FR2669142A1 - Materiau de protection radiologique resistant a la chaleur. - Google Patents
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Abstract
Matériau de protection radiologique résistant à la chaleur produit en mélangeant de façon homogène une matière première pulvérulente constituée d'un mélange de graphite comme ralentisseur de neutrons (1), d'oxyde de gadolinium comme absorbeur de neutrons (2), de tungstène et/ou d'oxyde de tungstène comme matériau de protection contre les rayons gamma (3) avec du fer pulvérulent (4) et en moulant le mélange résultant sous pression à une température dépassant le point de fusion du fer, en faisant ainsi en sorte que le mélange soit moulé au moyen du fer fondu utilisé comme liant. La matière première pulvérulente et le fer pulvérulent sont mélangés dans un rapport en volume de 90 % ou moins à 10 % ou plus.
Description
MATERIAU DE PROTECTION RADIOLOGIQUE RESISTANT A LA CHALEUR
La présente invention se rapporte à un matériau de protection radiologique résistant à la chaleur préparé par moulage de graphite ayant un excellent pouvoir ralentisseur de neutrons, d'oxyde de gadolinium ayant un excellent pouvoir absorbant des neutrons et de tungstène ayant un excellent pouvoir de protection contre les rayons gamma, en une structure, en utilisant du fer comme matériau liant. Le matériau de protection radiologique résistant à la chaleur a un vaste domaine d'application dans lequel une protection radiologique est nécessaire.
La présente invention se rapporte à un matériau de protection radiologique résistant à la chaleur préparé par moulage de graphite ayant un excellent pouvoir ralentisseur de neutrons, d'oxyde de gadolinium ayant un excellent pouvoir absorbant des neutrons et de tungstène ayant un excellent pouvoir de protection contre les rayons gamma, en une structure, en utilisant du fer comme matériau liant. Le matériau de protection radiologique résistant à la chaleur a un vaste domaine d'application dans lequel une protection radiologique est nécessaire.
Spécialement, dans un réacteur nucléaire, le matériau de protection radiologique, disposé dans un conteneur de réacteur autour d'un coeur de réacteur, est approprié pour utilisation comme matériau de protection contre les neutrons. De plus, le matériau de protection radiologique est approprié pour utilisation comme matériau de protection contre les neutrons disposé dans les équipements de manipulation de combustible nucléaire et de matière première nucléaire, comme matériau de protection disposé dans un conteneur pour transporter du combustible nucléaire usagé, comme matériau de protection disposé dans un laboratoire de haute activité, et comme matériau de protection disposé dans un générateur de radiation (accélérateur, installation dans un établissement médical ou analogue dans laquelle une source de rayons X ou de rayons gamma est manipulée etc.).
Un matériau contenant des éléments ayant un faible numéro atomique, tels que H, B, et C est excellent comme ralentisseur de neutrons et a été d'une manière générale utilisé dans la technique. Pour un réacteur rapide, l'utilisation d'un matériau carboné, comme du carbure de bore et du graphite, est à l'étude comme matériau de protection contre les neutrons pour remplacer le classique acier inoxydable. Bien que l'acier inoxydable soit excellent du point de vue de la résistance mécanique et de la stabilité en tant que structure, il possède un faible pouvoir de protection contre les neutrons et par conséquent nécessite un poids et un volume excessif. D'autre part, le
B4C est excellent du point de vue du pouvoir ralentisseur de neutrons et du pouvoir absorbant et il est utilisé comme matériau de barre de commande et également comme matériau protecteur contre les neutrons.Cependant, il présente l'inconvénient qu'il souffre de dégradation résultant du gonflement provoqué par le gaz hélium produit comme résultat de l'absorption de neutrons. Bien que la graphite soit excellent du point de vue de la stabilité thermique et aussi de la stabilité sous exposition, il est tellement fragile qu'il est difficile de le mouler dans une structure ayant une résistance mécanique satisfaisante.
B4C est excellent du point de vue du pouvoir ralentisseur de neutrons et du pouvoir absorbant et il est utilisé comme matériau de barre de commande et également comme matériau protecteur contre les neutrons.Cependant, il présente l'inconvénient qu'il souffre de dégradation résultant du gonflement provoqué par le gaz hélium produit comme résultat de l'absorption de neutrons. Bien que la graphite soit excellent du point de vue de la stabilité thermique et aussi de la stabilité sous exposition, il est tellement fragile qu'il est difficile de le mouler dans une structure ayant une résistance mécanique satisfaisante.
