CIP-2021 : G21C 3/07 : caracterizados por el material, p. ej. aleaciones.

CIP-2021GG21G21CG21C 3/00G21C 3/07[4] › caracterizados por el material, p. ej. aleaciones.

G FISICA.

G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.

G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J).

G21C 3/00 Elementos combustibles para reactor o sus conjuntos; Empleo de sustancias especificadas para utilización como elementos combustibles para reactores.

G21C 3/07 · · · · caracterizados por el material, p. ej. aleaciones.

CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.

ALEACIONES DE CIRCONIO CON RESISTENCIA A LA CORROSIÓN Y TEMPERATURA DE SERVICIO MEJORADAS PARA USAR EN EL REVESTIMIENTO DEL COMBUSTIBLE Y LAS PARTES ESTRUCTURALES DEL NÚCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(29/08/2019). Solicitante/s: COMISIÓN NACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA (CNEA). Inventor/es: ALONSO,Paula R, FORTI,Mariano D, GARGANO,Pablo H, KNIZNIK,Laura, LANZANI,Liliana A, RUBIOLO,Gerardo H.

La presente invención se refiere a aleaciones de circonio (Zr) con pequeños porcentajes de niobio (Nb) y tantalio (Ta), con resistencia a la corrosión y temperatura de servicio, para la utilización en zonas de elevado flujo neutrónico de los reactores nucleares tales como el revestimiento del combustible y partes estructurales del núcleo.

Deposición de un revestimiento protector que incluye capas de metal y cromo sobre aleación de circonio para aplicaciones en el ámbito de la energía nuclear.

(28/08/2019). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: RAY,SUMIT, MAZZOCCOLI,JASON P, XU,PENG, LONG,CARROLL J. JR, EDDY,GRANT L.

Un encamisado de varilla de combustible de revestimiento multicapa de un reactor nuclear de agua, que comprende: una pared de tubo alargado de aleación de circonio que presenta una cavidad formada en ella, una superficie interior y una superficie exterior estructurada para contener combustible nuclear dentro de la cavidad ; una primera composición de revestimiento que comprende un metal elemental y que carece de cromo elemental, depositada sobre la superficie exterior de la pared de tubo alargado para formar una capa metálica intermedia; y una segunda composición de revestimiento que comprende cromo, depositada sobre la capa metálica intermedia para formar una capa de cromo.

PDF original: ES-2754358_T3.pdf

Tubo de revestimiento de combustible de matriz de SiC con obturadores terminales de sinterización por plasma de chispa.

(31/07/2019) Un procedimiento de cierre hermético de un tubo formado a partir de un composite cerámico con al menos una tapa terminal que comprende: la provisión de un tubo formado a partir de un composite cerámico con unas paredes del tubo, al menos un extremo, y un eje geométrico y al menos un material de al menos una tapa terminal; la aplicación del al menos un material de la tapa terminal a el al menos un extremo del tubo presentando la tapa terminal un lado exterior y un lado interior ; caracterizado por: la aplicación de al menos un electrodo primario sobre el lado exterior de la al menos una tapa terminal; la aplicación de al menos un electrodo…

Deposición de material protector integrado en un revestimiento de circonio para reactores nucleares por aplicación térmica de alta velocidad.

(12/06/2019) Un revestimiento cilíndrico de aleación de circonio para un reactor nuclear, sujeto a un entorno de reactor nuclear , teniendo el revestimiento una superficie interna y un volumen interno de sustrato de aleación de circonio , una superficie externa y un volumen externo de un material protector seleccionado del grupo que consiste en cerámica de Ti - Al - C, aleación a base de hierro, una aleación a base de hierro que tiene la composición: Cr < 25% en peso, W < 15% en peso, Nb < 12% en peso, Mo < 6% en peso, B < 5% en peso, C < 4% en peso, Mn < 3% en peso, Si < 2% en peso, y el resto Fe o una aleación que consiste en Zr - Al, y caracterizado por un volumen intermedio integrado (Z) de óxido de circonio, circonio y…

Procedimiento para producir una pieza de acero inoxidable resistente al desgaste y a la corrosión para un reactor nuclear, pieza y grupo de control correspondientes.

