CIP-2021 : G21C 19/32 : Aparatos para retirar objetos o materiales radiactivos del área de descarga del reactor,

p. ej. para llevarlo a un lugar de almacenamiento; Aparatos para manipular objetos o materiales radiactivos en el interior del lugar de almacenamiento o extraerlos de éste (medios para desembarazarse de residuos de materiales de desecho G21F 9/00).

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G FISICA.

G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.

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

G21C 19/00 Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación, o para facilitar la manipulación, del combustible o de otros materiales utilizados en el interior del reactor, p. ej. en el interior de la vasija de presión.

G21C 19/32 · Aparatos para retirar objetos o materiales radiactivos del área de descarga del reactor, p. ej. para llevarlo a un lugar de almacenamiento; Aparatos para manipular objetos o materiales radiactivos en el interior del lugar de almacenamiento o extraerlos de éste (medios para desembarazarse de residuos de materiales de desecho G21F 9/00).

CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.

Gestión de barras de combustible gastadas de un reactor nuclear.

(24/04/2019) Un envase de barras de combustible nuclear gastado , que comprende: un recipiente de presión sumergible , que comprende una cubierta sellada, que define una cavidad interior, comprendiendo la cubierta un material conductor de calor y resistente a la corrosión con una conductividad térmica de más de aproximadamente 7,0 vatios por metro por grado kelvin, teniendo además el recipiente de presión sumergible una placa de soporte inferior perforada ; y un bastidor , encerrado dentro de la cavidad interior y situado de manera adyacente a la placa de soporte inferior perforada , estando el bastidor configurado para soportar una o más barras de combustible nuclear gastado ; un canal ascendente , soportado dentro del recipiente de presión sumergible por la placa de soporte inferior perforada y por un anillo de…

CONJUNTO DE FILTRADO DE CANALES DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES EN PISCINAS DE ALMACENAMIENTO DE INSTALACIONES NUCLEARES.

(04/04/2019). Solicitante/s: GDES TECHNOLOGY FOR SERVICES, S.L. Inventor/es: ALCARAZ PIETERS,Daniel, MELARA SAN ROMÁN,José, LACALLE BAYO,Jesús Emilio.

Comprende un conducto receptor que forma un acoplamiento para el soporte de un canal portador de elementos de combustible, al menos un filtro de cartucho , y una bomba , y se caracteriza porque está formado por dos unidades, una unidad sumergible y una unidad de control, que pueden unirse entre sí mediante cables y conducciones neumáticas o hidráulicas; la unidad sumergible comprende un bastidor portador y un prefiltro o filtro de cesta con una cavidad y una cubierta , en el que la cubierta es practicable por articulación mediante la acción de un medio de accionamiento comandado por la unidad de control; la cubierta de la cavidad del prefiltro o filtro de cesta está provista de al menos una cámara de toma de imágenes y de un medio de iluminación.

HERRAMIENTA DE MANIPULACIÓN Y RESCATE DE OBJETOS A PROFUNDIDAD.

(04/04/2019). Solicitante/s: GDES TECHNOLOGY FOR SERVICES, S.L. Inventor/es: LACALLE BAYO,JESUS, ROSELLO GARCIA,José Ignacio, CARRILLO DE HIJES,Xavier Alberto, MELARA SAN ROMÁN,José, FERNÁNDEZ LÓPEZ,Adolfo.

Utiliza una pértiga portadora, generalmente formada por una pluralidad de elementos de pértiga yuxtapuestos, y se caracteriza porque comprende una unidad de control, un elemento inferior de pértiga portador de un cabezal de operación , provisto de uno o más módulos motorizados uno de ellos portador de una herramienta de operación; y unos elementos de conexión entre la unidad de control y el cabezal de operación.

Fuente de electricidad derivada de un barril blindado de combustible gastado.

(14/03/2019) Un recipiente de almacenamiento de combustible nuclear gastado, que comprende: un contenedor para almacenar combustible nuclear irradiado; un motor térmico en relación de transferencia de calor con el contenedor para convertir un diferencial en calor entre el calor latente del combustible nuclear almacenado y un entorno ambiental en energía eléctrica o mecánica; un sistema de circulación de fluido para hacer circular un fluido de enfriamiento a lo largo de al menos una porción de una circunferencia del contenedor , presentando el sistema de circulación de fluido una entrada de fluido y una salida de fluido que se extiende a través de un barril blindado que rodea el contenedor; y caracterizado por un sistema deflector de fluido en comunicación…

Dispositivo de transferencia de barras de control.