L'oxyde de gadolinium (Gd203) est excellent du point de vue du pouvoir absorbant des neutrons et il a été utilisé comme poison consommable dans un combustible pour un réacteur à eau légère. Cependant, il est dur et fragile et il présente une faible aptitude au moulage et une faible aptitude au façonnage, de sorte qu'il a été utilisé comme matériau de protection en le dispersant dans un matériau organique.
Le plomb est bien connu en tant qu'excellent matériau du point de vue de la performance de protection contre les rayons gamma et des cas réels de son utilisation sont nombreux. Cependant, le plomb a un faible point de fusion et par conséquent il ne peut pas être utilisé à des températures au dessus de 3000 C. D'autre part, des métaux ayant un point de fusion élevé et une densité élevée, comme le tungstène et le molybdène, ont également été réellement utilisés comme matériau de protection contre les rayons gamma. Cependant, de tels métaux sont généralement durs et présentent une faible ductilité, de sorte qu'il est difficile de les mouler en une forme souhaitée.
Jusqu'à ce jour, un laminat d'un mélange des matériaux variés mentionnés ci-dessus a d'une manière générale été utilisé pour la protection dans un environnement exposé à différentes radiations, comme des rayons gamma et des radiations de neutrons, sous forme de mélange. Cependant, il présente des problèmes en ce qui concerne l'amélioration de la résistance à la chaleur, de l'aptitude à être mis en forme et de l'aptitude au façonnage pour des combinaisons appropriées de matériaux, des possibilités d'utilisation comme élément portant et des coûts.Par exemple, un laminat possède inévitablement une limitation en ce qui concerne la température à laquelle il est utilisé qui est fonction des combinaisons, et il a un inconvénient qui est d'être d'autant plus faible du point de vue de l'aptitude à la mise en forme et de l'aptitude au façonnage que des augmentations excessives en volume et en poids sont nécessaires pour obtenir un article moulé ayant une forme choisie arbitrairement. Spécialement, dans les domaines d'application dans lesquels une résistance à la chaleur est requise, il est nécessaire de prendre en compte une différence dans les caractéristiques (coefficient de dilatation thermique, interaction chimique, etc.) des différents matériaux constituant le laminat et il est difficile d'obtenir la combinaison optimale.
Un objectif de la présente invention est de créer un matériau de protection radiologique dans lequel les proportions de mélange de poudres fines de différentes matières premières de protection, comme un ralentisseur de neutrons, un absorbeur de neutrons et des matériaux de protection contre les rayons gamma puissent être ajustées à des valeurs arbitraires quelconques prédéterminées.
Un autre objectif de la présente invention est de créer un matériau de protection radiologique dans lequel les problèmes de différence dans les caractéristiques des différentes matières premières de protection de même que l'aptitude au moulage et l'aptitude au façonnage puissent être résolus pour garantir une protection efficace dans un environnement exposé à différentes radiations, comme des radiations de neutrons et des rayons gamma sous forme de mélange.
La présente invention propose à cet effet un matériau de protection radiologique résistant à la chaleur produit en mélangeant de façon homogène une matière première pulvérulente constituée d'un mélange de graphite comme ralentisseur de neutrons, d'oxyde de gadolinium comme absorbeur de neutrons, de tungstène et/ou d'oxyde de tungstène comme matériau de protection contre les rayons gamma avec du fer pulvérulent et en moulant le mélange résultant sous pression à une température dépassant le point de fusion du fer, en faisant ainsi en sorte que le mélange soit moulé au moyen du fer fondu utilisé comme liant. La matière première pulvérulente et le fer pulvérulent sont mélangés dans un rapport en volume de 90 % ou moins à 10 % ou plus.
Le dessin annexé est une vue schématique de la structure d'un article mis en forme à partir du matériau de protection de la présente invention.
La structure de l'article moulé, la composition chimique et la technique de moulage du matériau de protection de la présente invention vont maintenant être décrits en plus grand détail.
