20 inventos, patentes y modelos de SMITH, DAVID GREY

  1. 1.-

    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 delantero operable para permitir que el flujo de refrigerante a través del mismo incida sobre el filtro de residuos, comprendiendo el canal central de flujo delantero una o más aberturas de canal más gruesas en tamaño en comparación con las aberturas del filtro, en el que el dispositivo de retención de residuos comprende además: al menos una placa de tamiz configurada para retener los residuos, en el que la al menos una placa de tamiz rodea el canal central de flujo delantero, con lo que el dispositivo de retención de residuos está configurado para retener los residuos que ha sido detenidos por el filtro de residuos para evitar el escape de los residuos del conjunto de retención de residuos; caracterizado por que: el conjunto de retención de residuos comprende, además, una carcasa que interconecta el filtro de residuos y el dispositivo de retención de residuos y define además unas paredes de una cavidad de retención de residuos; en el que la cavidad de retención de residuos está definida entre el filtro de residuos y el dispositivo de retención de residuos; en el que el conjunto de retención de residuos está configurado para insertarse a través de una ranura de una placa de anclaje inferior del conjunto de combustible para colocarse dentro de una cavidad de la placa de anclaje del conjunto de combustible .

  2. 2.-

    Conjunto de combustible nuclear con barra de combustible que utiliza un elemento separador interno

    (02/2015)

    Un conjunto de combustible que comprende: una pluralidad de conjuntos de barras de combustible , comprendiendo cada conjunto de barras de combustible una pluralidad de segmentos de barra de combustible conectados directamente unos a los otros, o por subconjuntos de adaptación , en los puntos de conexión a lo largo de la longitud axial del conjunto de barras de combustible , en el que los puntos de conexión están dispuestos axialmente en los lugares en los que el conjunto de barras de combustible entra en contacto con los separadores, en el que al menos un segmento de barra de combustible incluye un alojamiento que define el segmento de barra de combustible a lo largo de un eje longitudinal del conjunto de barra de combustible ; uno o más elementos de combustible nuclear dentro del alojamiento ; y una pluralidad de elementos separadores internos posicionados coaxialmente dentro del alojamiento con el uno o más elementos de combustible , que se caracteriza porque los elementos separadores internos tienen una frecuencia incrementada y un intervalo menor en una primera posición longitudinal del alojamiento que en una segunda posición longitudinal del alojamiento , estando situada la segunda posición longitudinal aguas arriba de la primera posición longitudinal en un flujo de líquido refrigerante en un núcleo nuclear operativo que contiene el conjunto de barras de combustible .

  3. 3.-

    Conjunto de barras de combustible para reactores nucleares

    (05/2014)

    Una barra de múltiples segmentos de un haz de combustible de un reactor nuclear, comprendiendo la barra de múltiples segmentos: una pluralidad de segmentos de barra , estando los segmentos de barra acoplados de forma amovible entre sí mediante estructuras de acoplamiento en una dirección axial; una diana de irradiación dispuesta dentro de al menos uno de los segmentos de barra; y al menos una porción de al menos una estructura de acoplamiento que incluye uno o más materiales de absorción de neutrones; caracterizada porque: el uno o más materiales de absorción de neutrones incluye un mismo material que la diana de irradiación.

  4. 4.-

    Conjunto de haces de combustible con riesgo reducido de daños

    (03/2014)