(12/12/2018) Un dispositivo de transferencia para mover un conjunto de barras de control entre los conjuntos de combustible que emplea un puente grúa , teniendo el conjunto de barras de control una pluralidad de barras de control espaciadas que están soportadas desde un bastidor de nervio superior , en el que las barras de control están diseñadas para insertarse dentro de una pluralidad de tubos de manguitos de guía espaciados en los conjuntos de combustible, comprendiendo el dispositivo de transferencia: un conjunto de tubos de cierre superiores que tiene un eje longitudinal; un miembro interior alargado …

Método para preparar un recipiente cargado de elementos radiactivos húmedos para el almacenamiento en seco.

(11/04/2018) Método para preparar un contenedor que tiene una cavidad cargada con elementos radiactivos húmedos para el almacenamiento en seco, comprendiendo el método: a) colocar los elementos de combustible nuclear gastado radiactivos húmedos en una cavidad de un contenedor a través de una parte superior abierta del contenedor; b) colocar una tapa en la parte superior abierta del contenedor para cerrar el contenedor; c) proporcionar un sistema de circulación de gas que comprende un módulo de condensación, un módulo desecante y un módulo circulador de gas; d) conectar el sistema de circulación de gas al contenedor para formar una trayectoria de ciclo cerrado sellada herméticamente que incluye la cavidad; e) llenar la trayectoria…

MONTAJE DE MOVIMIENTO DE DEPÓSITO PARA TRANSFERENCIA, ROTACIÓN Y/O INSPECCIÓN.

(08/06/2017). Solicitante/s: TN AMERICAS LLC. Inventor/es: WOLF, UWE, KOFMAN,Aleksandr, PAYUMO VILLAFLORES,Anthony.

Un sistema de movimiento para mover un depósito blindado seco incluye una porción de estabilización, y una porción de soporte de depósito acoplada con la porción de estabilización, incluyendo la porción de soporte de depósito una interfaz de rodillo para soportar y mover un depósito. Un método para mover un depósito blindado seco incluye mover una interfaz de rodillo desde una posición retraída a una posición extendida para acoplarse con el depósito; y mover el depósito.

PDF original: ES-2673402_A2.pdf

Procedimiento y dispositivo para el almacenamiento de recipientes, en los que se encapsulan una barra de combustible o un segmento de barra de combustible respectivamente.

(07/09/2016) Procedimiento para el almacenamiento de recipientes en los que se encapsulan una barra de combustible o un segmento de barra de combustible respectivamente, que comprende las siguientes etapas de procedimiento: a) introducir los recipientes en un estuche de encapsulamiento abierto en el lado superior y que presenta una pluralidad de separadores de rejilla , b) sellado estanco a los fluidos del estuche de encapsulamiento con una cubierta , c) colocar sobre el estuche de encapsulamiento una tapa provista de una lanza de succión que se proyecta en el interior del estuche de encapsulamiento y que está conectada fluídicamente…

Procedimiento y dispositivo para el encapsulamiento de una barra de combustible o de un segmento de barra de combustible para un almacenamiento provisional.

(27/07/2016) Dispositivo para el encapsulamiento de una barra de combustible o segmento de barra de combustible, introducido en un recipiente , en el recipiente, con las siguientes características: a) el dispositivo presenta una primera y una segunda cámara , b) la primera y la segunda cámara están separadas entre sí y dispuestas sobre un eje de sistema común, c) la primera y la segunda cámara están provistas de una primera o segunda abertura para recibir un extremo libre del recipiente que desemboca en las cámaras de tal modo que la primera y la segunda cámara se pueden unir entre sí de manera fluida, cuando el recipiente está dispuesto entre ellas, exclusivamente a través del mismo, d) la primera cámara está conectada…

Sistema de recuperación de botellas de combustible nuclear.

