JPS59143995A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS59143995A JPS59143995A JP59014557A JP1455784A JPS59143995A JP S59143995 A JPS59143995 A JP S59143995A JP 59014557 A JP59014557 A JP 59014557A JP 1455784 A JP1455784 A JP 1455784A JP S59143995 A JPS59143995 A JP S59143995A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
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- reactor
- reactor vessel
- inlet
- outlet
- 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.)
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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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (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】
持しながら囲む構造設備の設計に関するものである。
原子カプラントの設計に関しアメリカ合衆国原子力規制
委員会（ＮＲＯ）が要求している事故解析にはＬＯＯＡ
（冷却材喪失事故＝ Ｌｏｓｓ ｏｆＯｏｏｌａｎ
ｔ Ａｃ．ｃｉｄｅｎｔ）がある。ＬＯＯＡは、選択さ
扛だ場所での主冷却材ループ配管の瞬時的な全周破断で
あると定義さ扛ておシ、主冷却材ループ設備は、炉心冷
却の見地から、ＬＯＯＡかあっても活きているように設
計されていなけｎばならない。特に、安全注入、制御棒
のトリラビング、炉心の機械的形状の維持に貢献する語
構成要素は，：、： ＮＲＯ及びＡＳＭＦｉ （アメリ
カ機械学会） −の規定で定めらｔている“損傷応
力限界”を超えてはならない。ＬＯＯＡの考慮を必要と
する主冷却材ループ配管の場所の一つは、原子炉容器ノ
ズルとノズル安全端（ｎｏｖｚｌθｓａｆｅｅｎｄ）と
の間の溶接接合部である。この溶接接合部は、容器工場
において炭素鋼ノズルに溶接されるステンレス鏑す／グ
である。その目的は、主冷却材ループ配管を原子炉容器
のノズルに接続する際に現場で２種金属の溶接を行なう
必要性を排除するためである。ノズル安全端におけるＬ
ＯＣＡについて考慮すべき問題は、損傷すると仮定され
たノズル近傍での原子炉容器と１次遮蔽壁との間のキャ
ビティの加圧を予知することである。
委員会（ＮＲＯ）が要求している事故解析にはＬＯＯＡ
（冷却材喪失事故＝ Ｌｏｓｓ ｏｆＯｏｏｌａｎ
ｔ Ａｃ．ｃｉｄｅｎｔ）がある。ＬＯＯＡは、選択さ
扛だ場所での主冷却材ループ配管の瞬時的な全周破断で
あると定義さ扛ておシ、主冷却材ループ設備は、炉心冷
却の見地から、ＬＯＯＡかあっても活きているように設
計されていなけｎばならない。特に、安全注入、制御棒
のトリラビング、炉心の機械的形状の維持に貢献する語
構成要素は，：、： ＮＲＯ及びＡＳＭＦｉ （アメリ
カ機械学会） −の規定で定めらｔている“損傷応
力限界”を超えてはならない。ＬＯＯＡの考慮を必要と
する主冷却材ループ配管の場所の一つは、原子炉容器ノ
ズルとノズル安全端（ｎｏｖｚｌθｓａｆｅｅｎｄ）と
の間の溶接接合部である。この溶接接合部は、容器工場
において炭素鋼ノズルに溶接されるステンレス鏑す／グ
である。その目的は、主冷却材ループ配管を原子炉容器
のノズルに接続する際に現場で２種金属の溶接を行なう
必要性を排除するためである。ノズル安全端におけるＬ
ＯＣＡについて考慮すべき問題は、損傷すると仮定され
たノズル近傍での原子炉容器と１次遮蔽壁との間のキャ
ビティの加圧を予知することである。
該原子炉キャビティの加圧は原子炉容器及びその支持構
造に対して非対称の負荷を生じさせる。
造に対して非対称の負荷を生じさせる。
こｎによシ、損傷応力限界を超える応力が原子炉容器の
支持シューに生ずる結果になる。
支持シューに生ずる結果になる。
従って、本発明の主な目的は、事故による破断中の加圧
作用と、その結果原子炉容器に働く非対称の力とを低減
する原子炉を提供することである。
作用と、その結果原子炉容器に働く非対称の力とを低減
する原子炉を提供することである。
上記目的から本発明は、入口管及び出口管がそｎぞｎ−
’ＲＷ接さｎた入口ノズル及び出口ノズルを有する品温
の圧力流体が入る原子炉容器を備え、遮蔽壁によって形
成さｎ、たキャビティ内に囲ま扛て前記原子炉容器が隔
置した状態で配設されている原子炉において、前記遮蔽
壁は、前記入口管、出口管、入口ノズル及び出口ノズル
