BE875618A - ZIRCONIUM ALLOY METAL SHEATH FOR NUCLEAR FUEL - Google Patents

ZIRCONIUM ALLOY METAL SHEATH FOR NUCLEAR FUEL

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BE875618A
BE875618A BE0/194635A BE194635A BE875618A BE 875618 A BE875618 A BE 875618A BE 0/194635 A BE0/194635 A BE 0/194635A BE 194635 A BE194635 A BE 194635A BE 875618 A BE875618 A BE 875618A
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sheath
platinum
tube
emi
coated
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Danhier Francois G
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

       

   <EMI ID=1.1> 

  
zircoaium pour combustible nucléaire". 

  
 <EMI ID=2.1> 

  
Dans les générateurs de centrales nucléaires les granules (en anglais pelleta) d'oxyde d'uranium enrichi en isotope 235 sont contenus dans des tubes métalliques fermée étanches, de plusieurs mètres de longueur, de quelques

  
 <EMI ID=3.1> 

  
chargement et du déchargement.

  
Jusqu'en 1966,, ces gaines étaient construites en acier inoxydable au nickel chrome. Depuis lors, l'acier

  
 <EMI ID=4.1> 

  
"zircalloy", beaucoup plus perméable aux neutrons. 

  
Le zirconium est beaucoup plus oxydable que le

  
fer, le chrome et le nickel qui constituent les aciers inoxydables. Néanmoins, aux températures inférieures à 550[deg.]C,

  
le zircalloy ne réagit guère avec l'air, l'eau. la vapeur

  
d'eau et les acides faibles, car au contact des oxydants, il

  
se recouvre d'une pellicule très mince et imperméable

  
d'oxyde de zirconium. Ce phénomène de passivation. explique la bonne tenue en service normal des gaines en zircalloy.

  
Il se pourrait toutefois que, dans un réacteur nucléaire en fonctionnement, plusieurs gaines, ou l'ensemble

  
des gaines soient portées accidentellement à très hante température, et subissent en outre une forte pression extérieure.

  
Bn présence d'eau ou de vapeur d'eau portée à plus

  
 <EMI ID=5.1> 

  
zirconium ainsi que d'autres éléments très oxydables du zircalloy pourraient réagir en décomposant l'eau en oxygène et hydrogène. Il en résulterait la formation à l'intérieur du réacteur d'une masse d'un mélange gazeux explosif, et l'abaissement éventuel du niveau d'eau de refroidissement. Ceci contrarierait le refroidissement du coeur du réacteur et aggraverait la situation accidentelle évoquée plus haut.

  
Les anciennes gaines en acier inoxydable ne présentaient pas ce risque, en raison de la moindre oxydabilité de leurs constituants, et de l'effet passivant plus efficace des oxydes de chrome et de nickel. Par contre,

  
 <EMI ID=6.1>  . avantageuses. 

  
La gaine faisant l'objet de la présente invention offre une très grande perméabilité aux neutrons, tout en présentant la même sécurité que les anciennes gaines en 

  
acier inoxydable. C'est une gaine de type usuel, en, zircalloy, revêtue extérieurement, par exemple par galvanoplastie, d'une très mince couche continue de platinée 

  
Cette couche supprime tout contact entre le  zirconium et l'eau. Une couche de platine., épaisse*' de 2 microns,

  
 <EMI ID=7.1> 

  
On réduira le risque de défauts localisés du revêtement en augmentant l'épaisseur, sans toutefois dépasser 22 microns, afin de ne pas trop réduire la perméabilité aux neutrons de la gaine" 

  
Le platine peut être déposé par tout procédé convenable, par exemple par galvanoplastie, en une ou plusieurs opérations. 

  
Les gaines plaquées extérieurement,de platine

  
 <EMI ID=8.1> 

  
accidentel. Cependant, si, lors de réchauffement accidentel certaines gaines étaient fissurées ou brisées, l'eau pénétrant à l'intérieur des gaines endommagées pourrait réagir avec le zirconium de la surface intérieure et dégager des gaz.

