CIP 2015 : G21D 3/00 : Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general  G21C 7/00).

CIP2015GG21G21DG21D 3/00[m] › Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general  G21C 7/00).

G21D 3/02 · Control manual.

G21D 3/04 · Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).

G21D 3/06 · · que reaccionan ante fallos en el interior de la instalación (en el reactor G21C 9/02).

G21D 3/08 · Regulación de diferentes parámetros en la instalación.

G21D 3/10 · · por una combinación de una variable derivada del flujo de neutrones con otras variables de control, p. ej. derivadas de la temperatura, del flujo del refrigerante, de la presión.

G21D 3/12 · · por reajuste del reactor en respuesta solamente a los cambios que se producen en la demanda del motor.

G21D 3/14 · · · variando el flujo del refrigerante.

G21D 3/16 · · · variando la reactividad.

G21D 3/18 · · por ajuste de la instalación exterior al reactor en respuesta solamente al cambio de reactividad.

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Modelo de evaluación de LOCA de espectro completo y metodología de análisis.

(20/04/2016) Un sistema de cálculo adaptado para realizar un análisis de seguridad de un accidente con pérdida de refrigerante postulado en un reactor nuclear para un espectro completo de tamaños de rotura que incluye roturas grandes, roturas intermedias y roturas pequeñas, que comprende: un modelo de entrada que incluye nodalizar un espectro completo de tamaños de rotura del accidente con pérdida de refrigerante postulado, incluyendo dicho modelo de entrada un conjunto de datos de entrada que identifica los parámetros del reactor nuclear seleccionados del grupo que consiste en la geometría del reactor, las condiciones…

Sistemas de protección y procedimientos de operación para reactores nucleares de agua en ebullición.

(09/03/2016) Un sistema de protección para un reactor nuclear de agua en ebullición, estando configurado el sistema de protección para: medir y/o calcular la potencia (P) del reactor; supervisar la presión de funcionamiento del reactor; calcular un primer punto de consigna de alta presión del reactor dependiente de la potencia (HRPS100) que se corresponde con un 100 % de potencia del reactor; determinar al menos un segundo punto de consigna de alta presión del reactor dependiente de la potencia (PDHRPS) que se corresponde con al menos un valor porcentual de potencia del reactor en un dominio de funcionamiento del reactor , basándose en la potencia (P) del reactor medida y/o calculada; en el que el al menos un segundo punto de consigna de alta presión del reactor dependiente de la potencia (PDHRPS) es menor que el primer…

Zona de refuerzo de la exposición para haces de reactor nuclear de agua en ebullición.

(01/02/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC. Inventor/es: REESE, ANTHONY PAUL, TROSMAN,LUKAS, KVAALL JR.,GERALD DEAN.

Una barra de combustible que comprende: un primer uranio enriquecido en porcentaje en peso en una zona de refuerzo de la barra de combustible, estando dispuesta la zona de refuerzo directamente en una parte inferior de la barra de combustible; un segundo uranio enriquecido en porcentaje en peso en una segunda zona de la barra de combustible, estando dispuesta la segunda zona sobre la zona de refuerzo; y uranio natural en una tercera zona de la barra de combustible, estando dispuesta la tercera zona sobre la segunda zona , en la que un porcentaje de enriquecimiento del primer uranio enriquecido en la zona de refuerzo es de al menos un uno por ciento; caracterizada porque: la segunda zona además incluye un veneno consumible; en la que la zona de refuerzo no incluye un veneno consumible.

PDF original: ES-2558081_T3.pdf

Dispositivo y procedimiento para detectar manipulaciones no autorizadas del estado del sistema de una unidad de control y regulación de una instalación nuclear.

(16/12/2015). Ver ilustración. Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: HALBIG,SIEGFRIED.

