CIP 2015 : G21C 17/108 : Medida del flujo.

CIP2015GG21G21CG21C 17/00G21C 17/108[2] › Medida del flujo.

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 17/108 · · Medida del flujo.

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Procedimiento de control de la dilución de boro durante una parada de un reactor.

(03/07/2019) Un procedimiento de control de un cambio en las concentraciones de boro en un sistema refrigerante de un reactor como resultado de un cambio de la reactividad durante una parada de una planta nuclear que comprende las etapas de: controlar una señal de salida representativa de una tasa de cuentas de un detector de neutrones de intervalo de fuente ubicado fuera de un recipiente del reactor dentro de la proximidad de un núcleo de un reactor, como una función del tiempo, durante la parada de la planta nuclear; controlar una temperatura de un refrigerante dentro del sistema refrigerante de un reactor en función del tiempo; generar una señal de compensación…

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…

Herramienta de intercambio del monitor de rango de potencia local bajo una vasija.

(18/12/2018) Una herramienta para su uso en el mantenimiento de un conjunto de monitor de rango de potencia local (LPRM) de una vasija de reactor nuclear, que comprende: un miembro estructural que tiene un primer orificio, estando estructurado el primer orificio para recibir un dispositivo de LPRM asociado con el conjunto de LPRM; una cabeza proporcionada en un primer extremo del miembro estructural , teniendo la cabeza una pluralidad de prolongaciones estructuradas para casar con una pluralidad de orificios proporcionados en una junta estanca del conjunto de LPRM; y un conjunto de conexión con tuerca montado de forma deslizante sobre el miembro estructural , teniendo el conjunto…

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

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, …

Detector de radiación de cámara de ionización.

(22/03/2017) Un detector de radiación de cámara de ionización con una respuesta mejorada a la radiación gamma de fisión que comprende: una cámara de ionización que tiene un electrodo tubular externo que tiene un extremo superior y uno inferior; una tapa terminal inferior eléctricamente aislada que cierra el extremo inferior del electrodo tubular externo ; una tapa terminal superior eléctricamente aislada que cierra el extremo superior del electrodo tubular externo ; un electrodo central que se extiende sustancialmente desde la tapa terminal inferior ascendentemente y a través de la tapa terminal superior , y…

Procedimiento de validación de señales de salida de detectores en una vasija de un reactor nuclear.

(13/07/2016) Un procedimiento implementado por ordenador de validación de una señal de salida de la instrumentación de un reactor nuclear para una pluralidad de detectores dentro del reactor con una pluralidad de elementos detectores radialmente espaciados a aproximadamente la misma elevación axial con respecto a un núcleo del reactor nuclear, presentando cada uno de los elementos detectores una señal indicativa del parámetro operativo medido del reactor estando situado en una posición radial y axial en la que el elemento detector está situado, comprendiendo el procedimiento las etapas de: ejecutar un cálculo predictivo (P) de una salida anticipada de tres o más elementos detectores a sustancialmente la misma elevación axial en base al estado operativo actual del reactor, tomar una relación (M / P) de una señal…

Aparato y procedimiento de determinación del nivel de potencia de un reactor nuclear.

(25/05/2016). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: SPLICHAL,WILLIAM FRANCIS.

Un aparato , que comprende: dos o más conductores eléctricos; uno o más dispositivos de señal; y un analizador ; en el que los dos o más conductores eléctricos están dispuestos para ser colocados en un reactor nuclear, en el que el uno o más dispositivos de señal están adaptados para aplicar una o más señales incidentes a los dos o más conductores eléctricos, en el que el uno o más dispositivos de señal están adaptados para recibir una o más señales reflejadas de los dos o más conductores eléctricos, y en el que el analizador está adaptado para determinación del nivel de potencia en el reactor nuclear utilizando al menos una de la una o más señales incidentes aplicadas y al menos una de la una o más señales reflejadas recibidas.

PDF original: ES-2653553_T3.pdf

Un procedimiento de y un aparato para vigilar la operación de un reactor nuclear.

