CIP 2015 : G21C 7/08 : por desplazamiento de los elementos de control sólidos, p. ej. barras de control.

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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 7/00 Control de la reacción nuclear.

G21C 7/08 · · por desplazamiento de los elementos de control sólidos, p. ej. barras de control.

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Dispositivo de transferencia de barras de control.

(12/12/2018) Un dispositivo de transferencia para mover un conjunto de barras de control entre los conjuntos de combustible que emplea un puente grúa , teniendo el conjunto de barras de control una pluralidad de barras de control espaciadas que están soportadas desde un bastidor de nervio superior , en el que las barras de control están diseñadas para insertarse dentro de una pluralidad de tubos de manguitos de guía espaciados en los conjuntos de combustible, comprendiendo el dispositivo de transferencia: un conjunto de tubos de cierre superiores que tiene un eje longitudinal; un miembro interior alargado …

Sistema de parada pasiva y procedimiento de operación de un reactor refrigerado por metal líquido usando el mismo.

(14/03/2018) Un procedimiento de operación de un reactor refrigerado por metal líquido, que comprende: hacer fluir un refrigerante de metal líquido a un flujo a través de un núcleo del reactor refrigerado por metal líquido a través de un tubo que contiene un absorbedor de neutrones, siendo el tubo más largo que una región activa del núcleo, incluyendo el tubo un extremo superior y un extremo inferior, estando el extremo superior del tubo por encima de la región activa del núcleo, estando el extremo inferior del tubo por debajo de la región activa del núcleo, definiendo el tubo una trayectoria de flujo para el…

Procedimiento de obtención de un control de distribución de potencia axial automático.

(14/09/2016) Un procedimiento de operación de un reactor de agua a presión que tiene un núcleo de una pluralidad de conjuntos de combustible y al menos un primer de banco (AO) de barras de control que se mueven principalmente dentro y fuera de los conjuntos de combustible seleccionados en el núcleo para ajustar la diferencia (AFD) de flujo axial para mantener o restaurar sustancialmente la diferencia de flujo axial dentro de una primera banda diana y al menos un segundo banco (M) de barras de control que se mueven principalmente dentro y fuera otros conjuntos de combustible seleccionados en el núcleo para ajustar la temperatura media del núcleo (Tmedia) para mantener o retornar sustancialmente…

Unidad de control hidráulico y procedimiento de parada de un reactor nuclear utilizando dicha unidad.

(15/06/2016) Una unidad de control hidráulico para un reactor nuclear, que comprende: un acumulador de parada de emergencia que presenta un primer extremo con una entrada y un segundo extremo opuesto con una salida , definiendo el acumulador de parada de emergencia una cámara en su interior que contiene un fuelle dentro de la cámara, estando el fuelle configurado para contener un líquido de parada de emergencia, presentando el fuelle un extremo fijo y un extremo móvil, estando el extremo fijo del fuelle fijado al segundo extremo del acumulador de parada de emergencia, estando el fuelle configurado para pasar entre un estado expandido y un estado comprimido por medio del extremo móvil; …

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

(10/01/2012) 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 de emergencia.

PROCEDIMIENTO PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR.

(28/12/2011) Procedimiento para el funcionamiento de un reactor de una central nuclear en el que el reactor encierra un núcleo provisto de una pluralidad de elementos de combustible y una serie de barras de control, en el que cada elemento de combustible incluye una pluralidad de barras de combustible, cada una de las cuales incluye una vaina y combustible nuclear encerrado en un espacio interior formado por la vaina, en el que cada barra de control se puede insertar y extraer de una respectiva posición entre unos respectivos elementos de combustible en el núcleo para influir en la potencia del reactor, en el que el procedimiento incluye las siguientes etapas: hacer funcionar el reactor a una potencia normal durante un estado normal, monitorizando el reactor para la detección de un defecto primario en la vaina de cualquiera de las…

PROCEDIMIENTO DE REGULACIÓN DE PARÁMETROS DE FUNCIONAMIENTO DEL NÚCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR CON AGUA A PRESIÓN.