(20/07/2016) Sistema de recuperación de botellas de combustible nuclear , que comprende - una plataforma de flotación flotable en el agua , - un dispositivo de descenso unido a la plataforma de flotación , - un bastidor portante que se puede descender y ascender verticalmente a través del dispositivo de descenso, - el bastidor portante es apropiado para ser colocado y posicionado sobre un recipiente de almacenamiento para el almacenamiento de botellas de combustible nuclear - el bastidor portante presenta un dispositivo prensor desplazable para la manipulación selectiva de las botellas de combustible nuclear que se encuentran en el recipiente de almacenamiento , que se caracteriza…

Dispositivo de limpieza de pileta de instalación nuclear.

(25/05/2016). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC GERMANY GMBH. Inventor/es: STROHMAYER,THOMAS, DEMTRÖDER,DOMINIK, WEINTRAGER,UDO.

Dispositivo de limpieza de pileta de instalación nuclear, que comprende - una plataforma flotante que puede flotar en el agua con cuerpos ascensionales , - un dispositivo de accionamiento para desplazar la plataforma flotante sobre la superficie de una pileta de instalación nuclear a ser limpiada, llena de agua, - un dispositivo de descenso unido a la plataforma flotante , - una bomba que se puede ascender y descender verticalmente a través del dispositivo de descenso con un tubo de succión unido a la bomba por su primer extremo para limpiar el fondo de la pileta de instalación nuclear , - un dispositivo de control remoto para controlar por remoto, al menos, el dispositivo de accionamiento y el dispositivo de descenso.

PDF original: ES-2640894_T3.pdf

Piscina de desactivación de una planta de energía nuclear.

(30/03/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: MULLER, ERHARD, WORSCH,MARCUS, NEMECEK,MICHAEL, JAKOBS,NORBERT.

Piscina de desactivación de una planta de energía nuclear con un canal de transferencia a una cámara de reactor , que está provista de una compuerta para el cierre automático del canal de transferencia al descender el espejo de agua (h) de la piscina de desactivación por debajo de un valor de límite (hG).

PDF original: ES-2575853_T3.pdf

Herramienta de desenganche de la hoja de la barra de control de un GEROCS.

(21/12/2015). Ver ilustración. Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: MATSUMOTO,JACK, WHITLING,ROBERT, WELSH,CHRISTOPHER, FRANCISCO,GREGORY.

Una herramienta de desenganche que comprende: una placa base ; un primer miembro de guía y un segundo miembro de guía unidos a la placa base ; un primer bastidor (140A) y un segundo bastidor (140B) unidos a la placa base ; un engranaje de tornillo sin fin unido al primer bastidor (140A); un eje del carrete de cable unido al engranaje de tornillo sin fin ; un gancho incluyendo el gancho una vaina cilíndrica que tiene al menos un dedo configurado para plegarse y desplegarse; caracterizado porque la herramienta de desenganche comprende además: un motor paso a paso unido al primer bastidor (140A); y una manguera enrollada alrededor del eje del carrete de cable; en el que el gancho está unido a un primer extremo de la manguera.

PDF original: ES-2554486_T3.pdf

Dispositivo de agitación para mezclar materiales abrasivos con carga radioactiva.

(02/12/2015) Dispositivo de agitación que comprende al menos una herramienta de agitación para mezclar sustancias abrasivas con carga radioactiva, especialmente cemento , un dispositivo de accionamiento para girar al menos una herramienta de agitación , así como dispositivos de conducción para el cemento, el agua y el residuo radioactivo, que se caracteriza por que al menos una parte de la superficie de la herramienta de agitación está recubierta con una capa protectora de PEEK y por que la capa protectora presenta un espesor de capa predominantemente en el ámbito de 500 μm hasta 750 μm.

SISTEMAS Y PROCEDIMIENTOS PARA LA DISPOSICIÓN DE UNO O MÁS COMPONENTES RADIACTIVOS DE REACTORES NUCLEARES DE INSTALACIONES NUCLEARES.

