JPS5813875B2 - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS5813875B2 JPS5813875B2 JP53141261A JP14126178A JPS5813875B2 JP S5813875 B2 JPS5813875 B2 JP S5813875B2 JP 53141261 A JP53141261 A JP 53141261A JP 14126178 A JP14126178 A JP 14126178A JP S5813875 B2 JPS5813875 B2 JP S5813875B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- core
- boundary
- reactor
- fuel assembly
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- 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
- G21C5/10—Means for supporting the complete structure
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- 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)
- Supports For Pipes And Cables (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉、ことに原子炉内の冷却材の流れを炉心
領域に閉じ込める炉心シュラウドに関する。
領域に閉じ込める炉心シュラウドに関する。
原子炉はその燃料充填炉心を通って流れる冷却材が加熱
されることによってエネルギを取り出すものである。
されることによってエネルギを取り出すものである。
炉心シュラウドを設ける目的は、送り込まれる冷却材が
あつい炉心と実際に接触するに至るパーセントを最犬に
することにある。
あつい炉心と実際に接触するに至るパーセントを最犬に
することにある。
加圧水型の原子炉においては、このシュラウドは実質的
な圧力差の下にさらされるので、このシュラウドは高負
荷に耐えることができるようなやり方で作られねばなら
ない。
な圧力差の下にさらされるので、このシュラウドは高負
荷に耐えることができるようなやり方で作られねばなら
ない。
圧力負荷に加えて、温度こう配による負荷を予測しなけ
ればならず、さらには地震時には燃料を炉心内で横方向
に支持するための負荷に耐えるに充分な程度にシュラウ
ドが強くなければならない。
ればならず、さらには地震時には燃料を炉心内で横方向
に支持するための負荷に耐えるに充分な程度にシュラウ
ドが強くなければならない。
これらの要求の結果、冷却材境界パネルを実質的に補強
することが普通である。
することが普通である。
この結果通常作られる質量のあるシュラウド構造は、冷
却材の閉じ込めの目的および炉心の耐震支持の目的のた
め炉心境界に密接してはまることを可能にするように精
度の高い機械加工を必要とすることとなる。
却材の閉じ込めの目的および炉心の耐震支持の目的のた
め炉心境界に密接してはまることを可能にするように精
度の高い機械加工を必要とすることとなる。
このような機械加工は製作工程に著しい手間を加えさせ
るものとなる。
るものとなる。
これに加えて、このような機械加工は炉心シュラウドの
ステイフネス特性を変え、このためステイフネスと衝撃
吸収能力との最適組合せを達成するようにシュラウドを
チューニングすることができなくなる。
ステイフネス特性を変え、このためステイフネスと衝撃
吸収能力との最適組合せを達成するようにシュラウドを
チューニングすることができなくなる。
本発明の目的は、シュラウドの機能として要求される負
荷支持能力を充分持ち、その上はめ合せおよびチューニ
ングのための調整を独立して行なえるようにした炉心シ
ュラウドを提供するにある。
荷支持能力を充分持ち、その上はめ合せおよびチューニ
ングのための調整を独立して行なえるようにした炉心シ
ュラウドを提供するにある。
すなわち本発明は、原子炉容器中の炉心内に配設され炉
心境界を定める燃料組立体と、前記炉心のまわりに配設
され冷却材が前記炉心の下端部に達するまで前記容器に
流入する冷却材を炉心胴部外部に閉じ込める炉心胴部と
