JPS5942497A - 原子力プラントの配管系 - Google Patents
原子力プラントの配管系Info
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- JPS5942497A JPS5942497A JP58071880A JP7188083A JPS5942497A JP S5942497 A JPS5942497 A JP S5942497A JP 58071880 A JP58071880 A JP 58071880A JP 7188083 A JP7188083 A JP 7188083A JP S5942497 A JPS5942497 A JP S5942497A
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- piping
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- reducer
- welded
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- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Investigating Or Analyzing Materials By The Use Of Ultrasonic Waves (AREA)
- Pipeline Systems (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〕
本発明は、原子カプラントの配管系に係り、特に、沸騰
水型原子炉において炉心に供給する冷却４２流量の調整
を行なう系統である原子炉再循環系の配管系（以後、再
循環系配管という）に関″するものである。
水型原子炉において炉心に供給する冷却４２流量の調整
を行なう系統である原子炉再循環系の配管系（以後、再
循環系配管という）に関″するものである。
従来技術による再循環系配管を、第１図に示す、１は、
原子炉圧力容器を示す。以下、原子炉圧力容器１に取付
られる再循環系配管は、次のような構成となっている。
原子炉圧力容器を示す。以下、原子炉圧力容器１に取付
られる再循環系配管は、次のような構成となっている。
直管２、エルボ３、ティー４、入口弁５、エルボ６、原
子炉圧力容器１内に水を強制循環させるだめのポンプ７
、ポンプ７を駆動するだめのモーター８、出口弁９、他
系統との接続用管台１０、クロス１１、ヘッダ曲管１２
、Ｖジューサ１３、直管１４、エルボ１５、管台１６の
各配管部材構成部品をそれぞれ突合わせ溶接により第１
図に示すような形状に組立てて構成されている。
子炉圧力容器１内に水を強制循環させるだめのポンプ７
、ポンプ７を駆動するだめのモーター８、出口弁９、他
系統との接続用管台１０、クロス１１、ヘッダ曲管１２
、Ｖジューサ１３、直管１４、エルボ１５、管台１６の
各配管部材構成部品をそれぞれ突合わせ溶接により第１
図に示すような形状に組立てて構成されている。
第２図にエルボ３と配管２の突合わせ溶接部の詳細を示
す。第２図において、４０は配管２とエルボ３との溶接
部、４１は超音波探触子を示す。
す。第２図において、４０は配管２とエルボ３との溶接
部、４１は超音波探触子を示す。
第２図の１． 、１．で示す寸法は、溶接のために配管
２お上びエルボ３の端部内面を機械切削する範囲を示し
たものである。
２お上びエルボ３の端部内面を機械切削する範囲を示し
たものである。
一般産業用配管は別として、原子力発電プラントの配管
系のように高度の安全性と信頼性を要求される配管系に
おいては、建設時のみならず、筺用期間中長期に渡バ定
期的に溶接部を超音波探傷等により検査し、健全性を確
認することが要求されている 第３図に示すクロス１１及び第４図に示すレジューサ１
３等は、規格により図中に示すＣ，Ｍ。
系のように高度の安全性と信頼性を要求される配管系に
おいては、建設時のみならず、筺用期間中長期に渡バ定
期的に溶接部を超音波探傷等により検査し、健全性を確
認することが要求されている 第３図に示すクロス１１及び第４図に示すレジューサ１
３等は、規格により図中に示すＣ，Ｍ。
