CN1017845B - 核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法 - Google Patents

核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法

Info

Publication number
CN1017845B
CN1017845B CN88106836A CN88106836A CN1017845B CN 1017845 B CN1017845 B CN 1017845B CN 88106836 A CN88106836 A CN 88106836A CN 88106836 A CN88106836 A CN 88106836A CN 1017845 B CN1017845 B CN 1017845B
Authority
CN
China
Prior art keywords
grid
plate
alloy
niobium
zirconium
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
Application number
CN88106836A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1032258A (zh
Inventor
巴德·约瑟特
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome SA
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome SA filed Critical Framatome SA
Publication of CN1032258A publication Critical patent/CN1032258A/zh
Publication of CN1017845B publication Critical patent/CN1017845B/zh
Expired legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34—Spacer grids
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
    • C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34—Spacer grids
    • G21C3/3424—Fabrication of spacer grids
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (AREA)
  • Furnace Charging Or Discharging (AREA)

Abstract

一种含铌为2-3%的锆合金板按一种有规律的、缓慢的速率冷却剂α+β相，板(2，2′)是由冷却后的板材切割和冷却加工而成的。板材(2，2′)通过焊接组装成栅格(1)，然后整个栅格加热到400-550℃之间的α相维持10-30小时。

Description

本发明是一种压水核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法，该支撑栅格是由锆合金板构成的。
水冷反应堆的燃料组件通常是由一束管内封有核燃料芯块的燃料棒在组件的横断面上彼此平行排列成有规则的纲格所构成。
沿组件纵向伸展的十字支撑栅格，将燃料棒逐个夹持。每一十字支撑栅格形成一个纲格，而燃料棒即位于其中。
这些栅格由板条构成并将金属板弯成几个凸起点，以便对燃料棒形成几个支撑点。这些板条相互焊接即形成栅格。
在压水反应堆中，一般是由时效硬化的镍基合金制成夹持燃料棒的十字支撑的，这种材料在堆心的燃料棒组件中使用时，具有令人满意的良好机械特性。
为了改善核燃料组件的性能，目前的趋势是采用具有很小中子俘获截面的锆合金材料制成的板来代替镍合金板以构成十字支撑栅。实际上目前在压水反应堆中使用的燃料组件是用一种名叫锆-4的锆合金制成的，这种锆-4合金除含锆外还含有锡、铁、铬。
十字支撑栅格制造工序即：切割，成形和焊接组装都是在材料最终的冶金工艺状态下进行的，亦即在合金经过热处理之后进行的以获得所需的机械和化学特性。
