JPH028788A - 原子炉用下方内部装備 - Google Patents
原子炉用下方内部装備Info
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- JPH028788A JPH028788A JP1030060A JP3006089A JPH028788A JP H028788 A JPH028788 A JP H028788A JP 1030060 A JP1030060 A JP 1030060A JP 3006089 A JP3006089 A JP 3006089A JP H028788 A JPH028788 A JP H028788A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/108—Measuring reactor flux
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/08—Means for preventing undesired asymmetric expansion of the complete structure ; Stretching devices, pins
-
- 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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- Structure Of Emergency Protection For 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】
[産業上の利用分野]
本発明は、原子炉用の下方内部装備に関する。
ことに本発明は加圧水型原子炉(PWR)に使うのにと
くに適している。
くに適している。
しかし本発明は、他の形式の原子炉、とくに、冷却材の
圧力に耐える容器と、冷却材の上向き流れ用の通路を形
成した下部支持板に支えた直立の燃料集合体から形成し
た炉心と、前記の支持板及び容器下部部分の間に位置す
る容積部を仕切り、壁とこの壁及び前記容積部とを経て
冷却材を前記通路に移送するダクトとを持つ隔離手段と
、前記容積部を貫通し炉心内計測プローブ用のグローブ
フィンがを案内する案内管とを備えるような原子炉に応
用できる。
圧力に耐える容器と、冷却材の上向き流れ用の通路を形
成した下部支持板に支えた直立の燃料集合体から形成し
た炉心と、前記の支持板及び容器下部部分の間に位置す
る容積部を仕切り、壁とこの壁及び前記容積部とを経て
冷却材を前記通路に移送するダクトとを持つ隔離手段と
、前記容積部を貫通し炉心内計測プローブ用のグローブ
フィンがを案内する案内管とを備えるような原子炉に応
用できる。
原子炉用の種種の下方内部装備が従来知られている。仏
国特許第2.595.501号明細書には前記したよう
な下方内部装備について記載しである。
国特許第2.595.501号明細書には前記したよう
な下方内部装備について記載しである。
このような内部装備では、原子炉容器の下方部分内に位
置する容積部内の計測ゾロープ「グローブフィンが」用
の案内管の配分は、冷却材移送ダクトの本数が多いとき
は複雑になる。
置する容積部内の計測ゾロープ「グローブフィンが」用
の案内管の配分は、冷却材移送ダクトの本数が多いとき
は複雑になる。
本発明の目的は、原子炉用の新規な下方内部装備を提供
することにある。なお本発明の目的は、「グローデフイ
ンが用の案内管と冷却材移送ダクトとの各網目配分を容
易にすることにある。本発明の他の目的は、とくに冷却
材移送ダク)において炉心の上流側で冷却材に加わるヘ
ッド損失と炉心まわりの環状部から流れる冷却材の方向
の急激な変化に基づくヘッド損失とを低減することにあ
る。
することにある。なお本発明の目的は、「グローデフイ
ンが用の案内管と冷却材移送ダクトとの各網目配分を容
易にすることにある。本発明の他の目的は、とくに冷却