(19/08/2015) Un procedimiento de vigilancia de la operación de un reactor de una planta nuclear, en el que el reactor comprende un núcleo que incorpora una pluralidad de conjuntos combustibles, en el que cada conjunto combustible incluye una pluralidad de barras de combustible, en el que cada barra de combustible comprende un combustible 5 nuclear y un encamisado , estando el combustible nuclear encerrado por el encamisado , comprendiendo también la planta unos medios de forzamiento dispuestos para forzar un fluido refrigerante en un flujo a través del reactor y del núcleo , unos medios de transporte dispuestos para transportar una corriente de efluentes gaseosos provenientes del fluido refrigerante , un simulador de núcleo, y unos sensores (S) situados en diferentes posiciones dentro del núcleo , en el que el procedimiento comprende…

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,…

Sistema de instrumentación interna de un reactor nuclear con tarjeta electrónica evolucionada y procedimiento correspondiente de modificación de un sistema de instrumentación interna de un reactor nuclear.

(23/04/2014) Sistema de instrumentación interna de un reactor nuclear, del tipo que comprende por lo menos: - una sonda de medición del flujo de neutrones en el núcleo del reactor nuclear, y - un cable de desplazamiento de la sonda en el interior del núcleo , y - un dispositivo giratorio de accionamiento del cable de desplazamiento , caracterizado porque el sistema comprende además: - un dispositivo de determinación de la posición angular del dispositivo giratorio de accionamiento , que comprende un emisor sincronizado que comprende a su vez un rotor solidario en rotación al dispositivo de accionamiento y un estator que comprende tres bobinados…

Aparato axial de termómetros gamma y procedimiento para monitorizar el núcleo del reactor en una planta de energía nuclear.

(02/04/2014) Un procedimiento para recoger datos sobre la condición de operación del núcleo de un reactor nuclear , comprendiendo el procedimiento: posicionar una primera agrupación lineal de sensores de termómetro gamma (GT) en un primer alojamiento del instrumento , en el que los sensores de GT están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación lineal ; posicionar una segunda agrupación lineal de sensores de GT en un segundo alojamiento del instrumento , en el que los sensores de GT están dispuestos asimétricamente a lo largo de la primera agrupación y en el que el segundo conjunto lineal de sensores de GT es asimétrico con respecto a la primera cadena lineal de de sensores de GT; posicionar el primer alojamiento del instrumento en el núcleo del reactor en un primer emplazamiento…

Sistema y procedimiento de supervisión del intervalo de potencia local del núcleo de un reactor de agua en ebullición.

(11/09/2013) Un sistema de supervisión del intervalo de potencia local (LPRM) del núcleo de un reactor de agua enebullición (BWR), comprendiendo el sistema: una longitud deseada de un cable de tipo coaxial aislado con un material mineral que tiene una constantedieléctrica alta dentro del núcleo de un reactor de agua en ebullición ; y el aislamiento muestra un cambio en las propiedades dieléctricas al someterlo a irradiación de neutrones ogamma; caracterizado por un aparato de reflectometría de dominio temporal configurado para medir un cambio en la impedanciacaracterística temporal de un cable de tipo coaxial en respuesta a al menos una de entre una irradiación deneutrones o una irradiación gamma generada por el núcleo del reactor .

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA DETERMINAR LA DENSIDAD DEL FLUJO DE NEUTRONES, ESPECIALMENTE EN UNA CENTRAL NUCLEAR.

