JPS6046483A - 原子炉容器保護装置 - Google Patents
原子炉容器保護装置Info
- Publication number
- JPS6046483A JPS6046483A JP58154489A JP15448983A JPS6046483A JP S6046483 A JPS6046483 A JP S6046483A JP 58154489 A JP58154489 A JP 58154489A JP 15448983 A JP15448983 A JP 15448983A JP S6046483 A JPS6046483 A JP S6046483A
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- Japan
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- reactor vessel
- coolant
- reactor
- temperature
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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
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- Packages (AREA)
- Buffer Packaging (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］
本発明は液体金属冷却形高速増殖炉において、原子炉容
器の冷却材液面近傍に発生する熱応力を緩和する原子炉
容器保護装置に関する。
器の冷却材液面近傍に発生する熱応力を緩和する原子炉
容器保護装置に関する。
［発明の技術的背景］
一般に、液体金属冷却形高速増殖炉においては、ナトリ
ウム等の液体金属が冷却材としＣ用いられこのような冷
却材は、周知のように金属であるために熱伝導率が大き
く、さらに液体であるために流動、対流によってｂ熱を
伝送りるので、その熱搬送能力が極めて大きい。
ウム等の液体金属が冷却材としＣ用いられこのような冷
却材は、周知のように金属であるために熱伝導率が大き
く、さらに液体であるために流動、対流によってｂ熱を
伝送りるので、その熱搬送能力が極めて大きい。
一方、冷却材の液面上にｔ、ｔアルゴンガス等のカバー
ガスが封入されＣおり、このカバーガスは冷却材に比べ
”Ｃ熱搬送能力が極めて小さい。従って、高温の冷却Ｉ
からの熱はそのほとんどが原子炉容器に伝熱され、原子
炉容器に伝熱された熱は原子炉容器壁中を上方に伝わろ
うとする。
ガスが封入されＣおり、このカバーガスは冷却材に比べ
”Ｃ熱搬送能力が極めて小さい。従って、高温の冷却Ｉ
からの熱はそのほとんどが原子炉容器に伝熱され、原子
炉容器に伝熱された熱は原子炉容器壁中を上方に伝わろ
うとする。
ところが、原子炉容器は一般にステンレス鋼で形成され
ており、このステンレス鋼は熱伝導率が小さいので、冷
却材液面から上方にかけて比較的大きな温度勾配が生じ
る。このため、原子炉容器のうち冷却材と接する部分で
は温度が一定で温度勾配が零であるのに対し、冷却材液
面より上方の部分では比較的大きな温度勾配となり、冷
却材の液面近傍で温度勾配の不連続が生じる。そして、
その結果冷却材液面近傍に過大な熱応力が発生し、る。
ており、このステンレス鋼は熱伝導率が小さいので、冷
却材液面から上方にかけて比較的大きな温度勾配が生じ
る。このため、原子炉容器のうち冷却材と接する部分で
は温度が一定で温度勾配が零であるのに対し、冷却材液
面より上方の部分では比較的大きな温度勾配となり、冷
却材の液面近傍で温度勾配の不連続が生じる。そして、
その結果冷却材液面近傍に過大な熱応力が発生し、る。
特に原子炉の起動時、停止時等の冷ＩＪ拐温度が急激に
変化する場合は、温度勾配の不連続性が一層人きくなる
。
変化する場合は、温度勾配の不連続性が一層人きくなる
。
