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.

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…

Procedimiento y dispositivo de desmantelamiento de una tubería potencialmente contaminada.

(17/12/2014) Procedimiento de desmantelamiento de una tubería potencialmente contaminada, en el que: - alrededor de una primera parte longitudinal (2A) de un tubo de la tubería, se aplica y se fija una caja en el interior de la cual está confinado un volumen libre (V) alrededor de esta primera parte del tubo, - alrededor de una segunda parte longitudinal (2B) del tubo , que es adyacente a la primera parte (2A) del tubo, se aplica un manguito , que está constituido por un material estanco, del cual un extremo está fijado herméticamente sobre la caja , y en el interior del resto del cual está confinada la segunda parte del tubo, - desde el volumen libre (V), se aplica un medio de corte sobre la primera parte (2A) del tubo , hasta cortar el tubo en dos tramos distintos , - después…

Método para inhibir la adhesión de una sustancia radiactiva.

(04/06/2014) Un método para suprimir la adhesión de una sustancia radiactiva , que comprende: la eliminación de una película de óxido formada sobre una superficie (32A) de un material metálico que forma un miembro estructural de una planta nuclear, mediante un tratamiento de descontaminación químico, a continuación el depósito de óxido de titanio como sustancia para suprimir la adhesión de la sustancia radiactiva directamente sobre la superficie (32A) de un material metálico que forma un miembro estructural de una planta nuclear, mediante la pulverización de un líquido en suspensión del óxido de titanio sobre la superficie (32A) del material metálico, y a continuación el mantenimiento del óxido de titanio a 80 °C o superior.

CENTRAL NUCLEAR Y SISTEMA DE SEGURIDAD CON ELEMENTO FUSIBLE Y ASCENSOR GRAVITACIONAL.

(23/01/2014). Ver ilustración. Solicitante/s: SERBEX TECNOLOGÍA Y VALORES, S.L. Inventor/es: Larrion,Javier.

Central nuclear y sistema de seguridad con elemento fusible y ascensor gravitacional, estando los edificios de la central sujetos a contaminación enterrados por debajo del nivel del mar y bajo dársenas con agua borada, y disponiendo de un sistema de seguridad exento de componentes eléctrico y electrónicos para actuar ante posible accidentes que comprende, entre otros, medios para la inundación de los edificios de la central con fusibles térmicos y ascensores gravitacionales para el escape de los operarios en caso de emergencia.

Procedimiento para el desensamblaje de un componente sumergido en agua de una instalación nuclear y un dispositivo para llevar a cabo dicho procedimiento.

(18/11/2013) Procedimiento para el desensamblaje de un componente de la instalación sumergido en agua de una instalaciónnuclear que comprende las siguientes etapas: a) en una pared del componente de la instalación se practica al menos un agujero pasante ligeramenterectangular en sección transversal mediante un procedimiento de erosión eléctrico, b) partiendo de una cara frontal del componente de la instalación se practica con una sierra al menos un primer corte desierra , que desemboca en el agujero pasante, c) en el agujero pasante se hace girar una hoja de sierra de la sierra y en una dirección divergente de ladirección del primer corte de sierra se lleva a cabo, un corte de sierra…

Procedimiento y dispositivo para desmantelar un componente interno del recipiente a presión de un reactor nuclear.

(16/09/2013) Procedimiento para el desmantelamiento de un componente interno de un recipiente a presión de unreactor nuclear , en el que el componente interno es separado debajo del agua por un procedimiento deseparación mecánico en estado de montaje, dentro del recipiente a presión del reactor nuclear, que está abierto ylleno hasta el borde superior , caracterizado porque los trabajos de desmantelamiento que tienen lugar dentro del recipiente a presión delreactor nuclear son controlados y vigilados desde una plataforma de trabajo practicable que se encuentra acierta distancia del recipiente a presión , del reactor nuclear.

Procedimiento para el desmantelamiento de una instalación nuclear.

(12/09/2012). Solicitante/s: AREVA NP GMBH. Inventor/es: STROBEL, REINHARDT, GOTTFRIED, ROLAND.

Procedimiento para el desmantelamiento de una instalación nuclear en el que un componente de una instalación dispuesto en una primera piscina inundada de agua es desmontado en una primera etapa en piezas sueltas de gran volumen, que comprende las siguientes etapas: - se deposita un contenedor de transporte , con estanqueidad al agua, en la primera piscina debajo del agua, - se introduce la pieza suelta debajo del agua en el contenedor de transporte inundado de agua, -se saca el contenedor de transporte con la pieza suelta introducida en el mismo de la primera piscina y se transporta el mismo, en estado inundado, por encima de la superficie de agua a la segunda piscina , asimismo inundada de agua, y se deposita en la misma debajo del agua, - se procede al fraccionamiento posterior de la pieza suelta en la segunda piscina.

PDF original: ES-2393572_T3.pdf

Paso eléctrico y uso del paso eléctrico.

(28/03/2012) Paso eléctrico con un conductor interior envuelto por un conductor envolvente , que son guiados de forma conjunta por un elemento de brida , estando estanqueizada una primera zona espacial formada en un primer lado del elemento de brida por el conductor interior y el conductor envolvente que lo envuelve mediante varios 5 anillos de estanqueidad contra una segunda zona espacial formada en un segundo lado del elemento de brida por el conductor interior y el conductor envolvente que lo envuelve, caracterizado porque los anillos de estanqueidad están realizados como anillos de estanqueidad metálicos y porque el conductor interior…

DIVISION DE ELEMENTOS VOLUMINOSOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN UN CONTENEDOR DE TRANSPORTE CONSTITUIDO POR UNA BASE DONDE SE SITUA EL ELEMENTO Y UNA PARED EXTERIOR QUE DESCIENDE SOBRE LA BASE RODEANDOLO.