、この炉心胴部内に設けられ前記冷却材の流れを前記燃
料組立体を通って所定の長手方向上方の方向に差し向け
る炉心シュラウドとを包含する、水冷却、水減速型原子
炉において、前記炉心境界の形状にほぼ従いその全長に
わたって延在する一体の内面を有し前記燃料組立体から
間隔を隔ててこれを囲む冷却材境界と、前記炉心胴部内
に位置し前記冷却材境界を囲む複数個の長手方向に間隔
を隔てた実質的に円筒形の帯状部材と、前記冷却材境界
と各帯状部材との間に延在し前記冷却材境界から前記帯
状部材へ負荷を移す複数個の支柱装置とを包含し、前記
支柱装置のそれぞれが、燃料組立体中を流れる冷却材の
流れの方向に長手方向に向けられ、かつ円周方向におけ
る厚さが隣接支柱間の距離よりも短く前記冷却材境界と
前記炉心胴部との間に不断の長手力向流れを維持して前
記冷却材境界を冷却するようにした支柱を包含すること
を特徴とする原子炉にある。
心境界を定める燃料組立体と、前記炉心のまわりに配設
され冷却材が前記炉心の下端部に達するまで前記容器に
流入する冷却材を炉心胴部外部に閉じ込める炉心胴部と
、この炉心胴部内に設けられ前記冷却材の流れを前記燃
料組立体を通って所定の長手方向上方の方向に差し向け
る炉心シュラウドとを包含する、水冷却、水減速型原子
炉において、前記炉心境界の形状にほぼ従いその全長に
わたって延在する一体の内面を有し前記燃料組立体から
間隔を隔ててこれを囲む冷却材境界と、前記炉心胴部内
に位置し前記冷却材境界を囲む複数個の長手方向に間隔
を隔てた実質的に円筒形の帯状部材と、前記冷却材境界
と各帯状部材との間に延在し前記冷却材境界から前記帯
状部材へ負荷を移す複数個の支柱装置とを包含し、前記
支柱装置のそれぞれが、燃料組立体中を流れる冷却材の
流れの方向に長手方向に向けられ、かつ円周方向におけ
る厚さが隣接支柱間の距離よりも短く前記冷却材境界と
前記炉心胴部との間に不断の長手力向流れを維持して前
記冷却材境界を冷却するようにした支柱を包含すること
を特徴とする原子炉にある。
以下本発明を添付図面に例示したその好適な実施例につ
いて詳述する。
いて詳述する。
従来の典型的な炉心シュラウドを第1図に示した。
紙面の上下に延びる燃料組立体12は炉心内に配置され
ており、この炉心内で原子核反応が生ずる。
ており、この炉心内で原子核反応が生ずる。
冷却材、典型的には水をポンプで炉心の底部から頂部へ
と流し、このように炉心を流れる間にそこから熱を吸収
させる。
と流し、このように炉心を流れる間にそこから熱を吸収
させる。
この冷却材を炉心区域に閉じ込めるために、参照番号1
0で示すシュラウドを設ける。
0で示すシュラウドを設ける。
2.86cm(11/8インチ)の厚さのステンレス鋼
の板で作った冷却材境界14は大略炉心の周縁の形状に
従うものとしてある。
の板で作った冷却材境界14は大略炉心の周縁の形状に
従うものとしてある。
これを補強するために、参照番号16で示す一連のガー
スリブを冷却材境界の外部の様々な高さに設けてある。
スリブを冷却材境界の外部の様々な高さに設けてある。
このうちのひとつのみを第1図に示したが、約半ダース
の同形のガースリブが図示のものの下方の様々な高さ位
置に設けてある。
の同形のガースリブが図示のものの下方の様々な高さ位
置に設けてある。
このシュラウドにはまた垂直リブ18が設けてあり、こ
の垂直リブは構造上の強度を与えるものである。
の垂直リブは構造上の強度を与えるものである。
冷却材境界の厚さ、垂直リブ、さらにはガースリブはす
べて各所において予期される負荷によって課せられる強
度要求に適合するようにしてある。
べて各所において予期される負荷によって課せられる強
度要求に適合するようにしてある。
第1図において未説明のものは炉心胴部20である。
炉心胴部20は冷却材が炉心の下端に達するまではこの
流入する冷却材を炉心胴部の外部に止める機能を有する
ものである。
流入する冷却材を炉心胴部の外部に止める機能を有する
ものである。
冷却材は炉心下端から、炉心胴部の外部から炉心シュラ
ウドの内部へと流れる。
ウドの内部へと流れる。
炉心胴部20と冷却材境界14との間には、冷却材のわ
ずかな漏洩流れを通すことを許容する区域がある。
ずかな漏洩流れを通すことを許容する区域がある。
この冷却材の漏洩流れは、シュラウドそのものが炉心か
ら出る中性子線によって加熱され、従ってシュラウドは
冷却して熱応力を減少させ材料強度の弱化をさまたげな
けれはならない。
ら出る中性子線によって加熱され、従ってシュラウドは