■１等の寸法が規定され、これに従って作られている。
このような各配管部材からなる従来の再循環系配管は、
保守点検時における溶接部の超音波探傷検査が困難であ
シ、その点検作業に長時間を要することになる。再循環
系配管等の原子カプラントの配管系の保守点検は、原子
炉の運転停止後に行なわれる１、原子カプラントの配管
内には放射性物質を含む液体が存在する。特に、再循環
系配管は多数の燃料集合体が装荷される炉心部を内蔵す
る原子炉圧力容器１に両端が接続されるので、多量の放
射性物質を含む冷却水が再循環系配管内に存在する。し
たがって、前述した溶接部の超音波探傷検査が困難であ
れは、それだけ、作業員の被ばくの危険性が増大する。
保守点検時における溶接部の超音波探傷検査が困難であ
シ、その点検作業に長時間を要することになる。再循環
系配管等の原子カプラントの配管系の保守点検は、原子
炉の運転停止後に行なわれる１、原子カプラントの配管
内には放射性物質を含む液体が存在する。特に、再循環
系配管は多数の燃料集合体が装荷される炉心部を内蔵す
る原子炉圧力容器１に両端が接続されるので、多量の放
射性物質を含む冷却水が再循環系配管内に存在する。し
たがって、前述した溶接部の超音波探傷検査が困難であ
れは、それだけ、作業員の被ばくの危険性が増大する。
また、放射性雰囲気中における保守点検作業は、作業員
の交替が必要となり、極めて困難である。
の交替が必要となり、極めて困難である。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点に基づきなさ
れ／ヒもので、原子炉圧力容器に取付られる再循環系配
管において、配管に応力腐食割れが発生する可能性を低
減して原子カプラントの信頼性を向上することにある。
れ／ヒもので、原子炉圧力容器に取付られる再循環系配
管において、配管に応力腐食割れが発生する可能性を低
減して原子カプラントの信頼性を向上することにある。
本発明の特徴は、原子炉圧力容器に取付けられる再循環
系配管において、開口が四方に存在する十字形部と１つ
の開口の流路断面積が徐々に減少するレジューサ部と一
体に形成して十字形配管部材を構成し、この十字形配管
部材の前記レジューサ部の流路断面積が最小となる部分
には前記レジューサ部と一体の第１の直管部を形成し、
かつ、前記レジューサ部が形成されない前記十字形部の
残りの前記開口には、それぞれ前記十字形部と一体の第
２図の直管部を形成し、前記第１および第２直管部の各
々に、他の配管部材に形成される直管部を溶接にて取付
けた点にある７、 〔発明の実施例〕 第２図に示す溶接部４０及びその近傍を検査するには、
超音波探触子４１を接触、移動探傷させるため、ある範
囲に渡如平滑な面が要求される。
系配管において、開口が四方に存在する十字形部と１つ
の開口の流路断面積が徐々に減少するレジューサ部と一
体に形成して十字形配管部材を構成し、この十字形配管
部材の前記レジューサ部の流路断面積が最小となる部分
には前記レジューサ部と一体の第１の直管部を形成し、
かつ、前記レジューサ部が形成されない前記十字形部の
残りの前記開口には、それぞれ前記十字形部と一体の第
２図の直管部を形成し、前記第１および第２直管部の各
々に、他の配管部材に形成される直管部を溶接にて取付
けた点にある７、 〔発明の実施例〕 第２図に示す溶接部４０及びその近傍を検査するには、
超音波探触子４１を接触、移動探傷させるため、ある範
囲に渡如平滑な面が要求される。
この範囲を第２図にＬ（’、Ｌ２で示す。同時に溶接部
４０の内面も超音波が一様に反射するようある範囲に渡
シ平滑に機械加工されていることが要求される。この範
囲を第２図に２１ ｒ ｔ２で示す。
４０の内面も超音波が一様に反射するようある範囲に渡
シ平滑に機械加工されていることが要求される。この範
囲を第２図に２１ ｒ ｔ２で示す。
本来、超音波探傷検査を十分に行うには、ＬＩ＋Ｌ２は
板厚Ｔの５倍程度、ｔｌ ＋ ｔ２はＴの３倍程度が必
要である。しかし、エルボ３および６の場合は、曲げ半
径の端部が溶接部になるよう規格で寸法が定められてい
るため、形状的にり、およびｔＩの長さは上記寸法に満
たず、供用期間中検査（以１：’ Ｉ Ｓ Ｉという。
板厚Ｔの５倍程度、ｔｌ ＋ ｔ２はＴの３倍程度が必
