CIP 2015 : G21C 17/022 : para la vigilancia de refrigerantes o de moderadores líquidos.

CIP2015GG21G21CG21C 17/00G21C 17/022[2] › para la vigilancia de refrigerantes o de moderadores líquidos.

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

CIP2015: Invenciones publicadas en esta sección.

Planta de energía nuclear y procedimiento de funcionamiento de una planta de energía nuclear.

(01/07/2020). Solicitante/s: Framatome GmbH. Inventor/es: STELLWAG, BERNHARD, FANDRICH,JÖRG.

Planta de energía nuclear que tiene un circuito de refrigerante primario , un circuito de vaporagua separado del circuito de refrigerante primario y un generador de vapor conectado al circuito de refrigerante primario y al circuito de vapor-agua para la transferencia de calor del circuito de refrigerante primario al circuito de vapor-agua , donde el circuito de vapor-agua tiene al menos un punto de medición para la introducción de un agente reductor en el circuito de vapor-agua , donde el agente reductor es un compuesto orgánico que consiste en carbono, hidrógeno y oxígeno, caracterizada porque el circuito de vapor-agua tiene medios para controlar la concentración del agente reductor, mediante el cual se establece una concentración de oxígeno predeterminada en el circuito de vapor-agua , mientras que prevalecen condiciones reductoras dentro del generador de vapor.

PDF original: ES-2817025_T3.pdf

Inyector de solución aislado que incluye un revestimiento aislante, sistema que incluye el mismo, y procedimiento de inyección que usa el mismo.

(25/03/2020) Inyector de solución aislado que comprende: un tubo exterior que tiene una primera superficie (202a) exterior y una primera superficie (202b) interior; un tubo interior que se extiende al interior del tubo exterior, teniendo el tubo interior una segunda superficie (204a) exterior y una segunda superficie (204b) interior, definiendo la primera superficie interior del tubo exterior y la segunda superficie exterior del tubo interior un espacio anular, definiendo la segunda superficie interior del tubo interior un espacio de solución; una punta de inyección conectada a los extremos distales del tubo exterior y del tubo interior, incluyendo la punta de inyección…

Método de descontaminación de superficies metálicas en un sistema de refrigeración de un reactor nuclear.

(20/11/2019) Un método de descontaminación de superficies metálicas en un sistema de refrigeración de un reactor nuclear, en donde las superficies metálicas están recubiertas con óxidos metálicos que incluyen radioisótopos, y en donde el sistema de refrigeración comprende uno o más bucles primarios que incluyen al menos un bomba de refrigerante del reactor, y un sistema de retirada de calor residual, el método comprende realizar una pluralidad de ciclos de tratamiento, comprendiendo cada uno de los ciclos de tratamiento: a) una etapa de oxidación en donde los óxidos metálicos que incluyen radioisótopos se ponen en contacto con una disolución acuosa de un oxidante de permanganato; b) una etapa de descontaminación en donde los óxidos metálicos sometidos a la etapa de oxidación se ponen en contacto con una disolución acuosa de un ácido orgánico…

Procedimiento integrado para analizar cristales en depósitos.

(24/10/2019) Un procedimiento para analizar cristales en un depósito en una superficie de una superficie de calentamiento de central de generación nuclear, que comprende: extraer una muestra de material de la superficie de la superficie de calentamiento de central de generación nuclear (etapa 20); llevar a cabo al menos uno de una microscopía electrónica de barrido de alta resolución/espectrometría de rayos X de dispersión de energía de la muestra (etapa 100) y una microscopía electrónica de transmisión y barrido/difracción de electrones de área seleccionada/análisis de cartografía puntual y elemental de la muestra (etapa 400) en su condición "tal como se encuentra"; si se lleva a cabo microscopía de barrido de alta resolución/espectrometría de rayos X de dispersión de energía (etapa 100), comprende además las etapas…

Procedimiento para la reducción de la contaminación radiactiva de la superficie de un componente usado en un reactor nuclear.