冷却して熱応力を減少させ材料強度の弱化をさまたげな
けれはならない。
垂直リブとガースリブとは互いに直角をなしているとい
う事実からわかるように、この区域における冷却材の流
れはこれらのリブによってさまたげられ、このためこの
流れによってシュラウドに与えられる冷却効果は全く不
均一なものとなる。
う事実からわかるように、この区域における冷却材の流
れはこれらのリブによってさまたげられ、このためこの
流れによってシュラウドに与えられる冷却効果は全く不
均一なものとなる。
しかしガースリブおよび垂直リブは言うまでもなく欠く
ことができないものである。
ことができないものである。
何故ならばこれらのリブは圧力応力に対して冷却材境界
を補強し、地震によって誘起される負荷をささえる能力
を与えるからである。
を補強し、地震によって誘起される負荷をささえる能力
を与えるからである。
この従来の炉心シュラウドは溶接に非常な手間を要する
。
。
溶接は一般に手で行なわれる。何故ならばこれらのリブ
の配置力狛動溶接に不向きであるからである。
の配置力狛動溶接に不向きであるからである。
手による溶接は時間がかかることばかりでなく、通常自
動溶接よりも均質的に欠ける。
動溶接よりも均質的に欠ける。
この結果自動溶接による場合に比較して非破壊試験中に
欠陥として見出される溶接箇所が多くなる。
欠陥として見出される溶接箇所が多くなる。
さらにこのような溶接上の難点に加えて、炉心シュラウ
ドの製造は、炉心シュラウド組立後に行なわれるべき機
械加工によって冷却材境界を調整する必要があることに
よりさらに面倒なものとなっている。
ドの製造は、炉心シュラウド組立後に行なわれるべき機
械加工によって冷却材境界を調整する必要があることに
よりさらに面倒なものとなっている。
もちろんこの機械加工は費用がかかりしかも時間をくう
ものであり、さらに冷却材境界14として用いられる板
に余計な厚みをそなえておくことを必要とする。
ものであり、さらに冷却材境界14として用いられる板
に余計な厚みをそなえておくことを必要とする。
何故ならば板厚の一部が機械加工で失なわれるからであ
る。
る。
従って、従来の炉心シュラウドの製造は可成り高価につ
く。
く。
これに加えて、強度と衝撃吸収能力古の組合せを最適化
するように設計段階において行なわれるチューニングは
機械加工をすることで無意味となると考えられるのであ
る。
するように設計段階において行なわれるチューニングは
機械加工をすることで無意味となると考えられるのであ
る。
このような欠点があるにも拘らず第1図に示した型式の
従来型のシュラウドは他の型式のものに比較して利点が
ある。
従来型のシュラウドは他の型式のものに比較して利点が
ある。
それは予想される圧力応力と地震負荷に独立して耐える
ことができるからである。
ことができるからである。
組付けに当っては単にこれを炉心胴部へと下げてゆき、
下部支持構造に溶接するたけである。
下部支持構造に溶接するたけである。
もしこのシュラウドが構造的に炉心胴部と独立していな
ければ、すなわちもしこのシュラウドが炉心胴部から支
持することを必要とするならば、組付けは炉心胴部の溶
接部における要求に合さねはならないので可成り面倒な
こととなろう。
ければ、すなわちもしこのシュラウドが炉心胴部から支
持することを必要とするならば、組付けは炉心胴部の溶
接部における要求に合さねはならないので可成り面倒な
こととなろう。
第2図に示すように本発明の冷却材境界26は継手31
で連結した部分から成る。
で連結した部分から成る。
全部で8個の部分があり、このうちの4個が第2図に示
されている。
されている。
U字型の横断面を有するチャネル部材28は冷却材境界
の外向きの角部27の高さ方向に沿って延び、これらの
角部をまたいでいる。
の外向きの角部27の高さ方向に沿って延び、これらの
角部をまたいでいる。
第1図のリブ18と同様な垂直リブ25も冷却材境界の
高さまで延びている。
高さまで延びている。
これらチャネル部材28と垂直リブは支柱を構成してい
る。
る。
円筒形の帯状部材30が開口29に嵌合している。
この開口29は各チャネル部材の高さ方向に沿って形成
してある。
してある。
冷却材境界部分はそれぞれ従来技術を用いて角部におい
て曲げることにより炉心境界に嵌合している。
て曲げることにより炉心境界に嵌合している。
すなわち冷却材境界部分を所望の直角形状に曲げてチャ
ネル部材28をこれに溶接する。
ネル部材28をこれに溶接する。
