437 B2 JP 2793437B2
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- pressure vessel
- vent pipe
- reactor pressure
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- 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
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- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、ベント管を内蔵する原
子炉圧力容器ペデスタルを有する原子炉格納容器に関す
る。
子炉圧力容器ペデスタルを有する原子炉格納容器に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】以下、図７，８，９，１０を参照して従
来の原子炉格納容器（以下ＰＣＶと略す）の概念を説明
する。
来の原子炉格納容器（以下ＰＣＶと略す）の概念を説明
する。
【０００３】ＰＣＶ１は原子炉圧力容器（以下ＲＰＶと
略す）２を収容している。このＰＣＶ１は外壁部Ｗ、Ｒ
ＰＶ２とこれに接続される配管３、空調機４等を収納し
た上部ドライウェル（以下Ｕ／Ｄと略す）５と、前記Ｒ
ＰＶ２の下方に位置し制御棒駆動機構６等を収容した下
部ドライウェル（以下Ｌ／Ｄと略す）７および事故時に
Ｕ／Ｄ５、Ｌ／Ｄ７内に放出される蒸気のエネルギを吸
収するためのサプレッションチャンバ（以下Ｓ／Ｃと略
す）８から構成される。
略す）２を収容している。このＰＣＶ１は外壁部Ｗ、Ｒ
ＰＶ２とこれに接続される配管３、空調機４等を収納し
た上部ドライウェル（以下Ｕ／Ｄと略す）５と、前記Ｒ
ＰＶ２の下方に位置し制御棒駆動機構６等を収容した下
部ドライウェル（以下Ｌ／Ｄと略す）７および事故時に
Ｕ／Ｄ５、Ｌ／Ｄ７内に放出される蒸気のエネルギを吸
収するためのサプレッションチャンバ（以下Ｓ／Ｃと略
す）８から構成される。
【０００４】前記ＲＰＶ２は円筒状のペデスタル１２に
よって支持され、Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する配管
９、ケーブル１０、ダクト１１等の通路としてＲＰＶペ
デスタル１２内には、連通孔１３が設けられている。
よって支持され、Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する配管
９、ケーブル１０、ダクト１１等の通路としてＲＰＶペ
デスタル１２内には、連通孔１３が設けられている。
【０００５】また連通孔１３は、事故時に破断した配管
からの蒸気をベント管１４に導く流路ともなっており、
これらを経て、蒸気はＳ／Ｃ８に導かれて凝縮され、凝
縮水２５としてプールされる。
からの蒸気をベント管１４に導く流路ともなっており、
これらを経て、蒸気はＳ／Ｃ８に導かれて凝縮され、凝
縮水２５としてプールされる。
【０００６】すなわち、図８に示されるように、ペデス
タル１２の上方より見た場合、ベント管１４の開口部上
方にはこれの配管９、ケーブル１０、ダクト１１類が存
在することになる。ペデスタル１２はその円周方向に沿
って、コンクリート区分１２ａと前記連通孔１３とが交
互に配設されるようになっており、ベント管１４の数は
通常炉心周方向に設けられるインターナルポンプ（図示
せず）の個数と対応する数だけ設けられる。ベント管１
４は、Ｕ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７に対して開口しＳ／Ｃ８の
液相部と連絡しており、事故時にＵ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７
に放出される蒸気のエネルギーをＳ／Ｃ８によって吸収
する構成となっている。
タル１２の上方より見た場合、ベント管１４の開口部上
方にはこれの配管９、ケーブル１０、ダクト１１類が存
在することになる。ペデスタル１２はその円周方向に沿
って、コンクリート区分１２ａと前記連通孔１３とが交
互に配設されるようになっており、ベント管１４の数は
通常炉心周方向に設けられるインターナルポンプ（図示
せず）の個数と対応する数だけ設けられる。ベント管１
４は、Ｕ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７に対して開口しＳ／Ｃ８の
液相部と連絡しており、事故時にＵ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７
に放出される蒸気のエネルギーをＳ／Ｃ８によって吸収
する構成となっている。
【０００７】このような原子炉格納容器において、Ｕ／
Ｄ５内で原子炉一次系配管（図示せず）が破断した場
合、Ｕ／Ｄ５内の蒸気は連通孔１３および水平ベント管
１４を経て、Ｓ／Ｃ８内のプール水２５で凝縮する。
Ｄ５内で原子炉一次系配管（図示せず）が破断した場