(01/07/2000) LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCEDIMIENTO Y A UN DISPOSITIVO PARA DETERMINAR LA DENSIDAD DEL FLUJO DE NEUTRONES (N) DE UNA FUENTE EMISORA DE NEUTRONES , EN ESPECIAL DEL NUCLEO DE UN REACTOR EN UNA CENTRAL NUCLEAR. EN EL PROCEDIMIENTO, A PARTIR DE UNA PRIMERA SEÑAL DE MEDIDA S 1 Y DE UNA SEGUNDA SEÑAL DE MEDIDA S 2 , DIFERENTES ENTRE SI Y QUE ESTAN AMBAS EN DEPENDENCIA MONOTONA DE LA DENSIDAD DEL FLUJO DE NEUTRONES (N), SE FORMA UNA SEÑAL DE INTERVALO GRANDE W QUE ES FUNCION UNIVOCA DE LA DENSIDAD DEL FLUJO DE NEUTRONES (N). LA SEÑAL DE INTERVALO GRANDE W SE DEFINE POR INTERVALOS. EN UN INTERVALO DE VALORES PEQUEÑOS DE LA DENSIDAD DEL FLUJO DE NEUTRONES N < N 1 LA SEÑAL DE INTERVALO GRANDE W TOMA EL MISMO VALOR QUE LA PRIMERA SEÑAL DE MEDIDA S 1 , EN UN INTERVALO DE VALORES GRANDES DE LA DENSIDAD DEL FLUJO DE NEUTRONES N > N SUB,2…

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE CIERRE ESTANCO DE UN CONDUCTO TUBULAR DE INSTRUMENTACION DE UN REACTOR NUCLEAR.

(16/05/1999). Ver ilustración. Solicitante/s: FRAMATOE Y ATEA, SOCIETE ATLANTIQUE DE TECHNIQUES AVANCEES. Inventor/es: MALMASSON, JACQUES.

SE OBTURA DE MANERA ESTANCA UNA PARTE EXTREMA ABIERTA (14A) DEL DEDO DE GUANTE DEL CONDUCTO DE INSTRUMENTACION, SE FIJA EN LA PROLONGACION DEL DEDO DE GUANTE UN PROLONGADOR QUE TIENE UNA SECCION TRANSVERSAL INTERNA DEL CONDUCTO DE INSTRUMENTACION, SE DESPLAZA POR IMPULSION SOBRE EL PROLONGADOR EL DEDO DE GUANTE EN LA DIRECCION AXIAL DEL CONDUCTO DE INSTRUMENTACION CURSO ARRIBA, EN DIRECCION DE LA CUBA DEL REACTOR NUCLEAR, HASTA QUE EL EXTREMO (14A) DEL DEDO DE GUANTE SE ENCUENTRE CURSO ARRIBA DE UN MECANISMO DE CIERRE DEL CONDUCTO DE INSTRUMENTACION Y SE OBTURA DE MANERA ESTANCA EL JUEGO ANULAR ENTRE EL PROLONGADOR DEL DELDO DE GUANTE Y EL CONDUCTO DE INSTRUMENTACION, CURSO ARRIBA DEL MECANISMO O DEL DISPOSITIVO DE PASO ESTANCO DEL CONDUCTO DE INSTRUMENTACION.

SISTEMA DE MEDIDA DE DISTRIBUCION DE POTENCIA QUE EMPLEA DETECTORES GAMMA EN EL EXTERIOR DE UN RECEPTACULO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(16/10/1996) UN SISTEMA PARA MEDIR LA DISTRIBUCION DE POTENCIA EN UN NUCLEO DE UN REACTOR INCLUYE UNA PLURALIDAD DE DETECTORES GAMMA DISPUESTOS EN EL EXTERIOR DEL RECEPTACULO DEL REACTOR QUE ALOJA EL NUCLEO DEL REACTOR . LOS DETECTORES GAMMA CORRESPONDEN EN NUMERO AL NUMERO DE TUBERIAS DE CONDUCCION EN LOS CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE EN EL NUCLEO DEL REACTOR A MOSTRAR. UNA PRIMERA PLURALIDAD DE LINEAS DE FLUJO SEPARADAS CONECTAN LAS TUBERIAS DE CONDUCCION CON LOS DETECTORES GAMMA PARA DIRIGIR EL FLUJO DE REFRIGERANTE DESDE LAS TUBERIAS DE CONDUCCION A LOS DETECTORES GAMMA PARA QUE LOS DETECTORES GAMMA PUEDAN MEDIR LA ACTIVIDAD GAMMA DE DESINTEGRACION 16N EN LAS TUBERIAS DE CONDUCCION RESPECTIVAS DE LOS CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE . UNA SEGUNDA PLURALIDAD DE LINEAS DE FLUJO SEPARADAS CONECTAN UN SOPORTE FRIO DEL SISTEMA…

MANGUITO PROTECTOR PARA TUBO DEDAL DEL APARATO DE MEDIDA DE UN REACTOR NUCLEAR.

