JPS59100895A - Nozzle - Google Patents

Nozzle

Info

Publication number
JPS59100895A
JPS59100895A JP57209368A JP20936882A JPS59100895A JP S59100895 A JPS59100895 A JP S59100895A JP 57209368 A JP57209368 A JP 57209368A JP 20936882 A JP20936882 A JP 20936882A JP S59100895 A JPS59100895 A JP S59100895A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
nozzle
thermal sleeve
nozzle body
thermal
cold water
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.)
Pending
Application number
JP57209368A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
孝一 黒沢
英世 斉藤
林 英策
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP57209368A priority Critical patent/JPS59100895A/en
Publication of JPS59100895A publication Critical patent/JPS59100895A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Percussion Or Vibration Massage (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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、高温水中に冷たい水を注入するのに好適なノ
ズルに係シ、特に原子炉圧力容器内に冷水を注入するの
に好適なノズルに関する。
[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a nozzle suitable for injecting cold water into high-temperature water, and particularly to a nozzle suitable for injecting cold water into a nuclear reactor pressure vessel. Regarding.

〔従来技術〕[Prior art]

原子炉圧力容器には、冷却材を循環させる等のために多
数のノズルが取シ付けである。そして、一般に原子炉圧
力容器内は高温状態にあシ、高温の炉水(280tll
”)に冷水(最低10C)を注入しなリブればならない
場合もある。このため、ノズル本体は、高温の炉水と注
入する冷水とによ)厳しい熱応力を受ける。従って、従
来原子炉圧力容器に冷水を導くノズルには、丈−マルス
リーブが取シ付けられ、ノズル本体を厳しい熱応力から
保護している。このノズル本体の熱応力に対する保護方
法を第1図ないし第3図によシ説明する。
A large number of nozzles are attached to the reactor pressure vessel for purposes such as circulating coolant. Generally, the inside of the reactor pressure vessel is in a high temperature state, and the high temperature reactor water (280 tll)
In some cases, it is necessary to inject cold water (minimum 10C) into the reactor. Therefore, the nozzle body is subjected to severe thermal stress (due to the high-temperature reactor water and the injected cold water). A long sleeve is attached to the nozzle that leads cold water into the pressure vessel to protect the nozzle body from severe thermal stress. Figures 1 to 3 show how to protect the nozzle body from thermal stress. Let me explain.

第1図は、原子炉圧力容器の全体を示す断面図である。FIG. 1 is a sectional view showing the entire nuclear reactor pressure vessel.

第1図において、原子炉圧力容器lOには、各種配管を
接続するだめの多数のノズル12が設けである。このノ
ズル12は、第2図に示すようにノズル本体14の内部
にサーマルスリーブ16が差し込んである。このサーマ
ルスリーブ16は、矢印18に示した冷水が高温の炉水
に接しているノズル本体14の内面20と直接接触する
のを防止し、ノズル本体14の熱応力の発生を防止する
もので、冷水18をサーマルスリーブ16の先yiM 
(第2図の右側端)に収シ付けである図示しないスパー
ジャから原子炉圧力容器内に注入するようにし−Cいる
In FIG. 1, a reactor pressure vessel IO is provided with a large number of nozzles 12 for connecting various pipes. As shown in FIG. 2, this nozzle 12 has a thermal sleeve 16 inserted into a nozzle body 14. This thermal sleeve 16 prevents the cold water shown by the arrow 18 from coming into direct contact with the inner surface 20 of the nozzle body 14 that is in contact with high-temperature reactor water, and prevents the generation of thermal stress in the nozzle body 14. Pour the cold water 18 into the tip of the thermal sleeve 16
A sparger (not shown) with a sparger installed at the right end of FIG. 2 is injected into the reactor pressure vessel.

