JPS6020193A - 沸騰水形原子炉の給水装置 - Google Patents
沸騰水形原子炉の給水装置Info
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- JPS6020193A JPS6020193A JP58128129A JP12812983A JPS6020193A JP S6020193 A JPS6020193 A JP S6020193A JP 58128129 A JP58128129 A JP 58128129A JP 12812983 A JP12812983 A JP 12812983A JP S6020193 A JPS6020193 A JP S6020193A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
［発明の技術分野］
本発明は沸騰水形原子炉においＣ原子炉圧力容器に冷却
水を供給する沸１防水形原子炉の給水装置に関する。
水を供給する沸１防水形原子炉の給水装置に関する。
［発明の技術的背景］
第１図は従来の沸騰水形原子炉の給水装置を示すもので
、図において符号１は炉心を収容り−る原子炉圧力容器
を示している。原子炉圧力容器１の上部には電動（幾２
８を駆動するタービン２に接ｉ５゛。
、図において符号１は炉心を収容り−る原子炉圧力容器
を示している。原子炉圧力容器１の上部には電動（幾２
８を駆動するタービン２に接ｉ５゛。
される主蒸気管３が接続されており、この主蒸気管３に
は主蒸気隔離弁４が介挿されている。タービン２は配筐
５により復水器６に接続されＣ１Ｊ３す、この復水器６
にはホラ１−ウェル７が形成されＣいる。ホットウェル
７と原子炉圧ツノ容器１とは給水配管８により接続され
ており、この給水配室８には上流から順に復水ポンプ９
、復水ｊ１；９塩装置１１、高圧復水ポンプ１／１１・
開閉弁１５、低圧給水加に（１器１７、開閉弁１８、タ
ービン駆動給水ポンプ１９、逆止弁２０、開閉弁２１、
高圧給水加熱器２３、開閉弁２４および逆止弁２５が介
挿されている。そしてタービン駆動給水ポンプ１９およ
び逆止弁２０と並列して電動機駆動給水ポンプ２６およ
び逆止弁２７が配設されている。原子炉圧力容器１には
この原子炉圧力容器１内の冷却材を再循環する再循環配
管２８が配設されており、この再循環配管２８には再循
環ポンプ３０が介挿されている。また、原子炉圧力容器
１にはこの原子炉圧力容器１内の圧力を測定する圧力計
３３が配設され、再循環配管２８を流れる冷却材の温度
を測定する温度計４０が配設されている。
は主蒸気隔離弁４が介挿されている。タービン２は配筐
５により復水器６に接続されＣ１Ｊ３す、この復水器６
にはホラ１−ウェル７が形成されＣいる。ホットウェル
７と原子炉圧ツノ容器１とは給水配管８により接続され
ており、この給水配室８には上流から順に復水ポンプ９
、復水ｊ１；９塩装置１１、高圧復水ポンプ１／１１・
開閉弁１５、低圧給水加に（１器１７、開閉弁１８、タ
ービン駆動給水ポンプ１９、逆止弁２０、開閉弁２１、
高圧給水加熱器２３、開閉弁２４および逆止弁２５が介
挿されている。そしてタービン駆動給水ポンプ１９およ
び逆止弁２０と並列して電動機駆動給水ポンプ２６およ
び逆止弁２７が配設されている。原子炉圧力容器１には
この原子炉圧力容器１内の冷却材を再循環する再循環配
管２８が配設されており、この再循環配管２８には再循
環ポンプ３０が介挿されている。また、原子炉圧力容器
１にはこの原子炉圧力容器１内の圧力を測定する圧力計
３３が配設され、再循環配管２８を流れる冷却材の温度
を測定する温度計４０が配設されている。
すなわち以上のように構成された原子力発電プラントで
は、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は主蒸気管３を通
りタービン２に導かれ、タービン２を駆動した後、復水
器６において復水とされ、この復水は復水ポンプ９によ
り導出され、復水脱塩装置１１を通った後高圧復水ポン
プ１４により加圧され、開閉弁１５を通った後低圧給水
