18 patentes, modelos y diseños de FRAMATOME ANP

  1. 1.-

    PASTILLA DE OXIDO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO DE FABRICACION CORRESPONDIENTE

    (06/2009)
    Ver ilustración. Inventor/es: DELAFOY,CHRISTINE, DEYDIER,PASCAL. Clasificación: G21C3/62, G21C21/02, G21C3/64.

    Pastilla sinterizada de óxido de combustible nuclear, siendo la pastilla sensiblemente cilíndrica y a base de óxido de uranio enriquecido, caracterizada porque comprende entre 1200 ppm y 1750 ppm en masa de Cr2O3, que no se ha reducido durante la sinterización de la pastilla.

  2. 2.-

    PROCEDIMIENTO DE SEPARACION DE ISOTIPOS

    (04/2009)

    Procedimiento para la separación, en un medio acuoso, de los isótopos de un mismo elemento que pertenece a la serie de los lantánidos, procedimiento que comprende el tratamiento de un medio acuoso que contiene los isótopos de un elemento en forma de sal con un ligando orgánico que en el medio acuoso tiene el mismo número de cargas negativas que el isótopo tiene de cargas positivas en forma iónica y en el que este ligando se diseña para que se ligue preferentemente a uno o varios isótopos del elemento, y que en dicho procedimiento o bien (i) el ligando está soportado por una resina o por un soporte intercambiador de iones, el medio acuoso...

  3. 3.-

    VARILLA QUE COMPRENDE UN APILAMIENTO DE PASTILLAS DE OXIDO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

    (12/2007)
    Ver ilustración. Inventor/es: DELAFOY,CHRISTINE, DEYDIER,PASCAL. Clasificación: G21C21/02, G21C3/16.

    Varilla de combustible nuclear, que comprende una vaina de aleación a base de circonio y un apilamiento de pastillas sinterizadas de óxido de combustible nuclear, sensiblemente cilíndricas, a base de óxido de uranio enriquecido, caracterizada porque la relación H/D entre la altura y el diámetro de la pastilla está comprendida entre 0, 4 y 0, 6 y el huelgo inicial entre las pastillas y la vaina no sobrepasa 200 µm.

  4. 4.-

    INTERCAMBIADOR DE CALOR Y, EN PARTICULAR, GENERADOR DE VAPOR CON FONDO CONVEXO

    (08/2007)

    Intercambiador de calor y, en particular, generador de vapor con fondo convexo.#El generador de vapor presenta una envoltura externa que tiene un eje en una disposición vertical cuando el intercambiador se halla en servicio, un haz de tubos que tiene partes rectas paralelas entre sí y al eje del intercambiador de calor en el interior de la envoltura externa , por lo menos una placa tubular que tiene unos orificios pasantes en los que quedan fijados los tubos del haz y por lo menos una caja de agua que tiene una pared de revolución, alrededor del eje del intercambiador de calor fijada a la placa tubular en la parte inferior del intercambiador de calor. La superficie (14a) del fondo macizo del intercambiador de...

  5. 5.-

    INTERCAMBIADOR DE CALOR Y PROCEDIMIENTO DE FABRICACION

    (07/2007)
    Ver ilustración. Inventor/es: DOULE,ALAIN, LIMOSIN,JACQUES. Clasificación: F28F9/02B, F28F9/02B4, F22B1/02C2, F28F9/02, F28D7/10, F22B1/02.

    Intercambiador de calor y procedimiento de fabricación.#La pared de la caja de agua es fijada por soldadura sobre la placa tubular , a través de un casquillo de conexión solidario de la placa tubular . El acoplamiento por soldadura de la pared de la caja de agua y de la placa tubular se lleva a cabo después de haber fijado el haz de tubos sobre la placa tubular . El casquillo de conexión presenta una longitud en la dirección axial por lo menos igual a 300 mm y, preferentemente, del orden de 370 mm.