要である。しかし、エルボ３および６の場合は、曲げ半
径の端部が溶接部になるよう規格で寸法が定められてい
るため、形状的にり、およびｔＩの長さは上記寸法に満
たず、供用期間中検査（以１：’ Ｉ Ｓ Ｉという。
）として超音波探傷検査を行う際、探傷範囲に制約を受
け、十分な探傷が出来ないのである。
け、十分な探傷が出来ないのである。
クロス１１およびレジューサ１３も、また、接続管２．
１４、曲管１２との溶接部分に殆んど直管部を設けるこ
とが出来ずＩＳＩ時の超音波探傷検査が困難である。と
くにクロス１１とレジューサ１３の溶接部は、この溶接
部の両側ともに直管部が無いため超音波探傷検査を行う
ことは極めて困難になるのである。
１４、曲管１２との溶接部分に殆んど直管部を設けるこ
とが出来ずＩＳＩ時の超音波探傷検査が困難である。と
くにクロス１１とレジューサ１３の溶接部は、この溶接
部の両側ともに直管部が無いため超音波探傷検査を行う
ことは極めて困難になるのである。
このような検討に基づいてなされた好適な一実施例を、
第５図および第６図に示し、以下、その詳細を説明する
。
第５図および第６図に示し、以下、その詳細を説明する
。
第５図は、本発明による好適な一実施例である再循環系
配管である。従来例と同一構成は、同一符号で示す。再
循環系配管は、曲げ部の端部に直管部を設けた曲管部材
２０，２４．３６および３７、曲げ部の両端に直管部を
設は更にこの直管部に他系統へ接続する枝部を一体に設
けたティー付曲管部材２１、入口弁５、ポンプ７、モー
ター８、直管２、出口弁９、他系統との接続用の枝部を
設けたティー付直管部材２２、クロス（十字形部）にレ
ジューサを一体に設けたＶジューサ付クロスの配管部材
２３および直管部を設けた管台２５から構成され、各々
の配管部材はそれぞれ突合わせ溶接により、第５図に示
すような形状に組立てられる。
配管である。従来例と同一構成は、同一符号で示す。再
循環系配管は、曲げ部の端部に直管部を設けた曲管部材
２０，２４．３６および３７、曲げ部の両端に直管部を
設は更にこの直管部に他系統へ接続する枝部を一体に設
けたティー付曲管部材２１、入口弁５、ポンプ７、モー
ター８、直管２、出口弁９、他系統との接続用の枝部を
設けたティー付直管部材２２、クロス（十字形部）にレ
ジューサを一体に設けたＶジューサ付クロスの配管部材
２３および直管部を設けた管台２５から構成され、各々
の配管部材はそれぞれ突合わせ溶接により、第５図に示
すような形状に組立てられる。
以下、主要な配管部材２３の構造を図面にょシ詳細に説
明する。
明する。
第６図は、配管部材２３の拡大図である。配管部材２３
は、十字形状の通路を有するクロス部３１および通路面
積が順次減少するレジューサ部３２からなっている。配
管部材２３は、液体を２方向以上に分配する時に用いら
れる。クロス部３１のそれぞれの通路の延長上に、直管
部３３Ａ。
は、十字形状の通路を有するクロス部３１および通路面
積が順次減少するレジューサ部３２からなっている。配
管部材２３は、液体を２方向以上に分配する時に用いら
れる。クロス部３１のそれぞれの通路の延長上に、直管
部３３Ａ。
３３Ｂ、３３Ｃおよび３３Ｄが形成される。レジューサ
部３２は、直管部３３Ｄに設けられる。レジューサ部３
２の流路断面積は、直管部３３Ｄ側で最も大きく、直管
部３３Ｄから離れるにしたがって減少するうレジューサ
部３２の最小流路断面積側に直管部３３Ｅが形成される
。クロス部３１、レジューサ部３２、直管部３３Ａ、３
３Ｂ、３３Ｃおよび３３Ｅは、一体構造である。直管部
３３Ａ。
部３２は、直管部３３Ｄに設けられる。レジューサ部３
２の流路断面積は、直管部３３Ｄ側で最も大きく、直管
部３３Ｄから離れるにしたがって減少するうレジューサ
部３２の最小流路断面積側に直管部３３Ｅが形成される
。クロス部３１、レジューサ部３２、直管部３３Ａ、３
３Ｂ、３３Ｃおよび３３Ｅは、一体構造である。直管部
３３Ａ。
３３Ｂ、３３Ｃおよび３３Ｅの長さ２８ 、 ｔ９ 。
ｔｌｏおよびｔ＋＋は、それぞれの直管部の肉厚の５倍
以上にすればよい。
以上にすればよい。
曲管部材２０の直管部が、原子炉圧力容器１のノズル部
（図示せず）に突合せ溶接される。このノズル部にも、
