JPH02171689A - 圧力容器 - Google Patents
圧力容器Info
- Publication number
- JPH02171689A JPH02171689A JP1272765A JP27276589A JPH02171689A JP H02171689 A JPH02171689 A JP H02171689A JP 1272765 A JP1272765 A JP 1272765A JP 27276589 A JP27276589 A JP 27276589A JP H02171689 A JPH02171689 A JP H02171689A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- layer
- inner sealing
- pressure vessel
- sealing layer
- outer load
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims abstract description 49
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 35
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 24
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 24
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 23
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 10
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 8
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 8
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 6
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 3
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 abstract 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 abstract 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 230000005012 migration Effects 0.000 description 1
- 238000013508 migration Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 239000011224 oxide ceramic Substances 0.000 description 1
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S220/00—Receptacles
- Y10S220/917—Corrosion resistant container
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
イ０発明の分野
本発明は水素を含有しそして中性子束にざらされる流体
のための圧力容器に係り、そして特にそのような圧力容
器であって荷重支持構成要素の損傷が発生する以前に漏
れの検出を可能にする系において使用されるものに係る
。
のための圧力容器に係り、そして特にそのような圧力容
器であって荷重支持構成要素の損傷が発生する以前に漏
れの検出を可能にする系において使用されるものに係る
。
ロ６発明の背景
ＣＡＮＤＵ （カブダ型重水素誠速ウラン）を燃料とす
る原子炉の圧力管と関連する諸問題の一つは、水素及び
応力の存在に起因する材料にお番プる遅発水素亀裂（Ｄ
ＨＣ）のリスクである。ここで用いられる用語“水素
”は水素のアイソトープ、例えば重水素、を含む。亀裂
の問題は水素を収容する圧力容器において一般に生じる
。現在のカブダ型重水炉においては、圧力管は水素侵入
率についてモニタされ、そしてＤＨＣのリスクに関し評
価検討される。もしリスクがあまりにも高くなるならば
、即ち、もし圧力管に漏れが生じるならば、それらは交
換される。圧力管のモニタリング及び交換は相当な時間
並びに費用を伴う。
る原子炉の圧力管と関連する諸問題の一つは、水素及び
応力の存在に起因する材料にお番プる遅発水素亀裂（Ｄ
ＨＣ）のリスクである。ここで用いられる用語“水素
”は水素のアイソトープ、例えば重水素、を含む。亀裂
の問題は水素を収容する圧力容器において一般に生じる
。現在のカブダ型重水炉においては、圧力管は水素侵入
率についてモニタされ、そしてＤＨＣのリスクに関し評
価検討される。もしリスクがあまりにも高くなるならば
、即ち、もし圧力管に漏れが生じるならば、それらは交
換される。圧力管のモニタリング及び交換は相当な時間
並びに費用を伴う。
非核用途のためには、水素を収容する圧力容器であって
