JP4080641B2 - Reactor pump seal device - Google Patents
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子炉(以下、BWRと記す)の原子炉圧力容器内に設けられるジェットポンプ、とりわけジェットポンプライザー管の予防保全を行うために使用する原子炉内ポンプのシール装置に関する。
【0002】
【従来の技術】
従来、BWRでは出力密度を大きくするために原子炉圧力容器外部に設置した再循環ポンプと原子炉圧力容器内部に設けたジェットポンプとを組合せた、いわゆるジェットポンプシステムが採用されている。以下、このジェットポンプシステムを採用したBWRのジェットポンプについて説明する。
【0003】
図5および図6を参照して従来例を説明する。図5はBWRの概略構成を示す縦断面図である。図5に示すように、原子炉圧力容器1内には冷却材2および炉心3が収容されており、この炉心3は図示しない複数の燃料集合体および制御棒などから構成され、炉心シュラウド10内に収容されている。
【0004】
冷却材2は、炉心3を上方に向かって流通し、その際炉心3の核反応熱により昇温されて水と蒸気との二相流状態となる。この二相流状態となった冷却材2は、炉心3の上方に設置された気水分離器4内に流入し、そこで水と蒸気とに分離される。このうち、蒸気は気水分離器4の上方に設置された蒸気乾燥器5内に導入され、乾燥蒸気となる。
【0005】
この乾燥蒸気は、原子炉圧力容器1に接続された主蒸気管6を介して図示しない蒸気タービンに移送され、発電に供される。一方、分離された水は炉心3と原子炉圧力容器1との間のダウンカマ部7を流れて炉心3の下方に流下する。炉心3の下方には制御棒案内管8が設置されており、この制御棒案内管8を介して制御棒が炉心3内に挿入または引抜きされる。また、制御棒案内管8の下方には制御棒駆動機構9が設置されており、この制御棒駆動機構9により制御棒の炉心3への挿入や引抜きが制御される。
【0006】
ダウンカマ部7内には、ジェットポンプ11が周方向に等間隔で複数設置されている一方、原子炉圧力容器1の外部には、図示しない再循環ポンプが設置されており、この再循環ポンプ,ジェットポンプ11,およびこれら両者間に配設された再循環配管により、再循環系が構成されている。そして、再循環ポンプによりジェットポンプ11に駆動水が供給され、このジェットポンプ11の作用により冷却材2が炉心3内に強制循環される。
【0007】
ジェットポンプ11は、図6および図7に要部を拡大して示すようにライザー管12を有し、このライザー管12はライザーブレースを介して原子炉圧力容器1の内面に固着されており、再循環ポンプの再循環入口ノズル13から供給された冷却材2を炉内に導入する。ライザー管12の上部には、トランジションピース14を介して一対のエルボ15(15a,15b)が接続されている。
【0008】
これらのエルボ15a,15bには、それぞれ一対の混合ノズル16(16a,16b)を介してインレットスロート17(17a,17b)が接続されている。この一対のインレットスロート17a,17bの下方には、それぞれディフューザ18(18a,18b)が接続されている。
【0009】
そして、混合ノズル16a,16bにより冷却材2が噴射され、その際周囲から炉水が巻き込まれ、この噴射された冷却材2および巻き込まれた水は、インレットスロート17a,17b内でそれぞれ混合される。その後、ディフューザ18a,18bにより静水頭の回復がなされる。
【0010】
ところで、上記の構成において、再循環ポンプから送り込まれる冷却材の流れにより、流体振動が発生する。この流体振動に対処するためにライザー管12は前述したようにその下端を再循環入口ノズル13に溶着させており、上端はライザーブレース20を介して原子炉圧力容器1に固定されている。
【0011】
また、インレットスロート17a,17bは、上端を混合ノズル16a,16bおよびエルボ15a,15bを介してトランジションピース14に機械的に接続されるとともに、その下端はディフューザ18a,18bの上端に挿入されている。このようにライザー管12およびインレットスロート17a,17bは、ともに流体振動に十分対処可能に構成されている。
【0012】
次いで、混合ノズル16a,16bの上方の構成について説明すると、トランジションピース14の両側には、一対の耳部21がそれぞれ形成されており、これらの耳部21は上方に突出し、その上端部の内側には溝部22が形成されている。この溝部22には、長さ方向中央部に沿って増大する長方形断面を有する一対のジェットポンプビーム23は両端部を溝部22に嵌合して固定されている。
【0013】
ジェットポンプビーム23の中央には、鉛直方向に図示しないねじ穴が形成されており、このねじ穴にヘッドボルト24が螺合している。このヘッドボルト24の上端には六角頭が形成されており、また下端には半丸頭が形成されている。一方、エルボ15a,15bには、上端面が水平な台座部(図示せず)が形成されており、この台座部には座ぐり穴(図示せず)が形成されている。この座ぐり穴内には球面座金を介してヘッドボルト24の半丸頭が嵌合している。
【0014】
なお、インレットスロート17a,17bは原子炉圧力容器1に固着されていないため、その上端部およびエルボ15a,15bにはライザー管12を介して供給される駆動水の流入水圧が作用する。
【0015】