(16/08/1996). Solicitante/s: SIEMENS POWER CORPORATION. Inventor/es: YATES, JACK.

SE DESCRIBE UN RECUBRIMIENTO DEL TUBO DEDAL DEL APARATO DE MEDIDA QUE TIENE UN CONO CENTRAL QUE RODEA UN TUBO DEDAL DEL APARATO DE MEDIDA PARA EVITAR QUE EL FLUJO DE FLUIDO SOBRE EL TUBO DEDAL PRODUZCA VIBRACIONES Y DESGASTE EXCESIVOS. UNA PLURALIDAD DE BRAZOS SE EXTIENDE RADIALMENTE DESDE EL CONO Y TIENEN AMORTIGUADORES DE BLOQUEO DISPUESTOS EN EL EXTREMO DE CADA BRAZO , LOS MUELLES QUE SE EXTIENDEN DESDE LOS AMORTIGUADORES ENGRANAN CAVIDADES EN UNA TOBERA DEL CONJUNTO DE COMBUSTIBLE ADYACENTE PARA BLOQUEAR EL RECUBRIMIENTO EN POSICION Y EVITAR EL MOVIMIENTO DEL RECUBRIMIENTO O EL GIRO DEBIDO A UN FLUJO DE FLUIDO AGRESIVO. LA UTILIZACION DEL RECUBRIMIENTO INVENTIVO EVITA LA VIBRACION Y QUE SE PRODUZCAN DAÑOS EN EL TUBO DEDAL DEL APARATO DE MEDIDA QUE PASA A SU TRAVES, INCREMENTANDO LA VIDA DE LOS INSTRUMENTOS Y PERMITIENDO LA OBSERVACION CONTINUADA DE LA DINAMICA EN UN REACTOR NUCLEAR.

PROCESO DE UTILIZACION DE UN DEDO DE GUANTE DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA BAJO PRESION Y DISPOSITIVO DE REGULACION DE LA POSICION AXIAL DEL DEDO DE GUANTE.

(16/02/1996). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: MALMASSON, JACQUES.

EL DEDO DE GUANTE ESTA INTRODUCIDO EN UN CONDUCTO DE GUIA CONSTITUIDO POR UN TUBO DE GUIA QUE PONE EN COMUNICACION UN LOCAL DE MEDIDA 83) DE LA CUBA DEL REACTOR NUCLEAR, UN CANAL VERTICAL QUE ATRAVIESA LOS EQUIPOS INTERNOS INFERIORES DEL REACTOR POR DEBAJO DEL CORAZON Y UN TUBO GUIA DE UN ENSAMBLAJE DEL CORAZON . EL EXTREMO CERRADO DEL DEDO DE GUANTE PENETRA EN EL TUBO-GUIA DEL ENSAMBLAJE COMBUSTIBLE HASTA UN NIVEL DEFINIDO. SE MODIFICA LA POSICION DEL DEDO DE GUANTE SIGUIENDO EL EJE DEL CONDUCTO DE GUIA ENTRE DOS PERIODOS DE UTILIZACION DEL DEDO DE GUANTE EN EL REACTOR NUCLEAR, DE MANERA QUE MODIFIQUE LA POSICION DE LAS ZONAS DE DESGASTE PREFERENCIALES DE LA PARED DEL DEDO DE GUANTE EN RELACION AL CONDUCTO DE GUIA. PREFERENTEMENTE, LA POSICION AXIAL DEL DEDO DE GUANTE ESTA REGULADA UTILIZANDO UN PROLONGADOR DEL DEDO DE GUANTE FIJADO SOBRE UNA CANALADURA DEL CONDUCTO DE GUIA Y EN EL CUAL EL EXTREMO DEL DEDO DE GUANTE ESTA FIJADO POR ATORNILLAMIENTO.