(21/09/2011) Procedimiento de regulación de parámetros de funcionamiento del núcleo de un reactor nuclear con agua a presión, comprendiendo ese reactor nuclear : - un núcleo dividido en una zona alta y una zona baja y que produce una potencia térmica; - una pluralidad de grupos (P1 a P5) de barras de control de la reactividad del núcleo , cada una susceptible de ocupar en el núcleo una pluralidad de posiciones de inserción escalonadas verticalmente a partir de una posición alta; - medios para insertar cada grupo de barras (P1 a P5) en el núcleo , verticalmente; - un circuito primario adecuado para garantizar la circulación de un líquido de refrigeración primario a través del núcleo ; - unos medios para ajustar la concentración…

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE CONTROL Y DE MEDICION VISUALES A DISTANCIA DE UN TALADRO Y CONJUNTO DE CONTROL Y DE MEDICION VISUALES DE TALADROS TALES COMO LOS DE GUIADO DE UN TUBO DE GUIA DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.

(16/08/2010) Procedimiento de control y de medición visuales a distancia de un taladro , caracterizado porque: - se colocan frente a frente en el interior del taladro una fuente luminosa y una máscara para producir un haz paralelo a la cara (15a) de la máscara , dispuesta frente a dicha fuente luminosa y para generar un plano de luz que crea un alumbrado circunferencial de la pared interna (2a) del taladro , teniendo dicha máscara la forma y las dimensiones que corresponden sensiblemente a la forma y a las dimensiones de este taladro , y - se registra al menos una imagen de la pared interna (2a) iluminada por el alumbrado…

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…

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.

(16/03/2007) 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 de los ensamblajes de combustible del núcleo , por medio de una placa superior de núcleo en una disposición…

PROCEDIMIENTO DE PUESTA EN MARCHA Y DE CONTROL ASI COMO DISPOSITIVO PARA LA REGULACION DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA HIRVIENDO.

(16/09/2004) Método para la puesta en marcha de un reactor nuclear de agua hirviendo con un núcleo del reactor , sobre cuya sección transversal las barras de regulación se distribuyen en una muestra o patrón que corresponde a un tablero de ajedrez de dos colores y en el cual a cada cuadrado del tablero de ajedrez se le asigna una barra de regulación, desplazándose las barras de regulación dentro del núcleo del reactor estando el reactor desconectado y desplazándolas al menos parcialmente fuera del núcleo del reactor durante la puesta en marcha, que se caracteriza por que una configuración, en la que barras de regulación desplazadas simultáneamente se asignan a cuadrados de diferente color en el modelo de tablero, y /o una configuración,…

DISPOSITIVO Y PROCESO DE CONTROL DE LOS ELEMENTOS DE GUIA DE UN TUBO DE GUIA DE LOS EQUIPOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.

(16/06/1997). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: CARTRY,JEAN-PIERRE.

EL DISPOSITIVO COMPRENDE UN RAMILLETE DE CONTROL QUE COMPRENDE UN CUERPO CILINDRICO CENTRAL Y UNA PLURALIDAD DE BRAZOS DE DIRECCION RADIAL RESPECTO DEL CUERPO CILINDRICO . EN UN MODO DE REALIZACION PREFERENCIAL, EN EL EXTREMO DE AL MENOS DOS BRAZOS OPUESTOS AL CUERPO CILINDRICO ESTANDO FIJADAS BARRAS DE GUIA DEL RAMILLETE DE CONTROL EN LOS ELEMENTOS DE GUIA DEL TUBO DE GUIA Y EN EL EXTREMO DE LOS OTROS BRAZOS ESTAN FIJADAS SONDAS DE CONTROL ROTATIVAS . PREFERENTEMENTE, LAS SONDAS SON SONDAS DE MEDICION OPTICAS DE DISTANCIA POR EL ME`TODO DEL RADAR LASER.

METODO Y APARATO PARA CONTROLAR UN REACTOR NUCLEAR PARA MINIMIZAR EL AJUSTE DE LA CONCENTRACION DE BORO DURANTE LA OPERACION QUE SIGUE A LA CARGA.

