CIP 2015 : G21C 17/10 : Combinaciones estructurales del elemento combustible, de la barra de control,

del núcleo del reactor, o de la estructura del moderador con instrumentos sensibles, p. ej. para la medida de la radiactividad, de los esfuerzos.

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G SECCION G — FISICA.

G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.

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

G21C 17/00 Vigilancia; Ensayos.

G21C 17/10 · Combinaciones estructurales del elemento combustible, de la barra de control, del núcleo del reactor, o de la estructura del moderador con instrumentos sensibles, p. ej. para la medida de la radiactividad, de los esfuerzos.

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Un conjunto de combustible.

(20/05/2020) Un conjunto de combustible configurado para ser colocado en un reactor nuclear de agua, que comprende una parte menor aguas arriba que define un extremo aguas arriba (1a), una parte menor aguas abajo que define un extremo aguas abajo (1b), una parte principal que conecta la parte menor aguas arriba y la parte menor aguas abajo , una pluralidad de barras de combustible alargadas dispuestas en paralelo con un eje longitudinal (x) que se extiende a través del extremo aguas arriba (1a) y el extremo aguas abajo (1b), un espacio intermedio de flujo entre el extremo aguas arriba (1a) y el extremo aguas abajo (1b), el espacio intermedio de flujo que está configurado para permitir un flujo de refrigerante a través del…

Sistema de control de parada rápida de reactor nuclear.

(15/01/2020) Un sistema de control de parada rápida de reactor nuclear, que comprende: una válvula piloto de solenoide para parada rápida (VPSPR) que incluye una pluralidad de solenoides (de 122-1 a 122-n) de VPSPR y una pluralidad de terminales (330A, 330B) de alimentación, estando la pluralidad de terminales (330A, 330B) de alimentación configurados para estar acoplados a fuentes (320A, 320B) de alimentación individuales, estando la pluralidad de solenoides (de 122-1 a 122-n) de VPSPR acoplados eléctricamente a respectivos terminales individuales (330A, 330B) de alimentación, de la pluralidad de terminales (330A, 330B) de alimentación, estando cada solenoide (de 122-1 a 122-n) de VPSPR de la pluralidad de solenoides (de 122-1 a 122-n) de VPSPR configurado para estar energizado o desenergizado en función de si se suministra energía eléctrica…

Transmisión inalámbrica de señales de instrumentación nuclear.

(25/06/2019). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: MORRIS,RICHARD W.

Un sistema para monitorizar una condición de una vasija a presión del reactor nuclear dispuesto en un ambiente radioactivo, el sistema que comprende: un instrumento estructurado para controlar una condición de la vasija a presión del reactor nuclear; un módem transmisor inalámbrico alimentado para ser dispuesto en el entorno radioactivo, el módem transmisor inalámbrico está acoplado eléctricamente al instrumento ; un módem receptor que está dispuesto en la línea de visión del módem transmisor, estando el módem receptor en comunicación inalámbrica con el módem transmisor; y una unidad de procesamiento de señales acoplada eléctricamente al módem receptor, estando estructurada la unidad de procesamiento de señales para determinar el estado del vasija a presión del reactor nuclear del instrumento , caracterizado porque el módem transmisor está alimentado por un termopar para ser colocado en o sobre la vasija a presión del reactor.

PDF original: ES-2717779_T3.pdf

Sistema para monitorizar el estado del núcleo de un reactor nuclear.

(12/06/2019) Un sistema para monitorizar un estado de un núcleo de reactor incluido en un reactor nuclear , el sistema comprende: un reactor nuclear que comprende un núcleo de reactor dentro de una estructura de reactor ; un dispositivo interno de monitorización ubicado dentro del núcleo de reactor , el dispositivo interno de monitorización incluye una o más distribuciones internas de sensores cada una configurada para tomar mediciones de condiciones del núcleo de reactor en cada una de una pluralidad de regiones verticales diferentes dentro del núcleo de reactor para generar datos de medición interna, el dispositivo interno de monitorización se configura para proporcionar…

Conjunto de medición termoacústica de la distribución de potencia nuclear.

