JPS5921000B2 - 原子炉設備 - Google Patents
原子炉設備Info
- Publication number
- JPS5921000B2 JPS5921000B2 JP51082860A JP8286076A JPS5921000B2 JP S5921000 B2 JPS5921000 B2 JP S5921000B2 JP 51082860 A JP51082860 A JP 51082860A JP 8286076 A JP8286076 A JP 8286076A JP S5921000 B2 JPS5921000 B2 JP S5921000B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- double
- reactor equipment
- containment vessel
- support
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、格納容器と、格納容器を取り囲みかつ格納容
器と共に二重管構造の生蒸気導管あるいは給水導管が貫
通するようなリング状室を形成する二次遮蔽体とをもっ
た原子炉設備に関する。
器と共に二重管構造の生蒸気導管あるいは給水導管が貫
通するようなリング状室を形成する二次遮蔽体とをもっ
た原子炉設備に関する。
コンクリートで作られた沸騰水形原子炉の原子炉圧力容
器に関するドイツ連邦共和国特許出願公開第23065
82号公報において、原子炉圧力容器の壁を貫通する二
重管を、内側管と外側管との間の空隙に配置された円錐
状体に固定することが知られている。
器に関するドイツ連邦共和国特許出願公開第23065
82号公報において、原子炉圧力容器の壁を貫通する二
重管を、内側管と外側管との間の空隙に配置された円錐
状体に固定することが知られている。
この場合外側管は直接コンクリートに取り付けられてい
る。
る。
このことはコンクリートが原子炉圧力容器の一部として
比較的高い温度を有しているからできるのである。
比較的高い温度を有しているからできるのである。
従って生蒸気導管と原子炉圧力容器との間の温度差およ
びそれに伴なう熱膨張は、標準的な導管長さが短かいた
め補償することができる。
びそれに伴なう熱膨張は、標準的な導管長さが短かいた
め補償することができる。
これに対し本発明においては、格納容器と二次遮蔽体と
の間のリング状室の範囲の生蒸気導管あるいは給水導管
、従って原子炉圧力容器から遠く離れている導管は勿論
確実に固定しなければならないが、他方では大きな温度
差のためおよびそのような温度差が作用する導管が長い
ために、上述の公知の原子炉圧力容器の場合のように固
定設置することができないということから出発している
。
の間のリング状室の範囲の生蒸気導管あるいは給水導管
、従って原子炉圧力容器から遠く離れている導管は勿論
確実に固定しなければならないが、他方では大きな温度
差のためおよびそのような温度差が作用する導管が長い
ために、上述の公知の原子炉圧力容器の場合のように固
定設置することができないということから出発している
。
従ってこの場合には安定しているが撓みやすい支持装置
が必要とされる。
が必要とされる。
この場合同時に、生蒸気導管あるいは給水導管の破損に
より格納容器と二次遮蔽体との間のリング状室が高圧下
におかれることのないように保証しなげればならない。
より格納容器と二次遮蔽体との間のリング状室が高圧下
におかれることのないように保証しなげればならない。
本発明に基づく原子炉設備は、二次遮蔽体の範囲におけ
る二重管を、二重管の外側にありかつそのリング状室を
閉鎖する切り込み部をもった円錐支持体で終わらせ、二
重管の他端を格納容器の中に長手方向に可動的に支持し
たことを特徴とする。
る二重管を、二重管の外側にありかつそのリング状室を
閉鎖する切り込み部をもった円錐支持体で終わらせ、二
重管の他端を格納容器の中に長手方向に可動的に支持し
たことを特徴とする。
本発明によれば二重管は二次遮蔽体の範囲に取り付けら
れる。
れる。
この取り付は箇所は二次遮蔽体のコンクリートで保護さ
れるので、外部からの機械的負荷が作用することはない
。
れるので、外部からの機械的負荷が作用することはない
。
この場合内側管並びに外側管の支持のために円錐状支持
体が用いられる。
体が用いられる。
従ってこの円錐状支持体は両方の管と堅く接続される。
更に円錐状支持体は両方の管の間のリング状室を閉鎖す
るので、そのために特別な装置は必要とされない。
るので、そのために特別な装置は必要とされない。
このようにして支持体の強度は同時に、支持体の範囲に
おける内側管の肉厚を厚くすることによって、生蒸気導
管からの漏洩が直接リング状室に行くような破損の危険
を防止する作用をする。
おける内側管の肉厚を厚くすることによって、生蒸気導
管からの漏洩が直接リング状室に行くような破損の危険
を防止する作用をする。
二重管の自由端を長手方向に対し可動的に支持すること
は支持体にかかる荷重を軽減させる。
は支持体にかかる荷重を軽減させる。
それによって格納容器の内部における生蒸気導管の破損
の際に反力が生じた場合、支持体における曲げ応力の発
生が避けられる。
の際に反力が生じた場合、支持体における曲げ応力の発
生が避けられる。
熱膨張によって生ずる二重管の長手方向の運動は、内側
にある支持体によって妨げられることはない。
にある支持体によって妨げられることはない。
支持体は円錐状殻体と固定すると良い。
その円錐状殻体は二次遮蔽体の気密閉鎖を形成するので