1) Structure de l'article moulé
L'article moulé présente une structure montrée schématiquement dans le dessin annexé. C'est- -dire que l'article moulé se présente sous la forme de poudres fines de matières premières liées par du fer, ce qui est réalisé en mélangeant des poudres fines (d'une taille allant de 1 à 200 pm) d'un ralentisseur de neutrons 1, d'un absorbeur de neutrons 2 et d'un matériau de protection contre les rayons gamma 3 dans des proportions prédéterminées en fonction du niveau de radiation (neutrons et rayons gamma) dans un environnement nécessitant une protection pour obtenir par ce moyen une matière première pulvérulente, en mélangeant ensuite la matière première pulvérulente avec du fer pulvérulent 4 en tant que matériau liant, et en chauffant le mélange résultant à une température dépassant le point de fusion du fer, puis en refroidissant. De plus, un revêtement 5 pour empêcher l'oxydation est appliqué en fonction des besoins sur la surface de chacune de la poudre de graphite en tant que ralentisseur de neutrons et de la poudre de tungstène en tant que matériau de protection contre les rayons gamma.
L'article moulé présente une structure montrée schématiquement dans le dessin annexé. C'est- -dire que l'article moulé se présente sous la forme de poudres fines de matières premières liées par du fer, ce qui est réalisé en mélangeant des poudres fines (d'une taille allant de 1 à 200 pm) d'un ralentisseur de neutrons 1, d'un absorbeur de neutrons 2 et d'un matériau de protection contre les rayons gamma 3 dans des proportions prédéterminées en fonction du niveau de radiation (neutrons et rayons gamma) dans un environnement nécessitant une protection pour obtenir par ce moyen une matière première pulvérulente, en mélangeant ensuite la matière première pulvérulente avec du fer pulvérulent 4 en tant que matériau liant, et en chauffant le mélange résultant à une température dépassant le point de fusion du fer, puis en refroidissant. De plus, un revêtement 5 pour empêcher l'oxydation est appliqué en fonction des besoins sur la surface de chacune de la poudre de graphite en tant que ralentisseur de neutrons et de la poudre de tungstène en tant que matériau de protection contre les rayons gamma.
Le liant de fer non seulement procure une résistance mécanique et une stabilité thermique mais également permet le moulage dans toute forme souhaitée.
2) Composition chimique
ralentisseur de neutrons : C (graphite)
.absorbeur de neutrons : Gd203
.matériau de protection contre les rayons gamma : W et/ou W03
.matériau liant : Fe
Le graphite contenu en tant que ralentisseur de neutrons présente un excellent pouvoir de protection contre les neutrons. Dans son utilisation dans l'air, cependant, une diminution de poids provoquée par l'oxydation est indésirable. Le revêtement de la surface de la poudre de graphite, en tant que matière première, par une céramique ou analogue présentant une excellente résistance à l'oxydation rend possible l'utilisation du graphite même dans une atmosphère oxydante.
ralentisseur de neutrons : C (graphite)
.absorbeur de neutrons : Gd203
.matériau de protection contre les rayons gamma : W et/ou W03
.matériau liant : Fe
Le graphite contenu en tant que ralentisseur de neutrons présente un excellent pouvoir de protection contre les neutrons. Dans son utilisation dans l'air, cependant, une diminution de poids provoquée par l'oxydation est indésirable. Le revêtement de la surface de la poudre de graphite, en tant que matière première, par une céramique ou analogue présentant une excellente résistance à l'oxydation rend possible l'utilisation du graphite même dans une atmosphère oxydante.
De l'oxyde de gadolinium est utilisé comme absorbeur de neutrons.
Comme matériau de protection contre les rayons gamma, sont utilisés le tungstène qui est un métal ayant un numéro atomique élevé et une densité élevée, de l'oxyde de tungstène ou un mélange de ceux-ci. Dans le cas d'utilisation du tungstène dans l'air, cependant, une dégradation provoquée par l'oxydation est indésirable. Le revêtement de la surface de la poudre de tungstène, en tant que matière première, par une céramique ou analogue ayant une résistance à l'oxydation excellente rend possible l'utilisation du tungstène même dans une atmosphère oxydante.
Du fer est utilisé comme matériau liant.
Plus la proportion dans le mélange des différentes matières premières de protection par rapport au matériau liant est élevée, meilleure est la performance de protection. Cependant, le moulage du matériau de protection devient difficile lorsque la quantité dans le mélange des différentes matières premières de protection dépasse 90 % en volume par rapport à 10 % en volume de fer pulvérulent comme matériau liant. De plus, afin d'améliorer la résistance mécanique du matériau de protection, un matériau de renforcement comme des fibres de verre, des fibres de carbone ou des barbes métalliques, peut y être ajouté, si cela est souhaité.
