CIP 2015 : G21C 17/00 : Vigilancia; Ensayos.

CIP2015GG21G21CG21C 17/00[m] › Vigilancia; Ensayos.

G21C 17/003 · Inspección remota de las vasijas, p. ej. de las vasijas de presión.

G21C 17/007 · · Inspección de las superficies externas de las vasijas.

G21C 17/01 · · Inspección de las superficies internas de las vasijas.

G21C 17/013 · · Vehículos de inspección.

G21C 17/017 · Inspección o mantenimiento de tuberías o de tubos en instalaciones nucleares.

G21C 17/02 · Dispositivos o disposiciones para la vigilancia del refrigerante o del moderador.

G21C 17/022 · · para la vigilancia de refrigerantes o de moderadores líquidos.

G21C 17/025 · · · para la vigilancia de refrigerantes constituidos por metales líquidos.

G21C 17/028 · · para la vigilancia de refrigerantes gaseosos.

G21C 17/032 · · Medida o vigilancia del gasto de refrigerante.

G21C 17/035 · · Dispositivos de detección del nivel del refrigerante o del moderador.

G21C 17/038 · · Detección de la ebullición del refrigerante o del moderador.

G21C 17/04 · · Detección de rotura de conducto.

G21C 17/06 · Dispositivos o disposiciones para la vigilancia o el ensayo del combustible o de los elementos combustibles fuera del núcleo del reactor, p. ej. para la destrucción (burnup), para la contaminación (G21C 17/08, G21C 17/10 tienen prioridad; detección de fugas en elementos combustibles durante el funcionamiento del reactor G21C 17/04).

G21C 17/07 · · Ensayos de estanqueidad.

G21C 17/08 · Combinación estructural del núcleo del reactor o de la estructura del moderador con medios de visión, p. ej. con cámaras de televisión, periscopios, ventanas.

G21C 17/10 · Combinaciones estructurales del elemento combustible, de la barra de control, del núcleo del reactor, o de la estructura del moderador con instrumentos sensibles, p. ej. para la medida de la radiactividad, de los esfuerzos.

G21C 17/104 · · Medida de la reactividad.

G21C 17/108 · · Medida del flujo.

G21C 17/112 · · Medida de la temperatura.

G21C 17/116 · · Pasajes o aisladores, p. ej. para cables eléctricos.

G21C 17/12 · · el elemento sensible forma parte del elemento de control.

G21C 17/14 · Contadores de período.

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Contenedor de toma de muestras y sistema de toma de muestras y procedimiento operativo asociado.

(08/01/2020) Un contenedor de toma de muestras para obtener una muestra ambiental que tiene - una cámara exterior , que está rodeada por una pared de contenedor exterior , que está conectada en relación de flujo directo con el entorno a través de al menos una abertura de paso dispuesta en la pared de contenedor exterior y que puede ser llenada con un líquido al menos en una región de base, - una cámara interior , que está rodeada por una pared de contenedor interior , que está conectada en relación de flujo a la región de base de la cámara exterior a través de una abertura de paso dispuesta en la pared de contenedor interior , que tiene una conexión para una línea de muestreo y una conexión para una línea de medio de conducción y está sellada de otro…

Herramienta de inspección ultrasónica para la cubierta del orificio de acceso.

(01/01/2020) Un aparato para la inspección ultrasónica de una soldadura de la cubierta del orificio de acceso sobre una placa de soporte de la envolvente de núcleo en un reactor de agua en ebullición que contiene bombas de chorro, comprendiendo el aparato : una base para ser posicionada sobre la placa de soporte de la envolvente del núcleo y sustancialmente centrada y asegurada sobre una superficie de la cubierta del orificio de acceso; un bastidor central acoplado a la base y que se extiende en una dirección vertical basada sobre la cubierta del orificio de acceso; un conjunto de brazo radial que comprende un brazo radial que tiene un primer extremo y un segundo extremo opuesto , estando unido el citado conjunto de brazo radial al bastidor central ; un conjunto de motor de extensión / retracción…

Piscina de combustible gastado aislada del medioambiente.

(04/09/2019) Un sistema de piscina de combustible nuclear gastado aislado del medioambiente que comprende: una losa de base ; una pluralidad de paredes laterales verticales que se extienden hacia arriba desde y colindantes a la losa de base , formando las paredes laterales un perímetro; una cavidad definida colectivamente por las paredes laterales y la losa de base que en uso contiene el agua (W) de la piscina; un sistema de revestimiento de piscina que comprende un revestimiento exterior adyacente a las paredes laterales , un revestimiento interior adyacente al revestimiento exterior y en uso mojado por el agua (W) de la piscina y un espacio intersticial formado entre los revestimientos; una placa de encastrado superior que circunscribe el perímetro de la piscina en…

Dispositivo de inspección de guía superior.

