JPS5977399A - 原子炉燃料組立体の使用済み燃料ボツクスの外装管を処分前に処理する方法及びロ−リングミル - Google Patents

原子炉燃料組立体の使用済み燃料ボツクスの外装管を処分前に処理する方法及びロ−リングミル

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JPS5977399A
JPS5977399A JP58171065A JP17106583A JPS5977399A JP S5977399 A JPS5977399 A JP S5977399A JP 58171065 A JP58171065 A JP 58171065A JP 17106583 A JP17106583 A JP 17106583A JP S5977399 A JPS5977399 A JP S5977399A
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/34Disposal of solid waste

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  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
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  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Control Of Metal Rolling (AREA)
  • Packaging Of Machine Parts And Wound Products (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は原子炉の燃料組立体の使用済み燃料ボックス
の外装管を処分前に処理する方法に関する。本発明は又
処理をなすのに使用するローリングミルに関する。
沸騰水型又は加圧水型動力炉において、炉心は多数の燃
料組立体から構成され、下部は支持板の下方グリッド上
に静止し、上部は心グリッドに固定サレテイル。各燃料
組立体は多数の燃料ロンドを含み、それは燃料ボックス
中に置かれる。燃料ボックスは例えばジルコニウム合金
の外装管又は燃料管と、燃料管の下端の下部片からなる
。この下部片は支持板中の開口内に下方に延長するっ下
部片は冷却?こ気温入口を構成し、外装管は燃料ロンド
周囲の冷却水の流れを制御する案内管を構成する。
燃料ボックスは原子炉内での使用時、消耗しないが、緩
和、腐食及び熟成により変度が生ずるので、寿命が比較
的制限される。使用中の外装管(又は燃もF管)は強力
な中性子放射を受けるので。
熟成と脆化が加速され、外装管に含まれる幾つかの合金
材料が不安定なアイソトープに転換され。
分1野時放射性放出を長い時間周期に発生するつ更に、
放射性生産物が管表面上に堆積される。これらの事柄は
緩和、腐食及び熟成と共に管材料の再使用は放射の観点
から問題を伴ない且つ技術的に不適当である。従って、
使用不能の使用済み燃料71?ツクスが廃棄施設に置か
れる。
燃料ボックスは比較的大きい容積を頁するので。
処分に先だってそれらの容積を縮少するのが重要である
。燃料がツクスの容積を減らす一つの方法はそれから下
部片を除去し且つその後はぼ四角断面外装管を対角線に
分割し、二つの細長状角部材を得るものであった。この
外装管をその長さに沿って二つに割る事による分割は微
分放射粒子の欠落や散乱が生ずる。更に使用中外装管の
放射により管材料、特に管の中間部がもろくなり1分割
作動中管がこわれて管理又は制御を非常に困難にする。
分割しtこ外装管のパッケージはその処分の前にケーシ
ングに入れられる。
本発明はこれまで使用されてきた方法よりも処理、防護
及び経済性の観点からいずれもより好ましい方法で燃料
ボックスの外装管の処分前に容積の減少を備える事を目
的とする。本発明の大きな利点は外装管が破れた際、管
部分の拡がりと管表面上の微分粒子の積層が簡単な方法
で完全に妨げられる事である。
本発明によれば、原子炉燃料組立体の使用済み燃料ボッ
クスの外装管を処分前に処理する方法は防護管に外装管
を置き、防護管とそれに入れられた外4ノ三管を平らに
し、平らにした防時管とそれに入場1ら噛11こ外す・
p管を渦巻形に形成する工程を含むつ渦巻■そ(よ管を
心棒又はロール周囲に管を巻く事により形成されるコイ
ルである。或いは渦巻形は管を再り重ね、[E縮する事
により形成されろ平行六面体のパッケージでもよい。平
らにする工程は1コーリングにより達成されるつこの場
合、平らにするのと造形する工程は管をローリングミル
のロールの一つに巻く事により一作動で実施するのが有
利であろう 防蝕管に使用する1科は強壮で、大きな破壊ひずみを;
Ur−4−るのが重要であるウステンレス鋼S工S23
33(ASTM  Al67−70型604Lic相当