しかし、このような差し込み屋す−マルスIJ−プを用
いたノズル12に2いては、冷水18を原子炉圧力d器
10内に注入した時に、サーマルスリーブ16が収縮し
サーマルスリーブ16とノズル本体14との間に隙間が
生ずる。このため、冷水18が矢印22,23をもって
示すように、サーマルスリーブ16とノズル本体14と
の間から漏れ、ノズル本体14のコーナ一部24におい
−C高温の炉水と混じυ合い、コーナ一部24に高サイ
クル熱変動に伴う熱疲労が生ずる。そこで、サーマルス
リーブ16のノズル本体14への取シ付は部に0.2〜
0.5m程度の締め代を与え、冷水注入時に生ずる隙間
を微小にする方法が考えられている。しかし、この場合
においても、冷水注入時における一I−マルスリーブの
収縮は防止することができず、冷水の漏れが生じる。
However, in the nozzle 12 using such a plug-in type Mars IJ, when cold water 18 is injected into the reactor pressure vessel 10, the thermal sleeve 16 contracts and the thermal sleeve 16 and the nozzle body 14, a gap is created between the two. Therefore, as shown by arrows 22 and 23, the cold water 18 leaks from between the thermal sleeve 16 and the nozzle body 14, mixes with the high-temperature reactor water in the corner 24 of the nozzle body 14, and Thermal fatigue occurs in the portion 24 due to high cycle thermal fluctuations. Therefore, the attachment of the thermal sleeve 16 to the nozzle body 14 is approximately 0.2 to 0.2 mm.
A method has been considered in which a tightness of about 0.5 m is provided to minimize the gap that occurs when cold water is injected. However, even in this case, it is not possible to prevent the contraction of the one I-ring sleeve when cold water is injected, and leakage of cold water occurs.

しかも、一般に差し込み型チーマルスリーブ16は、イ
ンコネル或いはステンレス製であシ、ノズル本体14は
炭素鋼製である。そのため、ノズル本体側金属の腐食、
二ローション等による経年劣化が生じ、サーマルスリー
ブ16の取シ付は部において、ノズル本体14とサーマ
ルスリーブ16との間の隙間が徐々に増加し、冷水の漏
れが増加することが考えられる。そして、締め代を与え
たはずの丈−マルスリーブは、原子炉の運転中の熱サイ
クルを受け、次第に締め代がなくなシ、嵌合が弛くなる
いわゆるへたシを生ずる虞れがある。
Furthermore, the insertion type thermal sleeve 16 is generally made of Inconel or stainless steel, and the nozzle body 14 is made of carbon steel. Therefore, corrosion of the metal on the nozzle body side,
It is conceivable that aging deterioration due to lotion, etc. occurs, and when the thermal sleeve 16 is installed, the gap between the nozzle body 14 and the thermal sleeve 16 gradually increases, leading to increased leakage of cold water. Furthermore, the length of the sleeve, which should have provided a tightening margin, is subject to thermal cycles during reactor operation, and there is a risk that the tightening margin will gradually disappear and the fit will become loose, resulting in so-called sagging. .

第3図は、上記の欠点を解消するために考えられたノズ
ルの断面図である。第3図に示したノズル12は、チー
マルスリーブ26をノズル本体14の端部28に溶接部
3oにおいて溶接接続したものである。このノズル12
においては、チーマルスリーブ26のノズル本体14へ
の取り付は部において冷水が漏れる心配がない。しかし
、第3図に示すように、スパージャ32の吐出口34か
ら原子炉圧力容器10内に注入された冷水18が、炉内
溝造吻36によシ跳ね返される、いわゆるスズラッシュ
バックを生じ、跳ね区シ水38がノズル本体14の方向
に流れる。この際、発明者等は、跳ね返シ水38が矢印
をもって示した炉内下降流40を引き込み、ノズル本体
14のコーナ一部24や線分42の右側のB部の内面2
0に高サイクル熱応力を与えることを見い出した。
FIG. 3 is a sectional view of a nozzle designed to eliminate the above drawbacks. In the nozzle 12 shown in FIG. 3, a thermal sleeve 26 is welded to an end 28 of the nozzle body 14 at a welded portion 3o. This nozzle 12
In this case, the thermal sleeve 26 is attached to the nozzle body 14 without fear of leakage of cold water. However, as shown in FIG. 3, the cold water 18 injected into the reactor pressure vessel 10 from the discharge port 34 of the sparger 32 is bounced back by the reactor groove rostrum 36, causing so-called tin lashback. The splashing water 38 flows in the direction of the nozzle body 14. At this time, the inventors drew in the downward flow 40 in the furnace indicated by the arrow by the splashed water 38, and the corner part 24 of the nozzle body 14 and the inner surface of part B on the right side of the line segment 42
It has been found that high cycle thermal stress can be applied to 0.