  6. 6.-

    PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE DEPOSITO DE UN METAL DE APORTACION EN UN FRESADO ANULAR Y LABRADO EN UNA PARED ESFERICA

    (05/2007)
    Ver ilustración. Inventor/es: REMOND,ETIENNE, PROUTEAU,FRANCOIS. Clasificación: G21C13/036.

    Procedimiento y dispositivo de depósito de un metal de aportación en un fresado anular labrado en una pared esférica. Se realiza el depósito de metal de aportación de manera automática en el fresado anular . Se gira una antorcha de soldadura alrededor de un eje de rotación de dirección radial con respecto a la pared esférica y pasando por un punto de la superficie interior cóncava de la pared esférica a la parte central del fresado anular . Simultáneamente a la rotación alrededor del eje de rotación , se desplaza la antorcha de soldadura en una dirección (Y) perpendicular al eje de rotación , de forma regulada y se regula la posición de la antorcha de soldadura en una dirección (Z) paralela al eje de rotación , a fin que el electrodo (20') de la antorcha de soldadura describa una trayectoria elíptica y garantice el depósito del metal de aportación en el fresado anular , en forma de un cordón elíptico.

  7. 7.-

    PROCEDIMIENTO DE FIJACION DE UN TUBO EN UN ESCARIADO TRANSVERSAL DE UNA PARED ESFERICA Y DISPOSITIVO DE DEPOSITO DE METAL DE INCORPORACION EN UN FRESADO.

    (05/2007)

    Procedimiento de fijación de un tubo en un escariado transversal de una pared esférica y dispositivo de depósito de metal de incorporación en un fresado. Se labra un fresado anular en la superficie interna de la pared esférica alrededor de una zona de que atraviese la pared por escariado de fijación del tubo. Se realiza el depósito del primer metal de incorporación en el fresado y se procede al escariado por perfusión de una parte de la pared esférica rodeada por el fresado . Se acopla de forma ajustada el tubo en el escariado y se deposita un segundo metal de incorporación en el fresado , alrededor del tubo para soldar el tubo al primer metal de incorporación...

  8. 8.-

    PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE RESTAURACION DE TIEMPOS DE CAIDA POR LO MENOS UN CONJUNTO DE COMANDO DE AJUSTE DE LA REACTIVIDAD EN EL NUCLEODE UN REACTOR NUCLEAR REFRIGERADO POR AGUA LIGERA.

    (03/2007)

    Procedimiento de restauración del tiempo de caída de por lo menos un conjunto de comando de ajuste de la reactividad en el núcleo de un reactor nuclear refrigerado mediante agua ligera que incluye, por encima del núcleo constituido por ensamblajes de combustible yuxtapuestos, colocados en una cuba del reactor nuclear y con unos tubos guía para el guiado de barras absorbentes del conjunto de ajuste, dispuestos verticalmente, de equipos internos superiores que reposan en la parte superior...

  9. 9.-

    SONDA DE CONTROL NO DESTRUCTIVA DE UNA PARED INTERNA DE UN CONDUCTO.

    (03/2007)
    Ver ilustración. Inventor/es: PETIT, MICHEL, BURAT, OLIVIER. Clasificación: G01N29/24, G21C17/003.

    Sonda de control de una pared interna de un conducto , del tipo que comprende al menos un palpador montado en un soporte desplazable dentro del conducto, aplicando dicho palpador contra la pared interna , caracterizada por el hecho de que el soporte está formado por una coquilla sobremoldeada sobre dicho palpador y comprende, por una parte, un cuerpo provisto de al menos una ventana (13a; 23a) de posicionamiento de dicho palpador y, por otra parte, unos medios de prensado de este palpador contra la pared interna , sobremoldeados con el cuerpo.

  10. 10.-

    CUBA DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION, QUE INCLUYE UN DISPOSITIVO DE TRANQUILIZACION DE LA CIRCULACION DE AGUA DE REFRIGERACION EN EL FONDO DE LA CUBA.