合、Ｕ／Ｄ５内の蒸気は連通孔１３および水平ベント管
１４を経て、Ｓ／Ｃ８内のプール水２５で凝縮する。
【０００８】この場合、Ｓ／Ｃ８には蒸気とともに、窒
素ガス等の非凝縮ガスも流入するため、Ｓ／Ｃ８内の圧
力は上昇する。
素ガス等の非凝縮ガスも流入するため、Ｓ／Ｃ８内の圧
力は上昇する。
【０００９】一方、配管破断後、Ｕ／Ｄ５およびＬ／Ｄ
７内の圧力も上昇する。しかし、非常時炉心冷却系によ
る炉心への注水が進行して配管の破断口が再冠水し注入
水が溢水すると、この溢水によってＵ／Ｄ５及びＬ／Ｄ
７内の蒸気が凝縮するため、Ｕ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７内の
圧力は急激に低下する。
７内の圧力も上昇する。しかし、非常時炉心冷却系によ
る炉心への注水が進行して配管の破断口が再冠水し注入
水が溢水すると、この溢水によってＵ／Ｄ５及びＬ／Ｄ
７内の蒸気が凝縮するため、Ｕ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７内の
圧力は急激に低下する。
【００１０】このようにＵ／Ｄ５及びＬ／Ｄ７内の圧力
が低下すると、とりわけＵ／Ｄ５とＳ／Ｃ８との間の障
壁であるダイヤフラムフロア２２に圧力荷重が加わる。
が低下すると、とりわけＵ／Ｄ５とＳ／Ｃ８との間の障
壁であるダイヤフラムフロア２２に圧力荷重が加わる。
【００１１】このダイヤフラムフロア２２に加わる圧力
荷重を防止するため、ペデスタル１２に取付管２３を介
して真空破壊弁２４が取り付けられている。すなわち、
Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７内の圧力とＳ／Ｃ８内の圧力との差
が所定圧力以上となった場合、真空破壊弁２４が作動し
Ｕ／Ｄ５がＬ／Ｄ７内のガスをＳ／Ｃ８内に流入させる
ようになっている。
荷重を防止するため、ペデスタル１２に取付管２３を介
して真空破壊弁２４が取り付けられている。すなわち、
Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７内の圧力とＳ／Ｃ８内の圧力との差
が所定圧力以上となった場合、真空破壊弁２４が作動し
Ｕ／Ｄ５がＬ／Ｄ７内のガスをＳ／Ｃ８内に流入させる
ようになっている。
【００１２】この真空破壊弁２４は、図９に示されるよ
うに通常ペデスタル１２の上方に設けられ、図１０に示
すようにペデスタル１２の円周方向に沿って複数取り付
けられている。
うに通常ペデスタル１２の上方に設けられ、図１０に示
すようにペデスタル１２の円周方向に沿って複数取り付
けられている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】上述の如く、Ｕ／Ｄ５
とＬ／Ｄ７を連絡する連通孔１３には配管９、ケーブル
１０、ダクト１１等多くの物量が配置されているため、
事故時のベント管１４への蒸気の流路面積の確保が困難
となり、改善が望まれていた。
とＬ／Ｄ７を連絡する連通孔１３には配管９、ケーブル
１０、ダクト１１等多くの物量が配置されているため、
事故時のベント管１４への蒸気の流路面積の確保が困難
となり、改善が望まれていた。
【００１４】本発明の目的は、配管、ケーブル、ダクト
等をＲＰＶペデスタルの連通孔に設置し、ベント管を連
通孔の隣の区画に設置することにより、事故時における
ベント管への蒸気流路を充分に確保することのできる原
子炉格納容器を提供することを目的とする。
等をＲＰＶペデスタルの連通孔に設置し、ベント管を連
通孔の隣の区画に設置することにより、事故時における
ベント管への蒸気流路を充分に確保することのできる原
子炉格納容器を提供することを目的とする。
【００１５】また、本発明の他の目的はこのようなベン
ト管の配設に適した位置に真空破壊弁を設け、その構造
を簡単にすると共により上記効果を改善するようにした
原子炉格納容器を提供することにある。
ト管の配設に適した位置に真空破壊弁を設け、その構造
を簡単にすると共により上記効果を改善するようにした
原子炉格納容器を提供することにある。
【００１６】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明に係る原子炉格納容器は、請求項１に記載し
たように、原子炉圧力容器が配設される空間を形成する
上部ドライウェルと原子炉圧力容器の下方に形成された
下部ドライウェルを連絡する配管、ケーブル、ダクトの
通路となる連通孔を有し、かつ前記上部ドライウェルと
前記下部ドライウェルとの間をベント管上部空間を介し
て連絡しこの下部ドライウェルの周囲に位置するサプレ
ッションプールに開口する複数のベント管を内蔵し前記
原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器ペデスタルと
を具備する原子炉格納容器において、前記複数のベント
管の挟む位置に前記連通孔を設け、この連通孔とベント
管を水平方向で別の位置に配設してなることを特徴とす
る。