の領域に、溶接さｎたノズル接合部の破断部からの流体
の流扛を前記原子炉容器外へ導く案内手段と、前記原子
炉容器へ向かう流体の流ｎを阻止する阻止手段とを備え
ることを特徴とするものである。この原子炉は、原子炉
キャビティの非対称な加圧に帰因して原子炉容器に非対
称に働き、ノズルでのＬＯＯＡを伴なう非対称な負荷を
軽減する機能を持つ。そのために、管破断中、原子炉容
器に向かう管破断部の流出液を絞ると共に原子炉容器か
ら導出する開放したポートを設けることによシ、流出液
は原子炉容器から導出さｎる。
’ＲＷ接さｎた入口ノズル及び出口ノズルを有する品温
の圧力流体が入る原子炉容器を備え、遮蔽壁によって形
成さｎ、たキャビティ内に囲ま扛て前記原子炉容器が隔
置した状態で配設されている原子炉において、前記遮蔽
壁は、前記入口管、出口管、入口ノズル及び出口ノズル
の領域に、溶接さｎたノズル接合部の破断部からの流体
の流扛を前記原子炉容器外へ導く案内手段と、前記原子
炉容器へ向かう流体の流ｎを阻止する阻止手段とを備え
ることを特徴とするものである。この原子炉は、原子炉
キャビティの非対称な加圧に帰因して原子炉容器に非対
称に働き、ノズルでのＬＯＯＡを伴なう非対称な負荷を
軽減する機能を持つ。そのために、管破断中、原子炉容
器に向かう管破断部の流出液を絞ると共に原子炉容器か
ら導出する開放したポートを設けることによシ、流出液
は原子炉容器から導出さｎる。
本発明は、添付図面に一例として示したその好適な実施
例に関する下記の説明から一層容器に明らかとなろう。
例に関する下記の説明から一層容器に明らかとなろう。
第１図及び第２図は現行の、先行技術の原子炉キャビテ
ィクを示している。原子炉容器／は、その形状にきちん
と倣うようにコンクリートで１１さおた１次遮蔽壁コに
よって囲まれている。
ィクを示している。原子炉容器／は、その形状にきちん
と倣うようにコンクリートで１１さおた１次遮蔽壁コに
よって囲まれている。
該遮蔽壁、２を３本の管スリーブ３が貫通しており、主
冷却材ループ配管の入口又は出口管９及びノズルが前記
管スリーブ３を介して装置さｎる。管スリーブ３と管絶
縁体５の外周との間にはＳＣ尻の隙間が在るだけである
。また、供用中の検査のため接近可能に、各ノズルの上
方に１つ、合計ｇつ（１つのみを図示）の検査ボート乙
が遮蔽壁ユを貫通している。各検査ポート６は着脱自在
のコンクリート製プラグ７て塞がｎている。ノズル安全
端の溶接接合部ざでＬＯＣ！Ａが発生した場合、管スリ
ーブ３、検査ポート６及び原子炉キャビティグは破断し
た主冷却材ループ配管の入口又は出口管９から逃げる高
エネルギーの水及び蒸気で加圧されるようになるであろ
う。水及び蒸気の混合物の逃げ路は、管スリーブ３から
出て、遮蔽壁コと原子炉容器／との間の原子炉キャビテ
ィグ内に通じている。最終的には、この一時的通過によ
る圧力サージは原子炉キャビティク内で平衡状態に達す
る。しかし、一時的通過の最初の７秒においては、仮定
上の管破断部を含むノズル近傍において、７０１ｃｙ／
ｃｔｎ２という高いピーク圧力が原子炉キャビティグ内
に生じうる。このピーク圧力がａ、ｏ ｏ ｏ、ｏ ｏ
ｏ ｔｃｇにも達する非対称な負荷を原子炉容器／に
かけることになる。
冷却材ループ配管の入口又は出口管９及びノズルが前記
管スリーブ３を介して装置さｎる。管スリーブ３と管絶
縁体５の外周との間にはＳＣ尻の隙間が在るだけである
。また、供用中の検査のため接近可能に、各ノズルの上
方に１つ、合計ｇつ（１つのみを図示）の検査ボート乙
が遮蔽壁ユを貫通している。各検査ポート６は着脱自在
のコンクリート製プラグ７て塞がｎている。ノズル安全
端の溶接接合部ざでＬＯＣ！Ａが発生した場合、管スリ
ーブ３、検査ポート６及び原子炉キャビティグは破断し
た主冷却材ループ配管の入口又は出口管９から逃げる高
エネルギーの水及び蒸気で加圧されるようになるであろ
う。水及び蒸気の混合物の逃げ路は、管スリーブ３から
出て、遮蔽壁コと原子炉容器／との間の原子炉キャビテ
ィグ内に通じている。最終的には、この一時的通過によ
る圧力サージは原子炉キャビティク内で平衡状態に達す
る。しかし、一時的通過の最初の７秒においては、仮定
上の管破断部を含むノズル近傍において、７０１ｃｙ／
ｃｔｎ２という高いピーク圧力が原子炉キャビティグ内
に生じうる。このピーク圧力がａ、ｏ ｏ ｏ、ｏ ｏ
ｏ ｔｃｇにも達する非対称な負荷を原子炉容器／に
かけることになる。
この原子炉キャビティの圧力問題を解消するように構成
された本発明の装置を第３図〜第７図に示す。本発明に
よる新しい原子炉キャビティは現行のものと次の点で異
なっている。
された本発明の装置を第３図〜第７図に示す。本発明に
よる新しい原子炉キャビティは現行のものと次の点で異
なっている。
ｌ 供用中検査のため、９ｔｃＩｒＬ幅の環状スペース
ＩＯがノズル位置において原子炉容器ｌを囲んでいる。
ＩＯがノズル位置において原子炉容器ｌを囲んでいる。
コ 各ノズルの上方にあったｔつの大きな供用中の検査
ポート６が、６ノズル組間に配置さｎるざつの７ＳＣ１
