JPS62190483A - 沸騰水形原子炉の炉内支持構造 - Google Patents
沸騰水形原子炉の炉内支持構造Info
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- JPS62190483A JPS62190483A JP61031656A JP3165686A JPS62190483A JP S62190483 A JPS62190483 A JP S62190483A JP 61031656 A JP61031656 A JP 61031656A JP 3165686 A JP3165686 A JP 3165686A JP S62190483 A JPS62190483 A JP S62190483A
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Classifications
-
- 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
- Motor Or Generator Cooling System (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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、沸騰水形原子炉の炉内支持構造に係り、特に
沸騰水形原子炉に設置されるジェットポンプ付近の炉内
支持構造に関する。
沸騰水形原子炉に設置されるジェットポンプ付近の炉内
支持構造に関する。
沸騰水形原子炉は、第８図に示すように、原子炉圧力容
器１、ジェットポンプ２、炉心シュラウド３、炉心支持
構造者４．５．６、蒸気乾燥器７、気水分離器８および
炉心９等で構成されている。
器１、ジェットポンプ２、炉心シュラウド３、炉心支持
構造者４．５．６、蒸気乾燥器７、気水分離器８および
炉心９等で構成されている。
また第９図に原子炉冷却材の系統を示す。第９図におい
て、ジェットポンプ２から出た冷却材は、炉心下部プレ
ナム１０を通過し炉心９の燃料集合体１１に導かれ、そ
の間隙を通過する間に加熱され気水混合の二相流となる
。炉心９を出た気水混合流は、炉心上部ブレナム１２を
通過し気水分離器８内に送られ蒸気と水とに分離される
。蒸気は、更に蒸気乾燥器７に入って最終的に蒸気中の
湿分が取り除かれた後、主蒸気ノズル１３から原子炉圧
力容器１外へ出る。
て、ジェットポンプ２から出た冷却材は、炉心下部プレ
ナム１０を通過し炉心９の燃料集合体１１に導かれ、そ
の間隙を通過する間に加熱され気水混合の二相流となる
。炉心９を出た気水混合流は、炉心上部ブレナム１２を
通過し気水分離器８内に送られ蒸気と水とに分離される
。蒸気は、更に蒸気乾燥器７に入って最終的に蒸気中の
湿分が取り除かれた後、主蒸気ノズル１３から原子炉圧
力容器１外へ出る。
気水分離器８及び蒸気乾燥器７で分離された水は、炉心
シュラウド３と原子炉圧力容器１との間に形成された環
状部を下方に流れ、給水スパージャ１４から原子炉圧力
容器１内に入ってくる給水と合流してその一部は再循環
ループ１５へ行き、残りは直接ジェットポンプ２へ入る
。
シュラウド３と原子炉圧力容器１との間に形成された環
状部を下方に流れ、給水スパージャ１４から原子炉圧力
容器１内に入ってくる給水と合流してその一部は再循環
ループ１５へ行き、残りは直接ジェットポンプ２へ入る
。
第１０図は、ジェットポンプの構成図である。
このジェットポンプは原子炉圧力容器１内の炉心シュラ
ウド３と原子炉圧力容器１との間の環状部に配置されて
いる。炉心９の上部の気水分離器８及び蒸気乾燥器７か
ら出た飽和水は、給水と混合され、このうち炉心流量の
一部はライザ１８を経て再循環ループ１５に取出され、
再循環ポンプで昇圧されジェットポンプのノズルアセン
ブリ２１から高速噴出流２０として、ディフューザー１
７へ吐出される。また残りの炉心流量は、高速噴出７禿
２０により、ノズル出口に生じた低圧部からジェットポ
ンプ内に吸引され、第９図の炉心下部ブレナム１０へ吐
