DE450440T1 - Verfahren zur Verlängerung der Lebensdauer von Siedewasserreaktorkomponenten. - Google Patents

Verfahren zur Verlängerung der Lebensdauer von Siedewasserreaktorkomponenten.

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DE450440T1
DE450440T1 DE0450440T DE91104637T DE450440T1 DE 450440 T1 DE450440 T1 DE 450440T1 DE 0450440 T DE0450440 T DE 0450440T DE 91104637 T DE91104637 T DE 91104637T DE 450440 T1 DE450440 T1 DE 450440T1
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Claims (17)

91104 637.3 GENERAL ELECTRIC COMPANY Patentansprüche
1. Rohrleitung aus korrosionsbeständigem Stahl zum Einsatz im Sicherheitsbehälter von Wasser hoher Temperatur und hohen Druckes, wobei die Rohrleitung eine innere Abscheidung aus mindestens einem Metall der Gruppe von Platinmetallen aufweist.
2. Rohrleitung aus korrosionsbeständigem Stahl nach Anspruch 1, worin die 5 Rohrleitung in einem Sicherheitsbehältersystem für Wasser hoher Temperatur und hohen Druckes verbunden ist.
3. Rohrleitung nach Anspruch 1, die als Teil des Sicherheitsbehältersystems eines Kernreaktors verbunden ist.
4. Reaktorbehälter aus korrosionsbeständigem Stahl, der innen mit einer Abscheidung aus mindestens einem Metall aus der Gruppe von Platinmetallen überzogen ist.
5. Reaktorbehälter nach Anspruch 4, der mit einem System zum Verarbeiten von Wasser hoher Temperatur und hohen Druckes verbunden ist. ,
6. Reaktorbehälter nach Anspruch 4, der mit einem Sicherheitsbehältersystem eines Kernreaktors verbunden ist.
7. Sicherheitsbehälter aus korrosionsbeständigem STahl für einen Kernreaktor, der eine Abscheidung eines Metalles der Gruppe der Platinmetalle auf den Oberflächen aufweist, die Wasser hoher Temperatur - hohen Druckes ausgesetzt sind.
8. Sicherheitsbehälter für Kernreaktor nach Anspruch 7, bei dem die Abscheidung elektrochemisch gebildet ist.
9. Sicherheitsbehälter für Kernreaktor nach Anspruch 7, bei dem die Abscheidung durch chemisches Bedampfen gebildet ist.
10. Sicherheitsbehälter für Kernreaktor nach Anspruch 7, bei dem die Abscheidung eines Metalles der Gruppe von Platinmetallen durch Zerstäuben gebildet ist.
11. Sicherheitsbehälter für Kernreaktor nach Anspruch 7, bei dem die Abscheidung durch Verdampfen einer Quelle des Metalles der Platingruppe und Kondensieren auf den inneren Oberflächen des Sicherheitsbehälters gebildet ist.
12. Sicherheitsbehälter für Kernreaktor nach Anspruch 7, bei dem der Überzug durch eine chemische Austauschreaktion gebildet ist.
13. Sicherheitsbehälter für Kernreaktor nach Anspruch 7, bei dem der Überzug des Metalles der Platingruppe durch Ioneneinbau gebildet ist.
14. Sicherheitsbehälter aus Metall für Wasser hoher Temperatur, hohen Druckes, der aufgrund der Anwesenheit gelösten Wasserstoffgases im Wasser und eines Überzuges auf den inneren Metalloberflächen des Sicherheitsbehälters aus mindestens einem Metall der Gruppe von Platinmetallen in einem geringen Ausmaß der Spannungsrißkorrosion unterliegt.
15. Verfahren zum Verringern der Spannungsrißkorrosion eines Sicherheitsbehältersystems hoher Temperatur für heißes Wasser, umfassend das Injizieren von Wasserstoffgas in das Wasser und Überziehen der inneren Oberfläche des Sicherheitsbehälters mit einer dünnen Abscheidung aus'mindestens einem Metall der Platingruppenmetalle.
16. Verfahren nach Anspruch 15, bei dem die Konzentration des Wasserstoffes im Wasser hoher Temperatur, hohen Druckes unter 150 Teilen pro 1 Milliarde Teile liegt.
17. Verfahren nach Anspruch 15, bei dem das Platingruppenmetall in das Wasser hoher Temperatur, hohen Druckes durch anodische Oxidation eingeführt und danach durch Selbstabscheidung auf den reaktionsfähigen Oberflächen abgeschieden wird.
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