材移送ダク)において炉心の上流側で冷却材に加わるヘ
ッド損失と炉心まわりの環状部から流れる冷却材の方向
の急激な変化に基づくヘッド損失とを低減することにあ
る。
このために原子炉の下方内部装備はさらに、炉心支持板
の下方に位置する壁に固定した隔離板を備えている。こ
の隔離板は、冷却材移送ダクトに連結した穴を形成され
、炉心の下部支持板に機械的連結手段により固定しであ
る。これ等の各連結手段は、隔離板の周辺で互いに間隔
を隔て、配分室に冷却材を半径方向に受入れる通路を形
成する。
の下方に位置する壁に固定した隔離板を備えている。こ
の隔離板は、冷却材移送ダクトに連結した穴を形成され
、炉心の下部支持板に機械的連結手段により固定しであ
る。これ等の各連結手段は、隔離板の周辺で互いに間隔
を隔て、配分室に冷却材を半径方向に受入れる通路を形
成する。
従って本発明によれば、
グローデフインが案内管と炉心に向かい冷却材を移送す
るダクトとの下方内部装備殻内の網目の宜規な配分と、 炉心周辺に位置する炉心燃料集合体用の新規な冷却材供
給源と、 一層容易にした殻構造と が得られる。
るダクトとの下方内部装備殻内の網目の宜規な配分と、 炉心周辺に位置する炉心燃料集合体用の新規な冷却材供
給源と、 一層容易にした殻構造と が得られる。
有利な実施例では機械的連結手段は、冷却材のヘッド損
失を制限するように形成され又は各案内管が前記容積部
に入る前にこれ等の案内管を冷却部材流れに対し保護す
るように配置し域は前記のように形成しかつ配置した棒
状体として形成しである。
失を制限するように形成され又は各案内管が前記容積部
に入る前にこれ等の案内管を冷却部材流れに対し保護す
るように配置し域は前記のように形成しかつ配置した棒
状体として形成しである。
前記容積部を貫いて突出し配分室に冷却材を送出すダク
トは、互いに隣接する2つの燃料集合体の軸線を隔離す
る距離の約1.5倍に等しい距離だけ相互に隔離しであ
る。
トは、互いに隣接する2つの燃料集合体の軸線を隔離す
る距離の約1.5倍に等しい距離だけ相互に隔離しであ
る。
実施例について図面を参照して説明すると、第1図に示
すように加圧水型原子炉1は、冷却材流入ノズル4及び
冷却材流出ノズル5を持ち取シはずしできるカバー3に
より閉じられ冷却材の圧力に耐える圧力容器2を備えて
いる。原子炉炉心6は、通路穴8を形成した下部支持板
Tによシ支えである。各通路穴8により、冷却材は炉心
6の直立の燃料集合体9内((上向きに渡れることがで
きる。原子炉1のカバー3を貫いて突出する駆動軸11
により作動される制御クラスタ10は制御用に設けであ
る。
すように加圧水型原子炉1は、冷却材流入ノズル4及び
冷却材流出ノズル5を持ち取シはずしできるカバー3に
より閉じられ冷却材の圧力に耐える圧力容器2を備えて
いる。原子炉炉心6は、通路穴8を形成した下部支持板
Tによシ支えである。各通路穴8により、冷却材は炉心
6の直立の燃料集合体9内((上向きに渡れることがで
きる。原子炉1のカバー3を貫いて突出する駆動軸11
により作動される制御クラスタ10は制御用に設けであ
る。
原子炉1はさらに、炉心6及びカバー3の間に挿入した
上方内部装備12を備えている。上方内部装備は、カバ
ー3及び容器2の間に締付けられ容器2に対し浮動させ
た上部フランジ15を持ち容器2の内面14から半径方
向に間隔を隔てた外部円筒形り゛−シング13を備えて
いるっノズル4を経て入る冷却材の流れは、容器2の内
面11CGい環状に差向けられ次いで燃料集合体9の下
端部を経て炉心6内に向かい入込む。
上方内部装備12を備えている。上方内部装備は、カバ
ー3及び容器2の間に締付けられ容器2に対し浮動させ
た上部フランジ15を持ち容器2の内面14から半径方
向に間隔を隔てた外部円筒形り゛−シング13を備えて
いるっノズル4を経て入る冷却材の流れは、容器2の内
面11CGい環状に差向けられ次いで燃料集合体9の下
端部を経て炉心6内に向かい入込む。