(29/05/2019). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: HERTZ, DOMINIQUE.

Procedimiento para producir una pieza de acero inoxidable resistente al desgaste y a la corrosión para un reactor nuclear, comprendiendo dicho procedimiento las etapas de: - proporcionar de una pieza en bruto de acero inoxidable, - conformar la pieza en bruto, - acabar la pieza en bruto para formar la pieza de acero inoxidable , permitiendo la etapa de acabado: - evitar la aparición de endurecimiento por deformación plástica en la superficie exterior de la parte , o - eliminar el endurecimiento por deformación plástica en la superficie exterior de la pieza , permitiendo la etapa de acabado retirar las capas superficiales en la superficie exterior de la pieza , comprendiendo la etapa de acabado al menos un triboacabado de la superficie exterior de la pieza de acero inoxidable , - curado de la superficie exterior de la pieza por difusión de una o más especies atómicas.

PDF original: ES-2743545_T3.pdf

Vaina de combustible nuclear con aleación de circonio reforzada con cerámica con una capa intermedia resistente a la oxidación.

(15/05/2019) Procedimiento para revestir una vaina de barra de combustible nuclear que contiene cerámica para un reactor nuclear de agua, que comprende: proporcionar la vaina , que comprende: una pared tubular que tiene una superficie interior y una superficie exterior; una cavidad formada por la pared tubular; un primer extremo (31a) abierto; y un segundo extremo (31b) abierto; proporcionar un primer tapón (26a) de extremo y un segundo tapón (26b) de extremo; insertar el primer tapón (26a) de extremo en el primer extremo (31a) abierto de la vaina ; sellar el primer tapón (26a) de extremo; llenar la vaina de barra de combustible con combustible nuclear y un dispositivo de retención; insertar el segundo tapón (26b) de extremo en…

Acero inoxidable amorfo o semiamorfo o Ti-Al-C cerámico o Zr-Al-C cerámico de calidad aplicado cinéticamente con estructura metálica de aleación de zirconio de calidad nuclear.

(15/05/2019) Un procedimiento de formación de un recubrimiento de gradiente sobre una superficie externa de un revestimiento de aleación de zirconio, que comprende: proporcionar el revestimiento de aleación de zirconio que inherentemente tiene una capa que contiene óxido de zirconio por lo menos parcialmente formada sobre la superficie externa; proporcionar una composición de recubrimiento, que comprende: un primer componente seleccionado del grupo que consiste de zirconio, óxido de zirconio, y mezclas de los mismos; y un segundo componente seleccionado del grupo que consiste de, Zr2AlC cerámico, Ti2AlC cerámico, Ti3AlC2 cerámico, Al2O3, aluminio, siliciuro de zirconio, acero inoxidable aleado amorfo y semiamorfo y mezclas de Zr2AlC cerámico, Ti2AlC cerámico y Ti3AlC2…

Obturador de extremidad de varilla de combustible con doble junta selladora para una vaina con material cerámico.

(03/04/2019) Un procedimiento de cierre estanco de una vaina con material cerámico para una varilla de combustible nuclear en un núcleo de reactor nuclear de agua, que comprende: la provisión de la vaina que comprende: una pared tubular; una cavidad formada por la pared tubular; un primer extremo abierto; un segundo extremo abierto; y un diámetro interno la provisión de un primer obturador terminal y de un segundo obturador terminal; en el que cada uno de los primero y segundo obturadores terminales comprende una superficie superior, una superficie de fondo, una superficie exterior, una longitud que se extiende entre ellas, y un diámetro exterior inferior al diámetro interior de…

Vaina de combustible nuclear de material compuesto, procedimiento de fabricación y utilizaciones frente a la oxidación/hidruración.