(16/10/1996) UN REACTOR NUCLEAR QUE ES ACCIONADO DURANTE LOS CAMBIOS DE CARGA CON UNOS CAMBIOS MINIMOS DE LA CONCENTRACION DE BORO A BASE DE MANTENER BARRAS GRISES TOTALMENTE INTRODUCIDAS EN EL NUCLEO DURANTE UNA OPERACION EN ESTADO ESTACIONARIO Y DE AJUSTAR EL DESPLAZAMIENTO AXIAL EN REPUESTA A LOS CAMBIOS DE POTENCIA. CUANDO SE ESPERA QUE SE PRODUZCA UNA REDUCCION DE LA DEMANDA DE POTENCIA, EL DESPLAZAMIENTO AXIAL DE LA DISTRIBUCION DE POTENCIA AXIAL EN EL NUCLEO DEL REACTOR SE AJUSTA HACIA ABAJO EN UN -10% APROXIMADAMENTE, A BASE DE INSERTAR UNA SERIE POTENTE DE BARRAS DE CONTROL DE DESPLAZAMIENTO AXIAL EN LA PARTE SUPERIOR DEL NUCLEO Y DE RETIRAR…

EQUIPOS INTERNOS DE REACTOR NUCLEAR CON COLUMNAS PUNTALES Y GUIAS DE RACIMO DE MANDO.

(16/07/1996). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: BOUGIS, JEAN-CLAUDE.

LOS EQUIPOS COMPRENDEN UNA PLACA INFERIOR PERFORADA POR ABERTURAS DE SALIDA DEL REFRIGERANTE, UNA PLACA SUPERIOR , UNAS COLUMNAS PUNTALES QUE UNEN LAS PLACAS Y LAS GUIAS DE RACIMO DESTINADAS A LOS RACIMOS DE MANDO. ALGUNAS AL MENOS DE LAS GUIAS TIENEN UN TRAMO SUPERIOR QUE HACE SALIENTE POR ENCIMA DE LA PLACA SUPERIOR Y UN TRAMO INFERIOR QUE SE EXTIENDE ENTRE LAS PLACAS Y . EL TRAMO INFERIOR INCLUYE UNA PLACA DE APOYO SOBRE UN ASIENTO TRONCOCONICO SOLIDARIO A LA PLACA INFERIOR Y ESTA SOMETIDO A LA ACCION DE MEDIOS ELASTICOS . LOS TRAMOS Y DE CADA GUIA CONSTITUYEN UN ARTICULO MONOLITICO INSERTABLE DENTRO DE UNA COLUMNA RESPECTIVA. LA GUIA COMPRENDE ADEMAS UN CAPOT DE RECEPCION DE LOS TRAMOS SUPERIORES , FIJADO A LA PLACA SUPERIOR (26'), SOBRE EL CUAL TOMAN APOYO LOS MEDIOS ELASTICOS.

EQUIPOS INTERNOS DE REACTOR NUCLEAR CON GUIAS DE RACIMO DE MANDO.

(01/07/1996). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: BOUGIS, JEAN-CLAUDE.

LOS EQUIPOS TIENEN UNA PLACA INFERIOR PERFORADA POR ABERTURAS DE SALIDA DEL REFRIGERANTE DEL CORAZON, UNA PLACA SUPERIOR , UNAS COLUMNAS PUNTALES QUE UNEN LAS PLACAS, Y UNAS GUIAS DESTINADAS PARA UNOS RACIMOS DE MANDO DESPLAZABLES VERTICALMENTE ENTRE UNA POSICION DONDE SON INSERTADAS EN EL CORAZON Y UNA POSICION DONDE SON EXTRAIDAS DE ESTE ULTIMO, ALGUNAS AL MENOS DE ESTAS GUIAS TIENEN CADA UNA UN TRAMO SUPERIOR QUE HACE SALIENTE POR ENCIMA DE LA PLACA SUPERIOR Y UN TRAMO INFERIOR QUE SE EXTIENDE ENTRE LAS PLACAS Y COLOCADO EN UNA COLUMNA PUNTAL RESPECTIVA . CADA GUIA DE RACIMO CONSTITUYE UN CARTUCHO INSERTABLE DENTRO DE UNA COLUMNA RESPECTIVA , PROVISTA DE UNA BRIDA (66, 86A) DE FIJACION A LA PLACA SUPERIOR Y PROVISTA EN SU PARTE BAJA DE MEDIOS ELASTICOS DE CENTRADO DENTRO DE LA COLUMNA.