(24/06/2019) Un dispositivo de inspección para una guía superior de un reactor de agua en ebullición que comprende: un bastidor dimensionado para descansar y apoyarse en un borde superior de una abertura del conjunto de combustible dentro de la guía superior; un árbol central soportado de manera giratoria del bastidor se extiende hacia abajo por debajo de la abertura del conjunto de combustible, sustancialmente a lo largo de un eje de un conjunto de combustible que se coloca debajo de la abertura, cuando el bastidor se apoya en el borde superior de la apertura del conjunto de combustible; caracterizado por: un conjunto de articulación conectado de manera fija al árbol central se extiende lateralmente desde el mismo con un bloque articulado distal abisagrado que tiene una línea de articulación sustancialmente paralela…

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…

Aparato y procedimiento para inspeccionar componentes de un reactor nuclear en las regiones del espacio anular del núcleo, de aspersión del núcleo y del rociador de agua de alimentación en un reactor nuclear.

(22/05/2019) Un aparato de inspección de componentes de un reactor nuclear para inspeccionar a distancia al menos un componente de una región del espacio anular de una vasija del reactor nuclear de una planta de energía nuclear, en el que la vasija del reactor nuclear incluye una cubierta del núcleo que presenta un borde anular, comprendiendo el aparato de inspección: un conjunto de desplazamiento, que comprende: un raíl parcial para ser situado sobre el borde anular de la cubierta del núcleo en la vasija del reactor nuclear ; y un dispositivo de sujeción estructurado para conectar de manera amovible…

Aparato de martillado de chorro de agua y método de martillado de chorro de agua.

(06/03/2019). Solicitante/s: MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD.. Inventor/es: MINAMIYAMA,AKIO, NISHITSUJI,YUTAKA, OKIMURA,KOJI, HINAMI,KAZUYUKI, HAMAMOTO,TOMOCHIKA, KONNO,TAKAO.

Un aparato de martillado de chorro de agua que comprende: un cilindro de sujeción que es capaz de disponerse en el lado periférico exterior de una boquilla de instrumentación con un hueco predeterminado entremedias; un mecanismo de sujeción que es capaz de fijar el cilindro de sujeción a la boquilla de instrumentación ; un miembro de colocación que tiene una forma cilíndrica, proporcionado dentro del cilindro de sujeción y configurado para colocarse en una posición adyacente al extremo superior de la boquilla de instrumentación ; una boquilla WJP de superficie interior que es móvil hacia arriba y hacia abajo dentro del miembro de colocación ; y un orificio de drenaje que penetra radialmente en el miembro de colocación.

PDF original: ES-2720197_T3.pdf

Conjunto de penetración eléctrica de cuba de un reactor nuclear.

(27/02/2019) Conjunto de penetración eléctrica de cuba de un reactor nuclear apto para ser instalado en un orificio de cuba de reactor nuclear, comprendiendo el citado conjunto de penetración : - un cuerpo de penetración que comprende: - un primer extremo apto para ser situado en el interior de la cuba, - un segundo extremo apto para ser situado al exterior de la cuba, - un conector eléctrico estanco que forma una primera hermeticidad del conjunto de penetración eléctrica , haciendo hermético el citado conector eléctrico estanco el cuerpo de penetración a nivel del primer extremo ; caracterizado por que el citado conjunto de penetración eléctrica comprende además: - una brida porta-pasos que comprende una pluralidad…

Plataforma y procedimiento de modificación de la posición de al menos una barra elevadora de tal plataforma.

(23/01/2019). Solicitante/s: X L B V. Inventor/es: NARDELLI,ALEXANDRE.

Plataforma elevadora , apta para desplazarse a lo largo de un carril, y que comprende medios de apoyo (365- a, 365-b) para ser instalados en el citado carril , y - al menos una barra (310, 310-a, 310-b) elevadora articulada con la plataforma, caracterizada porque la citada plataforma comprende: - medios de bloqueo (325, 325-a, 325-b) de una posición de cada barra elevadora con respecto a la plataforma y - medios de detección (315, 315-a, 315-b) de la posición de cada barra elevadora.