(03/04/2019). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES. Inventor/es: SCHUSTER, FREDERIC, BRACHET,JEAN-CHRISTOPHE, BILLARD,ALAIN, LE FLEM,MARION, IDARRAGA-TRUJILLO,ISABEL, LE SAUX,MATTHIEU, LOMELLO,FERNANDO.

Vaina de combustible nuclear de material compuesto que comprende i) un sustrato que contiene una capa interna a base de circonio y al menos una capa de separación colocada sobre dicha capa interna y compuesta de al menos una materia de separación elegida entre tántalo, molibdeno, tungsteno, vanadio, hafnio o sus aleaciones y ii) al menos una capa externa colocada sobre el sustrato y compuesta de una materia protectora elegida entre cromo o una aleación a base de cromo.

PDF original: ES-2731240_T3.pdf

Vainas de combustible nuclear, procedimiento de fabricación y usos contra la oxidación/hidruración.

(21/03/2019). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES. Inventor/es: SCHUSTER, FREDERIC, BRACHET,JEAN-CHRISTOPHE, BILLARD,ALAIN, LE FLEM,MARION, IDARRAGA-TRUJILLO,ISABEL, LE SAUX,MATTHIEU, LOMELLO,FERNANDO.

Procedimiento de fabricación de una vaina de combustible nuclear que comprende i) un sustrato que contiene una capa interna a base de circonio revestida o no de al menos una capa intermedia ubicada sobre dicha capa interna , y ii) al menos una capa externa ubicada sobre el sustrato y compuesta de un material protector seleccionado entre el cromo o una aleación de cromo; procedimiento que comprende las siguientes etapas sucesivas: a) decapado iónico de la superficie del sustrato; b) depósito de dicha al menos una capa externa sobre el sustrato con un procedimiento de pulverización catódica por magnetrón mediante pulsos de alta potencia (HiPIMS) en el cual el magnetrón de cátodos se compone del material protector.

PDF original: ES-2705060_T3.pdf

Revestimiento para barras de combustible nuclear que incluye una capa de nanomaterial metálico.

(04/02/2019). Solicitante/s: FRAMATOME INC. Inventor/es: POP,MIHAI G.M, LOCKAMON,BRIAN, LAMANNA,LAURENCE, GARNER,GARRY.

Un revestimiento para combustible nuclear que comprende: un revestimiento 5 de base y, por lo menos, una capa de nanomaterial depositada sobre la superficie de dicho revestimiento , teniendo la capa de nanomaterial un tamaño medio de grano de entre 5 y 400 nanómetros, caracterizado porque el tamaño medio de grano del revestimiento de base es de entre 4 y 70 μm y la capa de nanomaterial tiene un grosor de dos a cien veces el tamaño medio de grano del revestimiento de base.

PDF original: ES-2698366_T3.pdf

Procedimiento de elaboración de un producto plano de aleación de circonio, producto plano así obtenido y rejilla de reactor de central nuclear realizada a partir de este producto plano.

(28/03/2018) Procedimiento de elaboración de un producto plano de aleación de circonio que presenta un coeficiente de Kearns FT comprendido entre 0,30 y 0,70, caracterizado porque: - se elabora un lingote de aleación de circonio de composición, en porcentajes ponderales; - Nb ≥ 0,5 a 3,5 % - Sn ≥ 0 a 1,5 % - Fe ≥ 0 a 0,5 % - Cr + V ≥ 0 a 0,3 % - S ≥ 0 a 100ppm - O ≥ 0 a 2000 ppm - Si ≥ 0 a 150ppm el resto siendo circonio e impurezas resultantes de la elaboración - se conforma dicho lingote - se ejecutan uno o varios laminados en caliente de dicho lingote conformado, para obtener un producto plano, el último de dichos laminados…

Conjunto de barras de combustible y método para mitigar la corrosión intensificada por radiaciones de un componente basado en zirconio.

(29/03/2017). Solicitante/s: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC. Inventor/es: KIM, YOUNG JIN, Gray,Dennis Michael, White,David William, Lin,Yang-Pi, Curtis,Todd Charles, Patterson,Charles Beaty.