DISPOSITIVO DE CONTROL DE LOS ELEMENTOS DE GUIADO DE UN TUBO GUIA DE LOS EQUIPAMIENTOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA BAJO PRESION.

(01/04/1996). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: CARTRY,JEAN-PIERRE.

EL DISPOSITIVO DE CONTROL COMPORTA UNA PERTIGA COLOCADA EN LA DIRECCION VERTICAL EN SU POSICION DE SERVICIO, UNOS MEDIOS DE CENTRADO DE LA PERTIGA EN EL ESPACIO LIBRE CENTRAL DEL TUBO GUIA, UN ELEMENTO EN FORMA DE LAMINA PLANA MONTADO PIVOTANTE SOBRE LA PARTE INFERIOR DE LA PERTIGA , UN CAPTADOR MONTADO ROTATIVO ALREDEDOR DE UN EJE SOBRE UN EXTREMO EXTERNO (38A) DEL ELEMENTO EN FORMA DE LAMINA Y UNOS MEDIOS DE PUESTA EN ROTACION Y DE ALIMENTACION DEL CAPTADOR Y DE COMPILACION DE LAS SEÑALES DE MEDIDA EMITIDAS POR EL CAPTADOR.

CONJUNTO DE INSERCION DE TUBO GUIA PARA UTILIZACION EN UN REACTOR NUCLEAR.

(01/12/1994) UN CONJUNTO DE INSERCION DE UN TUBO GUIA PARA RECIBIR Y GUIAR UN CONJUNTO DE VARILLA DE CONTROL A TRAVES DE ABERTURAS MUTUAMENTE ALINEADAS (18A, 18B, 24) FORMADAS EN UNA PLACA DE SOPORTE SUPERIOR Y UNA PLACA DEL NUCLEO SUPERIOR DE UN REACTOR NUCLEAR . EL CONJUNTO DE INSERCION DE TUBO GUIA INCLUYE UNA CANTIDAD DETERMINADA DE PLACAS GUIA (112, 112', 114, 128) QUE INCLUYEN UNA GRAN CANTIDAD DE TALADROS QUE ESTAN ALINEADOS AXIALMENTE CON LOS TALADROS DE CADA UNA DE LAS PLACAS GUIA DE FORMA QUE FORMEN UNA PLURALIDAD DE PASAJES AXIALES PARA VARILLAS CONDUCTORAS DEL CONJUNTO DE VARILLA DE CONTROL DENTRO Y FUERA DE LOS CONJUNTOS DE VARILLA DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR. SE PROPORCIONAN UNA GRAN CANTIDAD DE VARILLAS DE CIERRE Y SE EXTIENDEN ENTRE UNA PLACA GUIA MAS ELEVADA Y ENTRE OTRA MAS BAJA (112'), LAS VARILLAS DE…

TUBERIA PERFECCIONADA PARA EFECTUAR COLADURAS CON CARGA CONFINADA.

(01/11/1994). Ver ilustración. Solicitante/s: ASOCIACION DE INVESTIGACION TECNOLOGICA DE EQUIPOS MINEROS (AITEMIN). Inventor/es: MARTINEZ DIAZ, CARLOS.