ところで、従来、この冷却液面近傍の熱応力を軽減する
手段として、例えば壁冷却方式や液位制御方式等が提案
されている。
手段として、例えば壁冷却方式や液位制御方式等が提案
されている。
壁冷却方式とは、高圧プレナムから低温高圧の冷却材を
取り出し、この冷却材を引ぎ回して冷却材液面近傍の原
子炉容器壁を冷却した後、その一部を高温の冷却材中に
放出するもので、原子炉容器高度を低下さＵ−るととも
に高温の冷ＩＪ材の熱搬送能力を弱めることによって温
度勾配の不連続を緩和し、冷却材液面近傍の熱応ツノを
軽減するものである。
取り出し、この冷却材を引ぎ回して冷却材液面近傍の原
子炉容器壁を冷却した後、その一部を高温の冷却材中に
放出するもので、原子炉容器高度を低下さＵ−るととも
に高温の冷ＩＪ材の熱搬送能力を弱めることによって温
度勾配の不連続を緩和し、冷却材液面近傍の熱応ツノを
軽減するものである。
液位制御Ｉ ｉｊ式とは、原子炉容器壁に高温の冷却材
が直接接しないように仕切を設けるとともに、この仕切
内に冷却材を注入するオーバー７日−ノス′ルを設【ノ
、このオーバー７日−ノズルによって仕切内に注入され
る冷却材の苗を調節することによつ−Ｃ仕切内の液位を
上下に変動させるものである。そして、これによって高
温の冷却材が原子炉容器に接Ｊ−る位置にある程度の幅
を持たＶ、この幅内で原子炉容器の液面近傍における温
度分布を平均化することによって温度勾配の不連続を緩
和し−Ｃいる。
が直接接しないように仕切を設けるとともに、この仕切
内に冷却材を注入するオーバー７日−ノス′ルを設【ノ
、このオーバー７日−ノズルによって仕切内に注入され
る冷却材の苗を調節することによつ−Ｃ仕切内の液位を
上下に変動させるものである。そして、これによって高
温の冷却材が原子炉容器に接Ｊ−る位置にある程度の幅
を持たＶ、この幅内で原子炉容器の液面近傍における温
度分布を平均化することによって温度勾配の不連続を緩
和し−Ｃいる。
［背朔技術の問題点］
しかしながら、上述したこれ等の各方式には、それぞれ
次のＪ：うな欠点がある。
次のＪ：うな欠点がある。
すなわち、壁冷却方式の場合は、上述した如く高圧ブレ
ナムから低温の冷却材を取り出すために原子炉容器内を
引き回す冷却材の流路が必要となるので構造が複雑化し
、さらに液面近傍の周囲に均等な効果を得るために流路
を精度よく製作、組立する必要があるので建設コストが
高くなるという欠点がある。また、低温の冷却材の一部
を高温の冷却材中に放出１゛るためプラントの熱効率も
悪くなる。
ナムから低温の冷却材を取り出すために原子炉容器内を
引き回す冷却材の流路が必要となるので構造が複雑化し
、さらに液面近傍の周囲に均等な効果を得るために流路
を精度よく製作、組立する必要があるので建設コストが
高くなるという欠点がある。また、低温の冷却材の一部
を高温の冷却材中に放出１゛るためプラントの熱効率も
悪くなる。
液位制御方式の場合は、Ａ−バーフローノズル等の（ｑ
属設備を必要とするので構造が複雑化し、仕切内の液位
を常時制御するために冷ｆＪＩ系システムとの設置上や
運転上の取合条件が複雑となり、運転容りの繁雑化を招
来するという問題がある。
属設備を必要とするので構造が複雑化し、仕切内の液位
を常時制御するために冷ｆＪＩ系システムとの設置上や
運転上の取合条件が複雑となり、運転容りの繁雑化を招
来するという問題がある。
これらの問題点を除去する手段の１つどして、液面近傍
の原子炉容器壁面にヒータおよびガス配管を設置し、必
要に応じてか壁を加熱、冷却し、液面近傍の軸方向湿態
勾配を軽減する方式が考えられ実験ｍ設等に使用された
例があるが、この手段ぐはヒータの信頼性、保守性やガ
ス冷Ｕ］の即応性の制約から実用原子炉への適用には問
題があり、代替手段が要望されている。
の原子炉容器壁面にヒータおよびガス配管を設置し、必
要に応じてか壁を加熱、冷却し、液面近傍の軸方向湿態
勾配を軽減する方式が考えられ実験ｍ設等に使用された
例があるが、この手段ぐはヒータの信頼性、保守性やガ
ス冷Ｕ］の即応性の制約から実用原子炉への適用には問
