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.

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…

TARJETA DE CIRCUITO IMPRESO PARA UN SISTEMA DE PROTECCION DE REACTOR NUCLEAR.

(02/11/2009) Una tarjeta de circuito impreso de sistema de protección de planta de reactor nuclear que comprende: un primer dispositivo lógico que tiene un número de circuitos (50 a 53; 54a, 54b; 57, 58) lógicos básicos, un segundo dispositivo lógico que está conectado de manera operativa con dicho primer dispositivo lógico para probar los circuitos (50 a 53; 54a, 54b; 57, 58) lógicos básicos de dicho primer dispositivo lógico sin poner dicha tarjeta de circuito impreso fuera de servicio, teniendo dicho segundo dispositivo lógico un número de circuitos lógicos básicos que son los mismos que dichos circuitos lógicos básicos de dicho primer dispositivo lógico, estando dicha tarjeta de circuito impreso caracterizada por un generador…

SISTEMA DE PROTECCION PARA PROCESO.

(16/05/2007) Un sistema de protección para un proceso complejo que tiene cuatro equipos de protección redundantes, cada uno de los cuales produce señales de actuación de salvaguardia parciales y de disparo parciales en pares de controladores basados en microprocesador. Dos secuencias de unidades lógicas de votación redundantes e independientes están provistas para las señales de disparo parciales de reactor, y dos secuencias de unidades lógicas de votación redundantes e independientes idénticas están provistas para las señales de actuación de salvaguardia parciales. Cada una de las secuencias de unidades incluye un par de controladores lógicos de votación basados en microprocesador. Las señales intermedias…

PROCEDIMIENTO PARA LA COMPROBACION NO DESTRUCTIVA DE LA RESISTENCIA A FALLOS DE UN COMPONENTE ELECTRICO DE UNA PLANTA NUCLEAR.

(16/12/2006). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: MICHEL, WOLFGANG, WABER, PETER.

Procedimiento para la comprobación no destructiva de la resistencia a fallos de un componente eléctrico de una planta nuclear, en el que en condiciones próximas a un fallo se determina primero para al menos un valor característico, que refleja la carga integral del componente y que está en correlación con un parámetro funcional, relevante para la funcionabilidad del componente, un valor límite que está en correlación con un valor crítico del parámetro funcional, y en el que se registra a continuación el valor característico durante el funcionamiento del componente y se realiza la comprobación de la resistencia a fallos, vigilándose si el valor característico cumple el valor límite.

PROCEDIMIENTO DE INSPECCION DE UNA VIGUETA DE BOMBA DE CHORRO DE UN REACTOR NUCLEAR.

(16/08/2006). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: PAILLAMAN,RODOLFO, DAVIS,TREVOR.

Procedimiento de inspección de una vigueta de bomba de chorro de un reactor nuclear, comprendiendo dicho reactor por lo menos un conjunto de bombas de chorro, en el que cada conjunto de bombas de chorro incluye por lo menos una vigueta de bomba de chorro. Cada vigueta de bomba de chorro incluye una abertura de perno de vigueta, un primer brazo, un segundo brazo, una superficie superior y una superficie inferior. En una forma de realización de ejemplo, el procedimiento incluye el posicionamiento de por lo menos una sonda ultrasónica con matriz en fase junto a la superficie inferior de la vigueta de bomba de chorro, y la exploración de la vigueta de la bomba de chorro con la por lo menos una sonda ultrasónica con matriz en fase.

MONITORIZACION ULTRASENSIBLE DE SENSORES Y PROCESOS.

(01/08/2006) Un procedimiento para monitorizar una fuente de datos de sensores para determinar una condición operativa de un sistema monitorizado seleccionado, que incluye las etapas siguientes: realizar una fase de aprendizaje aportando datos de referencia característicos de una condición de operación normal de un sistema de referencia y recoger datos seleccionados de dicha fuente de datos de sensores y que es característica de una condición operativa de un sistema seleccionado, el procedimiento está caracterizado por las etapas de realizar un procedimiento de prueba de relación de ángulos acotados (BART) sobre dichos datos de referencia y dichos datos seleccionados en el que el procedimiento BART comprende la fase de aprendizaje y una fase de…

SISTEMA REMOTO DE MANTENIMIENTO/MANIPULACION/SUSTITUCION.