ESTA TUBERIA PERFECCIONADA PARA EFECTUAR VOLADURAS CON CARGA CONFINADA, ESTA CONSTITUIDA POR VARIOS TRAMOS ACOPLADOS ENTRE SI DE FORMA AXIAL, ESTANDO CADA UNO DE ELLOS CONSTITUIDO POR UNA PARED INTERIOR Y OTRA EXTERIOR, DETERMINANDOSE ENTRE AMBAS UNA SEPARACION CONSTITUTIVA DE UNA CAMARA ANULAR DESTINADA A SER LLENADA DE AGUA U OTRO MATERIAL EXTINTOR PARA FORMAR UNA CAMISA DE AGUA ENVOLVENTE DEL ESPACIO QUE DELIMITA LA PARED INTERIOR, EN CUYO ESPACIO ESTAN SITUADAS CARGAS DE EXPLOSIVO. LA TUBERIA ESTA DESTINADA A SU MONTAJE EN LOS BARRENOS QUE SE REALIZAN EN LOS MACIZOS DE CARBON DE LAS MINAS, PARA LLEVAR A CABO LA VOLADURA DE TALES MACIZOS DE CARBON.

ELEMENTO GUIA PARA UN ELEMENTO QUEMADOR DE REACTOR NUCLEOS Y PROCEDIMIENTO PARA EL GIRO DE UNA BARRA DE MANDO DE ESTE ELEMENTO GUIA.

(01/07/1994) EN EL RODAJE DE TAL BARRA DE MANDO AL TUBO GUIA DE UN ELEMENTO QUEMADOR DE REACTOR NUCLEOS O SEA DE UN EMPLEO REPUESTO DE LA CONDUCCION DEL ELEMENTO GUIA DE LA ARMADURA NUCLEOS SE PRESENTA EN CAMPOS DE PERIMETRO DETERMINADOS DE LA BARRA GUIA UNA DEBILITACION INDESEABLE A TRAVES DE DESMONTE DE ROZAMIENTO. PARA LA EVITACION O SEA REDUCCION DEL DESMONTE DE ROZAMIENTO SE PREVEE, QUE EN INTERVALOS DE TIEMPO DETERMINADOS DE LA BARRA DE MANDO SE GIRA ALREDEDOR DE SU EJE MEDIANO Y SE BLOQUEA ENFRENTE DE SU SOPORTE EN OTRA POSICION. ADEMAS SE APUNTALA EL SOPORTE SOBRE UNA PIEZA DE SOPORTE , QUE ESTA EQUIPADO CON LA CONFIGURACION DE LA LUMBRERA CORRESPONDIENTE AL ELEMENTO GUIA. DEBAJO DE LA PIEZA SOPORTE HAY DISPUESTO UN CONTRAFUERTE , QUE MUESTRA TALADROS DE BASE , QUE SE DESVIAN EN SENTIDO DEL EJE DE LA LUMBRERA PARA EL SOPORTE DE CADA…

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE CONTROL DIMENSIONAL Y GEOMETRICO DE ELEMENTOS DE GUIA Y DE POSICIONAMIENTO DE LOS EQUIPOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.

(01/06/1994). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: CARTRY,JEAN-PIERRE.

SE COLOCA UNA PLURALIDAD DE INDUCIDOS METALICOS FRENTE A UNA SUPERFICIE DE UN ELEMENTO DE GUIA SOBRE LA CUAL SE EFECTUA EL CONTROL, EN POSICIONES CIRCUNFERENCIALES DETERMINADAS Y SE MIDE LA CAPACIDAD DE LOS CONDENSADORES CONSTITUIDOS POR LOS INDUCIDOS METALICOS, SEPARANDO LA SUPERFICIE DEL ELEMENTO DE GUIA Y UNA CAPA DE FLUIDO DIELECTRICO, COMO AIRE O AGUA, EL INDUCIDO DE LA SUPERFICIE DEL ELEMENTO DE GUIA. EL PROCEDIMIENTO Y LOS DISPOSITIVOS CORRESPONDIENTES SE APLICAN AL CONTROL DIMENSIONAL Y GEOMETRICO DE LAS PERFORACIONES DE LAS TARJETAS DE GUIA Y DE LOS CANALES CONTINUOS DE UN TUBO DE GUIA DE UN RACIMO DE CONTROL DE LOS EQUIPOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR. EL PROCEDIMIENTO SE PUEDE APLICAR IGUALMENTE EN EL CONTROL DE LA DISTANCIA ENTRE LOS EJES DE LOS HUSILLOS DE GUIA DE LOS TUBOS-GUIA DE LOS EQUIPOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR.

