CIP 2015 : G21D 1/00 : Detalles de las instalaciones de energía nuclear (control G21D 3/00).

CIP2015GG21G21DG21D 1/00[m] › Detalles de las instalaciones de energía nuclear (control G21D 3/00).

G21D 1/02 · Disposiciones de equipo auxiliar.

G21D 1/04 · Disposiciones de bombeo (por medios en el interior de la vasija de presión del reactor G21C 15/24).

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Generador de vapor con lámina de tubo inclinada.

(22/04/2020) Un módulo del reactor nuclear que comprende: una vasija de reactor configurada para alojar un refrigerante primario y para transferir el calor generado desde dentro de la vasija del reactor desde el refrigerante primario a un refrigerante secundario; un sistema generador de vapor ubicado dentro de la vasija del reactor; una pluralidad de tubos de transferencia de calor configurados para hacer circular el refrigerante secundario del sistema generador de vapor; y una lámina de tubo inclinada con una pluralidad de orificios pasantes, en donde la pluralidad de tubos de transferencia de calor se insertan en los orificios pasantes y la lámina de tubo inclinada está unida a una pared de la vasija del reactor en una orientación no horizontal…

Aparatos y procedimientos para la amortiguación de los componentes de un reactor nuclear.

(13/11/2019). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: DeFilippis,Michael S, CARNEAL,James P.

Un dispositivo de amortiguación para ser usado en un reactor nuclear en funcionamiento, el dispositivo comprende: un pistón configurado para unirse a un primer componente en el reactor nuclear en funcionamiento; y una carcasa que captura el pistón y está configurada para unirse a un segundo componente en el reactor nuclear en funcionamiento, siendo dividida la carcasa en una primera y una segunda cámara de fluido por una cabeza del pistón , la carcasa que incluye al menos un paso de fluido configurado para permitir que un fluido de refrigeración en el reactor nuclear operativo entre y salga de las cámaras de fluido primera y segunda al entorno que rodea el dispositivo de amortiguación para amortiguar el movimiento entre el pistón y la carcasa , el pistón y la carcasa están fabricados de un material que mantiene sustancialmente sus propiedades físicas en el reactor nuclear en funcionamiento.

PDF original: ES-2760929_T3.pdf

Instalación y procedimiento para el tratamiento de residuos.

(30/10/2019) Instalación para el tratamiento de residuos activados, contaminados y/o no contaminados, en la que, en un tipo de construcción modular con baja exposición a la radiación y costes de transporte bajos, residuos o desechos activados, contaminados y/o no contaminados, desacoplados del desmantelamiento e independientemente de una instalación nuclear concreta, se suministran a una estación reciclaje, un vertedero o un depósito de desechos después de una separación y/o una descontaminación, que consta de - una superficie de contacto en un edificio con una entrada y una salida para el personal, - al menos un acceso para material, que está realizado como esclusa para piezas contaminadas, - al menos una salida para…

Tubo de aleación a base de Ni para energía atómica.

(16/10/2019). Solicitante/s: NIPPON STEEL CORPORATION. Inventor/es: TAKEDA,KIYOKO, KINOMURA,SHOJI.

Una tubería o tubo de aleación a base de Ni para energía nuclear que tiene un espesor de pared de 15 a 55 mm, que tiene una composición química, en % en masa, de: 0,010 a 0,025 % de C; 0,10 a 0,50 % de Si; 0,01 a 0,50 % de Mn; hasta 0,030 % de P; hasta 0,002 % de S; 52,5 a 65,0 % de Ni; 20,0 a 35,0 % Cr; 0,03 a 0,30 % Mo; hasta 0,018 % de Co; hasta 0,015 % de Sn; 0,005 a 0,050 % de N; 0 a 0,300 % de Ti; 0 a 0,200 % de Nb; 0 a 0,300 % de Ta; 0 % o más y menos del 0,03 % de Zr; y el resto es Fe e impurezas, en el que la tubería o tubo de aleación a base de Ni tiene una microestructura que es una fase única austenítica, y la composición química satisface la siguiente ecuación, la ecuación : -0,0020 ≤ [N]/14 - {[Ti]/47,9 + [Nb]/92,9 + [Ta]/180,9+ Zr/91,2} ≤ 0,0015 Ec. , en el que, para los símbolos del elemento en la Ec. , se sustituyen los contenidos de los elementos correspondientes en % en masa.