出される。
ウド３と原子炉圧力容器１との間の環状部に配置されて
いる。炉心９の上部の気水分離器８及び蒸気乾燥器７か
ら出た飽和水は、給水と混合され、このうち炉心流量の
一部はライザ１８を経て再循環ループ１５に取出され、
再循環ポンプで昇圧されジェットポンプのノズルアセン
ブリ２１から高速噴出流２０として、ディフューザー１
７へ吐出される。また残りの炉心流量は、高速噴出７禿
２０により、ノズル出口に生じた低圧部からジェットポ
ンプ内に吸引され、第９図の炉心下部ブレナム１０へ吐
出される。
第１１図は、炉心支持構造を示す断面図である。
この炉心支持構造は、現地にて円筒形の炉心シュラウド
３と据付性を容易にするために、同様の円筒形状にした
シュラウドサポートシリンダ５、炉心の重量を原子炉圧
力容器１に伝え、かつジェットポンプ２の吐出側の流体
を炉心に送るために開口部が設けられ、カラムタイプに
したシュラウドサポートレグ６及びジェットポンプ２を
直接支えるためのシュラウドサポートフランジ４の３種
類の部品から構成されている。
３と据付性を容易にするために、同様の円筒形状にした
シュラウドサポートシリンダ５、炉心の重量を原子炉圧
力容器１に伝え、かつジェットポンプ２の吐出側の流体
を炉心に送るために開口部が設けられ、カラムタイプに
したシュラウドサポートレグ６及びジェットポンプ２を
直接支えるためのシュラウドサポートフランジ４の３種
類の部品から構成されている。
この炉心支持構造は、部品数が多くその製作に多大な時
間を要し、又第１２図および第１３図に示すように、ジ
ェットポンプ２から吐出された流体は、シュラウドサポ
ートレグ６に設けられた図示していない開口部を通過す
るために圧力損失が大きくなり、流体がスムースに流れ
ない。第１４図において、炉心の重量Ｗを原子炉圧力容
器１及び原子炉圧力容器支持スカート２２を経て原子炉
圧力容器基礎２３へ伝えるシュラウドサポートレグ６は
、原子炉圧力容器支持スカート２２と離れているため、
炉心の重量Ｗがスムースに原子炉圧力容器基礎２３へ伝
わらない。
間を要し、又第１２図および第１３図に示すように、ジ
ェットポンプ２から吐出された流体は、シュラウドサポ
ートレグ６に設けられた図示していない開口部を通過す
るために圧力損失が大きくなり、流体がスムースに流れ
ない。第１４図において、炉心の重量Ｗを原子炉圧力容
器１及び原子炉圧力容器支持スカート２２を経て原子炉
圧力容器基礎２３へ伝えるシュラウドサポートレグ６は
、原子炉圧力容器支持スカート２２と離れているため、
炉心の重量Ｗがスムースに原子炉圧力容器基礎２３へ伝
わらない。
シュラウドサポートレグ６と原子炉圧力容器１の取付溶
接部を点検する場合、シュラウドサポートレグ６が第１
１図に示すようにシュラウドサポートフランジ４で仕切
られていることから、原子炉圧力容器１と炉心シュラウ
ド３の環状部からは接近できない。従って、炉内側から
点検する必要がある。
接部を点検する場合、シュラウドサポートレグ６が第１
１図に示すようにシュラウドサポートフランジ４で仕切
られていることから、原子炉圧力容器１と炉心シュラウ
ド３の環状部からは接近できない。従って、炉内側から
点検する必要がある。
しかしながら、原子炉内構造物は第１５図に示すように
蒸気乾燥器７、気水分離器８、制御棒３０等の多数の機
器がある。このためシュラウドサポートレグ６と原子炉
圧力容器１との溶接部の検査を原子炉圧力容器１の内面
から実施する場合、第１６図に示すように上記した各機
器を取り外し、上部格子板２９および支持板３１のそれ
ぞれに形成されている孔に小型のテレビカメラ２６を挿
通させ、かつ制御棒駆動機構ハウジング３３間の極めて
狭い間隙にテレビカメラ２６を設置しなけれはならない
。したがって、従来の炉内支持構造では、原子炉圧力容
器内の検査に長期の工程を要するばかりでなく、作業性
が極めて悪いものであった。
蒸気乾燥器７、気水分離器８、制御棒３０等の多数の機
器がある。このためシュラウドサポートレグ６と原子炉
圧力容器１との溶接部の検査を原子炉圧力容器１の内面