また、エルボ15a,15bの他端に接続する図示しないノズルからディフューザ18a,18b内に向けて噴出される駆動水の噴出水圧などの反力が上向きに作用する。この荷重に対向するためにヘッドボルト24がジェットポンプビーム23に螺合されている。
【0016】
なお、耳部21が定位置に固定されているので、ヘッドボルト24を螺合していくと、ジェットポンプビーム23の上方向に移動させられ、その両端は溝部22の上壁面に当接した状態となる。これにより、上向きの荷重を受ける。
【0017】
これとは逆に、エルボ15a,15bの上端部には、ヘッドボルト24を介して下向きの荷重が加わり、その大きさは駆動水の反力などによる上向きの荷重との関連により決定される。ヘッドボルト24の六角頭にはキーパ(図示せず)が着脱自在に嵌合している。このキーパは支持板(図示せず)上に点溶接により固着されている。この支持板は四角形をなしており、2本のボルトによりジェットポンプビーム23の上面に固定されている。
【0018】
インレットスロート17a,17bは、ライザー管12に固着したライザーブランケット25に取付けられている。また、ディフューザ18a,18bは、原子炉圧力容器1に溶着されているシュラウドサポート(バッフルプレート)26に固定されている。
【0019】
ジェットポンプ11は、冷却材を循環させるために他の機器に比較して厳しい状況下で使用される。そのため、各部材には大きな負荷が作用し、特にライザー管12をその中間で支持するライザーブレース20には厳しい応力が作用することになる。
【0020】
ライザーブレース20は、ライザー管12に発生する原子炉運転中の流体振動を制御するとともに、炭素鋼である原子炉圧力容器1とオーステナイト系ステンレス鋼製であるライザー管12との間の熱膨張差を吸収する。したがって、原子炉運転中には、上記熱膨張差を吸収した状態で変形状態にある。
【0021】
ところで、原子力プラントの出力制御を行う上で、通常運転中のジェットポンプ流量を測定することは重要であり、このため、ディフューザ18a,18bの上下部に測定用配管19を設けて、運転中のディフューザ18の上下部の静圧差を測定し、この測定値をプラント使用前に測定した較正値とによりジェットポンプ流量を算出している。
【0022】
この測定用配管19はディフューザ18の上下部の孔に溶接され、ディフューザ18に固着されているサポート27により溶接支持され、さらにジェットポンプ11の下部において複雑な状態で配置され、ジェットポンプ計測用ノズルを経て炉外配管と接続されている。
【0023】
このジェットポンプ計測用ノズルは、原子炉圧力容器1に対象位置に2個所設けられている。このような構成のジェットポンプ11は、再循環ポンプから送り込まれる冷却材の流れにより、他の機器に比較して厳しい条件下で使用される。このため、各部材には大きな負荷が作用し、流体振動の影響を受け、厳しい応力が作用することとなり、したがって、配管破断を生じることが十分予想される。
【0024】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、上記の構成において、例えばジェットポンプシステムの本体や溶接部などに何らかの原因によってクラックや破断が生じた場合、その補修作業は高放射線管理区域である炉心真上から遠隔で行う必要がある。したがって、その配管部への接近は極めて困難である。
【0025】
このように破損したジェットポンプ11の補修手段としては、溶接により行うことが考えられるが、その補修作業は一般に水中での作業となるため、補修装置として大掛かりなものが必要になり、かつ長期間の工事になる課題がある。
【0026】
また、これらの工事を放置しておくと、一段と進行してジェットポンプ11に亀裂が生じたりする可能性があり、原子炉の出力を制御するジェットポンプ11がそのような状態になることは、他の構造物に影響を与えることも考えられ、好ましくないという課題がある。
【0027】
本発明は、上記課題を解決するためになされたもので、ジェットポンプのライザー管にクラックが発生した場合、シュラウドまたはシュラウドの一部を取替えることなく原子力発電プラントを運転することができる原子炉内ポンプのシール装置を提供することにある。
【0028】
【課題を解決するための手段】
請求項1の発明は、原子炉圧力容器と炉心との間のダウンカマ部に設置されたジェットポンプのライザー管上部に接続されているトランジションピースの開口部に着地して前記開口部を水密にシールするシール部材と、このシール部材を下面に取付けたベース板と、前記トランジションピースに形成されている凹部に嵌入する凸部を有する天板と、一方が前記ベース板に取り付けられ他方が前記天板に取り付けられるスタッドとを具備した原子炉内ポンプのシール装置であって、前記スタッドを回転させることにより前記シール部材を前記トランジションピースの開口部に押圧することを特徴とする。
【0029】
請求項1の発明によれば、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられたジェットポンプのインレットミキサを取外した後のライザー管上部開口部に脱着自在に組込まれ、ジェットポンプライザー管をシールするシール手段としては駆動源を必要としない機械的締込み方式として短時間で確実に点検補修を行うことができる。
【0030】