(16/03/2005) Sistema para transportar un dispositivo tal como una bombilla, equipo de iluminación, micrófono, cámara o similar a un recinto desde un punto de acceso remoto, comprendiendo el sistema: un recinto en el cual, en uso, el dispositivo está dispuesto para funcionar; un punto de acceso remoto, punto en el cual van a realizarse unas operaciones de mantenimiento/sustitución; y unos medios de guiado ; en el que los medios de guiado presentan un primer y un segundo extremos, estando el primer extremo conectado al recinto y estando el segundo extremo conectado al punto de acceso remoto, estando dispuestos los medios de guiado para guiar el dispositivo desde el recinto hasta el punto de acceso remoto y viceversa durante las operaciones de mantenimiento/sustitución y para rodear una zona periférica del dispositivo durante la transferencia, comprendiendo…

RECIPIENTE A PRESION DE REACTOR CON UN SISTEMA DE CONTROL DE FUGAS.

(01/02/2003). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: ROCKELEIN, HARALD.

SE DESCRIBE UN EQUIPO DE SUPERVISION DE VIA DE AGUA PARA UNA JUNTA ENTRE UNA TAPA Y LA PARTE INFERIOR DE UN RECIPIENTE A PRESION DE REACTOR NUCLEAR, DONDE A PARTIR DE UN ESPACIO INTERMEDIO, QUE SE ENCUENTRA BAJO SUPERVISION ENTRE DOS ELEMENTOS DE ESTANQUEIDAD DE LA JUNTA, SE GUIA UNA CONDUCCION DE SUPERVISION DE VIA DE AGUA A UNA UNIDAD DETECTORA. EN LA CONDUCCION DE SUPERVISION DE VIA DE AGUA SE HA PREVISTO UNA VALVULA DE SOBREPRESION. LA PRESION DE DISPARO DE LA VALVULA DE SOBREPRESION ESTA AJUSTADA POR EJEMPLO CON UN VALOR INSIGNIFICANTEMENTE MAS ALTO QUE LA PRESION MAXIMA, QUE SE PUEDE ESPERAR EN TRABAJOS DE SERVICIO Y/O MANTENIMIENTO. SE DESCRIBE TAMBIEN UN PROCEDIMIENTO PARA LA OPERACION DE UN EQUIPO DE SUPERVISION DE FUGA DE AGUA DE ESTE TIPO.

SISTEMA INTEGRADO DE GESTION DE DATOS PARA LOS COMPONENTES DE UNA PLANTA ELECTRICA NUCLEAR.

(01/02/2001). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: COONEY, BARRY, F., CAMDEN, THOMAS, M., DUKE, JAMES, P., STEFKO, DAVID, J.

EL SISTEMA INCLUYE UNA BASE DE DATOS DISTRIBUIDA PARA MANTENER LA INFORMACION A LO LARGO DEL TIEMPO DE VIDA DE CADA COMPONENTE DE LA PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR, TERMINALES DE ENTRADA DE DATOS (14A, 14B, 14C) PARA INTRODUCIR LA INFORMACION EN LA BASE DE DATOS DISTRIBUIDA, Y TERMINALES DE RECUPERACION DE DATOS (16A, 16B, 16C) PARA RECUPERAR LA INFORMACION DE LA BASE DE DATOS DISTRIBUIDA. . LA BASE DE DATOS ESTA DISTRIBUIDA POR UNA RED DE AREA EXTENSA QUE INTERCONECTA LOS TERMINALES DE ENTRADA DE DATOS Y EXTRACCION DE DATOS CON ESTACIONES DE TRABAJO DISTRIBUIDAS (18A, 18B) QUE ACCEDEN A LA INFORMACION.

SISTEMA Y PROCEDIMIENTO PARA SUPERVISAR UNA INSTALACION TECNICA.

(16/07/2000). Solicitante/s: SIEMENS AG. Inventor/es: MEDERER, HANS-GERD, DIPL.-PHYS., BUTTNER, PETER, DIPL.-ING.