MEDIMIENTO DE DESGASTE DE UNA VARILLA DE CONTROL.

(01/12/1993). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: CHICKERING, RONALD WESLEY, MILLER, RICHARD STEBBINS, MOSS, DONALD H.

SE PRESENTA UN APARATO PARA SITUAR Y MEDIR EL DESGASTE EN VARILLAS DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR . UNA SONDA DE ANALISIS PARA LA CORRIENTE DE FONCAULT RADIAL Y CIRCULAR (60C,60R) PRODUCE SALIDAS CORRESPONDIENTES AL VOLUMEN Y AL ESPESOR RESPECTIVAMENTE DE LA VARILLA DE CONTROL . ES PRESENTADO UN METODO PARA DETERMINAR EL DESGASTE DEL REVESTIMIENTO METALICO CUANDO EL VOLUMEN Y ESPESOR VARIA MAS ALLA DE LOS LIMITES PRESELECCIONADOS.

EQUIPAMIENTOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR CON DISPOSITIVO DE GUIADO DE GRUPO.

(16/10/1992). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: CHEVEREAU, GERARD, DESFONTAINES, GUY, DUMORTIER, BERNARD.

LOS EQUIPAMIENTOS, UTILIZABLES EN UN REACTOR NUCLEAR CON AGUA BAJO PRESION, CONTIENEN UNA PLACA SUPERIOR DE CENTRO Y UNA PLACA SOPORTE DE LOS TUBOS DE GUIADO DE GRUPO QUE UNEN LAS DOS PLACAS Y QUE SOBRESALEN POR ENCIMA DE LA PLACA SOPORTE . EL FONDO DE LA PLACA SOPORTE ESTA SITUADO EN EL NIVEL SUPERIOR AL DE LAS TUBERIAS DE SALIDA Y CADA GUIA SE APOYA SOBRE EL FONDO DE LA PLACA SOPORTE MEDIANTE UN APOYO REALIZADO EN UNA ABERTURA DE PASO, EN LA MITAD INFERIOR DEL ESPESOR DEL FONDO.

EQUIPAMIENTOS INTERNOS SUPERIORES DE UN REACTOR NUCLEAR PROVISTO DE UN DISPOSITIVO DE SEPARACION DE DESECHOS.

(01/07/1992). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: CHEVEREAU, GERARD, HEUZE, ALAIN.

LOS EQUIPAMIENTOS EXTERNOS SUPERIORES PARA UN REACTOR NUCLEAR CON BAJO PRESION CONTIENE UN CONJUNTO DE COLECCION DE REFRIGERANTE QUE SALE DEL CENTRO Y UN DISPOSITIVO DE SEPARACION DE LOS DESECHOS DE CIRCULACION. EL DISPOSITIVO COMPRENDE GUIAS DE CONTROL Y SUS VARILLAS DE MANDO, UNA PLACA INFERIOR ATRAVESADA POR LOS CONDUCTOS DE PASO DEL REFRIGERANTE SALIENTE DEL CENTRO, UNA PLACA SUPERIOR ATRAVESADA POR LOS CONDUCTOS DE PASO DEL REFRIGERANTE HACIA EL CONJUNTO DE COLECCION Y UN PEQUEÑO ANILLO DE METAL PERIFERICO QUE UNE DICHAS PLACAS . CADA GUIA DEL DISPOSITIVO CONTIENE UNA ENVOLTURA LATERAL NO PERFORADA Y UNIDA A LAS PLACAS DE UNA MANERA ESTANCA.

UNA VARILLA DE CONTROL DE ENTRADA INFERIOR ORIENTADA VERTICALMENTE PARA UN REACTOR NUCLEAR.

(16/07/1988). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: ELWOOD CEARLEY, JAMES, ROY IZZO, KENNETH.