为了改善核燃料的性能，目前的趋势是提高对结构材料，例如十字支撑栅的特性的要求。
这些要求主要有：冷却水流通过栅格组件阻力要低，机械强度要高，在堆芯运行环境中栅格性能的变化要少。
要使水流阻力低可采用薄的板片和复合几何图形，特别是构成栅格的材料应能适用于冲压成形。
材料尤其应该具有防氧化和防氢化的作用，并且在堆芯运行中应很少变形。
已知含铌的锆合金可以控制其冶炼状态来改善其抗腐蚀和抗氢化的性能。
在某种冶金状态下，该合金易于冷加工成形。
最后，在另一种冶金状态下，含铌2%以上的合金却比锆-4合金有较高、甚至很高的机械强度，并且有较小、甚至很小的辐射增长。
然而，至今该合金并未在压水堆燃料组件中使用，因为在压水堆的运行温度（300～330℃）以下，这种合金的抗腐蚀能力远不如锆-4合金为好。相反，含铌的锆基合金的抗腐蚀能力在沸水堆的运行温度下却比锆-4合金为好。因此，这类合金通常都应用在沸水反应堆中。
为了改进栅格的性能和寿命，使用这类合金是非常有吸引力的，因为它们在压水堆的工作条件下比锆-4合金具有较低的氢化能动性，而且其他所需的特性还能作最优化选择：
-半成品（金属板材）的形成能力，
-尽可能低的抗腐蚀率。
甚至，机械特性和辐射增长却可以作优化选择，于是与锆-4合金金相比就增加了含铌合金的优点。
西德专利申请3703168中就介绍含铌和锡的锆基合金用以制造核反应堆的燃料棒组件。比如采用高温后快速淬火（一般是水淬）后的板材经过冷辊压、切割和成形以制成十字支撑栅格组件。然后焊 接，组装以后再回火处理。
这类含锡的合金在经过快速淬火之后，在被用作压水堆的部件时，并不能获得良好的特性。
本发明的目的就是对采用含2-3%铌的锆基合金板材制造压水反应堆中燃料组件的十字栅格提出一种新的制造方法，该方法包括：将锆合金板材切割和冷加工成形为栅格，该方法有可能获得板材的复杂形状和满足核反应堆工作条件下的机械特性和化学稳定性。为此目的，锆基合金是不含锡的，并且在板材进行冷加工之前，使平板按一种有规律的、缓慢的速率逐渐在10～30小时之内在400～550℃范围内冷却，即使锆合金由α+β相，而后板材经过组装成为栅格后，作为一个部件冷却到α相，作时效老练。
为使本发明易于理解，参照附图和实例（不以此为限）详细阐述，压水反应堆燃料组件中使用本发明的方法制造十字支撑栅的过程。
图1为压水核反应堆燃料组件中十字支撑栅格的透视图。
图2制造图1中所示十字支撑栅格的锆合金的锆铌相平衡图。
图1表示了标号1所指的十字支撑栅格，该栅格是由组装前经过切割和成形而成的板2所构成。栅格实际由方孔组成，它是由板2组合后形成的小室4构成的，每一个小室就可以放入一根燃料棒或导管，以便使之横向定位。
板2的相应于小室4的角落位置处有装配用的沟槽，以作板2的安装之用，在板2互相连接的地方用焊接方法焊成焊珠5以便将板2组装而成栅格。板2上还有凸起点3凸向小室4的内部，用以压住和固定燃料棒，这样凸起点是在板2组装成组件前预先加工时切割和弯曲而成的。
板2还经过切割和弯成混合细筛6以使核反应堆中的冷却水能在组件中流通。
板2是用锆合金板条切割和冷加工成形的。
构成内凸十字支撑栅格的板2可以采用0.3～0.5毫米厚的板条制成，而用作十字支撑栅格1的外框的支撑板2′则采用较厚（0.6～0.8毫米）的板材。
本发明中采用含铌为2.5%（重量比）的双锆基合金板条。
一般说来，本发明中采用的锆基合金中的铌含量在2～3%之间，最佳范围是2.35～2.75%。
该合金中含氧量为0.09～0.13%（重量比）。
该合金中尚含有很少量的其它合金元素和杂质，本发明采用合金的一个例子如下，合金元素量用重量百分比表示：
铌    氧    铁    碳    铬
2.5    0.12    0.08    0.05    0.02
铪    铅    硅    钨    钽
0.01    0.013    0.012    0.010    0.02
其中还有少量的氢和氮（至多25ppm）
本发明采用的合金中是不含锡的，锡含量最大不超过0.02%，只是作为杂质而存在。
上述的分析只是一个例子，其中某些元素将因合金制造方法，原料成分和状态不同而有可能会有些少量变化。
图2表示400℃以上的低铌含量的合金的锆铌热平衡相图的一部分。
合金相图首先表示出的富锆相是α和β相。
锆α相是稳定的低温相，它具有密排六方结构，而锆β相是稳定的高温相，它具有体心立方结构。
