CIP-2021 : G21D 3/10 : por una combinación de una variable derivada del flujo de neutrones con otras variables de control,
p. ej. derivadas de la temperatura, del flujo del refrigerante, de la presión.
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G FISICA.
G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.
G21D INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR.
G21D 3/00 Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general G21C 7/00).
G21D 3/10 · · por una combinación de una variable derivada del flujo de neutrones con otras variables de control, p. ej. derivadas de la temperatura, del flujo del refrigerante, de la presión.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
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.
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Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga.
(17/12/2014) Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión, comprendiendo el citado reactor:
- un núcleo que produce una potencia;
- una pluralidad de grupos de barras de control de la reactividad del citado núcleo susceptibles de ocupar en el interior del núcleo una pluralidad de posiciones de inserción escalonadas verticalmente a partir de una posición alta;
- medios para adquirir magnitudes representativas de las condiciones de funcionamiento del núcleo;
comprendiendo el citado procedimiento las etapas consistentes en:
- medir la potencia efectiva (Pe) del reactor nuclear;
- adquirir un valor de consigna de la potencia objetivo (Pc) deseada del reactor nuclear ;
estando caracterizado el citado procedimiento por que éste comprende además las…
PROCESO DE PROTECCION DE UN REACTOR NUCLEAR EN CASO DE ELEVACION DE SU CARGA.
(01/02/1995). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: MOURLEVAT, JEAN-LUCIEN, PAVAGEAU, OLIVIER, KOCKEROLS, PIERRE.
SE ACCIONA UNA PARADA DE URGENCIA DE UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA A PROTEGER CUANDO LA POTENCIA NUCLEAR (DT) DE ESTE ULTIMO ALCANZA UN LIMITE DE URGENCIA (LP). ESTE LIMITE ES REBAJADO CUANDO LA TEMPERATURA DE FUNCIONAMIENTO (ST) DE ESTE REACTOR BAJA.
COMPUTADOR DE VALIDACION DE LA REACTIVIDAD DEL NUCLEO Y METODO.
(01/02/1994). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: IMPINK, ALBERT JOSEPH, JR., GROBMYER, LOUIS RICHARD, LANFORD, FRANCIS LEONIDAS, JR., LUINETTI, WILLIAM KENNETH.
SE DESCRIBE UN COMPUTADOR DE REACTIVIDAD RAPIDA QUE PROCESA SEÑALES DE MULTIPLES DETECTORES DE NEUTRONES PARA GENERAL VALORES REGIONALES DE LA REACTIVIDAD DEL NUCLEO QUE SON SUMINISTRADOS A UN REGISTRADOR DE BANDA. CUANDO LOS VALORES REGIONALES SON COINCIDENTES DURANTE UN PERIODO DE TIEMPO SUFICIENTE PARA SATISFACER UN CONTROL DE ADECUACION ESTADISTICO PARA UNA LINEA RECTA, EL COMPUTADOR ALERTA AL OPERADOR Y DETERMINA LA ADECUACION DE LAS BARRAS DE REGULACION AJUSTANDO PRIMERO UNA PRIMERA LINEA RECTA CON LA PARTE COINCIDENTE DE LOS VALORES DE REACTIVIDAD. ENTONCES EL COMPUTADOR DETERMINA LAS INTERSECCIONES ENTRE LA LINEA RECTA Y LAS LINEAS DE VALOR DE REACTIVIDAD PRODUCIDAS CUANDO LAS BARRAS DE REGULACION SON DESPLAZADOS A AMBOS EXTREMOS DE LA LINEA RECTA. LA DIFERENCIA ENTRE LAS INTERSECCIONES DE UNA LINEA DE DESPLAZAMIENTO DE UNA SOLA BARRA DE REGULACION DETERMINA LA ADECUACION DE LA BARRA DE REGULACION EN ESTE DESPLAZAMIENTO.
PROCEDIMIENTO DE DETERMINACION DEL UMBRAL DE ALARMA CON RELACION AL CALENTAMIENTO CRITICO, DISPOSITIVO DE OPERACION, Y PROCEDIMIENTO DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/12/1992). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: FORET, FRANCOIS.
LA DETERMINACION DE UN UMBRAL DE ALARMA BAJA (B) CON RELACION AL CALENTAMIENTO CRITICO DE UN REACTOR NUCLEAR SE HACE DE MANERA QUE LA POSICION DE LAS BARRAS QUE ASEGURAN LA REGULACION DE LA TEMPERATURA SEA ALTA, PERO EL VALOR DETERMINADO PARA ESTE UMBRAL SEA BAJO. EL INVENTO SE APLICA ESPECIALMENTE A LAS CENTRALES NUCLEARES DE AGUA PRESURIZADA UTILIZADAS PARA LA PRODUCCION DE ENERGIA ELECTRICA.