)が良好な破壊ひずみ、即わち5係以上の破壊ひずみを
11する適当な材料であるつ防簡管は外装管と同じ形で
もよいが、コス、トの点からストリップのらせん浴接に
より製造された丸い防護管を使用するのが有利であろう 好ましくは処理は放射防腓水層の下で行なわれろ、平ら
にする工程中加圧された水は防護管のオリフィスに連結
した例えばフィルタのようなろ過設備でろ過される。
外装管は一般に長方形断面な百し、好ましくは対角線に
平らになるように方位される。
管がコイル状に造形される揚台、管の中心は燃料ボック
スから下部片がコイルσ)内i¥l11におかれるよう
に十分大きく作るのが好ましい。
フィルタな防勤管の端部に挿入する場合、それは平らに
した後十分な密閉体を構成する。然しなから、そうでな
い場合、溶接による密閉は可能だが、放射防設水層下で
実施するのが困姉ミである。
管をローリングミルで平らにする場合は、防I管の下端
を先ず平らにし、内側パーを備え1こスリーブ形成把握
部材に例えば溶接により結合する。
仄に把握部材をローリングミルの駆動ロール上に設け、
内側バーを駆動ロールの溝に収容する。コイル状にt、
 r、= r& 、該コイルに端キャップを備えて。
コイルがばねにより拡がり戻るのを妨げるようにする。
端キャップの筒状部分く軸方向スロットを備えて、コイ
ルが部分的にのみ囲まれる事により。
コイルがロー11ングミル内にあり、協働−′f′るロ
ールの間に王権される時、唱キャップはコイル上に収ま
ろう 本発明によるロー】)ングミルは防護管を駆動ロールに
述&’iする駆動又は把握部材を備えた駆動口搾ロール
をT;11定の力でlJ4動ロールに対し押圧する51
11力発生圧力部(オにより移動するように構成され。
調節式(次によりそflを制御する。 tlIK動ロー
ルはその中に1すJ %!’)前半た<シ1こ端部をフ
ランジする諷又はその中へ防n管へ連結したスリーブ内
のバーを押圧fる講を備えている。圧搾ロールは作動及
び圧力調節装置i’t’を弁して圧力媒体諒へ連結した
作動シリンダにより駆動ロールへ押圧される。流体は圧
力θす3体として使用さ才するのが適当である。
仄に本発明を添付の略図を参照して9例によって更に説
明する。
第1図に原子炉の燃料組立体の使用済み燃料ボックス1
を示し、燃料ボックス1は正方彰断面の外装管又は燃料
管2とねじ4により互いに一ユニットに組立られた下部
片3からなる。
その処分前に燃料ボックス1を処理するため。
燃料管2を下部片3かも分離し1円杉外側断面で且つ通
常ステンレス鋼製の防護管5(第2図から第4図までを
参照)に挿入するつこれらの作動は好ましくは放射防護
層として作用する水の下で行なわれる。フィルタ11(
第2図参照)が防護管5の後端又は上端に備えられる。
管5の後端に又固定装置10を備え、それにより燃料、
管2が管5に挿入するのを可能になると共に、燃料管が
防暎管5内で回転した後は燃料管2が管5内で後方へ移
動しないようにする。好ましくは、フィルタ11で防蝕
管の端部を密閉するが、溶接により管5の端部を更に密
閉するのが必要である。
次に防護管5と燃料管2を例えばローリングミル内で平
らにする。防咳管5と燃料管2はその前端又はローリン
グ中その前端又は下端から上端又は後端へ漸次平らにさ
れるので、管5内の水がフィルタを通して押圧又は圧搾
され、それにより水に含まれた粒子を捕える。
一処理方法において、防時管5の前端又は下端はローリ
ングミルのリメヘ動ロールに或いはそれと相対して固定
し、従って防護管5と燃料管2がローリングミル内で平
たくなると、それらは又駆動ロール周囲に包まれ、コイ
ル状ロール35(第8図参照)のパッケージを形成する
第2図は防砂管5の前端をローリングミルの駆動ロール
8に固定する一方法を示している。特に。
ロール8はロール8と拡大下部部分の周面に開口する狭
い首部分を有する少くとも一つの溝7をその中に形成し
ている。防蝕管5の前端又は下端部分は平らにされ、角
屈曲され、ビード6を形成し゛CC10拡大下部部分に
摺動収容される。清7の狭い首部分はぎ−ド6が溝から
ロール8に対し径方向に引張られるのを妨げる。勿論防
護管5はローリングミルの駆動ロールに他の手段により
固定してもよいのが理解され、第2図に関して記載した
方法は例としてのみのものである。
ローリングミルの駆動ロールに直接固定する代りに、防
護管5はローリングミルの駆動ロール上を摺動し且つそ
れにより駆動されるように構成されたスリーブ12(第
6図及び第4図参照)に固定してもよい。特に防護管5
の前端又は下端を平らにして、スリーブ12の外面に例
えば溶接により結合する。スリーブ12は例えば内側バ
ー13のような係合手段を有し、それはスリーブ12が
ロール16上の位置に摺動した時、駆動ロール16の溝
17(第5図参照)に位置するように構成されている。
防護管5と燃料管2をコイル状ロール35にロールし且
つ造形する第5図及び第6図に示したローリングミルは