    (02/2007)

    Cuba de un reactor nuclear, con agua a presión, de forma globalmente cilíndrica, dispuesta en servicio con su eje vertical y cerrada en su extremo inferior mediante un fondo abombado (1b), que incluye, por encima del fondo abombado (1b), una placa de soporte del corazón del reactor, en una disposición horizontal, que delimita con el fondo abombado (1b) un espacio de fondo de cuba y unos medios para dirigir un flujo anular de agua de refrigeración a presión de arriba abajo en la periferia del espacio de fondo de cuba , así como un dispositivo de tranquilización del flujo de agua de refrigeración suspendido por debajo de la placa de soporte del corazón , para tranquilizar y homogeneizar el flujo de agua de refrigeración...

  11. 11.-

    RESORTE DE RETENCION DE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO DE DETERMINACION OPTIMIZADO DEL PERFIL DE LA LAMINA SUPERIOR DEL RESORTE.

    (12/2006)

    Resorte de fijación de un conjunto de combustible de un rector nuclear constituido por un haz de varillas de combustible paralelas entre sí y un armazón en el que están sujetas las varillas de combustible y comprendiendo un cabezal superior en uno de los extremos del armazón en el que se fijan los resortes laminares (3a, 3b, 3c, 3d) destinados a formar un soporte contra una placa superior del núcleo del reactor nuclear, estando constituido el núcleo del reactor nuclear por conjuntos de combustibles yuxtapuestos y colocados de manera que los cabezales...

  12. 12.-

    CONJUNTO DE COMBUSTIBLE PARA REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION COMPRENDIENDO VARILLAS CON DOS CONTENIDOS DE GADOLINIO.

    (12/2006)
    Ver ilustración. Inventor/es: BELVEGUE,PATRICE, ZHENG,SONGHUI. Clasificación: G21C3/326.

    Conjunto de combustible para reactor nuclear de agua a presión, que comprende unas primeras varillas de combustible nuclear que tienen un primer contenido en masa de gadolinio y unas segundas varillas de combustible nuclear que tienen un segundo contenido en masa de gadolinio, siendo el segundo contenido superior al primero, caracterizado porque el primer contendido en masa es estrictamente superior a 2%.

  13. 13.-

    DISPOSITIVO DE LIMPIEZA DE UN CONJUNTO COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR.

    (12/2006)

    Dispositivo de limpieza de un conjunto combustible de un reactor nuclear constituido por un haz de varillas de combustible mantenidas en una disposición paralela entre sí en el interior de un armazón del conjunto combustible, que tiene una forma general prismática rectangular alargada según una dirección axial del haz en la que se disponen las varillas , estando almacenado el conjunto combustible bajo el agua en una piscina de desactivación , en el interior de una celda (2b) de un bastidor de almacenamiento en la cual se sitúa el conjunto combustible según su eje vertical y en una posición análoga a su posición en el reactor nuclear...

  14. 14.-

    REJILLA-TRAVESAÑO PARA UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR.

    (11/2006)

    Rejilla-travesaño para un conjunto de combustible de un reactor nuclear refrigerado por agua, constituida por una serie de placas (2, 2’) entrecruzadas y ensambladas entre sí sensiblemente en ángulos rectos, delimitando una red de celdas de varillas de mallas cuadradas destinadas a recibir, cada una de ellas, una varilla de combustible atravesando la celda en una dirección axial y mantenida en disposición sensiblemente centrada por elementos de retención en voladizo hacia el interior con respecto a las paredes de la celda , comprendiendo...

  15. 15.-

    UTILAJE DE SUJECION Y DE MANIPULACIN DE UN RESORTE FIJADO SOBRE UNA SUPERFICIE SUPERIOR DE UN CONJUNTO COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO DE SUSTITUCION DE UN RESORTE.

