JPS59203994A - 沸騰水型原子炉の水位計測装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の水位計測装置Info
- Publication number
- JPS59203994A JPS59203994A JP58078191A JP7819183A JPS59203994A JP S59203994 A JPS59203994 A JP S59203994A JP 58078191 A JP58078191 A JP 58078191A JP 7819183 A JP7819183 A JP 7819183A JP S59203994 A JPS59203994 A JP S59203994A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- differential pressure
- water level
- measuring device
- coolant
- water
- Prior art date
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- 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
- Monitoring And Testing Of 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】
〔発明の利用分野〕
この発明は沸騰水型原子炉の炉内に連通ずるように該炉
体に設けられた差圧導管が上位に基準液面器を有し下位
に差圧計を狗して冷却材喪失事故に際して格納容器に内
設したスゲレイヘッダから冷却スゲレイが動作されるよ
うにした水位計測装置に関する発明であり、特に、上記
事故の賜金、上記スプレィヘッダからのスゲレイに加え
て上記基準液面器の上部から該スゲレイヘッダに接続す
るスプレィノズルが作動するようにし、更には該スプレ
ィノズルからの水を下側の差圧導管の周囲に囲繞して設
けたスゲレイ水受はノ（イブで該差圧導管を冷却するよ
うにした沸騰水型原子炉の水位計測装置に係る発明であ
る。
体に設けられた差圧導管が上位に基準液面器を有し下位
に差圧計を狗して冷却材喪失事故に際して格納容器に内
設したスゲレイヘッダから冷却スゲレイが動作されるよ
うにした水位計測装置に関する発明であり、特に、上記
事故の賜金、上記スプレィヘッダからのスゲレイに加え
て上記基準液面器の上部から該スゲレイヘッダに接続す
るスプレィノズルが作動するようにし、更には該スプレ
ィノズルからの水を下側の差圧導管の周囲に囲繞して設
けたスゲレイ水受はノ（イブで該差圧導管を冷却するよ
うにした沸騰水型原子炉の水位計測装置に係る発明であ
る。
周知の如く原子炉には種々の型のものがあるが、そのう
ち沸騰水型のものは原子炉水位の管理が極めて重要であ
り、射に事故時の水位計測は大半である。
ち沸騰水型のものは原子炉水位の管理が極めて重要であ
り、射に事故時の水位計測は大半である。
そこで、該水位管理には所謂スプレィ冷却型原子炉水位
計測装置が用いられている。
計測装置が用いられている。
核種水位計測装置の基本態様を第１図によシ説明すると
、水位計測装置１は炉２に取付けられ、その差圧導管３
は炉内に連通されて下位に差圧計４を上位に基準液面器
５を介設され炉水６は該差圧導管３に導出され、基準水
面器５で凝縮されて復水されるようにされている。
、水位計測装置１は炉２に取付けられ、その差圧導管３
は炉内に連通されて下位に差圧計４を上位に基準液面器
５を介設され炉水６は該差圧導管３に導出され、基準水
面器５で凝縮されて復水されるようにされている。
又、該水位計測装置１は格納容器７内に設けられ、該基
準液面器５内の冷却材喪失事故時の冷却用スプレィヘッ
ダ８を備えている。
準液面器５内の冷却材喪失事故時の冷却用スプレィヘッ
ダ８を備えている。
而して、該水位計測装置１の作動原理は該基準液面器５
側の圧力をＰｚと炉内の圧力Ｐ２との差圧を差圧計４を
計測して炉内水位を求めるものでろって次式で得られる
。
側の圧力をＰｚと炉内の圧力Ｐ２との差圧を差圧計４を
計測して炉内水位を求めるものでろって次式で得られる