’+ttll限通路16は、フランジ15をバイパスし
て流入ノズル4から原子炉カバー3と原子炉1の上方内
部装備12の上部部分18とにより仕切った容積部17
に小量の冷却材流れを生ずる。
て流入ノズル4から原子炉カバー3と原子炉1の上方内
部装備12の上部部分18とにより仕切った容積部17
に小量の冷却材流れを生ずる。
収集アセンブリ19又はゾレナムアセンブリは、炉心か
ら出る冷却材を収集して、この冷却材が円滝形ケーシン
グ13を満切った説、流出ノズル5に粗金する穴20を
介しこの冷却材を流出ノズル5に向かい横方向に導く。
ら出る冷却材を収集して、この冷却材が円滝形ケーシン
グ13を満切った説、流出ノズル5に粗金する穴20を
介しこの冷却材を流出ノズル5に向かい横方向に導く。
流出ノズル5から冷却材は原子炉1の外部の熱回収導管
(図示してない)に向かって流れる。
(図示してない)に向かって流れる。
案内管21によりクラスタ10の各駆動軸11を、冷却
材流れの乱流によって妨げられないで収集アセンブリ1
9を通過させる。
材流れの乱流によって妨げられないで収集アセンブリ1
9を通過させる。
上方内部装備12はさらに、クラスタ10及び1下動t
mii用の案内23を炉心6及び収集アセンブリ190
間に配置しである。このような上方内部装備12は、こ
のような装備の例がたとえば本説明に参照した仏国竹許
第2.595.501号明細書に記載しであるから詳し
くは述べないことにする。
mii用の案内23を炉心6及び収集アセンブリ190
間に配置しである。このような上方内部装備12は、こ
のような装備の例がたとえば本説明に参照した仏国竹許
第2.595.501号明細書に記載しであるから詳し
くは述べないことにする。
原子炉1にはさらに、燃料集合体9の下部部分31を経
て炉心6内に入込む炉心内計測グローブを案内する案内
手段30を備えている。このような案内手段30は、放
射線束計装グローブを受入する少なくとも1本のグロー
ブフィンガをそれぞれ通す案内管32を備えている。
て炉心6内に入込む炉心内計測グローブを案内する案内
手段30を備えている。このような案内手段30は、放
射線束計装グローブを受入する少なくとも1本のグロー
ブフィンガをそれぞれ通す案内管32を備えている。
各案内管32は、原子炉1の容器2内に第1図に破線で
示され前記した仏国特許第2.595.501号明t1
1IFに記載しておる密封スリーブ33を経て突出する
。各スリーブ33は冷却材の流入ノズル4及び流出ノズ
ル5の上方に位置させである。
示され前記した仏国特許第2.595.501号明t1
1IFに記載しておる密封スリーブ33を経て突出する
。各スリーブ33は冷却材の流入ノズル4及び流出ノズ
ル5の上方に位置させである。
次いで案内管32は、各案内管32を支える外部ケーシ
ング13に沿い、流れ隔離装置22及びケーシング13
の間の空間内で炉心下部板7の下方に走る。従って各案
内管32は流れ隔離装置22内で乱流の生じてない区域
内に横方向に配分されている。
ング13に沿い、流れ隔離装置22及びケーシング13
の間の空間内で炉心下部板7の下方に走る。従って各案
内管32は流れ隔離装置22内で乱流の生じてない区域
内に横方向に配分されている。
1変型では各案内管32は、炉心6の水平レベルの区域
で外部ケーシング13の外側を走る。この場合各案内管
32は、外部ケーシング13の外側に固定した各板によ
り下向き流れの乱流から保護される。
で外部ケーシング13の外側を走る。この場合各案内管
32は、外部ケーシング13の外側に固定した各板によ
り下向き流れの乱流から保護される。
次いで第2図についてなお詳しく述べる本発明の下方内
部装備34を経て燃料集合体9の間にグローブを配分す
るのに、別の横方向配分を行う。
部装備34を経て燃料集合体9の間にグローブを配分す
るのに、別の横方向配分を行う。
放射、腺東計測ゾローブ用のグローブフィンガの容易な
遠隔の挿入取出しができるように、案内管320曲率半
径を固着を防ぐのに十分な寸法にする。