請求項2の発明は、前記シール部材は、前記トランジションピースの開口部に形成したテーパ面をシールするテーパ部シールと前記テーパ面に連設する上面をシールする平面部シールを有することを特徴とする。請求項2の発明によれば、シール方法はライザー管上部開口部のテーパ面とライザー管上面の2個所でシールする。また、シール部材は分離可能構造となっており、シール部のみ交換自在な構造となっている。
【0031】
請求項3の発明は、前記天板に折畳み自在のハンドルを取付けてなることを特徴とする。この発明によれば、把持装置で吊上げ可能なハンドル部を有し、このハンドル部はライザー管シール装置を所定の位置に着座させると垂直状態から斜め状態に傾斜しハンドルの下側に設けられた締込みねじ頭部に係合可能な構造である。
【0032】
請求項4の発明は、前記ベース板に弁シールを有するベント機構を設けてなることを特徴とする。この発明によれば、シール装置の上部にはエアベントが組込まれ、ライザー管シール装置を取外しするときにライザー管内部が真空状態にならないように機械式エアベントを組込んでいる。
【0033】
【発明の実施の形態】
図1から図3(a),(b)により本発明に係る原子炉内ポンプのシール装置の第1の実施の形態を説明する。
本実施の形態において、原子炉内ポンプとは原子炉圧力容器とシュラウドとの間に設置されて、原子炉冷却材を強制循環させるもので、再循環入口ノズルに接続するライザー管と、ライザー管の両側に上端部に設けたエルボからなるインレットミキサと、インレットミキサに混合ノズルを介して設けられたインレットスロートと、インレットスロートに接続したディフューザとから構成されたジェットポンプを対象としている。
【0034】
本実施の形態に係る原子炉内ポンプのシール装置はジェットポンプのインレットミキサを取外した後のライザー管上部のトランジションピース開口部に着脱自在に組込み、ライザー管をシールするためのものである。
【0035】
図1は本実施の形態に係るシール装置30を一部断面で示す立面図、図2は図1の平面図、図3(a)は図1におけるハンドル部の拡大図、図3(b)は図3(a)の側面図である。
【0036】
図1および図2において符号31はシール部材で、このシール部材31はテーパ部シール31aと平面部シール31bとからなっており、テーパ部シール31aはトランジションピース14の開口部の内面に形成されているテーパ面に水密に接触してシールし、平面部シール31bはトランジションピース14の開口部の上面に水密に接触してシールするものである。
【0037】
シール部材31はベース板33の下面に上方から取付ボルト32により締め付け固定されている。ベース板33は上板33aと下板33bとからなっており、シール部材31は下板33bに取付けられる。上板33aにはスタッド34を固定するための押え具35がねじ止めされる。スタッド34は上端部に六角ナット34aがねじ込みにより取付けられ、その下方にねじ部34bが形成され、下端部に大径の下端係止部34cが設けられている。下端係止部34cは押え具35内に挿入される。ねじ部34bには天板36がねじ込みにより取付けられる。
【0038】
上板33aにはベント機構37と弁シール38が設けられ、ベント機構37にスタッド39が取付けられている。スタッド39の下部には押え具39b内に挿入する下端係止部39aが取付けられている。弁シール38は弁部38aを有し、弁部38aはベース板33に形成した貫通孔38bを上下に開閉する。天板36には図3(a)に示すようにハンドル40がピン41により図3(b)に示すように左右に折畳み自在に取付けられる。
【0039】
しかして、上記実施の形態において、シール装置30の下面には脱着自在なシール部材31が取付ボルト32によってベース板33に固定されている。シール部材31はテーパ部シール31aと平面部シール31bの2個のシールを有している。ベース板33の中央上方には回転自在にスタッド34が押え具35によって組込まれている。
【0040】
スタッド34のねじ部には天板36が組込まれ、この天板36の対角のコーナ部には凸部が設けられ、トランジションピース14の凹部に係合する構造となっている。スタッド34の頭部には六角ナット34aが組込まれ、図示しない長尺レンチを用いて回転可能となっている。
【0041】
スタッド34を回転させることにより天板36が回転し、トランジションピース14に接触した位置で上昇してシール部材31に反力を加えて押圧してシール効果を得る機械的構造となっている。ベース33の上部にはベント機構37が設けられ、弁シール38をスタッド34で上下動させることで開閉動作を行っている。
【0042】
スタッド34の上方には左右に傾斜が自在なハンドル40が設けられ、シール装置30を設置する場合には、吊上げて移動するときはハンドル40は垂直になってライザー管シール装置30を所定の場所に移動しやすい状態となる。次にライザー管シール装置30を所定の位置に設置させた後はハンドル40は左右のどちらかに傾斜するのでハンドル40の下方のスタッド34を回転させる場合に操作が容易に行える構造となっている。
【0043】
本実施の形態によればつぎに述べる効果がある。
(1) 沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられたジェットポンプのインレットミキサを取外した後のライザー管上部のトランジションピース開口部に脱着自在に組込まれ、ジェットポンプライザー管をシールすることができる。
その結果、炉水を抜く必要がないため作業員の放射線被曝量を大幅に低減させることができ、かつ原子炉の健全性を確認することができ、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。