Un conjunto de barras de combustible, que comprende: un primer componente que comprende un material basado en zirconio un segundo componente que comprende un material diferente del material basado en zirconio del primer componente en contacto con o situado adyacentemente al primer componente; un revestimiento dispuesto sobre una superficie exterior del primer componente en donde el revestimiento es efectivo para reducir la diferencia de potencial de corrosión electroquímica entre el primer componente y el segundo componente en relación con la diferencia de potencial de corrosión electroquímica entre el primer componente y el segundo componente sin el revestimiento, caracterizado por que el revestimiento comprende un componente seleccionado entre el conjunto que se compone de NiCrAlY, NiCr, Cr2O3, FeCrAlY, FeCr y sus combinaciones.

PDF original: ES-2625319_T3.pdf

Proceso de tratamiento para una aleación de circonio.

(28/12/2016) Proceso de tratamiento para una aleación de circonio destinada a ser utilizada en un reactor nuclear, caracterizado porque comprende los siguientes pasos: - se prepara un lingote de aleación de circonio, la composición del cual está en peso% o peso ppm: * 0,40% ≤ Nb ≤ 1,05%; * trazas ≤ Sn ≤ 2%; * (0,5 Nb - 0,25)% ≤ Fe ≤ 0,50%; * trazas ≤ Ni ≤ 0,10%; * trazas ≤ (Cr + V)% ≤ 0,50%; * trazas ≤ S ≤ 35 ppm; * 600 ppm ≤ O ≤ 2.000 ppm, preferiblemente 1.200 ppm ≤ O ≤ 1.600 ppm; * trazas ≤ Si ≤ 120 ppm; * trazas ≤ C ≤ 150 ppm; y * Si 0,50% ≤ Nb ≤ 1,05%, entonces (Cr + V)% ≤ (0.2 + 3/4Fe - 1/4Nb)%; siendo lo restante Zr e impurezas inevitables; - el lingote experimenta al menos un recalentamiento y paso de conformación en caliente y posiblemente…

Procedimiento de realización a partir de un desbaste de acero inoxidable austenítico con bajo contenido en carbono de una funda resistente al desgaste y a la corrosión para reactor nuclear, funda y grupo de control correspondientes.

(16/11/2016). Solicitante/s: AREVA NP. Inventor/es: HERTZ, DOMINIQUE.

Procedimiento de realización de una funda resistente al desgaste y a la corrosión para reactor nuclear, comprendiendo dicho procedimiento unas etapas de: - suministro de un desbaste tubular de acero inoxidable austenítico con un contenido de carbono inferior o igual al 0,03% en masa, - elaboración del desbaste, - acabado del desbaste para formar la funda , - endurecimiento de la superficie exterior de la funda por difusión de especie(s) atómica(s), estando sometido el desbaste antes de la etapa de suministro o durante la etapa de elaboración o de acabado al menos a un sobretemple con unas sub-etapas de: - calentamiento del desbaste a una temperatura y durante una duración suficientes para poner en solución los precipitados eventualmente presentes, - temple del desbaste a una velocidad que permite conservar a temperatura ambiente la estructura austenítica en el estado metastable y exento de precipitados.

PDF original: ES-2613847_T3.pdf

Tubo de revestimiento de combustible de reactor de agua.

(02/11/2016) Tubo de revestimiento de combustible de reactor de agua para un reactor de agua presurizada, comprendiendo dicho tubo de revestimiento una capa exterior de una primera aleación de circonio y teniendo unido metalúrgicamente al mismo una capa interior de una segunda aleación de circonio, adaptándose dicha capa interior para proteger al tubo de revestimiento frente al agrietamiento por corrosión bajo tensión, en el que el grosor de la capa interior es del 5-40% del grosor del tubo de revestimiento de combustible de reactor , en el que la segunda aleación de circonio comprende estaño como material de aleación, y en…

Método, uso y dispositivo en relación con reactores nucleares de agua ligera.