から実施する場合、第１６図に示すように上記した各機
器を取り外し、上部格子板２９および支持板３１のそれ
ぞれに形成されている孔に小型のテレビカメラ２６を挿
通させ、かつ制御棒駆動機構ハウジング３３間の極めて
狭い間隙にテレビカメラ２６を設置しなけれはならない
。したがって、従来の炉内支持構造では、原子炉圧力容
器内の検査に長期の工程を要するばかりでなく、作業性
が極めて悪いものであった。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をなくし、ジ
ェットポンプ吐出側の流体の流れをスムースにさせ、か
つ炉心の重量を直接原子炉圧力容器支持スカートに伝え
、しかも原子炉の炉心支持構造物と原子炉圧力容器との
取付溶接部を原子炉圧力容器の内面から検査できる沸謄
水形原子炉の炉内支持構造を提供することにある。
ェットポンプ吐出側の流体の流れをスムースにさせ、か
つ炉心の重量を直接原子炉圧力容器支持スカートに伝え
、しかも原子炉の炉心支持構造物と原子炉圧力容器との
取付溶接部を原子炉圧力容器の内面から検査できる沸謄
水形原子炉の炉内支持構造を提供することにある。
上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器
内に設置された炉心シュラウドの外壁面と原子炉圧力容
器の内壁面との間に形成される環状の空隙部に複数個の
ジェットポンプが配置されるとともに原子炉圧力容器を
支持する原子炉圧力容器支持スカートを備えた沸謄水形
原子炉において、円錐状に形成されたシュラウドサポー
トを、前記炉心シュラウドの下端部と、前記原子炉圧力
容器と前記原子炉圧力容器支持スカートとの接続部付近
との間に架設し、該シュラウドサポートに前記ジェット
ポンプの吐出側に連通ずる開口部を設けたものである。
内に設置された炉心シュラウドの外壁面と原子炉圧力容
器の内壁面との間に形成される環状の空隙部に複数個の
ジェットポンプが配置されるとともに原子炉圧力容器を
支持する原子炉圧力容器支持スカートを備えた沸謄水形
原子炉において、円錐状に形成されたシュラウドサポー
トを、前記炉心シュラウドの下端部と、前記原子炉圧力
容器と前記原子炉圧力容器支持スカートとの接続部付近
との間に架設し、該シュラウドサポートに前記ジェット
ポンプの吐出側に連通ずる開口部を設けたものである。
円錐状に形成されたシュラウドサポートにジェットポン
プの吐出側と連通ずる開口部を有するので、従来のシュ
ラウドサポートレグを省略することができる。シュラウ
ドサポートレグによる冷却材の流れに障害となる構造物
が排除される。
プの吐出側と連通ずる開口部を有するので、従来のシュ
ラウドサポートレグを省略することができる。シュラウ
ドサポートレグによる冷却材の流れに障害となる構造物
が排除される。
炉心シュラウドと、原子炉圧力容器と原子炉圧力容器支
持スカートと溶接部付近と、の間にシュラウドサポート
が架設されるから炉心の重量はシュラウドサポートを介
して短い経路で原子炉圧力容器支持スカートに伝達され
る。従来のシェラウドサポートフランジを省略でき、原
子炉圧力容器の内部から原子炉圧力容器と原子炉圧力容
器支持スカートとの溶接に接近し、検査を実施できる。
持スカートと溶接部付近と、の間にシュラウドサポート
が架設されるから炉心の重量はシュラウドサポートを介
して短い経路で原子炉圧力容器支持スカートに伝達され
る。従来のシェラウドサポートフランジを省略でき、原
子炉圧力容器の内部から原子炉圧力容器と原子炉圧力容
器支持スカートとの溶接に接近し、検査を実施できる。
第１図は、本発明にかかる沸騰水形原子炉の炉内支持構
造の一実施例を示す断面図である。第２図は第１図のＡ
−Ａ線断面図、第３図は第２図のＢ−Ｂ矢視図である。
造の一実施例を示す断面図である。第２図は第１図のＡ
−Ａ線断面図、第３図は第２図のＢ−Ｂ矢視図である。
この支持構造物は、炉心シュラウド３から下方に延設さ
れたシュラウドサポート２４が円錐形に形成されている
。またジェットポンプ２は、その先端部がホーン状に形