PDF original: ES-2761273_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…

Sistema y método de reducción de una fuente de radiación para una central de energía atómica.

(05/06/2019). Solicitante/s: The Japan Atomic Power Company. Inventor/es: UEYAMA,YUTAKA, SUGINO,WATARU.

Un sistema de reducción de una fuente de radiación para una central de energía nuclear, que comprende una unidad de inyección de un agente dispersante para inyectar un agente dispersante en un refrigerante de un sistema refrigerante de la central de energía nuclear, y en el cual el agente dispersante es ácido poliacrílico, y el peso molecular medio del ácido poliacrílico es de 16.000 o 26.000 y la concentración del ácido poliacrílico es de 50 ppb o 1 ppm.

PDF original: ES-2715649_T3.pdf

Gestión de la energía eléctrica para un sistema de reactor nuclear.

(11/04/2019) Un sistema de distribución eléctrica para una central nuclear, que comprende: al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b); una primera pluralidad de cargas de corriente alterna de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear de la planta de energía nuclear, comprendiendo cada una de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna una carga eléctrica crítica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear que está configurada para fallar a una posición de seguridad basada en una pérdida de energía eléctrica de la fuente de energía de corriente alterna primaria (510b); un primer bus de energía de corriente alterna (545b) que está acoplado eléctricamente a la al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b)…

Procedimiento para la descontaminación de piezas de trabajo contaminadas por radiactivamente.

(09/04/2019) Procedimiento para la descontaminación de piezas de trabajo contaminadas radiactivamente, pasando una pieza de trabajo actual de una serie de piezas de trabajo a descontaminar en una instalación de descontaminación una cadena de pasos de proceso con pasos de proceso secuenciales (4a), comprendiendo los pasos de proceso (4a) un paso de limpieza para la limpieza de la pieza de trabajo actual de contaminantes y un paso de medición de la contaminación posterior para la medición de una contaminación de la pieza de trabajo actual , apoyándose al menos un paso de proceso (4a), al menos en parte, en…

Aleación austenitica que contiene Cr.

(27/03/2019). Solicitante/s: NIPPON STEEL & SUMITOMO METAL CORPORATION. Inventor/es: Kanzaki,Manabu, MIYAHARA,OSAMU, HIDAKA,YASUYOSHI, MASAKI,YASUHIRO, UEHIRA,AKIHIRO.

Una aleación austenítica que contiene Cr que tiene una película de óxido de cromo con un grosor de 5 nm o superior, e inferior a 180 nm en la superficie, donde la composición química del metal base consiste en ,porcentaje en masa, C: 0,15% o menos, Si: 1,00% o menos, Mn: menos de 0,1%, P: 0,030% o menos, S: 0,030% o menos, Cr: 10,0 a 40,0%, Ni: 45,0 a 80,0%, Ti: 0,5% o menos, Cu: 0,6% o menos, Al: 0,5% o menos, y N: 0,20% o menos, siendo el resto Fe e impurezas.

PDF original: ES-2706182_T3.pdf

Dispositivo de estanqueidad entre un tubo y una columna que lo atraviesa, su procedimiento de montaje.

(20/03/2019) Dispositivo de estanqueidad destinado a ser fijado contra un borde de extremo de un tubo y contra una columna que debe atravesar según un eje (A) de la columna una abertura del tubo , delimitada por este borde , comprendiendo el dispositivo una base que tiene un cruce para el paso axial de la columna , un primer órgano de estanqueidad apto para ser activado para ser presionado contra la columna en el cruce , un cuerpo que rodea alrededor del eje (A) una cavidad para recibir el borde del tubo y un segundo órgano de estanqueidad destinado a ser presionado contra el borde del tubo en la cavidad , comunicando el cruce axialmente con la cavidad , caracterizado por que el dispositivo comprende asimismo un anillo de apriete, y por que el cuerpo comprende…

Tubo de aleación basada en Ni.