遠隔の挿入取出しができるように、案内管320曲率半
径を固着を防ぐのに十分な寸法にする。
下方内部装置34は、炉心支持板7と容器下部部分31
との間に位置する容積部36(容積部36は後述の配分
室42により支持板Iから隔離しである)を仕切る壇手
段35を備えている。壁手段35は、容器2の下部部分
から支持板7に形成した通路8(これ等の通路のうちの
1つを第1図及び第2図に示しである)に向かい冷却材
を移送するように穴39及びダクト40を形成した壁3
8を備えている。譬手段35は、炉心円計測ゾローデ用
グローブフィンガの案内管32の端部部分32aが■切
っている。
との間に位置する容積部36(容積部36は後述の配分
室42により支持板Iから隔離しである)を仕切る壇手
段35を備えている。壁手段35は、容器2の下部部分
から支持板7に形成した通路8(これ等の通路のうちの
1つを第1図及び第2図に示しである)に向かい冷却材
を移送するように穴39及びダクト40を形成した壁3
8を備えている。譬手段35は、炉心円計測ゾローデ用
グローブフィンガの案内管32の端部部分32aが■切
っている。
下方内部装備34はさらに1炉心支持板7の下方で壁3
8〜に固定され支持板1と共に配分室42を仕切・5隔
雌板41を備えている。隔離板41は、冷却材移送ダク
ト40が開口する穴43を形成さtX機械的連結手段4
4により下部炉心支持板γ罠固定しである。連結手段4
4は、隔離板41の周辺に配分され、室42に冷却材が
入る通路45を相互に形成する。
8〜に固定され支持板1と共に配分室42を仕切・5隔
雌板41を備えている。隔離板41は、冷却材移送ダク
ト40が開口する穴43を形成さtX機械的連結手段4
4により下部炉心支持板γ罠固定しである。連結手段4
4は、隔離板41の周辺に配分され、室42に冷却材が
入る通路45を相互に形成する。
第6図及び、X4図は機械的連結手段44の有利、を構
造を示す。連結手段44は、冷却材ヘッド損失をmll
限したとえば4本の案内管32をその囲いすなわち容積
部36への挿入又は差込みに先だって各部分内に固定す
ることができるように形成した棒状体46として形成し
である。
造を示す。連結手段44は、冷却材ヘッド損失をmll
限したとえば4本の案内管32をその囲いすなわち容積
部36への挿入又は差込みに先だって各部分内に固定す
ることができるように形成した棒状体46として形成し
である。
第5図は棒状体46から集合体へのグローブフィンが6
2用の案内管32及びその端部部分32aの径路の可能
な配分の部分的下面図である。
2用の案内管32及びその端部部分32aの径路の可能
な配分の部分的下面図である。
若干の場合に少なくとも若干の案内前32は容積部36
内でダクト40に固定しである。
内でダクト40に固定しである。
第6図はスリーブ50の縦断面図を示す。スリーブ50
は、スリーブ50の上方に受けるよってした集合体(位
置51に位置している)に向かいグローブフィンが62
が室42を通過する際にグローブフィンが62を保護す
るだめのものである。
は、スリーブ50の上方に受けるよってした集合体(位
置51に位置している)に向かいグローブフィンが62
が室42を通過する際にグローブフィンが62を保護す
るだめのものである。
スリーブ50は又炉心支持板7を通過する。スリーブ5
0は案内管32の端部部分32aにたとえば溶接により
固定しである。各スリーブ50は、ダクト32と、たと
えば第7図に示すように星形のスペーサ53と、第8図
の横断面で示すようにほぼ十字形の1f面を持つ台板5
4とを備えている。スペーサ53は、計測プローブグロ
ーブフィンガを受入れるようにした集合体の内部計測管
に対しダクト52を整合させる。台板54は集合体に向
かい冷却材を流れさせるようにする。保護スリーブ50
はさらに、台板54及び炉心支持板7の間に締付けられ
冷却材流量割合を調整するダイヤフラム55を備えてい
る。スペーサ53及び台板s4は、公知の締付手段56