しかも、発明者らの実験によると、この溶接タイプのサ
ーマルスリーブ26を用いたノズル12においては、ス
ゲラッシュバックの影響を受けない、例えば第3図の線
分42よシ左側のA部においては、ノズル本体14とサ
ーマル、< IJ−プ26との間のアニューラス部44
には軸方向流れが生しない。このため、サーマルスリー
ブ26内を流通する冷却水によシ、サーマルスリーブ2
6の外表面が冷却され、サーマルスリーブ26の外表面
上に冷水層が生じる。この冷水層は、成程度成長すると
周囲の炉水との比重差によシサーマルスリーブ26のf
方に落下し、ノズル本体14の内面20に急激な温度変
動を与える。また、サーマルスリーブ26とノズル本体
14とは、溶接接続しであるため、サーマルスリーブ2
6をノズル本体14から引き抜き、ノズル本体14の内
面側から配・a等を点検することができない。
Moreover, according to experiments conducted by the inventors, the nozzle 12 using this welding type thermal sleeve 26 is not affected by sedge lashback, for example, in the section A on the left side of the line 42 in FIG. , the annulus section 44 between the nozzle body 14 and the thermal <IJ-p 26
There is no axial flow. Therefore, the cooling water flowing inside the thermal sleeve 26 can
The outer surface of thermal sleeve 26 is cooled, creating a layer of cold water on the outer surface of thermal sleeve 26 . When this cold water layer grows to a certain extent, the f
This causes the inner surface 20 of the nozzle body 14 to undergo rapid temperature fluctuations. In addition, since the thermal sleeve 26 and the nozzle body 14 are connected by welding, the thermal sleeve 26 and the nozzle body 14 are connected by welding.
6 from the nozzle body 14 and inspect the arrangement, a, etc. from the inner surface of the nozzle body 14.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、前記従来技術の欠点を解消するためになされ
たもので、冷水を導くことによシ生ずる熱応力の発生を
防止することができるノズルを提供することを目的とす
る。
The present invention has been made in order to eliminate the drawbacks of the prior art, and an object of the present invention is to provide a nozzle that can prevent the generation of thermal stress caused by introducing cold water.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、ノズル本体にサーマルスリーブ゛を溶接接続
すると共に、このサーマルスリーブにノズル本体開口部
を遮蔽するバッフル板を設け、スパ−ジャから注入した
冷水のスプラッシュバックを防止することによシ、ノズ
ルに熱応力が生じないように構成したものである。
In the present invention, a thermal sleeve is welded to the nozzle body, and a baffle plate is provided on the thermal sleeve to shield the opening of the nozzle body to prevent splashback of cold water injected from the sparger. The structure is such that thermal stress does not occur in the nozzle.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

本発明に係るノズルの好ましい実施例を、添付図面に基
づき詳説する。尚、前記従来技術において説明した部分
に対応する部分については、同一の符号を付しその説明
を省略する。
Preferred embodiments of the nozzle according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. Note that the same reference numerals are given to the parts corresponding to the parts explained in the prior art, and the explanation thereof will be omitted.

第4図は、本発明に係るノズルの実施例の一部断面図で
ある。
FIG. 4 is a partial sectional view of an embodiment of a nozzle according to the present invention.

第4図においてサーマルスリーブ46は、ノズル48の
肩部28を介してノズル本体14に宕接接続されている
。即ち、端部28は、リング部50とサーマルスリーブ
46とを溶接部30において溶接接続した後、溶接部5
0においてノズル本体14と溶接接続される。
In FIG. 4, thermal sleeve 46 is connected to nozzle body 14 via shoulder 28 of nozzle 48. In FIG. That is, after the ring part 50 and the thermal sleeve 46 are welded and connected at the welding part 30, the end part 28 is connected to the welding part 5.
0, it is welded and connected to the nozzle body 14.