  
Il est possible de faire des gaines encore plus 

  
 <EMI ID=9.1> 

  
On emploiera, pour fermer ces gaines, des bouchons à emboîter dans le tube après son remplissage en uranium.

  
La surface intérieure du tube, et toute la surface du bouchon seront revêtues au préalable d'une couche de platine d'épaisseur convenable.

  
On placera l'oxyde d'uranium dans le tube et l'on enfoncera ensuite le bouchon a force.

  
Pour assurer un bon serrage, le diamètre intérieur du tube, après revêtement, pourrait être inférieur de 100 à 300

  
microns, au diamètre extérieur du bouchon revêtu.

  
Pour garantir l'étanchéité, les bords parallèles du tube et

  
du bouchon seront alors soudés, par exemple selon le

  
procédé TIG.

  
Un exemple de gaine selon l'invention est représenté en élévation à la figure 1, et en plan à la figure 2.

  
L'échelle des figures est 2/1.

  
t représente un tube en zircalloy de 40 mm de diamètre intérieur de deux dixièmes de millimètre d'épaisseur, et de 5600 mm

  
de longueur. Il est fermé en bas par un fond bombé soudé

  
à la partie cylindrique, par soudage à l'arc électrique

  
en atmosphère d'argon avec électrode en tungstène (procédé TIG) .

  
La surface intérieure de ce tube a été recouverte d'une couche de platine de 6 microns d'épaisseur, portant l'épaisseur

  
totale de la paroi à 206 microns.

  
b représente le bouchon, pièce estampée en zircalloy dont la paroi latérale cylindrique a quatre dixièmes de millimètre d'épaisseur. Son diamètre extérieur après estampage est de
40,2mm et sa hauteur totale 25 mm. Ce bouchon a été recouvert uniformément d'une couche de platine de 6 microns, et le diamètre extérieur final a ainsi été porté à 40,212 mm.

  
Le tube a été rempli d'oxyde d'uranium, et ensuite le bouchon a été enfoncé à force, jusqu'à ce que son rebord supérieur

  
soit situé à 5 mm en dessous du rebord du tube. Cette opération a provoqué un bon serrage et une légère expansion de la

  
partie supérieure du tube, dont le diamètre extérieur atteint localement environ 40,6 mm.

  
A la jonction de la paroi intérieure du tube et du bord supérieur du bouchon, le platine a ensuite été enlevé le long d'un anneau de 4 mm de largeur. Ensuite le joint circulaire à clin du bouchon au tube a été soudé par le procédé TIG. Après refroisissement du tube, maintenant parfaitement

  
 <EMI ID=10.1> 

  
de la gaine une couche de platine de 9 microns d'épaisseur moyenne.

  
La paroi cylindrique de la gaine a une épaisseur moyenne de
215 microns, soit 200 microns de zircalloy plus 15 microns de platine.

  
Pour empêcher que la vapeur d'eau, en cas de fissuration de

  
 <EMI ID=11.1> 

  
venir en contact avec l'envers de la soudure à clin du bouchon sur le tube, on peut faire un sertissage mécanique  par déformation plastique. Ce sertissage des parois latérales en contact du bouchon et du tube devra y former un renflement annulaire saillant vers l'axe du tube.

  
Afin de conserver à la gaine une bonne perméabilité aux neutrons, il convient que la somme des épaisseurs moyennes des revêtements intérieur et extérieur soit inférieure à

  
22 microns.

  
D'autres métaux que le platine peuvent protéger le zircalloy de la vapeur d'eau surchauffée. On pourra choisir parmi

  
les métaux très peu oxydables comme l'or, l'iridium, le palladium, ou encore parmi des métaux modérément oxydables produisant une couche d'oxyde passivante très résistante, comme le nickel et le chrome.

  
Le revêtement métallique protecteur restera continu à une température d'autant plus élevée que le point de fusion

  
des métaux de revêtement choisis sera élevé. Il faut éviter les métaux dont le point de fusion est inférieur à 900[deg.]C.