、水素による脆化の可能性を低減されているが外層の孔
を通過する水素の移動を阻止しない内層を使用するもの
が提案されている。そのような多層容器は、内層に圧縮
力を生じる収縮嵌合、または、しょっばめによって組立
てられる。これら収縮嵌合型の高圧ｗ器は中性子束にさ
らされるとき恐らく好ましくない。そのような環境は放
射誘導クリープ及び成長、以下においてひずみど評ぶ、
を外荷重支持層において生じさ往、その結果、内シーリ
ング層の遅発水素亀裂（ＤＨｃ）の原因となり得る引張
応力を内シーリング層に生じさせる。内シーリング層の
亀裂は、下に位置する外荷重支持層に水素の高度局部集
中が生じるのを許しそして圧力容器の非延性故障に発展
する恐れがある。
、水素による脆化の可能性を低減されているが外層の孔
を通過する水素の移動を阻止しない内層を使用するもの
が提案されている。そのような多層容器は、内層に圧縮
力を生じる収縮嵌合、または、しょっばめによって組立
てられる。これら収縮嵌合型の高圧ｗ器は中性子束にさ
らされるとき恐らく好ましくない。そのような環境は放
射誘導クリープ及び成長、以下においてひずみど評ぶ、
を外荷重支持層において生じさ往、その結果、内シーリ
ング層の遅発水素亀裂（ＤＨｃ）の原因となり得る引張
応力を内シーリング層に生じさせる。内シーリング層の
亀裂は、下に位置する外荷重支持層に水素の高度局部集
中が生じるのを許しそして圧力容器の非延性故障に発展
する恐れがある。
原子炉のための圧力管の場合、低中性子吸収横断面を有
しそして原子炉耐蝕性において勝れる材料を使用する願
望によって設計はいっそう困難にされる。
しそして原子炉耐蝕性において勝れる材料を使用する願
望によって設計はいっそう困難にされる。
ハ１発明のＲ要
本発゛明の目的は、水素を含有しそして中性子束にさら
される流体のための圧力容器であって非延性故障を発生
ずる可能性を低減されそしてＩ１ｍ前漏れ検出（１ｅａ
ｋ−ｂｅｆｏｒｅ−ｂｒｅａｋ ）方式の運転に媚える
ものを提供することである。
される流体のための圧力容器であって非延性故障を発生
ずる可能性を低減されそしてＩ１ｍ前漏れ検出（１ｅａ
ｋ−ｂｅｆｏｒｅ−ｂｒｅａｋ ）方式の運転に媚える
ものを提供することである。
本発明の圧力容器は、内シーリング層と外荷重支持層と
を有し、前記内シーリング層はその応力を最小限にする
ため運転条件下で前記外荷重支持層のそれより高い放射
Ｍ導直径ひずみ率を有する材料から構成され、前記内シ
ーリング層と外荷重支持層は流体を透過し得るインター
フェースを画成しそして内シーリング層から外荷重支持
層への亀裂の伝播を防止するように互いに非冶金技術的
に接合され、前配外荷重支持廟は内シーリング層を透過
する流体の通過を許す複数の離開された孔を有する。
を有し、前記内シーリング層はその応力を最小限にする
ため運転条件下で前記外荷重支持層のそれより高い放射
Ｍ導直径ひずみ率を有する材料から構成され、前記内シ
ーリング層と外荷重支持層は流体を透過し得るインター
フェースを画成しそして内シーリング層から外荷重支持
層への亀裂の伝播を防止するように互いに非冶金技術的
に接合され、前配外荷重支持廟は内シーリング層を透過
する流体の通過を許す複数の離開された孔を有する。
二、好適実施例の説明
第１図及び第２図を参照でると、圧力容器１は内シーリ
ング［１２と外荷重支持層３とを有する。
ング［１２と外荷重支持層３とを有する。
内シーリング層２は収容された′Ｓ瀉高比の流体４によ
る腐食に耐える材料から組立てられる。また、内シーリ
ング層２のための材料は、運転条件下で外荷重支持層３
のそれに比しより高い放射誘導直径ひずみ率を有するよ
うに選択される。
る腐食に耐える材料から組立てられる。また、内シーリ
ング層２のための材料は、運転条件下で外荷重支持層３
のそれに比しより高い放射誘導直径ひずみ率を有するよ
うに選択される。
好適とされる適用、例えば原子炉のための圧力管として
の適用、において内シーリング層のための材料は、さら
に耐摩耗性及び耐腐食性を有するとともに低中性子吸収
率を有するように選択されるであろう。
の適用、において内シーリング層のための材料は、さら
に耐摩耗性及び耐腐食性を有するとともに低中性子吸収
率を有するように選択されるであろう。
内シーリング層２と外荷重支持層３は、その平面に沿っ
て流体透過性を有するインターフェース５を形成するよ
うに、互いに対して非冶金技術的に接合される。さらに
、インターフェース５はそれを横切って亀裂が伝Ｉａす
るのを防ぐように内シーリング１１２と外荷重支持Ｗｉ
３との間の断絶性を確立する。
て流体透過性を有するインターフェース５を形成するよ
うに、互いに対して非冶金技術的に接合される。さらに
、インターフェース５はそれを横切って亀裂が伝Ｉａす
るのを防ぐように内シーリング１１２と外荷重支持Ｗｉ
３との間の断絶性を確立する。
外荷重支持層３は流体が内シーリング１１２を透過した
場合その通過を可能にする複数の孔６を設けられる。こ
れら孔６の寸法は漏出する流体の通過を許すのに必要な
程度を超えない大きざにされ、そして応力集中を最小限
にするような形状、例えば円形、にされそして、かよう
にして、外荷重支持Ｊ１１３の破裂抵抗性に対する不利
な影響を最小限にしなくてはならない。孔間距離は内シ
ーリング層２を透過した流体がインターフェース５に沿
って運動する速度を考鑵に入れて許容され得る検出時間