PDF original: ES-2720809_T3.pdf

Accionamiento de un reactor nuclear usando un modelo de depósito de una superficie de transferencia de calor del reactor nuclear.

(10/10/2018). Solicitante/s: FRAMATOME INC. Inventor/es: POP,MIHAI G.M, WYATT,JOSEPH R, GRIFFITH,JOHN C.

Un procedimiento para accionar un reactor nuclear que comprende: definir un incremento de capa de una capa de depósito que modela un depósito en una superficie de transferencia de calor del reactor nuclear; actualizar periódicamente un espesor de la capa de depósito añadiendo el incremento de capa a la capa de depósito ; volver a calcular las propiedades de la capa de depósito después de añadir cada incremento de capa a la capa de depósito ; determinar una variable relacionada con la temperatura de la superficie de transferencia de calor en función de las propiedades recalculadas de la capa de depósito ; y alterar el funcionamiento del reactor nuclear cuando la variable relacionada con la temperatura de la superficie de transferencia de calor alcanza un valor predeterminado.

PDF original: ES-2685616_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 ≥…

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, …

Soporte giroscópico para piscina de combustible de central nuclear.

(30/01/2017). Solicitante/s: IBERDROLA GENERACIÓN NUCLEAR, S.A.U. Inventor/es: GAVILÁN MORENO,Carlos Julián, DELTORO DELTORO,Javier, VALENCIA GIL-ORTEGA,Agustín.

Soporte giroscópico para piscina de combustible de central nuclear. La presente invención se refiere a un soporte giroscópico para piscina de combustible de central nuclear resistente a los sismos y al oleaje en una piscina de combustible y que comprende un extremo colgante que tiene un conjunto de grados de libertad que evitan tensiones en el mismo durante los efectos de un sismo y del oleaje asociado al mismo, y comprende un sensor de temperatura y una caña de burbujeo para medir el nivel de agua en la piscina de combustible.

PDF original: ES-2598752_B1.pdf

PDF original: ES-2598752_A1.pdf

Dispositivo de detección de fuga y revestimiento de órgano de transporte o de almacenamiento de fluido que incluye este dispositivo de detección.

(25/01/2017). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES. Inventor/es: ALBALADEJO,SERGE, ZANOLIN,RÉMI.

Dispositivo de detección de fuga de un fluido almacenado o transportado en un conducto , que incluye una pared externa eléctricamente conductora , que incluye una capa de un material aislante fibroso establecido para rodear el conducto, y que incluye una capa de un material conductor que se extiende contra la capa de material aislante , y un aparato de detección de cortocircuito o de medida de impedancia entre la pared del conducto y la capa de material conductor , caracterizado por que el material conductor es un material conductor fibroso constituido esencialmente a partir de un fieltro de carbono o de grafito.

PDF original: ES-2623032_T3.pdf

Procedimiento para la predicción de defectos de combustible en reactores de agua ligera utilizando un indicador de estado de combustible.

(06/07/2016) Un procedimiento para evaluar la integridad del combustible en reactores de agua ligera que comprende: el acceso en una piscina de combustible del reactor nuclear a al menos una varilla de combustible descargada y un conjunto de combustible nuclear descargado; el cálculo de un flujo de calor de funcionamiento (Flujo más elevado del conjunto) experimentado por al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear; la medición de un espesor de CRUD (Depósito de funcionamiento) en al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear; la medición de un espesor de óxido (Espesor del óxido de funcionamiento) en al menos una varilla de combustible o un conjunto de combustible nuclear; el cálculo de un flujo de calor maximizado (Flujo maximizado) para al menos una varilla de combustible o un conjunto de…

Procedimiento y herramienta avanzados de muestreo de CRUD de combustible.

(06/07/2016) Un procedimiento para realizar un análisis de dos tipos de CRUD en una barra de combustible nuclear, que comprende: proporcionar una barra de combustible nuclear con una primera capa y una segunda capa de CRUD sobre un exterior de la barra de combustible ; cepillar la primera capa de CRUD de la barra de combustible con una herramienta para CRUD en una zona seleccionada ; donde la herramienta tiene un dispositivo de cepillado que tiene cerdas , una fuerza aplicada al dispositivo de cepillado sobre la barra de combustible para retirar la primera capa de CRUD, siendo la fuerza suficiente…

Procedimiento de verificación del rendimiento de núcleo mediante instrumentación intranuclear.