(04/09/2014) Sistemas y procedimientos para la disposición de uno o más componentes radiactivos de reactores nucleares de instalaciones nucleares. Un sistema para la disposición de uno o más componentes radiactivos de un reactor nuclear puede incluir un primer receptáculo configurado para recibir el uno o más componentes radiactivos, un marco configurado para soportar el primer receptáculo en el reactor nuclear, y un dispositivo configurado para separar el uno o más componentes radiactivos en dos o más porciones durante la bajada del uno o más componentes radiactivos al primer receptáculo. Un procedimiento para la disposición de uno o más componentes radiactivos de un reactor nuclear puede incluir ensamblar un sistema para la disposición del uno o más componentes radiactivos, y mover el sistema ensamblado a una…

Procedimiento y disposición para rodear al menos una barra de combustible de manera estanca al gas.

(30/10/2013) Procedimiento para rodear de forma estanca al gas al menos una barra de combustible que se encuentra en unlíquido que comprende las etapas del procedimiento: (a) posicionamiento de un tubo interior que presenta orificios frontales y que se puede cerrar por medio deprimeros elementos de cierre en un alojamiento alineado vertical, (b) introducción de la al menos una barra de combustible en el tubo interior, (c) alineación del primer elemento de cierre superior sobre el orificio frontal superior del tubo interior, (d) cierre del alojamiento y retirada del líquido presente en el alojamiento y en el tubo interior, (e) impulsión con fuerza del primer elemento…

Procedimiento para el desmantelamiento de una instalación nuclear.

(12/09/2012). Solicitante/s: AREVA NP GMBH. Inventor/es: STROBEL, REINHARDT, GOTTFRIED, ROLAND.

Procedimiento para el desmantelamiento de una instalación nuclear en el que un componente de una instalación dispuesto en una primera piscina inundada de agua es desmontado en una primera etapa en piezas sueltas de gran volumen, que comprende las siguientes etapas: - se deposita un contenedor de transporte , con estanqueidad al agua, en la primera piscina debajo del agua, - se introduce la pieza suelta debajo del agua en el contenedor de transporte inundado de agua, -se saca el contenedor de transporte con la pieza suelta introducida en el mismo de la primera piscina y se transporta el mismo, en estado inundado, por encima de la superficie de agua a la segunda piscina , asimismo inundada de agua, y se deposita en la misma debajo del agua, - se procede al fraccionamiento posterior de la pieza suelta en la segunda piscina.

PDF original: ES-2393572_T3.pdf

METODO Y APARATO PARA LIMPIAR ULTRASONICAMENTE CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR IRRIDIADOS.

(01/03/2007). Ver ilustración. Solicitante/s: ELECTRIC POWER RESEARCH INSTITUTE, INC. Inventor/es: FRATTINI, PAUL, L., VARRIN, ROBERT, S., HUNT, EDWIN, S.

Un aparato para limpiar un conjunto de combustible nuclear irradiado , incluyendo: una carcasa ; y una pluralidad de transductores ultrasónicos colocados en dicha carcasa para suministrar energía ultrasónica omnidireccional de emanación radial que quita depósitos de un conjunto de combustible nuclear irradiado colocado cerca de dicha carcasa.

PILETA Y DISPOSITIVO DE ALOJAMIENTO PARA ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE REACTOR NUCLEAR DE FORMA ALARGADA.

(01/02/1997). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: FABER, HEINRICH, DIPL.-ING.

UNA PILETA TIENE UN DISPOSITIVO PARA EL GIRO DE UN ELEMENTO COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR DE FORMA ALARGADA CON UN DISPOSITIVO DE ALOJAMIENTO DE FORMA ALARGADA PARA EL ELEMENTO COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR , QUE ES GIRATORIO ALREDEDOR DE UN EJE DE GIRO TRANSVERSAL AL EJE LONGITUDINAL DE ESTE DISPOSITIVO DE ALOJAMIENTO; EL ELEMENTO COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR SE PUEDE PONER EN EL DISPOSITIVO DE ALOJAMIENTO PARA ALCANZAR UNA PEQUEÑA ALTURA DE AGUA NECESARIA PARA EL GIRO DEL ELEMENTO COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR EN DIRECCION TRANSVERSAL A SU EJE LONGITUDINAL (A) Y SE PUEDE RETIRAR DE ESTE DISPOSITIVO DE ALOJAMIENTO.

PROCESO DE ACONDICIONAMIENTO O DE RECICLADO DE CARTUCHOS IONICOS USADOS.

