DE3042424C2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- DE3042424C2 DE3042424C2 DE3042424A DE3042424A DE3042424C2 DE 3042424 C2 DE3042424 C2 DE 3042424C2 DE 3042424 A DE3042424 A DE 3042424A DE 3042424 A DE3042424 A DE 3042424A DE 3042424 C2 DE3042424 C2 DE 3042424C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- aluminum
- ual
- uranium
- plate
- powder
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
- G21C21/10—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings by extrusion, drawing, or stretching by rolling, e.g. "picture frame" technique
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung eines
plattenförmigen Kernbrennstoffelements für Hochflußreaktoren
mit über 50 Gew.-% UAl4 im aluminiummatrixfreien Brennstoff
kern, das mit Aluminium oder einer Aluminiumlegierung um
hüllt wird.
Wenn die Verfügbarkeit über hoch-angereichertes Uran,
das für die Herstellung von Kernbrennstoff-Elementen
verwendet wird, nicht mehr gewährleistet ist, so müssen
Atomkernreaktoren, beispielsweise Forschungsreakto
ren (einschließlich der Materialprüfreaktoren)
auf Kernbrenn
stoffe mit niedrig-angereichertem Uran umgerüstet
werden. Um eine solche Umrüstung sinnvoll und wirt
schaftlich ohne allzu großen Aufwand durchführen zu
können, sind Überlegungen und Untersuchungen im Gange,
wie man von Kernbrennelementen mit ca. 90%iger An
reicherung, d. h. 90% U-235 im Uran-Anteil,
zu Brennelementen mit niedrig-
angereichertem Uran, d. h. einer Anreicherung unter 20% an
U-235 im Uran-Anteil, kommen kann, ohne eine allzu
große Leistungsminderung während des bestimmungsgemäßen Reaktorbetriebs
in Kauf nehmen zu müssen.
Wenn die
Anreicherung von 90 auf 20% U-235
reduziert wird, kann die Re
aktorleistung nur dann beibehalten werden,
wenn eine entsprechende Erhöhung der Urandichte im Brenn
stoff erreicht werden kann. Es wurde hierzu errechnet, daß
für Reaktoren mit niedriger Leistung (beispielsweise
zwischen 1 Watt und 10 KW th ) eine Urandichte im Brenn
stoff bis zu 2,4 g U/cm3, für Reaktoren mit mittlerer
Leistung eine solche bis zu 3,3 g U/cm3 und für Reaktoren
mit hoher Leistung eine solche bis zu 5,75 bzw. 7,03 g U/cm3
erreicht werden müßte. Für die Umrüstung mit niedrig ange
reichertem Uran wurden Plattenelemente vorgeschlagen.
Uran-Aluminium-Legierungen für Brennelemente in Plat
tenform und ein Verfahren zu ihrer Herstellung sind
aus der gattungsbildenden DE-PS 11 18 471 bekannt. Der Gegenstand dieses
Patentes zielt allgemein darauf ab, die Bildung von sprödem
UAl4 in Uran-Aluminium-Legierungen zu unterdrücken.
Die möglichst vollständige Un
terdrückung einer Bildung von UAl4 in einem Uranalumini
nid-Kernbrennstoff war bisher deshalb wünschenswert,
weil die Eigenschaften des UAl 4 für die weitere Verar
beitung des Kernbrennstoffs große Probleme aufwerfen.
Beispielsweise ist UAl4 hart und spröde, zeigt ein
orthorhombisches Gitter und läßt sich nicht zu Platten
walzen. Wird wie es üblich ist und auch aus der DE-PS
11 18 471 hervorgeht, der Uranaluminid-Brennstoff durch
Aufschmelzen der Bestandteile an Uran und Aluminium
und durch Gießen eines Blockes hergestellt ohne Zusatz
elemente, so wird beim nachfolgenden Warmwalzen mit bis zu 55 Gew.-% so viel
UAl4 gebildet, daß im Brennstoff Brüche auftreten.
Eine gleichmäßige und homogene Verteilung des Urans
im Brennstoff ist aber eine der Voraussetzungen für
ein funktionsfähiges Kernbrennstoff-Element.