【0044】
(2) 駆動源を必要としない機械式締込み方式によるシール部材を設けることにより確実にかつ短時間で取付けることができるシール部材をライザー管上部のトランジションピース開口部のテーパ面とライザー管上面の2個所でシールする構造のため補修作業を安全に行うことができ、作業員の信頼性を大幅に向上でき確実にかつ短時間で作業ができる。
【0045】
(3) 把持装置で吊上げ可能なハンドル部を有し、このハンドル部はライザー管シール装置を所定の位置に着座させると垂直状態から斜め状態に傾斜し、ハンドルの下側に設けられた締込みねじ頭部に係合可能な構造のため、ライザー管シール装置の機能を十分発揮することができる。
【0046】
(4) シール装置の上部にはエアベントが組込まれ、ライザー管シール装置を取外しするときにライザー管内部が真空状態にならないように機械式エアベントを組込んだ構造のため、ライザー管シール装置の取外しを確実にかつ短時間で行うことができる。また、シール部材は分離可能構造とし、シール部のみ交換自在な構造のため、シール部材の健全性向上を図ることができる。
【0047】
【発明の効果】
本発明によれば、上記実施の形態の効果と相俟って、ジェットポンプのライザー管にクラック等が発生した場合、シュラウドまたはシュラウドの一部を取替えたり、炉水を排出することなく、点検,補修作業ができ、原子力発電プラントを継続して運転することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る原子炉内ポンプのシール装置の第1の実施の形態を説明するための一部断面で示す立面図。
【図2】図1の平面図。
【図3】(a)は図1におけるハンドル部を示す拡大図、(b)は(a)の側面図。
【図4】一般の沸騰水型原子炉の構成を示す断面図。
【図5】図4におけるジェットポンプを一部切り欠いて示す斜視図。
【図6】図5におけるジェットポンプのライザー管の拡大図。
【符号の説明】
1…原子炉圧力容器、2…冷却材、3…炉心、4…気水分離器、5…蒸気乾燥器、6…主蒸気管、7…ダウンカマ部、8…制御棒案内管、9…制御棒駆動機構、10…炉心シュラウド、11…ジェットポンプ、12…ライザー管、13…再循環入口ノズル、14…トランジションピース、14a…凹部、15a,15b…エルボ、16a,16b…混合ノズル、17a,17b…インレットスロート、18a,18b…ディフューザ、19…計測用配管、20…ライザーブレース、21…耳部、22…溝部、23‥ジェットポンプビーム、24‥ヘッドボルト、25‥ライザーブランケット、26…バッフルプレート、27…サポート、28…トランジションピースの開口部、30…シール装置、31…シール部材、31a…テーパ部シール、31b…平面部シール、32…取付ボルト、33…ベース板、33a…上板、33b…下板、34…スタッド、34a…六角ナット、34b…ねじ部、34c…下端係止部、35…押え具、36…天板、36a…凸部、37…ベント機構、38…弁シール、38a…弁部、38b…貫通孔、39…スタッド、39a‥下端係止部、39b‥押え具、40‥ハンドル、41…ピン。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
TECHNICAL FIELD The present invention relates to a jet pump provided in a reactor pressure vessel of a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR), and more particularly to a sealing device for a reactor pump used for preventive maintenance of a jet pump riser pipe.
[0002]
[Prior art]
Conventionally, the BWR employs a so-called jet pump system in which a recirculation pump installed outside the reactor pressure vessel and a jet pump provided inside the reactor pressure vessel are combined in order to increase the power density. Hereinafter, a BWR jet pump employing this jet pump system will be described.
[0003]
A conventional example will be described with reference to FIGS. FIG. 5 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of the BWR. As shown in FIG. 5, a
[0004]
The
[0005]
The dry steam is transferred to a steam turbine (not shown) via a
[0006]
A plurality of
[0007]
The
[0008]
An inlet throat 17 (17a, 17b) is connected to each of these