、二重コンテナが生ずる。
、二重コンテナが生ずる。
避けられない大きな温度差は、円錐状殻体によって許容
できない熱応力を発生することなしに吸収される。
できない熱応力を発生することなしに吸収される。
円錐殻体の肉厚は直径が増大するにつれて減少するよう
にされる。
にされる。
それによって所望の方法で可撓性を増大することができ
、同時に材料を節減できる。
、同時に材料を節減できる。
更に支持体の円錐角は直径の増大につれて大きくなるよ
うにすると良い。
うにすると良い。
このようにトランペット状に広がった支持体は同様に特
に大きな可撓性を有する。
に大きな可撓性を有する。
二次遮蔽体の外側にある生蒸気導管部分を、その導管の
直径の数倍の長さに亘って、生蒸気導管の全運転圧力用
に設計された保護管で取り囲むことを推奨する。
直径の数倍の長さに亘って、生蒸気導管の全運転圧力用
に設計された保護管で取り囲むことを推奨する。
この保護管は、二次遮蔽体の外部における万一の生蒸気
導管の仮想破損の際に生ずるような曲げモーメントを防
止するので、支持体に作用する力を更に制限することが
できる。
導管の仮想破損の際に生ずるような曲げモーメントを防
止するので、支持体に作用する力を更に制限することが
できる。
二重管は格納容器にたとえば2個の二重円錐状殻体を介
して支持できる。
して支持できる。
この支持装置は同様に格納容器の内部におくこともでき
るので、力を吸収するための一種のレバーアームは更に
大きくすることができる。
るので、力を吸収するための一種のレバーアームは更に
大きくすることができる。
たとえば二重管の自由端がコンクリート壁に支持される
場合、そのコンクリート壁を、原子炉設備の蒸気発生器
を取り囲むコンクリート製円筒体と接続すると良い。
場合、そのコンクリート壁を、原子炉設備の蒸気発生器
を取り囲むコンクリート製円筒体と接続すると良い。
この場合このコンクリート製円筒体の一般に機械的に非
常に強い構成は、生蒸気導管の支持のために使用できる
。
常に強い構成は、生蒸気導管の支持のために使用できる
。
二重管の自由端はしかし鋼製構造物に設けることもでき
る。
る。
更に二重管の自由端が補償器によって可動的に気密にさ
れると良い。
れると良い。
即ちそれによって場合によっては汚染されている蒸気の
二重管への侵入をできるだけ阻止するためである。
二重管への侵入をできるだけ阻止するためである。
以下図面に示す実施例に基づいて本発明の詳細な説明す
るに、第1図にはたとえば出力1300MWeの加圧水
膨原子炉設備の一部の垂直断面図が、第2図には別の実
施例の拡大断面図が、第3図には支持体の異なる実施例
の拡大断面図がそれぞれ示されている。
るに、第1図にはたとえば出力1300MWeの加圧水
膨原子炉設備の一部の垂直断面図が、第2図には別の実
施例の拡大断面図が、第3図には支持体の異なる実施例
の拡大断面図がそれぞれ示されている。
原子炉設備の主要部分、すなわち原子炉圧力容器および
蒸気発生器をもった一次冷却回路は、球形の鋼製格納容
器2によって気密に取り囲まれたコンクリート製円筒体
1の内部に配置されている。
蒸気発生器をもった一次冷却回路は、球形の鋼製格納容
器2によって気密に取り囲まれたコンクリート製円筒体
1の内部に配置されている。
格納容器2の外側保護体としていわゆる二次遮蔽体3が
設けられる。
設けられる。
この二次遮蔽体はコンクリート構築物であり、断面で示
された箇所には、コンクリート張り出し部5で機械的に
堅牢に取り囲まれた外側弁室4がある。
された箇所には、コンクリート張り出し部5で機械的に
堅牢に取り囲まれた外側弁室4がある。
蒸気発生器(図示せず)から来る生蒸気導管8は、コン
クリート製円筒体1の開口9を通って導き出されている
。
クリート製円筒体1の開口9を通って導き出されている
。
開口9はコンクリート製ブラケット10で外側が覆われ
ている。
ている。
このブラケット10の下にある同様構成のコンクリート
製ブラケット11は、格納容器2および二次遮蔽体3を
貫通して導かれている生蒸気導入管の水平部分12を収
容している。
製ブラケット11は、格納容器2および二次遮蔽体3を
貫通して導かれている生蒸気導入管の水平部分12を収
容している。
この部分12は二重管13として形成されている。
二重管13は二次遮蔽体3の範囲において支持体14で
閉鎖されている。
閉鎖されている。
支持体14は、二重管13を大きな間隔を隔てて取り囲
み従って生蒸気導管の検査を可能にするような囲壁管1
6の中において、円錐状殻体15により固定されている
。
み従って生蒸気導管の検査を可能にするような囲壁管1
6の中において、円錐状殻体15により固定されている
。
更に支持体14には、生蒸気導管の管路中に曲管として
形成されかつ垂直な出口18をもつ遮断弁1Tが設けら
れている。
形成されかつ垂直な出口18をもつ遮断弁1Tが設けら
れている。
生蒸気導管は遮断弁1γのこの出口18から別の部分2
0を介して水平方向にタービン(図示せず)に導かれて
いる。
0を介して水平方向にタービン(図示せず)に導かれて
いる。
生蒸気導管の垂直出口部分18は支持管21によって取
り囲まれている。
り囲まれている。
更に遮断弁170ケーシングには安全弁22が取り付け
られ、その出口23はコンクリート囲壁5の外に導き出
され、この出口23の上部にはサイレンサ24が接続さ
れている。
られ、その出口23はコンクリート囲壁5の外に導き出
され、この出口23の上部にはサイレンサ24が接続さ
れている。
安全弁22の出口23の中に放出制御弁27を介して供