(23/10/2019). Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: STELLWAG, BERNHARD, SEMPERE BELDA,LUIS, RAMMINGER,UTE.

Procedimiento para la reducción de la contaminación radiactiva de la superficie de un componente usado en un reactor nuclear, que se sitúa en contacto con agua contaminada radiactivamente, en el que sobre la superficie de un componente se genera un film hidrófobo en tanto que la superficie se humedece con una solución acuosa que contiene una sustancia anfifílica formadora de film, donde el film hidrófobo se genera sobre la superficie interior de un componente de un circuito conductor de agua del reactor nuclear y/o a continuación de una descontaminación de circuito parcial o total del circuito, caracterizado porque al menos una sustancia de depósito se aplica sobre la superficie antes de la generación del film hidrófobo.

PDF original: ES-2768617_T3.pdf

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

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

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

PDF original: ES-2715649_T3.pdf

Reactor nuclear y método de eliminación de calor del reactor nuclear.

(24/04/2019). Solicitante/s: NuScale Power, LLC. Inventor/es: SEXTON,COLIN MAXWELL, MATONIC,JOHN HAROLD, LAFOUNTAIN,MAURICE ANDREW, HOUGHTON,ZACHARY JAMES, BIASCA,RICHARD, ARTHUR,JONATHAN JAMES.

Un reactor nuclear, que comprende: un recipiente del reactor ; un recipiente de contención que rodea el recipiente del reactor; un intercambiador de calor dentro del recipiente del reactor; y un primer condensador dispuesto para recibir refrigerante procedente del intercambiador de calor dentro del recipiente del reactor, estando el primer condensador situado fuera del recipiente de contención, teniendo, además, el primer condensador un puerto de entrada y un puerto de salida, cada uno acoplado fluidamente con el refrigerante procedente del intercambiador de calor dentro del recipiente del reactor, con lo que el refrigerante fluye entrando en el puerto de entrada y saliendo del puerto de salida; y en donde el recipiente de contención y el primer condensador están sumergidos al menos parcialmente dentro de una piscina común.

PDF original: ES-2710347_T3.pdf

Descontaminación a temperatura ambiente de superficies componentes de una central nuclear que contienen radionucleidos en un óxido de metal.

(13/02/2019) Procedimiento de descontaminación de depósitos radiactivos formados sobre una superficie en el lado primario de un componente en un reactor nuclear de agua, que comprende: identificar el componente; sacar el componente fuera del servicio operativo; poner la superficie en el lado primario del componente en contacto con un flujo de recirculación o una inmersión estática de una solución acuosa, que comprende: refrigerante del reactor en el lado primario a temperatura ambiente; de aproximadamente 0,001 M a aproximadamente 2 M en base a la composición, de al menos un aditivo metálico elemental al componente acuoso, seleccionado de entre el grupo que consiste en zinc, berilio,…

Procedimiento y sistema para medir una temperatura y nivel de líquido en piscina de combustible agotado sin alimentación eléctrica externa.

(21/06/2017). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: GINSBERG,ROBERT JOSEPH, BASS,JOHN ROBERT.

Un sistema adecuado para medir la temperatura y nivel de líquido de una piscina de combustible agotado, comprendiendo el sistema de medición: un cable , adecuado para montarse verticalmente a lo largo de una pared (10a) lateral de la piscina de combustible agotado; una pluralidad de termopares (TC1-TCn) unidos al cable, estando los termopares verticalmente separados entre sí y configurados para tomar mediciones de temperatura; y medios dispuestos para comparar las mediciones de temperatura y deducir un nivel de líquido en la piscina de combustible agotado basándose en la comparación de las temperaturas; caracterizado porque el sistema se dispone para ser activado por el calor ambiental del agua en la piscina de combustible agotado y el aire por encima de la piscina de combustible agotado.