題があり、代替手段が要望されている。
［発明の目的］
本発明はかかる従来の事情に対処してなされ！ｃもので
、冷ｕ１系統との取合条件が繁雑にならず、かつ構造が
簡単で物量増大を防止し、液面近傍部の構造強度を確保
できる信頼性の高い原子炉容器保護装置を提供しようと
するものである。
、冷ｕ１系統との取合条件が繁雑にならず、かつ構造が
簡単で物量増大を防止し、液面近傍部の構造強度を確保
できる信頼性の高い原子炉容器保護装置を提供しようと
するものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は、原子炉容器内に収容される冷却材液
面上方に前記原子炉容器と一定間隔をおいＣ同心状に配
設されるヘッダと、このヘッダの前記原子炉容器側に配
設される複数のノズルと、固定プラグに穿設される貫通
孔から前記原子炉容器内に垂下され前記原子炉容器内に
収容される前記冷却材を前記ヘッダ内に移送するポンプ
とを備えたことを特徴とする原子炉容器保護装置である
。
面上方に前記原子炉容器と一定間隔をおいＣ同心状に配
設されるヘッダと、このヘッダの前記原子炉容器側に配
設される複数のノズルと、固定プラグに穿設される貫通
孔から前記原子炉容器内に垂下され前記原子炉容器内に
収容される前記冷却材を前記ヘッダ内に移送するポンプ
とを備えたことを特徴とする原子炉容器保護装置である
。
［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Ｃ説明Ｊ
°る。
°る。
第１図は本発明の一実施例である炉壁保護装置を設置し
た原子炉の概略構成を示づ縦断面図である。同図におい
−Ｃ荀号１は原子炉容器で、この原子炉容器１内には炉
心３を収納した炉心槽２が設置され゛【いる。また、こ
の原子炉容器１内には液体金属冷却材４が同図に示す液
位まで蓄えられている。この冷却材４は冷却材流入管５
を通って常時炉心槽２内下部に供給され、冷却材４は炉
心３内を上１ノに流れて加熱され、原子炉容器１内上り
に高温となって流出する。そし−Ｃ１高温となった冷ｆ
ＪＩ材４は冷却材流出管６を通つＣ原子炉容器１外方へ
流出し、中間熱交換器（図示せず）で二次冷ｆＪＩ材と
熱交換され、冷却される。中間熱交換器によって低温と
なった冷却材４は再び冷ＩＪＩ拐流入管５を通って炉心
槽２内下部に供給され、上述した経路を循環りる。
た原子炉の概略構成を示づ縦断面図である。同図におい
−Ｃ荀号１は原子炉容器で、この原子炉容器１内には炉
心３を収納した炉心槽２が設置され゛【いる。また、こ
の原子炉容器１内には液体金属冷却材４が同図に示す液
位まで蓄えられている。この冷却材４は冷却材流入管５
を通って常時炉心槽２内下部に供給され、冷却材４は炉
心３内を上１ノに流れて加熱され、原子炉容器１内上り
に高温となって流出する。そし−Ｃ１高温となった冷ｆ
ＪＩ材４は冷却材流出管６を通つＣ原子炉容器１外方へ
流出し、中間熱交換器（図示せず）で二次冷ｆＪＩ材と
熱交換され、冷却される。中間熱交換器によって低温と
なった冷却材４は再び冷ＩＪＩ拐流入管５を通って炉心
槽２内下部に供給され、上述した経路を循環りる。
原子炉容器１の上端は遮蔽プラグ７によって閉塞され、
原子炉容器１内は密開されている。また、原子炉容器１
内の冷却材液面から上方にかけて形成されたカバーガス
空間８にはアルゴンガス等のカバーガスが封入され−Ｃ
いる。
原子炉容器１内は密開されている。また、原子炉容器１
内の冷却材液面から上方にかけて形成されたカバーガス
空間８にはアルゴンガス等のカバーガスが封入され−Ｃ
いる。
前記遮蔽プラグ７は固定プラグ７ａ、大回転プラグ７ｂ
および小回転プラグ７Ｃとから構成され、小回転プラグ
７Ｃには制御棒駆動機構（図示Ｕず）や冷却材４のム１
測系等を内蔵した炉心上部機構９および燃料交換１ｊ１
１０が設【ノられている。
および小回転プラグ７Ｃとから構成され、小回転プラグ
７Ｃには制御棒駆動機構（図示Ｕず）や冷却材４のム１
測系等を内蔵した炉心上部機構９および燃料交換１ｊ１
１０が設【ノられている。