    (11/2006)

    Utilaje de sujeción y manipulación de láminas (2a, 2b, 2c, 2d) de un resorte fijadas en una superficie del extremo superior de un cabezal superior de un conjunto de combustible nuclear, en el interior de una piscina de una central nuclear, comprendiendo cada una de las láminas (2a, 2b, 2c, 2d) un talón de fijación y un brazo flexible inclinado con respecto al talón , y estando constituido el resorte por un apilamiento de una serie de láminas (2a, 2b, 2c, 2d) cuyos talones , situados de forma superpuesta, están atravesados al menos por una abertura de paso de un tornillo de sujeción del resorte sobre el cabezal...

  16. 16.-

    PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE MEDICION DEL DIAMETRO DE UNA VARILLA PERIFERICA DE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR.

    (11/2006)

    Procedimiento para medición del diámetro de una varilla periférica de un conjunto de combustible de un reactor nuclear refrigerado por agua ligera, constituido por un haz de varillas de combustible y un armazón de sujeción de las varillas de combustible que incluye rejillas-travesaño repartidas según la dirección longitudinal axial del haz de varillas , tubos-guía dispuestos en ciertas posiciones de las varillas en el interior del haz y cabezales extremos , efectuándose la medición por debajo del agua en una piscina en la que se sitúa el conjunto de combustible con su eje longitudinal en la dirección vertical,...

  17. 17.-

    PROCEDIMIENTO DE CONTROL DEL MARGEN OPERATIVO DE UNA VALVULA DE MARIPOSA.

    (07/2006)
    Ver ilustración. Inventor/es: MARTINS, GEORGES, OBON SORIANO, JOSE MANUEL, MENIGOZ, SANDRINE. Clasificación: F16K31/04, G01M15/00, F16K37/00, F16K1/22, G01L5/22, G01M19/00, G21D1/02.

    Procedimiento de control del margen de operatividad de una válvula de mariposa que comprende una mariposa montada giratoria alrededor de un eje dentro de un cuerpo de válvula y medios de mando para el desplazamiento de la mariposa entre una posición de cierre y una posición de apertura completa de la válvula, que comprenden un motor eléctrico , un servomotor y un reductor dispuestos en serie, para asegurar el desplazamiento en rotación de la mariposa , estando asociado el servomotor a un limitador de par regulable para realizar la parada del motor para un par de salida fijado del servomotor denominado par de desconexión del limitador de par , teniendo por objeto el procedimiento de control verificar que el margen entre un par de arrastre de la mariposa y un par de desconexión del limitador de par es, al menos, igual a un valor de umbral predeterminado para cualquier posición de la mariposa o en cualquier instante durante el funcionamiento de la válvula.

  18. 18.-

    ALEACION DE NIQUEL PARA LA SOLDADURA ELECTRICA DE NIQUEL Y ACEROS, HILO DE SOLDADURA Y SU USO.

    (11/2005)
    Inventor/es: GUYON, CLAUDE, CHABENAT, ALAIN, PIERRON, DOMINIQUE, THOMAS, HERVE, FAURE, FRANCOIS. Clasificación: B23K35/02, C22C19/05, B23K35/40.

    Aleación a base de níquel para la soldadura eléctrica de aleaciones de níquel y de aceros y, especialmente de aceros inoxidables, caracterizado por el hecho de que contiene, en peso, menos de 0, 05% de carbono, de 0, 015% a 0, 5% de silicio, de 0, 4% a 1, 4% de manganeso, de 28% a 31, 5% de cromo, de 8% a 12% de hierro, de 2% a 7% de molibdeno, de 0, 6% a 2% en total de niobio y de tantalio, siendo la relación de los porcentajes de niobio más tantalio y de silicio por lo menos igual a 4, menos de 0, 04% de nitrógeno, de 0, 0008% a 0, 0120% de circonio, de 0, 0010% a 0, 0100% de boro, hasta 0, 75% de aluminio, hasta 0, 8% de titanio, menos de 0, 01% de azufre, menos de 0, 020% de fósforo, menos de 0, 30% de cobre, menos de 0, 15% de cobalto y menos de 0, 10% de tungsteno, quedando constituido por níquel el resto de la aleación, con excepción de impurezas inevitables cuyo tenor total es como máximo igual a 0, 6%.