UNA VARILLA DE CONTROL PARA UN REACTOR NUCLEAR EN EL CUAL PLACAS DE MATERIAL ABSORBENTE DE NEUTRONES (POR EJEMPLO HAFNIO) SON UTILIZADAS EN LA PORCION SUPERIOR DE AQUEL Y TUBOS QUE CONTIENEN UN DIFERENTE MATERIAL ABSORBENTE DE NEUTRONES (POR EJEMPLO, BORO) ESTAN COLOCADOS DEBAJO DE LAS PLACAS. PARA LIBRAR A LOS TUBOS DEL PESO DE LAS PLACAS ESTAS SON SUJETAS A ELEMENTOS DE SOPORTE DE LA ESTRUCTURA DE VARILLA DE CONTROL, Y PARA IMPEDIR O REDUCIR LA SUPERFICIE DE UNA SEPARACION ENTRE LAS PLACAS Y LOS TUBOS HAY PROVISTAS UNIONES ENTRE ESTOS.

UNA BARRA DE CONTROL PARA UN REACTOR NUCLEAR.

(01/04/1987). Solicitante/s: AB ASEA-ATOM.

BARRA DE CONTROL PARA REACTOR NUCLEAR. CONSISTE EN UNA SECCION ABSORBENTE SOPORTADA POR UNA BARRA VERTICAL DE ACOPLAMIENTO . LA SECCION ABSORBENTE CONSTA DE CUATRO CHAPAS ABSORBENTES ALARGADAS DOTADAS DE MUESCAS Y PIEZAS DE CONEXION EN EL CENTRO DE LA BARRA DE CONTROL Y QUE TIENEN UNA PLURALIDAD DE CANALES PERFORADOS . LOS SUPERIORES SE RELLENAN DE BARRAS DE HAFNIO, MIENTRAS QUE LOS QUE ESTAN SITUADOS POR DEBAJO SE LLENAN DE CARBURO DE BORO EN POLVO , SALVO LA PARTE MAS PERIFERICA QUE SE RELLENA IGUALMENTE DE HAFNIO. PARA GUIAR LA BARRA DE CONTROL ENTRE LAS CAJAS DE COMBUSTIBLE DEL REACTOR, LLEVA UNOS SOPORTES DE GUIA DE INCONEL Y TIENE TAMBIEN UN ASIDERO PARA MANEJO DE LA BARRA CUANDO SE INSTALA Y SUSTITUYE.

PROCEDIMIENTO DE REGULACION AUTOMATICA DEL CONTENIDO EN BORO SOLUBLE DEL AGUA DE REFRIGERACION DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.

(01/04/1985). Solicitante/s: FRAMATOME & CIE.

PROCEDIMIENTO DE REGULACION DEL CONTENIDO EN BORO SOLUBLE DEL AGUA DE REFRIGERACION DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.SE CARACTERIZA PORQUE SE DEFINEN A PRIORI AMBITOS DE FUNCIONAMIENTO DE LOS MEDIOS DE BORICACION Y DE LOS MEDIOS DE DILUCION, RESPECTIVAMENTE, QUE CORRESPONDEN A PARES DE VALORES DE DOS PARAMETROS DE REGULACION, Y PORQUE DE MANERA CONTINUA, DURANTE EL FUNCIONAMIENTO DEL REACTOR, SE DETERMINA EL VALOR INSTANTANEO DE LA DIFERENCIA DEL DESEQUILIBRIO AXIAL DE POTENCIA RESPECTO AL DESEQUILIBRIO DE REFERENCIA Y EL VALOR INSTANTANEO DEL PARAMETRO CARACTERISTICO DE LA POSICION DEL GRUPO DE REGULACION EN EL NUCLEO DEL REACTOR QUE CONSTITUYE UN PAR DE VALORES DE LOS PARAMETROS DE REGULACION.

PERFECCIONAMIENTOS INTRODUCIDOS EN LOS MECANISMOS DE ACCIONAMIENTO LINEAL DE SEGURIDAD Y EMERGENCIA PARA VARILLAS DE CONTROL EN REACTORES NUCLEARES.

(16/09/1977). Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, INC..

Resumen no disponible.

ESTRUCTURA DE GUIA PARA LOS ELEMENTOS DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR.

(01/12/1976). Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, ING.

Resumen no disponible.

PERFECCIONAMIENTOS EN REACTORES DE AGUA A PRESION.

(16/08/1976). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT.

Resumen no disponible.

 

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