そし゛Ｃ１原子炉容器１内部の液面近傍には、本発明の
一実施例である炉壁保護装置２０が設けられ−Ｃいる。
一実施例である炉壁保護装置２０が設けられ−Ｃいる。
第２図は第１図のＡ部の詳細、すなわち本発明の一実施
例の原子炉容器保護装置を示すもので、図において符号
２１は固定プラグ７ａの下端より吊り下げられ原子炉容
器１内周に沿って形成されるヘッダを示している。
例の原子炉容器保護装置を示すもので、図において符号
２１は固定プラグ７ａの下端より吊り下げられ原子炉容
器１内周に沿って形成されるヘッダを示している。
固定プラグ７ａに穿設される貫通孔２２内にはポンプ保
持装置２３が挿入され、このポンプ保持装置２３の下端
には胴管２／Ｉを介してポンプ２５が配設されている。
持装置２３が挿入され、このポンプ保持装置２３の下端
には胴管２／Ｉを介してポンプ２５が配設されている。
ポンプ２５の下端には液体金属内に先端を挿入される汲
上管２７が配設されている。また、胴管２４にはヘッダ
２１内に間口する配管２８が接続されＣおり、ポンプ保
持装置２３の下端には、ヘッダ２１内の液位を測定する
液面計２９が配設されている。ヘッダ２１の外周側面に
は原子炉容器１壁に対向して放射状にノズル３０が多数
形成され、このノズル３０は原子炉の起動、停止時に原
子炉容器１壁の軸方向温度勾配を低減し得るように軸方
向に多段層に適正配置されている。そして、このノズル
３０の先端には流出冷却材を幅広く飛散できるようにス
クリーン３１が組込まれている。なお耐震強度を向上さ
せるためポンプ２５はヘッダ２１に取付けられたザボー
ト２６により支持されている。
上管２７が配設されている。また、胴管２４にはヘッダ
２１内に間口する配管２８が接続されＣおり、ポンプ保
持装置２３の下端には、ヘッダ２１内の液位を測定する
液面計２９が配設されている。ヘッダ２１の外周側面に
は原子炉容器１壁に対向して放射状にノズル３０が多数
形成され、このノズル３０は原子炉の起動、停止時に原
子炉容器１壁の軸方向温度勾配を低減し得るように軸方
向に多段層に適正配置されている。そして、このノズル
３０の先端には流出冷却材を幅広く飛散できるようにス
クリーン３１が組込まれている。なお耐震強度を向上さ
せるためポンプ２５はヘッダ２１に取付けられたザボー
ト２６により支持されている。
以上のように構成された原子炉容器保護装置では、原子
炉の起動あるいは停止運転に先立ち、ポンプ２５が起動
され、原子炉容器１内の冷却材４が汲上管２７、ポンプ
２５、配管２８を経由してヘッダ２１内に汲上げられる
。ヘッダ２１内に話却材４が貯留されるにつれヘッダ２
１側面のノズル３０．スクリーン３１を通して幅広く飛
散した冷却材が原子炉容器１の内壁面に到達し、原子炉
容器１壁が加熱（原子炉起動時）または冷却（原子炉停
止時）される。
炉の起動あるいは停止運転に先立ち、ポンプ２５が起動
され、原子炉容器１内の冷却材４が汲上管２７、ポンプ
２５、配管２８を経由してヘッダ２１内に汲上げられる
。ヘッダ２１内に話却材４が貯留されるにつれヘッダ２
１側面のノズル３０．スクリーン３１を通して幅広く飛
散した冷却材が原子炉容器１の内壁面に到達し、原子炉
容器１壁が加熱（原子炉起動時）または冷却（原子炉停
止時）される。
第３図（ａ ）、（ｂ）は原子炉容器１の液面近傍から
上端までの軸方向温度分布を示づグラフであり、（ａ）
は原子炉起動時の、（ｂ）は原子炉停止時の代表的な温
度分布を示している。図中実線は第２図に示した炉壁保
護装置を用いた時の原子炉容器１の温度分布を、破線は
保護装置を用いない時の温度分布を示している。
上端までの軸方向温度分布を示づグラフであり、（ａ）
は原子炉起動時の、（ｂ）は原子炉停止時の代表的な温
度分布を示している。図中実線は第２図に示した炉壁保
護装置を用いた時の原子炉容器１の温度分布を、破線は
保護装置を用いない時の温度分布を示している。
この第３図より明らかなように、第１図に示した保護装
置“を用いる場合には、保護装置なしの場合に比較し、
原子炉起動時、原子炉停止時ともに軸方向温度勾配の最