PDF original: ES-2634794_T3.pdf

Conjunto de barras de combustible y método para mitigar la corrosión intensificada por radiaciones de un componente basado en zirconio.

(29/03/2017). Solicitante/s: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC. Inventor/es: KIM, YOUNG JIN, Gray,Dennis Michael, White,David William, Lin,Yang-Pi, Curtis,Todd Charles, Patterson,Charles Beaty.

Un conjunto de barras de combustible, que comprende: un primer componente que comprende un material basado en zirconio un segundo componente que comprende un material diferente del material basado en zirconio del primer componente en contacto con o situado adyacentemente al primer componente; un revestimiento dispuesto sobre una superficie exterior del primer componente en donde el revestimiento es efectivo para reducir la diferencia de potencial de corrosión electroquímica entre el primer componente y el segundo componente en relación con la diferencia de potencial de corrosión electroquímica entre el primer componente y el segundo componente sin el revestimiento, caracterizado por que el revestimiento comprende un componente seleccionado entre el conjunto que se compone de NiCrAlY, NiCr, Cr2O3, FeCrAlY, FeCr y sus combinaciones.

PDF original: ES-2625319_T3.pdf

Sistemas de reducción de la deposición superficial y la contaminación.

(15/03/2017). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: LOEWEN,Eric P, DOOIES,BRETT J, O'NEILL,NICHOLAS F.

Un sistema de reducción de la deposición de contaminantes sobre una superficie sumergida en un fluido, comprendiendo el sistema: un fluido ambiente en el que se sumerge un aparato del sistema; un suministro de fluido que proporciona fluido relativamente más limpio y a temperatura más baja que el fluido ambiente; y estando configurado el aparato para descargar un flujo de fluido contra una superficie mientras se está inmerso en el fluido ambiente, caracterizado porque el flujo de fluido comprende el fluido proporcionado desde el suministro de fluido y el fluido ambiente.

PDF original: ES-2622860_T3.pdf

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…

Procedimiento para ajustar la concentración de oxígeno de muestras de agua de reactor utilizando agua desmineralizada.

(02/02/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: Caine,Thomas Alfred.

Un procedimiento para ajustar la concentración de oxígeno de la corriente secundaria del agua de un reactor en una planta nuclear, comprendiendo el procedimiento: inyectar agua desmineralizada en la corriente secundaria de agua del reactor , teniendo el agua desmineralizada una concentración de oxígeno al menos 20 veces mayor que la de la corriente secundaria de agua del reactor , para producir una corriente oxigenada con una concentración de oxígeno aumentada.

PDF original: ES-2558117_T3.pdf

Procedimiento para el acondicionamiento de un sistema de circuito que sirve para la producción de energía de una central.

(20/01/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: RAMMINGER,UTE, FANDRICH,JÖRG, ROUMIGUIÉRE,FERNANDO-MARIO.

Procedimiento para la limpieza y el acondicionamiento del sistema de circuito de una central, en particular de una central nuclear, en el que - al medio de trabajo que circula en el sistema de circuito se le añade por dosificación una amina como agente filmógeno que forma una película hidrófoba sobre las superficies del sistema de circuito, en el que - durante la duración del procedimiento se vigila la concentración del agente filmógeno en al menos un punto de medición mediante mediciones, caracterizado por que - la dosificación del agente filmógeno se finaliza cuando su concentración en el medio de trabajo en al menos un punto de medición (M1) ha alcanzado un valor de 1 ppm a 2 ppm y la concentración del agente filmógeno con una tasa de dosificación constante permanece idéntica en varios puntos de medición (M1, M2, M3).

PDF original: ES-2567326_T3.pdf

Método de recubrimiento de un componente de reactor nuclear con una disolución coloidal.

(06/01/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC. Inventor/es: KIM, YOUNG JIN, White,David William, Lin,Yang-Pi, NAVE,GARRETT SCOTT, MCCUMBEE,PATRICIA.