。
Ｐｔ＝γ！ｔ！
Ｆ２−γ２ ｔ２
ＰＩ Ｆ２−ΔＰ＝γ＋２１−γ２ｔ２−’−ｔ２
＝ （γＩｔＩ−γ２ｔ２）／γ２ ・・・（１）
こ＼で、γ！ ＝差圧導管３内冷却材密度ｔ１：差圧導
管３のスパン ｔ２ ：炉内水位（求めるもの） ΔＰ：差圧計４の指示値 而して、上述基本態様の水位計測装置１においては炉内
からの蒸気を凝縮することによシ基準液面器５の内部冷
却材液面りを維持している。
＝ （γＩｔＩ−γ２ｔ２）／γ２ ・・・（１）
こ＼で、γ！ ＝差圧導管３内冷却材密度ｔ１：差圧導
管３のスパン ｔ２ ：炉内水位（求めるもの） ΔＰ：差圧計４の指示値 而して、上述基本態様の水位計測装置１においては炉内
からの蒸気を凝縮することによシ基準液面器５の内部冷
却材液面りを維持している。
この場合、格納容器７内の通常温度は３５′Ｃ程度であ
り、第２．３図に示す様に基準液面器５０基準面りとそ
の差圧導管３の温度分布はグラフＣ１０通シであるよう
にされている。
り、第２．３図に示す様に基準液面器５０基準面りとそ
の差圧導管３の温度分布はグラフＣ１０通シであるよう
にされている。
ところが、不側の原因にｘ、、９、所謂ＬＯＣＡと称さ
れる冷却材喪失事故が発生すると該基準液面器５から冷
却材が消失し、それにより格納容器７内雰囲気は上昇し
、極端な厳しい事故では１７００程度にも達し、そのだ
め、該基準液面器５、下位正圧導管３内の冷却材も昇温
し、その温間分布は第３図０２の様になる。
れる冷却材喪失事故が発生すると該基準液面器５から冷
却材が消失し、それにより格納容器７内雰囲気は上昇し
、極端な厳しい事故では１７００程度にも達し、そのだ
め、該基準液面器５、下位正圧導管３内の冷却材も昇温
し、その温間分布は第３図０２の様になる。
その結果、基準液面器５と差圧導管３内冷却材の密度は
変化し、前述（１）式によシ炉内水位ｔ２は激変するこ
とになる。
変化し、前述（１）式によシ炉内水位ｔ２は激変するこ
とになる。
したがって正常な状態の格納容器７内温度に較正された
水位計測装置１の冷却材喪失事故時の計測精度は低下す
る。
水位計測装置１の冷却材喪失事故時の計測精度は低下す
る。
そのため、スゲレイヘッド８からのスプレーが格納容器
７内昇囲気を冷却するが、その冷却とそれによる開動的
な差圧導管３内の冷却材の冷却には相当時間のずれが１
、したがってその間の計測精度は不正（１ｍであること
になり、原子炉１内の水位確認が出来ない問題かおった
。
７内昇囲気を冷却するが、その冷却とそれによる開動的
な差圧導管３内の冷却材の冷却には相当時間のずれが１
、したがってその間の計測精度は不正（１ｍであること
になり、原子炉１内の水位確認が出来ない問題かおった
。
これに対処するに第４図に示す似に基準液面器５下側の
差圧導管２を二重にして外管９に冷却水を強制急送流過
させるようにした態様がある。
差圧導管２を二重にして外管９に冷却水を強制急送流過
させるようにした態様がある。
さシながら、該椎対処水位計測装置では該冷却水急送の
だめの１を管やポンプ類を新設せねばならず、したがっ
て、コスト高になる不利点があった１、これに代替して
第５図に示す様に下位差圧導管３に冷却コイル１０を巻
装した計測装置もあるが、上述態様同様冷却材の密度は
一定に保持されはするもの＼、同じく配管、ポンプ類の
新設によるコスト高を招く不利点がある上にコイルの保
守点検が偵瑣である難点があった。
だめの１を管やポンプ類を新設せねばならず、したがっ
て、コスト高になる不利点があった１、これに代替して
第５図に示す様に下位差圧導管３に冷却コイル１０を巻
装した計測装置もあるが、上述態様同様冷却材の密度は
一定に保持されはするもの＼、同じく配管、ポンプ類の
新設によるコスト高を招く不利点がある上にコイルの保
守点検が偵瑣である難点があった。
更には第６図に示す様に基準液面器５、或は、下位差圧
導管３に対して冷却水注入管１２を接続して高圧冷却水
を注入して冷却材の温度を一定に保ち、密度変化を抑え
るようにした態様もあるが、該高圧冷却水注入にはベッ
セル圧以上の吐水圧を有するポンプが必要でラシ、原子
炉圧力バウンダリを広げることになシ却って合理的設計
に反する欠点がチシ、加えて、冷却水注入の判定や注入
量の設定が難しく設計がシステム上複雑となる欠点があ
った。