加熱器１７に供給される。
は、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は主蒸気管３を通
りタービン２に導かれ、タービン２を駆動した後、復水
器６において復水とされ、この復水は復水ポンプ９によ
り導出され、復水脱塩装置１１を通った後高圧復水ポン
プ１４により加圧され、開閉弁１５を通った後低圧給水
加熱器１７に供給される。
低圧給水加熱器１７に供給された復水は、ここで所定の
湿度に加熱され、給水タービン２２により駆動されるタ
ービン駆動給水ポンプ１９に吸引され、ここで加圧され
た後、さらに高圧給水加熱器２３で加熱され、通常運転
時には約２２０°Ｃの温度で開閉弁２４およびチェック
弁２５を通り原子炉圧力容器１に再循環される。
湿度に加熱され、給水タービン２２により駆動されるタ
ービン駆動給水ポンプ１９に吸引され、ここで加圧され
た後、さらに高圧給水加熱器２３で加熱され、通常運転
時には約２２０°Ｃの温度で開閉弁２４およびチェック
弁２５を通り原子炉圧力容器１に再循環される。
そして、このように構成されたｐＨｊ ＩＲ水水際原子
炉は、例えば主蒸気管３が破断する」；うな冷７．ｌｌ
々Ａ喪失事故が発生すると主蒸気管３を流れる蒸気流量
が増加し、この流量がある値以上になると、主蒸気隔離
弁４が閉じ始め、ざらに原子炉がスクラムし、核反応が
停止される。また再循環ポンプ３０もトリップし、炉心
を流れる冷却材流量はシュラウド外とシュラウド内の静
水頭差による自然１１＾環量のみとなる。
炉は、例えば主蒸気管３が破断する」；うな冷７．ｌｌ
々Ａ喪失事故が発生すると主蒸気管３を流れる蒸気流量
が増加し、この流量がある値以上になると、主蒸気隔離
弁４が閉じ始め、ざらに原子炉がスクラムし、核反応が
停止される。また再循環ポンプ３０もトリップし、炉心
を流れる冷却材流量はシュラウド外とシュラウド内の静
水頭差による自然１１＾環量のみとなる。
一方、冷却材喪失事故が発生してし、′＋；ｉに給水系
の運転を停止させるような電気回路は組込まれておらず
、主蒸気隔離弁４が閉じるとタービン駆動給水ポンプ１
９の回転数が低下し、これに基づく給水流量低信号によ
り電動機１６が起動し、この結果電動機駆動給水ポンプ
２６が作動され、これにより給水が続行される。なおこ
の電動機駆動給水ポンプ２６による給水の場合には、そ
の給水流量は定格値の約５０％となる。
の運転を停止させるような電気回路は組込まれておらず
、主蒸気隔離弁４が閉じるとタービン駆動給水ポンプ１
９の回転数が低下し、これに基づく給水流量低信号によ
り電動機１６が起動し、この結果電動機駆動給水ポンプ
２６が作動され、これにより給水が続行される。なおこ
の電動機駆動給水ポンプ２６による給水の場合には、そ
の給水流量は定格値の約５０％となる。
そして、このような冷却材喪失事故が発生した場合には
、原子炉圧ノＪ容器１内の冷却材が喪失し、炉心を流れ
る冷却材が減少するため炉心内に配設される燃料棒が露
出し、燃料と被覆管との温度上昇を引き起こすおそれが
ある。そこで、一般に沸騰水形原子炉では原子炉内に冷
却材を注入する非常用炉心冷却系が配設されており、冷
却材喪失事故時に燃料被覆管表面温度を所定の温度以下
に保つＣいる。
、原子炉圧ノＪ容器１内の冷却材が喪失し、炉心を流れ
る冷却材が減少するため炉心内に配設される燃料棒が露
出し、燃料と被覆管との温度上昇を引き起こすおそれが
ある。そこで、一般に沸騰水形原子炉では原子炉内に冷
却材を注入する非常用炉心冷却系が配設されており、冷
却材喪失事故時に燃料被覆管表面温度を所定の温度以下
に保つＣいる。
［背景技術の問題点］
しかしながら、以上のように構成された沸騰水形原子炉
の給水装置では、主蒸気管３の主蒸気隔離弁４と原子炉
圧力容器１との間に破断が生じ、この破断口から蒸気が
流出するような主蒸気管破断事故が生じた場合には、原
子炉圧力容器１内圧力の低下によりシュウド外の冷却水
が減圧沸騰し、また下部プレナム内においても減圧ｉ！
１１ｉ ＩＩ！！が起こるため自然循環力が低下し、ジ
１ツ１〜ポンプを通してのシュラウド外からシュラウド