大値を著しく低減することができる。なお、トリップ後
の短時間の間はポンプ２５を起動しても、原子炉容器１
壁面を冷却する方式が十分効果を発揮できないため、こ
の場合には、第２図に示した原子炉容器サーマルバッフ
ル１１が炉壁保護に寄与することになる。
置“を用いる場合には、保護装置なしの場合に比較し、
原子炉起動時、原子炉停止時ともに軸方向温度勾配の最
大値を著しく低減することができる。なお、トリップ後
の短時間の間はポンプ２５を起動しても、原子炉容器１
壁面を冷却する方式が十分効果を発揮できないため、こ
の場合には、第２図に示した原子炉容器サーマルバッフ
ル１１が炉壁保護に寄与することになる。
また、ポンプ２５おにびその関連機器は高信頼性を有す
るよう炭田、製作されるが、万一不具合が生じた場合に
はポンプ保持装＠２３を固定プラグ７ａから引ぎ抜くこ
とにより、それと一体向に＠１ ）γてられＩＣ汲−Ｆ
管２７、ポンプ２５、配管２８および液・而ｆｆｔ ２
’９を取り出し、不具合個所を修理覆ることができる
。
るよう炭田、製作されるが、万一不具合が生じた場合に
はポンプ保持装＠２３を固定プラグ７ａから引ぎ抜くこ
とにより、それと一体向に＠１ ）γてられＩＣ汲−Ｆ
管２７、ポンプ２５、配管２８および液・而ｆｆｔ ２
’９を取り出し、不具合個所を修理覆ることができる
。
［発明の効果］
以上述べたように本発明の原子炉容器保護装置によれば
、次のような効果を得ることがＣきる。
、次のような効果を得ることがＣきる。
（１）原子炉起動時や停止時において、原子炉容器液面
近傍に生ずる軸方向温度勾配を低減することにより原子
炉容器の熱応力を低減でき、この結・果、原子炉容器の
破損を防止することができる。
近傍に生ずる軸方向温度勾配を低減することにより原子
炉容器の熱応力を低減でき、この結・果、原子炉容器の
破損を防止することができる。
（２）原子炉容器壁に各種機器を直接固定する必要がな
いため、原子炉容器の本来の重要機能である原子炉冷却
材バウンダリの維持を損うことなく原子炉容器壁保護を
行なうことができる。
いため、原子炉容器の本来の重要機能である原子炉冷却
材バウンダリの維持を損うことなく原子炉容器壁保護を
行なうことができる。
（３）炉心より流出した後の冷却材を用い、この冷却材
を再び炉上部プレナムに戻しているため、冷却材流量や
熱バランスの問題を解消することができる。
を再び炉上部プレナムに戻しているため、冷却材流量や
熱バランスの問題を解消することができる。
（４）比較的単純な構造であるため物量の増大を抑える
ことができ、また運転も冷却系システムとの複雑なイン
タロック等もなく比較的簡単に行なうことかぐきる。
ことができ、また運転も冷却系システムとの複雑なイン
タロック等もなく比較的簡単に行なうことかぐきる。
（５）炉心より流出した冷却材を導入して冷却材液面よ
り上部の炉壁を加熱、冷却するため、該流体の温度は原
子炉出力に係わらず、常に原子炉冷却材温度に正しく追
随し、はぼ同一温度であるため、部分出力時の液面近傍
軸方向温度勾配の軽減を極めて効果的に行なうことがで
きる。
り上部の炉壁を加熱、冷却するため、該流体の温度は原
子炉出力に係わらず、常に原子炉冷却材温度に正しく追
随し、はぼ同一温度であるため、部分出力時の液面近傍
軸方向温度勾配の軽減を極めて効果的に行なうことがで
きる。
第１図は本発明の一実施例の保護装置を配置した原子炉
を示す縦断面図、第２図は第１図のＡ部の詳細を示す拡
大ｍｉ面図、第３図（ａ ）、（ｂ）はそれぞれ原子炉
起動時および停止時における原子炉容器の冷却材液面近
傍から炉壁上端間での温度分布を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉容器２・・・・・・
・・・・・・炉心槽 ３・・・・・・・・・・・・炉 心 ４・・・・・・・・・・・・冷却材 ５・・・・・・・・・・・・冷却材流入管６・・・・・
・・・・・・・冷却材流出管７・・・・・・・・・・・
・遮蔽プラグ１１・・・・・・・・・・・・ザーマルバ