導管３に対して冷却水注入管１２を接続して高圧冷却水
を注入して冷却材の温度を一定に保ち、密度変化を抑え
るようにした態様もあるが、該高圧冷却水注入にはベッ
セル圧以上の吐水圧を有するポンプが必要でラシ、原子
炉圧力バウンダリを広げることになシ却って合理的設計
に反する欠点がチシ、加えて、冷却水注入の判定や注入
量の設定が難しく設計がシステム上複雑となる欠点があ
った。
この発明の目的は上述在来技術に基づく原子炉の水位計
測装置の基準液面器の冷却材喪失事故発生に伴う計測装
置冷却の問題点を解決すべき技術的課咥とし、既設装置
をフルに生かし、僅かで簡単な付加設備により冷却材喪
失事故に対して急速に冷却材を冷却し密度を不変にし水
位計測が平常時と同４ｉＲに行い得るようにしてエネル
ギー産業における原子力利用分野に益する優れた原子炉
の水位計測装置を提供せんとするものである。
測装置の基準液面器の冷却材喪失事故発生に伴う計測装
置冷却の問題点を解決すべき技術的課咥とし、既設装置
をフルに生かし、僅かで簡単な付加設備により冷却材喪
失事故に対して急速に冷却材を冷却し密度を不変にし水
位計測が平常時と同４ｉＲに行い得るようにしてエネル
ギー産業における原子力利用分野に益する優れた原子炉
の水位計測装置を提供せんとするものである。
上述目的に沿い先述特許請求の範囲を要旨とするこの発
明の構成は前述問題点を解決するために格納ｙ器内原子
炉容器に取付けられその内部と連通されている差圧導管
内の冷却材かへ差圧導管上位の基準液面器で蒸気が＠縮
され炉内に復位され内外の冷却材の圧力差が該差圧導管
下位の差圧計によシ水位が計測され、而して該基準液面
器内の冷却材が不測にして消失してそれにより該基準液
面器と差圧導管内冷却材は本来的に昇温しようとするが
、昇温と共に格納容器内に設けたスゲレイヘッドからの
冷却スゲレイが格納容器内雰囲気を冷却すると共に該ス
プレィヘッドに接続するスプレィノズルが４ｙ％’Ｑ面
器上から冷却ジャワを直ちに該基準液面器にあびせ、通
常温度に近く急速に冷却し、それにニジ冷却材の密度を
通′Ｋに近く保ち、通常に近い正確に水位を計測するよ
うにし、又基準液面器内位の差圧導管に外管のスプレィ
受はパイプを囲繞させて上記スフレイノズルよりのジャ
ワを受けて該差圧導管内冷却材を冷却してより −そう
密度一定に維持して可及的に水位を正確に計測し得るよ
うにした技術的手段を評したものである。
明の構成は前述問題点を解決するために格納ｙ器内原子
炉容器に取付けられその内部と連通されている差圧導管
内の冷却材かへ差圧導管上位の基準液面器で蒸気が＠縮
され炉内に復位され内外の冷却材の圧力差が該差圧導管
下位の差圧計によシ水位が計測され、而して該基準液面
器内の冷却材が不測にして消失してそれにより該基準液
面器と差圧導管内冷却材は本来的に昇温しようとするが
、昇温と共に格納容器内に設けたスゲレイヘッドからの
冷却スゲレイが格納容器内雰囲気を冷却すると共に該ス
プレィヘッドに接続するスプレィノズルが４ｙ％’Ｑ面
器上から冷却ジャワを直ちに該基準液面器にあびせ、通
常温度に近く急速に冷却し、それにニジ冷却材の密度を
通′Ｋに近く保ち、通常に近い正確に水位を計測するよ
うにし、又基準液面器内位の差圧導管に外管のスプレィ
受はパイプを囲繞させて上記スフレイノズルよりのジャ
ワを受けて該差圧導管内冷却材を冷却してより −そう
密度一定に維持して可及的に水位を正確に計測し得るよ
うにした技術的手段を評したものである。
次にこの発明の実施例を第７．８図に基づいて説明すれ
ば以下の通シである。同、第１〜６図と同一態様部分に
ついては同一符号を用いて説明するものとするっ 第７図に示す実施例において、１′はこの発明の委旨を
成す水位計測装置であり、格納容器７と該格納容器７内
の原子炉１との間に設けらｎ、該炉１の内部と連通ずる
差圧専管３がサークル状に取付けられておシその頂部に
は従来ｉｏ、１様の基準液面５が介設され、又最下部に
は同じ〈従来同様の差圧計４が介設されている。
ば以下の通シである。同、第１〜６図と同一態様部分に
ついては同一符号を用いて説明するものとするっ 第７図に示す実施例において、１′はこの発明の委旨を
成す水位計測装置であり、格納容器７と該格納容器７内
の原子炉１との間に設けらｎ、該炉１の内部と連通ずる