(20/03/2019) Un tubo de aleación basada en Ni que comprende un metal de base, cuya composición química consiste, expresada como porcentaje en masa, en lo siguiente: C: 0,15 % o menos, Si: 1,0 % o menos, Mn: 2,0 % o menos, P: 0,030 % o menos, S: 0,030 % o menos, Cr: 10,0 a 40,0 %, Ni: 50,0 a 80,0 %, Ti: 0,50 % o menos, Cu: 0,60 % o menos, Al: 0,20 % o menos, N: 0,20 % o menos y el resto es Fe e impurezas y, una película de óxido complejo de bajo contenido de Cr, que tiene un espesor de 25 nm o menor, al menos en una superficie interna del metal base, en donde los contenidos de Al, Ni, Si, Ti y Cr en la película satisfacen las siguientes fórmulas (i) a (iii): % de Al/% de…

Aleación austenítica que contiene cromo.

(27/02/2019). Solicitante/s: NIPPON STEEL CORPORATION. Inventor/es: Kanzaki,Manabu, MIYAHARA,OSAMU, HIDAKA,YASUYOSHI, MASAKI,YASUHIRO, UEHIRA,AKIHIRO.

Una aleación austenítica que contiene cromo en donde al menos una superficie de las superficies de la aleación tiene una película de óxido de cromo continua con un grosor de 5 nm o más y menos de 50 nm y en donde la composición química del metal base de la aleación austenítica que contiene cromo consiste, en porcentaje en masa, C: 0,15% o menos, Si: 1,00% o menos, Mn: 0,1% o más y 2,0% o menos, P: 0,030% o menos, S: 0,030% o menos, Cr: de 10,0 a 40,0%, Ni: de 45,0 a 80,0%, Ti: 0,5% o menos, Cu: 0,6% o menos, Al: 0,5% o menos, y N: 0,20% o menos, siendo el resto Fe e impurezas.

PDF original: ES-2721668_T3.pdf

Método para monitorizar residuos relevantes generados al desmantelar una planta expuesta a radiación o partes de la misma.

(26/02/2019) Método para monitorizar residuos relevantes que se generan al desmantelar una planta expuesta a radiación o partes de la misma y/o contenedores de depósito o de transporte para tales residuos, en cuyo caso al menos un chip de datos, principalmente un chip de RFID, se dispone respectivamente en un residuo relevante que se genera por el desmantelamiento o desmontaje de la planta o partes de la misma, y/o en un contenedor de depósito o de transporte para dicho residuo, en cuyo caso el chip de datos almacena informaciones sobre el respectivo residuo y/o el respectivo contenedor de depósito o de transporte y las informaciones incluyen la dosis de radiación, el lugar actual y/o el peso del residuo, y se encuentran dispuestas unidades de comunicación estacionarias y/o móviles para escribir y/o leer los chips de datos en diferentes lugares de la planta, que…

Placa integral tubular para vasija a presión del reactor.

(13/02/2019) Una vasija a presión del reactor para un reactor nuclear que tiene un sistema de control térmico, comprendiendo la vasija a presión del reactor: una placa orientada horizontalmente y/o sustancialmente circular , en la que la placa divide la vasija a presión del reactor en una región superior de la vasija a presión del reactor y en una región inferior de la vasija a presión del reactor, y en la que la placa está configurada para proporcionar una barrera líquida y/o térmica entre un volumen a presión ubicado en la región superior de la vasija a presión del reactor y un refrigerante primario ubicado…

Válvula para la circulación de fluido.

(22/11/2018) Válvula que comprende: - un cárter que forma un recinto en el interior del cual un fluido está destinado a fluir y presenta al menos una entrada y al menos una salida del fluido, - un obturador configurado para cooperar con un asiento solidario con el cárter con el fin de cerrar al menos la entrada o al menos la salida del fluido, - un dispositivo de control de la posición del obturador con respecto al asiento , en la que: - el dispositivo de control consta de al menos un inductor y al menos un inducido acoplados magnéticamente y configurados para que el inductor gire el inducido de manera que provoque de manera selectiva el…

Tubo de aleación austenítico.

(29/10/2018). Solicitante/s: NIPPON STEEL & SUMITOMO METAL CORPORATION. Inventor/es: Kanzaki,Manabu, MASAKI,YASUHIRO, YONEMURA,MITSUHARU, MOMOZONO YUMI.