    Un haz (14A) de combustible para un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo dicho haz de combustible: una pluralidad de varillas que incluyen al menos una de varillas de combustible y de varillas de producción de isótopos, incluyendo cada varilla una pluralidad de segmentos interconectados de varilla; una pluralidad de rejillas espaciadoras de varillas retenidas firmemente entre segmentos interconectados axialmente adyacentes de varilla para formar una matriz de varillas separadas de manera sustancialmente uniforme; y un canal tubular alargado en el que están alojadas las varillas agrupadas; comprendiendo cada segmento de varilla un cuerpo central que tiene una cavidad intervalo respectiva , en el que cada segmento de varilla comprende, además, una primera porción maciza de extremo y una segunda porción parcialmente maciza de extremo, siendo acoplables las porciones primera y segunda de extremo para interconectar los segmentos axialmente adyacentes de varilla, de forma que se retenga de forma fija una rejilla respectiva de las rejillas espaciadoras entre los mismos, comprendiendo la primera porción de extremo un conector macho y comprendiendo la segunda porción de extremo un receptáculo hembra e incluyendo la rejilla espaciadora una pluralidad de discos anulares interconectados , incluyendo cada disco anular una abertura dimensionada para recibir el conector macho , de forma que cada disco anular respectivo pueda ser retenido firmemente entre segmentos interconectados axialmente adyacentes de varilla caracterizado porque al menos dos de los segmentos de varilla de al menos una varilla tienen distintos diámetros externos y porque cada disco anular interconectado está estructurado para tener un diámetro externo que sea sustancialmente igual al diámetro externo, o inferior al mismo, del segmento respectivo de varilla interconectado por debajo de cada disco anular respectivo , con respecto a la orientación en el interior del núcleo del reactor nuclear.

  5. 5.-

    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 una segunda pata fija que incluye un segundo pie de izado fijado a ella, en la que, en la posición de preizado, la primera pata móvil bascula más cerca de la segunda pata fija de forma que el conjunto de patas pueda ser insertado dentro del canal , caracterizada por una pata de bloqueo fijada a la primera pata móvil, estando la pata de bloqueo dispuesta sustancialmente en perpendicular a la primera pata móvil, y pudiendo ser bloqueada de manera selectiva con el asa de izado.

  6. 6.-

    Estructuras de producción de radioisótopos, conjuntos de combustible que tienen las mismas y procedimientos de uso de los mismos

    (01/2014)

    Una estructura de producción de radioisótopos para su uso en un conjunto de combustible nuclear, comprendiendo la estructura al menos un blanco de irradiación configurado para convertirse sustancialmente en un radioisótopo cuando es expuesto a un flujo de neutrones en un reactor nuclear en operación, caracterizada porque la estructura comprende, además, una fijación de la placa de sujeción con forma para encajar bajo una placa de sujeción en el conjunto de combustible nuclear en una dirección axial, incluyendo la fijación de la placa de sujeción al menos un taladro de retención, fabricada la fijación de la placa de sujeción de un material que mantiene sustancialmente sus propiedades físicas y neutrónicas cuando es expuesto al flujo de neutrones en el reactor nuclear en operación; y colocándose el al menos un blanco de irradiación en el al menos un taladro de retención, y la fijación de la placa de sujeción incluye, además, al menos un agujero formado y colocado para permitir que una varilla (18/19) de combustible del conjunto de combustible nuclear pase a través de la fijación de la placa de sujeción y al interior de la placa de sujeción.

  7. 7.-

    Barras de combustible que tienen piezas de extremo con objetivo de irradiación

    (09/2013)

    Una pieza de extremo de una barra de combustible que comprende: al menos un objetivo de irradiación no fisionable que tiene propiedades nucleares que cambiansustancialmente cuando se expone a un flujo de neutrones en un reactor nuclear en operación; un elemento de conexión configurado para unir la pieza de extremo a un extremoaxial de una barra de combustible nuclear ; y caracterizada por un material de chapado de la al menos una pieza de extremo , estando el material configurado para proporcionar una contención radiactiva a la al menos una pieza de extremo .

  8. 8.-

    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 dispositivo de retención de placa de atado inferior conformado para recibir la placa deatado inferior y una porción inferior del canal, siendo el dispositivo de retención de placa de atadoinferior bloqueable en el contenedor interior, y un dispositivo de retención de placa de atado superior conformado para recibir la placa deatado superior y una y una porción superior del canal, siendo el dispositivo de retención de placasde atado superior bloqueable en el contenedor interior.