ロール16を有し、その中にスリーブ12を位置させる
溝17を備えている。然しなから、駆動ロール16は第
2図に示した駆動ロール8により代えられる事を理解す
べきである。
ローリングミルは更に巻上げ駆動ロール16を支持する
躯動磯トN装置15を備えた底板14を含む。
圧搾ロール18がロール16に対して移動するように設
けられ、スタンド22内の軸受け21に軸支されている
シャフト20により支持されている。
このスタンド22はシャフト23上に回転自在に軸支さ
れ、シャフトは底板14上のブラケット24に、j:l
)支持され、スタンドがシャフト23の軸周囲を+IK
動できる。スタンド22はロール18と共に作動して、
防護管5とその中に入れられfコ燃tF管2を平らにロ
ーリング1−るのに十分な力でロール16に対し押圧さ
れる。ロール18はピストンロッド26によりスタンド
22に伸縮自在に連結した液圧シリンダ25によりロー
ル16へ押[Eされる。シリンダ25は底板14上にブ
ラケソ)28により支持されたシャフト27上に回転自
在に軸支されるウシリンダ25に圧力媒体を圧力媒体源
30から導管31.32.33及び弁34を弁して供給
する。この弁34は最大圧力を設定する型のもので、そ
れにより圧搾ロール18を防護管5とその中に入れられ
た燃料管2に対1−抑圧する力を制限するel成形され
たコイルの直径がローリングと造形の間に増大するので
、圧搾ロール18はロール16から離れて移動する一方
、成形さ第1るIJE延コイルに対し尚圧搾fる。第2
図に示すように、燃料管2は保設管5内に設けられ、従
ってロー11ング中、正方彩断面燃料管はz1角線にイ
らにされるヮ ローリングミルにより防私管5とその中に入れられた燃
料管2は平らにされ、圧延コイル35(第8図)に造形
される。、IL延ココイル35ばねの戻りによる伸張す
るのを妨げるため、端キャップ又は端部片36(17図
参照)が、[E搾ロール18がIl、延コイルとの接触
から離れ°〔移動し、仕上げられたコイルロール16か
ら除去される前に。
コイル35の一瑞に取付けられる。この端部片36は端
カバ一部分37とそれと一体に形成され且つその中に開
口40を有する筒状フランジ38を含む。開口40によ
り端部片36がコイル35の端部の上に取付けられると
共に、圧搾ロール18は尚コイル35に対して押圧され
る。II高部片36はリフトピン41を備え、それによ
りコイルの処理を容易にする。従ってロール16に孔4
2ヲ備工て、リフトピンをこのロールに挿入できるよう
にしなげればならない、下部片3は第8図に示すように
コイル35の中央に位置している。コイル35は又第8
図にダラシ線で示したように第、2端部片43を備えて
もよい。この第2端部片43を馬蹄形に作ると、それは
コイルがまだロール16上に設けられている間に設ける
事ができる。
防瞳管5と燃料管2を一作動で例えば圧延コイルのよう
な渦巻形に平たらくし且つ造形する代りに、管5と燃料
管2を仄の作動で造形しうる。更にロールしたコイルに
造形される代りに、防護管5と燃料管2を異fZる渦巻
形に造形しうる。例えば平らにしだ後(例えばローリン
グミルの協働するロールの間に)、防護管5とそれに入
れられた燃料管2は後方に且つ前方に1800折り曲げ
て。
パッケージ45を形成してもよい(第9図参照)。
パッケージは第9図に示すようなほぼ長方杉平行六面体
形状のコンパクトな形に圧搾される。
上に概説した処理方法は特許請求の範囲の項に記載した
範囲内で変更又は改訂がなされ得る。
【図面の簡単な説明】
第1図は外装管とそれに連結した下部片を含む燃〒91
ボックスの斜視図、第2図はロー1)ングミルの駆動ロ
ールに連結した防蒋管の一実施例の側面図、第3図はロ
ーリングミルの駆動ロールに連結するスリーブに連結し
た防砂管の他の実施例の斜視図、第4図は第3図に示し
た防設管の下方部分とスリーブの他の図、第5図はロー
リングミルの側面図、第6図はローリングミルの平面図
、第7図は防眼管に入れられた外装管の平た<シ1こ且
つコイル状にしfこパッケージの端部」二に設置する端
キャップの斜視図、第8図はいずれかの端部の端キャッ
プと中間に挿入された下部片を備えムニ防睡管1/こ入
れられた外装管の平たくシ1こ且つコイル状にしたパッ
ケージの斜視図、第9図は平ム−<シTこ防蝕管とその
中に入れられた外装管を後方及び前方に折り曲げて形成
されたほぼ平行六面体のパッケージの側面図である。 1・・・燃料ボックス、2・・・外装管(燃料管)。 5・・・保砕管、7・・・ロールの溝(把握部は)。 8・・・ロール、12・・・スリーブ(把握部材)。 13・・・内11111パー、15・・・駆動機械装圓
。 16・・・tlJKsl]0−ル、17・・・溝(ロー
1]ングミルの把握部材)、18・・・圧搾ロール、2
5・・・シ11ンダ(弾性力発生圧力部材)、34・・
・弁(Wa価1装@)、35・・・平らにしfこコイル
、36・・・旬括キャップ、40・・・開口。 代理人 浅 村   皓