当然、直管部が形成される。曲管部材２０の他の直管部
とティー付曲管部材２１の直管部とが突合せ接続される
。バルブ５が、ティー付曲管部材２１の直管部３０Ｂに
突合せ溶接される。曲管部材３６の１つの直管部がバル
ブ５に、他の直管部がポンプ７にそれぞれ突合せにて溶
接される。直管２の両端は、ポンプ７およびバルブ９に
それぞれ突合せ溶接される。曲管部材３７の一方の直管
部はバルブ９に、またその他方の直管部はティー付直管
部材２２の直管部にそれぞれ突合せ溶接される。ティー
付直管部材２２の他の直管部と配管部材２３の直管部３
３Ａが突合せ溶接される。ヘッダ曲管１２が、配管部材
２３の直管部３３Ｂおよび３３Ｃにそれぞれ突合せ溶接
される。１つの曲管部材２４の一方の直管部が、配管部
材２３の直管部３３Ｂに突合せ溶接される。管台２５は
、ヘッダ曲管１２に設けられた複数の開口部に突合せ溶
接される。管台２５の直管部に、曲管部材２４の一方の
直管部が突合せ溶接される。
（図示せず）に突合せ溶接される。このノズル部にも、
当然、直管部が形成される。曲管部材２０の他の直管部
とティー付曲管部材２１の直管部とが突合せ接続される
。バルブ５が、ティー付曲管部材２１の直管部３０Ｂに
突合せ溶接される。曲管部材３６の１つの直管部がバル
ブ５に、他の直管部がポンプ７にそれぞれ突合せにて溶
接される。直管２の両端は、ポンプ７およびバルブ９に
それぞれ突合せ溶接される。曲管部材３７の一方の直管
部はバルブ９に、またその他方の直管部はティー付直管
部材２２の直管部にそれぞれ突合せ溶接される。ティー
付直管部材２２の他の直管部と配管部材２３の直管部３
３Ａが突合せ溶接される。ヘッダ曲管１２が、配管部材
２３の直管部３３Ｂおよび３３Ｃにそれぞれ突合せ溶接
される。１つの曲管部材２４の一方の直管部が、配管部
材２３の直管部３３Ｂに突合せ溶接される。管台２５は
、ヘッダ曲管１２に設けられた複数の開口部に突合せ溶
接される。管台２５の直管部に、曲管部材２４の一方の
直管部が突合せ溶接される。
各々の曲管部材２４の他方の直管部は、原子炉圧力容器
１のノズル部（図示せず）に溶接される。
１のノズル部（図示せず）に溶接される。
曲管部材２４は、原子炉圧力容器１内で図示されていな
いが、ジェットポンプの上部に配置される噴出ノズルに
連絡されている。前述した各々の配管部材間の溶接は、
直管部どうしの突合せ溶接となるために、超音波探傷検
査が極めて容易に行なえる。これは、溶接部付近におい
て、探触子４１を接触させて移動することが容易であシ
、十分な範囲で探傷を行なうことが可能となる。
いが、ジェットポンプの上部に配置される噴出ノズルに
連絡されている。前述した各々の配管部材間の溶接は、
直管部どうしの突合せ溶接となるために、超音波探傷検
査が極めて容易に行なえる。これは、溶接部付近におい
て、探触子４１を接触させて移動することが容易であシ
、十分な範囲で探傷を行なうことが可能となる。
管台２５の直管部および配管部材２３の直管部３３Ｅと
曲管部材２４との接合は、曲管部拐３６゜３７、ティー
付直管部材２２、配管部材２３およびヘッダ曲管１２か
らなる領域の耐圧試験を行なつた後、なされている。前
述した領域の耐圧試験は、ポンプ７の吐出圧力によシと
の領域の圧力が、原子炉圧力容器１内の圧力およびポン
プ７の吸込側の配管内の圧力よシも最高使用圧力が高く
なっているために、別途、行なわれる。この耐圧試験は
、管台２５の直管部および配管部材２３の直管部３３Ｅ
の端面に盲蓋を溶接して直管部の端部を密封し、さらに
バルブ５を閉じて行なわれる。耐圧試験後、管台２５お
よび配管部材２３に取付けられた盲蓋が取除かれ、その
部分に曲管部材２４の一方の直管部が前述したように取
付けられる。
曲管部材２４との接合は、曲管部拐３６゜３７、ティー
付直管部材２２、配管部材２３およびヘッダ曲管１２か
らなる領域の耐圧試験を行なつた後、なされている。前
述した領域の耐圧試験は、ポンプ７の吐出圧力によシと
の領域の圧力が、原子炉圧力容器１内の圧力およびポン
プ７の吸込側の配管内の圧力よシも最高使用圧力が高く
なっているために、別途、行なわれる。この耐圧試験は
、管台２５の直管部および配管部材２３の直管部３３Ｅ
の端面に盲蓋を溶接して直管部の端部を密封し、さらに
