22 patentes, modelos y diseños de GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC

  1. 1.-

    Conjunto separador de combustible nuclear con guía de residuos

    (09/2015)

    Un conjunto separador de barras de combustible para un conjunto de combustible para un reactor nuclear que incluye una pluralidad de barras de combustible nuclear, y al menos un conjunto separador de barras de combustible para soportar las barras de combustible en una matriz organizada, comprendiendo el conjunto separador de barras de combustible: una pluralidad de sub-canales (10a), cada sub-canal (10a) configurado para soportar una barra de combustible nuclear respectiva en su interior; un muelle situado en una abertura dentro de la pluralidad...

  2. 2.-

    Dispositivo de exclusión y retención de residuos para un conjunto de combustible

    (04/2015)

    Un conjunto de retención de residuos para un conjunto de combustible , que comprende: un filtro de residuos adaptado para colocarse a través de una trayectoria de flujo para refrigerante en el conjunto de combustible , comprendiendo el filtro de residuos aberturas de filtro configuradas para impedir el flujo de residuos al interior del conjunto de combustible ; y un dispositivo de retención de residuos configurado para colocarse aguas arriba del filtro de residuos con respecto a una dirección de avance del flujo y adaptado para colocarse a través de la trayectoria de flujo; en el que el dispositivo de retención de residuos comprende un canal central de flujo...

  3. 3.-

    Componente separable de conjunto combustible de reactor nuclear

    (09/2014)

    Un haz combustible nuclear para su uso en un reactor nuclear, comprendiendo el haz combustible nuclear: una placa de anclaje superior una placa de anclaje inferior ; al menos una varilla de combustible de longitud total que se extiende entre la placa de anclaje superior y la placa de anclaje inferior ; al menos una varilla de combustible de longitud parcial que se extiende desde la placa de anclaje inferior hacia la placa de anclaje superior ; un componente del conjunto combustible montado sobre...

  4. 4.-

    Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible

    (07/2014)

    Un procedimiento de uso de combustible nuclear desechado en una o más piscinas de combustible en un mapa de carga para la colocación de haces de combustible en un núcleo de reactor nuclear en el que cada haz de combustible es seleccionado de: haces nuevos de combustible; haces expuestos de combustible retirados de un reactor nuclear y almacenados en al menos una piscina de combustible; y haces bloqueados de combustible que han de permanecer en sus posiciones actuales en el núcleo, comprendiendo el procedimiento almacenar al menos una base de datos de piscinas de combustible, incluyendo la base de datos de piscinas de combustible una lista de al menos una porción de los haces de combustible que residen en la piscina de combustible; almacenar...

  5. 5.-

    Barras de combustible con diferentes características axiales y conjuntos de combustible nuclear que incluyen las mismas

    (06/2014)

    Las barras de combustible nuclear tienen un revestimiento o combustible con parámetros físicos que cambian sustancialmente según la posición axial dentro de una barra. Los parámetros incluyen el revestimiento interior y exterior y los diámetros o anchuras del combustible, el volumen, la masa, el volumen interno, el espesor, la anchura de la barra, etc. Los parámetros son seleccionados y aplicados en base a las condiciones de operación calculadas y/o de la respuesta del combustible deseada en una posición axial a través de toda la longitud de la barra y/o la posición del conjunto de combustible, incluyendo tanto las zonas con combustible y como las zonas sin combustible. Los parámetros deseados se pueden lograr a través de la fabricación...

  6. 6.-

    Aparato axial de termómetros gamma y procedimiento para monitorizar el núcleo del reactor en una planta de energía nuclear

    (04/2014)

    Un procedimiento para recoger datos sobre la condición de operación del núcleo de un reactor nuclear , comprendiendo el procedimiento: posicionar una primera agrupación lineal de sensores de termómetro gamma (GT) en un primer alojamiento del instrumento , en el que los sensores de GT están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación lineal ; posicionar una segunda agrupación lineal de sensores de GT en un segundo alojamiento del instrumento , en el que los sensores de GT están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación y en el que el segundo conjunto lineal de sensores de GT es asimétrico con respecto a la primera cadena lineal de de sensores...