内への冷却材流量が減少するために、炉心内冷却性能が
低下する恐れがある。
の給水装置では、主蒸気管３の主蒸気隔離弁４と原子炉
圧力容器１との間に破断が生じ、この破断口から蒸気が
流出するような主蒸気管破断事故が生じた場合には、原
子炉圧力容器１内圧力の低下によりシュウド外の冷却水
が減圧沸騰し、また下部プレナム内においても減圧ｉ！
１１ｉ ＩＩ！！が起こるため自然循環力が低下し、ジ
１ツ１〜ポンプを通してのシュラウド外からシュラウド
内への冷却材流量が減少するために、炉心内冷却性能が
低下する恐れがある。
［発明の目的コ
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
主蒸気管破断事故時のように、原子炉圧力容器内圧力の
低下によりシュラウド外の冷ム＋ｊ）ｒＡが減圧沸騰す
る場合に、この減圧沸騰による冷却材の自然循環力の低
下を防止し、原子炉の安全性を向上することのできる沸
騰水形ｊ京子炉の給水装置を提供しようとするものであ
る。
主蒸気管破断事故時のように、原子炉圧力容器内圧力の
低下によりシュラウド外の冷ム＋ｊ）ｒＡが減圧沸騰す
る場合に、この減圧沸騰による冷却材の自然循環力の低
下を防止し、原子炉の安全性を向上することのできる沸
騰水形ｊ京子炉の給水装置を提供しようとするものであ
る。
［発明の（ＰＸＸコ
コなわち本発明は、復水器からの復水を原子炉圧力容器
内に供給する給水加熱器を備えた給水ｎｄ管と、前記給
水加熱器に並列に配設され開閉弁を備えたバイパス配管
と、前記原子炉圧力容器内の圧力を測定する圧力測定器
と、前記原子炉圧力容器に配設される再循環配管を流れ
る冷７ｊＩ月の記１見を測定する温度測定器と、前記圧
力測定器からの圧力信号および温度測定器からの温度信
号を入力し前記原子炉圧力容器内の圧力が前記冷却材の
温度における飽和圧力以下になった時に前記開閉弁を開
とする制御装置とからなることを特徴とする沸騰水形原
子炉の給水装置である。
内に供給する給水加熱器を備えた給水ｎｄ管と、前記給
水加熱器に並列に配設され開閉弁を備えたバイパス配管
と、前記原子炉圧力容器内の圧力を測定する圧力測定器
と、前記原子炉圧力容器に配設される再循環配管を流れ
る冷７ｊＩ月の記１見を測定する温度測定器と、前記圧
力測定器からの圧力信号および温度測定器からの温度信
号を入力し前記原子炉圧力容器内の圧力が前記冷却材の
温度における飽和圧力以下になった時に前記開閉弁を開
とする制御装置とからなることを特徴とする沸騰水形原
子炉の給水装置である。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。
る。
第２図は本発明の一実施例の沸騰水形原子炉の給水装置
を示すもので、この実施例では低圧給水加熱器１７と、
この低圧給水加熱器１７の入口側Ｊ５よび出口側にそれ
ぞれ配設される開閉弁１５．１８をバイパスして開閉弁
３４Ｊ３よびヂエツク弁３５の介挿される第１のバイパ
ス配管３６が並列に配設されている。また高圧給水加熱
器２３と、この高圧給水加熱器２３の入口側および出口
側にそれぞれ配設される開閉弁２１．２４をバイパスし
て開閉弁３７およびヂエツク弁３８の介挿される第２の
バイパス配管３９が並列に配設されている。
を示すもので、この実施例では低圧給水加熱器１７と、
この低圧給水加熱器１７の入口側Ｊ５よび出口側にそれ
ぞれ配設される開閉弁１５．１８をバイパスして開閉弁
３４Ｊ３よびヂエツク弁３５の介挿される第１のバイパ
ス配管３６が並列に配設されている。また高圧給水加熱
器２３と、この高圧給水加熱器２３の入口側および出口
側にそれぞれ配設される開閉弁２１．２４をバイパスし
て開閉弁３７およびヂエツク弁３８の介挿される第２の
バイパス配管３９が並列に配設されている。
さらに、原子炉圧力容器１には、この原子炉圧力容器１
内の圧力を測定する圧力測定器３３が配設されており、
また原子炉圧ツノ容器１に配設される再循環配管２８に
は、この再循環配管２８内を流れる冷却材の温度を測定
する温度測定器４０が配設されている。図に８３いて符