バルブ５を閉じて行なわれる。耐圧試験後、管台２５お
よび配管部材２３に取付けられた盲蓋が取除かれ、その
部分に曲管部材２４の一方の直管部が前述したように取
付けられる。
曲管部材２４を最後に取付けることによって、各配管部
材の接合に基づいて生じた誤吸収することができる。
材の接合に基づいて生じた誤吸収することができる。
沸騰水型原子炉の運転時において、再循環系配管内を原
子炉圧力容器１内の冷却水が流れる。すなわち、ポンプ
７が駆動され、原子炉圧力容器１内の冷却水は、曲管部
材２０、ティー付曲管部材２１、バルブ５、曲管部材３
６、ポンプ７、直管２、バルブ９、曲管部材３７および
ティー付直管部材２２を、順次、通過して、配管部材２
３内に流入する。冷却水は、配管部材２３によって流動
系路が分けられ、その一部は配管部材２３から、直接、
曲管部材２４を通して原子炉圧力容器１内のジェットポ
ンプ内に噴出される。大部分である残りの冷却水は、配
管部桐２３からヘッダ曲管１２、管台２５お工び曲管部
材２４を経てジェットポンプ内に吐出される。
子炉圧力容器１内の冷却水が流れる。すなわち、ポンプ
７が駆動され、原子炉圧力容器１内の冷却水は、曲管部
材２０、ティー付曲管部材２１、バルブ５、曲管部材３
６、ポンプ７、直管２、バルブ９、曲管部材３７および
ティー付直管部材２２を、順次、通過して、配管部材２
３内に流入する。冷却水は、配管部材２３によって流動
系路が分けられ、その一部は配管部材２３から、直接、
曲管部材２４を通して原子炉圧力容器１内のジェットポ
ンプ内に噴出される。大部分である残りの冷却水は、配
管部桐２３からヘッダ曲管１２、管台２５お工び曲管部
材２４を経てジェットポンプ内に吐出される。
沸騰水型原子炉の運転停止後、ＩＳＩが実施されるが、
本実施例の再循環系配管の溶接部付近は前述したように
すべて単純な形状である直管部となるため、超音波探傷
検査が極めて容易となる。
本実施例の再循環系配管の溶接部付近は前述したように
すべて単純な形状である直管部となるため、超音波探傷
検査が極めて容易となる。
ＩＳＩの検査時間も、著しく短縮される。したがって、
検査を行なう作業員の被ばくの危険性が著しく減少され
ると同時に原子炉の稼動率を向上させる。特に、溶接部
の形状が単純化されることによって、自動超音波探傷装
置を用いることが可能となり、超音波探傷検査を遠隔で
自動的に行なうことができる。これは、作業員の被ばく
の解消に著しく貢献する。
検査を行なう作業員の被ばくの危険性が著しく減少され
ると同時に原子炉の稼動率を向上させる。特に、溶接部
の形状が単純化されることによって、自動超音波探傷装
置を用いることが可能となり、超音波探傷検査を遠隔で
自動的に行なうことができる。これは、作業員の被ばく
の解消に著しく貢献する。
さらに、配管部材２３に一体化した直管部３３Ａ。
３３Ｂ、３３Ｃ，３３Ｄ、３３Ｂを設けることによって
配管系の溶接箇所の数を減らすことが可能となる。これ
は、工ＳＩの対象箇所を減らすことができ、ＬＳＩの所
要時間を減らせると同時に、応力腐食割れ発生の可能性
のある部分を減らすことができ、原子カプラントの信頼
性を著しく向上できる。
配管系の溶接箇所の数を減らすことが可能となる。これ
は、工ＳＩの対象箇所を減らすことができ、ＬＳＩの所
要時間を減らせると同時に、応力腐食割れ発生の可能性
のある部分を減らすことができ、原子カプラントの信頼
性を著しく向上できる。
ティー付直管部材２２と曲管部材３７を一体化し、ティ
ー付曲管部材２１のように構成することも可能である。
ー付曲管部材２１のように構成することも可能である。
本発明は以上説明したように、十字形部（クロス）とレ
ジューサ部とを一体に形成して十字形配管部材を構成し
、かつ前記配管部材に直管部を一体化して設けるように
構成したので、配管系の溶着係役帯接箇所を減らすこと
ができ、これによって配管に応力腐食割れが発生する可
能性を低減できるから、原子カプラントの信頼性を著し
く向上できる効果がある。
ジューサ部とを一体に形成して十字形配管部材を構成し
、かつ前記配管部材に直管部を一体化して設けるように
構成したので、配管系の溶着係役帯接箇所を減らすこと
ができ、これによって配管に応力腐食割れが発生する可