  7. 7.-

    ESTRATEGIAS DE CARGA Y OPERACIÓN DEL NÚCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR

    (03/2014)

    Estrategias de carga y operación del un núcleo de reactor nuclear resumen de la divulgación. Los núcleos incluyen diferentes tipos de células de control en diferentes números y posiciones. Una periferia del núcleo justo dentro del perímetro puede tener combustible de mayor reactividad en las células de control exteriores, y las células de reactividad más baja pueden ser colocadas en un núcleo interno dentro del anillo interior. Los núcleos pueden incluir la mitad de combustible fresco colocado en mayor proporción en el anillo interior y fuera de las células de control interiores. Los núcleos son compatibles con múltiples configuraciones de células de control del núcleo, incluyendo las BWR, ESBWR, ABWR, etc. Los núcleos...

  8. 8.-

    Herramienta y procedimiento de izado de canal

    (02/2014)

    Una herramienta de izado para el izado de un canal para depositarlo sobre un haz de combustible nuclear y levantarlo de este, comprendiendo la herramienta de izado: un asa de izado; y un conjunto de patas fijado al asa de izado, pudiendo el conjunto de patas ser desplazado de manera selectiva entre una posición de preizado y una posición de izado, en la que el conjunto de patas puede ser bloqueado en la posición de izado, comprendiendo el conjunto de patas una primera pata móvil que incluye un primer pie de izado fijado a ella y...

  9. 9.-

    Haz de combustible nuclear con tipos de separadores mezclados

    (10/2013)

    Haz de combustible nuclear que comprende: una pluralidad de barras de combustible dispuestas en un canal en una dirección axial;un separador de tipo rejilla que se extiende el canal en una dirección transversal en una primeraposición axial, pasando al menos una porción de las barras de combustible a través y alineadas por elseparador de tipo rejilla; y un separador de tipo virola que se extiende en el canal en la dirección transversal en una segundaposición axial, siendo la primera posición axial más cercana a una entrada de refrigerante del haz decombustible...

  10. 10.-

    Procedimiento para retirar una varilla de combustible de un haz de combustible de un reactor nuclear

    (09/2013)

    Un procedimiento para retirar una varilla de combustible de un haz de combustible de un reactornuclear, en el que el haz de combustible incluye un haz de varillas de combustible montado por debajode una placa de sujeción superior, comprendiendo el procedimiento: la retirada de la placa de sujeción superior del haz de combustible, mientras la pantalla contra residuos permanece fijada a una porción superior de al menos una de las varillas decombustible o de una varilla de agua; y después de la retirada de la placa de sujeción superior, la retirada de la varilla decombustible mediante la elevación de la varilla hacia...

  11. 11.-

    Contenedor de transporte para transportar haces de combustible canalizados

    (07/2013)

    Un contenedor de transporte para transportar haces de combustible canalizados, comprendiendo el contenedorde transporte: un contenedor exterior , un contendor interior dimensionado para ajustarse dentro del contenedor exterior, y materiales amortiguadores de choques dispuestos al menos entre los contenedores exterior e interior,en el que el contenedor interior está conformado para alojar al menos un haz de combustible precanalizado que incluye un canal, un sujetador de canal, y un conjunto de varillas soportadas por rejillas deespaciamiento entre una placa de atado superior y una placa de atado inferior, y en el que el contenedorinterior incluye: un...