(27/04/2016) Un procedimiento de pruebas físicas subcríticas para confirmar que un núcleo de un reactor nuclear operará como estaba previsto, en el que el núcleo tiene una dimensión radial y axial y varios conjuntos de combustible que comprenden varios elementos de combustible físil, teniendo al menos algunos de los conjuntos de combustible manguitos guía para la inserción de barras de regulación que son amovibles hacia el interior y el exterior del núcleo en grupos, y al menos un manguito para instrumentos en el cual se aloja instrumentación intranuclear para monitorizar el flujo neutrónico en el núcleo en una ubicación radial en torno a la instrumentación intranuclear, y en varias zonas axiales sustancialmente a lo largo de un tramo activo de los…

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

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

Reactor integrado de sales fundidas.

(09/03/2016) Un método para operar una planta de energía nuclear, comprendiendo la planta de energía nuclear un reactor de sal fundida (MSR) para producir calor, un sistema intercambiador de calor, y un sistema de uso final, recibiendo el sistema intercambiador de calor el calor producido por el MSR y proporcionando el calor recibido al sistema de uso final, comprendiendo el método las etapas de: operar el MSR, comprendiendo el MSR una vasija, un núcleo moderador de grafito colocado en la vasija, y una sal fundida que circula al menos en la vasija, teniendo el sistema intercambiador de calor una parte interior localizada en el interior de la vasija y una parte exterior localizada en el exterior de la vasija, teniendo la parte interior una pluralidad de intercambiadores de…

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

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

Método para determinar la transferencia de potencia de un componente nuclear con una capa de material situada en una superficie calentadora del componente.

(15/04/2015) Un método para caracterizar una transferencia de potencia de una superficie calentadora de un componente calentador nuclear con una capa de depósito de material situada en un lado del componente, que comprende: obtener una muestra de la capa de depósito en el lado del componente calentador; obtener una imagen de una superficie interna opuesta al interior de la muestra; obtener una imagen de una superficie externa opuesta al exterior de la muestra; analizar las imágenes de la superficie interna y la superficie externa de la muestra para verificar la presencia de capilares y chimeneas de vapor; determinar un número de capilares y chimeneas de vapor para la superficie interna y la superficie externa; determinar…

Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.

(23/07/2014) Un procedimiento de uso de combustible nuclear desechado en una o más piscinas de combustible en un mapa de carga para la colocación de haces de combustible en un núcleo de reactor nuclear en el que cada haz de combustible es seleccionado de: haces nuevos de combustible; haces expuestos de combustible retirados de un reactor nuclear y almacenados en al menos una piscina de combustible; y haces bloqueados de combustible que han de permanecer en sus posiciones actuales en el núcleo, comprendiendo el procedimiento almacenar al menos una base de datos de piscinas de combustible, incluyendo la base de datos de piscinas de combustible una lista de al menos una porción de los haces de combustible que residen en la piscina de combustible; almacenar al menos una base de datos de tipos de haces nuevos, incluyendo la base de datos…

Procedimiento y aparato para el control permisivo de un mástil y pinza.

(25/06/2014) Un procedimiento para permitir el desplazamiento de un componente de reactor nuclear dentro de un reactor nuclear, que comprende: la detección de un mástil y de una pinza ; la detección de la orientación de la pinza que utiliza un aparato de orientación del mástil, incluyendo el aparato de orientación del mástil una leva fijada a una placa cardánica que está dispuesta para rotar al unísono con una rotación angular del mástil y de la pinza , mientras detecta una posición de la leva utilizando una pluralidad de conmutadores situados próximos a la placa cardánica; el cálculo acerca de si el emplazamiento detectado y la orientación detectada, respectivamente, se corresponden con un emplazamiento de recogida solicitado y una orientación…

Procedimiento de medición de la reactividad subcrítica.

(18/12/2013) Procedimiento de monitorización de cambios de reactividad en una reacción nuclear cuando la reacción nucleares subcrítica, que comprende las etapas de: controlar un parámetro de la reacción nuclear que afecta a la reactividad de la reacción nuclear para alterarla reactividad; monitorizar una salida de un detector de rango de origen; determinar periódicamente un índice de velocidad de recuento inverso desde la salida del detector de rangode origen durante una porción de estado estacionario de la salida del detector de rango de origen; aplicar un factor de corrección al índice de velocidad de recuento inverso, y trazar el índice de velocidad de recuento inverso determinado…

Dispositivo y procedimiento de potencial de corrosión electroquímica.