(27/02/2019) Un conjunto de medición termoacústica de la distribución de potencia nuclear que comprende: una pluralidad de motores termoacústicos soportados en una disposición separada en tándem y dimensionada para caber dentro de un manguito para instrumentos en un conjunto de combustible nuclear, teniendo sustancialmente cada uno de dicha pluralidad de motores termoacústicos una vaina externa con una fuente autónoma de calor soportada en el interior de la vaina sustancialmente en un lado del interior de la vaina, separado de una cámara de resonancia en otro lado del interior de la vaina con una pila de intercambio de calor que separa la fuente de calor de la cámara de resonancia, estando dimensionada la vaina para caber con holgura dentro del manguito para instrumentos para permitir que el refrigerante fluya en torno a una…

Sistema de vigilancia inalámbrico de neutrones en el núcleo.

(19/02/2019) Un sistema de detector en el núcleo del reactor nuclear que incluye un conjunto de instrumentación nuclear en el núcleo, que comprende: un manguito de instrumentación; un detector fijado en el núcleo autoalimentado para vigilar un parámetro del núcleo del reactor indicativo de un estado de un núcleo del reactor y suministrar una salida eléctrica representativa del parámetro vigilado; caracterizado por un transmisor inalámbrico conectado para recibir la salida eléctrica, en el que el transmisor inalámbrico comprende una pluralidad de componentes electrónicos al menos uno de los cuales es un Dispositivo Microeléctrico al Vacío configurado como un diodo…

Insertos de sensores del interior del reactor.

(08/02/2019) Un componente del reactor configurado para ser soportado en el interior de un reactor, teniendo el componente del reactor un inserto de sensor para monitorizar de manera pasiva una o más condiciones ambientales que rodean la ubicación del inserto de sensor, comprendiendo el componente del reactor: una cabeza ; un vástago alargado que se extiende desde la cabeza hasta un extremo distal , teniendo el vástago un compartimento hueco que se extiende al menos parcialmente entre el extremo distal y la cabeza y configurándose un perfil en sección transversal del vástago alargado para encajar en una abertura en el interior del reactor; un tapón terminal para sellar el compartimento hueco en el extremo distal , fijado al extremo distal; uno o más sensores…

Detector intranuclear inalámbrico autoalimentado.

(18/09/2018). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: HEIBEL,MICHAEL D, PRIBLE,MICHAEL C, KISTLER,DANIEL P, PALMER,JASON, CARVAJAL,JORGE V.

Un procedimiento de transmisión de un parámetro monitorizado desde un núcleo de reactor nuclear a un entorno menos cáustico que comprende: monitorizar el parámetro indicativo de una condición del núcleo de reactor nuclear y generar una señal representativa del parámetro monitorizado; alimentar un transmisor inalámbrico con una batería recargable; y recargar la batería recargable con un cargador que obtiene su alimentación de la radiación gamma en el núcleo de reactor nuclear; y emplear el transmisor inalámbrico para comunicar de manera inalámbrica la señal al entorno menos cáustico.

PDF original: ES-2682060_T3.pdf

Sistema de mitigación de ruidos y vibraciones para reactores nucleares que emplean un resonador acústico con derivación lateral.

(12/09/2018). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: FORSYTH,DAVID R, LONGONI,GIANLUCA, MUNSI,YOUNUS, THEURET,ROBERT C.

Un procedimiento de fabricación de un resonador acústico con derivación lateral, ABS, estructurado para acoplarse a un tubo vertical, incluyendo el resonador ASB una pluralidad de elementos de malla de alambre para fines de amortiguación, comprendiendo el procedimiento: determinar una frecuencia de resonancia del tubo vertical; determinar una longitud activa del resonador ASB usando la frecuencia de resonancia; determinar un diámetro del resonador ASB, un número particular de los elementos de malla de alambre a usar en el resonador ASB y un paso de cada uno de los elementos de malla de alambre usando ecuaciones de momento y continuidad de un fluido compresible; y proporcionar al resonador ASB con la longitud activa, el diámetro, el número de elementos de malla de alambre y el paso de los elementos de malla de alambre como se determina en las etapas anteriores.