号４１は制御装置を示しており、この制御装置４１は圧
力測定器３３および温度測定器７１Ｏからそれぞれ圧力
信号ＪＬｉよび温度信号を入力し、聞１１！Ｊ］弁１５
．１８．２１．２４．３４．３７の開閉を行なう。
内の圧力を測定する圧力測定器３３が配設されており、
また原子炉圧ツノ容器１に配設される再循環配管２８に
は、この再循環配管２８内を流れる冷却材の温度を測定
する温度測定器４０が配設されている。図に８３いて符
号４１は制御装置を示しており、この制御装置４１は圧
力測定器３３および温度測定器７１Ｏからそれぞれ圧力
信号ＪＬｉよび温度信号を入力し、聞１１！Ｊ］弁１５
．１８．２１．２４．３４．３７の開閉を行なう。
すなわち、この制御装置４１は原子炉圧力容器１内の圧
力が再循環配管２８を流れる冷ｆｊｌ ＋４のイ晶度に
ｄ３りる飽和圧力以下どなった１！、１に、開閉弁３３
４．３７を間とし開閉弁１５．１８．２１．２／Ｉを閉
とする。
力が再循環配管２８を流れる冷ｆｊｌ ＋４のイ晶度に
ｄ３りる飽和圧力以下どなった１！、１に、開閉弁３３
４．３７を間とし開閉弁１５．１８．２１．２／Ｉを閉
とする。
以上のように構成された沸騰水形原子炉の給水装置を備
えた沸騰水形原子炉では、主蒸気管破断事故が発生し、
原子炉圧力容器１内月−力が低下し、この圧力が再循環
配管２８を流れる冷却水の温度に対する飽和圧力にまで
低下すると、制御装置４１により開閉弁１５．１８．２
１．２４が閉とされ開閉弁３４．３７が開とされ第１の
バイパス配管３６Ｊ３よび第２のバイパス配管３９が開
放される。
えた沸騰水形原子炉では、主蒸気管破断事故が発生し、
原子炉圧力容器１内月−力が低下し、この圧力が再循環
配管２８を流れる冷却水の温度に対する飽和圧力にまで
低下すると、制御装置４１により開閉弁１５．１８．２
１．２４が閉とされ開閉弁３４．３７が開とされ第１の
バイパス配管３６Ｊ３よび第２のバイパス配管３９が開
放される。
この結果、給水配管８を通り原子炉圧力容器１内に流入
する冷却材は低圧給水加熱器１７Ｊ５よび高圧給水加熱
器２３で加熱されることなく、原子炉圧ツノ容器１内に
流入する。従って原子炉圧ツノ容器１内に流入する冷却
材の温度は、通常運転時の約２２０℃から急激に低下し
、約３０℃の温度となる。そしてこの場合には冷却材の
低圧給水加熱器１７および高圧給水加熱器２３による圧
力損失が低下するため、従来に比べ多量の冷却材が原子
炉圧力容器１内に供給されることになる。
する冷却材は低圧給水加熱器１７Ｊ５よび高圧給水加熱
器２３で加熱されることなく、原子炉圧ツノ容器１内に
流入する。従って原子炉圧ツノ容器１内に流入する冷却
材の温度は、通常運転時の約２２０℃から急激に低下し
、約３０℃の温度となる。そしてこの場合には冷却材の
低圧給水加熱器１７および高圧給水加熱器２３による圧
力損失が低下するため、従来に比べ多量の冷却材が原子
炉圧力容器１内に供給されることになる。
従っＣ以上のように構成された１ｌｌＩ！騰水形原子炉
の給水装置を備えた沸騰水形原子炉では、原子炉圧力容
器１内圧力の低下によるシュラウド外冷却材の減圧沸騰
を従来に比べ低く抑えることができる。そして、これに
付随してざらに原子炉圧力容器１内の水位を測定する水
位計の指示値を従来に比べて信頼性の高いものとするこ
とができる。
の給水装置を備えた沸騰水形原子炉では、原子炉圧力容
器１内圧力の低下によるシュラウド外冷却材の減圧沸騰
を従来に比べ低く抑えることができる。そして、これに
付随してざらに原子炉圧力容器１内の水位を測定する水
位計の指示値を従来に比べて信頼性の高いものとするこ
とができる。
第３図は主蒸気管破断時にジェットポンプを通しＣシュ
ラウド外からシュラウド内へ流入する冷却水流量を横軸
に事故後時間を縦軸にジエツｉ〜ポンプ吐出流但をとっ
て示すもので、実線で示す曲線ａは上述した実施例の場
合を、破線で示づ曲線すは従来の場合を示し−Ｃいる。
ラウド外からシュラウド内へ流入する冷却水流量を横軸
に事故後時間を縦軸にジエツｉ〜ポンプ吐出流但をとっ
て示すもので、実線で示す曲線ａは上述した実施例の場
合を、破線で示づ曲線すは従来の場合を示し−Ｃいる。