サーマルスリーブ46の先端(第4図において右側端)
は、先細状にやや絞られた絞9部54となって゛疑シ、
この絞シ部54にスパージャ56が締シ嵌めしである。
Tip of thermal sleeve 46 (right end in Fig. 4)
It is suspected that the diaphragm 9 has a slightly tapered diaphragm 54.
A sparger 56 is tightly fitted into this constriction portion 54.

そして、スパージャ56の吐出口34後方にはサーマル
スリーブ46の軸線57に対し角度θをもってバッフル
板58が取シ付けである。この角度θは、原子炉圧力容
器10の構造、冷水18の給水量、炉内下降流40等に
よシ0〜90度の範囲内において所定の角度に決定さ・
れる。尚、第4図において示した符号60は、バックル
板58を補強する補強リプである。
A baffle plate 58 is attached behind the discharge port 34 of the sparger 56 at an angle θ to the axis 57 of the thermal sleeve 46. This angle θ is determined to be a predetermined angle within the range of 0 to 90 degrees depending on the structure of the reactor pressure vessel 10, the amount of cold water 18 supplied, the downflow 40 in the reactor, etc.
It will be done. Note that the reference numeral 60 shown in FIG. 4 is a reinforcing lip that reinforces the buckle plate 58.

上記のような構造を有するノズル48においては、スパ
ージャ56の吐出口34から原子炉圧力容a10内に注
入した冷水18が、炉内構造物36に衝突し、跳ね返り
水38を生じてもバックル板58が跳ね返p水38を遮
蔽し、ノズル本体14に跳ね収シ水38が到達しないよ
うにできる。
In the nozzle 48 having the above structure, even if the cold water 18 injected into the reactor pressure volume a10 from the discharge port 34 of the sparger 56 collides with the reactor internals 36 and splashes back water 38, the buckle plate 58 can shield the splashed water 38 and prevent the splashed water 38 from reaching the nozzle body 14.

このため、ノズル本体14は、高サイクル熱応力を受け
ることがない。しかも、バックル板58とノズル本体1
4との間から炉内下降流40がアニューラス部44内に
流入し、前記したサーマルスリーブ46の外表面上に生
ずる冷水層の形成を防止することができる。なお、冷た
い液体中に高温の液体を注入する場合にも、熱応力の発
生を防止できる。
Therefore, the nozzle body 14 is not subjected to high cycle thermal stress. Moreover, the buckle plate 58 and the nozzle body 1
The in-furnace downward flow 40 flows into the annulus portion 44 from between the thermal sleeve 46 and the thermal sleeve 46, thereby preventing the cold water layer from forming on the outer surface of the thermal sleeve 46. Note that generation of thermal stress can also be prevented when a high temperature liquid is injected into a cold liquid.

第5図は、バックル板58を設けた場合の効果を示した
ものである。第5図の縦軸に示した温度変動防止効果は
、バックル板を設けなかった時の温度変動を0%とし、
温度変動が全くない状態を100%としている。第5図
から明らかなようにバッフル板58の角度θが約60度
の時に温度変動防止効果が最大となる。従って、一般的
に角度θは、45度ないし80度に設定することが望ま
しい。このように、本実施例においては、従来の差し込
み型サーマルスリーブの冷水漏れに基づく温度変動を1
00%防止でき、また、従来の溶接タイプのサーマルス
リーブによるスプラッシュパックに伴う温度変動を約1
00%防止できると共に一%サーマルスリーブ外表面に
おける冷水による熱伝達の影響に伴う温度変動−と約5
0%防止することができる。このだめ、本実施例におけ
るノズル48においては、温度変動が従来の溶接タイプ
のサーマルスリーブを用いた場合の温度変動の約1/1
0程度に改善することができる。
FIG. 5 shows the effect of providing the buckle plate 58. The temperature fluctuation prevention effect shown on the vertical axis in Figure 5 is based on the assumption that the temperature fluctuation when no buckle plate is provided is 0%.
The state where there is no temperature fluctuation is defined as 100%. As is clear from FIG. 5, the temperature fluctuation prevention effect is maximized when the angle θ of the baffle plate 58 is about 60 degrees. Therefore, it is generally desirable to set the angle θ to 45 degrees to 80 degrees. In this way, in this embodiment, temperature fluctuations caused by cold water leakage from conventional plug-in thermal sleeves can be reduced to 1.
00% can be prevented, and temperature fluctuations associated with splash packs caused by conventional welded thermal sleeves can be reduced by approximately 1.
00% can be prevented and 1% temperature fluctuation due to the influence of heat transfer by cold water on the outer surface of the thermal sleeve - and about 5%
0% can be prevented. However, in the nozzle 48 of this embodiment, the temperature fluctuation is about 1/1 of the temperature fluctuation when using a conventional welded type thermal sleeve.
It can be improved to about 0.