  
Le revêtement protecteur peut aussi être- constitué de métaux différents, par exemple une couche de nickel surmontée

  
d'une couche de chrome.



   <EMI ID = 1.1>

  
zircoaium for nuclear fuel ".

  
 <EMI ID = 2.1>

  
In the generators of nuclear power stations, the granules (in English pelleta) of uranium oxide enriched in isotope 235 are contained in sealed closed metal tubes, several meters in length, a few

  
 <EMI ID = 3.1>

  
loading and unloading.

  
Until 1966, these ducts were constructed from chrome nickel stainless steel. Since then, the steel

  
 <EMI ID = 4.1>

  
"zircalloy", much more permeable to neutrons.

  
Zirconium is much more oxidizable than

  
iron, chromium and nickel which make up stainless steels. However, at temperatures below 550 [deg.] C,

  
zircalloy hardly reacts with air or water. steam

  
water and weak acids, because in contact with oxidants, it

  
is covered with a very thin and waterproof film

  
of zirconium oxide. This phenomenon of passivation. explains the good behavior in normal service of zircalloy sheaths.

  
However, it could be that, in an operating nuclear reactor, several ducts, or all

  
sheaths are accidentally brought to a very high temperature, and also undergo strong external pressure.

  
Bn presence of water or water vapor brought to more

  
 <EMI ID = 5.1>

  
zirconium as well as other highly oxidizable elements of zircalloy could react by breaking down water into oxygen and hydrogen. This would result in the formation inside the reactor of a mass of an explosive gas mixture, and the possible lowering of the cooling water level. This would interfere with the cooling of the reactor core and worsen the accident situation mentioned above.

  
The old stainless steel sheaths did not present this risk, because of the reduced oxidability of their constituents, and the more effective passivating effect of the chromium and nickel oxides. On the other hand,

  
 <EMI ID = 6.1>. advantageous.

  
The sheath which is the subject of the present invention offers very high permeability to neutrons, while having the same security as the old sheaths in

  
stainless steel. It is a sheath of the usual type, in, zircalloy, coated on the outside, for example by electroplating, with a very thin continuous layer of platinum.

  
This layer eliminates any contact between the zirconium and the water. A layer of platinum., 2 microns thick *,

  
 <EMI ID = 7.1>

  
The risk of localized coating defects will be reduced by increasing the thickness, without however exceeding 22 microns, so as not to excessively reduce the neutron permeability of the cladding "

  
The platinum can be deposited by any suitable process, for example by electroplating, in one or more operations.

  
The sheaths plated externally, platinum

  
 <EMI ID = 8.1>

  
accidental. However, if, upon accidental reheating, some sheaths were cracked or broken, water entering the damaged sheaths could react with the zirconium on the interior surface and give off gases.

  
It is possible to make even more sheaths

  
 <EMI ID = 9.1>

  
To close these sheaths, plugs will be used to fit into the tube after it has been filled with uranium.

  
The inner surface of the tube and the entire surface of the stopper will be coated beforehand with a layer of platinum of suitable thickness.

  
The uranium oxide will be placed in the tube and the stopper will then be pushed in.

  
To ensure proper clamping, the inside diameter of the tube, after coating, could be less than 100 to 300

  
microns, to the outside diameter of the coated cap.

  
To ensure tightness, the parallel edges of the tube and

  
of the cap will then be welded, for example according to the

  
TIG process.

  
An example of a sheath according to the invention is shown in elevation in FIG. 1, and in plan in FIG. 2.

  
The scale of the figures is 2/1.

  
t represents a zircalloy tube of 40 mm internal diameter, two tenths of a millimeter thick, and 5600 mm

  
length. It is closed at the bottom by a welded domed bottom

  
to the cylindrical part, by electric arc welding

  
in an argon atmosphere with tungsten electrode (TIG process).

  
The inner surface of this tube has been covered with a layer of platinum 6 microns thick, bearing the thickness

  
total wall at 206 microns.

  
b represents the stopper, a stamped piece of zircalloy with a cylindrical side wall four tenths of a millimeter thick. Its outer diameter after stamping is
40.2mm and its total height 25mm. This plug was uniformly coated with a 6 micron platinum layer, and the final outside diameter was thus increased to 40.212 mm.

  
The tube was filled with uranium oxide, and then the stopper was pushed in, until its upper rim

  
is located 5 mm below the rim of the tube. This operation caused a good tightening and a slight expansion of the

  
upper part of the tube, the outside diameter of which locally reaches about 40.6 mm.

  
At the junction of the inner wall of the tube and the top edge of the stopper, the platen was then removed along a 4mm wide ring. Then the circular lap joint from the cap to the tube was welded by the TIG process. After cooling the tube, now perfectly

  
 <EMI ID = 10.1>

  
of the sheath a layer of platinum 9 microns of average thickness.

  
The cylindrical wall of the duct has an average thickness of
215 microns, or 200 microns of zircalloy plus 15 microns of platinum.

  
To prevent water vapor, in case of cracking of

  
 <EMI ID = 11.1>

  
come into contact with the reverse side of the cap weld on the tube, mechanical crimping can be done by plastic deformation. This crimping of the side walls in contact with the stopper and the tube must form therein an annular bulge projecting towards the axis of the tube.

  
In order to maintain good neutron permeability in the cladding, the sum of the average thicknesses of the inner and outer coatings should be less than

  
22 microns.

  
Metals other than platinum can protect zircalloy from superheated water vapor. We can choose from

  
metals which oxidize very little, such as gold, iridium, palladium, or even from moderately oxidizable metals producing a very resistant passivating oxide layer, such as nickel and chromium.

  
The protective metal coating will remain continuous at a temperature higher than the melting point.

  
of the coating metals chosen will be high. Metals with a melting point below 900 [deg.] C should be avoided.

  
The protective coating can also be made of different metals, for example a nickel layer topped with

  
with a layer of chrome.


    

Claims (1)

REVENDICATIONS. CLAIMS. 1.- Gaine tubulaire métallique pour combustible nucléaire en alliage à haute teneur en zirconium, dont la surface extérieure est revêtue d'une ou plusieurs couches continues de platine, l'épaisseur moyenne totale de platine ne dépassant pas 22 microns. 1.- Tubular metal cladding for nuclear fuel made of an alloy with a high zirconium content, the outer surface of which is coated with one or more continuous layers of platinum, the total average thickness of platinum not exceeding 22 microns. 2.- Gaine tubulaire métallique pour combustible nucléaire dont les surfaces intérieures et extérieures 2.- Metal tubular sheath for nuclear fuel including interior and exterior surfaces sont revêtues d'une ou plusieurs couches minces de platine. are coated with one or more thin layers of platinum. 3.- Gaine telle décrite en a, caractérisée en ce que la somme des épaisseurs moyennes des revêtements intérieurs et extérieurs ne dépasse pas 22 microns. 3.- Sheath as described in a, characterized in that the sum of the average thicknesses of the interior and exterior coatings does not exceed 22 microns. 4.- Gaine telle que décrite en 1, 2, et 3, caractérisée en ce que les couches de platine ont été déposées par un procédé galvanoplastique.sur les parois en zircalloy. 4.- Sheath as described in 1, 2, and 3, characterized in that the platinum layers have been deposited by an electroplating process on the zircalloy walls. 5.- Gaine telle que décrite en 1, 2, 3 et 4, composée d'un tube en alliage à haute teneur en zirconium fermé d'un côté et d'un bouchon intérieur au tube, dont 5.- Sheath as described in 1, 2, 3 and 4, composed of an alloy tube with high zirconium content closed on one side and a plug inside the tube, of which le revêtement côté intérieur a été déposé sur la surface intérieure du tube et sur la surface du bouchon avant le remplissage d'oxyde d'uranium et avant le soudage du bouchon sur le tube. the inner side coating was deposited on the inner surface of the tube and on the cap surface prior to uranium oxide filling and prior to welding the cap to the tube. 6.- Gaine telle que décrite en 6, caractérisée en ce que, avant placement, le bouchon revêtu présente un diamètre extérieur de 100 à 300 microns plus grand que le diamètre intérieur du tube revêtu. 6.- Sheath as described in 6, characterized in that, before placement, the coated plug has an outside diameter of 100 to 300 microns greater than the inside diameter of the coated tube. 7.- Gaine telle que décrite en 5 ou 6, dont les parties cylindriques parallèles du tube et du bouchon ont subi, après remplissage d'uranium et placement du bouchon, un sertissage mécanique par déformation plastique. 7.- Sheath as described in 5 or 6, whose parallel cylindrical parts of the tube and of the stopper have undergone, after filling with uranium and placing the stopper, a mechanical crimping by plastic deformation. 8.- Gaine telle que décrite en 1 à 7 ci-dessus, 8.- Sheath as described in 1 to 7 above, pour laquelle le platine a été remplacé par un autre métal très peu oxydable, comme l'or, l'iridium ou le palladium, ou <EMI ID=12.1> for which platinum has been replaced by another metal with very low oxidation, such as gold, iridium or palladium, or <EMI ID = 12.1> 9.- Galne telle que décrite en 8, dont le revêtement extérieur est formé de deux couches superposées de métaux différents mentionnés en 8, on d'une couche d'un de ces métaux et d'une couche de platine. 9. Galne as described in 8, the outer coating of which is formed of two superimposed layers of different metals mentioned in 8, one of a layer of one of these metals and of a layer of platinum. 10.- Gaine en zircalloy munie d'un revêtement intérieur, en deux couches de métaux différents choisis parmi les Métaux repris en 8, et le platine. 10.- Zircalloy sheath with an internal coating, in two layers of different metals chosen from Metals listed in 8, and platinum. 11.- Gaine métallique telle que décrite ci-dessus protéger l'invention intitulées 11.- Metal sheath as described above to protect the invention entitled 1) le" alliages commerciaux de zirconium mentionnés dans la description de l'invention sont indifféremment dénommés, dans 1) the "commercial zirconium alloys mentioned in the description of the invention are referred to, in <EMI ID=13.1> <EMI ID = 13.1> la: description, soit aux dessina, des modifications de fond et déclare que le couteau de cette note n'apporte pas de telles modifications et alla diantre objet que de signaler plusieurs erreurs matérielles. Il reconnaît que le contenu de cette note ne peut, avoir pour effet de rendre valable totalement ou partiellement le brevet faisant l'objet de la demande .8/194635 si celui-ci ne fêtait pas en tout ou' en partie en verts de la législation the: description, that is to say to the drawings, of the substantive modifications and declares that the knife of this note does not bring such modifications and went the other way to point out several material errors. He acknowledges that the content of this note cannot have the effect of making the patent which is the subject of the application. 8/194635 valid in whole or in part if it does not celebrate in whole or in part in green the patent. legislation <EMI ID=14.1> <EMI ID = 14.1> Il autorise l'administration à joindre cette note au dossier du, brevet et à en délivrer photocopie. He authorizes the administration to attach this note to the patent file and to issue a photocopy thereof.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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WO2014154865A1 (en) * 2013-03-29 2014-10-02 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Fuel rod comprising a corrosion-preventing element based on an element belonging to the platinum group

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2014154865A1 (en) * 2013-03-29 2014-10-02 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Fuel rod comprising a corrosion-preventing element based on an element belonging to the platinum group
FR3003991A1 (en) * 2013-03-29 2014-10-03 Commissariat Energie Atomique COMBUSTIBLE PEN COMPRISING AN ANTI-CORROSION ELEMENT BASED ON AN ELEMENT BELONGING TO THE PLATINUM GROUP

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