すなわち、従来の＞ＪＩ Ｉｔを水膨原子炉では主蒸気
管破断事故が発生し、原子炉圧力容器１内圧力がある程
度まで低下りるとシュラウド外冷月１水の減坏沸托によ
り流ｍが減少するが、前述した実施例の沸１］ｉＷ水形
原子炉ではシュラウド外冷ム１１水が減Ｊ」−υ１：賊
する以前に低温の冷却材が給水配管８から原子炉圧力容
器１内に多聞に供給されるため、減圧θ１１駄によるジ
１１ヘポンプ吐出流む）の減少を小さくりることができ
、炉心の冷却性能を大幅に向上さけることができる。
管破断事故が発生し、原子炉圧力容器１内圧力がある程
度まで低下りるとシュラウド外冷月１水の減坏沸托によ
り流ｍが減少するが、前述した実施例の沸１］ｉＷ水形
原子炉ではシュラウド外冷ム１１水が減Ｊ」−υ１：賊
する以前に低温の冷却材が給水配管８から原子炉圧力容
器１内に多聞に供給されるため、減圧θ１１駄によるジ
１１ヘポンプ吐出流む）の減少を小さくりることができ
、炉心の冷却性能を大幅に向上さけることができる。
第４図は給水配管８から原子炉圧力容器１内に供給され
る冷却材の温度を示すもので、横軸に（よ事故後時間が
縦軸には給水温度がとられており、実線で示づ曲線Ｏは
前述した実施例の場合を、破線で示す曲線ｄは従来の場
合を示している。
る冷却材の温度を示すもので、横軸に（よ事故後時間が
縦軸には給水温度がとられており、実線で示づ曲線Ｏは
前述した実施例の場合を、破線で示す曲線ｄは従来の場
合を示している。
第５図は主蒸気配管破断時にシュラウド内へ供給される
給水流量を示すもので、横軸には事故後時間が縦軸には
シュラウド内へ供給される給水流儀がとられており、実
線で示される曲線ｅは前述した実施例の場合を、破線で
示される直線ｆは従来の沸騰水形原子炉の場合を示して
いる。
給水流量を示すもので、横軸には事故後時間が縦軸には
シュラウド内へ供給される給水流儀がとられており、実
線で示される曲線ｅは前述した実施例の場合を、破線で
示される直線ｆは従来の沸騰水形原子炉の場合を示して
いる。
し発明の効果」
以上述べたように本発明の沸騰水形原子炉の給水装置に
よれば、従来の沸騰水形原子炉の給水装置に開閉弁、バ
イパス配管および制御装置を配設することにより、主蒸
気管破断時におけるシュラウド外冷却材の減圧沸騰によ
る自然循環流量の減少を容易に防止することができる。
よれば、従来の沸騰水形原子炉の給水装置に開閉弁、バ
イパス配管および制御装置を配設することにより、主蒸
気管破断時におけるシュラウド外冷却材の減圧沸騰によ
る自然循環流量の減少を容易に防止することができる。
この結果炉心の冷却性能を向上することができ、原子炉
の安全余裕をより大きく確保することができる。
の安全余裕をより大きく確保することができる。
第１図は従来の沸騰水形原子炉の給水装置を示す配管系
統図、第２図は本発明の一実施例の沸）飛水形原子炉の
給水装置を示す配管系統図、第３図は破断事故時にｄ５
けるジェットポンプ吐出流量を示すグラフ、第４図は破
断事故時にお（プる給水温度を示すグラフ、第５図は破
断事故時に［１３りるシュラウド内へ供給される給水流
量を示づグラフで゛ある。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器３・・・・
・・・・・・・・主蒸気管 ４・・・・・・・・・・・・主蒸気隔り、ｌ弁６・・・
・・・・・・・・・復水器 ８・・・・・・・・・・・・給水配管 １７・・・・・・・・・・・・低圧給水加熱器２３・・
・・・・・・・・・・高圧給水加熱器２８・・・・・・
・・・・・・再循環配管３３・・・・・・・・・・・・
圧力測定器３４．３７・・・開閉弁 ３６・・・°・・・・・・・・・第１のバイパス配置【
号３９・・・・・・・・・・・・第２のバイパス配管４
０・・・・・・・・・・・・温度測定器４１・・・・・
・・・・・・・制御装置代理人弁理士 須 山 佐 − 第３図 第４図 事故後晴間（衿〕 第５図 斗故桂晴間（才り）
統図、第２図は本発明の一実施例の沸）飛水形原子炉の
給水装置を示す配管系統図、第３図は破断事故時にｄ５
けるジェットポンプ吐出流量を示すグラフ、第４図は破