EN UN SISTEMA DE SUPERVISION PARA UNA INSTALACION TECNICA, CON LA PARTICULARIDAD DE QUE DEBEN SER INDICADAS DE FORMA INMEDIATA LOS PROCESOS DE LA INSTALACION Y DE FORMA ANTICIPADA DEBEN SER PERMITIDAS LAS CONTRAMEDIDAS ESPECIALES EN CASO DE PERTURBACION, SON REPRESENTABLES DE FORMA GRAFICA CONJUNTA DE ACUERDO CON LA INVENCION TANTO PARA UNA SITUACION REAL COMO TAMBIEN PARA UNA SITUACION TEORICA DE LA INSTALACION DE FORMA RESPECTIVA CON UN BALANCE DE PRODUCCION EN UN MEDIO (F) GUIADO EN LA INSTALACION SEGUN LA FLECHA DE CORRIENTE DE MEDIO. PARA ELLO DESEMBOCAN EN CADA FLECHA DE CORRIENTE DE MEDIO LAS FLECHAS DE CORRIENTE PARCIAL QUE REPRESENTAN EL FLUJO DEL MEDIO. PARA ELLO SE DERIVAN A PARTIR DE CADA FLECHA DE MEDIO LAS FLECHAS QUE REPRESENTAN LA DESVIACION DE FLUJO DE MEDIO. LA ANCHURA REPRESENTADA DE CADA FLECHA DE CORRIENTE ES CON ELLO UNA MEDIDA PARA LA CORRIENTE DEL MEDIO RESPECTIVO.

DISPOSITIVO Y PROCEDIMIENTO PARA LA COMPROBACION Y/O EL MECANIZADO DE UNA PIEZA CON FORMA TUBULAR.

(01/07/2000). Solicitante/s: SIEMENS AG. Inventor/es: KASTL, HANS, DIPL.-ING. , HAAS, ERICH.

EN EL PRESENTE DISPOSITIVO PARA LA MECANIZACION Y/O REPARACION DE UNA PIEZA DE TRABAJO DE FORMA TUBULAR, CON UN SOPORTE BASICO, QUE POSEE DOS PATILLAS CON EXTREMOS (10 O 12) LIBRES, Y ABARCA UNA GUIA PARA UN SOPORTE MOVIL SOBRE UNA PISTA CIRCULAR PARA UN BRAZO SALIENTE, SOBRE EL QUE SE DISPONE DE FORMA MOVIL UN SISTEMA DE PRUEBA O MECANIZACION, SE HA PREVISTO PARA DESPLAZAMIENTO DEL SOPORTE UN SEGMENTO DE DESARROLLO APOYADO EN LA GUIA , DOBLADO DE FORMA CIRCULAR PARA PUENTEO DEL ESPACIO ENTRE LOS EXTREMOS LIBRE DE LAS PATILLAS DEL SOPORTE BASICO. A TRAVES DE ESTA MEDIDA SE GARANTIZA UNA CAPACIDAD DE UTILIZACION EN MULTIPLES LADOS MEDIANTE COSTE DE PERSONAL REDUCIDO.

PROCEDIMIENTO Y SISTEMA PARA SIMULAR EL COMPORTAMIENTO DE UNA INSTALACION TECNICA.

(01/03/2000). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: SCHNEIDER, KURT.

EN UN PROCEDIMIENTO ESPECIALMENTE FIABLE Y FLEXIBLE PARA SIMULAR EL PROCEDIMIENTO DE UNA INSTALACION TECNICA EN LA QUE RECIRCULA UN FLUIDO EXISTENTE EN UNA SERIE DE FASES (W, D), EN UNA ZONA PARCIAL, SE DETERMINAN DE ACUERDO CON LA INVENCION UN CAUDAL DE CALOR (Q FG ) Y UN CAUDAL DE MASA (M FG ) ENTRE DOS FASES (W, D), SIEMPRE MEDIANTE UNA COMBINACION LINEAL DE DIFERENCIAS DE DERIVADAS DE LA ENTROPIA (S F S G ) DE LA RESPECTIVA FASE "W, D), DE ACUERDO CON LA ENERGIA INTERNA (U) O LA MASA (M G ) DE LA FASE RESPECTIVA (W, D), FORMANDO LOS COEFICIENTES LINEALES (L I,J ) DE UN SISTEMA DE ECU ACIONES FORMADO POR LAS COMBINACIONES LINEALES, FORMAN UNA MATRIZ SIMETRICA. COMO APLICACION DE LA TERMODINAMICA IRREVERSIBLE AL PROCEDIMIENTO DE SIMULACION SE OBTIENEN ENTONCES POR UNA PARTE PARA LOS CAUDALES DE MASA Y DE CALOR (M FG, S FG ) UNAS REPRESENTACIONES COMO FUNCION DE "FUERZAS", Y POR OTRA PARTE UNAS RELACIONES ENTRE LOS FLUJOS (M FG, S FG ), BASADOS EN LA RELACION DE ONSAGER.

DISPOSITIVO DE INSPECCION DE PLACAS DE SOPORTE.