(27/04/2016) Método de producción y tratamiento de una lámina adecuada para usarse como un componente o como una parte de un componente en un elemento combustible para un reactor nuclear de agua ligera, comprendiendo el método comprende las siguientes etapas: a) producir una lámina de una aleación basada en Zr mediante forja, laminación en caliente y laminación en frío en un número de etapas adecuado, en el que dicha aleación contiene al menos un 96 por ciento en peso de Zr y es de un tipo tal que la lámina es adecuada para usarse para dicho componente , b) llevar a cabo un enfriamiento α+β o un enfriamiento β de la lámina cuando la lámina se ha producido hasta un grosor que es igual al grosor final, o al menos casi igual al grosor final, de la lámina acabada, c) tratamiento…

Método, uso y dispositivo referentes a tubos de vaina para combustible nuclear y conjunto de combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición.

(29/04/2015) Método de producción de un tubo de vaina para combustible nuclear para un reactor nuclear de agua en ebullición, método que comprende las etapas siguientes: formar un tubo que comprende un componente cilíndrico exterior de una aleación a base de circonio y un componente cilíndrico interior unido metalúrgicamente al componente exterior , en el que el componente interior es de circonio o una aleación a base de circonio, en el que las composiciones de material del componente interior y el componente exterior se seleccionan de modo que difieren entre sí y de modo que el componente interior tiene una temperatura de recristalización más baja que el componente exterior , caracterizado por que tras haberse formado el tubo de vaina según lo anterior y tras posibles etapas de laminado produciéndose tratamientos térmicos entre…

Procedimiento de concepción de un ensamblaje de combustible optimizado en función de los esfuerzos de utilización en un reactor nuclear de agua ligera.

(05/11/2014) Procedimiento de concepción de un ensamblaje de combustible para reactor nuclear de agua ligera que comprende unos componentes de estructura en aleación de circonio, caracterizado por que: - se calculan los esfuerzos uniaxiales medios de tracción o de compresión a los que estarán sometidos dichos componentes durante la vida del ensamblaje, - y se eligen las aleaciones de circonio en las que estarán realizados dichos componentes según el criterio siguiente: * los sometidos a un esfuerzo de compresión axial o transversal σ comprendido entre -10 y -20 MPa estarán realizados en una aleación cuyo contenido en elementos diferentes de Zr no…

Canal de combustible dispuesto para estar comprendido por un elemento de combustible para un reactor de fisión.

(18/06/2014) Un canal de combustible que está dispuesto para estar comprendido por un elemento de combustible para un reactor de fisión, en el que el elemento de combustible comprende una entrada , una salida y una pluralidad de barras de combustible alargadas, cuyas barras de combustible comprenden, cada una, un combustible nuclear y están dispuestas para transferir energía a un medio de circulación durante la operación del reactor de fisión, en el que el canal de combustible comprende una carcasa adaptada para rodear las barras de combustible entre la entrada y la salida , en el que la carcasa está adaptada durante la operación del reactor de fisión para guiar el medio de circulación a lo largo de las barras…

Procedimiento de explotación de un reactor nuclear y utilización de una aleación específica de vaina para barra de combustible para reducir el daño por interacción pastillas/vaina.

(07/02/2013) Procedimiento de explotación de un reactor nuclear para producir electricidad, comprendiendo el reactor unnúcleo cargado con unos ensamblajes que comprenden unas barras de combustible nuclear , siendo porlo menos una barra de combustible nuclear del tipo que comprende: - una vaina en aleación a base de circonio totalmente recristalizado que tiene en masa: * entre 0,8 y 1,3% de niobio, * entre 1000 y 17000 ppm de oxígeno, * entre 0 y 35 ppm de azufre, * entre 0 y 7000 ppm en total de hierro y de cromo y/o de vanadio, * entre 0 y 2% de estaño, * entre 0 y 70 ppm de níquel, * entre 0 y 100 ppm de…

Procedimiento, utilización y dispositivo relacionados con los tubos de vaina para combustible nuclear y conjunto de combustible para un reactor nuclear de agua a presión.