垂直リブ25もまたこれらの冷却材境界部分に溶接され
る。
る。
一旦各部分を所望の形状に曲げ、チャネル部材および垂
直リブを取付けてしまうと、これらの冷却材境界部分は
一体となって冷却材境界を完成することとなる。
直リブを取付けてしまうと、これらの冷却材境界部分は
一体となって冷却材境界を完成することとなる。
次いで各帯状部材30を最終的に必要とされる半径より
もわずか大きな半径を有する割りバンドとしてまとめ、
これをシュラウドのまわりに嵌合する。
もわずか大きな半径を有する割りバンドとしてまとめ、
これをシュラウドのまわりに嵌合する。
この帯状部材30は開口29内に嵌め込まれその端部は
互いに押し付けられ溶接される。
互いに押し付けられ溶接される。
このように帯状部材を組付けると、垂直リブ25は帯状
部材の高さ位置で溶接することができる。
部材の高さ位置で溶接することができる。
このようにしてチャネル部材と垂直リブは正しい位置に
配置され、荷重を冷却材境界から帯状部材へと移す支持
部材として作用することとなる。
配置され、荷重を冷却材境界から帯状部材へと移す支持
部材として作用することとなる。
このようにして組立は完了する。チャネル部材28およ
び垂直リブ25は燃料組立体中を流れる冷却材の流れの
方向に長手方向に向けられている。
び垂直リブ25は燃料組立体中を流れる冷却材の流れの
方向に長手方向に向けられている。
またこれらの支柱すなわちチャネル部材28および垂直
リブ25は、第2図に示すように炉心胴部円周方向にお
ける厚さtが隣接支柱間の距離dより短い。
リブ25は、第2図に示すように炉心胴部円周方向にお
ける厚さtが隣接支柱間の距離dより短い。
このため冷却材境界26と炉心胴部22との間に不断の
長手方向流れを維持して冷却材境界を冷却することがで
きる。
長手方向流れを維持して冷却材境界を冷却することがで
きる。
総括すると、本発明の上述の構造によれば、いくつかの
利点が生れる。
利点が生れる。
第1には、冷却材境界が主要な応力支持部材でなくなる
ので、従来設計の場合のような厚いものでなくともよい
ことである。
ので、従来設計の場合のような厚いものでなくともよい
ことである。
このようにして上述のように所望の形状とするのに部材
を機械加工するのではなく曲げるによることが可能とな
る。
を機械加工するのではなく曲げるによることが可能とな
る。
この型式により炉心境界の形状に合せて冷却材境界を作
ることは全体構造の設計ステイフネスに何の影響をも与
えない。
ることは全体構造の設計ステイフネスに何の影響をも与
えない。
何故ならば機械加工による材料厚の変化がないからであ
る。
る。
このようにして本発明によればシュラウドの注意深く調
整した特性を製造過程において変更せしめることなく、
設計段階においてステイフネスと衝撃吸収能力との組合
せを最適化することを可能とする。
整した特性を製造過程において変更せしめることなく、
設計段階においてステイフネスと衝撃吸収能力との組合
せを最適化することを可能とする。
本発明の他の利点としては、ガースリブを帯状部材と置
き換えたことにより、すなわちガースリブを帯状部材3
0と置き換えこの帯状部材30を支持部材である垂直リ
ブ25およびチャネル部材28により冷却材境界26に
結合したことにより、冷却材境界30と炉心胴部22と
の間の空間において底部から頂部への冷却材流れか邪魔
されるのをなくしたことにある。
き換えたことにより、すなわちガースリブを帯状部材3
0と置き換えこの帯状部材30を支持部材である垂直リ
ブ25およびチャネル部材28により冷却材境界26に
結合したことにより、冷却材境界30と炉心胴部22と
の間の空間において底部から頂部への冷却材流れか邪魔
されるのをなくしたことにある。
これにより冷却材境界のさらに効率のよい冷却を可能と
する。
する。
これにより得られる冷却の均一性はチャネル部材内に孔
または切り開き部分を与えることによりさらに良好なも
のとすることができる。
または切り開き部分を与えることによりさらに良好なも
のとすることができる。
このような孔によりチャネル部材の内部と漏洩流れ領域
の残りの部分との間の流体連通を与えられるからである
。
の残りの部分との間の流体連通を与えられるからである
。
またガースリブを帯状部材と置き換えることにより、ガ
ースリブで得られる場合よりも一層均一な荷重分布が得
られる。
ースリブで得られる場合よりも一層均一な荷重分布が得
られる。
さらに他の利点としては垂直リブとチャネル部材との溶