PDF original: ES-2681221_T3.pdf

Transmisión inalámbrica de señales de instrumentación nuclear.

(28/02/2018) Procedimiento de vigilancia de un estado de una vasija de presión de reactor nuclear dispuesta en un ambiente radiactivo, que comprende: detectar un estado de la vasija de presión del reactor con un instrumento; transmitir una señal indicativa del estado de la vasija de presión del reactor desde el instrumento a un módem de transmisión inalámbrico dispuesto en el ambiente radiactivo y alimentado de manera parasitaria desde un cable de alimentación asociado con un mecanismo de accionamiento de varilla de control; transmitir de manera inalámbrica una señal indicativa del estado de la vasija de presión del reactor desde el módem…

Dispositivo de control de procedimiento digital.

(19/04/2017) Dispositivo de control de procesamiento digital para controlar un flujo de neutrones en un reactor nuclear, comprendiendo el dispositivo: una pluralidad de módulos , cada uno de los cuales incluye: una placa base montada con una FPGA de control principal y una FPGA de control hombre-máquina y conectada a un conector , y una subplaca de procesamiento de I/F hombre-máquina montada con una FPGA de procesamiento de I/F , estando conectada la subplaca a la placa base a través de una I/F de conexión de subplaca ; y una placa madre conectada a la pluralidad de los módulos a través del conector , en el que: la pluralidad de módulos incluyen un módulo de control de intervalo de potencia media, un módulo de control de intervalo de potencia local, y un módulo de I/O, caracterizado por que, …

Conjunto multiplicador de fuentes de neutrones primarias.

(29/03/2017). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: STUCKER,DAVID L.

Un conjunto multiplicador de fuentes de emisión de neutrones rápidos, que consiste esencialmente en: una fuente de accionamiento de 252Cf; un material de superficie que consiste esencialmente en lámina o alambre; y un segmento de berilio como un segmento multiplicador, que está adaptado para multiplicar neutrones, en el que la fuente del controlador de 252Cf está dispuesta sobre el material de la superficie, el segmento de berilio como un segmento multiplicador rodea y encapsula la fuente del controlador de 252Cf y superficie el material y el conjunto multiplicador están dispuestos y sellados en un tubo hueco; caracterizado porque: una cortina de blindaje de un material capaz de detener partículas alfa se interpone entre la fuente del controlador de 252Cf y el segmento de berilio para modular la intensidad de la fuente de neutrones al interferir con la transmisión de partículas alfa al segmento de berilio.

PDF original: ES-2668884_T3.pdf

Procedimiento de reparación de la tubería de medida de una bomba de chorro.

(26/10/2016) Un procedimiento de reparación de una tubería de medida de una bomba de chorro para reparar una parte rota de una tubería de medida que está fijada horizontalmente a una parte inferior de una bomba de chorro dispuesta en el agua de reactor de una vasija de presión del reactor, comprendiendo el procedimiento: un paso de corte/extracción (S1c) de cortar y extraer la tubería de medida incluyendo la parte rota y cortar un miembro de soporte para soldar y soportar la tubería de medida a un difusor de la bomba de chorro ; un paso de recogida (S1d) de recoger la tubería de medida cortada y extraída y el miembro de soporte después del paso de corte/extracción (S1c); un paso de deformación de deformar una pieza de tramo de modo que se adapte a una forma de la parte rota; un paso de retención (S2) de fijar…

Aparatos de control del movimiento de componentes.

(13/07/2016). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: BASS,John R, SPRAGUE,Robin D.