(03/12/2013) Un sistema para determinar un potencial de corrosión electroquímica de una barra de combustible decirconio durante un ciclo de combustible completo de una central nuclear, comprendiendo el sistema: al menos dos detectores electroquímicos colocados en un reactor nuclear o en un sistema adyacenteal reactor nuclear, en el que al menos uno de los al menos dos detectores electroquímicos incluye unelectrodo de circonio, y los al menos dos detectores electroquímicos miden tensiones proporcionales a un potencialde corrosión electroquímica para una superficie en la que está instalado cada uno de los al menos dos detectoreselectroquímicos ; un medio para calentar el electrodo de circonio a una temperatura que es aproximadamente igual a la temperaturasuperficial de la barra de combustible; y una…

Dispositivo y procedimiento para la determinación del potencial electroquímico de corrosión.

(09/05/2013) Una central nuclear que comprende un reactor nuclear , un sistema de refrigerante del reactor y un sistema para determinar un potencial electroquímico de corrosión para barras de combustible de reactornuclear en el reactor nuclear, comprendiendo el sistema para determinar un potencial electroquímico decorrosión para barras de combustible de reactor nuclear: una primera sonda y una segunda sonda colocadas en el reactor nuclear y/o en el sistema derefrigerante del reactor , teniendo las sondas sensores internos para medir el potencial electroquímicode la superficie en la que están instaladas las sondas en el que al menos una de las sondas tiene unelectrodo de circonio; y una disposición configurada para aceptar las tensiones producidas por las sondas en la que la disposición está configurada para determinar un potencial electroquímico…

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

(18/04/2013) Un procedimiento para controlar el funcionamiento de una planta de energia nuclear que incluye la determinaciónde un caudal de refrigerante de núcleo para el estado de núcleo no nominal del reactor nuclear, siendo el caudal derefrigerante sensible a una k efectiva crítica, el patrón de barras de control y el plan de potencia de reactor,comprendiendo el procedimiento un procedimiento implementado por ordenador para determinar la k efectiva críticaen un estado del núcleo no nominal, que comprende: determinar para el estado de núcleo no nominal una densidad de las barras de control, una potencia denúcleo…

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

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

SISTEMA Y METODO DE VIGILANCIA DE VIBRACIONES DE UN REACTOR NUCLEAR.

(14/05/2012) Sistema y método da vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear. Un sistema de vigilancia de vibraciones de un reactor nuclear tiene un primer transductor ultrasónico para transmisión, un transmisor ultrasónico, un segundo transductor ultrasónico para recepción, un receptor ultrasónico, un procesador de señal, y una unidad de visualización. El primer transductor ultrasónico para transmisión está dispuesto sobre la superficie exterior de una vasija de presión del reactor y está configurado para convertir una señal de transmisión en una señal de pulso ultrasónico y permitir que el pulso ultrasónico sea transmitido a un componente interno del reactor. El segundo transductor ultrasónico para recepción está dispuesto…

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 DE SUMINISTRARE UNA HERRAMIENTA DENTRO DE UNA BOMBA DE CHORRO DE REACTOR NUCLEAR SUMERGIDA.

(07/04/2010) Procedimiento para suministrar una herramienta dentro de una bomba de chorro de reactor nuclear sumergida. Un procedimiento de suministro de una herramienta dentro de una tubería sumergida incluye el control del movimiento de un dispositivo de suministro de herramientas en una piscina operando al menos un accionador propulsor situado sobre el dispositivo de suministro de herramientas. El dispositivo de suministro de herramientas se acopla a una entrada a la tubería y se inserta una herramienta del dispositivo de suministro de herramientas a través de la entrada y dentro de la tubería

APARATO PARA SUMINISTRAR UNA HERRAMIENTA DENTRO DE UNA BOMBA DE CHORRO DE REACTOR NUCLEAR SUMERGIDA.

(04/03/2010) Aparato para suministrar una herramienta dentro de una bomba de chorro de reactor nuclear sumergida. Un aparato para suministrar una herramienta dentro de una bomba de chorro de un reactor nuclear sumergida en una piscina del reactor incluye un chasis , y una unidad de propulsión para controlar el movimiento del aparato de suministro de herramienta dentro de una piscina de líquido. Un conjunto guía proporciona el suministro y la inserción de la herramienta dentro de una entrada de la bomba de chorro e incluye una parte de inserción en la tubería. Un controlador de posición de la herramienta proporciona el control de la posición vertical…

1 · · 3 · ››
Utilizamos cookies para mejorar nuestros servicios y mostrarle publicidad relevante. Si continua navegando, consideramos que acepta su uso. Puede obtener más información aquí. .