給される導管26を導くこともできる。
給される導管26を導くこともできる。
既に述べたように生蒸気導管はコンクリート製ブラケッ
ト11の中に支持されている。
ト11の中に支持されている。
そこでは外側管30の自由端は、2個の二重円錐状殻体
31.32から組み合わされかつコンクリート製ブラケ
ット11内においてリング33の上を摺動できる支持体
によって支持されている。
31.32から組み合わされかつコンクリート製ブラケ
ット11内においてリング33の上を摺動できる支持体
によって支持されている。
外側管30が気密に貫通している格納容器2に対する必
要な可撓性は、補償器35によって達成される。
要な可撓性は、補償器35によって達成される。
第2図に示すように、補償器35は保護管36によって
取り囲まれている。
取り囲まれている。
補償器35は殻体37.38を介して一方では二重管の
外側管30と、他方では支持リング40と接続されてい
る。
外側管30と、他方では支持リング40と接続されてい
る。
支持リング40は格納容器2に溶接されている。
更に第2図から、鍛鉄片として作られた支持体14が、
切り込み41によって二重管のリング状室42を閉鎖し
ていることがわかる。
切り込み41によって二重管のリング状室42を閉鎖し
ていることがわかる。
従って切り込み41によって分離された支持体の画部分
43゜44は、一方は外側管30と、他方は内側管45
と接続されている。
43゜44は、一方は外側管30と、他方は内側管45
と接続されている。
第2図は更に、二重管が切り込み41で閉鎖されている
場所における支持体14の内側部分が、内側管45ない
し支持体の一方の部分43における肉厚よりも非常に大
きな肉厚を有していることを示している。
場所における支持体14の内側部分が、内側管45ない
し支持体の一方の部分43における肉厚よりも非常に大
きな肉厚を有していることを示している。
それによってたとえば格納容器2と二次遮断体3との間
のリング状室46を加圧するような生蒸気導管の破損の
発生は防止される。
のリング状室46を加圧するような生蒸気導管の破損の
発生は防止される。
第2図の実施例の場合、二重管の支持体と反対側の端部
は、コンクリート製円筒体1に設けられた鋼構造物47
に取り付けられている。
は、コンクリート製円筒体1に設けられた鋼構造物47
に取り付けられている。
この鋼構造物47は、二重管の外側管30を導管の水平
部分12の長手方向に可動的に支持するリブ体48を有
している。
部分12の長手方向に可動的に支持するリブ体48を有
している。
中間室42は補償器51で閉鎖されている。
第3図には支持体の別の実施例が断面図で示されている
。
。
この場合支持体の円錐状殻体50として作られた部分は
異なった肉厚を有している。
異なった肉厚を有している。
図面から分るように、円錐状殻体50の肉厚は直径が大
きくなるに従って減少している。
きくなるに従って減少している。
従って円錐状殻体は同一の曲げ応力の梁に類似して作ら
れている。
れている。
更に円錐状殻体の円錐角は直径が大きくなるに従って大
きくなっている。
きくなっている。
直径の増大は第3図の実施例の場合連続的に生じている
。
。
しかし又円錐状殻体の部分をたとえば数個のリングから
作るために、連続的でなく部分的に直径を増大すること
もできる。
作るために、連続的でなく部分的に直径を増大すること
もできる。
第1図は本発明に基づく加圧水彩原子炉設備の一部垂直
断面図、第2図は別の実施例の要部拡大断面図、第3図
は支持体の別の実施例の断面図である。 1・・・・・・コンクリート製円筒体、2・・・・・・
格納容器、3・・・・・・二次遮蔽体、8・・・・・・
生蒸気導管、11・・・・・・コンクリート製ブラケッ
ト、13・・・・・・二重管、14・・・・・・支持体
、15・・・・・・円錐状殻体、18・・・・・・生蒸
気導管の一部分、21・・・・・・保護管、37゜38
・・・・・・二重円錐状殻体、41・・・・・・切り込
み、42・・・・・・リング状室、47・・・・・・鋼
製構造物、51・・・・・・補償器。
断面図、第2図は別の実施例の要部拡大断面図、第3図
は支持体の別の実施例の断面図である。 1・・・・・・コンクリート製円筒体、2・・・・・・
格納容器、3・・・・・・二次遮蔽体、8・・・・・・
生蒸気導管、11・・・・・・コンクリート製ブラケッ
ト、13・・・・・・二重管、14・・・・・・支持体
、15・・・・・・円錐状殻体、18・・・・・・生蒸
気導管の一部分、21・・・・・・保護管、37゜38
・・・・・・二重円錐状殻体、41・・・・・・切り込
み、42・・・・・・リング状室、47・・・・・・鋼
製構造物、51・・・・・・補償器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 格納容器と、格納容器を取り囲みかつ格納容器と共
に二重管構造の生蒸気導管あるいは給水導管が貫通する
ようなリング状室を形成する二次遮蔽体とをもった原子
炉設備において、二重管13を二次遮蔽体3の範囲にお
いて、二重管13の外側にありそのリング状室42を閉
鎖する切り込み部41をもった円錐状支持体14で終わ
らせ、二重管13の他端を格納容器2の中に長手方向に
移動可能に支持したことを特徴とする原子炉設備。 2 支持体14を円錐状殻体15に取り付け、円錐状殻
体15の肉厚を直径が増大するにつれて減少させること
を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉設備。 3 支持体14に設けられた円錐状殻体15の円錐角を
