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1.发明授权
公开(公告)号：EP0923775B1
公开(公告)日：2001-06-13
申请号：EP97944776.0
申请日：1997-08-21
CPC分类号： G21C21/10 , G21C3/326 , G21C3/328 , G21C7/12 , G21Y2002/104 , G21Y2002/303 , G21Y2004/101 , G21Y2004/20 , G21Y2004/40 , Y02E30/32 , Y02E30/38 , Y02E30/39
摘要： The invention concerns guide tubes (6) for zirconium alloy control elements (zircaloy-2 and zircaloy-4) in pressurized water nuclear reactors, said guide tubes displaying intense radiation-induced growth in the axial direction at the beginning of their use in the reactor core. The intense initial growth of the tubes is compensated by the inherent contraction of the tubes. To that end, guide tubes (6) are proposed whose internal stresses can be reduced by pipe contraction owing to the radiation-induced delivery of energy. In order to produce such tubes, a guide tube (6) which is too short is first produced and is then lengthened by at least 0.3 % to its final dimension in a final production step. In order to lengthen the tube, the invention proposes in particular stretching on a straightening bench.
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2.发明公开
公开(公告)号：EP0888620A1
公开(公告)日：1999-01-07
申请号：EP97914221.0
申请日：1997-03-11
CPC分类号： G21C3/00 , G21C3/07 , G21Y2002/103 , G21Y2002/201 , G21Y2002/301 , G21Y2004/10 , G21Y2004/305 , Y02E30/40
摘要： The invention concerns a nuclear reactor, in particular a boiling-water reactor, containing fuel elements and a catalytic material designed to eliminate oxidizing agents. The invention calls for the catalytic material to form part of the fuel elements. For instance, the fuel elements or parts or them may be coated with the catalytic material or they may consist of an alloy which contains the material.
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3.发明公开WERKSTOFF UND WERKSTÜCK FÜR DIE KERNTECHNICK SOWIE ENTSPRECHENDE HERSTELLUNG 失效材料和工作KERNTECHNICK和相关的生产。
公开(公告)号：EP0593470A1
公开(公告)日：1994-04-27
申请号：EP91912454.0
申请日：1991-07-10
CPC分类号： C22C38/38 , C21D6/004 , C21D6/02 , C21D2211/001 , C21D2211/004 , C22C38/48 , G21C3/07 , G21C7/00 , G21C21/18 , G21Y2002/103 , G21Y2002/104 , G21Y2004/10 , G21Y2004/201 , Y02E30/39
摘要： L'acier austénitique destiné à être employé dans les zones radioactives des réacteurs nucléaires résiste dans une large mesure à la corrosion fissurante sous contrainte induite par les rayonnements lorsqu'on diminue sa teneur en silicium, en phosphore et en soufre par rapport aux qualités d'aciers disponibles dans le commerce et que sa structure granulaire présente des dépôts de carbure finement dispersés, notamment de carbure de niobium. Il est possible d'obtenir une fine dispersion en désagrégeant tout d'abord les dépôts grossiers de niobium au moyen de recuits à des températures comprises entre 1100 et 1150 °C et en faisant déposer le carbure au moyen de recuits ultérieurs à des températures d'environ 750 °C.
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4.发明授权
公开(公告)号：EP0630514B1
公开(公告)日：1996-10-16
申请号：EP93903814.7
申请日：1993-02-22
摘要： A fuel rod has a cladding made of a thicker inner layer (4) to which is metallurgically bound a thinner outer layer (5). In view of the conditions prevalling inside the cladding tube and the mechanical properties of the whole cladding tube, the inner layer is made of zircaloy with a relatively high Sn content and a low Fe and Fe+Cr content. The outer layer too contains practically only zircaloy components, but in view of corrosion, H2 absorption and sensitivity to Li dissolved in the cooling water, the Fe and Fe+Cr content is higher than that of the inner layer, or at least not lower, the Sn content is lower than 1.3 % and the Sn+Fe+Cr content exceeds 1.0 %. Low failure quotas of the cladding tube are thus obtained even with a long service life.