Un tubo de aleación austenítica que consiste en, en % en peso: C: de 0,01% a 0,15%; Cr: de 10,0% a 40,0%; Ni: de 8,0% a 80,0%, Si: de 0,05% a 1,00%, Mη : de 0,05% a 2,00%, P: 0,030% o menos, S: 0,030% o menos, Ti: de 0,1% a 0,5%; Cu: 0,6% o menos, Al: 0,5% o menos y N: 0,20% o menos, conteniendo el remanente Fe e impurezas, y en donde el tubo de aleación austenítica tiene una estructura metalográfica que cumple las siguientes expresiones (i) a (iii), en donde, en las expresiones anteriores, R es una relación de una intensidad integrada de {220} a una intensidad integrada de {111} en una capa superficial que se mide mediante un método de difracción de rayos X de incidencia rasante, I220 es la intensidad integrada de {220}, I111 es la intensidad integrada de {111}, y F111 es una anchura a media altura de {111} en la capa superficial que se mide por el método de difracción de rayos X de incidencia rasante.

PDF original: ES-2687833_T3.pdf

Sistema nuclear de suministro de vapor.

(25/10/2018) Un sistema nuclear de suministro de vapor con circulación natural de refrigerante impulsada por gravedad, comprendiendo el sistema: una vasija de reactor verticalmente alargada que tiene un primer eje vertical y que comprende una carcasa que forma una cavidad interna ; un elevador vertical y una bajante dispuestos en la cavidad de la vasija de reactor para conducir un flujo de fluido, estando la bajante en comunicación fluida con el elevador vertical ; un núcleo de reactor que comprende combustible nuclear dispuesto dentro de la cavidad interna de la vasija de reactor ; una vasija…

Sistemas y procedimientos de generación de potencia utilizando energía almacenada de suministro de aire desde VES.

(18/10/2018) Un sistema pasivo de habitabilidad de sala de control principal para una planta de energía de reactor nuclear, que comprende: al menos un depósito estructurado para almacenar aire comprimido; un regulador de presión estructurado para recibir aire comprimido y reducir la presión del aire comprimido para producir aire comprimido de presión más baja; una turbina de aire estructurada para recibir y expandir el aire comprimido de presión más baja, en el que el aire comprimido de presión más baja corresponde a una presión de entrada de la turbina de aire; un generador estructurado para convertir el aire comprimido de presión más baja en energía eléctrica; un eductor estructurado para…

Sistema de captura radiactiva para el confinamiento de accidentes graves de reactores de agua ligera.

(13/09/2018). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: BASS,Derek, LOEWEN,Eric P, CARO,JOSE MARIA.

Un sistema de captura , que comprende: un reactor nuclear y una estructura de confinamiento primario del reactor nuclear; un área de medios localizada por debajo de la solera y cerca de la estructura de confinamiento primario del reactor nuclear; unos medios granulares (4a) que tienen un tamaño granular del área de medios ; una tubería de descarga configurada para conectar en conexión de fluido el área de medios con la estructura de confinamiento primario , estando un extremo distal de la tubería de descarga localizo en el área de medios ; y una tubería de salida de gas acoplada al área de medios , caracterizado porque el tamaño granular de los medios granulares (4a) se reduce entre el extremo distal de la tubería de descarga y la tubería de salida de gas.

PDF original: ES-2681440_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

Dispositivo de fusión para consolidar chatarra contaminada.

(13/12/2017) Dispositivo de fusión móvil con una base de crisol y una cámara de crisol que es adecuada para el alojamiento de un crisol , caracterizado por que la base de crisol comprende un fondo de cámara y la cámara de crisol , un recubrimiento , comprendiendo el dispositivo además un dispositivo de transporte , el cual es adecuado para mover la base de crisol con el crisol de una primera posición a una segunda posición, encontrándose el crisol , en la primera posición, fuera de la cámara de crisol y, en la segunda posición, dentro de la cámara de crisol , y estando configurados el fondo de cámara y el recubrimiento de forma que configuran, en la segunda posición, una carcasa de horno estanca a gas, siendo el dispositivo de transporte desplazable con base…

Material de aleación de Ni - Cr.

(15/11/2017) Un tubo de una aleación de Ni - Cr, en donde, la diferencia entre las tensiones reticulares uniformes de la capa superficial de éste, satisfaga las siguientes fórmulas y . S ≤ 0,002 S ≥ D500 - D ≤ 200 en donde, el significado de los símbolos individuales, en la fórmulas anteriormente descritas, arriba, son los siguientes: S: La diferencia entre las tensiones reticulares uniformes (Å) de la capa superficial D500: El {111} espaciado interplanar (Å), a una profundidad de 500 nm a partir de la superficie del material D ≤ 200: El valor medio del {111} espaciado interplanar (Å), a una profundidad…

Tubo de aleación de austenita que contiene Cr.