ｎ直径の検査ポート乙に交換さｆている。
ポート６が、６ノズル組間に配置さｎるざつの７ＳＣ１
ｎ直径の検査ポート乙に交換さｆている。
３７次遮蔽壁コにある入口又は出口管の管スリーブ３が
大きくなっておシ、シかもその形状が円形断面から楕円
形断面に変わっている。
大きくなっておシ、シかもその形状が円形断面から楕円
形断面に変わっている。
ク 厚さ３！ｒｃｍの半径方向遮蔽壁／ｌが原子炉容器
ｌを囲んでおり、供用中検査用の環状スペースｌθにお
いて安全端の溶接部に対するノズルの供用中検査を行な
う作業員を保護するＱ ３ 原子炉容器／のノズル位置の部分及び入口又は出口
管ワが管スリーブ３を通過する部分では、通常の絶縁体
５０代シに潰扛ない絶縁体５が使用さｎている。
ｌを囲んでおり、供用中検査用の環状スペースｌθにお
いて安全端の溶接部に対するノズルの供用中検査を行な
う作業員を保護するＱ ３ 原子炉容器／のノズル位置の部分及び入口又は出口
管ワが管スリーブ３を通過する部分では、通常の絶縁体
５０代シに潰扛ない絶縁体５が使用さｎている。
６ 運ル（υ制限キー／、２の形態の管抑制部材が各管
スリーブ３内に設けられている。
スリーブ３内に設けられている。
ノズルに対する安全端の溶接部ざにおけるＬＯＣ！Ａの
場合、入口又は出口管デの破断端はその最初の位置から
変位し始めて、ある面積が開口しそこから高エネルギー
の蒸気及び水の混合物が流出する。管抑制部材との間に
ある間隙分だけ動いた後、破断端は管抑制部材／２によ
って停止させられるので、前記開口面積は最少である。
場合、入口又は出口管デの破断端はその最初の位置から
変位し始めて、ある面積が開口しそこから高エネルギー
の蒸気及び水の混合物が流出する。管抑制部材との間に
ある間隙分だけ動いた後、破断端は管抑制部材／２によ
って停止させられるので、前記開口面積は最少である。
次に蒸気及び水の混合物は供用中検査用の環状スペース
／θに流入し、該スペース１０を円周方向に流れ、開放
した供用中検査ポート乙を上方へ抜けると共に、大径の
管スリーブ３を通って外部へ出る。原子炉容器ｌへ向か
う流入は、厚さ、３！；ＣＨＬの半径方向遮蔽壁／ｌと
潰ｎないノズル絶縁体５との間の狭い取付はギャップの
ため、阻止さする。
／θに流入し、該スペース１０を円周方向に流れ、開放
した供用中検査ポート乙を上方へ抜けると共に、大径の
管スリーブ３を通って外部へ出る。原子炉容器ｌへ向か
う流入は、厚さ、３！；ＣＨＬの半径方向遮蔽壁／ｌと
潰ｎないノズル絶縁体５との間の狭い取付はギャップの
ため、阻止さする。
管の破断面積の制限と、原子炉容器からの流出の促進と
、原子炉容器へ向かう流扛の阻止とを組み合わせること
によって、原子炉キャビテイダの圧力が３〜グ分のｌに
低減し、原子炉容器ｌにかかる非対称な力が７０分のｌ
に大幅に減少する。
、原子炉容器へ向かう流扛の阻止とを組み合わせること
によって、原子炉キャビテイダの圧力が３〜グ分のｌに
低減し、原子炉容器ｌにかかる非対称な力が７０分のｌ
に大幅に減少する。
上述した構造のその他の特徴は知っておく価値がある。
即ち、（１）管の破断面程（を制限すると共に原子炉容
器ｌへ向かう流出流量をｔｆｆｌｊ限するために、管抑
制部材内及び原子炉容器ノズル上に特別の絶縁体が必要
である。そのために、良好な熱伝導率及び優ｎた消し強
さを持つ材料を使用する。（２）供用中検査ポート６を
開放状態に保って管破断部からの流出流量を多くすると
、プラント運転中の放射線ストリーミングが増大する。
器ｌへ向かう流出流量をｔｆｆｌｊ限するために、管抑
制部材内及び原子炉容器ノズル上に特別の絶縁体が必要
である。そのために、良好な熱伝導率及び優ｎた消し強
さを持つ材料を使用する。（２）供用中検査ポート６を
開放状態に保って管破断部からの流出流量を多くすると
、プラント運転中の放射線ストリーミングが増大する。
これ等のボート寸法を７ＩＣｒｌＬＶＣ減少させると共
に、該ボートをノズルの直上ではなくむしろノズル間に
配置することによって、放射線ストリーミング効果を適
切に減少させることができる。（３）大きくさｎた楕円
形の管スリーブ３は付加的な放射線ストリーミング通路
をもたらす。入口又は出口管９金管スリーブ３の底部近
くへ配置すると、入口又は出口管デが充水さｎた形態の
付加的な遮蔽が得らｎ１付加的、なストリーミングの間
；旭が軽減する。
に、該ボートをノズルの直上ではなくむしろノズル間に
配置することによって、放射線ストリーミング効果を適
切に減少させることができる。（３）大きくさｎた楕円
形の管スリーブ３は付加的な放射線ストリーミング通路
をもたらす。入口又は出口管９金管スリーブ３の底部近
くへ配置すると、入口又は出口管デが充水さｎた形態の
付加的な遮蔽が得らｎ１付加的、なストリーミングの間
；旭が軽減する。
第１図は先行技術における原子炉キャビティの４１身造
を示す平面断面図、第２図は先行技術における原子炉キ
ャビティ４１４造の縦断面図、第３図（は木兄１月によ
る原子炉キャビティの平面断面図、第７図は入口ノズル