Um diese Probleme zu vermeiden nach DE-PS 11 18 471 werden bis zu 20 Atomprozent eines Elementes
aus der Gruppe Si, Ti, Ge, Zr, Sn, Pb, In, Tl, Fe, Nb
und Ga, bezogen auf das Fertigprodukt, als zusätzliche
Komponente eingesetzt. Die Anwesenheit von mehr als
0,5 Atomprozent irgendeines der genannten ternären
Zusatzelemente führt zu einer UAl3-Konzentration von
mehr als 20 Gewichtsprozent und einer UAl4-Konzentration
von weniger als 42 Gewichtsprozent. Wird der Anteil der
Zusatzelemente erhöht, so verringert sich der UAl4-
Gehalt. Bei Anwesenheit von mehr als 1,2 Atomprozent
an einem bevorzugten Zusatzelement erhält man eine Le
gierung, deren UAl3-Konzentration mehr als 60 Gewichts
prozent und deren UAl4-Gehalt weniger als 8 Gewichts
prozent beträgt. Die Anwesenheit von 5 Atomprozent und
mehr des bevorzugten Siliciums führt zur vollständigen
Unterdrückung des UAl4 und zu einer UAl3-Konzentration
von 65 Gewichtsprozent.
Ein gut verformbarer, insbesondere gut auswalzbarer Uranalu
minid-Aluminium-Dispersionskernbrennstoff, bestehend aus ei
ner homogenen Verteilung eines vorzugsweise einzigen Uran
aluminids der allgemeinen Formel UAl x in einer dieses Uran
aluminid kontinuierlich umgebenden Aluminium-Matrix, wobei x
nicht größer als 3 sein soll, ist aus der DE-OS 18 09 924
bekannt.
Zwar wird dort erwähnt, daß man aus zuvor hergestellten
stöchiometrischen UAl3-Pulverpartikelchen einer bestimmten
Korngröße herstellen und dieses Pulver mit Aluminiumpulver
mischen, verpressen und zu UAl3-Al-Dispersionskernbrennstoff
verarbeiten kann, doch kann in diesem Falle nur ein Kern
brennstoff erhalten werden mit maximal 50 Gew.-% UAl3,
wobei der Rest Aluminium-
Matrixmaterial ist (Seite 6 der DE-OS 18 09 924, letzter
Absatz). Daß beim späteren Einsatz eines solchen Kernbrenn
elementes im Reaktor eine Nachreaktion des UAl3 mit dem
dieses allseitig umgebenden Aluminium zu UAl4 stattfinden kann, wird
dort ebenfalls erwähnt. Die in der Offenlegungsschrift ge
nannten Dispersionskernbrennstoffe können aber nicht für
plattenförmige Kernbrennstoffelemente mit niedrig angerei
chertem Uran für Hochflußreaktoren Verwendung finden, da ihr
Urangehalt zu niedrig ist.
Schließlich wurde die Verwendung von UAl4-Al-Dispersions-
Kernbrennstoffen mit 50 Gew.-% Uran beschrie
ben (Nuclear Reactor Fuel Elements, Ed. A.R. Kaufmann (1962)
New York-London, S. 61-62), bei welchen die harten,
spröden UAl4-Teilchen in der duktilen Al-Matrix verteilt
sind, doch ist hierbei ein praktisches Limit für den Volu
menanteil an spröder Phase zu beachten, da bei dessen Über
schreitung Brüche oder Risse in der Legierung während der
Heiß- oder Kaltbearbeitung auftreten.
Es ist also nicht möglich, zunächst schmelz- oder pul
vertechnologisch UAl4 herzustellen und dieses dann über
die Bilderrahmentechnik zu Kernbrennstoffplatten zu
verarbeiten.
Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Verfah
ren zur Herstellung eines plattenförmigen Kernbrennstoff-
Elementes für Hochflußreaktoren auf Uranaluminid-Basis mit niedrig-angereichertem
Uran als spaltbarem Material bereitzustellen,
um somit die Nachteile der Anrei
cherungsreduzierung von hochangereichertem Brennstoff (90%
U-235 im Uran-Anteil) auf niedrig-angereicherten Brennstoff
(20% U-235 im Uran-Anteil) vollständig kompensieren zu können.
