(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
圧力容器（２２）、該圧力容器内の中間位置で略水平の向きに配置された炉心プレート（３４）、該炉心プレートより下方の場所で圧力容器の壁を貫通する開口（２４）、及び前記圧力容器の壁の開口から延在していて、第１の直径を持つノズル中孔（３８）を有するノズル（２６）を含んでいる原子炉に対する炉心差圧及び液体制御配管装置（２００）に於いて、
前記ノズル中孔（３８）の中及び前記圧力容器の壁の前記開口（２４）の中に配置され且つその中を通るように形成された第１の管部分（２０２）と、この第１の管部分（２０２）に接続される第２のＬ字形の管部分（２０４）とを含む管集成体を有し、
少なくとも前記第１の管部分（２０２）は、前記ノズル中孔（３８）の第１の直径より小さく且つ前記圧力容器の壁の前記開口（２４）の直径より小さい直径を持ち、前記管集成体の開放端が前記炉心プレート（３４）より上方の高さの所で前記圧力容器（２２）内に配置されていることにより、
前記炉心プレート（３４）より上方の高さに於ける圧力は、前記管集成体を通じて第１の管端から前記圧力容器の外部に位置する第２の管端まで連通し、且つ、前記開口の場所に於ける前記圧力容器（２２）内の圧力は、前記第１の管部分（２０２）の外面と前記圧力容器（２２）の壁並びに前記ノズル中孔（３８）の壁との間の環状空間（２１４）を通じて連通し、中性子吸収剤を前記環状空間（２１４）を介して前記圧力容器中に注入可能であることを特徴とする炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項２】
前記管集成体が更に、前記第１の管部分と前記第２の管部分とを結合する第１の収縮継手（２０６）を含んでいる請求項１記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項３】
前記第１の収縮継手がチネル継手である請求項２記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項４】
前記管集成体が更に、前記第２の管部分の一端に結合された一端及び前記炉心プレートより上方の高さの所に配置された他端（２１０）を持つ第３の管部分（２０８）を含んでいる請求項１記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項５】
前記管集成体が更に、前記第２の管部分と前記第３の管部分を結合する第２の収縮継手（２１２）を含んでいる請求項４記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項６】
前記第２の収縮継手がチネル継手である請求項５記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項７】
前記第１、第２及び第３の管部分がステンレス鋼より成る請求項４記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項８】
前記第１の管部分は、前記ノズル中孔の壁と前記第１の管部分の外面との間の環状空間（２１４）に前記ノズル中孔を介して中性子吸収材を注入する事が出来るように構成されている請求項１記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項９】
前記中性子吸収材が液体五硼酸塩である請求項８記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【請求項１０】
前記吸収材が、前記圧力容器の壁の前記開口のうちの容器内側位置で前記圧力容器の内部に注入される請求項８記載の炉心差圧及び液体制御配管装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する分野】
本発明は全般的に原子炉、更に具体的に言えば、炉心差圧を検出し、中性子吸収材を原子炉の炉心に注入することが出来るようにする装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
炉心差圧を検出して、中性子吸収材を原子炉の炉心に注入することが出来るようにする公知の装置は、一般的に、炭素含有量の高いステンレス鋼で構成された２本の別々の管又は導管を含む。特定の一例では、一方の管は他方の管よりも直径が小さく、この直径の小さい管が直径が大きい方の管の中に配置されて、管集成体を形成する。この管集成体は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の壁に形成された開口からソケットまで圧力容器の中を延在する。第１の管が、ソケットから、圧力容器内の炉心プレートより上方の高さまで延在していて、圧力容器内にある第１の管の開放端が、炉心プレートより上方の高さに於ける圧力に露出する。第１の管は直径が大きい方の管と流れが連通する。