Un método de recubrimiento de un componente de reactor nuclear, que comprende: introducir el componente de reactor nuclear en una disolución coloidal a una primera velocidad para obtener un componente sumergido, siendo la disolución coloidal una mezcla no reticulada que incluye una fase dispersada dentro de un medio de dispersión, incluyendo la fase dispersada partículas de óxido de metal de tipo n; retirar el componente sumergido de la disolución coloidal a una segunda velocidad para obtener un componente húmedo; secar el componente húmedo para obtener un componente secado; y calcinar el componente secado para obtener un componente recubierto; caracterizado porque: la disolución coloidal tiene un pH que oscila entre 2 y 3.

PDF original: ES-2647846_T3.pdf

Procedimiento de estimación de la concentración de un elemento químico en el líquido de refrigeración primario de un reactor nuclear.

(13/11/2015) Un procedimiento de estimación de la concentración (C) de un elemento químico en el líquido de refrigeración primario de un reactor nuclear, siendo el elemento químico boro o un compuesto de boro, comprendiendo este reactor medios para inyectar en el líquido de refrigeración primario una solución de dilución de concentración en dicho elemento químico inferior a un límite de concentración predeterminado, medios para inyectar en el líquido de refrigeración primario una solución concentrada de dicho elemento químico de concentración predeterminada (C*), y un sensor capaz de medir una cantidad (Cm) representativa de la concentración de dicho elemento químico en el líquido de refrigeración primario, caracterizado porque el procedimiento es un procedimiento iterativo que comprende de manera repetida en…

PISCINA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR CONSUMIDO.

(11/11/2014) Piscina de combustible nuclear consumido. La presente invención se refiere a una piscina de combustible nuclear consumido que tiene un volumen de agua en el cual pueden sumergirse conjuntos de combustible nuclear consumido , que incluye un sensor del nivel de agua , que comprende: una pluralidad de termopares calentados respectivamente colocados a diferentes alturas dentro de la piscina , teniendo cada termopar calentado una primera salida eléctrica representativa de la temperatura a la altura de colocación correspondiente; un calentador para calentar los termopares calentados ; medios para transmitir las primeras salidas eléctricas a una posición remota blindada para su monitorización; y un comparador para comparar las salidas eléctricas de termopares adyacentes.

Componentes de reactor nuclear que incluyen capas de materiales para reducir la corrosión aumentada en aleaciones de circonio usadas en conjuntos combustibles y procedimientos de los mismos.

(01/10/2014) Un reactor nuclear, que comprende: un primer componente que está formado por al menos un material seleccionado entre aleaciones a base de níquel y aleaciones a base de hierro; y un segundo componente adyacente al primer componente , estando formado el segundo componente por una aleación de circonio; y una capa de material formada sobre al menos una superficie del primer componente , estando la capa de material formada por un material diferente del primer componente , de manera que se reduce una diferencia en el potencial electroquímico de corrosión entre el primer componente y el segundo componente, en el que la capa de material es seleccionada entre uno…

PROCEDIMIENTO Y APARATO PARA UN INYECTOR DE SOLUCIÓN DE DEPOSICIÓN A TEMPERATURA ELEVADA.

(26/12/2013) Un procedimiento y un aparato para un inyector de solución de deposición para un reactor nuclear que puede inyectar una solución de deposición a temperatura ambiente dentro de un conducto de flujo de agua de alimentación a temperatura elevada y presión elevada. El procedimiento y el aparato aseguran que la solución de deposición se administra en un lugar dentro del agua de alimentación que está más allá de una capa límite de agua que fluye, para evitar la extensión de la solución y para evitar la obstrucción de la solución de deposición dentro del inyector. El perfil transversal axial del inyector y la disposición de una ranura de inyección en el inyector, puede reducir el flujo en remolino de vórtice del agua de alimentación dentro del inyector para reducir adicionalmente…

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…

Sistema de inyección química y proceso/procedimiento de distribución química de inyección en un reactor de potencia en funcionamiento.