(16/07/1996). Solicitante/s: COGEMA COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES. Inventor/es: DUQUESNE, JACQUES.

LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCESO DE TRATAMIENTO DE LOS CARTUCHOS IONICOS QUE ASEGURAN EL TRATAMIENTO DE LAS AGUAS CONTAMINADAS DE LAS PISCINAS DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLES DE REACTORES NUCLEARES. ESTE TRATAMIENTO CONSISTE, POR MEDIOS DE TRANSFERENCIA DEL CARTUCHO Y DE LOS MEDIOS DE ASPIRACION, EN EXTRAER LAS RESINAS CAMBIADORAS DE IONES CONTENIDAS EN EL CARTUCHO. UN PROCESO DE ACONDICIONAMIENTO PERMITE, CUANDO LA RESINA HA SIDO EXTRAIDA, DESCONTAMINAR Y DESPUES ACONDICIONAR, INDEPENDIENTEMENTE DE LA SUSTANCIA RESINOSA, LA ESTRUCTURA METALICA QUE CONSTITUYE EL CARTUCHO. UN PROCESO DE RECICLADO PERMITE,CUANDO LA RESINA HA SIDO EXTRAIDA, LIMPIAR LA ESTRUCTURA METALICA DE SUS IMPUREZAS Y LLENARLO DE NUEVO CON RESINA NUEVA. LA INVENCION ENCUENTRA SUS APLICACIONES EN EL CAMPO NUCLEAR Y EN PARTICULAR EN EL CAMPO DEL TRATAMIENTO Y DEL ACONDICIONAMIENTO DE LOS DESECHOS NUCLEARES.

CAMPANA DE BLINDAJE.

(16/08/1995) EL OBJETO DE LA INVENCION ES UNA CAMPANA BLINDADA QUE CONTIENE UN CABLE DE TRACCION , CUYO EXTREMO ESTA UNIDO CON UN BRAZO DE AGARRE EN EL INTERIOR DE LA CAMPANA BLINDADA. EL BRAZO DE AGARRE ESTA DESTINADO PARA ASIR CESTAS DE MATERIAL RADIOACTIVO COMO DESECHOS, QUE DEBEN ALMACENARSE EN UN RECEPTACULO DISPUESTO POR DEBAJO DE LA CAMPANA BLINDADA, EL CUAL SE PUEDE CERRAR CON UNA TAPA . LA TAPA SE EMPLEA SIMULTANEAMENTE COMO TAPA DE CIERRE PARA LA CAMPANA BLINDADA . LA CAMPANA BLINDADA CONTIENE UNA PARTE DE LA CAJA LATERALMENTE SOBRESALIENTE . EN LA PARTE DE LA CARCASA ESTA DISPUESTA LA TAPA MOVIL TRANSVERSALMENTE AL EJE LONGITUDINAL…

APARATO PARA LLEVAR COMPONENTES HACIA Y DESDE ENVASES.

(01/05/1992) CONSISTE EN UN APARATO PARA LLEVAR COMPONENTES, PARTICULARMENTE VARILLAS DE CONTROL PARA UN REACTOR NUCLEAR, DESDE Y HACIA ENVASES, PARTICULARMENTE CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE, CON LA AYUDA DE UN CARRO QUE CONTIENE COMPARTIMENTOS PARA RECIBIR, AL MENOS, UNA ESTRUCTURA DE COMBUSTIBLE Y , AL MENOS, UN ELEMENTO DE VARILLAS DE CONTROL. EL CARRO ESTA MONTADO SOBRE PISTAS Y LLEVA UN ESTRIBO DISPUESTO PARA COOPERAR CON LOS MIEMBROS DE PARADA QUE DELIMITAN LAS POSICIONES RESPECTIVAS DEL CARRO A LO LARGO DE LAS PISTAS. CUANTO EL CARRO ESTA EN ALGUNA DE SUS POSICIONES, UN COMPARTIMENTO RESPECTIVO SE COLOCA DIRECTAMENTE DEBAJO DE UNA GARRA MOVIBLE VERTICALMENTE QUE SE MANEJA PARA AGARRAR UN ELEMENTO DE VARILLAS DE CONTROL. PARA PERMITIR QUE EL CARRO TENGA MAS DE DOS POSICIONES, SE SUMINISTRA UN MEDIO DE PARADA…

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA PONER EN FORMA COMPACTA UN HAZ DE BARRAS DE COMBUSTIBLE.