、直径が増大するにつれて太き(することを特徴とする
特許請求の範囲第1項又は第2項記載の原子炉設備。 4 二次遮蔽体3の外側にある生蒸気導管部分18を、
その導管の直径の数倍の長さに亘って、生蒸気導管の全
運転圧力に設定された保護管21で取り囲むことを特徴
とする特許請求の範囲第1項ないし第3項のいずれかに
記載の原子炉設備。 5 二重管13を格納容器2に対し2個の二重円錐状殻
体37,38を介して支持することを特徴とする特許請
求の範囲第1項ないし第4項のいずれかに記載の原子炉
設備。 6 二重管13の自由端を、原子炉設備の蒸気発生器を
取り囲むコンクリート製円筒体1と接続されたコンクリ
ート壁11に支持することを特徴とする特許請求の範囲
第1項ないし第5項のいずれかに記載の原子炉設備。 7 二重管13の自由端を鋼製構造物4γに支持したこ
とを特徴とする特許請求の範囲第1項ないし第5項のい
ずれかに記載の原子炉設備。 8 二重管13の自由端を補償器51によって可動的に
密閉することを特徴とする特許請求の範囲第6項又は第
7項記載の原子炉設備。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19752531168 DE2531168B2 (de) | 1975-07-11 | 1975-07-11 | Kernreaktoranlage |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5227990A JPS5227990A (en) | 1977-03-02 |
JPS5921000B2 true JPS5921000B2 (ja) | 1984-05-16 |
Family
ID=5951334
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP51082860A Expired JPS5921000B2 (ja) | 1975-07-11 | 1976-07-12 | 原子炉設備 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4092490A (ja) |
JP (1) | JPS5921000B2 (ja) |
BE (1) | BE843784A (ja) |
BR (1) | BR7603618A (ja) |
CH (1) | CH591747A5 (ja) |
DE (1) | DE2531168B2 (ja) |
ES (1) | ES449721A1 (ja) |
FR (1) | FR2317736A1 (ja) |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2701472C3 (de) * | 1977-01-14 | 1980-07-10 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Einrichtung zur Kupplung von Rohrleitungen bei Kernreaktor-Druckbehältern, insbesondere bei Siedewasserreaktoren |
CH625030A5 (ja) * | 1977-02-28 | 1981-08-31 | Kraftwerk Union Ag | |
FR2406869A1 (fr) * | 1977-10-21 | 1979-05-18 | Framatome Sa | Dispositif de protection des tuyauteries de vapeur a la sortie d'un reacteur nucleaire |
DE2921675A1 (de) * | 1979-05-29 | 1980-12-11 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Durchfuehrung einer rohrleitung im bereich einer kugelfoermigen sicherheitshuelle eines kernkraftwerkes |
DE2926995C2 (de) * | 1979-07-04 | 1987-02-05 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Rohrführung durch die Sicherheitshülle einer Kernreaktoranlage |
FR2462641A1 (fr) * | 1979-07-25 | 1981-02-13 | Framatome Sa | Dispositif de point fixe entre une tuyauterie et un support |
DE3150473C2 (de) * | 1981-12-19 | 1987-01-22 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Kernreaktoranlage |
US4587080A (en) * | 1982-02-05 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Compartmentalized safety coolant injection system |
DE3222943C2 (de) * | 1982-06-18 | 1988-01-21 | Brown Boveri Reaktor Gmbh | Kernreaktoranlage |