(11/10/2017). Solicitante/s: NIPPON STEEL & SUMITOMO METAL CORPORATION. Inventor/es: Kanzaki,Manabu, TASAKA,MASAHITO, MASAKI,YASUHIRO, UEHIRA,AKIHIRO, KINOMURA,SHOJI.

Un tubo de aleación austenítica que contiene Cr, en el que la película de óxido de cromo con un espesor de 0.05 a 1.5 μm se forma sobre la superficie interna del tubo, en el que el tubo de aleación austenítica que comprende Cr tiene un diámetro interno de 10 a 30 mm y en el que el tubo de aleación austenítica que contiene Cr se caracteriza porque el tubo tiene una longitud de 5 a 50 m, la película de óxido de cromo satisface la relación definida por la formula (i) la concentración promedio de C en el rango de profundidad de 5 a 10 μm desde la superficie interna es menor que la concentración de C en un metal base. 0.4 ≤ δ1/δ2 ≤ 2.5 ...(i) en el que 51 y 52 son espesores (μm) de la película de óxido de cromo en ambos extremos del tubo, respectivamente.

PDF original: ES-2654212_T3.pdf

Procedimiento y sistema para inspeccionar una instalación nuclear.

(12/07/2017) Procedimiento de inspección de una instalación nuclear, que comprende: - disponer un detector de radiación delante de una superficie de una parte 5 de la instalación, estando colimado el detector de radiación para recibir radiación de una zona cilíndrica de la parte de la instalación; - realizar varias medidas de la radiación recibida por el detector de radiación para diferentes energías de emisión y diferentes distancias, a lo largo del eje (X) de la zona cilíndrica, entre el detector de radiación y la superficie de la parte de instalación; - analizar las medidas de radiación subdividiendo la zona cilíndrica en varias mallas de manera que se estimen unos niveles de radiactividad respectivos en las mallas, y en el que el análisis de las medidas de radiación comprende una inversión de un sistema lineal C.a ≥…

Instalación para el tratamiento de una mezcla de agua y sólidos que se produce en una instalación nuclear en el corte por chorro de suspensión de agua y abrasivo.

(05/10/2016). Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: MEIERL,HANS-PETER.

Instalación para el tratamiento de una mezcla (G) de agua y sólidos (F) que se produce en una instalación nuclear en el corte por chorro de suspensión de agua y abrasivo, con una tubería de alimentación para la alimentación de la mezcla (G) que se produce en el corte por chorro de suspensión de agua y abrasivo, caracterizada por una pluralidad de tuberías de salida conectadas una en paralelo a la otra, conectadas respectivamente mediante una válvula con la tubería de alimentación , estando conectada cada tubería de salida con un recipiente asignado solo a esta, provisto de un filtro , y estando conectado cada recipiente con una estación de bombeo asignada solo a él, para la aspiración del agua (W) que pasa por el filtro.

PDF original: ES-2609008_T3.pdf

Soporte de bomba de chorro y método para producir el mismo.

(25/05/2016) Un método para producir un soporte de bomba de chorro fabricado de una aleación a base de níquel tratada térmicamente mejorada, que comprende las etapas de: preparar un material de aleación a base de níquel endurecida por precipitación que tiene una composición de componentes que consiste en, por % en masa, Ni: 50,0 % a 55,0 %, Cr: 17,0 % a 21,0 %, Nb + Ta: 4,75 % a 5,50 %, Mo: 2,8 % a 3,3 %, Ti: 0,65 % a 1,15 %, Al: 0,2 % a 0,8 %, siendo el resto Fe e impurezas inevitables, conteniendo además opcionalmente C: 0,08 % o menos, Mn: 0,35 % o menos, Si: 0,35 % o menos, S: 0,015 % o menos, P: 0,03 % o menos, Cu: 0,30 % o menos, B: 0,006 % o menos y Co: 1,0 % o menos; formar en bruto el material de aleación a base de níquel en la forma de producto mediante una forja en matriz después de fundir el material de aleación a base de níquel, someter…

Procedimiento y dispositivo para extraer una muestra de un generador de vapor.