.57たとえばねじにより炉心支持板7に固定しである
。
0は案内管32の端部部分32aにたとえば溶接により
固定しである。各スリーブ50は、ダクト32と、たと
えば第7図に示すように星形のスペーサ53と、第8図
の横断面で示すようにほぼ十字形の1f面を持つ台板5
4とを備えている。スペーサ53は、計測プローブグロ
ーブフィンガを受入れるようにした集合体の内部計測管
に対しダクト52を整合させる。台板54は集合体に向
かい冷却材を流れさせるようにする。保護スリーブ50
はさらに、台板54及び炉心支持板7の間に締付けられ
冷却材流量割合を調整するダイヤフラム55を備えてい
る。スペーサ53及び台板s4は、公知の締付手段56
.57たとえばねじにより炉心支持板7に固定しである
。
前記したような下方内部装備を持つ原子炉は次のよう:
て作用する。第1図におい℃太い実線の矢印60は、と
くに原子炉の下方部分で主冷却材流tの追従する径路を
指示する。
て作用する。第1図におい℃太い実線の矢印60は、と
くに原子炉の下方部分で主冷却材流tの追従する径路を
指示する。
低温の冷却材は、原子炉容器2に流入ノズル4を社で入
る。大部分の冷却材流れは、外部ケーシング13により
原子炉1の底部に向かってそらさル、次いで通路穴45
と殻のダクト40とを通り直接配分室42に入る。次い
で冷却材は室42から炉心支持板7を横切゛つて形成し
た各式8を介し、プローブを設けた集合体用の保護スリ
ーブ50に清い燃料集合体9内に入る。次いでこの冷却
材は原子炉炉心6の各燃料集合体9を経て普通の径路に
追従する。
る。大部分の冷却材流れは、外部ケーシング13により
原子炉1の底部に向かってそらさル、次いで通路穴45
と殻のダクト40とを通り直接配分室42に入る。次い
で冷却材は室42から炉心支持板7を横切゛つて形成し
た各式8を介し、プローブを設けた集合体用の保護スリ
ーブ50に清い燃料集合体9内に入る。次いでこの冷却
材は原子炉炉心6の各燃料集合体9を経て普通の径路に
追従する。
本発明では流れ計測ブローゾグローゾフインガは、損傷
のおそれを伴わないように案内され、又これ等のフィン
ガが各集合体に達するまで冷却材の乱流η\ら保護され
る。
のおそれを伴わないように案内され、又これ等のフィン
ガが各集合体に達するまで冷却材の乱流η\ら保護され
る。
以上本発明をその実施例について詳細に説明したが本発
明はなおその精神を逸脱しないで種種の変化変型を行う
ことができるのはもちろんである。
明はなおその精神を逸脱しないで種種の変化変型を行う
ことができるのはもちろんである。
第1図は本発明による下方内部装備の1実権例を待つ原
子炉の上下方向断面図、第2図は第1図の下方内部装備
を拡大して示す上下方向断面図である。第3図は第2図
の連結手段の棒状体の拡大側面図、第4図は第3図のf
f −IV Im K沿う断面図である。第5図は第1
図の原子炉の炉心支持板の下側の各案内管の径路を示す
拡大下面図でるる。 第6図は第2図に示したグローブフィンガ保護用スリー
ブの1本の拡大縦断面図、第7図は第6図の矢印Fの方
向に見た拡大平面図、第8図は第6図の〜’I −Vl
線に泊う拡大断面図である。 1・・・原子炉、2・・・圧力容器、6・・・炉心、7
・・・支持板、8・・・通路、9・・・燃料集合体、3
2・・・案内管、34・・・下方[り部装備、35・・
・壁手段、36・・・容積部、37・・・容器下部部分
、38・・・壁、40・・ダクト、41・・・隔離阪、
42・・・配分室、43・・・穴、44・・・連結手段
、45・・・通路、62・・・グローブフインガ FIG、3 FIG 2 手続補正書(ハ)
子炉の上下方向断面図、第2図は第1図の下方内部装備
を拡大して示す上下方向断面図である。第3図は第2図
の連結手段の棒状体の拡大側面図、第4図は第3図のf
f −IV Im K沿う断面図である。第5図は第1
図の原子炉の炉心支持板の下側の各案内管の径路を示す
拡大下面図でるる。 第6図は第2図に示したグローブフィンガ保護用スリー