Dispositivo para detectar manipulaciones no autorizadas del estado del sistema de una unidad de control y regulación , en donde • está previsto un módulo de monitorización , el cual monitoriza el estado operacional y/o el estado de ampliación del hardware y/o el estado del programa de la unidad de control y regulación y, en caso de existir modificaciones de este estado, genera un mensaje, • está previsto un módulo de control , el cual monitoriza el funcionamiento del módulo de monitorización , y • el módulo de monitorización monitoriza el funcionamiento del módulo de control , caracterizado porque la unidad de control y regulación presenta un control programable por memoria y el módulo de monitorización y el módulo de control son elementos de software del control programable por memoria , que comprueban mutuamente si el otro módulo respectivo procesa según lo previsto indicaciones de programa dentro de un intervalo de tiempo prefijado.

PDF original: ES-2629499_T3.pdf

Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga.

(17/12/2014) Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión, comprendiendo el citado reactor: - un núcleo que produce una potencia; - una pluralidad de grupos de barras de control de la reactividad del citado núcleo susceptibles de ocupar en el interior del núcleo una pluralidad de posiciones de inserción escalonadas verticalmente a partir de una posición alta; - medios para adquirir magnitudes representativas de las condiciones de funcionamiento del núcleo; comprendiendo el citado procedimiento las etapas consistentes en: - medir la potencia efectiva (Pe) del reactor nuclear; - adquirir un valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) deseada del reactor nuclear ; estando caracterizado el citado procedimiento por que éste comprende además las…

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…

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

(18/04/2013) 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 para el estado de núcleo no nominal una densidad de las barras de control, una potencia denúcleo…

Procedimiento para generar límites termomecánicos para la operación de varillas de combustible nuclear.

(27/06/2012) Un procedimiento para operar un reactor nuclear; comprendiendo el procedimiento las etapas de: a) construir historiales individuales de potencia de las varillas de combustible para cada varilla decombustible nuclear en el núcleo del reactor nuclear en base a datos empíricos de niveles reales desalida de potencia operativa adquiridos durante anteriores ciclos de combustible y la operación previstadel reactor en un ciclo futuro de combustible; b) calcular datos de presión interna para cada varilla de combustible para un ciclo futuro decombustible en base a historiales de potencia construidos en la etapa a); c) identificar la varilla de combustible que tiene la presión interna máxima; d) establecer un límite termomecánico operativo en base al historial de potencia de la o las varillasidentificadas de combustible;…

PROCEDIMIENTO PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(14/04/2010) Procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear de agua ligera durante un ciclo de carburante de funcionamiento que incluye un ciclo cardinal y un número de ciclos sucesivos de las barras de control, en el que el reactor comprende una pluralidad de unidades de combustible alargadas que incluyen cada una una pluralidad de varillas de combustible que contienen un combustible nuclear en forma de un material fisionable; en el que por lo menos algunas de dichas unidades de combustible comprenden una adición dependiente de las barras de control de un absorbedor consumible, en el que el reactor comprende una pluralidad de barras de control , en el que…

SIMULACION DEL COMPORTAMIENTO DE UN OPERADOR HUMANO EN UN PROCEDIMIENTO DE OPERACION DE UN PROCESO.

(16/06/1999). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: LIPNER, MELVIN HERBERT.

UN SISTEMA PARA SIMULAR EL RENDIMIENTO HUMANO DE UN PROCEDIMIENTO PREDEFINIDO PARA OPERACION CON UN EQUIPO, UTILIZA CARACTERISTICAS DE OPERADOR QUE DEFINEN COMO SE SIMULARA EL RENDIMIENTO DE UN OPERADOR HUMANO. LAS CARACTERISTICAS DE OPERADOR INCLUYEN AL MENOS UNA ENTRE REGLAS DE TOMA DE DECISION, REGLAS DE EXACTITUD DE EJECUCION Y REGLAS DE DEFINICION DE LA VELOCIDAD DE RESPUESTA DEL OPERADOR. LAS REGLAS SE CORRIGEN MEDIANTE UNA FUNCION DE PESO, CON UNA FUNCION DE PROBABILIDAD QUE TIENE UN FACTOR ALEATORIO PARA PRODUCIR UN RESULTADO ESPECIFICADO UN PORCENTAJE DE TIEMPO DADO, CUANDO LA SIMULACION SE REPITE UTILIZANDO LAS MISMAS CARACTERISTICAS DE OPERADOR. LOS RESULTADOS DE LA SIMULACION SE REGISTRAN Y ANALIZAN PARA EVALUAR EL RENDIMIENTO DE UN OPERADOR HUMANO, QUE TIENE LAS CARACTERISTICAS DE OPERADOR DEFINIDAS.