(01/05/1999). Solicitante/s: R. BROOKS ASSOCIATES, INC. Inventor/es: GAY, JOHN, M., BROOKS, RAYMOND, J., WEIR, BRUCE, A., MCENTEE, PAUL, E., BLOOD, LAUREN.

UN DISPOSITIVO PARA INSPECCIONAR LAS PLACAS DE SOPORTE Y LA CHAPA DE TUBO DE UN GENERADOR DE VAPOR NUCLEAR. EL DISPOSITIVO COMPRENDE UN BRAZO PARA EXTENDERSE DENTRO DE UN ORIFICIO DE ACCESO DE UN GENERADOR DE VAPOR Y DENTRO DE UNA PASO QUE SEPARA DOS FILAS DE ELEMENTOS, PUDIENDO EL BRAZO ESTAR EN POSICION VERTICAL DENTRO DEL PASO ; Y UNA CAMARA DE VIDEO FIJADA AL BRAZO PARA INSPECCIONAR LOS ELEMENTOS DE TUBO Y PLACAS DE SOPORTE DENTRO DEL PASO CUANDO EL BRAZO ESTA EN VERTICAL. EN UNA REALIZACION PREFERIDA LA CAMARA DE VIDEO COMPRENDE UN DISPOSITIVO ACOPLADO DE CARGA FIJADA A UN MECANISMO DE INCLINACION Y DEPOSITO CONTROLADO A DISTANCIA.

PROCESO DE SIMULACION Y DE CONTROL DE UNA INTERVENCION EN UN MEDIO RADIANTE.

(16/10/1998) SE SIMULA LA EMISION DE RADIACIONES POR EMISION DE ONDAS RADIOELECTRICAS EN UN MEDIO DESTINADO A SIMULAR EL MEDIO DE INTERVENCION RADIANTE, SE CAPTAN LAS ONDAS RADIOELECTRICAS EMITIDAS MEDIANTE AL MENOS UN RECEPTOR LLEVADO POR AL MENOS UN OPERADOR QUE EFETUA LA INTERVENCION EN EL MEDIO RADIANTE SIMULADO Y SE DETERMINA UN EQUIVALENTE DE ENERGIA DE LAS ONDAS RECIBIDAS POR EL RECEPTOR A LO LARGO DEL TIEMPO. SE EMITE, A PARTIR DE CADA UNA DE LAS FUENTES DE UN CONJUNTPO DE FUENTES DE LAS ONDAS RADIOELECTRICAS Y ULTRASONICAS EN FORMA DE UNA SEÑAL REPRESENTATIVA DE LA POTENCIA DE ENUSION DE LA FUENTE, Y QUE PERMITE MEDIR LA DISTANCIA ENTRE EL RECEPTOR Y LA FUENTE; SE CALCULA EL EQUIVALENTE DE ENERGIA RECIBIDA POR EL RECEPTOR, TENIENDO EN CUENTA LAPERDIDA DE POTENCIA EN…

APARATO GRADUAL DE SEGURIDAD Y METODO PARA DETECTAR UNA VARILLA DESPRENDIDA Y TERMOPARES DE SALIDA DE MAL FUNCIONAMIENTO EN UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA.

(16/03/1998). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: IMPINK, ALBERT JOSEPH, JR., HEIBEL, MICHAEL DAVID, MORITA, TOSHIO, CALVO, RAYMOND.

UN SISTEMA DE GRADUAL DE SEGURIDAD Y SISTEMA DE DETECCION DE VARILLA DESPRENDIDA PARA UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA (PWR) UTILIZA TERMOPOLARES DE SALIDA DE NUCLEO DISPUESTOS EN MULTIPLES TRENES Y RTDS DE PATAS CALIENTE Y FRIA PARA GENERAR UNA SEÑAL DE DETENCION DE VARILLA GRADUAL DE SISTEMA DE SEGURIDAD. EL SISTEMA GENERA A PARTIR DE LAS SEÑALES DE TEMPERATURA UNA DESVIACION RELATIVA DE POTENCIA (RD) Y UN INDICE DE CURVATURA (CI), QUE ES EL SEGUNDO DERIVADO ESPACIAL DE RD PARA CADA CONJUNTO DE COMBUSTIBLE . LAS SIGNATURAS CI NO PROPORCIONAN SOLO UNA DETECCION FIABLE Y RAPIDA DE VARILLAS DE CONTROL DESPRENDIDAS SINO TAMBIEN IDENTIFICAN TERMOPARES AVERIADOS Y QUE FALLAN.

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