断事故時にお（プる給水温度を示すグラフ、第５図は破
断事故時に［１３りるシュラウド内へ供給される給水流
量を示づグラフで゛ある。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器３・・・・
・・・・・・・・主蒸気管 ４・・・・・・・・・・・・主蒸気隔り、ｌ弁６・・・
・・・・・・・・・復水器 ８・・・・・・・・・・・・給水配管 １７・・・・・・・・・・・・低圧給水加熱器２３・・
・・・・・・・・・・高圧給水加熱器２８・・・・・・
・・・・・・再循環配管３３・・・・・・・・・・・・
圧力測定器３４．３７・・・開閉弁 ３６・・・°・・・・・・・・・第１のバイパス配置【
号３９・・・・・・・・・・・・第２のバイパス配管４
０・・・・・・・・・・・・温度測定器４１・・・・・
・・・・・・・制御装置代理人弁理士 須 山 佐 − 第３図 第４図 事故後晴間（衿〕 第５図 斗故桂晴間（才り）
Claims (2)
- （１）復水器からの復水を原子炉圧力容器内に供給する
給水加熱器を備えた給水配管と、前記給水加熱器に並列
に配設され開閉弁を備えたバイパス配管と、前記原子炉
圧力容器内の圧力を測定する圧力測定器と、前記原子炉
圧力容器に配設される再循環配管を流れる冷ｆＡ材の温
度を測定する温度測定器と、前記圧力測定器からの圧力
信号および前記温度測定器からの温度信号を入力し前記
原子炉圧力容器内の圧ツノが前記再循環配管を流れる冷
即材の温度における飽和圧力以下になった時に前記バイ
パス配管の開閉弁を開とする制御装置とか。 らなることを特徴とする沸騰水形原子炉の給水装置。 - （２）給水加熱器は低圧給水加熱器および高圧給水加熱
器である特許請求の範囲第１項記載の沸騰水形原子炉の
給水装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58128129A JPS6020193A (ja) | 1983-07-14 | 1983-07-14 | 沸騰水形原子炉の給水装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58128129A JPS6020193A (ja) | 1983-07-14 | 1983-07-14 | 沸騰水形原子炉の給水装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6020193A true JPS6020193A (ja) | 1985-02-01 |
Family
ID=14977109
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58128129A Pending JPS6020193A (ja) | 1983-07-14 | 1983-07-14 | 沸騰水形原子炉の給水装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6020193A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5718926A (en) * | 1995-06-22 | 1998-02-17 | Nestec S.A. | Die for forming extrudate having two visible longitudinal components |
-
1983
- 1983-07-14 JP JP58128129A patent/JPS6020193A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5718926A (en) * | 1995-06-22 | 1998-02-17 | Nestec S.A. | Die for forming extrudate having two visible longitudinal components |
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