(29/03/2012) Procedimiento de producción de un tubo de vaina para combustible nuclear para un reactor nuclear de agua a presión, comprendiendo dicho procedimiento las siguientes etapas: formar un tubo que consiste, al menos principalmente, en un componente de tubo cilíndrico de una aleación a base de Zr, siendo Nb el elemento de aleación, salvo por el Zr, que presenta el mayor contenido en la aleación, siendo el contenido de Nb en porcentaje en peso entre 0, 5 y 2, 4 y en el que ningún elemento de aleación, salvo por el Zr y el Nb, en dicha aleación, presenta un contenido que supera el 0, 3 por ciento en peso, caracterizado porque, una vez formado el tubo de vaina según lo anterior, y tras posibles…

PROCEDIMIENTO PARA REDUCIR LA ABSORCION DE HIDROGENO EN ALEACIONES DE CIRCONIO DE ELEMENTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

(04/01/2010) Un procedimiento para reducir la absorción de hidrógeno en componentes de elementos combustibles fabricados a partir de aleaciones de circonio en un reactor nuclear , en el que dicho procedimiento comprende depositar al menos un metal noble sobre al menos una superficie de los componentes del elemento combustible fuera del reactor nuclear, en el que el depósito del al menos un metal noble comprende exponer los componentes del elemento combustible de aleación de circonio a una solución acuosa que comprende al menos un compuesto que contiene al menos un metal noble, que se caracteriza porque el al menos un metal noble se selecciona del grupo constituido por platino, paladio, osmio, rutenio, iridio, rodio y mezclas de los mismos, y en el que cada metal noble está presente en la solución a aproximadamente 5 ppb a aproximadamente…

PROCEDIMIENTO DE PRODUCCION DE UN COMPONENTE QUE INCLUYE UNA ALEACION DE ZIRCONIO.

(14/12/2009) Procedimiento para la fabricación de un componente que comprende un elemento , que está constituido por una aleación a base de circonio y una capa , presentando dicho elemento una superficie sobre la cual se forma una capa de óxido de protección contra la corrosión , comprendiendo la capa de óxido óxido de circonio, en el que la capa limita con dicha superficie y por lo tanto con dicha capa de óxido , en el que el componente está previsto para encontrarse en un entorno oxidante y presentando dicha capa de óxido una superficie exterior orientada hacia dicho entorno oxidante , en el que la capa del elemento está formada por: hidrógeno, estando dispuesto dicho hidrógeno para favorecer…

VAINA PARA USO EN REACTORES NUCLEARES CON RESISTENCIA MEJORADA A LA FISURACION Y CORROSION.

(16/06/2007). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: ADMSON, RONALD BERT, LUTZ, DANIEL REESE, MARLOWE, MICKEY ORVILLE, SCHARDT, JOHN FREDERICK, WILLIAMS, CEDRIC DAVID.

Un elemento de combustible nuclear, que comprende un núcleo central de un cuerpo de material combustible nuclear seleccionado de entre el grupo consistente en compuestos de uranio, plutonio, torio, y mezclas de los mismos, y un recipiente alargado que tiene un orificio central hueco, comprendiendo el recipiente una porción tubular metálica exterior y una barrera metálica interior adherida metalúrgicamente a la porción tubular metálica exterior , caracterizado porque la barrera metálica interior tiene una combinación de resistencia al agrietamiento consistente esencialmente en circonio comercialmente puro microaleado con hierro en el margen de 850-1500 ppm siendo el resto circonio e impurezas incidentales.

ALEACIONES DE ZIRCONIO-ESTAÑO-HIERRO PARA VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PARTES ESTRUCTURALES PARA ALTO QUEMADO.

(16/03/2007). Solicitante/s: SIEMENS POWER CORPORATION. Inventor/es: VAN SWAM, LEONARD F.P. DR., GARZAROLLI, FRIEDRICH DR., RUHMANN, HEINRICH DR.