接はも早ガースリブの存在によって邪魔されるこ七がな
いので自動溶接機によって行なうことができることであ
る。
接はも早ガースリブの存在によって邪魔されるこ七がな
いので自動溶接機によって行なうことができることであ
る。
なお、第2図右上部には従来のガースリブに似た部材が
示されているが、これはシュラウド底部から入り頂部か
ら去る流れを制御するため科オプションにより部分的に
配設される部材である。
示されているが、これはシュラウド底部から入り頂部か
ら去る流れを制御するため科オプションにより部分的に
配設される部材である。
本発明を適用すると冷却材境界を冷却する長手方向の流
れが非常に良好に流れるのでかえってその流れの制御の
ためにこのような部材を部分的に配設することが必要に
なることがあるのである。
れが非常に良好に流れるのでかえってその流れの制御の
ためにこのような部材を部分的に配設することが必要に
なることがあるのである。
以上本発明を添付図面に例示したその好適な実施例につ
いて詳述したが本発明はこの特定の実施例に限定される
ものではなく、本発明の精神を逸脱しないで幾多の変化
変形がなし得ることはもちろんである。
いて詳述したが本発明はこの特定の実施例に限定される
ものではなく、本発明の精神を逸脱しないで幾多の変化
変形がなし得ることはもちろんである。
第1図は従来の原子炉の炉心シュラウドの一部を示す平
面図、第2図は本発明による炉心シュラウドの同様な図
、第3図は第2図の3−3線に沿う断面図である。 22……炉心胴部、25……垂直リブ、26……冷却材
境界、27……角部、28……チャネル部材、29……
開口、30……帯状部材、31……継手。
面図、第2図は本発明による炉心シュラウドの同様な図
、第3図は第2図の3−3線に沿う断面図である。 22……炉心胴部、25……垂直リブ、26……冷却材
境界、27……角部、28……チャネル部材、29……
開口、30……帯状部材、31……継手。
Claims (1)
- 1 原子炉容器中の炉心内に配設され炉心境界を定める
燃料組立体と、前記炉心のまわりに配設され冷却材が前
記炉心の下端部に達するまで前記容器に流入する冷却材
を炉心胴部外部に閉じ込める炉心胴部と、この炉心胴部
内に設けられ前記冷却材の流れを前記燃料組立体を通っ
て所定の長手方向上方の方向に差し向ける炉心シュラウ
ドとを包含する、水冷却、水減速型原子炉において、前
記炉心境界の形状にほぼ従いその全長にわたって延在す
る一体の内面を有し前記燃料組立体から間隔を隔ててこ
れを囲む冷却材境界と、前記炉心胴部内に位置し前記冷
却材境界を囲む複数個の長手力向に間隔を隔てた実質的
に円筒形の帯状部材と、前記冷却材境界と各帯状部材さ
の間に延在し前記冷却材境界から前記帯状部材へ負荷を
移す複数個の支柱装置とを包含し、前記支柱装置のそれ
ぞれが、燃料組立体中を流れる冷却材の流れの方向に長
手方向に向けられ、かつ円周方向における厚さが隣接支
柱間の距離よりも短く前記冷却材境界と前記炉心胴部と
の間に不断の長手方向流れを維持して前記冷却材境界を
冷却するようにした支柱を包含することを特徴とする原
子炉。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/853,714 US4199403A (en) | 1977-11-21 | 1977-11-21 | Seismic core shroud |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5479388A JPS5479388A (en) | 1979-06-25 |
JPS5813875B2 true JPS5813875B2 (ja) | 1983-03-16 |
Family
ID=25316719
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP53141261A Expired JPS5813875B2 (ja) | 1977-11-21 | 1978-11-17 | 原子炉 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4199403A (ja) |
JP (1) | JPS5813875B2 (ja) |
BR (1) | BR7807583A (ja) |
CA (1) | CA1106085A (ja) |
ES (1) | ES475200A1 (ja) |