Un conjunto de bomba de chorro que comprende: un difusor ; un mezclador de admisión, integrado con el difusor ; un aparato para controlar el movimiento del difusor y del mezclador de admisión; en el que el aparato comprende: una primera abrazadera enganchada con el difusor ; una segunda abrazadera enganchada con el mezclador de admisión; y una pluralidad de conectores configurados para conectar la primera abrazadera y la segunda abrazadera ; en el que los conectores permiten el movimiento de la primera abrazadera con relación a la segunda abrazadera en una primera dirección entre la primera abrazadera y la segunda abrazadera , y en el que los conectores limitan el movimiento de la primera abrazadera con relación a la segunda abrazadera en una segunda dirección perpendicular a la primera dirección.

PDF original: ES-2589281_T3.pdf

Central nuclear con sistema de monitorización de emisión de un sistema de ventilación.

(02/03/2016) Central nuclear con una contención , un sistema de ventilación y un sistema de monitorización de emisión para el sistema de ventilación , con * un conducto de descarga de presión conectado a la contención con una sección de alta presión y una sección de 5 baja presión , * un conducto de toma de muestras que desemboca por el lado de la admisión en el conducto de descarga de presión y guiado desde ahí hacia un tramo funcional que puede ser atravesado por una corriente de muestra, caracterizada porque el conducto de toma de muestras desemboca por el lado de la admisión en la sección de baja presión del conducto de descarga de presión , y por la presencia …

Termómetro gamma óptico.

(29/10/2014) Un termómetro gamma óptico , que comprende: un tubo exterior una masa de metal dispuesta en el interior del tubo de tal manera que la masa de metal está térmicamente aislada de un entorno ambiental, teniendo la masa de metal una temperatura proporcional a un flujo gamma en el interior de un núcleo de un reactor nuclear; el termómetro gamma óptico está caracterizado por un cable de fibra óptica dispuesto al menos parcialmente en el interior del tubo, teniendo el cable de fibra óptica un núcleo de fibra que se extiende a lo largo de un eje largo y un revestimiento de la fibra que cubre circunferencialmente el núcleo de fibra para la medición de la temperatura de la masa de metal sin necesidad de utilizar un termopar,…

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…

ESTRATEGIAS DE CARGA Y OPERACIÓN DEL NÚCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(11/03/2014) 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 pueden ser cargados durante las paradas convencionales. Los núcleos pueden ser operados con los elementos de control…

Dispositivo y procedimiento para la determinación del potencial electroquímico de corrosión.

(09/05/2013) Una central nuclear que comprende un reactor nuclear , un sistema de refrigerante del reactor y un sistema para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactornuclear en el reactor nuclear, comprendiendo el sistema para determinar un potencial electroquímico decorrosión para barras de combustible de reactor nuclear: una primera sonda y una segunda sonda colocadas en el reactor nuclear y/o en el sistema derefrigerante del reactor , teniendo las sondas sensores internos para medir el potencial electroquímicode la superficie en la que están instaladas las sondas en el que al menos una de las sondas tiene unelectrodo de circonio; y una disposición configurada para aceptar las tensiones producidas por las sondas en la que la disposición está configurada para determinar un potencial electroquímico…

Procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclear.

(24/04/2013) Procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclearpuesto en práctica por un dispositivo programado, comprendiendo el citado núcleo una pluralidad de ensamblajescombustibles, utilizando un conjunto de detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cubadel reactor y un conjunto de sondas de medición de la temperatura del caloportador a la salida de los citadosensamblajes combustibles, comprendiendo el citado procedimiento las etapas siguientes: - determinación, al cabo de un tiempo ti, de una primera distribución tridimensional de potencia utilizando uncódigo de cálculo neutrónico que resuelve instantáneamente la ecuación de la difusión y…

Disposición de partes internas superiores para un reactor de agua presurizada.

(25/03/2013) Un reactor nuclear de agua presurizada que comprende: una vasija a presión; una tapa desmontable superior para enganchar de forma estanca una abertura superior en la vasija apresión; un núcleo que tiene una dimensión axial soportado en el interior de la vasija a presión; una pluralidad de conjuntos de combustible nuclear soportados en el interior del núcleo ; teniendo por lo menos algunos de los conjuntos de combustible por lo menos un tubo deinstrumentación que se extiende en sentido axial a través de los mismos; una placa de núcleo superior que se extiende sobre los conjuntos de combustible nuclear; una placa de soporte superior acoplada o bien a la tapa desmontable superior o bien a la vasija apresión y que se extiende a través de la abertura superior en la vasija a presión; una…

DETECTOR DE DEFECTOS EN BARRAS DE COMBUSTIBLE QUE UTILIZA UN GENERADOR DE NEUTRONES.