[0009]
Then, the
[0010]
By the way, in said structure, fluid vibration generate | occur | produces with the flow of the coolant sent from a recirculation pump. In order to cope with this fluid vibration, the lower end of the
[0011]
The
[0012]
Next, the configuration above the
[0013]
A screw hole (not shown) is formed in the center of the
[0014]
Since the
[0015]
Further, a reaction force such as an ejection pressure of driving water ejected from a nozzle (not shown) connected to the other ends of the
[0016]
Since the
[0017]
On the contrary, a downward load is applied to the upper ends of the
[0018]
The
[0019]
The
[0020]
The
[0021]
By the way, it is important to measure the flow rate of the jet pump during normal operation when controlling the output of the nuclear power plant. For this reason,
[0022]
This
[0023]
Two jet pump measurement nozzles are provided at the target position in the
[0024]
[Problems to be solved by the invention]
By the way, in the above configuration, for example, when a crack or breakage occurs for some reason in the main body or welded portion of the jet pump system, the repair work needs to be performed remotely from directly above the core, which is a high radiation control area. Therefore, it is very difficult to approach the piping part.
[0025]
As a means for repairing the damaged
[0026]
In addition, if these works are left unattended, there is a possibility that the
[0027]
The present invention has been made to solve the above-described problems. When a crack occurs in a riser pipe of a jet pump, the nuclear power plant can be operated without replacing the shroud or a part of the shroud. To provide a sealing device for a pump.
[0028]
[Means for Solving the Problems]
The invention according to claim 1 lands on the opening of the transition piece connected to the upper part of the riser pipe of the jet pump installed in the downcomer between the reactor pressure vessel and the core, and seals the opening in a watertight manner. A sealing member, a base plate having the sealing member attached to the lower surface, a top plate having a convex portion that fits into a concave portion formed in the transition piece, one attached to the base plate and the other being the top plate And a stud attached to the reactor, wherein the seal member is pressed against the opening of the transition piece by rotating the stud .