め、本発明に係る原子炉格納容器は、請求項１に記載し
たように、原子炉圧力容器が配設される空間を形成する
上部ドライウェルと原子炉圧力容器の下方に形成された
下部ドライウェルを連絡する配管、ケーブル、ダクトの
通路となる連通孔を有し、かつ前記上部ドライウェルと
前記下部ドライウェルとの間をベント管上部空間を介し
て連絡しこの下部ドライウェルの周囲に位置するサプレ
ッションプールに開口する複数のベント管を内蔵し前記
原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器ペデスタルと
を具備する原子炉格納容器において、前記複数のベント
管の挟む位置に前記連通孔を設け、この連通孔とベント
管を水平方向で別の位置に配設してなることを特徴とす
る。
【００１７】また、上記目的を達成するため、請求項２
に記載したように、本発明に係る原子炉格納容器は、前
記原子炉圧力容器ペデスタルのベント管上部空間を臨む
側に前記サプレッションプールに開口する取付管を設
け、この取付管に真空破壊弁を配設してなることを特徴
とする。
に記載したように、本発明に係る原子炉格納容器は、前
記原子炉圧力容器ペデスタルのベント管上部空間を臨む
側に前記サプレッションプールに開口する取付管を設
け、この取付管に真空破壊弁を配設してなることを特徴
とする。
【００１８】さらに、上記目的を達成するため、請求項
３に記載したように、請求項１に示す原子炉格納容器に
おいて、前記ベント管を前記原子炉圧力容器ペデスタル
の底部から頂部にわたって配設し、このベント管に真空
破壊弁を配設してなることを特徴とする。
３に記載したように、請求項１に示す原子炉格納容器に
おいて、前記ベント管を前記原子炉圧力容器ペデスタル
の底部から頂部にわたって配設し、このベント管に真空
破壊弁を配設してなることを特徴とする。
【００１９】
【作用】このように構成されたＲＰＶペデスタルにおい
ては、連通孔とベント管を隣合う区画に配置することに
より、ベント管上部に事故時に蒸気流路として必要な空
間を確保することが可能となる。
ては、連通孔とベント管を隣合う区画に配置することに
より、ベント管上部に事故時に蒸気流路として必要な空
間を確保することが可能となる。
【００２０】
【実施例】図１および図２を参照して本発明を用いた原
子炉格納容器の概念を説明する。なお、図１および図２
において、図７，８，９，１０と同一部分には同一符号
を付し、その部分の構成の説明は省略する。
子炉格納容器の概念を説明する。なお、図１および図２
において、図７，８，９，１０と同一部分には同一符号
を付し、その部分の構成の説明は省略する。
【００２１】本発明において、Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７間を
連絡する配管９、ケーブル１０およびダクト１１はペデ
スタル１２に形成された連通孔２０にルーチングされ
る。またベント管２１は、連通孔２０の隣合う区画、す
なわちコンクリート区分１２ａに設置されている。この
ベント管２１の上部にはベント管上部空間１６が構成さ
れている。すなわち、図２に断面図で示されるように、
ペデスタル１２はその円周方向に沿って複数の連通孔区
分１３とコンクリート区分１２ａとが交互に存在し、本
発明によればベント管２１はこのコンクリート区分１２
ａに設けられるため、その上部開口端の上方には、上記
配管９等が存在せず空間部１６となる。なお、ベント管
２１の下端には連通孔２１ａが形成され、Ｓ／Ｃ８と連
通している。
連絡する配管９、ケーブル１０およびダクト１１はペデ
スタル１２に形成された連通孔２０にルーチングされ
る。またベント管２１は、連通孔２０の隣合う区画、す
なわちコンクリート区分１２ａに設置されている。この
ベント管２１の上部にはベント管上部空間１６が構成さ
れている。すなわち、図２に断面図で示されるように、
ペデスタル１２はその円周方向に沿って複数の連通孔区
分１３とコンクリート区分１２ａとが交互に存在し、本
発明によればベント管２１はこのコンクリート区分１２
ａに設けられるため、その上部開口端の上方には、上記
配管９等が存在せず空間部１６となる。なお、ベント管
２１の下端には連通孔２１ａが形成され、Ｓ／Ｃ８と連
通している。
【００２２】上記構成により、これまでベント管２１の
上部にＵ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する物量の通路となっ
ていた連通孔２０とは別にベント上部空間１６が形成さ
れているので、事故時における蒸気流路として必要な空
間を確保することができる。この事実は図２と図８の断
面比較により明確に理解され得るだろう。
上部にＵ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する物量の通路となっ
ていた連通孔２０とは別にベント上部空間１６が形成さ
れているので、事故時における蒸気流路として必要な空
間を確保することができる。この事実は図２と図８の断
面比較により明確に理解され得るだろう。
【００２３】図３および図４に本発明の第２実施例を説