差圧専管３がサークル状に取付けられておシその頂部に
は従来ｉｏ、１様の基準液面５が介設され、又最下部に
は同じ〈従来同様の差圧計４が介設されている。
又、該水位計測装置１′に側位して上記格納容器７の内
側にスプＶイへラダ８が付設されておシ、その冷却水配
管１１から接続されてスプレィノズル１２が上記基準畝
面器５の上部に位置して設けられている。
側にスプＶイへラダ８が付設されておシ、その冷却水配
管１１から接続されてスプレィノズル１２が上記基準畝
面器５の上部に位置して設けられている。
上述構成において、通常の運転状態では格納容器７内の
雰囲気は例えば約３５Ｄに維持され、原差圧導管３内の
冷却材は一定密度に保たれ、したがって先述（１）式の
通シ水位は正確に較正された水位計測装置によシ計測さ
れる。
雰囲気は例えば約３５Ｄに維持され、原差圧導管３内の
冷却材は一定密度に保たれ、したがって先述（１）式の
通シ水位は正確に較正された水位計測装置によシ計測さ
れる。
而して、不測にして先述の如＜ＬＯＣＡ、即ち、基準液
面器５の冷却材喪失事故が発生すると、図示しないセン
サにより冷却水配管１１のバルブが開き、冷却水がスゲ
レイヘッダ８とスズレイノズル１２から冷却水を散水し
、前者は格納容器７内雰囲気を急速に冷却し、又、後右
は基準数面器５に上方から冷却水ジャワをあびさせこれ
を冷却し、したがって該基準数面器５内冷却材は冷却さ
れその物性、即ち密度は正常時の較正水位計測装置１′
のレベルに戻り、水位は正確に計測定される。
面器５の冷却材喪失事故が発生すると、図示しないセン
サにより冷却水配管１１のバルブが開き、冷却水がスゲ
レイヘッダ８とスズレイノズル１２から冷却水を散水し
、前者は格納容器７内雰囲気を急速に冷却し、又、後右
は基準数面器５に上方から冷却水ジャワをあびさせこれ
を冷却し、したがって該基準数面器５内冷却材は冷却さ
れその物性、即ち密度は正常時の較正水位計測装置１′
のレベルに戻り、水位は正確に計測定される。
同、実験によればスプレィノズル１２の動作による冷却
スゲレイ温度は約５０Ｃであり、したがって正常時の温
度３５Ｃに対して約１５０高いが、冷却材密度への影響
は極めて僅かでろって計測への影響は少い。
スゲレイ温度は約５０Ｃであり、したがって正常時の温
度３５Ｃに対して約１５０高いが、冷却材密度への影響
は極めて僅かでろって計測への影響は少い。
ソシて、冷却水ジャワは直接スプレィノズル１２よシ基
準液面、器５へかけられるので冷却材喪失事故激に冷却
材が昇温しようとするが、直ちに強制急冷されて昇温は
抑制されることになる。
準液面、器５へかけられるので冷却材喪失事故激に冷却
材が昇温しようとするが、直ちに強制急冷されて昇温は
抑制されることになる。
又、第８図に示す実施例は上述実施例に対して基準液面
器５の下側の差圧導管３に同心的にスゲレイ水受はパイ
プ１３を設け、その上端のホッパ１４を該基準液面器５
の底面外側に臨ませ、その底蓋１５にドレンパイプ１６
を下役して、該基準液面器５を冷却してその同曲から尚
下流下する冷却スプレィ水が該スプレィ水受はパイプ１
３を流下してその内部差圧導管３を冷却し、その冷却材
を強制冷却されるので、上述実施例よシ更に冷却材の物
性の回復は早く行われ、したがって冷却材喪失事故の際
も較正された水位６４す定装置１”の正常計測が維持さ
れる。
器５の下側の差圧導管３に同心的にスゲレイ水受はパイ
プ１３を設け、その上端のホッパ１４を該基準液面器５
の底面外側に臨ませ、その底蓋１５にドレンパイプ１６
を下役して、該基準液面器５を冷却してその同曲から尚
下流下する冷却スプレィ水が該スプレィ水受はパイプ１
３を流下してその内部差圧導管３を冷却し、その冷却材
を強制冷却されるので、上述実施例よシ更に冷却材の物
性の回復は早く行われ、したがって冷却材喪失事故の際
も較正された水位６４す定装置１”の正常計測が維持さ
れる。
この揚台、ドレンパイプ１６の径によってはホッパ１４
から充分冷却水がオーハーフローシテ充分に差圧導管３
を介し冷却材を冷却することが出来る。
から充分冷却水がオーハーフローシテ充分に差圧導管３
を介し冷却材を冷却することが出来る。
同、この発明の実施態様は上述各実施例に限られるもの
でないことは勿論であり、樋々の態様カニ採用可能であ
る。