ALEACIONES DE CIRCONIO, PARA UTILIZAR EN UN ENTORNO ACUOSO SUJETO A LA ELEVADA AFLUENCIA DE UN REACTOR DE AGUA, Y CARACTERIZADAS POR UNA MEJOR RESISTENCIA A LA CORROSION, CONSISTENTE ESENCIALMENTE DE UN 0,3 A UN 1,8 POR CIENTO EN PESO DE ESTAÑO, DE UN 0,1 A UN 0,65 POR CIENTO EN PESO DE HIERRO, SIENDO EL RESTO DE LAS ALEACIONES BASICAMENTE CIRCONIO DE CALIDAD NUCLEAR, CON IMPUREZAS ACCIDENTALES, Y TENIENDO UNA MICROESTRUCTURA DE PRECIPITADOS DE SEGUNDA FASE DE ZR 3 FE DISTRIBUIDOS UNIFORMEMENTE TANTO INTRAGRANULAR COMO INTERGRANULARMENTE PARA FORMAR PRECIPITADOS DE LA SEGUNDA FASE RESISTENTES A LA RADIACION EN LA MATRIZ DE LA ALEACION.

METODO PARA FABRICACION DE AELACIONES DE CIRCONIO ESTAÑO HIERRO PARA BARRAS DE COMBUSTIBLES NUCLEAR Y PARTES ESTRUCTURALES DE ALTO QUEMADO.

(01/06/2006) SE PRESENTA UN PROCESO PARA FABRICAR UN TUBO DE REVESTIMIENTO DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR QUE COMPRENDE EL TEMPLADO BETA DE UN TOCHO DE ALEACION DE ZIRCONIO QUE CONSTA ESENCIALMENTE DE ENTRE 0.3 Y 1.8% DE SU PESO DE ESTAÑO, ENTRE 0.1 Y 0.65% DE SU PESO DE HIERRO, EL RESTO DE LA ALEACION SERA ESENCIALMENTE ZIRCONIO DE GRADO NUCLEAR CON IMPUREZAS ACCIDENTALES MEDIANTE EL CALENTAMIENTO HASTA UNA TEMPERATURA EN LA BANDA BETA MAYOR DE ALREDEDOR DE 1000 (GRADOS) C Y EL ENFRIAMIENTO RAPIDO DEL TOCHO HASTA UNA TEMPERATURA POR DEBAJO DE AL MAS BE HASTA UNA TEMPERATURA DE TRANSFORMACION PARA FORMAR UNA ESTRUCTURA MARTENSITICA; LA EXTRUSION DEL…

ALEACION Y TUBO PARA CONJUNTO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y METODO DE FABRICACION DE DICHO TUBO.

(16/03/2006). Solicitante/s: FRAMATOME COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES. Inventor/es: MARDON, JEAN-PAUL, SENEVAT, JEAN, CHARQUET, DANIEL.

Aleación a base de circonio que contiene también, en peso, por una parte 0, 03 a 0, 25 % del total de hierro, de como mínimo uno de los elementos del grupo constituido por cromo y vanadio por otra parte, siendo el contenido de hierro al menos de 75 ppm y el total de contenido cromo y vanadio al menos de 5 ppm, y estando la relación Fe/(Cr+V) comprendida entre 0, 5 y 30, 0, 8 a 1, 3 % en peso de niobio, menos de 2000 ppm de estaño, 500 a 2000 ppm de oxígeno, menos de 100 ppm de carbono, de 5 a 35 ppm de azufre y menos de 50 ppm de silicio, siendo el resto Zr y las impurezas inevitables.

ALEACION A BASE DE CIRCONIO Y PROCEDIMIENTO DE FABRICACION DE COMPONENTE PARA CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR DE DICHA ALEACION.

(16/03/2006). Solicitante/s: FRAMATOME ANP COMPAGNIE EUROPEENNE DU ZIRCONIUM CEZUS. Inventor/es: MARDON, JEAN-PAUL, SENEVAT, JEAN, CHARQUET, DANIEL, CEZUS.