Die Aufgabe wird erfindungsgemäß gelöst durch folgende
Verfahrensschritte
- a) inniges Mischen von Pulver aus bis zu 20 Gew.-% mit U-235 angerei chertem Uran mit Aluminiumpulver in einem Gewichtsver hältnis von Uran zu Aluminium zwischen 1,1 U : 1 Al und 2,2 U : 1 Al,
- b) Vorpressen dieses Gemisches bei Raumtemperatur mit einem Druck von 300 MPa bis 500 MPa zu einem plattenförmigen Grünling,
- c) Einsetzen des Grünlings in einen Aluminium- oder Alumi niumlegierungsbilderrahmen und Verschweißen mit diesem im Vakuum,
- d) Walzen des Bilderrahmens in drei Walzstichen bei einer Temperatur von 800 ± 25 K, wobei während des ersten und zweiten Stiches jeweils eine Dickenabnahme von ca. 30% und während des dritten Walzstiches eine Dickenreduzie rung um ca. 15% erreicht wird,
- e) Fixieren und Einspannen der Platte mit Rahmen nach dem dritten Walzstich zwischen zwei Blechen und abschlie ßendes Wärmebehandeln bei 800 ± 25 K mindestens während einer Dauer von 75 Stunden zur Bildung von mehr als 50 Gew.-% UAl4 im Plattenkern.
In einer vorteilhaften Ausbildung des erfindungsgemäßen
Verfahrens liegt die Partikelgröße von Uranpulver zwischen
0,1 Mikrometer bis 90 Mikrometer und die Partikelgröße von
Aluminiumpulver zwischen 0,1 Mikrometer und 100 Mikrometer.
Vorteilhafterweise bestehen die Bleche, zwischen denen die
ausgewalzte Platte eingespannt wird, aus Molybdän.
Bei der Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens
wird also die Kernbrennstoffplatte im wesentlichen
gefertigt, bevor so viel UAl4 gebildet worden ist,
daß die Walzbarkeit unmöglich wird, aber dennoch
eine Al-umhüllte Platte nach der abschließenden Glüh
behandlung mit letztlich hohem Gewichtsprozentanteil
an UAl4 bzw. mit praktisch reinem UAl4 als soge
nanntem Meat (das ist der Kernbrennstoff innerhalb
des Rahmens und innerhalb der Platte) zu erhalten.
Auf diese Weise wird durch den Ersatz der Al-Matrix
in den bisher bekannten UAl x -Al-Dispersionen durch
UAl4 praktisch die Möglichkeit einer vollständigen
Kompensation der Anreicherungsreduzierung von 90 auf 20 At.-Prozent
U-235 erreicht. Da UAl4 bekanntermaßen eine hohe Defektstellenrate
im Kristallgitter aufweist und daher ein gewisser
Gitterraum für gasförmige Spaltprodukte vorhanden
ist, zeigt ein UAl4-Brennstoffelement
wenig Neigung zum Schwellen durch die Bildung von
Spaltprodukten während der Standzeit des Brennele
mentes im Kernreaktor, vgl. J. Nul. Mat, Bd. 56 (1975) S. 251-259.
Die angegebene Mindestdauer von 75 Stunden für die
abschließende Glühbehandlung gewährleistet einen
Umsatz des Uran- und Aluminiumpulvergemisches zu
über 50 Gewichtsprozent zu UAl4. Dieser Umsatz erhöht
sich mit zunehmender Zeitdauer dieser Glühbehandlung.
Da jedoch die UAl 4-Bildung während des Einsatzes des
Brennelementes im Reaktor fortschreitet, ist das Aus
dehnen der Glühbehandlung bis zur vollständigen Um
setzung zu UAl4 für das erfindungsgemäße Verfahren
nicht mehr unbedingt erforderlich bzw. wesentlich.
Die wesentlichsten Vorteile einer UAl4-Brennstoffplatte
sind darin zu sehen, daß das Betriebsverhalten unter
Bestrahlung verhältnismäßig gut ist, daß das UAl4 mit
den Aluminiumhüllen nicht weiter reagieren kann, und
daß bei der Wiederaufarbeitung des verbrauchten Brenn
elementes keine Probleme durch zusätzliche Elemente
außer Uran und Aluminium geschaffen werden. Volumener
weiterungen der Brennstoffplatten bzw. Plattendeforma
tionen während der Brennelementstandzeit im Reaktor
werden durch das UAl4-Brennstoffelement weitgehend
reduziert.
Im folgenden wird die Erfindung durch ein Ausführungs
beispiel näher erläutert.