でないことは勿論であり、樋々の態様カニ採用可能であ
る。
以上この発明によれば、基本的にｓ騰水型原子炉の炉と
格稍容泄の間に設けられた水位測定ど浮の冷却材喪失事
故の際格納容器内に設けたスフ゛レイヘッダに連通ずる
スズレイノズルが基準’７ｆ１面器上に臨ませて設けら
れているために該スゲレイノズルからの冷却水スゲレイ
が直接ただちに冷却させるため冷却材の昇温は防止され
、その密度等の物性は常温状態に維持され、したがって
、水位１１１１１１定装置は較正された平常状態と同様
に計測出来る優れた効果がある。
格稍容泄の間に設けられた水位測定ど浮の冷却材喪失事
故の際格納容器内に設けたスフ゛レイヘッダに連通ずる
スズレイノズルが基準’７ｆ１面器上に臨ませて設けら
れているために該スゲレイノズルからの冷却水スゲレイ
が直接ただちに冷却させるため冷却材の昇温は防止され
、その密度等の物性は常温状態に維持され、したがって
、水位１１１１１１定装置は較正された平常状態と同様
に計測出来る優れた効果がある。
そのため、特に水位計測管理が重要な沸騰水型原子炉の
安全運転がより正確に保証される優れた効果が奏される
。
安全運転がより正確に保証される優れた効果が奏される
。
そして、本来的に冷却材喪失事故で冷却材昇温は始まる
が、冷却水スプレィによシ計測精度と信頼性は急速に回
復される効果もある。
が、冷却水スプレィによシ計測精度と信頼性は急速に回
復される効果もある。
更に基準液面器の下位の差圧導管にもスゲレイ水受はパ
イプを受けたことによシ基準液面器へのスゲレイノズル
からの冷却ジャワ水が降下して該スプレィ水受はパイプ
を介して差圧導管を冷却するための冷却材はより一そう
冷却されるだめ上述昇温防止、冷却材物性の平常維持が
図れる優れた幼果が被される。
イプを受けたことによシ基準液面器へのスゲレイノズル
からの冷却ジャワ水が降下して該スプレィ水受はパイプ
を介して差圧導管を冷却するための冷却材はより一そう
冷却されるだめ上述昇温防止、冷却材物性の平常維持が
図れる優れた幼果が被される。
更に又、スプレィノズル、或は、スプレィノズルとスゲ
レイ水受はパイプを差圧導管に囲繞して設けるだけでち
るので構造も簡単で新設原子炉の公ならす、既設原子炉
への取付けも容易であり、低コストで出来、しかも、保
守点検がし易い効果もある。
レイ水受はパイプを差圧導管に囲繞して設けるだけでち
るので構造も簡単で新設原子炉の公ならす、既設原子炉
への取付けも容易であり、低コストで出来、しかも、保
守点検がし易い効果もある。
力１洒は旧来技術に基づく水位計抑」装置の縦断面図、
第２図は第１図部分断−図、第３図は平常時と冷却材喪
失事故時の温度分布グラフ図、第４゜５．６図は従来態
様の水位測定装置の縦断面図、第７．８図はこの発明の
実施例の縦断側面図である。 ２・・・炉、３・・・差圧専管、４・・・差圧計、５・
・・基準液面器、７・・・格納容器、８・・・スプレィ
ヘッダ、１゜１ ／ 、 １／／・・・水位測定装置、
１２・・・スズレイノズ菖４ｎ 篤７ｚ
第２図は第１図部分断−図、第３図は平常時と冷却材喪
失事故時の温度分布グラフ図、第４゜５．６図は従来態
様の水位測定装置の縦断面図、第７．８図はこの発明の
実施例の縦断側面図である。 ２・・・炉、３・・・差圧専管、４・・・差圧計、５・
・・基準液面器、７・・・格納容器、８・・・スプレィ
ヘッダ、１゜１ ／ 、 １／／・・・水位測定装置、
１２・・・スズレイノズ菖４ｎ 篤７ｚ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、炉壁に設けられ該炉内に連通ずる差圧等管に下側か
ら差圧計と基準液面器が設けられこれらを囲繞する格納
容器に設けられたスプレィヘッダが該差圧導管に併設さ
れている沸騰水型原子炉の水位計測装置において、上記
基準液面器の上部に上記スゲレイヘッダに接続するスプ
レィノズルが臨まされていることを特徴とする沸騰水型
原子炉の水位計測装置。 ２、炉壁に設けられ該炉内に連通ずる差圧導管に下側か
ら差圧計と基準液面器が設けられこれらを囲繞する格納
容器に設けられたスプレィヘッダが該差圧導管に併設さ
れているｎｌ［４水型原子炉の水位計測装置において、
上記基準液面器の上部に上記スゲレイヘッダに接続する