US4576782A (en) * | 1983-10-19 | 1986-03-18 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor loss of coolant protection system |
DE19601886C1 (de) * | 1996-01-19 | 1997-08-07 | Siemens Ag | Dampfleitung |
DE102004050308A1 (de) * | 2004-10-14 | 2006-06-14 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren und Probenahmesystem zur Gewinnung einer Probe aus der Atmosphäre in einem Reaktorsicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage |
RU2557669C1 (ru) * | 2014-02-26 | 2015-07-27 | Акционерное общество "Атомэнергопроект" (АО "Атомэнергопроект") | Герметичный кабельный ввод сквозь наружную и внутреннюю стены защитной оболочки атомной электростанции |
US9881704B2 (en) * | 2015-01-28 | 2018-01-30 | Nuscale Power, Llc | Containment vessel drain system |
US10354762B2 (en) | 2015-10-26 | 2019-07-16 | Nuscale Power, Llc | Passive cooling to cold shutdown |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1272234A (fr) * | 1960-10-25 | 1961-09-22 | Dinglerwerke A G | Dispositif pour le passage de conduites à travers des parois dans les installations hydrauliques, thermiques et de pompage |
CH492279A (de) * | 1968-05-17 | 1970-06-15 | Sulzer Ag | Atomkraftanlage für ein gasförmiges Arbeitsmedium |
DE2113672A1 (de) * | 1971-03-20 | 1972-09-21 | Kraftwerk Union Ag | Betondruckbehaelter fuer Druck- oder Siedewasser-Kernreaktoren |
SE360769B (ja) * | 1972-02-24 | 1973-10-01 | Atomenergi Ab | |
FR2214938B1 (ja) * | 1973-01-23 | 1976-05-14 | Commissariat Energie Atomique | |
DE2345580C3 (de) * | 1973-09-10 | 1978-05-24 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kernreaktoranlage |
AT356766B (de) * | 1974-01-25 | 1980-05-27 | Kraftwerk Union Ag | Frischdampf-absperreinrichtung fuer druck- wasserreaktoren |
-
1975
- 1975-07-11 DE DE19752531168 patent/DE2531168B2/de active Granted
-
1976
- 1976-03-17 CH CH338276A patent/CH591747A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-05-31 FR FR7616379A patent/FR2317736A1/fr active Granted
- 1976-06-07 BR BR7603618A patent/BR7603618A/pt unknown
- 1976-06-29 US US05/700,910 patent/US4092490A/en not_active Expired - Lifetime
- 1976-07-05 BE BE168631A patent/BE843784A/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-07-09 ES ES449721A patent/ES449721A1/es not_active Expired
- 1976-07-12 JP JP51082860A patent/JPS5921000B2/ja not_active Expired
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