(22/08/2012) Un sistema de inyección para inyectar una solución química concentrada en un reactor nuclear de potencia mientras el reactor está en funcionamiento para tratar las superficies internas del reactor con una o más especies químicas, y mitigar con ello el agrietamiento por corrosión intragranular bajo tensión, caracterizado porque el sistema de inyección comprende: una cuba para almacenar la solución química concentrada, una primera bomba de inyección para bombear la solución química concentrada procedente de la cuba al interior de un tubo de tránsito común conectado a la toma de inyección del reactor, un aparato para determinar la tasa a la que la primera…

PROCEDIMIENTO PARA LA PROTECCION DE LOS COMPONENTES DEL SISTEMA PRIMARIO DE UN REACTOR DE AGUA HIRVIENDO, EN ESPECIAL CONTRA LA CORROSION DE GRIETAS BAJO LA ACCION DE ESFUERZOS.

(15/03/2010) Procedimiento para la protección de los componentes del sistema primario de un reactor de agua hirviendo, en particular con respecto a la corrosión de grietas bajo esfuerzo, comprendiendo, el sistema primario, un recipiente de presión que recibe los elementos de combustible y una conducción de agua de alimentación que se abre en dicho recipiente a presión, en el que un alcohol, que puede ser oxidado bajo las condiciones del sistema primario, es alimentado al medio refrigerante primario de manera tal que se establece una concentración de alcohol de 0,1 a 300 µmol/kg en la parte descendente , que se extiende de forma descendente desde la abertura de la conducción de alimentación de agua y se encuentra presente dentro del recipiente de presión, encontrándose las…

PROCEDIMIENTO BASADO EN LA TEMPERATURA PARA CONTOLAR LA CANTIDAD DE METAL APLICADO A SUPERFICIES DE OXIDO METALICO PARA REDUCIR LA CORROSION Y FISURACION POR CORROSION DE TENSIONES.

(01/03/2007). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: HETTIARACHCHI, SAMSON, LAW, ROBERT, JAMES, SIEGWARTH, DAVID, PHILLIP, DIAZ, THOMAS, POMPILIO, COWAN, ROBERT, LEE, II.

Un procedimiento para controlar la cantidad de átomos/ iones de metal depositados en una película de óxido presente sobre una superficie de metal, cuyos átomos de metal incrementan la resistencia a la corrosión del metal cuando está presente en la película de óxido, comprendiendo dicho procedimiento las etapas de: sumergir la superficie de metal en agua a una temperatura seleccionada en la gama de 171 ºC a 182 ºC, e inyectar una solución o suspensión de un compuesto que contiene el metal que incrementa la resistencia a la corrosión de la superficie de metal cuanto está presente en la película de óxido, descomponiéndose dicho compuesto a la citada temperatura seleccionada para liberar átomos del metal que se incorporan en la película de óxido.

PROCEDIMIENTO PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UNA CENTRAL NUCLEAR ASI COMO DISPOSITIVO PARA LA REALIZACION DEL PROCEDIMIENTO.

(01/02/2007) Procedimiento para el funcionamiento de una central nuclear , en la que en un circuito de vapor de agua se evapora agua en un reactor , que expande el vapor generado en una o varias turbinas de vapor , el vapor expandido es condensado en un condensador siguiente, el condensado es bombeado por medio de una bomba de condensado en un depósito de agua de alimentación y el agua de alimentación es bombeada desde el depósito de agua de alimentación por medio de una bomba de agua de alimentación para la generación de vapor de retorno al reactor , siendo alimentado hidrógeno al agua de alimentación para la reducción de la corrosión por tensofisuración, siendo obtenida…

PROCEDIMIENTO DE CALIBRACION DE TERMOPARES DE SALIDA EN UN REACTOR NUCLEAR.

(16/11/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: BOYD, WILLIAM A., MORITA, TOSHIA, KRIEG, DAVID J.