成され、シュラウドサポート２４に直接接続されている
。ジエ’７トボンプホーン部２５が取り付けられたシュ
ラウドサポート２４にはジェットポンプ２からの高速噴
出流を吐出するための開口部が形成されている。
れたシュラウドサポート２４が円錐形に形成されている
。またジェットポンプ２は、その先端部がホーン状に形
成され、シュラウドサポート２４に直接接続されている
。ジエ’７トボンプホーン部２５が取り付けられたシュ
ラウドサポート２４にはジェットポンプ２からの高速噴
出流を吐出するための開口部が形成されている。
次に上記のように構成される支持構造物の作用について
説明する。
説明する。
ジェットポンプ吐出側の流体は、ジェットポンプホーン
部２５を経てシュラウドサポート２４の開口部から原子
炉圧力容器１の内壁面に沿って流れる。この状態を模式
的に示したのが第２図および第３図である。本実施例で
は従来の支持構造物のようにシュラウドサポートレグ６
が介在しないので、ジェットポンプ２からの冷却材は、
図中矢印で示すようにスムースに炉心プレナム１０に導
入される。
部２５を経てシュラウドサポート２４の開口部から原子
炉圧力容器１の内壁面に沿って流れる。この状態を模式
的に示したのが第２図および第３図である。本実施例で
は従来の支持構造物のようにシュラウドサポートレグ６
が介在しないので、ジェットポンプ２からの冷却材は、
図中矢印で示すようにスムースに炉心プレナム１０に導
入される。
また炉心重量の原子炉圧力容器基礎への荷重の伝達の状
況を第４図に模式的に示す。第４図において、円錐形の
シェラウドサポート２４の下端部は、原子炉圧力容器ｌ
を直接支持する原子炉圧力容器支持スカート２２に近接
して設置されている。
況を第４図に模式的に示す。第４図において、円錐形の
シェラウドサポート２４の下端部は、原子炉圧力容器ｌ
を直接支持する原子炉圧力容器支持スカート２２に近接
して設置されている。
したがって、第４図に矢印で示すように炉心の重量Ｗが
原子炉圧力容器支持スカート２２を介して原子炉圧力容
器基礎２３に伝達されるまでの経路が短く、炉心の重量
Ｗは原子炉圧力容器基礎２３にスムースに伝達される。
原子炉圧力容器支持スカート２２を介して原子炉圧力容
器基礎２３に伝達されるまでの経路が短く、炉心の重量
Ｗは原子炉圧力容器基礎２３にスムースに伝達される。
更に第５図に本実施例における原子炉圧力容器１の内面
からの検査例を説明する。
からの検査例を説明する。
シュラウドサポートと原子炉圧力容器との溶接部は、高
い熱応力が発生し、長期間の運転中に疲労することが考
えられる。したがって、定期的にシュラウドサポートと
原子炉圧力容器との溶接部を検査する必要がある。
い熱応力が発生し、長期間の運転中に疲労することが考
えられる。したがって、定期的にシュラウドサポートと
原子炉圧力容器との溶接部を検査する必要がある。
従来の場合、第１１図に示すように原子炉圧力容器１と
炉心シュラウド３との間隙を利用してテレビカメラを挿
入する際、シュラウドサポートフランジ４が障害物とな
り、シュラウドサポートと原子炉圧力容器１との溶接部
に接近することが不可能である。第５図に示す実施例に
おいて、原子炉圧力容器１とジェットポンプ２との間隙
からテレビカメラ２６を降下させ、原子炉圧力容器１と
シュラウドサポート２４との溶接部までテレビカメラ２
６を接近させることができる。第２図にはテレビカメラ
２６を前記溶接部に接近させたときの状態を平面的に示
している。
炉心シュラウド３との間隙を利用してテレビカメラを挿
入する際、シュラウドサポートフランジ４が障害物とな
り、シュラウドサポートと原子炉圧力容器１との溶接部
に接近することが不可能である。第５図に示す実施例に
おいて、原子炉圧力容器１とジェットポンプ２との間隙
からテレビカメラ２６を降下させ、原子炉圧力容器１と
シュラウドサポート２４との溶接部までテレビカメラ２
６を接近させることができる。第２図にはテレビカメラ
２６を前記溶接部に接近させたときの状態を平面的に示
している。
第６図は本発明にかかる沸騰水形原子炉の炉内支持構造