3) Technique de moulage
Un mélange de poudres fines des différentes matières premières de protection radiologique est ajouté au fer pulvérulent, et mélangé au moyen d'un creuset de mélange ou analogue pour obtenir un mélange suffisamment homogène. Ce mélange est introduit dans une presse hydraulique ou dans un châssis de moulage et chauffé à une température dépassant le point de fusion du fer pulvérulent, puis il est refroidi. Comme variante, le mélange peut être soumis à une pression hydraulique à haute température ou à une pression à haute température à une température excédent le point de fusion du fer, puis à un refroidissement, pour obtenir par ce moyen un matériau de protection constitué de différentes particules de matière première de protection recouvertes par du fer en tant que liant.
Un mélange de poudres fines des différentes matières premières de protection radiologique est ajouté au fer pulvérulent, et mélangé au moyen d'un creuset de mélange ou analogue pour obtenir un mélange suffisamment homogène. Ce mélange est introduit dans une presse hydraulique ou dans un châssis de moulage et chauffé à une température dépassant le point de fusion du fer pulvérulent, puis il est refroidi. Comme variante, le mélange peut être soumis à une pression hydraulique à haute température ou à une pression à haute température à une température excédent le point de fusion du fer, puis à un refroidissement, pour obtenir par ce moyen un matériau de protection constitué de différentes particules de matière première de protection recouvertes par du fer en tant que liant.
tExemples ] 1) Exemple de fabrication
Des échantillons NO 1, 2, 3 et 4 ayant les formulations présentées dans la tableau 1 ont été obtenus en effectuant un mélange à sec, homogène, des matières premières de protection et du matériau liant pour réaliser une répartition homogène, un pressage sous une pression de 200 Kg/cm2, un chauffage à 1.6000 C pendant 1 heure, et un refroidissement. Les résultats de mesure des propriétés physiques de ces échantillons sont donnés dans le tableau 2.
Des échantillons NO 1, 2, 3 et 4 ayant les formulations présentées dans la tableau 1 ont été obtenus en effectuant un mélange à sec, homogène, des matières premières de protection et du matériau liant pour réaliser une répartition homogène, un pressage sous une pression de 200 Kg/cm2, un chauffage à 1.6000 C pendant 1 heure, et un refroidissement. Les résultats de mesure des propriétés physiques de ces échantillons sont donnés dans le tableau 2.
Tableau 1 : Formulation (% en volume)
<tb> Numéro <SEP> Ralentisseur <SEP> Absorbeur <SEP> protection <SEP> Liant
<tb> d'échan- <SEP> de <SEP> neutrons <SEP> de <SEP> neutrons <SEP> rayons
<tb> tillon <SEP> gamma
<tb> <SEP> graphite <SEP> Gd203 <SEP> l <SEP> <SEP> W <SEP> | <SEP> <SEP> Fe
<tb> <SEP> 1 <SEP> 70 <SEP> 10 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb> <SEP> 2 <SEP> 60 <SEP> 20 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb> <SEP> 3 <SEP> 50 <SEP> 30 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb> <SEP> 4 <SEP> 40 <SEP> 40 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb>
Tableau 2 :Propriétés physiques
<tb> d'échan- <SEP> de <SEP> neutrons <SEP> de <SEP> neutrons <SEP> rayons
<tb> tillon <SEP> gamma
<tb> <SEP> graphite <SEP> Gd203 <SEP> l <SEP> <SEP> W <SEP> | <SEP> <SEP> Fe
<tb> <SEP> 1 <SEP> 70 <SEP> 10 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb> <SEP> 2 <SEP> 60 <SEP> 20 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb> <SEP> 3 <SEP> 50 <SEP> 30 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb> <SEP> 4 <SEP> 40 <SEP> 40 <SEP> 10 <SEP> 10
<tb>
Tableau 2 :Propriétés physiques
<tb> Numéro <SEP> Densité <SEP> Dureté <SEP> Résistance
<tb> d'échantillon <SEP> Brinell <SEP> à <SEP> la <SEP> flexion
<tb> <SEP> g/cm3 <SEP> (ordinaire) <SEP> Kg/cm2
<tb> <SEP> 1 <SEP> 4,5 <SEP> 15 <SEP> 755
<tb> <SEP> 2 <SEP> 5,0 <SEP> 22 <SEP> 785
<tb> <SEP> 3 <SEP> 5,5 <SEP> 27 <SEP> 810
<tb> <SEP> 4 <SEP> 5,9 <SEP> 40 <SEP> 843
<tb> 2) Exemples d'évaluation des performances de protection
Les exemples d'évaluation de la protection contre les radiations de neutrons sont donnés dans le tableau 3.