  9. 9.-

    Conjunto de varilla para reactores nucleares

    (06/2013)

    Un haz de combustible para ser utilizado en un reactor nuclear que incluye: un conjunto (100, 100') de varilla que comprende una pieza extrema superior y una pieza extremainferior , y una pluralidad de segmentos (110a, 110b) de varilla fijados entre las piezas extremassuperior e inferior y entre sí por medio de puntos de conexión, manteniéndose el conjunto (100, 100') de varilla en una relación separada de una o más varillas distintasdel haz de combustible por medio de una pluralidad de espaciadores proporcionados en distintasubicaciones axiales en el haz de combustible y que definen pasos para un flujo de refrigerante delreactor entre las varillas en el haz de combustible caracterizado porque se proporcionan subconjuntos adaptadores en puntos de conexión a lo largo de la longitud axialdel conjunto (100, 100') de varilla para interconectar segmentos adyacentes de varilla y cada espaciador hace contacto con el conjunto (100, 100') de varilla únicamente en los subconjuntos adaptadores .

  10. 10.-

    Procedimiento y aparato para producir isótopos en barras de agua de un conjunto de combustible nuclear

    (06/2013)

    Un procedimiento para generar productos isotópicos, comprendiendo el procedimiento: seleccionar (S300) una diana de irradiación; colocar (S310) la diana de irradiación en una barra diana; instalar la barra diana en un barra de agua de un conjunto de combustible nuclear; asegurar la barra diana dentro de la barra de agua soportando la barra diana mediante uncollarín unido a la barra de agua en una posición axial y que se extiende radialmente en la barra de agua; y exponer (S330) la diana de irradiación a un flujo de neutrones para convertir sustancialmente la diana de irradiación en productos isotópicos.

  11. 11.-

    Procedimiento y sistema para la irradiación y elución de una cápsula

    (01/2013)

    Una cápsula de elución que comprende: un tubo con una primera porción terminal que tiene un primer diámetro (D2) interno, una segundaporción terminal que tiene un segundo diámetro (D3) interno, y una porción intermedia existenteentre la primera porción terminal y la segunda porción terminal que tiene un diámetro (D4) interno máspequeño que los diámetros interno de las primera y segunda porciones terminales, en la que una superficiede contacto situada entre la primera porción terminal y la porción intermedia, forma un primer resalto yuna superficie de contacto situada entre la segunda poción terminal y la porción intermedia forma unsegundo resalto ; una primera arandela situada en el interior de la primera porción terminal que contacta con el primerresalto; un primer filtro situado dentro de la primera porción terminal que contacta con la primera arandela;un segundo filtro situado dentro de la primera porción terminal, de tal manera que el primer filtro estásituado entre la primera arandela y el segundo filtro; un primer tapón terminal que cierra de forma estanca la primera porción terminal;una segunda arandela situada en el interior de la segunda porción terminal, en contacto con el segundoresalto; un tercer filtro situado dentro de la segunda porción terminal, en contacto con la segunda arandela;un cuarto filtro situado dentro de la segunda porción terminal que hace contacto en el interior de lasegunda porción terminal, de manera que el tercer filtro se encuentra entre la segunda arandela y el cuartofiltro; y un segundo tapón terminal que cierra de forma estanca la segunda porción terminal.

  12. 12.-

    Procedimiento para producir isótopos en reactores nucleares de potencia

    (01/2013)

    Un procedimiento de producción de isótopos en un reactor de potencia de agua ligera que genera niveles depotencia de al menos 100 mega-vatios térmicos (MWt), que comprende: cargar al menos una diana no fisible en el reactorirradiar la al menos una diana no fisible dentro del reactor para producir al menos un isótopo; y sacar el isótopo producido del reactor después de irradiar la al menos una diana durante un ciclo deenergía del reactor; y caracterizado porque la al menos una diana está seleccionada de un grupo de isótopos que comprende uno o más de isótopode cadmio, cobalto, níquel, talio; el reactor incluye al menos un haz de combustible configurado para incluir una de una pluralidad de barrasde combustible de longitud completa (18a), barras de combustible de longitud parcial (18b), una o más barras(18c) compuestas por una pluralidad de segmentos, o combinaciones de barras segmentadas de longitudcompleta, de longitud parcial y barras de agua, y la carga de al menos una diana no fisible en el reactorincluye adicionalmente: disponer la al menos una diana dentro de una estructura de contención , einsertar al menos una dicha estructura de contención con su diana en al menos una o más deuna barra de longitud completa (18a), barra de longitud parcial (18b), uno o más segmentos de una barrasegmentada (18c) y barra de agua del haz de combustible , o en combinaciones de los mismos, paraformar una pluralidad de barras diana en el al menos un haz .