の他の実施例を示す断面図、第７図は第６図のＣ−Ｃ矢
視図である。
の他の実施例を示す断面図、第７図は第６図のＣ−Ｃ矢
視図である。
この支持構造物は、ジェットポンプ２の形状が曲管部の
ないトーラス形にしたものであり、その他の構成は第１
図に示す実施例と同様である。この支持構造では、第１
図に示す支持構造と同様な効果とともにジェットポンプ
トーラス部３４の製作性が容易であるという効果を有す
る。
ないトーラス形にしたものであり、その他の構成は第１
図に示す実施例と同様である。この支持構造では、第１
図に示す支持構造と同様な効果とともにジェットポンプ
トーラス部３４の製作性が容易であるという効果を有す
る。
要は本発明において、従来の炉内支持構造におけるシュ
ラウドサポートレグに相当する部材を円錐形のシュラウ
ドサポートとし、このシュラウドサポートを炉心シュラ
ウドに連設し、円錐形のシュラウドサポートに設けた開
口部にジェットポンプの吐出口が配置されるようにした
ものであればよい。したがって、ジェットポンプの形状
は特に制約はないが、円錐形のシュラウドサポートと原
子炉圧力容器との溶接部に至る傾城において、ジェット
ポンプによるテレビカメラ等の検査機器の挿入に対して
障害物とならない構造であればよい。
ラウドサポートレグに相当する部材を円錐形のシュラウ
ドサポートとし、このシュラウドサポートを炉心シュラ
ウドに連設し、円錐形のシュラウドサポートに設けた開
口部にジェットポンプの吐出口が配置されるようにした
ものであればよい。したがって、ジェットポンプの形状
は特に制約はないが、円錐形のシュラウドサポートと原
子炉圧力容器との溶接部に至る傾城において、ジェット
ポンプによるテレビカメラ等の検査機器の挿入に対して
障害物とならない構造であればよい。
以上のように本発明によれば、ジエフトボンブ吐出側の
流体の流れをスムースにさせて圧力損失を小さくでき、
また炉心の重量を直接原子炉圧力容器支持スカートに伝
達できるので原子炉の機械的強度安定性を確保でき、さ
らに炉心支持構造物と原子炉圧力容器との取付溶接部の
検査を原子炉圧力容器の内面から容易に行うことができ
る。
流体の流れをスムースにさせて圧力損失を小さくでき、
また炉心の重量を直接原子炉圧力容器支持スカートに伝
達できるので原子炉の機械的強度安定性を確保でき、さ
らに炉心支持構造物と原子炉圧力容器との取付溶接部の
検査を原子炉圧力容器の内面から容易に行うことができ
る。
第１図は本発明にかかる沸騰水形原子炉の炉内支持構造
の一実施例を示す断面図、第２図は第１図のＡ−Ａ線断
面図、第３図は第２図のＢ−Ｂ矢視図、第４図は第１図
に示す支持構造における炉心重量の伝達の状況を示す説
明図、第５図は第１図に示す支持構造における溶接部の
検査例を示す説明図、第６図は本発明にかかる沸騰水形
原子炉の炉内支持構造の他の実施例を示す断面図、第７
図は第６図のＣ−Ｃ矢視図、第８図は原子炉圧力容器お
よび炉内構造物の断面図、第９図は原子炉炉内構造物の
断面図、第１０図はジェットポンプの外観図、第１１図
は第８図のＡ部拡大断面図、第１２図は第１１図のＤ−
Ｄ断面図、第１３図は第１２図のＥ−Ｅ矢視図、第１４
図は従来の炉内支持構造における炉心重量の伝達の状況
を示す説明図、第１５図は原子炉炉内構造を一部断面で
示す斜視図、第１６図は従来の原子炉圧力容器内の検査
の状況を示すための説明図である。
の一実施例を示す断面図、第２図は第１図のＡ−Ａ線断
面図、第３図は第２図のＢ−Ｂ矢視図、第４図は第１図
に示す支持構造における炉心重量の伝達の状況を示す説
明図、第５図は第１図に示す支持構造における溶接部の
検査例を示す説明図、第６図は本発明にかかる沸騰水形
原子炉の炉内支持構造の他の実施例を示す断面図、第７
図は第６図のＣ−Ｃ矢視図、第８図は原子炉圧力容器お
よび炉内構造物の断面図、第９図は原子炉炉内構造物の
断面図、第１０図はジェットポンプの外観図、第１１図
は第８図のＡ部拡大断面図、第１２図は第１１図のＤ−
Ｄ断面図、第１３図は第１２図のＥ−Ｅ矢視図、第１４
図は従来の炉内支持構造における炉心重量の伝達の状況