Aplicación de una aleación a base de circonio que contiene también, en peso, además de las inevitables impurezas, 0, 02 % a 1 % de hierro, 0, 8 % a 2, 3 % de niobio, menos de 2000 ppm de estaño, menos de 2000 ppm de oxígeno, menos de 100 ppm de carbono, 5 ppm a 35 ppm de azufre y 0, 01 % a 0, 25 % de cromo y/o vanadio en total, siendo superior a 2, 5 la relación entre el contenido de niobio menos 0, 5 % al contenido de hierro, completado eventualmente por el contenido de cromo y/o vanadio, a la construcción de componentes para un reactor de agua a presión que contiene inicialmente menos de 3, 5 ppm de litio.

ALEACION DE CIRCONIO.

(16/05/2004) SE PRESENTA UNA ALEACION BASADA EN ZIRCONIO CON UN CONTENIDO DE ALEACION REDUCIDO QUE TIENE UNA RESISTENCIA A LA CORROSION TANTO UNIFORME COMO NODULAR COMPARABLE A LAS COMPOSICIONES DE ALEACIONES BASADAS EN ZIRCONIO ACTUALES, TALES COMO LA ZIRCOALEACION-2. LA ALEACION REPRESENTA EN ESENCIA UNA ZIRCOALEACION-2 O UNA ZIRCOALEACION-4 MODIFICADA O DILUIDA. TAMBIEN SE ESPERA QUE LAS ALEACIONES DE ESTA INVENCION TENGAN UNA RESISTENCIA MEJORADA A LA CORROSION UNIFORME BAJO CONDICIONES DE QUEMADO ALTAS. LA ALEACION COMPRENDE ENTRE UN 0.05 Y UN 0.09% DE SU PESO DE HIERRO, ENTRE UN 0.03 Y UN 0.05% DE SU PESO DE CROMO, ENTRE UN 0.02 Y UN 0.04% DE SU PESO DE NIQUEL, ENTRE UN 1.2 Y UN 1.7% DE SU PESO DE ESTAÑO Y ENTRE UN 0 Y UN 0.15% DE SU PESO DE OXIGENO CON ZIRCONIO HASTA EQUILIBRAR. LOS ELEMENTOS DE ALEACION DE HIERRO, CROMO Y NIQUEL FORMAN PRECIPITADOS EN LA…

ALEACION A BASE DE CIRCONIO Y PROCEDIMIENTO DE FABRICACION DE UN COMPONENTE PARA ENSAMBLADO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN DICHA ALEACION.

(01/05/2004). Solicitante/s: FRAMATOME ANP CEZUS. Inventor/es: MARDON, JEAN-PAUL, SENEVAT, JEAN, CHARQUET, DANIEL.

Aleación a base de circonio que contiene igualmente, en peso, además de las impurezas inevitables, 0, 02 a 1 % de hierro, 0, 8 % a 2, 3 % de niobio, menos de 2000 ppm de estaño, menos de 2000 ppm de oxígeno, menos de 100 ppm de carbono, de 5 a 35 ppm de azufre y menos de 0, 25 % en total de cromo y/o de vanadio, siendo inferior a 3 la relación entre el contenido de niobio menos 0, 5 % y el contenido de hierro, completado eventualmente por el contenido de cromo y/o de vanadio.

PROCEDIMIENTO PARA LA FABRICACION DE UN COMPONENTE DE ALEACION A BASE DE CIRCONIO PARA USO EN LA INDUSTRIA NUCLEAR.

(01/04/2004) Procedimiento para la producción de un componente apropiado para ser sometido a una radiación creciente en un ambiente corrosivo, en el cual el componente incluye una aleación, la cual en una primera temperatura, alta, presenta una estructura BCC y en una segunda temperatura, más baja, presenta una estructura HCP, en el que la aleación incluye por lo menos un elemento de aleación que presenta baja solubilidad en la estructura HCP y en el que la aleación se enfría rápidamente desde la primera temperatura a la segunda temperatura mientras que las partículas de fase secundaria, que incluye dicho elemento de aleación y que contribuyen a mejorar las propiedades de corrosión de la aleación, se separan en la estructura HCP, en el que…

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