ESTRUCTURA DE UNA SALA DE CONTROL PARA UN REACTOR NUCLEAR.

(01/10/1997). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: LAMURO, ROBERT CHRISTOPHER, ORR, RICHARD.

SE PRESENTA UNA SALA DE CONTROL 10 PARA UNA CENTRAL NUCLEAR. EN LA SALA DE CONTROL, LOS OBJETOS 12, 20, 22, 26 NO SE ENCUENTRAN A UNA DISTANCIA INFERIOR A CUATRO PULGADAS DE LAS PAREDES 10.2. UN TECHO 32 CONTIENE UNAS ALETAS DE REFRIGERACION 35 QUE SE EXTIENDEN HACIA ABAJO HACIA EL SUELO DESDE UNAS PLACAS METALICAS 34. SOBRE LAS PLACAS SE COLOCA UNA LOSA DE HORMIGON 33. SE SUELDAN UNOS ESPARRAGOS 36 A LAS PLACAS Y SE CUBREN CON EL HORMIGON.

PROTECCION DE UNA VARILLA DESPRENDIBLE INSERBIBLE A UNA LARGA PERDIDA DE CARGA.

(01/11/1992). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: THAULEZ, FRANCIS RAYMOND.

UN SISTEMA DE PROTECCION PARA UNA INSTALACION DE ENERGIA NUCLEAR, CERRANDO EL REACTOR EN RESPUESTA A LA DETECCION DE UNA CANTIDAD DE FLUJO NEGATIVA DETERMINANTE DE UNA VARILLA DESPRENDIBLE, PARA PROTECCION DEL DISPOSITIVO DE DESCONEXION SI LA CANTIDAD DE FLUJO NEGATIVA ESPECIFICADA ES PRECEDIDA EN UN INTERVALO DE TIEMPO POR UNA CANTIDAD DE FLUJO POSITIVA DETERMINANTE DE UN RECHAZO DE UNA RED DE CARGA CUANDO EL MODERADOR DEL COEFICIENTE DE TEMPERATURA ES ALTAMENTE NEGATIVO.

PROCEDIMIENTO DE REGULACION DE UN REACTOR NUCLEAR.

(01/05/1992). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ETABLISSEMENT DE CARACTERE SCIENTIFIQUE TECHNIQUE ET INDUSTRIEL. Inventor/es: BERNARD, PATRICE, SAUVAGE, LAURENT, GIRARD, HENRI, FERRERO, JEAN-PIERRE.

CONSISTE EN DETERMINAR, POR CALCULO ITERATIVO, EL FLUJO NEUTRONICO (PI)(J,G) EN CADA PUNTO J DEL NUCLEO BAJO LA FORMA DE UNA SUMA DE DOS COMPONENTES, ESTANDO ASOCIADO EL PRIMERO A UN ESTADO PREDETERMINADO DEL NUCLEO DEFINIDO POR LAS PROBABILIDADES DE ITERACION PREDETERMINADAS DE LOS NEUTRONES EN EL NUCLEO, Y ESTANDO LIGADO EL SEGUNDO COMPNENTE AL ESTADO REAL DEL NUCLEO, A DICHO ESTADO PREDETERMINADO Y A DICHO PRIMER COMPONENTE. LA POTENCIA LIBERADA P(J) Y EL NUMERO DE NEUTRONES EMITIDOS S(J) EN CADA PUNTO DEL NUCLEO, SE DEDUCEN DESPUES DEL FLUJO NEUTRONICO; Y LA POTENCIA LIBERADA P(J) Y EL FLUJO NEUTRONICO (PI)(J,G) SE UTILIZAN PARA TRANSMITIR MEDIOS DE REGULACION DEL NUCLEO, TALES COMO LAS BARRAS DE TRANSMISION O LA CONCENTRACION DE BORO.