Un procedimiento para calibrar termopares de salida distribuidos en una pluralidad de conjuntos de combustible en un reactor nuclear, que comprende los pasos de: registrar repetitivamente temperaturas medidas por medio de los termopares, cuando la potencia del reactor se incrementa durante las subidas de potencia; generar factores de calibración a partir de las temperaturas medidas durante el arranque; y aplicar los factores de calibración a mediciones posteriores de la temperatura tomadas por los termopares.

PROCEDIMIENTO DE MEDICION DE LA CONCENTRACION DE LITIO DEL AGUA DE REFRIGERACION DE UN REACTOR NUCLEAR.

(01/05/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: BRUN, CHRISTIAN, LONG, ANTOINE.

SE TOMA UNA MUESTRA DE AGUA DE REFRIGERACION EN EL CIRCUITO PRIMARIO DEL REACTOR NUCLEAR Y SE MIDE LA CONDUCTIVIDAD ELECTRICA DE LA MUESTRA. SE CALCULA LA CONCENTRACION DE LITIO A PARTIR DEL VALOR MEDIDO DE LA CONDUCTIVIDAD ELECTRICA DE LA MUESTRA Y DE LA CONCENTRACION DE BORO EN EL AGUA DE REFRIGERACION DEL REACTOR NUCLEAR, ESTANDO DEFINIDA ESTA CONCENTRACION DE BORO POR LAS CONDICIONES DE AJUSTE DE LA REACTIVIDAD DEL REACTOR. EL PROCEDIMIENTO DE MEDICION SEGUN LA INVENCION PERMITE AJUSTAR EL PH DEL AGUA DE REFRIGERACION DEL REACTOR A UN VALOR CONSTANTE QUE PUEDE SER CALCULADO.

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA OBTENER UNA MUESTRA LIQUIDA.

(16/06/2002). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: ECKARDT, BERND, FEUERBACH, ROBERT, BLASE, MICHAEL, BETZ, RICHARD.

EN UN RECIPIENTE EXTRACTOR DE MUESTRAS SE GENERA UN COJIN DE GAS EN UNA CAMARA DE COJIN DE GAS , POR MEDIO DE UN IMPULSO DE PRESION . EL COJIN DE GAS SE UTILIZA PARA TRANSPORTAR AL MENOS PARTE DEL FLUIDO SITUADO EN EL RECIPIENTE DEL DISPOSITIVO DE RECOGIDA DE MUESTRAS AL EXTERIOR DE LA CONTENCION DEL REACTOR.

PROCEDIMIENTO PARA MITIGAR EL AGRIETAMIENTO POR CORROSION BAJO TENSIONES DE METALES EN AGUA A ALTA TEMPERATURA MEDIANTE EL CONTROL DEL PH EN LA PUNTA DE LA GRIETA.

(16/02/2002). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: ANDRESEN, PETER LOUIS.

UN METODO PARA MITIGAR LA INICIACION O PROPAGACION DE UNA FISURA EN UNA SUPERFICIE DE UN COMPONENTE DE UN METAL EN UN REACTOR DE AGUA HIRVIENDO. EL METODO INCLUYE LA ETAPA DE INYECCION DE UNA SOLUCION O SUSPENSION DE UN COMPUESTO DE AJUSTE DEL PH EN EL VOLUMEN DE AGUA DEL REACTOR. EL COMPUESTO TIENE LA PROPIEDAD DE CAMBIAR EL PH DEL AGUA A ALTA TEMPERATURA DENTRO DE LA FISURA DE UN VALOR FUERA DE UN RANGO PREDETERMINADO DE PH (A SABER, PH 6.0 A 8.0) A UN VALOR DENTRO DEL RANGO DE PH PREDETERMINADO SIN CAUSAR NINGUN CAMBIO SIGNIFICATIVO EN EL PH DEL VOLUMEN DEL AGUA. EL RANGO DE CRECIMIENTO DE LA FISURA CUANDO EL PH DE LA GRIETA ESTA FUERA DEL RANGO DEL PH PREDETERMINADO ES MAYOR QUE EL RANGO DE CRECIMIENTO DE LA FISURA CUANDO EL PH DE LA FISURA ESTA DENTRO DEL RANGO DEL PH PREDETERMINADO.