(01/11/1988). Ver ilustración. Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: QUAYRE, CLAUDE, BENECK, JEAN, LOUVAT, JEAN-PIERRE.

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA PONER EN FORMA COMPACTA UN HAZ DE BARRAS DE COMBUSTIBLE, EN DONDE EL HAZ PASA DE LA FORMA DE MALLA CUADRADA A LA DE MALLA TRIANGULAR CON AYUDA DE UNA ALJABA PIRAMIDAL (46A) CONVERGENTE HACIA ABAJO, DE SECCION RECTANGULAR, QUE TIENE DOS CARAS OPUESTAS PROVISTAS DE SALIENTES DE AMPLITUD CRECIENTE HACIA ABAJO PARA ORDENAR LAS BARRAS SEGUN UN PASO TRIANGULAR, HABIENDO TABIQUES PERPENDICULARES A DICHAS CARAS OPUESTAS PARA SEPARAR Y GUIAR FILAS DE BARRAS EN LA PARTE ALTA DE LA ALJABA, Y UNA REJILLA (48A) SITUADA EN LA PARTE ALTA DE LA ALJABA, DOTADA DE ALVEOLOS DE INTRODUCCION DE BARRAS Y CONSTITUIDA POR VARIAS FRACCIONES QUE PUEDEN SEPARARSE Y APROXIMARSE ENTRE SI PARALELAMENTE A LA DIRECCION DE LOS TABIQUES. EL INVENTO ES APLICABLE AL CAMPO DE LA ENERGIA NUCLEAR.

UN METODO PARA MEDIR A DISTANCIA EL NIVEL DE SUPERFICIE DE MATERIAL DE PARTICULAS EN BRUTO.

(01/11/1988). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: LOCANTE, JOHN.

UN METODO PARA MEDIR A DISTANCIA EL NIVEL DE UN MATERIAL EN BRUTO EN UNA VASIJA, EN EL CUAL EL MATERIAL EN BRUTO COMPRENDE PARTICULAS SUELTAS, CON PARTICULAS ADYACENTES QUE DEFINEN INSTERSTICIOS ENTRE AQUELLAS. SE AÑADE LIQUIDO A LA VASIJA A UNA VELOCIDAD DE CAUDAL CONSTANTE A TRAVES DE UNA ENTRADA DE LIQUIDO DE LA VASIJA, EN LA CUAL EL LIQUIDO LLENA PROGRESIVAMENTE LOS INTERSTICIOS DEL MATERIAL EN BRUTO DESDE EL FONDO DE LA VASIJA HASTA EL NIVEL SUPERFICIAL DEL MATERIAL. LAS INDICACIONES DE NIVEL DE LIQUIDO DEL DISPOSITIVO DE MEDICION DE NIVEL SON CONTROLADAS COMO FUNCION DEL TIEMPO. SE DETERMINA EL NIVEL AL CUAL DISMINUYE LA CANTIDAD DE VARIACION DE NIVEL DE LIQUIDO EN LA VASIJA. TAL NIVEL REPRESENTA EL NIVEL DE SUPERFICIE DE MATERIAL EN BRUTO EN LA VASIJA.

CONJUNTO DE ESCOTILLA.

(16/07/1987). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

MODIFICACIONES EN UN CONJUNTO DE ESCOTILLA. CONSISTENTES EN: UN EJE DE MANIVELA PROVISTO DE UN DISPOSITIVO DE ACCIONAMIENTO PARA TRANSMITIR UN PAR DE FIJACION Y UN PAR DE LIBERACION OPUESTO A ESTE EJE; UN DISPOSITIVO DE ACOPLAMIENTO PARA CONECTAR EL EJE DE MANIVELA CON UN PERNO DE FIJACION , EL CUAL INCLUYE SUPERFICIES BISELADAS; UNA SUPERFICIE EN LA CUBIERTA DE ESCOTILLA Y QUE COOPERA CON EL PERNO DE FIJACION CON EL FIN DE PRESIONAR LA CUBIERTA CONTRA EL ASIENTO ANULAR ; Y UN MUELLE PARA TRANSMITIR EL PAR DE FIJACION AL PERNO DE FIJACION . TIENE APLICACION EN TUBOS DE TRANSFERENCIA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

MAQUINA PARA EL CIERRE DE BARRILES EN EL INTERIOR DE UNA PISCINA Y TAPA PARA SER COLOCADA POR MEDIO DE DICHA MAQUINA.