(27/11/2012) La presente invención se refiere a un detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador de neutrones y que gracias al uso del generador de neutrones reduce los costes de operación, prolonga su vida útil y simplifica su mantenimiento y reparación. Dicho detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador de neutrones comprende: un generador de neutrones; una cubierta que alberga dicho generador de neutrones y un detector de rayos gamma colocado en la región donde los neutrones emitidos por dicho generador de neutrones reaccionan con la barra de combustible, situado al otro lado de dicha barra de combustible y orientado de cara a la cubierta. Se…

Procedimiento y dispositivo de vigilancia del núcleo de un reactor nuclear.

(12/04/2012) Procedimiento de vigilancia del núcleo de un reactor nuclear formado por una pluralidad de conjuntos de combustible dispuestos de manera yuxtapuesta siguiendo una dirección vertical del núcleo del reactor nuclear que consiste en un sistema de instrumentación interna de sondas móviles , que consta de una primera pluralidad de sondas de medición de flujo neutrónico fijadas cada una en un extremo de un cable de desplazamiento y de transmisión de mediciones y de unos medios de introducción y de desplazamiento (7') de las sondas por medio de los cables a los que están fijadas, en una segunda pluralidad de canales de medición que se extienden siguiendo toda la altura del núcleo , cada uno en el interior de un conjunto de combustible (2') en la dirección vertical, la vigilancia del núcleo del reactor realizándose…

TUBO GUIA PARA UNA LANZA DE INSTRUMENTACION QUE SE EXTIENDE AL INTERIOR DE UN RECIPIENTE DE ALTA PRESION Y PROCEDIMIENTO PARA EVITAR LA ACUMULACION DE PARTICULAS EN DICHO TUBO GUIA FUERA DEL RECIPIENTE A PRESION.

(29/10/2010) Tubo guía para una lanza de instrumentación que se extiende al interior de un recipiente de alta presión de reactor y que comprende una parte inferior de tubo y una parte superior de tubo prevista para la disposición en el espacio interior del recipiente de alta presión , caracterizado porque en la parte superior de tubo está dispuesto un separador para partículas radiactivas , que comprende una cámara de separación que tiene un fondo de cámara y que presenta una primera conexión de circulación hacia la parte inferior de tubo , cuyo orificio de salida dispuesto en la cámara de separación se encuentra a una distancia del fondo de cámara

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA EVALUAR LA INTEGRIDAD DE UNA SUSTANCIA DE CONTROL EN UNA PLANTA NUCLEAR.

(16/06/2007) Procedimiento para evaluar la integridad de un material de la barra de control en una planta nuclear, que comprende una vasija del reactor, un núcleo del reactor que está contenido en la vasija del reactor y está formado por varios elementos combustibles nucleares y varios elementos de envainado, en los que está contenido dicho material de control y que pueden introducirse en el núcleo del reactor y retirarse del mismo, y un circuito que se dispone para permitir un flujo de un fluido a través del núcleo del reactor y a través de una disposición de conductos externa, caracterizado porque el procedimiento presenta las etapas siguientes: determinar el valor de por lo menos un parámetro primario que incluye la concentración de una sustancia, que se libera del material de la barra de control durante el…

REACTOR NUCLEAR CON TUBO DE INSTRUMENTACION.

(01/05/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: ZUCH, GERHARD, DIPL.-ING.

Reactor nuclear, especialmente reactor de agua pesada, que presenta por lo menos un tubo de instrumentación , en el que como parte de un sistema Aeroball se ha dispuesto un tramo suelto (6A) de un tubo , caracterizado por el hecho de que el tubo fuera del tubo de instrumentación presenta dos puntos de separación , de tal manera que el tramo suelto (6A) del tubo se puede cambiar solo.