第6図は、本発明に係るノズルの他の実施例の断面図で
ある。
FIG. 6 is a sectional view of another embodiment of the nozzle according to the present invention.

第6図に示した実癩例においては、スパージャ56がチ
ーマルスリーブ46の絞9部54に溶接部62において
溶接接続されている。そして、スパージャ56の周面に
はバッフル板64が固定しである。このバッフル板64
は、陵面に補強リプ66が設けてあシ、この補強リプ6
6がブラケット68を介してノズル本体14に固定しで
ある。
In the practical example shown in FIG. 6, the sparger 56 is welded to the diaphragm 9 54 of the thermal sleeve 46 at a weld 62. A baffle plate 64 is fixed to the circumferential surface of the sparger 56. This baffle plate 64
A reinforcing lip 66 is provided on the ridge surface, and this reinforcing lip 6
6 is fixed to the nozzle body 14 via a bracket 68.

バッフル板64は、第7図および第8図に示すように傘
状の半割逆構造をなし、円筒部70の7ランジ72をボ
ルト74とナツト76とによシ締結し、スパージャ56
に取シ付けること−ができる。
The baffle plate 64 has an umbrella-shaped half-inverted structure as shown in FIGS.
It can be attached to.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上説明したように本発明によれば、ノズル本体とサー
マルスリーブとを溶接し、ノズル本体開口部を覆うよう
にバッフル′板を設けることによシ、ノズルに生ずる熱
応力の発生を防止することができる。
As explained above, according to the present invention, by welding the nozzle body and the thermal sleeve and providing a baffle plate to cover the nozzle body opening, it is possible to prevent thermal stress from occurring in the nozzle. I can do it.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

8g1図は原子炉圧力容器の全体を示す断面図、第2図
は差し込み型サーマルスリーブを用いたノズルの断面図
、第3図は従来の溶接咲続厘サーマルスリーブを用いた
ノズルの断面図、第4図は本発明に係るノズルの実施例
の断面図、第5図はバックル板の角度と温度変動防止効
果との関係を示す図、第6図は本発明に係るノズルの他
の夫画例の@面図、第7図は第6図に示しだバッフル板
の正面図、第8図は第6図に示したバックル板の側面図
である。 12.48・・・ノズノペ 14・・・ノズル本体、1
6゜26.46・・・サーマルスリーブ、30,52゜
62・・・浴接部、32.56・・・スパージャ、58
゜64・・・バッフル板。 泉1図 第2図 宅30 [〒 第7図 68図
Figure 8g1 is a sectional view showing the entire reactor pressure vessel, Figure 2 is a sectional view of a nozzle using a plug-in thermal sleeve, and Figure 3 is a sectional view of a nozzle using a conventional welded Sakizuki thermal sleeve. FIG. 4 is a cross-sectional view of an embodiment of the nozzle according to the present invention, FIG. 5 is a diagram showing the relationship between the angle of the buckle plate and the effect of preventing temperature fluctuations, and FIG. 6 is another cross-sectional view of the nozzle according to the present invention. FIG. 7 is a front view of the baffle plate shown in FIG. 6, and FIG. 8 is a side view of the buckle plate shown in FIG. 6. 12.48... Nozzle nope 14... Nozzle body, 1
6゜26.46... Thermal sleeve, 30, 52゜62... Bath contact part, 32.56... Sparger, 58
゜64...Baffle plate. Izumi Figure 1 Figure 2 House 30 [〒 Figure 7 Figure 68