【０００３】
第２の管が、ソケットから、炉心プレートより下方の高さまで延在していて、圧力容器内にある第２の管の開放端が、炉心プレートより下方の高さに於ける圧力に露出する。第２の管は直径が小さい方の管と流れが連通している。
この例では、開口がある場所での容器の壁の外側で、ノズルが壁から延在する。ノズルは、直径が小さい方の管の外径よりも大きな直径を持つ中孔を有する。容器の壁にある開口は、中孔の直径と大体等しい直径を持っている。直径の小さい管が壁の開口を通り抜けて、ノズル中孔に入る。ノズルの第１のポートが直径の小さい方の管の流路と流れが連通し、ノズルの第２のポートが直径の大きい方の管と流れが連通する。ノズルの第１及び第２のポートに圧力計を取付けることが出来る。
【０００４】
動作について説明すると、管の開放端の高さに於ける圧力容器内の圧力が、管を介して、ノズルのポートに結合された圧力計に伝達される。夫々の圧力計の圧力の読みを利用して、炉心差圧を決定することが出来る。周知のように、炉心差圧を利用して、原子炉の運転を制御することが出来る。
更に、液体中性子吸収材を原子炉圧力容器に注入しなければならない場合、吸収材はノズルの第１のポートから直径の小さい方の管に注入することが出来る。液体中性子吸収材が直径の小さい方の管を通って、この管の開放端から圧力容器に入る。その結果、中性子吸収材は、炉心プレートより下方の高さの所で、原子炉圧力容器に注入される。これが一般的に、このような吸収材を注入するのに望ましい場所である。
【０００５】
公知の差圧及び予備液体制御配管装置について言うと、ステンレス鋼の管を支持ブラケットに溶接する為に割れ目溶着接続部を使うのが典型的である。更に、炉心内の所望の場所及び高さの所に管を位置決めする為に、ソケット及びその他のコネクタを使うことが出来、典型的には管はこういうソケット及びコネクタに溶接される。こういう溶接部を使うと、ステンレス鋼の管材料の炭素含有量が高いことと原子炉の環境に露出していることにより、管の粒間応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）が生じることがある。
【０００６】
勿論、このようなＩＧＳＣＣは一方又は両方の管の破損を招くことがある。管集成体の内側にある直径の小さい方の管の破損は、炉心差圧を決定する能力が失われる結果になることがある。管集成体の外側の直径が大きい方の管の破損は、炉心差圧の読みが不正確になる可能性があり、ジェット・ポンプからの吐出水流が外側管の破損した領域に当たる場合、特にそうである。炉心差圧の読みが不正確であるか、或いはこういう読みを求めることが全く出来ないことは、原子炉の運転に悪影響があることが有り、修理を行う為に、原子炉の運転停止を必要とすることさえある。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】
従って、ＩＧＳＣＣの可能性を小さくし、こうして装置破損の可能性を小さくした炉心差圧及び中性子吸収材注入装置を提供することが望ましい。更に、このような装置として、破損が検出されるか又はその疑がいがある場合、原子炉に現在取付けられている現存の炉心差圧及び中性子吸収材注入装置に置換えることの出来る装置を提供することが望ましい。このような装置を提供することが発明の課題である。
【０００８】
【課題を解決するための手段】
上記の課題を達成する炉心差圧及び液体制御配管装置は、一形態では、圧力容器の壁の開口の中に配置されて、それを通り抜けてノズルの中孔に入るように構成された第１の管部分を持つ管集成体を含む。第１の管部分は、ノズル中孔の直径より小さく、且つ圧力容器の壁の開口の直径より小さい直径を持つ。その結果、第１の管部分と圧力容器の壁の開口との間に、ノズル中孔と流れが連通する環状空間が形成される。
【０００９】
更に、管集成体は第２のＬ字形の管部分を含む。第１の収縮継手が第１の管部分の一端を第２の管部分の一端に結合する。収縮継手は、一般的にこの業界で知られているチネル（Ｔｉｎｅｌ）形継手であって良い。
管集成体は、その開放端が炉心プレートより上方の高さの所に位置決めされるようにした第３の管部分をも含む。特に、第３の管部分は炉心プレートに設けた開口を通り抜け、この為、第３の管部分の開放端は炉心プレートより上方の高さの所にある。第２の収縮継手が第３の管部分の他端を第２の管部分の一端に結合する。