明する。
明する。
【００２４】第２実施例においては、連通孔２０の隣の
コンクリート区画１２ａの空間を利用して真空破壊弁２
４および取付管２３を設置し、ベント管２１の上部空間
１６を介してＵ／Ｄ５の空間と連絡して構成される。し
たがって、この実施例においても、この取付管２３の配
置も、配管、ケーブル、ダクト等に関係なく配置するこ
とができる。
コンクリート区画１２ａの空間を利用して真空破壊弁２
４および取付管２３を設置し、ベント管２１の上部空間
１６を介してＵ／Ｄ５の空間と連絡して構成される。し
たがって、この実施例においても、この取付管２３の配
置も、配管、ケーブル、ダクト等に関係なく配置するこ
とができる。
【００２５】図５、図６に本発明の第３実施例を説明す
る。
る。
【００２６】第３実施例においては、ベント管２１をＵ
／Ｄ５空間まで延ばし、ダイヤフラム２２に上部開口部
を一致するようにし、取付管２３および真空破壊弁２４
をベント管２１に設置し、ベント管２１を介してＵ／Ｄ
５の空間と連絡して構成される。したがって、この実施
例においても、この取付管２３の配置も、配管、ケーブ
ル、ダクト等に関係なく配置することができる。
／Ｄ５空間まで延ばし、ダイヤフラム２２に上部開口部
を一致するようにし、取付管２３および真空破壊弁２４
をベント管２１に設置し、ベント管２１を介してＵ／Ｄ
５の空間と連絡して構成される。したがって、この実施
例においても、この取付管２３の配置も、配管、ケーブ
ル、ダクト等に関係なく配置することができる。
【００２７】
【発明の効果】連通孔とベント管を水平方向に別々にＲ
ＰＶペデスタル内に設置することにより、事故時におけ
るベント管上部の流路面積を充分に確保することができ
る。
ＰＶペデスタル内に設置することにより、事故時におけ
るベント管上部の流路面積を充分に確保することができ
る。
【図１】本発明の実施例に係る原子炉圧力容器ペデスタ
ルを適用した原子炉格納容器の縦断面図。
ルを適用した原子炉格納容器の縦断面図。
【図２】図１のII−II線矢視断面図。
【図３】本発明の第２実施例を示す原子炉圧力容器ペデ
スタルの縦断面図。
スタルの縦断面図。
【図４】図３のIV−IV線矢視断面図。
【図５】本発明の第３実施例を示す原子炉圧力容器ペデ
スタルの縦断面図。
スタルの縦断面図。
【図６】図５のVI−VI線矢視断面図。
【図７】原子炉格納容器の従来例を示す縦断面図。
【図８】図１のII−II線に対する、図７のVIII−VIII線
矢視断面図。
矢視断面図。
【図９】図７の原子炉圧力容器ペデスタルの縦断面拡大
図。
図。
【図１０】図９のＸ−Ｘ線矢視断面図。
１ 原子炉格納容器（ＰＣＶ） ２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ） ５ 上部ドライウェル（Ｕ／Ｄ） ７ 下部ドライウェル（Ｌ／Ｄ） ９ 配管 １０ ケーブル １１ ダクト １２ 原子炉圧力容器ペデスタル １６ ベント管上部空間 ２０ 連通孔 ２１ ベント管 ２４ 真空破壊弁 ２５ プール水
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器が配設される空間を形成
する上部ドライウェルと原子炉圧力容器の下方に形成さ
れた下部ドライウェルを連絡する配管、ケーブル、ダク
トの通路となる連通孔を有し、かつ前記上部ドライウェ
ルと前記下部ドライウェルとの間をベント管上部空間を
介して連絡しこの下部ドライウェルの周囲に位置するサ
プレッションプールに開口する複数のベント管を内蔵し
前記原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器ペデスタ
ルとを具備する原子炉格納容器において、前記複数のベ
ント管の挟む位置に前記連通孔を設け、この連通孔とベ
ント管を水平方向で別の位置に配設してなることを特徴
とする原子炉格納容器。 - 【請求項２】 前記原子炉圧力容器ペデスタルのベント
管上部空間を臨む側に前記サプレッションプールに開口
する取付管を設け、この取付管に真空破壊弁を配設して
なることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器。 - 【請求項３】 前記ベント管を前記原子炉圧力容器ペデ
スタルの底部から頂部にわたって配設し、このベント管
に真空破壊弁を配設してなることを特徴とする請求項１
記載の原子炉格納容器。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16662191 | 1991-07-08 | ||
| JP3-166621 | 1991-07-08 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05249272A JPH05249272A (ja) | 1993-09-28 |
| JP2793437B2 true JP2793437B2 (ja) | 1998-09-03 |
Family
ID=15834692