スプレィノズルが臨まされ、而して該基準液回器下側の
差圧導管をスゲレイ水受はバイブが囲繞して設けられて
いることを特徴とする沸騰水型原子炉の水位計測装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58078191A JPS59203994A (ja) | 1983-05-06 | 1983-05-06 | 沸騰水型原子炉の水位計測装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58078191A JPS59203994A (ja) | 1983-05-06 | 1983-05-06 | 沸騰水型原子炉の水位計測装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59203994A true JPS59203994A (ja) | 1984-11-19 |
Family
ID=13655095
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58078191A Pending JPS59203994A (ja) | 1983-05-06 | 1983-05-06 | 沸騰水型原子炉の水位計測装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59203994A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4765945A (en) * | 1985-11-25 | 1988-08-23 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method and apparatus for measuring the filling level in a reactor pressure vessel of a boiling-water reactor |
| US5431794A (en) * | 1991-04-12 | 1995-07-11 | Nissin Electric Co., | Process for forming metal films by plasma sputtering |
| US5533074A (en) * | 1995-05-02 | 1996-07-02 | Mansell; Timothy E. | Nuclear reactor coolant level monitoring system |
-
1983
- 1983-05-06 JP JP58078191A patent/JPS59203994A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4765945A (en) * | 1985-11-25 | 1988-08-23 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method and apparatus for measuring the filling level in a reactor pressure vessel of a boiling-water reactor |
| US5431794A (en) * | 1991-04-12 | 1995-07-11 | Nissin Electric Co., | Process for forming metal films by plasma sputtering |
| US5533074A (en) * | 1995-05-02 | 1996-07-02 | Mansell; Timothy E. | Nuclear reactor coolant level monitoring system |
| WO1996036970A1 (en) * | 1995-05-02 | 1996-11-21 | General Physics Corporation | Nuclear reactor coolant level monitoring system |
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