ブの1本の拡大縦断面図、第7図は第6図の矢印Fの方
向に見た拡大平面図、第8図は第6図の〜’I −Vl
線に泊う拡大断面図である。 1・・・原子炉、2・・・圧力容器、6・・・炉心、7
・・・支持板、8・・・通路、9・・・燃料集合体、3
2・・・案内管、34・・・下方[り部装備、35・・
・壁手段、36・・・容積部、37・・・容器下部部分
、38・・・壁、40・・ダクト、41・・・隔離阪、
42・・・配分室、43・・・穴、44・・・連結手段
、45・・・通路、62・・・グローブフインガ FIG、3 FIG 2 手続補正書(ハ)
Claims (8)
- (1)圧力容器と、冷却材の上向き流れ用の通路を形成
した下部支持板に支えた直立の各燃料集合体から形成さ
れ前記容器内に位置させた炉心とを備えた原子炉用の下
方内部装備において、 下部支持板と圧力容器の下部部分との間に位置する容積
部を仕切り、壁とこの壁及び前記容積部とを経て冷却材
をその上向き流れ用通路に移送するダクトとを持つ隔離
手段と、 前記容積部を貫通し炉心内計測プローブ用のグローブフ
ィンガを案内する案内管と、 壁手段に固定され前記下部炉心支持板の下方に位置し、
前記冷却材移送ダクトに連結した穴を形成され、隔離板
周辺で互いに間隔を隔て配分室に冷却材を受入れる通路
を形成した機械的連結手段により前記下部支持板に固定
した隔離板と を包含する下方内部装備。 - (2)機械的連結手段を、冷却材の圧力損失を制限する
ように形状を定められ各案内管を容積部に差込むのに先
だってこれ等の案内管を受入れて冷却材に対しこれ等の
案内管を固定し保護するようにした棒状体により構成し
た請求項1記載の下方内部装備。 - (3)容積部を経て配分室に冷却材を移送するダクトを
、燃料集合体のうち相互に隣接する2つの集合体の軸線
を隔離する距離の1.5倍ほぼ等しい距離だけ相互に間
隔を隔てた請求項1記載の下方内部装備。 - (4)少なくとも若干の案内管を、容積部囲い内で冷却
材を移送するダクトに固定した請求項1記載の下方内部
装備。 - (5)配分室に、各グローブフィンガをこれ等のフィン
ガが炉心支持板の各通路穴を経て炉心に入込むまで受入
れて案内するようにした案内管を介して、容積部囲いか
ら出る前記各グローブフィンガを保護するスリーブを設
けた請求項1記載の下方内部装備。 - (6)各保護スリーブに、少なくとも1本のグローブフ
ィンガを受入れるようにした導管と、この導管を燃料集
合体の各1つへの冷却材の流通穴内に前記各集合体内の
計測管に整合するように心合せする心合せ手段とを設け
た請求項5記載の下方内部装備。 - (7)心合せ手段を、支持板に固定した台板とほぼ十字
形の断面を持ち前記支持板の下部部分に固定したスペー
サとにより構成した請求項6記載の下方内部装備。 - (8)少なくとも保護スリーブにさらに、冷却材の流星
割合を調整するダイヤフラムを設け、このダイヤフラム
を台板及び炉心支持板の間に締付けた請求項6記載の下
方内部装備。
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US4432931A (en) * | 1981-10-02 | 1984-02-21 | Electric Power Research Institute, Inc. | Inspection system |
FR2592982B1 (fr) * | 1986-01-13 | 1991-11-15 | Framatome Sa | Dispositif de maintien transversal, a clapet et a restriction de debit, d'un element cylindrique tel qu'un doigt de gant d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
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