图2所示的平衡相图中也表示了铌β相，它是具有体心立方结构的富铌相，（含铌约90%）。
对于上述的含2.5%铌的合金而言，可以区分为三个连续区Ⅰ，Ⅱ和Ⅲ。
从400℃直到390℃左右的Ⅰ区是双相铌α+β场区，其中主要包括富锆的α相和少量富铌的呈体心立方结构的β相。
由600℃到900℃左右的Ⅱ区也是双相区，合金主要由密排六方结构的富锆相和体心立方结构的富锆相所组成。
900℃以上的Ⅲ区则为体心立方结构的富锆β相。
本发明的制造方法是将经过冷辊压之后的锆铌合金先置于相应于Ⅱ区范围即双相锆α+β相时的温度环境之中，然而使板条从这个温度范围例如600～900℃之间，冷却下来。更确切的说，这个起始温度范围应该是610～930℃，以便获得理想的晶体结构。
一般说来，温度靠近于Ⅱ区的上限较为合适，而且在这个温度上还应保持某一个时期，以便能够满意地获得非常均匀的合金（例如875℃时为20mm）
然后板条按一种有规律的，缓慢的速率冷却到常温，例如20℃。
由此结果，这种合金就转变成锆β相并具有由含有等轴结构的α相微粒构成的亚稳态针状结构
铌在锆β相中是呈过饱和固体溶液状态存在的。
铌在α相和在锆相中的含量以及锆β相相对于α相的比例都与冷却前所保持的温度和冷却速率有关。
调整这些参数就可以：
-获得这种均质的半成品（金属板材）的良好的可加工性能。
-由于随后的时效处理而使处在最后状态下的成品（栅格）获得应有的性能。
应该必免快速冷却，例如不宜采用水冷淬火，任何情况下冷却速率都不应超过110℃/秒。
某些情况下冷却速率要大大低于这个极限值，例如低于50℃/秒。
冷却速率为15℃/秒时可获得最佳性能。
板2和板2′是用锆α+β相下的板条切割和冷加工而成形的。尤其是其中的用于固定燃料棒的支撑凸起3是切割和弯曲板2而成的，而该凸起部位受到局部冷硬化处理。
然后，将栅格安装成如图1所示的结构，板2和板2′可以用焊接或铜焊相连，焊接或铜焊过程中金属将被局部加热到相当于相平衡图中Ⅲ区的温度，此时合金处于锆β相。
此后，焊接组装而成的栅格再在热处理炉中整体加热到400～350℃之间。并在炉中该老化温度下成α相保持10～30小时。
这种α相热处理方法就使亚稳态的锆β相脱溶分解而转变为铌β相，βzr-βNb+α。
合金材料分别在板状和成栅格后进行热处理，组合起来就使α相中的铌含量降低。这种微观结构赋于十字支撑栅格良好的抗腐蚀能力，使之能应用于压水反应堆中。另一方面，这种合金还有足够满意的均匀性，使十字支撑栅格在核反应堆工作条件下良好工作。
这种时效处理同样可以对材料补充一种附加的硬化效果，这对栅 格的机械强度是特别有利的。因为这种硬化效果在焊接区尤其显著，这就增加了格板抵制横向变形的能力。
另一方面，在α相状态下的最后的老化处理就可以消除焊接时留下的应力，以保证工作时的应有性能。如上所述，老化处理前焊缝处是锆β相结构。
板材的经过冷加工的区段，尤其是弯曲构成凸起的部位，在老化处理之后，较之未受冷加工处理的板的基材部位具有更为良好的特性。
于是，凸起部位处的刚性比板材未经加工过的部位要好。这就保证了燃料棒的良好定位性能。
经过冷加工区段的材料的各向同性性质较差，因此这些部位的尺寸的稳定性或许会较差。
凸起部位会有较大的局部增长，它将部分补偿锆基合金常有的较高的张驰。
本发明的方法的优点就在于板的加工成形方面，先是将板处于第一种冶金状态之中，此时具有令人满意的可锻性，而后在组装成栅格时再进行第二次热处理，于是可以获得：
-适当的抗腐蚀性能，
-比锆-4合金更为良好的抗氢化性能，
-比锆-4合金的栅格具有稍高的金属的机械强度，尤其在焊缝处更为明显，
-非常均匀而缓慢的辐射增长，
-在固定燃料棒的凸起处的局部刚性有所增加，
另一方面，调整合金的加工参数和成分可以获得令人满意的性能，尤其是在堆芯使用条件下的良好的抗氧化和抗氢化性能。
对于上述的合金元素中，还可以加入少量确定数量的铜和/或钒。
必须指出，合金中的铌和氧对热处理的温度影响很大。
一般说，铌会增加β相的稳定性，而氧的存在可大大提高α相到α+β相的转变温度。
这就是为什么低氧含量（接近于0.09%）的合金的转变温度接近于615℃，而含氧量为0.18%的合金的转变温度则高于750℃。
显然，本发明的制造方法可以适用于任何十字联结的栅格构成的燃料组件，不论其小室的形状如何，凸起如何排列以及凸起和弹簧如何连接，该弹簧是由镍合金制成的，装在板上以构成栅格小室的壁。