PROCEDIMIENTO PARA EVITAR EL DEPOSITO DE PRODUCTOS DE CORROSION RADIOACTIVOS EN LAS PLANTAS NUCLEARES.

(01/12/2001). Solicitante/s: ABB ATOM AB. Inventor/es: KELEN TORMOD.

SE AÑADEN IONES METALICOS A UN CIRCUITO PARA EL AGUA DEL REACTOR O AGUA DE ALIMENTACION DE UNA PLANTA NUCLEAR. ESTO SE LOGRA POR MEDIO DE DISOLVER UN COMPUESTO METALICO SOLUBLE CUYO COTRAION SE PUEDE DESCOMPONER EN PRODUCTOS GASEOSOS Y AGUA EN AGUA EN UN RECIPIENTE DE REACCION EN UN DISPOSITIVO DEL EQUIPO . LA SOLUCION ES DESPUES CONDUCIDA A UNA SERIE DE RECIPIENTES PARA LA DESCOMPOSICION DEL CONTRAION. DESPUES, SE PUEDE TRANSFORMAR LA SOLUCION EN UNA MEZCLA O UN LODO QUE ES CONDUCIDO HASTA UN RECIPIENTE PARA DEGASIFICAR LOS PRODUCTOS GASEOSOS ANTES DE SU ADICION AL CIRCUITO PARA EL AGUA DEL REACTOR O AGUA DE ALIMENTACION.

DISPOSITIVO DE MEDICION PARA DETERMINAR LA CONCENTRACION DE BORO.

(01/07/2000). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: BAUER, HORST, NOPITSCH, KLAUS, GEHRING, EDUARD.

EL OBJETO DE LA INVENCION ES EL DE PERMITIR QUE PUEDA MEDIRSE LA CONCENTRACION DE BORO DE MANERA PARTICULARMENTE SIMPLE, SIN TENER QUE INTERVENIR EN EL CIRCUITO DEL REFRIGERANTE. PARA ELLO, SE DISPONEN UN TRANSMISOR MOVIL Y UN RECEPTOR MOVIL SEPARADOS POR AL MENOS UNA ZONA CAPAZ DE SER REFRIGERADA, SOBRE UN COMPONENTE DE GUIA DE REFRIGERANTE DEL CIRCUITO DE REFRIGERACION.

PROCEDIMIENTO PARA MITIGAR EL CRECIMIENTO DE GRIETAS.

(01/04/2000) UN METODO PARA MITIGAR EL CRECIMIENTO DE GRIETAS EN LA SUPERFICIE DE ACERO INOXIDABLE U OTROS COMPONENTES DE ALEACION EN UN REACTOR NUCLEAR REFRIGERADO POR AGUA, EN EL QUE UNA SOLUCION O SUSPENSION DE UN COMPUESTO QUE CONTIENE UN METAL NOBLE SE INYECTA EN EL AGUA REFRIGERANTE MIENTRAS EL REACTOR NO SE ENCUENTRA GENERANDO CALOR NUCLEAR, POR EJEMPLO, DURANTE EL CIERRE O RECALENTAMIENTO DE BOMBA DE RECIRCULACION. DURANTE EL CIERRE, EL AGUA REFRIGERANTE DEL REACTOR ALCANZA UNA TEMPERATURA TAN BAJO COMO 120 GRADOS F, EN CONTRASTE CON LA TEMPERATURA DEL AGUA DE 550 GRADOS F DURANTE EL FUNCIONAMIENTO NORMAL. DURANTE…

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