7,6 g Uranpulver mit einer mittleren Teilchengröße von
30 µm und 5,6 g Aluminiumpulver einer mittleren Teilchen
größe von 50 µm wurden in einem Taumelmischer mit Plas
tikeinsätzen bei 70 Umdrehungen/min über eine Stunde
lang gemischt. Wegen der Pyrophorität des U-Pulvers wurde
in einer Gasreinigungsbox gearbeitet. Das Pulvergemisch
wurde danach bei 300 MPa und Raumtemperatur zu einer
2,5 mm dicken Platte gepreßt. Anschließend wurde der
Preßling in einen Al-Bilderrahmen mit Al-Boden- und Deck
folien eingesetzt und in einer Schweißbox im Vakuum mit
dem Rahmen verschweißt. Das Walzen wurde in 3 Stichen
ausgeführt, wobei beim 1. und 2. Walzstich jeweils 1 mm
Dickenabnahme erzielt wurden und beim 3. Walzstich noch
mals eine Dickenreduzierung von 15%. Danach betrug die
Dicke der Platte 1,3 mm. Die Walztemperatur lag bei
800 ± 25 K, die Aufheizzeit des Bilderrahmens vor dem
1. Walzstich betrug ca. 10 min. Nach dem 3. Walzstich
wurde die Platte mit Rahmen auf ein Molybdän-Blech gelegt,
mit einem weiteren Molybdän-Blech bedeckt und fixiert. In
einer Spannvorrichtung aus Stahl wurde die fixierte Platte
bei 800 ± 25 K 100 Stunden lang einer Glühbehandlung unter
zogen. Röntgenaufnahmen und Glühbilder der Platte zeigten
einen gleichmäßigen und homogenen Aufbau ohne Riß- oder
Blasenbildung.
Claims (3)
1. Verfahren zur Herstellung eines plattenförmigen Kernbrenn
stoffelements für Hochflußreaktoren mit über 50 Gew.-% UAl4
im aluminiummatrixfreien Brennstoffkern, das mit Aluminium
oder einer Aluminiumlegierung umhüllt wird, gekennzeichnet
durch folgende Verfahrensschritte:
- a) inniges Mischen von Pulver aus bis zu 20 Gew.-% mit U235 angerei chertem Uran mit Aluminiumpulver in einem Gewichtsver hältnis von Uran zu Aluminium zwischen 1,1 U : 1 Al und 2,2 U : 1 Al,
- b) Vorpressen dieses Gemisches bei Raumtemperatur mit einem Druck von 300 MPa bis 500 MPa zu einem plattenförmigen Grünling,
- c) Einsetzen des Grünlings in einen Aluminium- oder Alumi niumlegierungsbilderrahmen und Verschweißen mit diesem im Vakuum,
- d) Walzen des Bilderrahmens in drei Walzstichen bei einer Temperatur von 800 ± 25 K, wobei während des ersten und zweiten Stiches jeweils eine Dickenabnahme von ca. 30% und während des dritten Walzstichs eine Dickenreduzie rung um ca. 15% erreicht wird,
- e) Fixieren und Einspannen der Platte mit Rahmen nach dem dritten Walzstich zwischen zwei Blechen und abschlie ßendes Wärmebehandeln bei 800 ± 25 K mindestens während einer Dauer von 75 Stunden zur Bildung von mehr als 50 Gew.-% UAl 4 im Plattenkern.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die
Partikelgröße von Uranpulver zwischen 0,1 Mikrometer bis 90
Mikrometer und die Partikelgröße von Aluminiumpulver zwi
schen 0,1 Mikrometer bis 100 Mikrometer liegt.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,
daß die Bleche, zwischen denen die ausgewalzte Platte einge
spannt wird, aus Molybdän bestehen.