【００１０】
ノズルは、容器の壁と一体に形成することが出来るが、管集成体と流れが連通する第１のポートを含む。ノズルは、上に述べた環状空間と流れが連通する第２のポートをも含む。
動作について説明すると、炉心差圧を決定する為、炉心プレートより上方の高さに於ける圧力を管集成体を介してノズルの第１のポートに伝達する。炉心プレートより下方の圧力を環状空間を介してノズルの第２のポートに伝達する。こういう圧力を使って、炉心差圧を決定することが出来る。
【００１１】
中性子吸収材を炉心プレートより下方で容器に注入するため、中性子吸収材がノズルの第２のポートを介して環状部分に注入される。この吸収材は環状空間を流れて、環状空間が圧力容器の内部に開口する場所で、炉心内に注入される。中性子吸収材は、例えば液体五硼酸塩であって良い。
上述の本発明による装置を使うと、前に述べた公知の装置に比べて、破損の恐れが減少すると考えられる。例えば、上述の本発明による装置を使う時、公知の装置で必要な溶接部の数に比べて、溶接部の数が大幅に減少する。更に、上述の本発明による装置では、直径の大きい方の管の中に直径の小さい方の管を挿入した管集成体が無くなる。管の中に管があるという形式を除いたことは、取付けを簡単にすると共に、コストを下げると考えられる。更に、上述の本発明による装置は、公知の装置で破損が検出された場合、公知の装置に置換える為に使うことが出来る。
【００１２】
【詳しい説明】
図１は原子炉圧力容器２０の側面図である。公知の差圧及び液体制御配管装置のある部品の場所が、図１に線２−２で示されている。この装置が図２に更に詳しく示されている。
具体的に図２について説明すると、圧力容器の壁２２に流路すなわち開口２４が形成されていることが示されている。ノズル２７が壁２２と一体に形成されていて、それから延在している。炉心シュラウド２８がシュラウド支持円筒３０によって支持されている。シュラウド支持板３２が容器の壁２２とシュラウド支持円筒３０との間に延在している。シュラウド２８は、開口３６が形成された炉心プレート３４の回りに部分的に外被を形成している。上に述べた原子炉圧力容器２０並びにシュラウド２８や炉心プレート３４のような容器の部品は、ゼネラル・エレクトリック・カンパニーのＢＷＲ３、４及び５のような多数の沸騰水形原子炉にある容器集成体と略同様である。
【００１３】
公知の炉心差圧及び液体制御配管装置について言うと、こういう１つの公知の装置の種々の面が図２、３及び４に示されている。具体的に言うと、こういう装置は、容器の壁２２にある開口２４から延在する管集成体５０を含む。管集成体５０は開口２４からコネクタ５２まで延在している。管集成体５０は、外側の直径の大きい方の管５４及び内側の直径の小さい方の管を含む。直径の小さい方の管が直径の大きい方の管５４の中に配置されている。第１の管５６がコネクタ５２から、炉心プレート３４より下方の高さの場所まで延在している。第２の管５８がコネクタ５２から炉心プレート３４より上方の高さまで延在している。第１の管５６は管集成体５０の内側の直径の小さい方の管と流れが連通する。第２の管５８は外側の直径の大きい方の管５４と流れが連通する。支持ブラケット６０、６２、６４を利用して、管集成体５０及び管５６、５８を支持する。管集成体５０の外側の直径の大きい方の管５４は、開口２４がある場所で、容器の壁２２の内面に、隅肉溶接部６６を用いて溶接されている。
【００１４】
図３について説明すると、集成体５０の内側の直径が小さい方の管６８が開口２４を通って、Ｔ字形コネクタ２６に入る。管６８の外径は開口２４の直径より小さい。Ｔ字形コネクタ２６が中孔３８を持ち、管６８は中孔３８の直径より小さい直径を持っている。管６８の一端はＴ字形コネクタ２６の第１のポート７０と流れが連通する。
【００１５】
管６８の外面と中孔３８との間に環状空間７２が形成される。環状空間７２はＴ字形コネクタ２６の第２のポート７４と流れが連通する。圧力配管７６が第２のポート７４に結合され、そこから延在している。
図４は、図２に示したコネクタ５２を更に詳しく示す図である。管集成体５０がコネクタ５２の第１の端７８に結合される。管集成体５０の内側の管（すなわち、管６８）に結合された第１の管５６が、コネクタ５２の第２の端８０から延在している。管集成体５０の外側の管５４に結合された第２の管５８が、コネクタ５２に形成されたポート８２から延在している。
【００１６】
動作について説明すると、炉心差圧を測定するために、Ｔ字形コネクタ２６の第１及び第２のボート７０、７４に圧力計を結合することが出来る。第１のボート７０に結合された圧力計は、第１の管５６の開放端の高さに於ける炉心圧力の測定値を示す。第２のポート７４に結合された圧力計は、第２の管５８の開放端の高さに於ける炉心圧力の測定値を示す。これらの測定値を比較することにより、炉心差圧を決定することが出来る。
【００１７】
液体中性子吸収材の注入について言うと、この液体はＴ字形コネクタ２６の第１のポート７０から管６８に注入することが出来る。吸収材は管６８、コネクタ５２及び第１の管５６を流れて、その開放端に達する。その結果、この吸収材は炉心プレート３４より下方の高さの所で炉心に注入される。
図５及び６は、別の公知の炉心差圧及び中性子吸収材注入装置の側面図並びに平面図である。図５及び６に示す原子炉の部品で、図２に示した原子炉の部品と同じ物は、図２に用いたのと同じ参照数字で図５及び６でも示されている。図５及び６について説明すると、管集成体１００が溶接部６６から第１のコネクタ１０２まで延在している。管集成体１００は、外側の直径の大きい方の管の中に配意された内側の直径の小さい方の管を含む。第１の管１０４が第１のコネクタ１０２からエルボ・コネクタ１０６まで延在している。第１の管１０４は管集成体１００の外側の直径の大きい方の管と流れが連通している。第２の管１０８がエルボ・コネクタ１０６から延在しており、その開放端は炉心プレート３４より上方の高さの所にある。
【００１８】
第３の管１１０が第１のコネクタ１０２からエルボ・コネクタ１１２まで延在している。第３の管１１０は管集成体１００の内側の直径の小さい方の管と流れが連通する。第４の管１１４がエルボ・コネクタ１１２から延在していて、その開放端が炉心プレート３４より下方の高さの所にある。支持ブラケット１１６、１１８、１２０、１２２を利用して、管集成体１００及び管１０８、１１４をそれらの長さに沿って支持する。
【００１９】
図５及び６に示した炉心差圧及び注入装置の動作は、図１に示した装置の動作と実質的に同じである。更に、これから説明するが、こういう装置の欠点も同様である。
図７及び８は、更に別の公知の炉心差圧及び中性子吸収材注入装置を示す。図７及び８に示す原子炉及び装置の部品で、図２、図５及び図６に示した原子炉部品と同じ物が、図７及び８でも、図２、図５及び図６で使ったのと同じ参照数字で表してある。図７について説明すると、原子炉圧力容器の壁２２に開口３８が形成される。管集成体１５０が開口３８に挿入され、この開口を通り抜ける。管集成体１５０は外側の直径の大きい方の管の中に配置された内側の直径の小さい方の管を含む。図８に示すように、第１の管１５２が管集成体１５０のＵ字形継手１５４から、炉心プレート３４より上方の高さまで延在している。第２の管１５６もＵ字形継手１５４から、炉心プレート３４より下方の高さまで延在している。第１の管１５２は管集成体１５０の外側の管と流れが連通し、第２の管１５６は管集成体１５０の内側の管と流れが連通している。多数の支持ブラケット１５８、１６０、１６２、１６４、１６６を利用して、管集成体１５０及び管１５２、１５６をそれらの長さに沿って支持する。
【００２０】
上に述べた公知の差圧及び予備液体制御配管装置について言うと、ステンレス鋼の管を支持ブラケットに溶接する為に、割れ目溶接接続部を使うのが典型的である。更に、管がソケット及びコネクタに接続される。このような溶接部を使うと、ステンレス鋼の管材料の炭素含有量が高いこと並びに原子炉の環境に露出することにより、管の粒間応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）が起ることがある。勿論、このようなＩＧＳＣＣは、それが一方又は両方の管の破損を招く恐れがある点で望ましくない。炉心差圧の不正確な読みやこのような読みを求めることが全く出来なくなることは、原子炉の運転に悪影響があることがある。場合によっては、修理を行う為に原子炉の運転停止を必要とすることがある。
【００２１】
公知の装置のこういう欠点を解決すると考えられる炉心差圧及び液体制御配管装置２００が図９に示されている。図９に示す原子炉部品で、図２、５、６及び７に示した原子炉部品と同じものは、図９でも、図２、５、６及び７と同じ参照数字で表してある。図９に示すように、炉心差圧及び液体制御配管装置すなわち管集成体２００は、圧力容器の壁２２の開口２４内に配置され、それを通り抜けてＴ字形コネクタ２６に入るように構成された第１の管部分２０２を含む。第１の管部分２０２は、ノズル中孔の直径より小さく、且つ圧力容器の壁２２にある開口２４の直径より小さい直径を持っている。更に管集成体２００は第２のＬ字形の管部分２０４を有する。第１の収縮継手２０６が第１の管部分２０２の一端を第２の管部分２０４の一端に結合する。収縮継手２０６は、この業界で一般的に知られているチネル形継手であって良い。