IT (1) | IT1100253B (ja) |
SE (1) | SE7811954L (ja) |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2481506B1 (fr) * | 1980-04-25 | 1986-08-29 | Framatome Sa | Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles |
US4752441A (en) * | 1985-11-14 | 1988-06-21 | Westinghouse Electric Corp. | Modular former for inner barrel assembly of pressurized water reactor |
US5600690A (en) * | 1994-02-02 | 1997-02-04 | Mpr Associates, Inc. | Method and apparatus for repairing boiling water reactor shrouds utilizing tie-rods and braces |
US5600689A (en) * | 1994-02-02 | 1997-02-04 | Mpr Associates, Inc. | Method and apparatus for repairing boiling water reactor shrouds utilizing tie-rods with multiple longitudinal members |
US5402570A (en) * | 1994-02-02 | 1995-04-04 | Mpr Associates, Inc. | Method for repairing boiling water reactor shrouds |
US5488643A (en) * | 1994-05-11 | 1996-01-30 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for supporting a shroud in a nuclear reactor |
US5430779A (en) * | 1994-05-16 | 1995-07-04 | Combustion Engineering, Inc. | Apparatus for supporting a shroud in a nuclear reactor |
US5588031A (en) * | 1994-10-27 | 1996-12-24 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus for reinforcing a reactor vessel core shroud |
US5687206A (en) * | 1996-03-15 | 1997-11-11 | Mpr Associates, Inc. | Method of replacing a boiling water reactor core shroud |
US5828713A (en) * | 1996-10-15 | 1998-10-27 | Mpr Associates, Inc. | Replacement core shroud assembly for a boiling water reactor |
US8532245B2 (en) * | 2008-12-17 | 2013-09-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Core shroud corner joints |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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FR1195789A (fr) * | 1958-05-09 | 1959-11-19 | Levivier Ets | Dispositif de maintien des éléments modérateurs de réacteurs nucléaires |
LU37229A1 (ja) * | 1958-06-05 | |||
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