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19803042424 DE3042424A1 (de) | 1980-11-11 | 1980-11-11 | Plattenfoermiges hochleistungs-kernbrennstoff-element mit niedrig-angereichertem uran und verfahren zu seiner herstellung |
FR8119300A FR2494023A1 (fr) | 1980-11-11 | 1981-10-14 | Element combustible nucleaire a grande puissance en forme de plaque, contenant de l'uranium faiblement enrichi, et procede pour sa fabrication |
GB8133042A GB2089101B (en) | 1980-11-11 | 1981-11-03 | Nuclear fuel element containing low enrichment uranium and method for producing same |
US06/878,517 US4705577A (en) | 1980-11-11 | 1986-06-23 | Nuclear fuel element containing low-enrichment uranium and method for producing same |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19803042424 DE3042424A1 (de) | 1980-11-11 | 1980-11-11 | Plattenfoermiges hochleistungs-kernbrennstoff-element mit niedrig-angereichertem uran und verfahren zu seiner herstellung |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3042424A1 DE3042424A1 (de) | 1982-06-16 |
DE3042424C2 true DE3042424C2 (de) | 1988-02-04 |
Family
ID=6116441
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19803042424 Granted DE3042424A1 (de) | 1980-11-11 | 1980-11-11 | Plattenfoermiges hochleistungs-kernbrennstoff-element mit niedrig-angereichertem uran und verfahren zu seiner herstellung |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4705577A (de) |
DE (1) | DE3042424A1 (de) |
FR (1) | FR2494023A1 (de) |
GB (1) | GB2089101B (de) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3408240A1 (de) * | 1984-03-07 | 1985-09-19 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur herstellung von plattenfoermigen brennelementen fuer forschungsreaktoren |
FR2809225B1 (fr) * | 2000-05-16 | 2002-07-12 | Commissariat Energie Atomique | Element combustible monobloc et reacteur nucleaire a eau bouillante et a spectre rapide utilisant des elements de ce type |
EP1345239B1 (de) * | 2002-03-11 | 2008-06-04 | Urenco Nederland B.V. | Kernbrennstoff aus einer Uran-Molybdän-Legierung |
US7625520B2 (en) * | 2003-11-18 | 2009-12-01 | Dwa Technologies, Inc. | Manufacturing method for high yield rate of metal matrix composite sheet production |
KR100643794B1 (ko) | 2005-07-29 | 2006-11-10 | 한국원자력연구소 | 감마상 U―Mo 또는 U―Mo-X계 합금의 조대 입자가규칙적으로 배열된 판상 핵연료 및 그 제조 방법 |
KR100764902B1 (ko) * | 2006-02-10 | 2007-10-09 | 한국원자력연구원 | 우라늄 알루미나이드 핵연료 및 이의 제조방법 |
US8163112B2 (en) * | 2009-05-06 | 2012-04-24 | Babcock & Wilcox Technical Services Y-12, Llc | Method of fabricating a uranium-bearing foil |
CN103299372B (zh) * | 2010-11-15 | 2016-10-12 | 加拿大原子能有限公司 | 含回收铀和贫化铀的核燃料以及包含该核燃料的核燃料棒束和核反应堆 |
KR101138445B1 (ko) * | 2011-03-04 | 2012-04-26 | 한국원자력연구원 | 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 |
EP2769383B1 (de) * | 2011-10-21 | 2018-04-18 | Framatome | Verfahren zur herstellung von kernbrennstoffen mit hohem gehalt an niedrig angereichertem uran und zugehöriger kernbrennstoff |
US9180500B2 (en) | 2012-09-25 | 2015-11-10 | Consolidated Nuclear Security, LLC | Hot rolling of thick uranium molybdenum alloys |
KR102229519B1 (ko) | 2019-05-22 | 2021-03-18 | 한국원자력연구원 | 염기성 용액에 용해 가능한 우라늄 표적의 제조방법 및 이를 이용한 방사성 Mo-99의 추출방법 |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2917383A (en) * | 1949-07-29 | 1959-12-15 | Henry A Saller | Fabrication of uranium-aluminum alloys |
US2934482A (en) * | 1950-09-07 | 1960-04-26 | Brooks Harvey | Nuclear reactor fuel element and method of manufacture |
BE570983A (de) * | 1957-09-10 | |||
BE571474A (de) * | 1957-09-25 | |||
BE572899A (de) * | 1957-11-18 | |||
US2986504A (en) * | 1958-05-23 | 1961-05-30 | Martin Co | Flat plate type fuel elements |
US3020222A (en) * | 1959-09-28 | 1962-02-06 | Sylvania Electric Prod | Method for casting side supporting plates onto the edges of spaced nuclear fuel plates |