SISTEMA DE REALIZACION DE PLANOS DEL FLUJO DE NEUTRON PARA REACTORES NUCLEARES.

(16/11/1995) UNA PLURALIDAD DE SECUENCIAS DE MAPAS DE FLUJO SON ALMACENADAS EN UNA MEMORIA NO VOLATIL PARA CONTROLAR UNA OPERACION DE LEVANTAMIENTO DE MAPA DE FLUJO EN UN REACTOR NUCLEAR. LAS SECUENCIAS DEL MAPA DE FLUJO SON RECIBIDAS POR UN CONTROLADOR RECEPTOR QUE RECIBE INSTRUCCIONES DE UN INTERFASE HOMBRE-MAQUINA LOCAL O DE UN INTERFASE HOMBRE-MAQUINA REMOTO. UNA UNIDAD DE CONTROL DE SISTEMA DETERMINA CUAL DE LOS INTERFASES HOMBRE-MAQUINA SE ACTIVA Y TAMBIEN PROPORCIONA LA POSIBILIDAD DE SELECCIONAR UN CONTROL MANUAL DE LOS CONDUCTORES DETECTORES. SE MUESTRA UNA SECUENCIA DE MAPA DE FLUJO ELEGIDA QUE PUEDE SER MODIFICADA, REALMACENADA O EJECUTADA. LAS MODIFICACIONES EN LA SECUENCIA DE MAPA DE FLUJO PUEDE INCLUIR LA SUPRESION DE UN CONDUCTOR DETECTOR DE LA OPERACION DE LEVANTAMIENTO DE MAPAS DE FLUJO Y…

SISTEMA DE REGULACION DE BANDA DE ENERGIA Y METODO PARA REACTORES NUCLEARES.

(16/06/1995) PARA DETECTAR LA APLITUD DEL FLUJO MAGNETICO Y LAS OSCILACIONES DEL FLUJO DE NEUTRONES EN UNA ZONA LOCALIZADA DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR INDUCIDO POR INESTABILIDADES TERMO-HIDRAULICAS, REGULACION DE ORDENES DE BANDAS DE ENERGIA LOCAL (LPRM)=LOCAL POWER RANGE MONITORING), DISTRIBUIDAS RADIALMENTE EN EL NUCLEO Y DISPONIENDO DE UNA SERIE DE DETECTORES DE FLUJO DE NEUTRONES, ESPACIADOS VERTICALMENTE, SON ASIGNADOS INDIVIDUALMENTE A CELULAS DE CONTROL DE OSCILACIONES DE ENERGIA OPRM(OSCILLATION POWER RANGE MONITORING), DISTRIBUIDAS RADIALMENTE EN EL NUCLEO. GRUPOS DE CELULAS OPRM, SON TRANSFERIDAS A DIFERENTES CANALES OPRM, EN BASE A SUS SITUACIONES GEOGRAFICAS. LAS CADENAS DE…

SISTEMA DE DISTRIBUCION DE DETECTOR DE FLUJO DE NEUTRONES PARA UN SISTEMA DE REPRESENTACION DE FLUJO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(16/03/1995). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: LUNZ, KENNETH GEORGE.

UN SISTEMA DE REPRESENTACION DE FLUJO PARA UN REACTOR NUCLEAR UTILIZA UN DETECTOR CON UN DIAMETRO EXTERIOR APROXIMADAMENTE UN 15% MENOR DEL DIAMETRO INTERIOR DE LAS TUBERIAS DE DISTRIBUCION (20') A TRAVES DE LAS CUALES PASA Y UNA LONGITUD MENOR DEL 8% DEL RADIO DE CURVATURA MINIMO DE LAS TUBERIAS (20'). SE UTILIZAN CONMUTADORES DE LIMITE SIN FRICCION EN EL SISTEMA DE REPRESENTACION DE FLUJO, PARA REDUCIR MAS LA FRICCION CONTRA LOS CABLES QUE GUIAN A LOS DETECTORES A TRAVES DE LAS TUBERIAS DE DISTRIBUCION (20'). ESTAS DIMENSIONES Y CAMBIOS DE CONMUTADOR EN COMBINACION, RESULTAN EN UNA MEJORA DEL 50% EN IMPULSAR FUERZA A LOS MANGUITOS EN EL NUCLEO DEL REACTOR NUCLEAR.