Claims (1)

【特許請求の範囲】 l。内部に高温流体が循環している容器に設けたノズル
本体と、このノズル本体内部に取シ付けたサーマルスリ
ーブと、低温流体を前記容器内に注入する前記サーマル
スリーブに接続したスパージャとを備えたノズルにおい
て、前記サーマルスリーブを前記ノズル本体に4接接続
すると共に、前記ノズル本体開口部を遮蔽するバックル
板を前記サーマルスリーブに対し着脱可能に設けたこと
を特徴とするノズル。 2、前記バッフル板は、前記サーマルスリーブに着脱自
在に嵌合した前記スパージャに浴接接続したことを特徴
とする特許請求の範囲第1項記載のノズル。 3、前記バックル板は、前記容器内に向けての開き角が
90度ないし160度であることを特徴とする特「汗副
求の範囲第1項または第2項記載のノズル。
[Claims] l. A nozzle body provided in a container in which high-temperature fluid circulates, a thermal sleeve attached to the inside of the nozzle body, and a sparger connected to the thermal sleeve for injecting low-temperature fluid into the container. A nozzle, characterized in that the thermal sleeve is connected to the nozzle main body in four connections, and a buckle plate for shielding the nozzle main body opening is removably attached to the thermal sleeve. 2. The nozzle according to claim 1, wherein the baffle plate is connected by bath welding to the sparger which is removably fitted to the thermal sleeve. 3. The nozzle according to item 1 or 2, wherein the buckle plate has an opening angle of 90 degrees to 160 degrees toward the inside of the container.
JP57209368A 1982-12-01 1982-12-01 Nozzle Pending JPS59100895A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57209368A JPS59100895A (en) 1982-12-01 1982-12-01 Nozzle

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57209368A JPS59100895A (en) 1982-12-01 1982-12-01 Nozzle

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS59100895A true JPS59100895A (en) 1984-06-11

Family

ID=16571774

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57209368A Pending JPS59100895A (en) 1982-12-01 1982-12-01 Nozzle

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS59100895A (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4834935A (en) * 1984-12-24 1989-05-30 Combustion Engineering, Inc. Feedwater sparger assembly

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4834935A (en) * 1984-12-24 1989-05-30 Combustion Engineering, Inc. Feedwater sparger assembly

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109643588A (en) Filled on nuclear reactor-under let out the threeway electric hybrid module of system stream
JPH0820542B2 (en) Pressurized water reactor
US5785361A (en) Feedwater nozzle thermal sleeve
JPS59100895A (en) Nozzle
KR100936551B1 (en) Apparatus and method for repairing reactor vessel cladding using a seal plate
JPS6057289A (en) Double tank type fast breeder reactor
JPH0139077B2 (en)
GB1582107A (en) Nuclear reactor
JPS60165594A (en) Nozzle for pressure vessel of reactor
JP2586535Y2 (en) Fluid supply nozzle for high temperature vessel
JPS6180094A (en) Wedling thermal sleeve
US2746473A (en) Valve means for charging containers with fluid
JPS60228995A (en) Nozzle for pressure vessel of nuclear reactor
JPS6118157B2 (en)
JPS58139098A (en) Cold trap fixed in tank
JPS5820960Y2 (en) Reactor
JP2774166B2 (en) Cooling device
JPS5912394A (en) Nozzle for pressure vessel with baffle plate
JPH07248389A (en) Fast reactor
JP2003014883A (en) Double pipe structure in steam generator
JPS61124892A (en) Reactor vessel for fast breeder reactor
JPS5941557B2 (en) nuclear fuel assembly
JPH07151880A (en) Liquid metal-cooling fast reactor
JPS6128891A (en) Fast breeder reactor
JPS58124193A (en) Method of setting up water-cooled pipe to meltage encasing vessel shell