を示す説明図、第１５図は原子炉炉内構造を一部断面で
示す斜視図、第１６図は従来の原子炉圧力容器内の検査
の状況を示すための説明図である。
Claims (3)
- （１）原子炉圧力容器内に設置された炉心シュラウドの
外壁面と原子炉圧力容器の内壁面との間に形成される環
状の空隙部に複数個のジェットポンプが配置されるとと
もに原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器支持スカ
ートを備えた沸騰水形原子炉において、円錐状に形成さ
れたシュラウドサポートを、前記炉心シュラウドの下端
部と、前記原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器支持ス
カートとの接続部付近との間に架設し、該シュラウドサ
ポートに前記ジェットポンプの吐出側に連通する開口部
を設けたことを特徴とする沸騰水形原子炉の炉内支持構
造。 - （２）前記ジェットポンプの吐出側がホーン形に形成さ
れていることを特徴とする特許請求の範囲第（１）項記
載の沸騰水形原子炉の炉内支持構造。 - （３）前記ジェットポンプの吐出側がトーラス形に形成
されていることを特徴とする特許請求の範囲第（１）項
記載の沸騰水形原子炉の炉内支持構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61031656A JPS62190483A (ja) | 1986-02-15 | 1986-02-15 | 沸騰水形原子炉の炉内支持構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61031656A JPS62190483A (ja) | 1986-02-15 | 1986-02-15 | 沸騰水形原子炉の炉内支持構造 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62190483A true JPS62190483A (ja) | 1987-08-20 |
Family
ID=12337195
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61031656A Pending JPS62190483A (ja) | 1986-02-15 | 1986-02-15 | 沸騰水形原子炉の炉内支持構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62190483A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6078728A (en) * | 1998-06-22 | 2000-06-20 | S. C. Johnson & Son, Inc. | Volatile carrier for use with a heating device |
| CN110534212A (zh) * | 2018-07-03 | 2019-12-03 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙 |
-
1986
- 1986-02-15 JP JP61031656A patent/JPS62190483A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| CN110534212A (zh) * | 2018-07-03 | 2019-12-03 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙 |
| CN110534212B (zh) * | 2018-07-03 | 2020-11-24 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 海洋核动力平台反应堆压力容器支撑裙 |
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