  12. 12.-

    PLACAS DE SUJECION SUPERIORES MITIGADORAS DE DESECHOS Y HACES DE COMBUSTIBLE QUE USAN LAS MISMAS

    (05/2013)

    Las formas de realización ejemplares están dirigidas a placas de sujeción superiores para la mitigación de desechos y a haces de combustible que usan las placas de sujeción superiores. Las placas de sujeción superiores de las formas de realización ejemplares pueden tener una pluralidad de formas de captura de desechos que se solapan unas con otras para crear trampas para desechos en forma de partículas que caerían sobre el haz de combustible. Los haces de combustible de las realizaciones ejemplares pueden usar las placas de sujeción superiores para la mitigación de los desechos.

  13. 13.-

    Sistemas y procedimientos de predicción de una k efectiva crítica para un reactor nuclear

    (04/2013)

    Un procedimiento para controlar el funcionamiento de una planta de energia nuclear que incluye la determinaciónde un caudal de refrigerante de núcleo para el estado de núcleo no nominal del reactor nuclear, siendo el caudal derefrigerante sensible a una k efectiva crítica, el patrón de barras de control y el plan de potencia de reactor,comprendiendo el procedimiento un procedimiento implementado por ordenador para determinar la k efectiva críticaen un estado del núcleo no nominal, que comprende: determinar...

  14. 14.-

    PROCEDIMIENTOS PARA LA DETERMINACIÓN DENTRO DEL REACTOR DE LA SUSCEPTIBILIDAD DE UNA ALEACIÓN BASADA EN CIRCONIO A LA CORROSIÓN POR EFECTO SOMBRA

    (03/2013)

    Un procedimiento para determinar la susceptibilidad en el interior de un reactor de una aleación basada en circonio a corrosión por efecto sombra según una realización no limitante de la presente invención pueden incluir sumergir un primer electrodo y un segundo electrodo en una solución electrolítica . El primer electrodo puede estar formado de la aleación basada en circonio, mientras que el segundo electrodo puede estar formado de un material metálico adecuado para su uso en un reactor nuclear y que tiene un mayor potencial de corrosión electroquímico que...

  15. 15.-

    HERRAMIENTA DE ASIENTO DE CANAL PARA UN CONJUNTO COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO PARA ASENTAR UN CANAL SOBRE EL CONJUNTO

    (09/2012)

    Herramienta de asiento de canal para un conjunto combustible nuclear y procedimiento para asentar un canal sobre el conjunto. Una herramienta para deslizar un canal sobre un conjunto de haz de combustible de un reactor nuclear, herramienta que incluye: una placa que tiene una ranura para alojar un agarradero del haz de combustible y una superficie inferior que acopla un borde superior del canal; al menos un poste se extiende hacia arriba desde la placa, y un brazo está unido a un pivote en el poste e incluye un primer extremo para...

  16. 16.-

    PROCEDIMIENTO DE REDUCCIÓN DEL TIEMPO DE PARADA DE EMERGENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR

    (01/2012)

    Un procedimiento de reducción de la duración de una parada de emergencia en el núcleo de un reactor nuclear que se controla por medio de barras de control móviles, en el que: las condiciones del núcleo se simulan mientras el reactor está funcionando, en base a las barras de control seleccionadas y los grados de inserción seleccionados de las mismas, la simulación produce una duración de la parada de emergencia, y dependiendo del resultado de la simulación, las barras seleccionadas se mueven en el núcleo, por lo que la configuración resultante es tal que la velocidad a la que la energía se vería disminuida en el núcleo se incrementa, en caso de que ocurra una parada...