(06/04/2016) Procedimiento para extraer una muestra de un depósito en un lado secundario de una placa de plataforma de tubos de un generador de vapor de una central nuclear en el que: - se retira un tubo de generador de vapor de la placa de plataforma de tubos para exponer una perforación de tubo calentador que atraviesa la placa de plataforma de tubos , - desde el lado primario de la placa de plataforma de tubos enfrentado al lado secundario se introduce una herramienta de remoción de un dispositivo para extraer la muestra en la perforación de tubo calentador , - con la herramienta de remoción se separa mecánicamente una parte del depósito como muestra , - la herramienta de remoción en un estado montado (M), rota alrededor…

Dispositivo de guiado para lanza flexible.

(23/03/2016) Dispositivo de guiado destinado a guiar una lanza flexible para la limpieza de un recinto equipado con una abertura de acceso , extendiéndose el dispositivo de guiado según una dirección de extensión (De), y que comprende: - una parte de transporte que comprende unos medios de rodamiento configurados para rodar por una pared del recinto , y unos medios de mantenimiento configurados para mantener los medios de rodamiento en contacto con dicha pared cuando tienen lugar los desplazamientos del dispositivo de guiado a lo largo de dicha pared, - una parte de unión montada en la parte de transporte y destinada a ser conectada a un dispositivo de alimentación eléctrica, - una parte de guiado y de accionamiento…

Procedimiento para la limpieza y el acondicionamiento del circuito de agua-vapor de una central, en particular de una central nuclear.

(24/02/2016) Procedimiento para la limpieza y el acondicionamiento del circuito de agua-vapor de una central, en particular de una central nuclear, en el que - durante el funcionamiento de producción se añade al medio de trabajo que circula en el circuito de agua-vapor una amina como material filmógeno, que forma sobre las superficies del circuito una película hidrófoba, - monitorizándose durante la duración del procedimiento, mediante mediciones, la concentración del material filmógeno al menos en el agua de alimentación del generador de vapor, caracterizado por que - durante la duración del procedimiento se monitoriza, mediante mediciones, la concentración de al menos una impureza contenida en el medio de…

Sistema móvil de intervención en atmósfera de gas radioactivo, particularmente de tritio.

(13/01/2016) Sistema de intervención en atmósfera de gas radioactivo, particularmente de tritio, comprendiendo este sistema un dispositivo de confinamiento dinámico , que comprende: - una barrera amovible de confinamiento, capaz de rodear una zona de intervención, y - un dispositivo de extracción controlada, capaz de mantener la zona de intervención en depresión con respecto al exterior de esta zona; caracterizado porque comprende además: - un dispositivo de vigilancia, para vigilar la concentración en gas radioactivo en el aire de la zona de intervención, y - un dispositivo de detección y de señalización, para detectar el rebasamiento de un umbral predefinido por esta concentración, y para señalizar el rebasamiento a la persona o personas…

Separador vapor-agua.

(06/01/2016) Un separador de vapor-agua que comprende - un tubo elevador de vapor-agua a través del cual sube un flujo bifásico de agua y vapor, incluyendo el tubo elevador de vapor-agua , una parte curva en una parte inferior y una paleta giratoria dispuesta dentro del tubo elevador de vapor-agua, entre la parte curva y un extremo superior del tubo elevador de vapor-agua; - un cilindro de bajada dispuesto rodeando el tubo elevador de vapor-agua para formar un espacio de bajada anular ; - una plataforma que está dispuesta en el lado opuesto a los extremos superiores del tubo elevador de vapor10 agua y el cilindro de bajada, con un espacio predeterminado…

Dispositivo de inspección de un generador de vapor.

(07/01/2015) Dispositivo de inspección de un generador de vapor que comprende un recinto estanco que aloja una pluralidad de tubos de circulación de un primer fluido y por lo menos una placa de refuerzo destinada al sostenimiento de los tubos y que presenta un conjunto de aberturas de paso de tubos, estando el recinto estanco destinado a acoger un segundo fluido, comprendiendo el dispositivo de inspección: - una primera sonda de vídeo flexible y de forma alargada, destinada a ser insertada en el recinto del generador de vapor por una abertura de éste y conformada para ser desplazable a través de un orificio de paso de fluido delimitado por una placa de refuerzo y un tubo de circulación, comprendiendo…

1 · ››
Utilizamos cookies para mejorar nuestros servicios y mostrarle publicidad relevante. Si continua navegando, consideramos que acepta su uso. Puede obtener más información aquí. .