の領域における原子炉キャビティの縦断面図、第５図は
第４図のＶ−■飯断面図、第６図は出口ノズルの領域に
おける原子炉キャピテイの縦断面図、第７図は第６１＊
１の■−■線ｐｔ面図である。 図中、／は原子炉容器、コは遮蔽壁、３は管スリーブ、
グはキャビティ、５は潰ｎない絶縁体、６及び１０は案
内手段を構成する検査ボートと環状スペース、ｇはノズ
ル秦合部、？は入口又は出口管、／ｌは阻止手段を÷ｉ
’７成する半径方向遮蔽壁。 特許出願人 ウエスチング／Ｓウス・エレクトリッ
ク−コーポレーション 代 理 人 曾 我 道 暢９、）藝１
１■ ・ 篤１図 蔦２図 死３圏 箆４図 第６図
を示す平面断面図、第２図は先行技術における原子炉キ
ャビティ４１４造の縦断面図、第３図（は木兄１月によ
る原子炉キャビティの平面断面図、第７図は入口ノズル
の領域における原子炉キャビティの縦断面図、第５図は
第４図のＶ−■飯断面図、第６図は出口ノズルの領域に
おける原子炉キャピテイの縦断面図、第７図は第６１＊
１の■−■線ｐｔ面図である。 図中、／は原子炉容器、コは遮蔽壁、３は管スリーブ、
グはキャビティ、５は潰ｎない絶縁体、６及び１０は案
内手段を構成する検査ボートと環状スペース、ｇはノズ
ル秦合部、？は入口又は出口管、／ｌは阻止手段を÷ｉ
’７成する半径方向遮蔽壁。 特許出願人 ウエスチング／Ｓウス・エレクトリッ
ク−コーポレーション 代 理 人 曾 我 道 暢９、）藝１
１■ ・ 篤１図 蔦２図 死３圏 箆４図 第６図
Claims (1)
- 入口管及び出口管がそれぞｎ溶接さｎた入口ノズル及び
出口ノズルを有する高温の圧力流体が入る原子炉容器を
備え、遮蔽壁によって形成さｎたキャビティ内に囲まｎ
て前記原子炉容器が隔置した状態で配設さｎている原子
炉において、前記遮蔽壁は、前記入口管、出口管、入口
ノズル及び出口ノズルの領域に、溶接されたノズル接合
部の破断部からの流体の流れを前記原子炉容器外へ導く
案内手段と、前記原子炉容器へ向かう流体の流ｆ′Ｌを
阻止する阻止手段とを備えることを特徴とする原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US462851 | 1983-02-01 | ||
| US06/462,851 US4600553A (en) | 1983-02-01 | 1983-02-01 | Reactor cavity |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59143995A true JPS59143995A (ja) | 1984-08-17 |
| JPH0352840B2 JPH0352840B2 (ja) | 1991-08-13 |
Family
ID=23838014
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59014557A Granted JPS59143995A (ja) | 1983-02-01 | 1984-01-31 | 原子炉 |
Country Status (13)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4600553A (ja) |
| JP (1) | JPS59143995A (ja) |
| KR (1) | KR840007796A (ja) |
| BE (1) | BE898804A (ja) |
| CH (1) | CH661999A5 (ja) |
| DE (1) | DE3401575A1 (ja) |
| ES (1) | ES8705146A1 (ja) |
| FI (1) | FI83711C (ja) |
| FR (1) | FR2542908B1 (ja) |
| GB (1) | GB2135107B (ja) |
| IT (1) | IT1173177B (ja) |
| PH (1) | PH21431A (ja) |
| ZA (1) | ZA84328B (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2191328B (en) * | 1986-05-30 | 1989-12-13 | Bechtel Eastern Power Corp | Integral reactor cavity seal/shield |
| ES2017682B3 (es) * | 1986-07-28 | 1991-03-01 | Siemens Ag | Central nuclear con un deposito a presion de reactor metalico |
| IL105529A0 (en) * | 1992-05-01 | 1993-08-18 | Amgen Inc | Collagen-containing sponges as drug delivery for proteins |