  13. 13.-

    PROCEDIMIENTO PARA TRANSPORTAR UN HAZ DE VARILLAS DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

    (05/2004)
    Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Clasificación: G21C3/344.

    EL SEPARADOR PARA UN HAZ DE COMBUSTIBLE NUCLEAR INCLUYE CELDAS UNITARIAS QUE TIENEN PAREDES SUPERIOR E INFERIOR, CONFORMADAS DE FORMA GENERALMENTE OCTAGONAL CONECTADAS ENTRE SI MEDIANTE PARTES DE PATA DE MUELLE A LO LARGO DE UNA SEPARACION DE 90 (GRADOS) CON RESPECTO A LOS LADOS DE LAS MISMAS. LAS PAREDES TAMBIEN SOPORTAN UNOS TOPES EN OPOSICION A LOS LADOS DE LAS PAREDES A LOS CUALES ESTAN CONECTADAS LAS PARTES DE PATA DE MUELLE . ORIENTADO LAS CELDAS EN EL SEPARADOR DE MANERA QUE LA MAYORIA DE LAS CELDAS TENGAN SUS TOPES DESCANSANDO HACIA UN LADO DEL SEPARADOR, EL HAZ DE COMBUSTIBLE PUEDE DISPONERSE EN UNA POSICION HORIZONTAL SOBRE UN LADO DE LOS SEPARADORES. DE ESA MANERA, LA CARGA MUERTA DE LAS BARRAS DE COMBUSTIBLE Y DE LOS SEPARADORES ES SOPORTADA POR LOS TOPES A LO LARGO DEL INFERIOR DE CADA SEPARADOR SIN CARGAR SUSTANCIALMENTE LOS MUELLES DE LAS PAREDES SEPARADORAS.

  14. 14.-

    JUEGO DE HERRAMIENTAS PARA FABRICAR, INSPECCIONAR Y MANIPULAR UN HAZ DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

    (11/2003)

    Juego de herramientas para fabricar, inspeccionar y manipular un haz de combustible nuclear. Un juego de herramientas para ajustar la orientación angular de unas barras de agua alrededor de sus ejes respectivos en un haz de combustible nuclear incluye una llave de la arandela, un casquillo , unas llaves orientadoras , unos instrumentos de orientación y un casquete orientador . La llave...

  15. 15.-

    MEDIDOR DE LONGITUD PARA MEDIR IN SITU LA LONGITUD DE LA VARILLA DE AGUA EN LOS HACES DE ELEMENTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y LOS PROCEDIMIENTOS PARA DICHA MEDICION.

    (11/2003)

    Medidor de longitud para medir in situ la longitud de la varilla de agua en los haces de elementos de combustible nuclear y los procedimientos para dicha medición. El medidor de longitud incluye una varilla estándar alargada, un bloque indicador de posición que lleva incorporado un medidor así como un bloque indicador de calibración. El bloque de calibración...

  16. 16.-

    SISTEMA DE MEDIDA DE LA FUERZA ELASTICA DE LOS SEPARADORES DE UN HAZ DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

    (04/2003)

    Sistema de medida de la fuerza elástica de los separadores de un haz de combustible nuclear. El sistema de medida de la fuerza elástica incluye un patrón de la varilla de tracción , un tubo de inserción y un tubo telescópico , junto con un cable alojado a través de los tubos que conectan con el patrón y una célula de carga conectada a su vez...

  17. 17.-

    APARATO Y PROCEDIMIENTOS PARA LA FABRICACION DE SEPARADORES PARA UN HAZ DE BARRAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

    (11/1998)

    APARATO Y PROCEDIMIENTOS PARA LA FABRICACION DE SEPARADORES PARA UN HAZ DE BARRAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR. UNA HERRAMIENTA DE AJUSTE INCLUYE UN MANGUITO QUE TIENE UNA REGION CENTRAL CON UNA ABERTURA AXIAL CIRCULAR Y CUATRO RESORTES DE HOJAS QUE SE PROYECTAN DESDE CADA UNO DE LOS EXTREMOS OPUESTOS DE LA REGION CENTRAL. LA REGION CENTRAL ES DE SECCION TRANSVERSAL...