(16/10/1998) LA INVENCION SE REFIERE A RECIPIENTES A PRESION DE INSTALACIONES NUCLEARES PARA LA RECEPCION DE LOS ELEMENTOS DE COMBUSTION EQUIPADOS CON APLICACIONES DE MONTAJE CONOCIDAS CON EL RECIPIENTE A PRESION. DEBEN SER INTERCAMBIADAS LAS PARTES VOLUMINOSAS DE TAL MODO, QUE SE DISPONGA DE UN RECIPIENTE DE TRANSPORTE MUY GRANDE PARA EL TRANSPORTE NECESARIO FUERA DEL LUGAR DE LA INSTALACION NUCLEAR. CON ELLO PUEDEN APLICARSE RECIPIENTES DE TRANSPORTE MAS PEQUEÑOS, SIENDO NECESARIO LA DESARTICULACION DE LAS PARTES VOLUMINOSAS. PUEDEN SER REALIZADOS PROCESOS DE DESARTICULACION SIN DISPOSITIVOS DE SOPORTE COSTOSOS, HABIENDOSE PREVISTO QUE SE AJUSTE UN RECIPIENTE DE TRANSPORTE ABIERTO EN EL FONDO DE UNA BANDEJA DE AGUA. LA…

PROCESO DE INTERVENCION A DISTANCIA SOBRE UN LUGAR, TAL COMO UNA CENTRAL NUCLEAR DAÑADA.

(16/03/1996). Solicitante/s: GEC ALSTHOM SYSTEMES ET SERVICES SA. Inventor/es: FRENEIX, GERARD.

LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCESO DE INTERVENCION A DISTANCIA SOBRE UN LUGAR, TAL COMO UNA CENTRAL NUCLEAR DAÑADA. CONSISTE EN DISPONER CABEZA A CABEZA TRAMOS DE GUIAONDAS GRACIAS A AL MENOS UN CARRO TELEDIRIGIDO POR LA LINEA DE GUIAONDAS ASI REALIZADA Y PROVISTO DE ELEMENTOS DE AGARRE PARA LA COLOCACION DE AL MENOS UN BRAZO MANIPULADOR PARA LA CONEXION DE LOS TRAMOS DE GUIAONDAS, A PARTIR DE UN PUESTO DE CONTROL QUE COMPRENDE UN GENERADOR Y UN RECEPTOR DE SEÑALES Y HASTA EL LUGAR A INSPECCIONAR Y A TRATAR EVENTUALMENTE.

CERROJO DE SEGMENTO Y SEGURO PARA ESTANCAR UNA TOBERA.

(01/04/1993). Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, INC.. Inventor/es: TADE, LEE ALFRED, III, WEISEL, ERIC MOYER, CHURCH, RICHARD LINDSAY.

UN CERROJO Y UN SEGURO GARANTIZAN EL AISLAMIENTO EN LA GENERACION DE VAPOR NUCLEAR DE SEGMENTOS ESTANCADORES EN ENSAMBLAJE. EL CERROJO ES GIRADO A POSICION CERRADA CON SU PALANCA EN UNA RANURA EN PROYECCION TRANSVERSAL AL FINAL DEL CERROJO QUE SE MUEVE A LO LAREGO DE UNA RANURA HASTA UNA MUESCA DE SEGURIDAD EN CONTRA DEL CAMINO DE UN MUELLE DE ZONA COMPRIMIBLE.

PROCEDIMIENTO PARA LA SUBSTITUCION INTEGRAL DE UN GENERADOR DE VAPOR DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION.

(01/04/1992). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: MARTIN, ALAIN.

EL PROCEDIMIENTO CONSISTE EN SEPARAR EL GENERADOR DE VAPOR USADO DEL CIRCUITO PRIMARIO, MEDIANTE CORTE DE LAS CANALIZACIONES PROXIMAS A LOS TUBOS DEL GENERADOR DE VAPOR, EXTRAER EL GENERADOR DE VAPOR USADO, COLOCAR UNO NUEVO Y SOLDAR LOS TUBOS DEL GENERADOR NUEVO A LAS CANALIZACIONES PRIMARIAS . SE EFECTUAN MEDICIONES TOPOMETRICAS SOBRE EL GENERADOR NUEVO, SOBRE EL GENERADOR DE VAPOR USADO SITUADO EN SU ALOJAMIENTO Y EN DICHO ALOJAMIENTO UNA VEZ EXTRAIDO EL GENERADOR USADO . LA COMPARACION DE LAS MEDICIONES TOPOMETRICAS PERMITE DETERMINAR EL PROCEDIMIENTO DE SUSTITUCION, ES DECIR EL NUMERO DE CORTES A EFECTUAR EN LAS CANALIZACIONES PRIMARIAS , LAS MODIFICACIONES EN LOS DISPOSITIVOS DE SOPORTE Y DE POSICIONAMIENTO Y LA POSICION DE LOS CHAFLANES DE SOLDEO DE LAS CANALIZACIONES Y DE LOS TUBOS DEL GENERADOR DE VAPOR NUEVO.

1 · ››

 

Patentes más consultadas

 

Clasificación Internacional de Patentes 2015