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

(01/04/2003) 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 por el cable a un torno . El patrón de la varilla de tracción está situado en el haz de combustible debajo del separador (S), que está dotado de un muelle cuya fuerza elástica ha de medirse. Al retirar el patrón a través de la célula del separador (C), se computará entonces la fuerza elástica utilizando para ello la tensión medida en el cable de conexión cuando el patrón es retirado, así como los valores conocidos del coeficiente de fricción entre el…

PROCEDIMIENTO PARA LA DETECCION DE LA CAIDA DE UN ELEMENTO DE CONTROL.

(16/04/2000). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: KRIEN, KONRAD, WERNECKE, BERND.

PARA DETECTAR UNA INCIDENCIA DE AL MENOS UN ELEMENTO DE CONTROL EN EL NUCLEO DEL REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR DE UNA FORMA MAS FIABLE A COMO SE HA HECHO HASTA AHORA, LA INVENCION PREVE QUE LAS SEÑALES EMITIDAS POR LOS DETECTORES (D1 A DN) DISPUESTOS A LO LARGO DE LA TRAYECTORIA DEL ELEMENTO DE CONTROL SE RETRASEN DE TAL MODO, QUE SEAN APROXIMADAMENTE COINCIDENTES. DE ESTE MODO SE MEJORA LA RELACION ENTRE LA SEÑAL DESEADA Y LA SEÑAL DE AVISO (RELACION SEÑAL A RUIDO).

ELEMENTO DE CONEXION PARA UN DISPOSITIVO DE MEDICION DE AL MENOS UN PARAMETRO FISICO EN EL INTERIOR DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(01/08/1999). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: MALMASSON, JACQUES.

EL DISPOSITIVO DE MEDICION LLEVA UN MEDIO DE PASO ESTANCO DE UN CONDUCTO DE MEDICION REALIZADO EN FORMA DE UN DEDO DE GUANTE Y UN ELEMENTO DE CONEXION DEL EXTREMO DEL CONDUCTO DE MEDICION A UN ELEMENTO CILINDRICO LISO PROLONGADOR. EL ELEMENTO DE CONEXION ESTA REALIZADO EN FORMA DE UN MANGUITO CUYO ESCARIADO INTERNO LLEVA UNA PRIMERA PARTE DE RECEPCION DEL CONDUCTO DE MEDICION (209 Y UNA SEGUNDA PARTE DE RECEPCION DEL ELEMENTO CILINDRICO LISO PROLONGADOR. EL ELEMENTO DE CONEXION LLEVA EN LOS EXTREMOS DEL MANGUITO UN PRIMER MEDIO DESMONTABLE DE FIJACION Y DE PASO ESTANCO DEL CONDUCTO DE MEDICION Y UN SEGUNDO MEDIO DESMONTABLE DE FIJACION Y DE PASO ESTANCO DEL ELEMENTO CILINDRICO LISO PROLONGADOR. LA INVENCION SE APLICA TANTO A LOS DISPOSITIVOS DE MEDICION CON SONDAS MOVILES EN EL NUCLEO DEL REACTOR COMO A DISPOSITIVOS DE MEDICION CON SONDAS FIJAS.

PROCEDIMIENTO Y SISTEMA PARA COMPENSAR POR ACOPLAMIENTO MAGNETICO UN SISTEMA DE INDICACION DE POSISICION DE BARRAS.

(01/06/1998). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: GAUSSA, LOUIS WILLIAM, SAHASRABUDHE, ARUN PADMANABH.