(01/06/1987). Solicitante/s: COGEMA.

MAQUINA PARA EL CIERRE DE BARRILES EN EL INTERIOR DE UNA PISCINA. COMPRENDE UNA PERCHA TELESCOPICA EQUIPADA EN SU EXTREMIDAD INFERIOR CON UNA CABEZA DE PRENSION; MEDIOS DE MANUTENCION PARA DESPLAZAR ESTA ULTIMA ENTRE SU POSICION BAJA, SITUADA EN LA PISCINA , Y UNA PORCION ALTA, SITUADA POR ENCIMA DE LA PISCINA; MEDIOS DE TRANSFERENCIA PARA TRANSFERIR UNA TAPA (C) POR DEBAJO DE LA CABEZA DE PRESION CUANDO ESTA ESTA EN POSICION ALTA; Y MEDIOS DE ACCIONAMIENTO PARA LA COLOCACION DE ELEMENTOS DE ENGANCHE DE LA TAPA (C) SOBRE EL BARRIL (F). TIENE APLICACION EN BARRILES QUE CONTIENEN MATERIAS RADIACTIVAS.

DISPOSITIVO DE COMPROBACION DE LA DESCONEXION DE LAS VARILLAS DE MANDO DE LOS GRUPOS DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR.

(16/02/1987). Solicitante/s: FRAMATOME & CIE.

DISPOSITIVO DE COMPROBACION DE LA DESCONEXION DE LAS VARILLAS DE MANDO DE LOS GRUPOS DE CONTROL DE REACTOR NUCLEAR. COMPRENDE: UN PRIMER ELEMENTO DE PERTIGA , PROVISTO, EN SU PARTE SUPERIOR, DE UN ARCO DE MANDO Y, EN SU PARTE INFERIOR, DE UN ELEMENTO DE ACOPLAMIENTO SOBRE LA PARTE CENTRAL ; UNA CUERDA DE SEGURIDAD FIJADA A UN ANILLO DE ELEVACION , A SU VEZ FIJADO A UN COLLAR SOBRE LA PERTIGA ; Y UN COLLAR DE ENGANCHE , QUE PERMITE COLOCAR EL DISPOSITIVO SOBRE LA BARANDILLA DE LA MAQUINA DE CARGA; ESTANDO PROVISTA LA PARTE CENTRAL , EN SUS DOS EXTREMOS, DE ORGANOS DE ACOPLAMIENTO , SOBRE EL EXTREMO INFERIOR DE LA PARTE SUPERIOR Y SOBRE EL EXTREMO SUPERIOR DE L APARTE INFERIOR.

PERFECCIONAMIENTOS EN UN DISPOSITIVO IMPULSOR DE VARILLAS COMBUSTIBLES DESDE UN ELEMENTO COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR.

(01/12/1986). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT, DE BERLIN Y MUNCHEN..

DISPOSITIVO IMPULSOR PARA EL DESPLAZAMIENTO DE VARILLAS COMBUSTIBLES QUE ESTAN DISPUESTAS EN LOS DISTANCIADORES DE UN ELEMENTO COMBUSTIBLE. CONSTA DE UN CONJUNTO DE VARILLAS IMPULSORAS AXIALMENTE DESPLAZABLES , QUE ESTAN DISPUESTAS CON LA MISMA DISTRIBUCION GEOMETRICA QUE LAS VARILLAS COMBUSTIBLES A DESPLAZAR EN EL ELEMENTO COMBUSTIBLE, ESTANDO RETENIDAS DICHAS VARILLAS IMPULSORAS, POR SUS EXTREMOS OPUESTOS, A LAS VARILLAS COMBUSTIBLES, MEDIANTE LISTONES O PLACAS IMPULSORAS ; DE UNA PLACA GUIA PROVISTA DE LOS ORIFICIOS CORRESPONDIENTES A LAS VARILLAS IMPULSORAS, PARA EL GUIADO DESLIZANTE DE LAS MISMAS. DE APLICACION EN REACTORES NUCLEARES.