DISPOSITIVO DETECTOR DE NIVEL DE POTENCIA EN EL EXTERIOR DEL NUCLEO PARA SISTEMA DE VIGILANCIA DE FLUJO DE NEUTRONES.

(01/03/1995) UN DISPOSITIVO DETECTOR DEL NIVEL DE POTENCIA DE FLUJO DE NEUTRONES EN EL EXTERIOR DEL NUCLEO INCLUYE UN SUBDISPOSITIVO DETECTOR DE FLUJO DE NEUTRONES Y UN SUBDISPOSITIVO MODERADOR QUE TIENE LA FORMA DE UN BOTE DE DOBLE PARED DE UNA SECCION DE CORTE ANULAR PARA RECIBIR EL SUBDISPOSITIVO DETECTOR EN UNA FORMA COAXIAL Y TELESCOPICA EN EL INTERIOR DEL MISMO Y QUE TIENE UN MATERIAL MODERADOR PREFERIBLEMENTE POLIETILENO DE ALTA DENSIDAD, EN EL ESPACIO ANULAR ENTRE LAS PAREDES DOBLES DEL MISMO PARA CONVERTIR LOS NEUTRONES EPITERMICOS EN FLUJO DE ESCAPE DE UN REACTOR NUCLEAR EN NEUTRONES TERMICOS QUE TENGAN UN NIVEL DE POTENCIA DETECTABLE MEDIANTE EL SUBDISPOSITIVO DE DETECCION…

MEDICION DEL FLUJO NEUTRONICO TERMICO.

(16/01/1995) SE PROVEEN HILOS DE CONTROL EN LA GAMA DE ENERGIA LOCAL (FIG. 2A) QUE TIPICAMENTE INCLUYEN CUATRO SITIOS DE CONTROL ESPACIADOS VERTICALMENTE EN EL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA HIRVIENDO. CADA SITIO DE CONTROL INCLUYE UN DETECTOR (M) GAMA DE ENERGIA LOCAL CONVENCIONAL EN EL QUE MATERIAL FISIONABLE EXPUESTO A RADIACION NEUTRONICA TERMICA PRODUCE FRAGMENTOS DE FISION, IONIZA UN GAS Y GENERA UNA CORRIENTE ENTRE UN ANODO Y UN CATODO. SE PROVEE A CADA DETECTOR GAMA DE POTENCIA LOCAL (M) A UNO O DOS TERMOMETROS GAMA (T) ADAYACENTES. CADA TERMOMETRO GAMA (T) INCLUYE UNA MASA INTERIOR QUE SE CALIENTA POR RADIACION GAMA, UNA TERMOCUPLA PARA MEDIR LA MASA CALENTADA Y UNA TERMOCUPLA DE REFERENCIA CONECTADA EN SERIE. TANTO EL DETECTOR DEL RANGO DE ENERGIA LOCAL COMO EL(LOS) TERMOMETRO(S) GAMA…

UN APARATO DE MEDIDA DE LA DISTRIBUCION Y NIVEL DE LA RADIACION PARA UN REACTOR NUCLEAR.

(16/01/1969). Ver ilustración. Solicitante/s: ELLIOTT BROTHERS (LONDON) LIMITED.

Resumen no disponible.

PROCEDIMIENTO DE DETECCIÓN DEL FLUJO EN REACTORES NUCLEARES.

(16/12/1960). Ver ilustración. Solicitante/s: UNITED KINGDOM ATOMIC ENERGY AUTHORITY.

Procedimiento de detección del flujo en reactores nucleares, caracterizado por comprender las etapas de hacer pasar un fluido al interior de un paso prolongado a través del núcleo del reactor; de permitir que el fluido permanezca en reposo en el paso citado durante un período en el que se somete a irradiación; de retirar a continuación el fluido del paso y de comprobar simultáneamente su actividad, para obtener la distribución del flujo de neutrones en el núcleo.

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