Claims (5)

1、一种制造压水核反应堆中燃烧棒组件十字支撑栅格(1)的方法，栅格由含2-3%铌和含氧的锆基合金板(2，2)构成，所述锆基合金板经加垫、冷却和老化的处理，该方法包括将锆合金板材切割和冷加工成影为板(2，2′)，然后把板(2，2′)组装成栅格(1)的网格，其特征在于
a.锆合金包括2.35-2.75%重量比的铌和0.09-0.13%重量比的氧，
b.该板材在610℃-930℃的温度之间被加热，在该温度下，锆合金处于α+β相形式，
c.在冷加工成形为板(2，2′)之前，该板材以低于110℃/秒的平稳速率从加热温度冷却下来，
d.在板(2，2′)已被组装之后，该栅作为一个整体在α相中经受温度为500-550℃的老化10到30小时。
2、根据权利要求1的制造方法，其特征在于，锆合金中约含2.5%的铌和0.12%的氧。
3、根据权利要求1或2的制造方法，其特征在于，锆合金中含有铁、铬和钼。
4、根据权利要求1-3中任何一个的制造方法，其特征在于，锆合金中还含有铜和/或钒。
5、根据权利要求1-4中任何一个的制造方法，其特征在于，板材以低于50℃/秒的速率从加热温度冷却下来。
CN88106836A 1987-08-24 1988-08-23 核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法 Expired CN1017845B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8711861 1987-08-24
FR8711861 1987-08-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1032258A CN1032258A (zh) 1989-04-05
CN1017845B true CN1017845B (zh) 1992-08-12