【００２２】
更に管集成体２００は、炉心プレート３４より上方の高さの所に一端２１０が位置するように構成された第３の管部分２０８を含む。特に、第３の管部分２０８は炉心プレート３４に設けられた開口３６を通り抜け、したがって管部分２０８の開放端２１０は炉心プレート３４より上方の高さにある。第２の収縮継手２１２が第２の管部分２０４及び第３の管部分２０８を結合する。第２の収縮継手２１２もチネル形継手であって良い。一実施例では、第１、第２及び第３の管部分２０２、２０４及び２０８はステンレス鋼である。
【００２３】
原子炉圧力容器の壁２２の開口２４の場所で、第１の管部分２０２の外面と圧力容器の壁２２の間に環状空間２１４が形成される。壁２２に取付けられる物として示したＴ字形コネクタ２６が、第１の管部分２０２と流れが連通する第１のポート、及び環状空間２１４と流れが連通する第２のポートを有する。Ｔ字形コネクタ２６は図３に示したのと同じ構成であって良い。
【００２４】
動作に付いて説明すると、炉心差圧を決定するため、炉心プレート３４より上方の高さに於ける圧力を管集成体２００を介してＴ字形コネクタ２６の第１のポート７０に伝える。炉心プレート３４より下方の圧力を環状空間２１４を介してＴ字形コネクタ２６の第２のボート７４に伝える。これらの圧力を使って、炉心差圧を決定することが出来る。
【００２５】
図１乃至４に示した構成と比較して、第１及び第２のポート７０、７４は装置２００に対して逆の形で結合されている。すなわち、装置２００では、第１のポート７０が炉心プレート３４より上方の圧力と連通し、第２のポート７４が炉心プレート３４より下方の圧力と連通する。図３では、第１のポート７０が炉心プレート３４より下方の圧力と連通し、第２のポート７４が炉心プレート３４より上方の圧力と連通していた。従って、装置２００に装置５０（図２）を置き換える時には、外側配管の経路を変えることが必要になる。
【００２６】
装置２００を用いて炉心プレート３４より下方で容器内に中性子吸収材を注入するためには、中性子吸収材がＴ字形コネクタ２６の第２のポートから環状空間２１４に注入される。この吸収材は環状空間２１４を流れて、環状空間２１４が圧力容器の内部に開口する場所２１６で、原子炉圧力容器の底部ヘッドに注入される。中性子吸収材は、例えば液体五硼酸塩であって良い。
【００２７】
管集成体２００はその長さに沿って支持ブラケット２１８、２２０によって支持されているが、前に述べた公知の装置に比べて、破損の恐れは減少すると考えられる。重要なことは、直径の小さい管を直径の大きい管の中に挿入した管集成体が、装置２００では無くなっていることである。更に、装置２００を使うことにより、かなりの数の溶接部が除かれている。更に、図２、３、４、５、６、７及び８に示す装置で破損が検出された場合、こういう装置を装置２００に置き換えることが出来るという点で、装置２００は系統全般に適用されると考えられる。次に交換方法を説明する。
【００２８】
例えば、図２及び５に示すように外側にノズルを取付けた炉心差圧及び制御配管装置を交換するには、次に述べる工程を実行する。
１．燃料セル全体を取外して、炉心差圧配管に対する最も接近した２箇所で、炉心プレートにアクセス出来るようにする。
２．切断工具を使って、容器のノズルが通り抜ける部分及び全てのブラケット支持箇所で、配管を切断する。最後に切断する前に、その配管を保持して配管が落下するのを防止しなければならない。
【００２９】
３．炉心プレートの孔を通して、容器の外に圧力配管を取出す。
４．容器の内側でノズルが通り抜ける箇所で、欠陥材料があれば、それを取除き、（プラグのアクセスの為に必要であれば）内側パイプを切削する。
５．ノズル開口に封じプラグを取付ける。
６．外側パイプを排水する。
【００３０】
７．外側パイプを切断して取除き、現存のノズルの端に溶接準備部を機械加工する。
８．外側パイプ集成体に容器の中に入り込むパイプを取付けて溶接する。
９．ノズルのＴ字形部分にスプール・パイプを取付けて、外部配管集成体を完成する。
【００３１】
１０．容器の内側のプラグを取外す。
１１．型板を取付けて、配管の残りの長さを決定し、支持部に取付ける。
１２．型板の寸法に基いて、新しい配管の長さに加工する。
１３．新しい配管を炉心プレートに取付け、ノズルから突出する管の端に収縮継手を係合させる。
【００３２】