  18. 18.-

    PROCEDIMIENTO Y APARATO PARA LA MEDIDA DEL ESCUADRADO DE EXTREMOS DE BARRAS.

    (01/1998)
    Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Clasificación: G21C17/00, G21C21/00, G01B5/245.

    "METODO Y APARATO PARA LA MEDIDA DEL ESCUADRADO DE EXTREMOS DE BARRAS". UN METODO Y UN APARATO QUE MIDEN EL ESCUADRADO DE UN EXTREMO DE UNA BARRA RESPECTO A UN EJE CENTRAL LONGITUDINAL DE LA MISMA SIN REQUERIR EL GIRO DE LA BARRA . EL APARATO INCLUYE UNA PLACA PLANA MONTADA SUSTANCIALMENTE PERPENDICULAR AL EJE CENTRAL DE LA BARRA. EL METODO POSICIONA LA PLACA HACIENDO CONTACTO DE APOYO CON EL EXTREMO DE LA BARRA, Y SE MIDE UN ANGULO DE INCLINACION DE LA PLACA AL HACER CONTACTO DE APOYO CON EL EXTREMO DE LA BARRA PARA DETERMINAR EL ESCUADRADO DEL EXTREMO DE LA BARRA.

  19. 19.-

    APARATO DE INSPECCION DE ORIFICIOS DE PRESURIZACION DE OBTURADORES TERMINALES DE CABEZA DE BIELA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

    (05/1996)
    Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Clasificación: G01P13/00, G21C17/06, G21C3/10.

    PARA INSPECCIONAR LA INTEGRIDAD DE LOS ORIFICIOS DE PRESURIZACION EN OBTURADORES TERMINALES DE CABEZA DE BIELA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR, EL APARATO DE CALIDAD DE SEGURIDAD INCLUYE UN ADAPTADOR QUE DISPONE DE UNA CAMARA DE PRUEBAS , DENTRO DE LC CUAL SE INSERTA UN OBTURADOR TERMINAL. SE INTRODUCE GAS PARA EL INSTRUMENTO DENTRO DE LA CAMARA DE PRUEBAS , A TRAVES DE UN ORIFICIO DE ENTRADA PARA FLUJO A LA ATMOSFERA POR EL ORIFICIO DE PRESURIZACION. UN CONTADOR DE GASTO MASIVO MIDE EL FLUJO DEL GAS QUE PASA POR EL ORIFICIO DE PRESURIZACION, PARA DETERMINAR SI ES CAPAZ DE SOPORTAR LA PRESURIZACION IMPRESCINDIBLE DE UNA CABEZA DE BIELA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR, CUANDO EL OBTURADOR TERMINAL ESTA INSTALADO ALLI.

  20. 20.-

    APARATO CALIBRADOR DE LAS DIMENSIONES PARA LAS CELDAS SEPARADORAS DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

    (03/1996)
    Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Clasificación: G01B3/38, G21C3/34.

    PARA EFECTUAR UNA INSPECCION SEGURA Y DE CALIDAD DE LAS CARACTERISTICAS DIMENSIONALES DE LAS CELDAS QUE SE INCORPORAN EN LOS SEPARADORES UTILIZADOS EN LOS MAZOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR PARA ESTABLECER LAS SEPARACIONES CRITICAS ENTRE LAS VARILLAS DE COMBUSTIBLE , SE COLOCA UNA CELDA EN UNA FIJACION DIMENSIONADA PARA CALIBRAR LAS DIMENSIONES EXTERIORES DE LA CELDA . UN PASADOR QUE SIMULA UNA VARILLA DE COMBUSTIBLE SE INSERTA ENTONCES A TRAVES DE LA CELDA PARA DESCANSAR SOBRE LOS TOPES DE POSICIONAMIENTO DE LAS VARILLAS DE COMBUSTIBLE FORMADO SOBRE LA CELDA. UNOS CALIBRADORES COMPRUEBAN ENTONCES LAS DIMENSIONES DE LOS HUECOS ENTRE LAS FIJACIONES Y EL PASADOR DE SIMULACION.