Tableau 3 :Exemples d'évaluation de la protection contre
les radiations de neutrons
Comparaison des épaisseurs de protection nécessaires pour
atténuation
10 10-6
SUS 316 1 1
B4C (naturel) 0,45 0,55
Exemple NO 1 0,55 0,62
Exemple NO 2 0,55 0,63
Exemple NO 3 0,55 0,64
Exemple NO 4 0,55 0,65
Source de neutrons : spectre de fission nucléaire
Les exemples d'évaluation de la performance de protection du tableau 3 indiquent l'épaisseur de chacun des matériaux de protection requise pour atténuer,à un millième (10-3) et à un millionième (106),le débit de dose équivalente, l'épaisseur nécessaire pour le SUS 316 étant prise comme unité, telle que mesurée en plaçant une source de neutrons comportant un spectre de fission nucléaire en contact avec le matériau de protection.
<tb> d'échantillon <SEP> Brinell <SEP> à <SEP> la <SEP> flexion
<tb> <SEP> g/cm3 <SEP> (ordinaire) <SEP> Kg/cm2
<tb> <SEP> 1 <SEP> 4,5 <SEP> 15 <SEP> 755
<tb> <SEP> 2 <SEP> 5,0 <SEP> 22 <SEP> 785
<tb> <SEP> 3 <SEP> 5,5 <SEP> 27 <SEP> 810
<tb> <SEP> 4 <SEP> 5,9 <SEP> 40 <SEP> 843
<tb> 2) Exemples d'évaluation des performances de protection
Les exemples d'évaluation de la protection contre les radiations de neutrons sont donnés dans le tableau 3.
Tableau 3 :Exemples d'évaluation de la protection contre
les radiations de neutrons
Comparaison des épaisseurs de protection nécessaires pour
atténuation
10 10-6
SUS 316 1 1
B4C (naturel) 0,45 0,55
Exemple NO 1 0,55 0,62
Exemple NO 2 0,55 0,63
Exemple NO 3 0,55 0,64
Exemple NO 4 0,55 0,65
Source de neutrons : spectre de fission nucléaire
Les exemples d'évaluation de la performance de protection du tableau 3 indiquent l'épaisseur de chacun des matériaux de protection requise pour atténuer,à un millième (10-3) et à un millionième (106),le débit de dose équivalente, l'épaisseur nécessaire pour le SUS 316 étant prise comme unité, telle que mesurée en plaçant une source de neutrons comportant un spectre de fission nucléaire en contact avec le matériau de protection.
Les exemples d'évaluation de la protection contre les rayons gamma sont donnés dans le tableau 4.
Tableau 4 : Exemples d'évaluation de la protection contre
les rayons gamma
Comparaison des épaisseurs de protection nécessaires pour
atténuation
10 6 10-12 Pb 1 1
SUS 316 1,7 1,7
Exemple NO 1 2,6 2,5
Exemple NO 2 2,4 2,3
Exemple NO 3 2,2 2,1
Exemple NO 4 2,0 1,9
Rayons gamma : Co60
Les exemples d'évaluation de la performance de protection du tableau 4 indiquent l'épaisseur de chaque matériau de protection requise pour atténuer, à un millionième (10-6) et à un trillionième (10-12), le débit de dose équivalente, l'épaisseur requise pour le plomb étant prise comme unité telle que mesurée en plaçant une source de rayons gamma constituée de Co60 en contact ave le matériau de protection.
les rayons gamma
Comparaison des épaisseurs de protection nécessaires pour
atténuation
10 6 10-12 Pb 1 1
SUS 316 1,7 1,7
Exemple NO 1 2,6 2,5
Exemple NO 2 2,4 2,3
Exemple NO 3 2,2 2,1
Exemple NO 4 2,0 1,9
Rayons gamma : Co60
Les exemples d'évaluation de la performance de protection du tableau 4 indiquent l'épaisseur de chaque matériau de protection requise pour atténuer, à un millionième (10-6) et à un trillionième (10-12), le débit de dose équivalente, l'épaisseur requise pour le plomb étant prise comme unité telle que mesurée en plaçant une source de rayons gamma constituée de Co60 en contact ave le matériau de protection.
Comme cela est compris à partir de ce qui précède, les effets favorables suivant peuvent être obtenus dans la présente invention.
1) Il est possible de mettre au point la performance de protection en modifiant les composants et les proportions du mélange.
Le moulage et l'usinage peuvent être effectués avec des proportions de mélange choisies dans des domaines larges de proportions de mélange d'un ralentisseur de neutrons, d'un absorbeur de neutrons, d'un matériau de protection contre les rayons gamma et d'un matériau liant, de sorte qu'il est possible de mettre au point un matériau de protection ayant une performance appropriée aux conditions de protection.
Par exemple, lorsque le matériau de protection est utilisé dans un endroit où la radiation de neutrons est sensiblement du même niveau que celui de la radiation gamma, le rapport du ralentisseur de neutrons au matériau de protection contre les rayons gamma peut être choisi à 50/50. C'est-à-dire, qu'il est possible de mettre au point la protection en fonction de l'application.
2) Il est possible d'obtenir un matériau de protection compact.
Le ralentisseur de neutrons et l'absorbeur de neutrons peuvent être moulés dans une structure monobloc, de sorte qu'un effet ralentisseur et un effet d'absorption des neutrons peuvent être obtenus simultanément. Spécialement, puisque l'addition du ralentisseur de neutrons augmente l'efficacité de l'absorbeur de neutrons, la quantité de l'absorbeur de neutrons peut être réduite. De plus, l'addition d'un matériau de protection contre les rayons gamma rend le matériau de protection efficace contre les rayons gamma secondaires engendrés comme résultat de la protection de neutrons.
3) Il est possible de mouler le matériau de protection dans une forme quelconque souhaitée.
Les particules pulvérulentes du ralentisseur de neutrons, de l'absorbeur de neutrons et du matériau de protection contre les rayons gamma sont efficacement recouvertes par le liant, de sorte qu'il est très facile de mouler et d'usiner après moulage le matériau de protection.
En outre, il est possible de procurer une résistance mécanique qui ne gêne pas l'utilisation du matériau de protection.
4) La résistance à la chaleur est excellente.
Le matériau de protection peut être utilisé à des températures aussi élevées qu'environ 8000 C, puisque des matières premières de protection excellentes du point de vue de la résistance à la chaleur sont choisies et que le moulage est effectué en utilisant du fer Comme liant.
Claims (2)
1. Matériau de protection radiologique résistant à la chaleur produit en mélangeant de façon homogène une matière première pulvérulente constituée d'un mélange de graphite comme ralentisseur de neutrons (1), d'oxyde de gadolinium comme absorbeur de neutrons (2), de tungstène et/ou d'oxyde de tungstène comme matériau de protection contre les rayons gamma (3) avec du fer pulvérulent (4) et en moulant le mélange résultant sous pression à une température dépassant le point de fusion du fer, en faisant ainsi en sorte que le mélange soit moulé au moyen du fer fondu utilisé comme liant, ladite matière première pulvérulente et ledit fer pulvérulent étant mélangés dans un rapport en volume de 90 % ou moins à 10 % ou plus.
2. Matériau de protection radiologique résistant à la chaleur selon la revendication 1, dans lequel ledit graphite (1) et ledit tungstène (3) en tant que composant de la matière première pulvérulente sont chacun pourvus sur leur surface d'un revêtement (5) pour empêcher l'oxydation.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP30318590A JPH0827388B2 (ja) | 1990-11-08 | 1990-11-08 | 耐熱放射線遮蔽材 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2669142A1 true FR2669142A1 (fr) | 1992-05-15 |
| FR2669142B1 FR2669142B1 (fr) | 1994-04-01 |
Family
ID=17917906
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR9113186A Expired - Fee Related FR2669142B1 (fr) | 1990-11-08 | 1991-10-25 | Materiau de protection radiologique resistant a la chaleur. |
Country Status (2)
| Country | Link |
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| JP (1) | JPH0827388B2 (fr) |
| FR (1) | FR2669142B1 (fr) |
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Also Published As
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|---|---|
| FR2669142B1 (fr) | 1994-04-01 |
| JPH0827388B2 (ja) | 1996-03-21 |
| JPH04175698A (ja) | 1992-06-23 |
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