  17. 17.-

    TRAMPA DE DESECHOS

    (12/2011)

    El uso de una trampa de desechos que comprende un eje y una bandeja de captura de desechos fijada al eje para la captura de los desechos que caen a través de un orificio de un haz de elementos de combustible nuclear en un reactor nuclear, comprendiendo el proceso de captura de desechos bajar la trampa de desechos de manera que la bandeja de captura de desechos se disponga en posición adyacente al fondo del haz de elementos de combustible; y posicionar la bandeja de captura de desechos debajo el haz de elementos de combustible

  18. 18.-

    BARRERA DE DETENCIÓN DE DESECHOS PARA PLACA DE SUJECCIÓN SUPERIOR EN UN HAZ DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO PARA FILTRAR DESECHOS

    (10/2011)

    Un elemento de combustible de reactor nuclear que comprende: un haz de combustible que incluye una matriz de barras de combustible montada en una placa de sujeción superior y alojada dentro de un canal , caracterizado porque una barrera de detención de desechos se dispone en una ranura en un armazón de la placa de sujeción superior y por encima de las barras de combustible, en la que la barrera de detención de desechos tiene una superficie al menos coincidente en extensión con un área al menos parcialmente abierta de la placa de sujeción superior.

  19. 19.-

    PROTECCIÓN CONTRA DESECHOS SOBRE LA PLACA DE SUJECIÓN SUPERIOR DE UN CONJUNTO COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO DE PROTECCIÓN DEL CONJUNTO CONTRA DESECHOS

    (07/2011)

    Un conjunto combustible de un reactor nuclear que comprende: un haz de elementos combustibles que incluye un conjunto de varillas de combustible y de varillas de agua montado en una placa superior de sujeción y alojado en paredes de un canal , y una protección contra desechos montada al menos parcialmente en el canal y por encima o por debajo de la placa superior de sujeción, extendiéndose la protección a las paredes del canal o sobre las mismas, en el que la protección es porosa, caracterizado porque la protección contra desechos está situada adyacente a la placa superior de sujeción e incluye aberturas para recibir tapones extremos superiores de cierre de las...

  20. 20.-

    VARILLA DE AGUA PARA COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR DE AGUA EN EBULLICIÓN Y PROCEDIMIENTO PARA MEJORAR EL FLUJO DE AGUA A TRAVÉS DEL MONTAJE

    (06/2011)

    Un montaje 10 de haces de combustible de reactor nuclear que comprende: un haz de combustible que incluye una disposición de varillas de combustible fijadas a una placa de sujeción inferior , una placa de sujeción superior y albergadas en las paredes de un canal , y una varilla de agua que tiene un extremo de descarga superior más abajo y no unido a la placa de sujeción superior , en la que el extremo de descarga superior está por debajo de una sección enriquecida de al menos una de las varillas de combustible...

  21. 21.-

    SISTEMA DE SOPORTE TERMINAL PARA UN RECIPIENTE DE TRANSPORTE DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

    (06/2010)

    Un sistema de soporte terminal para un recipiente para transportar combustible nuclear, que comprende: chapas metálicas alargadas primera y segunda generalmente paralelas y separadas entre sí y chapas metálicas tercera y cuarta generalmente paralelas y separadas entre sí, estando fijada dicha tercera chapa en extremos opuestos a los extremos de dichas chapas primera y segunda y estando fijada dicha cuarta chapa en extremos opuestos a los extremos opuestos de dichas chapas primera y segunda , formando de ese modo una estructura terminal metálica generalmente rectilínea ; una...

  22. 22.-

    FILTRO DE DESECHOS

    (12/2008)
    Ver ilustración. Inventor/es: ELKINS, ROBERT BRUCE, LONGREN,RICHARD CARL. Clasificación: G21C3/32.

    Un filtro de múltiples etapas para el refrigerante de un reactor que comprende un primer filtro que tiene una pluralidad de placas adyacentes que definen una pluralidad de primeros canales entre ellas, estando cada uno de dichos primeros canales formando un ángulo con respecto a una vía de flujo del refrigerante que penetra dentro del primer filtro ; y un segundo filtro que tiene una pluralidad de segundas placas adyacentes que definen una pluralidad de segundos canales entre ellas, estando cada uno de los segundos canales formando un ángulo con respecto al flujo del refrigerante a partir del primer filtro ; caracterizado porque el segundo filtro está separado por una cierta distancia del primer filtro para definir un espacio libre entre ellos.