を提供するように選択される。
場合その通過を可能にする複数の孔６を設けられる。こ
れら孔６の寸法は漏出する流体の通過を許すのに必要な
程度を超えない大きざにされ、そして応力集中を最小限
にするような形状、例えば円形、にされそして、かよう
にして、外荷重支持Ｊ１１３の破裂抵抗性に対する不利
な影響を最小限にしなくてはならない。孔間距離は内シ
ーリング層２を透過した流体がインターフェース５に沿
って運動する速度を考鑵に入れて許容され得る検出時間
を提供するように選択される。
第３図を参照すると、内シーリング層１２と外荷重支持
層１３との間に、インターフェース１５において中間水
素障壁即ちシンク層１７が配設され得る。中間水素障壁
即ちシンク層１７は独立層の形式または前記内層及び／
または外層上の酸化物層の形式にされ得る。中間水素障
壁またはシンク１１１７の構成の別に叶係無く、前述の
ごとく、内シーリング層と外荷重支持層との間には、１
個または複数個の孔１６へ流体を逃がすための通路を提
供するように流体を透過し得るインターフェースが設け
られなくてはならない。第３図に示される実施例におい
て、中間水素障壁即ちシンク層１７は内シーリング層１
２に対しては冶金技術的に接合されているが、外荷重支
持Ｈ１３に対しては流体を通過し得るインターフェース
１５を構成するように非冶金技術的に接合されている。
層１３との間に、インターフェース１５において中間水
素障壁即ちシンク層１７が配設され得る。中間水素障壁
即ちシンク層１７は独立層の形式または前記内層及び／
または外層上の酸化物層の形式にされ得る。中間水素障
壁またはシンク１１１７の構成の別に叶係無く、前述の
ごとく、内シーリング層と外荷重支持層との間には、１
個または複数個の孔１６へ流体を逃がすための通路を提
供するように流体を透過し得るインターフェースが設け
られなくてはならない。第３図に示される実施例におい
て、中間水素障壁即ちシンク層１７は内シーリング層１
２に対しては冶金技術的に接合されているが、外荷重支
持Ｈ１３に対しては流体を通過し得るインターフェース
１５を構成するように非冶金技術的に接合されている。
第１図を与熱すると、圧力容器１の外側には、漏れ検出
器７が配置される。漏れ検出２１７は圧力容器１を包囲
するエンクロージャ９と連通ずる。
器７が配置される。漏れ検出２１７は圧力容器１を包囲
するエンクロージャ９と連通ずる。
運転時、内シーリング層２のひずみ率（例えば、クリー
プ率）が比較的高い場合は、内シーリング層２が外荷重
支持層３内にクリープし、従って、外荷重支持層３が実
質的に全ての荷重を担持することになる。内シーリング
層２は高応力にさらされないから、内シーリング層２の
亀裂が生じる可能性は恐らく無い。内シーリング層２と
外荷重支持層３との間のインターフェース５において設
けられた断絶の故に、内シーリング１ｌ１２の亀裂は外
荷重支持層３に伝播することを防止される。外？、η重
支持層３によって提供される補強効果の故に、内シーリ
ング層２の亀裂は不安定化し得ない。しかし、もし亀裂
が内シーリング層２に出現するならば、下に横たわる外
荷重支持層３は流体中の水素からの水素化合物化作用を
受けさせられる。従って、内シーリング１１２における
いかなる亀裂も外荷重支持層３の損傷が発生する以前に
検出されることが望ましい。漏れ検出は、内シーリング
層２を透過するどのような流体も、外荷重支持層３の損
傷を発生させる前に外？ｊｉ重支持層３を迅速に通過し
てそれが検出され得る点へ達するように構成することに
よって容易にされる。内シーリング層２と外ｖＩ重支持
層３との間のインターフェース５は冶金技術的に接合さ
れていないから、内シーリング層２を透過するどのよう
な流体もインターフェース５に沿って１個または複数個
の孔６へ達し得る。孔６を通過した後、脱出した流体検
出され畳る。
プ率）が比較的高い場合は、内シーリング層２が外荷重
支持層３内にクリープし、従って、外荷重支持層３が実
質的に全ての荷重を担持することになる。内シーリング
層２は高応力にさらされないから、内シーリング層２の
亀裂が生じる可能性は恐らく無い。内シーリング層２と
外荷重支持層３との間のインターフェース５において設
けられた断絶の故に、内シーリング１ｌ１２の亀裂は外
荷重支持層３に伝播することを防止される。外？、η重
支持層３によって提供される補強効果の故に、内シーリ
ング層２の亀裂は不安定化し得ない。しかし、もし亀裂
が内シーリング層２に出現するならば、下に横たわる外
荷重支持層３は流体中の水素からの水素化合物化作用を
受けさせられる。従って、内シーリング１１２における
いかなる亀裂も外荷重支持層３の損傷が発生する以前に
検出されることが望ましい。漏れ検出は、内シーリング
層２を透過するどのような流体も、外荷重支持層３の損
傷を発生させる前に外？ｊｉ重支持層３を迅速に通過し
てそれが検出され得る点へ達するように構成することに
よって容易にされる。内シーリング層２と外ｖＩ重支持
層３との間のインターフェース５は冶金技術的に接合さ
れていないから、内シーリング層２を透過するどのよう
な流体もインターフェース５に沿って１個または複数個
の孔６へ達し得る。孔６を通過した後、脱出した流体検
出され畳る。
第１図を参照すると、好適な漏れ検出器７によって、圧
力容器１を包囲するエンクロージャ９から流体９を取出
し、そして漏出した流体４の存在を検出することによっ
て、漏れ検出が遂行されることが示される。
力容器１を包囲するエンクロージャ９から流体９を取出
し、そして漏出した流体４の存在を検出することによっ
て、漏れ検出が遂行されることが示される。
例
以下の説明は本発明を組込まれるカナダ型小水炉に好適
な圧力管の細部に関する。
な圧力管の細部に関する。
圧力管は概ね１０１の直径を有する。外荷重支持層は、
冷間加工された７ｒ−２，５重量％Ｎｂから形成されそ
して概ね４ｍｓ＋の厚さを有する。内シーリング層はジ
ルカロイ−４または７ｒ−２，５検品％Ｎｂから形成さ
れそして１＃ＩＩｌの厚さを有する。内シーリング層の
ための前記材料は、原子炉の運転条件下において、外荷
重支持層のために選ばれた材料よりも＾いひずみ率を有
する。
冷間加工された７ｒ−２，５重量％Ｎｂから形成されそ
して概ね４ｍｓ＋の厚さを有する。内シーリング層はジ
ルカロイ−４または７ｒ−２，５検品％Ｎｂから形成さ
れそして１＃ＩＩｌの厚さを有する。内シーリング層の
ための前記材料は、原子炉の運転条件下において、外荷
重支持層のために選ばれた材料よりも＾いひずみ率を有
する。
概ね０．１−０．２ｍ＋の厚さの金屈アルミニウムまた
は酸化ジルコニウムセラミックのごとき材料から形成さ
れた障壁層が内シーリング層の外側に配設される。
は酸化ジルコニウムセラミックのごとき材料から形成さ
れた障壁層が内シーリング層の外側に配設される。
外荷重支持層の孔は、概ね１ａｍの直径を有し、そして
正反対に対向してジグザグに位置された複数の対として
、長手方向に圧力管に沿って概ね３０αの長手方向間隔
で離されて配列される。
正反対に対向してジグザグに位置された複数の対として
、長手方向に圧力管に沿って概ね３０αの長手方向間隔
で離されて配列される。
冷却材の漏れの検出は、原子炉のカランドリア管即ら前
記エンクロージャ９と圧力管１との間の環状空間から循
環気体を受取るように位置された露点測定装置のごとき
漏れ検出器７によって達成される。
記エンクロージャ９と圧力管１との間の環状空間から循
環気体を受取るように位置された露点測定装置のごとき
漏れ検出器７によって達成される。
第１図は本発明に従う圧力容器の概略横断面図、ψ
第２図圧力容器の構造を示す第１図のト」線に沿って取
られた断面の部分拡大図、第３図は障壁層を組込まれた
他の−・実１１の第２図と同様の断面の部分拡大図であ
る。 図面上、１・・圧力容器、２．１２・・内シーリング層
、３．１３・・外荷重支持層、４・・流体、５．１５・
・インターフェース、６，１６・・孔、７・・漏れ検出
器、８・・流体、９・・エンクロージャ、１７・・中間
水素障壁層またはシンク層。
られた断面の部分拡大図、第３図は障壁層を組込まれた
他の−・実１１の第２図と同様の断面の部分拡大図であ
る。 図面上、１・・圧力容器、２．１２・・内シーリング層
、３．１３・・外荷重支持層、４・・流体、５．１５・
・インターフェース、６，１６・・孔、７・・漏れ検出
器、８・・流体、９・・エンクロージャ、１７・・中間
水素障壁層またはシンク層。
Claims (6)
- （１）水素を含有しそして中性子束にさらされる流体の
ための圧力容器において、水素を事実上透過させない内
シーリング層と、外荷重支持層とを有し、前記内シーリ
ング層が運転間その応力を最小限にするため前記外荷重
支持層のそれより高い放射誘導直径ひずみ率を有する材
料から構成され、前記内シーリング層と外荷重支持層が
流体を透過し得るインターフェースを画成しそして前記
内シーリング層から外荷重支持層への亀裂の伝播を防止
するように互いに非冶金技術的に接合させ、前記外荷重
支持層が内シーリング層を透過する流体の通過を許す複
数の互いに離された孔を有することを特徴とする流体の
ための圧力容器。 - （２）特許請求の範囲第１項記載の圧力容器において、
さらに、前記内シーリング層と外荷重支持層との間に配
置される中間層であつて水素に対する障壁またはシンク
を構成するものを有することを特徴とする流体のための
圧力容器。 - （３）特許請求の範囲第１項記載の圧力容器において、
前記中間層が前記内シーリング層または外荷重支持層の
一方に一体的に結合されていることを特徴とする流体の
ための圧力容器。 - （４）特許請求の範囲第１項記載の圧力容器において、
前記内シーリング層及び外荷重支持層が低中性子吸収率
を有する材料から構成されることを特徴とする流体のた
めの圧力容器。 - （５）特許請求の範囲第１項記載の圧力容器において、
漏出した流体の存在を検出しそれによつて前記内シーリ
ング層の損傷を表示するため圧力容器の外側に位置され
る検出手段を組込まれることを特徴とする流体のための
圧力容器。 - （６）特許請求の範囲第１項記載の圧力容器において、
該圧力容器が原子炉のための圧力管であることを特徴と
する流体のための圧力容器。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CA581982 | 1988-11-02 | ||
| CA581982 | 1988-11-02 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02171689A true JPH02171689A (ja) | 1990-07-03 |
Family
ID=4139021
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1272765A Pending JPH02171689A (ja) | 1988-11-02 | 1989-10-19 | 圧力容器 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4986112A (ja) |
| EP (1) | EP0367584A3 (ja) |
| JP (1) | JPH02171689A (ja) |
| KR (1) | KR900008532A (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5448603A (en) * | 1993-11-01 | 1995-09-05 | Imaging & Sensing Technology Corporation | Pressure-sensitive variable-resistance hygroscopic fluid detector, and method |
| LU88792A1 (fr) * | 1996-07-22 | 1998-01-22 | Euratom | Réacteur et procédé d'hydrogénation |
| US20050135537A1 (en) * | 2002-10-01 | 2005-06-23 | Bruce Hinton | Pressure vessel |
| WO2008033740A2 (en) * | 2006-09-11 | 2008-03-20 | Hydrogen Discoveries Inc. | Mitigating hydrogen flux through solid and liquid barrier materials |
| CN100419335C (zh) * | 2006-12-25 | 2008-09-17 | 浙江大学 | 氢安全保障报警装置 |
| US20100122747A1 (en) * | 2007-09-10 | 2010-05-20 | Hydrogen Discoveries, Inc. | Composite Structures for Hydrogen Storage and Transfer |
| KR101105288B1 (ko) * | 2009-11-30 | 2012-01-17 | 유한회사 피피지코리아 | 자동차 오이엠용 용접성 프리-프라임용 도료 조성물 및 이를 이용한 코팅방법 |
| US9721684B2 (en) * | 2013-01-18 | 2017-08-01 | Candu Energy Inc. | Systems and methods for detecting a leaking fuel channel in a nuclear reactor |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3085961A (en) * | 1959-05-29 | 1963-04-16 | Ca Atomic Energy Ltd | Means for detecting insulation failure in reactor pressure tubes |
| US3320969A (en) * | 1962-07-27 | 1967-05-23 | Stone & Webster Eng Corp | Nuclear containment vessels |
| US3322141A (en) * | 1962-07-27 | 1967-05-30 | Stone & Webster Eng Corp | Containment vessels |
| JPS5020317A (ja) * | 1973-06-21 | 1975-03-04 | ||
| JPS5467198A (en) * | 1977-11-07 | 1979-05-30 | Kawasaki Heavy Ind Ltd | Anti-corrosion material for high temperature weak oxidation atmosphere |
| GB2117169B (en) * | 1982-03-16 | 1985-07-31 | Westinghouse Electric Corp | Double-wall tube with tritium barrier |
-
1989
- 1989-09-20 US US07/409,781 patent/US4986112A/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-10-19 JP JP1272765A patent/JPH02171689A/ja active Pending
- 1989-10-31 KR KR1019890015744A patent/KR900008532A/ko not_active Application Discontinuation
- 1989-11-01 EP EP89311283A patent/EP0367584A3/en not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0367584A2 (en) | 1990-05-09 |
| EP0367584A3 (en) | 1990-08-22 |
| KR900008532A (ko) | 1990-06-03 |
| US4986112A (en) | 1991-01-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Moan et al. | Leak-before-break in the pressure tubes of CANDU reactors | |
| JPH02171689A (ja) | 圧力容器 | |
| EP0594398A1 (en) | Tolerant metal fuel/cladding barrier and related method of installation | |
| JPH06201866A (ja) | 核融合炉の炉内機器 | |
| Cheadle et al. | Operating performance of CANDU pressure tubes | |
| Rodgers et al. | Fracture of a Core Component in a Nuclear Reactor | |
| Wichman et al. | Development of USNRC standard review plan 3.6. 3 for leak-before-break applications to nuclear power plants | |
| JPS58211620A (ja) | 配管構造 | |
| Cheadle et al. | Examination of core components removed from CANDU reactors | |
| EP0064462B1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un coeur constitué par des assemblages combustibles et un dispositif pour la localisation des assemblages combustibles défectueux | |
| Bramwell et al. | An experimental investigation into the oxidation of Zircaloy-4 at elevated pressures in the 750 to 1000 C temperature range | |
| JP2969882B2 (ja) | 管内面取付溶接部の残留応力低減方法 | |
| Hall Jr et al. | Fusion welding of irradiated AISI 304L stainless steel tubings | |
| Ainscough et al. | The interpretation of fuel centre temperature measurements on a suspected leaking fuel pin | |
| Zhang et al. | LBB analysis of cross vessel of GT-MHR | |
| Cadwallader et al. | Reliability estimation for double containment piping | |
| Wu et al. | Suggestion on Improving Small Branch BOSS Joints Welding Quality | |
| Villamagna et al. | Fuel channel design improvements for large CANDU reactors | |
| Wood | High deformation creep behavior of 0.6-in.-diameter zirconium alloy tubes under irradiation | |
| Rosenfeld et al. | Proof testing of the pre-hot-tap branch connection | |
| Mattas et al. | Effect of zirconium oxide on the Stress-Corrosion susceptibility of irradiated Zircaloy cladding | |
| US20050135537A1 (en) | Pressure vessel | |
| Splichal et al. | Evaluation of steam generator WWER 440 tube integrity criteria | |
| Knudsen et al. | PWR Type Overpower Tests at 1620 GJ/kgU (18,800 MWd/MtU) | |
| Kumar et al. | Ballooning of pressure tube under LOCA in an Indian pressurised heavy water reactor |