能性を低減できるから、原子カプラントの信頼性を著し
く向上できる効果がある。
第１図は沸騰水型原子炉の従来の再循環系配管の４”Ｈ
造図、第２図は工々ボの溶接部付近の超音波探［鳴の状
態を示す説明図、第３図は第１図に示されるクロスの構
造図、第４図は第１図に示されるレジューサの構造図、
第５図は本発明の好適な一実施例である再循環系配管の
構造図、第６図は第５図に示す配管部材の構造図である
。 １・・・原子炉圧力容器、７・・・ボンダ、１２・・・
ヘッダ曲管、２０，２４．３６．３７・・・曲管部拐＼
２１・・・ティー付曲管部材、２２・・・ティー付直管
部拐、２３・・・配管部材、２５・・・管台、３３Ａ、
３３Ｂ。 活３０
造図、第２図は工々ボの溶接部付近の超音波探［鳴の状
態を示す説明図、第３図は第１図に示されるクロスの構
造図、第４図は第１図に示されるレジューサの構造図、
第５図は本発明の好適な一実施例である再循環系配管の
構造図、第６図は第５図に示す配管部材の構造図である
。 １・・・原子炉圧力容器、７・・・ボンダ、１２・・・
ヘッダ曲管、２０，２４．３６．３７・・・曲管部拐＼
２１・・・ティー付曲管部材、２２・・・ティー付直管
部拐、２３・・・配管部材、２５・・・管台、３３Ａ、
３３Ｂ。 活３０
Claims (1)
- １、原子炉圧力容器に取付けられる再循環系配管におい
て、開口が四方に存在する十字形部と１つの開口の流路
断面積が徐々に減少するレジューサ部とを一体に形成し
て十字形配管部材を構成し、この十字形配管部材の前記
レジューサ部の流路断面積が最小となる部分には前記レ
ジューサ部と一体の第１の直管部を形成し、かつ、前記
レジューサ部が形成されない前記十字形部の残りの前記
開口には、それぞれ前記十字形部と一体の第２の直管部
を形成し、前記第１および第２直管部の各々に、他の配
管部材に形成される直管部を溶接にて取付けた原子カプ
ラントの配管系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58071880A JPS5942497A (ja) | 1983-04-22 | 1983-04-22 | 原子力プラントの配管系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58071880A JPS5942497A (ja) | 1983-04-22 | 1983-04-22 | 原子力プラントの配管系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5942497A true JPS5942497A (ja) | 1984-03-09 |
| JPH056158B2 JPH056158B2 (ja) | 1993-01-25 |
Family
ID=13473271
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58071880A Granted JPS5942497A (ja) | 1983-04-22 | 1983-04-22 | 原子力プラントの配管系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5942497A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63212893A (ja) * | 1987-03-02 | 1988-09-05 | 株式会社東芝 | 原子炉冷却材再循環系の配管 |
-
1983
- 1983-04-22 JP JP58071880A patent/JPS5942497A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63212893A (ja) * | 1987-03-02 | 1988-09-05 | 株式会社東芝 | 原子炉冷却材再循環系の配管 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH056158B2 (ja) | 1993-01-25 |
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