１４．管接続部にチネル材料を収縮させる為に継手を加熱する。
１５．現存のブラケットにクランプを取付けて、交換配管を支持する。
図７に示すような内側に取付けたノズルを持つ炉心差圧及び制御配管装置を交換するには、次に述べる工程を実施する。
１．燃料セル全体を取外して、炉心のデルタＰ個の配管に最も接近した２箇所で、炉心プレートにアクセス出来るようにする。
【００３３】
２．切断工具を使って、容器をノズルが通り抜ける所並びに全てのブラケットの支持箇所で、配管を切断する。最後に切取る前に、配管が落下するのを防止する為に配管を保持しなければならない。
３．炉心プレートの孔を通して容器の外に配管を取出す。
４．容器内の残っている短い管の外径にプラグを取付ける。（これは容器に対する管の接続が完全に切断されていないと仮定している）。
【００３４】
５．外側パイプを排水する。
６．外側パイプを切断して取外す。
７．容器の内側の溶接取付け部迄、ノズルが通り抜ける部分の内側の管を切断する。
８．洩れを制限する為に必要なように、容器を通り抜ける所にプラグを取付ける。
【００３５】
９．低合金鋼材料に溶接する為の適当なテンパ・ビード溶接方法を用いて、容器の外径に、ノズルが通り抜ける部分で肉盛溶接部を作る。
１０．溶接準備部を含めて肉盛溶接部を切削する。
１１．外側パイプ集成体を取付けて溶接する。
１２．ノズルのＩＤプラグを取外す。
【００３６】
１３．ノズル中孔及びＩＤプラグを密封する為に、ＯＤにＯリングを持つ内側パイプを挿入する。
１４．内側パイプをＴ字形集成体に溶接する。
１５．外側パイプ装置を完成する為に、外側パイプ・スプールを取付けて溶接する。
【００３７】
１６．容器の内側からプラグ及び封じを取外す。
１７．容器の内側の残っている短い管及びノズルの開口に於ける欠陥があれば、それを切削して除く。
１８．型板を取付けて、配管の残っている長さを決定し、支持体に取付ける。
【００３８】
１９．型板の寸法に基いて、新しい長さに加工する。
２０．新しい配管を炉心プレートに取付け、ノズルから突出する管の端に収縮継手を係合させる。
２１．管接続部に対してチネル材料を収縮させる為に継手を加熱する。
２２．現存の配管ブラケットにクランプを取付け、交換配管を支持する。
【００３９】
上に述べた炉心差圧及び中性子吸収材注入装置は、現在原子炉に取付けられている多数の既知の現存の炉心差圧及び中性子吸収材注入装置と置き換える為に利用することが出来る。更に、この装置は、ＩＧＳＣＣの可能性を小さくし、こうして装置の破損の恐れを小さくする。
本発明についてこれ迄説明した所から、本発明の目的が達成されたことは明らかである。本発明を詳しく説明し、図面に示したが、これは例を示したものにすぎず、本発明を制約するものではないことを承知されたい。従って、本発明の範囲は特許請求の範囲によって定められるものである。
【図面の簡単な説明】
【図１】原子炉圧力容器の側面図。
【図２】図１の線２−２に沿って見た公知の差圧及び中性子吸収材注入装置の一部分を切欠いた側面図。
【図３】図２の線３−３に沿って見た公知の差圧及び中性子吸収材注入装置の部品の側面図。
【図４】図２の線４−４に沿って見た公知の差圧及び中性子吸収材注入装置の部品の側面図。
【図５】別の公知の差圧及び中性子吸収材注入装置の一部分を切欠いた側面図。
【図６】図５に示した装置の平面図。
【図７】更に別の公知の差圧及び中性子吸収材注入装置の一部分を切欠いた側面図。
【図８】図７の線８−８に沿って見た更に別の公知の差圧及び中性子吸収材注入装置の側面図。
【図９】本発明の一実施例による差圧及び中性子吸収材注入装置の一部分を切欠いた側面図。
【符号の説明】
２２    圧力容器
２４    開口
２６    ノズル
３４    炉心プレート
７０，７４    ポート
２０２    第１の管部分
２０４    第２の管部分
２０８    第３の管部分
２１０    開放端
２１４    環状空間
【図１】
0004228065.tif 000002
【図２】
0004228065.tif 000003
【図３】
0004228065.tif 000004
【図４】
0004228065.tif 000005
【図５】
0004228065.tif 000006
【図６】
0004228065.tif 000007
【図７】
0004228065.tif 000008
【図８】
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【図９】
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