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4177154A Expired - Fee Related JP2793437B2 (ja) | 1991-07-08 | 1992-07-03 | 原子炉格納容器 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5198184A (ja) |
| JP (1) | JP2793437B2 (ja) |
Families Citing this family (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11281786A (ja) * | 1998-03-31 | 1999-10-15 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
| JP4127630B2 (ja) * | 2002-07-29 | 2008-07-30 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
| DE10258354B3 (de) * | 2002-12-12 | 2004-07-29 | Framatome Anp Gmbh | Sicherheitsbehälter einer Kernkraftanlage |
| JP4671908B2 (ja) * | 2006-05-23 | 2011-04-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 建屋内構造 |
| US8687759B2 (en) | 2007-11-15 | 2014-04-01 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Internal dry containment vessel for a nuclear reactor |
| US8588360B2 (en) | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
| US9984777B2 (en) | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| US8929505B2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-01-06 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US9269462B2 (en) | 2009-08-28 | 2016-02-23 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8488734B2 (en) * | 2009-08-28 | 2013-07-16 | The Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8712005B2 (en) * | 2009-08-28 | 2014-04-29 | Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US20110150167A1 (en) * | 2009-08-28 | 2011-06-23 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| JP6427436B2 (ja) * | 2015-02-09 | 2018-11-21 | 株式会社東芝 | タービン発電機基礎台、タービン建屋、およびタービン建屋の構築方法 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2607584B2 (ja) * | 1987-11-13 | 1997-05-07 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器 |
| JP2537538B2 (ja) * | 1988-06-16 | 1996-09-25 | 株式会社日立製作所 | 自然循還型原子炉 |
| JPH02113195U (ja) * | 1989-02-28 | 1990-09-11 |
-
1992
- 1992-07-03 JP JP4177154A patent/JP2793437B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1992-07-08 US US07/910,510 patent/US5198184A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5198184A (en) | 1993-03-30 |
| JPH05249272A (ja) | 1993-09-28 |
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