PROCEDIMIENTO Y SISTEMA PARA COMPENSAR POR ACOPLAMIENTO MAGNETICO UN SISTEMA DE INDICACION DE POSICION DE BARRAS. UN PROCEDIMIENTO PARA COMPENSAR POR ACOPLAMIENTO MAGNETICO UN SISTEMA DE INDICACION DE POSICION DE BARRAS QUE TENGA AL MENOS DOS INDICADORES DE POSICION DE BARRAS QUE TENGAN AMBOS RUIDO INDUCIDO, COMPRENDIENDO LAS ETAPAS DE APLICAR UNA CORRIENTE SINUSOIDAL A UN PRIMARIO DEL PRIMER INDICADOR DE POSICION DE BARRAS PARA INDUCIR UNA TENSION EN UN PRIMER SECUNDARIO DEL PRIMER INDICADOR DE POSICION DE BARRAS; RECIBIR LA PRIMERA TENSION SECUNDARIA DEL PRIMER INDICADOR DE POSICION DE BARRAS Y UNA SEGUNDA TENSION SECUNDARIA, INDUCIDA POR EL RUIDO, DEL SEGUNDO INDICADOR DE POSICION DE BARRAS; Y DERIVAR UNA DIFERENCIA ENTRE LA PRIMERA TENSION SECUNDARIA Y LA SEGUNDA TENSION SECUNDARIA PARA OBTENER LA COMPENSACION POR ACOPLAMIENTO MAGNETICO.

SISTEMA Y PROCEDIMIENTO PARA PROBAR SIMULTANEAMENTE UNA PLURALIDAD DE BARRAS DE CONTROL.

(01/06/1998) SISTEMA Y PROCEDIMIENTO PARA PROBAR SIMULTANEAMENTE UNA PLURALIDAD DE BARRAS DE CONTROL. SISTEMA PARA PROBAR SIMULTANEAMENTE AL MENOS DOS GRUPOS DE BARRAS DE CONTROL CONTENIDAS DENTRO DE UN RECIPIENTE REACTOR , QUE COMPRENDE UN MECANISMO DE ACCIONAMIENTO DE LAS BARRAS DE CONTROL UNIDO A GRUPOS DE BARRAS DE CONTROL PARA RETRAER A LOS GRUPOS DE BARRAS DE CONTROL DENTRO DEL RECIPIENTE REACTOR HASTA UNA POSICION ADECUADA. UNOS MEDIOS DE ENERGIA ELECTRICA , CONECTADOS AL MECANISMO DE ACCIONAMIENTO SUMINISTRAN ENERGIA ELECTRICA AL MISMO Y FINALIZAN EL SUMINISTRO DE LA ENERGIA A LOS MECANISMOS DE ACCIONAMIENTO DE LAS BARRAS DE CONTROL , HACIENDO QUE TODOS LOS GRUPOS DE BARRAS DE CONTROL CAIGAN DENTRO DEL RECIPIENTE . UN INDICADOR DE POSICION UNIDO, AL MECANISMO…

PROCEDIMIENTO PARA LA DETERMINACION DEL REPARTO DE LA POTENCIA EN EL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO PARA LA CALIBRACION DE LOS DETECTORES NEUTRONICOS EN TORNO AL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(01/02/1995). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: ANIERE, PATRICK.

LA POTENCIA NUCLEAR MEDIA Y LA DIFERENCIA AXIAL DE POTENCIA EN EL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR SE DETERMINAN, EN UN SISTEMA DE DETERMINACION , A PARTIR DE SEÑALES SUMINISTRADAS POR DOS DETECTORES ALTO Y BAJO , POR MULTIPLICACION DE CADA UNA DE ESTAS SEÑALES POR UN TERMINO DE SENSIBILIDAD EN UN MULTIPLICADOR QUE PRECEDE A UN ORGANO DE TRATAMIENTO MATRICIAL . EN EL CALIBRADO DE ESTE SISTEMA CON AYUDA DE UN SISTEMA DE MEDIDA DE REFERENCIA INTRODUCIDO EN ESTE NUCLEO, SOLO SE MODIFICAN ESTOS TERMINOS DE SENSIBILIDAD, LO QUE EVITA TENER QUE MODIFICAR LA CONFIGURACION DE FUNCIONAMIENTO DEL NUCLEO. LA INVENCION SE APLICA A LA INDUSTRIA NUCLEAR.

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