ッフル２１・・・・・・・・・・・・ヘッダ ２３・・・・・・・・・・・・ポンプ保持装置２５・・
・・・・・・・・・・ポンプ ２６・・・・・・・・・・・・サポート２７・・・・・
・・・・・・・汲上管 ２８・・・・・・・・・・・・配 管 ２９・・・・・・・・・・・・液面計 ３０・・・・・・・・・・・・ノズル ３１・・・・・・・・・・・・スクリーン代理人弁理士
須 山 佐 − 第１図 第２図
を示す縦断面図、第２図は第１図のＡ部の詳細を示す拡
大ｍｉ面図、第３図（ａ ）、（ｂ）はそれぞれ原子炉
起動時および停止時における原子炉容器の冷却材液面近
傍から炉壁上端間での温度分布を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉容器２・・・・・・
・・・・・・炉心槽 ３・・・・・・・・・・・・炉 心 ４・・・・・・・・・・・・冷却材 ５・・・・・・・・・・・・冷却材流入管６・・・・・
・・・・・・・冷却材流出管７・・・・・・・・・・・
・遮蔽プラグ１１・・・・・・・・・・・・ザーマルバ
ッフル２１・・・・・・・・・・・・ヘッダ ２３・・・・・・・・・・・・ポンプ保持装置２５・・
・・・・・・・・・・ポンプ ２６・・・・・・・・・・・・サポート２７・・・・・
・・・・・・・汲上管 ２８・・・・・・・・・・・・配 管 ２９・・・・・・・・・・・・液面計 ３０・・・・・・・・・・・・ノズル ３１・・・・・・・・・・・・スクリーン代理人弁理士
須 山 佐 − 第１図 第２図
Claims (1)
- （１）原子炉容器内に収容される冷却材液面上方に前記
原子炉容器と一定間隔をおいて同心状に配設されるヘッ
ダと、このヘッダの前記原子炉容器側に配設される複数
のノズルと、固定プラグに穿設される貫通孔から前記原
子炉容器内に垂下され前記原子炉容器内に収容される前
記冷却材を前記ヘッダ内に移送するポンプとを備えたこ
とを特徴とする原子炉容器保護装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58154489A JPS6046483A (ja) | 1983-08-24 | 1983-08-24 | 原子炉容器保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58154489A JPS6046483A (ja) | 1983-08-24 | 1983-08-24 | 原子炉容器保護装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6046483A true JPS6046483A (ja) | 1985-03-13 |
Family
ID=15585357
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58154489A Pending JPS6046483A (ja) | 1983-08-24 | 1983-08-24 | 原子炉容器保護装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6046483A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10506846B2 (en) | 2013-02-13 | 2019-12-17 | Adidas Ag | Cushioning element for sports apparel |
-
1983
- 1983-08-24 JP JP58154489A patent/JPS6046483A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10506846B2 (en) | 2013-02-13 | 2019-12-17 | Adidas Ag | Cushioning element for sports apparel |
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