US3042598A (en) * | 1960-10-03 | 1962-07-03 | Gen Electric | Shielded thorium fuel element |
US3098025A (en) * | 1961-09-18 | 1963-07-16 | Robert A Noland | Foil element for nuclear reactor |
US3297543A (en) * | 1964-07-07 | 1967-01-10 | Babcock & Wilcox Co | Plate-type nuclear fuel element |
FR1479149A (fr) * | 1965-05-11 | 1967-04-28 | Atomic Energy Authority Uk | Procédé de fabrication de cartouches de combustible du type en plaques pour des réacteurs nucléaires |
US3331748A (en) * | 1965-08-09 | 1967-07-18 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear fuel elements |
DE1809924A1 (de) * | 1968-11-20 | 1970-06-04 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Uranaluminid-Aluminium-Dispersionskernbrennstoff und Verfahren zu seiner Herstellung |
-
1980
- 1980-11-11 DE DE19803042424 patent/DE3042424A1/de active Granted
-
1981
- 1981-10-14 FR FR8119300A patent/FR2494023A1/fr active Pending
- 1981-11-03 GB GB8133042A patent/GB2089101B/en not_active Expired
-
1986
- 1986-06-23 US US06/878,517 patent/US4705577A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2494023A1 (fr) | 1982-05-14 |
GB2089101B (en) | 1983-11-23 |
US4705577A (en) | 1987-11-10 |
DE3042424A1 (de) | 1982-06-16 |
GB2089101A (en) | 1982-06-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3042424C2 (de) | ||
DE3504031C2 (de) | ||
EP2612942B1 (de) | Nicht kornorientiertes Elektroband oder -blech, daraus hergestelltes Bauteil und Verfahren zur Erzeugung eines nicht kornorientierten Elektrobands oder -blechs | |
DE3346882A1 (de) | Aluminiumlegierung fuer konstruktionen mit hohem spezifischem elektrischem widerstand | |
DE19509257B4 (de) | Verbesserte Kernbrennstoffhülle aus Zirkoniumlegierung | |
EP1888798A1 (de) | Aluminium-gleitlagerlegierung | |
DE2321103B2 (de) | Verwendung eines Eisen-Phosphor-Legierungspulvers und Verfahren zur Herstellung eines phosphorhaltigen Stahlpulvers | |
EP1238395B1 (de) | Brennelement für einen druckwasser-reaktor und verfahren zur herstellung seiner hüllrohre | |
DE2740319A1 (de) | Verfahren zum herstellen von metall mit einer im wesentlichen gleichfoermigen dispersion harter fuellerteilchen | |
EP1627090B1 (de) | Zirkoniumlegierung und bauteile für den kern von leichtwassergekühlten kernreaktoren | |
DE60005705T2 (de) | Zirkoniumlegierung mit gutem widerstand gegen korrosion und hydrierung von wasser und wasserdampf und verfahren zur thermomechanischen-umwandlung der legierung | |
DE60014269T2 (de) | Zirkonium-niobium-legierung mit erbium, herstellungsverfahren und legierung enthaltendes werkstück | |
DE112019000657T5 (de) | Kupferlegierungsplatte und verfahren zu deren herstellung | |
DE1118471B (de) | Uran-Aluminium-Legierung fuer Brennelemente | |
DE1062839B (de) | Neutronen absorbierendes, aus einer Silberlegierung bestehendes Kontrollorgan fuer einen Kernreaktor | |
DE60303247T2 (de) | Verfahren zur Herstellung eines Rohres aus ferritischem durch Oxiddispersion gehärtetem Stahl | |
DE2541689C3 (de) | Verfahren zum Herstellen eines V3Ga-Supraleiters | |
DE1809924A1 (de) | Uranaluminid-Aluminium-Dispersionskernbrennstoff und Verfahren zu seiner Herstellung | |
DE3426175A1 (de) | Aluminiumlegierung mit hohem elektrischen widerstand und ausgezeichneter formbarkeit | |
DE3333282A1 (de) | Verfahren zur internen oxidation einer silberlegierung sowie dadurch hergestellte silberlegierungen | |
DE1558674A1 (de) | Stahl,welcher gegenueber Versproedung durch Neutronenstrahlung widerstandsfaehig ist | |
DE3437112A1 (de) | Umhuellter, neutronenabsorbierender steuerkoerper | |
DE3024634C2 (de) | Verfahren zur Herstellung von Uranoxid-Sinterteilchen | |
DE3021934A1 (de) | Geordnete legierungen mit langem bereich auf eisenbasis | |
DE1916370C3 (de) | Dispersionskernbrennstoff und Verfahren zu seiner Herstellung |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |