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1. (WO1996000447) MODIFICATION DE LA CONDUCTIVITE ELECTRIQUE D'UN FILM D'OXYDE POUR MAINTENIR UN FAIBLE POTENTIEL DE CORROSION DANS DE L'EAU A HAUTE TEMPERATURE
Dernières données bibliographiques dont dispose le Bureau international   

N° de publication :    WO/1996/000447    N° de la demande internationale :    PCT/US1995/008905
Date de publication : 04.01.1996 Date de dépôt international : 23.06.1995
CIB :
G21C 17/022 (2006.01), G21C 19/307 (2006.01)
Déposants : GENERAL ELECTRIC COMPANY [US/US]; 1 River Road, Schenectady, NY 12345 (US)
Inventeurs : HETTIARACHCHI, Samson; (US).
KIM, Young, Jin; (US).
ANDRESEN, Peter, Louis; (US).
DIAZ, Thomas, Pompilio; (US)
Mandataire : CHASKIN, Jay, L.; General Electric Company, 3135 Easton Turnpike, Fairfield, CT 06431 (US)
Données relatives à la priorité :
08/265,598 24.06.1994 US
Titre (EN) MODIFICATION OF OXIDE FILM ELECTRICAL CONDUCTIVITY TO MAINTAIN LOW CORROSION POTENTIAL IN HIGH-TEMPERATURE WATER
(FR) MODIFICATION DE LA CONDUCTIVITE ELECTRIQUE D'UN FILM D'OXYDE POUR MAINTENIR UN FAIBLE POTENTIEL DE CORROSION DANS DE L'EAU A HAUTE TEMPERATURE
Abrégé : front page image
(EN)A method for mitigating general corrosion and crack initiation and growth on the surface of metal components in a water-cooled nuclear reactor. A compound containing a non-noble metal such as zirconium or titanium is injected into the water of the reactor in the form of a solution or suspension. This compound decomposes under reactor thermal conditions to release ions/atoms of the non-noble metal which incorporate in or deposit on the surfaces of the components, including the interior surfaces of any cracks formed therein. The preferred compounds are zirconium compounds such as zirconium acetylacetonate, zirconium nitrate and zirconyl nitrate. Zirconium deposited in or on an oxided surface of a metal component will reduce the electrochemical potential at the surface to a level below the critical potential to protect against intergranular stress corrosion cracking.
(FR)Procédé d'atténuation de la corrosion générale et de l'apparition et de l'aggravation de fissures sur la surface d'éléments métalliques dans un réacteur nucléaire refroidi par eau. Un composé contenant un métal non noble tel que du zirconium ou du titane est injecté dans l'eau du réacteur sous forme d'une solution ou d'une suspension. Ledit composé se décompose dans les conditions thermiques du réacteur pour libérer des ions/atomes du métal non noble qui pénètrent dans les surfaces de l'élément ou se déposent sur lesdites surfaces des éléments, y compris les surfaces internes de toute fissure apparue dans lesdites surfaces. Les composés préférés sont des composés de zirconium, tels que de l'acétylacétonate de zirconium, le nitrate de zirconium et le nitrate de zirconyle. Le zirconium déposé dans la surface oxydée d'un élément ou sur ladite surface réduit le potentiel électrochimique au niveau de la surface à un degré inférieur au potentiel critique pour protéger contre la fissuration sous contrainte en combinaison avec la corrosion intergranulaire.
États désignés : JP, KR.
Office européen des brevets (OEB) (BE, CH, DE, ES, FR, GB, IT, NL, SE).
Langue de publication : anglais (EN)
Langue de dépôt : anglais (EN)