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 il+  原子炉燃料組立体の使用済み燃料ボックスの
    外装管を処分前に処理する方法であって、外装管乞防砂
    管丙に置き、防護管とその中に入れられた外装管を平ら
    にし且つ平らにした防砂管と中に入れられた外装管を渦
    巻形に、形成する工程を含む方法つ (2、特許請求の範囲第1項記載の方法において。 防護管とその中に入れられた外装管がローリングミル内
    で平らにされ且つコイルにロールされる方法。 (3)特許請求の範囲第2項記載の方法において。 防護管が密閉端部乞有し、防護管とその中に入れられた
    外装管を平らにし且つロールする間、ローリングミルの
    把握部材に係合するようにした方法。 (4)特許請求の範囲第1項記載の方法において。 処理を水の下でなし、平らにする工程の間推進される水
    は防護管内で設けられたフィルタでろ化される方法。 f51  II?許請求の範囲第1項記酵の方法におい
    て。 該外装管は防砂管に置かれた時、少くともほぼ長方形断
    面ケ有し、平らにする工程中それが対角線に平らになる
    ように方位させる方法。 (6)特許請求の範囲第1項記載の方法において。 該防砂管とその中に入れられた外装管を使用済み燃料ボ
    ックスの下部片を収容するのに十分な大きさの軸方向内
    側開口を有するコイルに造形される方法。 (7)%許請求の範囲第1項記載の方法において。 平らにする工程の後、該防鰻管を密閉する工程を含む方
    法。 (8)特許請求の範囲第2項記載の方法において。 核子らにする工程の前に、防護管の端部ケローリングミ
    ルの駆動ロール上の雛に係合する内側バー乞頁するスリ
    ーブ彰把握部材に連結する方法。 (9)特許請求の範囲第1項記載の方法において。 防錘管とその中に入れられた外装管をコイル状に形成し
    、コイルの少くとも一端を少くとも一つの端キャップに
    重ね合わせ、それにより該コイルを少くとも大部分を囲
    み、コイルのばね戻りを妨げるようにした方法。 (10)特許請求の範囲第1項記載の方法において。 ゝドらにされ1こ防iφ管とその中に入れられた外装管
    を縦方向に垂直方向に前後に1800それらを折り曲げ
    る事により造形して、はぼ平行六面体形状のパッケージ
    を1[ぞ成する方法。 旧)  /11詐請求の範囲第1項記載の方法において
    。 防目(9管がステンレス鋼製であル方法。 圓 原子炉の燃料m立体の使用済み燃料ボックスの夕I
    ¥C管を数分前に処理するローリングミルであって、駆
    動ロールに保護管を連結する駆動部材又は把握部材を備
    えた駆動ロールと、駆動ロールを1に動する駆動機械装
    置と、駆動ロールへ移動可能の圧搾ロールと、圧搾ロー
    ルを駆動ロールに向う方向に作用する弾力発生圧力部材
    と1発生したカを調節″4−る調節部材を含むローリン
    グミル。 (13]  特許請求の範囲第12項記載のローリング
    ミルにおいて、防護管に連結する事を意図し且つ内11
    111突出手段を備えたスリーブ手段を含み、駆動ロー
    ルは少くとも一つの溝を備え、該スリーブを収容且つ位
    置させて、該内側突出手段な該溝に係合するようにした
    ローリングミルウ ■)特許請求の範囲第10項記載のローリングミルにお
    いて、力発生圧力部材が圧力制限弁を経て圧力媒体諒に
    連結された作動シリンダを含むローリングミル。
JP58171065A 1982-09-20 1983-09-16 原子炉燃料組立体の使用済み燃料ボツクスの外装管を処分前に処理する方法及びロ−リングミル Granted JPS5977399A (ja)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8205362-0 1982-09-20
SE8205362A SE434586B (sv) 1982-09-20 1982-09-20 Sett for inneslutning av holjeror till forbrukade brensleboxar for brenslepatroner for kernkraftverk och minskning av volymen fore deponeringen jemte valsanordning for genomforande av settet