CONTENEDOR PROVISIONAL DE TRASPASO PARA LA CONSOLIDACION DE LAS VARILLAS DE COMBUSTIBLE DE TIPO NUCLEAR.

(16/05/1986). Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, INC..

CONTENEDOR DE ALMACENAMIENTO Y CONSOLIDACION DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR. INCLUYE: UN PANEL DORSAL ; UNA PAREJA DE PANELES LATERALES ; UN PANEL FRONTAL SITUADO DE FORMA OPUESTA AL PANEL DORSAL; UNA ABERTURA SUPERIOR RECTANGULAR POR EL EXTREMO SUPERIOR DEL CONTENEDOR; UNA ABERTURA INFERIOR QUE TIENE UN AREA MENOR QUE LA MITAD DE LA ABERTURA SUPERIOR; UNOS ELEMENTOS DE NERVADURA PARALELOS QUE SE EXTIENDEN DESDE EL PANEL FRONTAL HASTA EL DORSAL, CADA NERVADURA (90 SE ENCUENTRA SEPARADA DE OTRA POR UNA DISTANCIA UNIFORME Y SE EXTIENDE EN SENTIDO DESCENDENTE AL INTERIOR DE LA PARTE DE FORMA CONICA DEL CONTENEDOR; UN ELEMENTO DE BASE EN EL EXTREMO INFERIOR DEL CONTENEDOR, DISPUESTO DESMONTABLE QUE GUIA LA VARILLA HACIA LA PARTE INFERIOR DEL PANEL DORSAL. SE UTILIZA PARA EL ALMACENAMIENTO DE CONSOLIDACION DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE RETIRADAS DE REACTORES NUCLEARES.

SISTEMA DE TRANSFERENCIA DE CONJUNTO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

(01/03/1986). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

SISTEMA DE TRANSFERENCIA PARA RECIPIENTE DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN UNA CENTRAL NUCLEAR. CONSTA DE UN CARRO DE TRANSPORTE PARA TRANSPORTAR EL RECIPIENTE DE COMBUSTIBLE A TRAVES DE UN TUBO DE TRANSFERENCIA, ENTRE LA PISCINA DE MANIPULACION SITUADA EN LA ZONA QUE CONTIENE EL REACTOR NUCLEAR Y UNA PISCINA DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO; DE MECANISMOS QUE HACEN PIVOTAR AUTOMATICAMENTE EL RECIPIENTE DE COMBUSTIBLE DESDE SU POSICION DE TRANSPORTE HORIZONTAL HASTA SU POSICION VERTICAL DE CARGA Y DESCARGA DEL COMBUSTIBLE; Y DE BARRAS DE CAPTACION PIVOTANTES DESTINADAS A SER ACOPLADAS CON LAS HORQUILLAS PREVISTAS EN EL RECIPIENTE DE COMBUSTIBLE.

PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACIONES DE RECARGA DE COMBUSTIBLE PARA REACTORES NUCLEARES.

(16/07/1969). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.

Perfeccionamientos en instalaciones de recarga de combustible para reactores nucleares, que comprenden en un granero dispuesto en el interior del recinto de resistencia a la presión y de protección biológica del reactor y que comunica con el exterior por un túnel obturable, al menos un brazo desplazable angularmente en torno al eje vertical del reactor y una máquina de transporte desplazable a lo largo del brazo y a lo largo de carriles montados sobre el túnel, máquina provista de un órgano de presión de los cartuchos de combustible desplazable verticalmente para penetrar en los canales del núcleo, caracterizado porque el brazo comprende un depósito de recepción de los cartuchos de combustible, en el cual la máquina toma cartuchos nuevos destinados a ser introducidos en un canal y extrae cartuchos usados procedentes del mismo y porque el túnel va unido a un tanque estanco que forma exclusa por un conducto vertical accesible por el órgano prensor montado sobre la máquina de transporte.

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