| CN106018138A (zh) * | 2016-07-22 | 2016-10-12 | 中国核动力研究设计院 | 基于射流实验的保温结构碎片特性鉴定系统及其鉴定方法 |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1948522C3 (de) * | 1969-09-25 | 1978-05-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Sicherheitsvorrichtung für Druckbehälter von Atomkernreaktoren |
| BE793126A (fr) * | 1971-12-23 | 1973-04-16 | Siemens Ag | Recipient sous pression pour reacteur nucleaire |
| DE2220486C3 (de) * | 1972-04-26 | 1981-05-21 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Druckwasserreaktor |
| FR2214938B1 (ja) * | 1973-01-23 | 1976-05-14 | Commissariat Energie Atomique | |
| DE2334773B2 (de) * | 1973-07-09 | 1977-02-10 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Kernreaktoranlage |
| DE2338303C3 (de) * | 1973-07-27 | 1978-06-29 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Atomkernreaktor |
| US4028176A (en) * | 1973-09-17 | 1977-06-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Nuclear reactor installation |
| US4118276A (en) * | 1974-08-16 | 1978-10-03 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Conduit system for gases of high temperature and high pressure |
-
1983
- 1983-02-01 US US06/462,851 patent/US4600553A/en not_active Expired - Fee Related
-
1984
- 1984-01-16 ZA ZA84328A patent/ZA84328B/xx unknown
- 1984-01-18 DE DE19843401575 patent/DE3401575A1/de not_active Withdrawn
- 1984-01-24 GB GB08401855A patent/GB2135107B/en not_active Expired
- 1984-01-26 ES ES529168A patent/ES8705146A1/es not_active Expired
- 1984-01-27 FR FR848401325A patent/FR2542908B1/fr not_active Expired
- 1984-01-31 FI FI840385A patent/FI83711C/fi not_active IP Right Cessation
- 1984-01-31 JP JP59014557A patent/JPS59143995A/ja active Granted
- 1984-01-31 CH CH455/84A patent/CH661999A5/de not_active IP Right Cessation
- 1984-01-31 BE BE0/212314A patent/BE898804A/fr not_active IP Right Cessation
- 1984-02-01 PH PH30187A patent/PH21431A/en unknown
- 1984-02-01 KR KR1019840000467A patent/KR840007796A/ko not_active Application Discontinuation
- 1984-02-02 IT IT19385/84A patent/IT1173177B/it active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| PH21431A (en) | 1987-10-15 |
| GB2135107B (en) | 1986-12-10 |
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