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Publication Number Publication Date
JPS5977399A true JPS5977399A (ja) 1984-05-02
JPH0354320B2 JPH0354320B2 (ja) 1991-08-19

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US (1) US4566302A (ja)
JP (1) JPS5977399A (ja)
DE (1) DE3332581A1 (ja)
FI (1) FI74834C (ja)
SE (1) SE434586B (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9514852B2 (en) * 2011-11-21 2016-12-06 Westinghouse Electric Company Llc Method to reduce the volume of boiling water reactor fuel channels for storage
CN114846563A (zh) * 2019-12-09 2022-08-02 霍尔泰克国际公司 具有整体垫片的核燃料存储系统

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3038521A (en) * 1957-09-09 1962-06-12 Arthur C Wagner Device for winding or coiling expansion anchors from flat material
US4295401A (en) * 1976-07-29 1981-10-20 Nus Corporation Apparatus for disposing of radioactive fuel channels
SE413712B (sv) * 1977-05-10 1980-06-16 Asea Ab Sett att innesluta anvenda kernbrenslestavar i en skyddsbehallare for deponering
US4154408A (en) * 1977-12-19 1979-05-15 N. Hunt Moore & Associates, Inc. Flaking mill adjustment and shock absorbing means
DE3018857C2 (de) * 1980-05-16 1984-10-25 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren und Einrichtung zur Einbringung von radioaktiven langgestreckten, metallischen Bauteilen in einen Abschirmbehälter

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Publication number Publication date
JPH0354320B2 (ja) 1991-08-19
SE434586B (sv) 1984-07-30
US4566302A (en) 1986-01-28
SE8205362D0 (sv) 1982-09-20
DE3332581A1 (de) 1984-05-24
FI74834C (fi) 1988-03-10
DE3332581C2 (ja) 1992-02-20
FI833330A0 (fi) 1983-09-19
SE8205362L (sv) 1984-03-21
FI833330A (fi) 1984-03-21
FI74834B (fi) 1987-11-30

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