PROCEDIMIENTO DE CONTROL AUTOMATICO DE UN GENERADOR DE VAPOR FUNCIONAMIENTO A BAJO REGIMEN DE FUERZA.
(01/05/1990). Ver ilustración. Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, INC.. Inventor/es: SINGH, GURDIP.
PROCEDIMIENTO DE CONTROL AUTOMATICO DE UN GENERADOR DE VAPOR CON FUNCIONAMIENTO A BAJO REGIMEN DE FUERZA. EL PROCEDIMIENTO DE CONTROL AUTOMATICO DE UN GENERADOR DE VAPOR CON FUNCIONAMIENTO A BAJO REGIMEN DE FUERZA, ES DEL TIPO QUE PUEDE DE UNA FORMA SENCILLA Y ECONOMICA SER INCORPORADO A UNA PLANTA CONVENCIONAL DE ENERGIA NUCLEAR, PRODUCIENDOSE LA TRANSICION ENTRE EL CONTROL DE BAJO REGIMEN DE FUERZA Y OTRO MAS ELEVADO, AL GENERARSE UNA SEÑAL DE POSICIONAMIENTO DE UNA VALVULA PRINCIPAL ASI COMO UNA SEÑAL DE CAPACITACION AL ESTAR LA SEÑAL DE FUERZA DENTRO DE UNA APROPIADA GAMA DE TRANSICION, EL FLUJO DEL AGUA DE ALIMENTACION A TRAVES DE LA VALVULA DE DESVIACION ES NIVELADO HACIA ARRIBA O HACIA ABAJO COMO RESPUESTA A LA SEÑAL DE OBJETIVO DE FLUJO, A LA SEÑAL AJUSTADA DE ERROR DE NIVEL, ASI COMO EN RESPUESTA A LA SEÑAL DE POSICIONAMIENTO DE LA VALVULA PRINCIPAL, CONFORME SE INCREMENTE O SE REDUZCA EL FLUJO PRINCIPAL DEL AGUA.
MONITOR DE TRANSITORIO, PROCEDIMIENTO Y APARATO PARA CONTROLAR LA DENSIDAD DE NEUTRONES EN UN REACTOR NUCLEAR.
(16/05/1989). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: STEWART ROWE, WILLIAM, CHIA-CHI CHAO, FRED.
MONITOR DE TRANSITORIO, PROCEDIMIENTO Y APARATO PARA CONTROLAR LA DENSIDAD DE NEUTRONES EN UN REACTOR NUCLEAR. SE DESCRIBE UN APARATO Y UN PROCEDIMIENTO PARA CONTROLAR PROPIEDADES ESPECIFICAS DE UN REACTOR NUCLEAR TAL COMO LA DENSIDAD DE FLUJO DE NEUTRONES, DISCRIMINANDO ENTRE DENSIDAD NORMALMENTE CRECIENTE DE NEUTRONES DE PUESTA EN MARCHA QUE INCLUYE EL EFECTO DE SALTO RAPIDO, Y LA DENSIDAD CRECIENTE EXPONENCIALMENTE DEBIDO A LA APARICION DE UN ACCIDENTE EN EL REACTOR. LA SEÑAL DETECTADA SE FILTRA Y AMPLIFICA CON LA SALIDA Y ES PASADA A UNO DE LOS CANALES DE UN CANAL DE UN COMPARADOR DE DOS CANALES. LA MISMA SEÑAL DE PUESTA EN MARCHA ES TAMBIEN PASADA, SIN PROCESAR, AL OTRO CANAL DEL COMPARADOR DE DOS CANALES. LA SALIDAD DEL COMPRADOR REPRESENTA EL EXCESO DE LA SEÑAL SIN PROCESAR SOBRE LA SEÑAL FILTRADA Y AMPLIFICADA. ESTA INFORMACION PUEDE MOSTRARSE A UN OPERADOR DE UN DISPOSITIVO DE VISUALIZACION DINAMICA.
PROCEDIMIENTO E INSTALACION PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR DE POTENCIA REFRIGERADO POR LIQUIDO.
(01/01/1976). Solicitante/s: SIEMENS AG.
Resumen no disponible.