Family

ID=9354381

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN88106836A Expired CN1017845B (zh) 1987-08-24 1988-08-23 核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4918710A (zh)
EP (1) EP0307268B1 (zh)
JP (1) JP2693512B2 (zh)
KR (1) KR970003784B1 (zh)
CN (1) CN1017845B (zh)
DE (1) DE3865789D1 (zh)
ES (1) ES2027026T3 (zh)
ZA (1) ZA886052B (zh)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0648390A (ja) * 1992-07-24 1994-02-22 Sanshin Ind Co Ltd 船舶推進機の消音装置
US5444748A (en) * 1994-04-04 1995-08-22 Westinghouse Electric Corporation Grid structure for supporting fuel rods in a nuclear reactor
SE519613C2 (sv) * 1997-02-14 2003-03-18 Westinghouse Atom Ab Förfarande för framställning av en spridare, en spridare och ett bränsleelement
JP2003149369A (ja) 2001-11-08 2003-05-21 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 燃料集合体支持格子の製造方法
SE530783C2 (sv) 2007-01-16 2008-09-09 Westinghouse Electric Sweden Spridargaller för positinering av bränslestavar
SE530864C2 (sv) * 2007-02-05 2008-09-30 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för framställning av spridare för kärnreaktor
EA015019B1 (ru) 2007-12-26 2011-04-29 Ториум Пауэр Инк. Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) и топливный элемент топливной сборки
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
EP3511945B1 (en) 2008-12-25 2020-09-09 Thorium Power, Inc. A fuel assembly for a light water nuclear reactor
US8369475B2 (en) * 2009-07-01 2013-02-05 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly support grid
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
CN102456421B (zh) * 2010-10-22 2014-04-02 中国核动力研究设计院 一种预防板型核燃料组件表面由于组装焊接产生的铜污染的方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1241998B (de) * 1961-12-27 1967-06-08 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
US3121034A (en) * 1962-03-13 1964-02-11 Anderko Kurt Zirconium alloy treatment process
GB997761A (en) * 1963-03-27 1965-07-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to zirconium base alloys
CA859053A (en) * 1966-05-20 1970-12-22 Atomic Energy Of Canada Limited - Energie Atomique Du Canada, Limitee Zirconium-base alloys
US4360389A (en) * 1975-11-17 1982-11-23 General Electric Company Zirconium alloy heat treatment process
US4584030A (en) * 1982-01-29 1986-04-22 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products and fabrication processes
FR2575762B1 (fr) * 1985-01-10 1989-03-03 Fragema Framatome & Cogema Procede de fabrication de plaquettes en alliage de zirconium
JPH0762224B2 (ja) * 1986-02-03 1995-07-05 株式会社日立製作所 高強度高耐食性ジルコニウム基合金部材の製造法

Also Published As

Publication number Publication date
KR970003784B1 (ko) 1997-03-21
ES2027026T3 (es) 1992-05-16
EP0307268A1 (fr) 1989-03-15
KR890004345A (ko) 1989-04-21
US4918710A (en) 1990-04-17
JPH01145599A (ja) 1989-06-07
CN1032258A (zh) 1989-04-05
EP0307268B1 (fr) 1991-10-23
ZA886052B (en) 1989-04-26
DE3865789D1 (de) 1991-11-28
JP2693512B2 (ja) 1997-12-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1017845B (zh) 核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法
EP1111623B1 (en) Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US4810461A (en) Zirconium-based alloy with high corrosion resistance
CN1818111B (zh) 具有优异抗蠕变性的锆基合金
US4664727A (en) Zirconium alloy having superior corrosion resistance
CN1415771A (zh) 制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法
CN1061161C (zh) 核燃料棒及其覆盖层的制作方法
EP0198570B1 (en) Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy
CN1030261A (zh) 用于核反应堆的锆基合金管的制造方法及其应用
US20050205175A1 (en) Zirconium-based alloy having a high resistance to corrosion and to hydriding by water and steam and process for the thermomechanical transformation of the alloy
CN101265538B (zh) 一种用于轻水反应堆的锆基合金
US5854818A (en) Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5844959A (en) Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5835550A (en) Method of manufacturing zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
CN1271393A (zh) 铝基合金和其热处理方法
CN103898361B (zh) 一种核动力堆芯用锆合金
CN1128235C (zh) 用作燃料棒包覆层的锆合金
CN107815527B (zh) 提高不锈钢管材的低∑csl晶界比例的gbe工艺方法
US8116422B2 (en) LWR flow channel with reduced susceptibility to deformation and control blade interference under exposure to neutron radiation and corrosion fields
CN101270425B (zh) 一种用于轻水反应堆的锆基合金
US4933136A (en) Water reactor fuel cladding
JPS6358223B2 (zh)
KR100409244B1 (ko) 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Ｚｒ)- 니오븀(Ｎｂ)- 주석(Ｓｎ)- 철(Ｆｅ)- 산소(Ｏ) 합금 및 그 제조방법
JP3400815B2 (ja) ジルカロイ−２製ｂｗｒ原子炉燃料用材料の製造方法
JPH0812259B2 (ja) 核燃料要素

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C13 Decision
GR02 Examined patent application
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C19 Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee