NO115404B - - Google Patents
Download PDFInfo
- Publication number
- NO115404B NO115404B NO15894465A NO15894465A NO115404B NO 115404 B NO115404 B NO 115404B NO 15894465 A NO15894465 A NO 15894465A NO 15894465 A NO15894465 A NO 15894465A NO 115404 B NO115404 B NO 115404B
- Authority
- NO
- Norway
- Prior art keywords
- suspension
- carrier liquid
- gas
- reactor
- nuclear
- Prior art date
Links
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 46
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 25
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 13
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 11
- 239000002562 thickening agent Substances 0.000 claims description 8
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 6
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 4
- 238000010790 dilution Methods 0.000 claims description 3
- 239000012895 dilution Substances 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 23
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 12
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 7
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 5
- 238000013016 damping Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 3
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 1
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000007865 diluting Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 230000008719 thickening Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C09—DYES; PAINTS; POLISHES; NATURAL RESINS; ADHESIVES; COMPOSITIONS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; APPLICATIONS OF MATERIALS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- C09C—TREATMENT OF INORGANIC MATERIALS, OTHER THAN FIBROUS FILLERS, TO ENHANCE THEIR PIGMENTING OR FILLING PROPERTIES ; PREPARATION OF CARBON BLACK ; PREPARATION OF INORGANIC MATERIALS WHICH ARE NO SINGLE CHEMICAL COMPOUNDS AND WHICH ARE MAINLY USED AS PIGMENTS OR FILLERS
- C09C3/00—Treatment in general of inorganic materials, other than fibrous fillers, to enhance their pigmenting or filling properties
- C09C3/08—Treatment with low-molecular-weight non-polymer organic compounds
-
- G—PHYSICS
- G11—INFORMATION STORAGE
- G11B—INFORMATION STORAGE BASED ON RELATIVE MOVEMENT BETWEEN RECORD CARRIER AND TRANSDUCER
- G11B5/00—Recording by magnetisation or demagnetisation of a record carrier; Reproducing by magnetic means; Record carriers therefor
- G11B5/62—Record carriers characterised by the selection of the material
- G11B5/68—Record carriers characterised by the selection of the material comprising one or more layers of magnetisable material homogeneously mixed with a bonding agent
- G11B5/70—Record carriers characterised by the selection of the material comprising one or more layers of magnetisable material homogeneously mixed with a bonding agent on a base layer
- G11B5/7013—Record carriers characterised by the selection of the material comprising one or more layers of magnetisable material homogeneously mixed with a bonding agent on a base layer characterised by the dispersing agent
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Pigments, Carbon Blacks, Or Wood Stains (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Paints Or Removers (AREA)
Description
Fremgangsmåte for kjernespalting. Procedure for nuclear fission.
Nærværende oppfinnelse vedrører en fremgangsmåte for kjernespalting hvori der anvendes et kjernebrensel i form av en suspensjon av faste, fisible stoffer i en bærervæske, hvilken suspensjon sirkuleres gjennom en kjernereaktor og gjennom en varmeutveksler for det øyemed å gjøre bruk av den frembrakte varmeenergi. The present invention relates to a method for nuclear fission in which a nuclear fuel is used in the form of a suspension of solid, fissile substances in a carrier liquid, which suspension is circulated through a nuclear reactor and through a heat exchanger in order to make use of the heat energy produced.
Nevnte suspensjon kan f. eks. bestå av en blanding (eksempelvis et oksyd) av na-turlig eller anriket uran suspendert i van-lig vann eller tungtvann. Said suspension can e.g. consist of a mixture (for example an oxide) of natural or enriched uranium suspended in ordinary water or heavy water.
Suspensjon av fisibelt stoff i tungt vann kan i dette tilfelle være slik at kjernereaktoren ikke behøver å omfatte et ad-skilt dempningsmiddel (homogen reaktor). Dette kan også oppnåes ved å anvende en suspensjon av en blanding av fisibelt materiale og et fast dempningsmiddel, som f. eks. BeO, i tungtvann. Ved reaktorer av forskjellig utførelse, de såkalte hetero-gene reaktorer, er ikke dempningsmidlet blandet, eller i all fall bare delvis blandet, med det fisible materiale. Et separat dempningsmiddel kan da festes i reaktoren og det kan være en separat væskekrets når en væske, som f. eks. tungtvann, anvendes som dempningsmiddel. Suspension of fissile material in heavy water can in this case be such that the nuclear reactor does not need to include a separate damping agent (homogeneous reactor). This can also be achieved by using a suspension of a mixture of fissile material and a solid dampening agent, such as e.g. BeO, in heavy water. In reactors of different designs, the so-called heterogeneous reactors, the dampening agent is not mixed, or at least only partially mixed, with the fissile material. A separate damping agent can then be fixed in the reactor and there can be a separate liquid circuit when a liquid, such as e.g. heavy water, is used as a dampening agent.
I mange tilfelle byr anvendelsen av kjernebrensel i form av en suspensjon på den vanskelighet at ved de konsentrasjoner som er ønskelige inne i reaktoren har nevnte suspensjon vanligvis en så høy viskositet at den vanskelig kan pumpes. Ved slike konsentrasjoner er også fisjonsprodukter vanskelige å fraseparere kontinuerlig fra bærervæsken. In many cases, the use of nuclear fuel in the form of a suspension presents the difficulty that at the concentrations that are desirable inside the reactor, said suspension usually has such a high viscosity that it is difficult to pump. At such concentrations, fission products are also difficult to continuously separate from the carrier liquid.
Dette gjør seg særlig gjeldende i de tilfelle hvor kjernebrenselsuspensjonen bringes til å strømme gjennom kjernereaktoren under innflytelse av tyngde-kraften da brenselssuspensjonen da har en høy viskositet i alle tilfelle. This applies particularly in cases where the nuclear fuel suspension is made to flow through the nuclear reactor under the influence of gravity, as the fuel suspension then has a high viscosity in all cases.
Ifølge oppfinnelsen blir de ovennevnte mangler helt eliminert ved å fortynne suspensjonen utenfor kj ernereaktoren, med en tilsatt mengde av bærervæske, igjen avseparere nevnte ytterligere mengde bærervæske fra den fortynnede suspensjon før suspensjonen tilbakeføres til kj ernereaktoren og å utføre sirkulasjon av suspensjonen i fortynnet tilstand. According to the invention, the above-mentioned shortcomings are completely eliminated by diluting the suspension outside the nuclear reactor, with an added amount of carrier liquid, again separating said further amount of carrier liquid from the diluted suspension before the suspension is returned to the nuclear reactor and carrying out circulation of the suspension in a diluted state.
Den separerte bærervæske kan med fordel befries, i alle fall delvis, for fisjonsprodukter oppløst deri og blir derpå igjen anvendt for fortynning av kjernebrenselsuspensjonen. På denne måte oppnåes det en kontinuerlig renselse av kjernebrenslet. The separated carrier liquid can advantageously be freed, at least partially, of fission products dissolved therein and is then used again for dilution of the nuclear fuel suspension. In this way, a continuous purification of the nuclear fuel is achieved.
Separeringen av den ytterligere mengde bærervæske blir fortrinsvis utført ved hjelp av i det minste en hydrosyklonfortykker. The separation of the additional amount of carrier liquid is preferably carried out by means of at least one hydrocyclone thickener.
Hydrosykloner har den fordel at de ikke består av noen mekanisk virksomme deler, slik at vedlikeholdet som i høy grad hindres p. g. a. den sterke stråling, praktisk talt blir overflødig. Videre er kapa-siteten pr. volumenhet meget høy sam-menlignet med fortykkere av forskjellige andre utførelser. Som et resultat herav kan den totale mengde sirkulerende suspensjon være forholdsvis liten. Hydrocyclones have the advantage that they do not consist of any mechanically active parts, so that maintenance, which is hindered to a great extent due to the strong radiation, is practically redundant. Furthermore, the capacity per volume unit very high compared to thickeners of various other designs. As a result, the total amount of circulating suspension may be relatively small.
Forflytningen av den fortynnede suspensjon i den hensikt å tilveiebringe sirkulasjon av kjernebrenselsuspensjonen ut-føres fortrinsvis ved hjelp av et praktisk talt vertikalt stigerør, inn i hvilket en gass innblåses. Den fortynnede suspensjon fø-res oppover av denne gass hvorpå denne frasepareres og kan tilbakesirkuleres. Gassen tjener ytterligere den hensikt å vaske bort alle fisjonsprodukter som under de gitte temperatur- og trykkforhold er i gassform, slik som J'35 0g den XeJ35 som dannes derav, hvorpå de kan frasepareres gassen. Dette er også av betydning i for-bindelse med D2 og H2 dannet under innflytelse av strålingen. Hvis disse gasser regulært fjernes kan de sammen med den 02 som er utviklet, danne farlige mengder av detonerende gass i kjernereaktoranleg-get. Disse stoffer kan katalyttisk oksyde-res med 02, uten at det er nødvendig å uttrekke dem fra gassen. The movement of the diluted suspension for the purpose of providing circulation of the nuclear fuel suspension is preferably carried out by means of a practically vertical riser, into which a gas is blown. The diluted suspension is carried upwards by this gas, after which it is separated and can be recirculated. The gas further serves the purpose of washing away all fission products which under the given temperature and pressure conditions are in gaseous form, such as J'35 0 and the XeJ35 which is formed therefrom, whereupon they can be separated from the gas. This is also important in connection with D2 and H2 formed under the influence of the radiation. If these gases are regularly removed, they can, together with the 02 that is developed, form dangerous amounts of detonating gas in the nuclear reactor plant. These substances can be catalytically oxidized with 02, without it being necessary to extract them from the gas.
Fortynningen av kjernebrenselsuspensjonen med en ytterligere mengde bærervæske kan også utføres helt eller delvis før suspensjonen går gjennom varmeutveksleren. Da viskositeten av f. eks. en suspensjon av U02 i vann i høy grad er avhengig av konsentrasjonen er relativt små mengder bærervæske tilstrekkelig til å senke viskositeten betydelig. Manglene ved temperaturøkningen som inntrer når den varme suspensjon blandes med kold bærervæske, kan således være forholdsvis små. The dilution of the nuclear fuel suspension with a further amount of carrier liquid can also be carried out in whole or in part before the suspension passes through the heat exchanger. As the viscosity of e.g. a suspension of U02 in water is highly dependent on the concentration, relatively small amounts of carrier liquid are sufficient to lower the viscosity significantly. The shortcomings of the temperature increase that occurs when the hot suspension is mixed with a cold carrier liquid can thus be relatively small.
Uten å ville begrense oppfinnelsens ramme skal denne nå belyses ved hjelp av en skjematisk illustrasjon på vedlagte teg-ninger. Fig. 1 viser her skjematisk et hetero-gent reaktoranlegg. Fig. 2 viser et homogent reaktoranlegg beregnet på å utføre fremgangsmåten iføl-ge oppfinnelsen. Without wanting to limit the scope of the invention, this will now be explained by means of a schematic illustration of the attached drawings. Fig. 1 here schematically shows a heterogeneous reactor plant. Fig. 2 shows a homogeneous reactor plant designed to carry out the method according to the invention.
Reaktoren som er vist i fig. 1 består av et kammer 1 for kjernebrenselsuspensjonen og et omgivende rom 2 for et væske-formet dempningsmiddel. The reactor shown in fig. 1 consists of a chamber 1 for the nuclear fuel suspension and a surrounding space 2 for a liquid dampening agent.
Reaktoren er omgitt av en reflektor 3 bestående av f. eks. vismutt. The reactor is surrounded by a reflector 3 consisting of e.g. bismuth.
Det væskeformede dempningsmiddel, f. eks. tungtvann, sirkuleres gjennom reaktoren og en varmeutveksler 5 ved hjelp av pumpen 4. The liquid damping agent, e.g. heavy water, is circulated through the reactor and a heat exchanger 5 using the pump 4.
Den konsentrerte brenselsuspensjon som forlater reaktoren blir fortynnet etter å ha gått gjennom varmeutveksleren 14, med en ytterligere mengde bærervæske sirkulert gjennom røret 16. Den fortynnede suspensjon blir derpå pumpet oppover gjennom røret 6 ved innmating av en gass, f. eks. helium eller kulldioksyd, tilført ved pumpen 7 inn i røret 6. I separatoren 8 blir gassen fraseparert suspensjonen. Derpå går gassen gjennom et apparat 9 a hvor D2 eller H2 dannet under innflytelse av strålingen omdannes til vann. I apparatet 9 b blir dette vann sammen med vann som allerede er tilstede i gassen fjernet fra denne, f. eks. ved avkjøling, og returnert til separatoren 8. Gassen går derpå gjennom et renseanlegg 10 hvor gassformede fisjonsprodukter fjernes, f. eks. ved ad-sorpsjon, og vender tilbake til pumpen 7. Gasstapene, f. eks. p. g. a. lekkasje, kan kompenseres ved hjelp av gass tilført gjennom røret 42. The concentrated fuel suspension leaving the reactor is diluted after passing through heat exchanger 14, with a further amount of carrier fluid circulated through pipe 16. The diluted suspension is then pumped upwards through pipe 6 by feeding a gas, e.g. helium or carbon dioxide, fed by the pump 7 into the pipe 6. In the separator 8, the gas is separated from the suspension. The gas then passes through a device 9a where D2 or H2 formed under the influence of the radiation is converted into water. In apparatus 9 b, this water is removed from the gas together with water that is already present in the gas, e.g. upon cooling, and returned to the separator 8. The gas then passes through a purification plant 10 where gaseous fission products are removed, e.g. by adsorption, and returns to the pump 7. The gas losses, e.g. due to leakage, can be compensated by means of gas supplied through pipe 42.
Suspensjonen strømmer fra separatoren 8 gjennom røret 11 til en hydrosyklonfortykker 12. Den fortykkede suspensjon strømmer gjennom røret 13 tilbake til reaktoren. Før den går inn i varmeutveksleren 14 kan suspensjonen allerede være blitt fortynnet om ønskelig, med bærervæske tilført gjennom røret 19. Mengden kan reguleres ved hjelp av ventilen 20. I røret 16 blir den bærervæsken sirkulert, som er fraseparert i hydrosyklonfortykkéren 12. Fortykkervirkningen av hydrosyklonfortykkéren kan reguleres ved hjelp av ventilen 14. The suspension flows from the separator 8 through pipe 11 to a hydrocyclone thickener 12. The thickened suspension flows through pipe 13 back to the reactor. Before it enters the heat exchanger 14, the suspension can already be diluted if desired, with carrier liquid supplied through the pipe 19. The amount can be regulated by means of the valve 20. In the pipe 16, the carrier liquid is circulated, which is separated in the hydrocyclone thickener 12. The thickening effect of the hydrocyclone thickener can be regulated using the valve 14.
Røret 16 omfatter et renseanlegg 18 hvor den separerte bærervæske som nå er befridd for suspenderte partikler også befries for fisjonsprodukter som måtte være oppløst deri. The pipe 16 comprises a purification plant 18 where the separated carrier liquid which is now freed of suspended particles is also freed of fission products that may have been dissolved therein.
Ventilen 17 tjener til avtapping av The valve 17 serves for draining off
suspensjonen i nødstilfelle. the suspension in case of emergency.
I kammeret 21 for den reaktor som er vist i fig. 2 blir kjernespaltingen stadig opprettholdt ved hjelp av kjernebrensel, bestående f. eks. av enriket U02 og faste dempningspartikler suspendert i en bærervæske, som f. eks. tungtvann. Suspensjonen som kan ha en høy viskositet holdes i blandet tilstand ved hjelp av en vibro-rører 22. Suspensjonen kan bortledes til en varmeutveksler 25 gjennom rørene 23 og 24, hvorpå suspensjonen fortynnes ved at den tillates å strømme inn i røret 26, gjennom hvilket bærervæske sirkulerer. Den fortynnede suspensjon som nå er lett å pumpe, blir derpå pumpet opp gjennom stigerøret 27 ved hjelp av en gass som innblåses i nevnte rør, idet gassen tilføres gjennom røret 28 fra pumpen 32. Ved den øvre ende av stigerøret blir gassen igjen fraseparert suspensjonen i separatoren 29. Gassen strømmer derpå gjennom en åp-ning 30 a hvor det D2 og H2 som er dannet ved spalting av vannet i reaktoren blir, f. eks. katalyttisk oksydert til vannet og derpå gjennom en vannseparator 30 b, og et renseanlegg 31 hvor fisjonsproduktene som har fulgt med suspensjonen ved den innblåste gass, kan fjernes. In the chamber 21 of the reactor shown in fig. 2, nuclear fission is constantly maintained using nuclear fuel, consisting of e.g. of enriched U02 and solid damping particles suspended in a carrier liquid, such as e.g. heavy water. The suspension, which may have a high viscosity, is kept in a mixed state by means of a vibratory stirrer 22. The suspension may be diverted to a heat exchanger 25 through pipes 23 and 24, whereupon the suspension is diluted by being allowed to flow into pipe 26, through which carrier liquid circulates. The diluted suspension, which is now easy to pump, is then pumped up through the riser 27 by means of a gas which is blown into said pipe, the gas being supplied through the pipe 28 from the pump 32. At the upper end of the riser, the gas is again separated from the suspension in the separator 29. The gas then flows through an opening 30 a where the D2 and H2 formed by splitting the water in the reactor become, e.g. catalytically oxidized to water and then through a water separator 30 b, and a purification plant 31 where the fission products that have accompanied the suspension from the blown-in gas can be removed.
Gassen blir derpå innblåst i stigerøret 27 gjennom røret 28 ved hjelp av sirkula-sjonspumpen 32. Gasstapene kan kompenseres ved hjelp av gasstilførselskanalen 39. The gas is then blown into the riser 27 through the pipe 28 using the circulation pump 32. The gas losses can be compensated using the gas supply channel 39.
Den fortynnede suspensjon strømmer The diluted suspension flows
fra separatoren 29 gjennom nedløpsrøret from the separator 29 through the downpipe
33 til en hydrosyklonfortykker 34 hvor den 33 to a hydrocyclone thickener 34 where it
fortykkes til den ønskede konsentrasjon, thickened to the desired concentration,
og føres tilbake til reaktoren. Den separerte bærervæske føres tilbake gjennom and fed back to the reactor. The separated carrier liquid is fed back through
røret 26, og går gjennom et renseanlegg 35 hvor fisjonsprodukter og spaltingspro-dukter kan frasepareres. the pipe 26, and passes through a purification plant 35 where fission products and fission products can be separated.
Konsentrasjonen av suspensjonen i The concentration of the suspension i
reaktoren kan reguleres ved justering av the reactor can be regulated by adjusting the
hydrosyklonfortykker en. hydrocyclone thickener a.
Mengden av sirkulært suspensjon kan The amount of circular suspension can
ytterligere kontrolleres ved hjelp av ven-tilene 36 og 37. is further controlled using the valves 36 and 37.
I nødstilfelle kan suspensjonen som er In an emergency, the suspension that is
tilstede i kretsen avtappes ved å åpne present in the circuit is drained by opening
ventilen 38. the valve 38.
Claims (3)
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE1964F0043537 DE1519544A1 (en) | 1964-07-23 | 1964-07-23 | Easily dispersible powdery substances |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
NO115404B true NO115404B (en) | 1968-09-30 |
Family
ID=7099612
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
NO15894465A NO115404B (en) | 1964-07-23 | 1965-07-15 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
BE (1) | BE667292A (en) |
DE (1) | DE1519544A1 (en) |
FI (1) | FI43617B (en) |
GB (1) | GB1116721A (en) |
NL (1) | NL6509440A (en) |
NO (1) | NO115404B (en) |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2725210A1 (en) * | 1977-06-03 | 1978-12-14 | Bayer Ag | HIGH SOLID SUSPENSIONS |
JPS5744223A (en) * | 1980-08-28 | 1982-03-12 | Toyo Ink Mfg Co Ltd | Magnetic recording medium |
DE3035350A1 (en) * | 1980-09-19 | 1982-05-06 | Bayer Ag, 5090 Leverkusen | Speck-free plastic and lacquer colouring - with dispersible cadmium sulphide pigment contg. both inorganic and organic added substance |
US4377417A (en) * | 1981-07-30 | 1983-03-22 | Gulf & Western Industries, Inc. | Titanium dioxide pigment treated to suppress yellowing in polymers |
NL8501063A (en) * | 1985-04-11 | 1986-11-03 | Pd Magnetics Bv | MAGNETIC REGISTRATION ELEMENT. |
AT386000B (en) * | 1985-06-20 | 1988-06-10 | Vianova Kunstharz Ag | METHOD FOR STABILIZING ALUMINUM PIGMENTS |
AU645596B2 (en) * | 1991-01-25 | 1994-01-20 | Kerr-Mcgee Chemical L.L.C. | Pigments of improved dispersibility in thermoplastic resins |
GB2294037B (en) * | 1994-10-14 | 1998-06-24 | Tioxide Group Services Ltd | Treated titanium dioxide or zinc oxide particles |
FR2729964B1 (en) * | 1995-01-31 | 2003-02-28 | Omya Sa | MINERAL LOADS PROCESSED. SUSPENSIONS OF THESE FILLERS IN POLYOLS AND THEIR USES IN POLYURETHANE FOAMS |
FR2780409B1 (en) * | 1998-06-30 | 2001-07-13 | Omya Sa | PROCESS FOR TREATING A MINERAL FILLER WITH A PHOSPHATE, MINERAL FILLER THUS PROCESSED, POLYURETHANE FOAMS AND COMPOSITE POLYURETHANES USING THE SAME, MOLDED OR NON-CONTAINING OBJECTS |
DE102012002824B4 (en) | 2012-02-11 | 2017-01-12 | Ley & Co. Farbenwerke Wunsiedel KG | Use of acid-resistant coated pigments in PVC as well as PVC plastic with acid-resistant coated pigments |
-
1964
- 1964-07-23 DE DE1964F0043537 patent/DE1519544A1/en active Granted
-
1965
- 1965-06-21 GB GB2611165A patent/GB1116721A/en not_active Expired
- 1965-07-15 NO NO15894465A patent/NO115404B/no unknown
- 1965-07-21 FI FI174665A patent/FI43617B/fi active
- 1965-07-21 NL NL6509440A patent/NL6509440A/xx unknown
- 1965-07-23 BE BE667292D patent/BE667292A/xx unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FI43617B (en) | 1971-02-01 |
DE1519544A1 (en) | 1970-04-30 |
BE667292A (en) | 1966-01-24 |
GB1116721A (en) | 1968-06-12 |
NL6509440A (en) | 1966-01-24 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
NO115404B (en) | ||
DE952919C (en) | Nuclear reactor | |
DE2241303A1 (en) | NUCLEAR FUSE | |
GB905232A (en) | An apparatus for causing the flow and mixing of two or more liquids | |
US2398338A (en) | Combination heater and water knockout apparatus for treating oil well streams | |
NO121161B (en) | ||
US10151480B2 (en) | Reactor for hydrothermal carbonization with optimized mixture of sludge and steam | |
US4187147A (en) | Recirculation system for nuclear reactors | |
US3180802A (en) | Boiling water nuclear reactor system | |
US3055502A (en) | Digester with removable gas lifts | |
US3222255A (en) | Method of purifying primary fluid of nuclear reactor circuit | |
US2995202A (en) | Emulsion treaters and emulsion treating methods | |
US3183168A (en) | Nuclear reactor | |
GB1227909A (en) | ||
US1929659A (en) | Gas and vapor purification apparatus | |
GB963528A (en) | Homogeneous reactor | |
DE957064C (en) | Nuclear reactor | |
US3386886A (en) | Nuclear reactor reactivity control by bubbling gas through moderator liquid | |
US2744730A (en) | Apparatus for quenching high temperature gases | |
DE950494C (en) | Procedure for carrying out nuclear fission | |
US2741327A (en) | Water deaerating apparatus | |
US3092562A (en) | Nuclear fission reaction process | |
CA2016922C (en) | Vapour phase catalytic exchange apparatus | |
SU31417A1 (en) | Gas Processing Apparatus | |
US3560337A (en) | Apparatus and method for automatic mutual adjustment of the coolant and moderator pressures of a nuclear reactor |