[0029]
According to the first aspect of the present invention, the jet pump riser pipe is removably incorporated into the upper opening of the riser pipe after the inlet mixer of the jet pump provided in the reactor pressure vessel of the boiling water reactor is removed. As a sealing means for sealing, a mechanical tightening method that does not require a driving source can be reliably inspected and repaired in a short time.
[0030]
The invention of
[0031]
The invention of
[0032]
The invention of claim 4 is characterized in that a vent mechanism having a valve seal is provided on the base plate. According to the present invention, an air vent is incorporated in the upper part of the sealing device, and a mechanical air vent is incorporated so that the inside of the riser tube is not evacuated when the riser tube sealing device is removed.
[0033]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
A first embodiment of a sealing device for a reactor pump according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 3A and 3B.
In the present embodiment, the reactor internal pump is installed between the reactor pressure vessel and the shroud to forcibly circulate the reactor coolant. A riser pipe connected to the recirculation inlet nozzle, and a riser pipe The jet pump is composed of an inlet mixer made of an elbow provided on the upper end of each of the two, an inlet throat provided to the inlet mixer via a mixing nozzle, and a diffuser connected to the inlet throat.
[0034]
The reactor pump sealing device according to the present embodiment is detachably incorporated in the opening of the transition piece above the riser pipe after removing the jet pump inlet mixer, and seals the riser pipe.
[0035]
1 is an elevational view showing a partial cross section of a
[0036]
1 and 2,
[0037]
The
[0038]
The
[0039]
Therefore, in the above-described embodiment, the
[0040]
A
[0041]
By rotating the
[0042]
A
[0043]
The present embodiment has the following effects.
(1) After removing the jet pump inlet mixer installed in the reactor pressure vessel of the boiling water reactor, it is removably installed in the transition piece opening at the top of the riser pipe to seal the jet pump riser pipe be able to.
As a result, it is not necessary to drain the reactor water, so the radiation exposure of workers can be greatly reduced, the soundness of the reactor can be confirmed, and the operating rate of the nuclear power plant can be improved. it can.
[0044]
(2) By providing a seal member with a mechanical tightening method that does not require a drive source, a seal member that can be reliably and quickly installed is mounted on the tapered surface of the transition piece opening at the top of the riser tube and the top surface of the riser tube. Since the structure is sealed at two locations, the repair work can be performed safely, and the reliability of the worker can be greatly improved and the work can be performed reliably and in a short time.
[0045]
(3) It has a handle part that can be lifted by a gripping device, and this handle part tilts from a vertical state to an oblique state when the riser pipe sealing device is seated at a predetermined position, and is tightened on the lower side of the handle. Because of the structure that can be engaged with the screw head, the function of the riser pipe sealing device can be sufficiently exerted.
[0046]
(4) Since the air vent is built in the upper part of the seal device and the mechanical air vent is built in so that the riser tube is not evacuated when the riser tube seal device is removed, the riser tube seal device is removed. Can be carried out reliably and in a short time. Further, since the seal member has a separable structure and only the seal portion is replaceable, the soundness of the seal member can be improved.
[0047]
【The invention's effect】
According to the present invention, in combination with the effect of the above embodiment, when a crack or the like occurs in the riser pipe of the jet pump, the inspection is performed without replacing the shroud or a part of the shroud or discharging the reactor water. , Repair work can be done and the nuclear power plant can be operated continuously.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is an elevational view showing a partial cross-section for explaining a first embodiment of a sealing device for an in-reactor pump according to the present invention.
FIG. 2 is a plan view of FIG.
3A is an enlarged view showing a handle portion in FIG. 1, and FIG. 3B is a side view of FIG.
FIG. 4 is a cross-sectional view showing a configuration of a general boiling water reactor.
FIG. 5 is a perspective view showing the jet pump in FIG. 4 with a part cut away.
6 is an enlarged view of a riser pipe of the jet pump in FIG.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF
Claims (4)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
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