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公开(公告)号：EP0726966A1
公开(公告)日：1996-08-21
申请号：EP93903812.0
申请日：1993-02-22
摘要： Zircaloy 2 and zircaloy 4 are tried and tested zirconium alloys in nuclear engineering with fixed concentration ranges for their components. The properties, especially corrosion resistance, mechanical stability and sensitivity to the pellet-cladding interaction are subject to considerable dispersions of unknown origin. According to the invention the tin content is between 1.4 and 1.8 wt%, the Fe content between 0.1 and 0.25 wt %, the Cr content between 0.1 and 0.3 wt %, the Si content between 0.05 and 0.02 wt %, the O content between 0.05 and 0.11 wt %, the C content below 0.02 wt % and the Ni content below 0.08 wt %. This restriction in the permissible concentration ranges means that the dispersion of the material properties lies only within a narrow, favourable range. A zirconium liner with an iron content of between 0.2 and 0.8 wt % is proposed for the inner lining of a fuel rod sheath.
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6.发明公开
公开(公告)号：EP0923775A1
公开(公告)日：1999-06-23
申请号：EP97944776.0
申请日：1997-08-21
CPC分类号： G21C21/10 , G21C3/326 , G21C3/328 , G21C7/12 , G21Y2002/104 , G21Y2002/303 , G21Y2004/101 , G21Y2004/20 , G21Y2004/40 , Y02E30/32 , Y02E30/38 , Y02E30/39
摘要： The invention concerns guide tubes (6) for zirconium alloy control elements (zircaloy-2 and zircaloy-4) in pressurized water nuclear reactors, said guide tubes displaying intense radiation-induced growth in the axial direction at the beginning of their use in the reactor core. The intense initial growth of the tubes is compensated by the inherent contraction of the tubes. To that end, guide tubes (6) are proposed whose internal stresses can be reduced by pipe contraction owing to the radiation-induced delivery of energy. In order to produce such tubes, a guide tube (6) which is too short is first produced and is then lengthened by at least 0.3 % to its final dimension in a final production step. In order to lengthen the tube, the invention proposes in particular stretching on a straightening bench.
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公开(公告)号：EP0726966B1
公开(公告)日：1998-04-29
申请号：EP93903812.1
申请日：1993-02-22
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8.发明公开
公开(公告)号：EP0630514A1
公开(公告)日：1994-12-28
申请号：EP93903814.0
申请日：1993-02-22
摘要： L'élément combustible comprend une gaine constituée d'une couche intérieure plus épaisse (4) et d'une couche externe mince (5) liée métallurgiquement à celle-ci. La couche intérieure est composée, en raison des conditions de la face interne du tube de gainage et des propriétés mécaniques de tout le tube de gainage, de zircaloy ayant une teneur en étain relativement élevée et une faible teneur en fer et en fer + chrome. La couche extérieure ne contient elle aussi pratiquement que les composants du zircaloy. Pourtant, en raison de la corrosion, de l'absorption d'H2 et de la sensibilité au lithium dissous dans l'eau de refroidissement, la teneur en fer et en fer + chrome est supérieure ou à la rigueur égale à celle de la couche intérieure, la teneur en étain est inférieure à 1,3 % et la teneur en étain + fer + chrome est supérieure à 1 %. Cela permet également d'obtenir des taux réduits de défaillances du tube de gainage même lors de longs temps d'utilisation.
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9.发明公开
公开(公告)号：EP0593469A1
公开(公告)日：1994-04-27
申请号：EP91912416.0
申请日：1991-07-10
CPC分类号： C22C38/38 , C21D6/004 , C22C38/40 , C22C38/48 , G21C3/07 , G21C7/00 , G21C21/18 , G21Y2002/103 , G21Y2002/104 , G21Y2004/10 , G21Y2004/201 , Y02E30/39
摘要： L'acier austénitique destiné à la fabrication de composants de réacteurs nucléaires résiste dans une large mesure à la corrosion fissurante sous contrainte induite par les rayonnements lorsqu'on diminue sa teneur en silicium, en phosphore et en soufre par rapport aux qualités d'aciers disponibles dans le commerce et que sa structure granulaire présente un diamètre moyen des grains inférieur à 20 mum environ. Cette structure granulaire s'établit lorsqu'on évite les recuits à une température dépassant 950 °C environ. Des dépôts finement dispersés de carbure dans les grains accroissent également la résistance à la corrosion fissurante sous contrainte induite par les rayonnements lorsqu'on augmente les températures de recuit jusqu'à 1075 °C environ.
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