(22/04/2020). Solicitante/s: Ultra Safe Nuclear Corporation. Inventor/es: SNEAD,LANCE LEWIS.

Un método que comprende: proporcionar una pluralidad de partículas de combustible isotrópico tri-estructural, en donde las partículas de combustible isotrópico tri-estructural comprenden un núcleo de combustible, una capa absorbente de carbono poroso, una capa interior de carbono pirolítico), una capa cerámica y una capa exterior de carbono pirolítico; mezclar la pluralidad de partículas de combustible isotrópico tri-estructural con polvo cerámico para formar una mezcla; colocar la mezcla en una matriz ; y aplicar una corriente a la matriz para sinterizar la mezcla mediante sinterización de corriente directa en un elemento de combustible.

PDF original: ES-2796367_T3.pdf

(11/12/2019). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB. Inventor/es: PUIDE, MATTIAS, MIDDLEBURGH,SIMON CHARLES.

Pastilla de combustible nuclear para un reactor nuclear, que comprende una matriz metálica y partículas de combustible cerámico de un material fisionable dispersado en la matriz metálica , caracterizada porque la matriz metálica es una aleación que consiste en los elementos principales U, Zr, Nb y Ti, y en los posibles elementos residuales, en la que la concentración de cada uno de los elementos principales en la matriz metálica es de como mucho el 50% molar.

PDF original: ES-2776802_T3.pdf

(04/12/2019). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB. Inventor/es: HALLSTADIUS, LARS, MIDDLEBURGH,SIMON CHARLES.

Una pastilla de combustible nuclear cerámica para un reactor nuclear, comprendiendo la pastilla de combustible nuclear un primer material fisible de UB2, caracterizada por que el boro del UB2 está enriquecido para tener una concentración del isótopo 11B que sea superior a la del B natural.

PDF original: ES-2775010_T3.pdf

(31/07/2019). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: HALLSTADIUS, LARS, LAHODA, EDWARD, J., POMIRLEANU,RADU, RAY,SUMIT.

Una composición de pastilla de combustible de reactor nuclear de agua ligera que tiene un contenido en U-235 incrementado, comprendiendo la composición: disiliciuro de triuranio en un intervalo de desde 50% hasta 100% en peso de la composición, conteniendo el disiliciuro de triuranio un componente de uranio que comprende desde aproximadamente 0,7% hasta aproximadamente 20% en peso de uranio-235 del peso total de dicho componente de uranio, en la que, el contenido de uranio-235 en dicha composición es mayor comparado con el contenido de uranio- 235 en una composición de combustible nuclear compuesta únicamente de dióxido de uranio, en la que ambas composiciones tienen el mismo nivel de enriquecimiento de U-235.

PDF original: ES-2748113_T3.pdf

(19/10/2018). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB. Inventor/es: WIDEGREN,HANS.

Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear, comprendiendo el método las siguientes etapas: proporcionar un material de combustible nuclear en forma de polvo, prensar el polvo de modo que se obtiene una denominada pastilla en verde, proporcionar un líquido que comprende un aditivo que va a añadirse a la pastilla en verde, poner la pastilla en verde en contacto con el líquido de manera que el líquido, con el aditivo, penetra en la pastilla, sinterizar la pastilla en verde así tratada, en el que dicho aditivo es tal que hay granos más grandes en el material de combustible nuclear presentes en la pastilla tras la etapa de sinterización en comparación con el tamaño de grano obtenido si se sinteriza de la misma manera una pastilla a la que no se le ha añadido ningún aditivo de este tipo.

PDF original: ES-2686697_T3.pdf

(09/03/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES. Inventor/es: PIECK,DARIO, DESGRANGES,LIONEL, MATHERON,PIERRE, PONTILLON,YVES.

Material a base de uranio (U), de gadolinio (Gd) y de oxígeno (O) que presenta una fase cristalina de estructura cristalográfica de tipo cúbico, con una relación atómica Gd/[Gd+U] comprendida entre 0,6 y 0,93, estando el uranio presente en el grado de oxidación +IV y/o +V.

PDF original: ES-2626990_T3.pdf

(04/01/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: THE EUROPEAN ATOMIC ENERGY COMMUNITY (EURATOM), REPRESENTED BY THE EUROPEAN COMMISSION. Inventor/es: SPINO,JOSE-LUIS,DR, SANTA CRUZ,HERNAN.

Pastilla de combustible nuclear sinterizada, en particular para su utilización en reactores nucleares PWR o BWR, caracterizada por que dicha pastilla consiste esencialmente en granos que presentan un tamaño inferior a 500 nm.

PDF original: ES-2555517_T3.pdf

(16/02/2007). Ver ilustración. Solicitante/s: FRAMATOME ANF GMBH. Inventor/es: GRADEL, GERHARD, DIRR, WOLFGANG, DR.

Procedimiento para la fabricación de un combustible nuclear sinterizado y compacto, en el que se fabrica una masa en polvo que contiene un óxido metálico fisionable, se trata posteriormente y se sinteriza, comprendiendo el material en polvo una masa en polvo de un óxido de un metal pesado, activo en sinterización que se obtiene predominantemente por un proceso de conversión química en seco y una sustancia dopante que incrementa tanto el tamaño de los granos como la plasticidad del cuerpo sinterizado y que contiene un compuesto de hierro, añadido a la masa en polvo, de manera tal que la proporción en peso del compuesto de hierro con respecto a la proporción en peso del óxido de metal pesado en el cuerpo sinterizado de combustible nuclear terminado es, como mínimo, de 100 ppm.

(01/02/2007). Ver ilustración. Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES. Inventor/es: CARANONI, LAURENT, DUBOIS, SYLVIE.

Procedimiento de sulfuración de un polvo de UO2, en el que dicho polvo es sulfurado poniéndolo en contacto con un agente de sulfuración gaseoso.

(01/09/2005). Ver ilustración. Solicitante/s: MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. MITSUBISHI NUCLEAR FUEL CO., LTD. Inventor/es: SENDA, YASUHIDE, MONAKA, KAZUKI, OHMUTA, HIROFUMI, MORI, MASAKI.

Una pastilla de combustible nuclear compuesta de un cuerpo cilíndrico que tiene un diámetro D y una longitud L, en la que, en una cara de extremo superior e inferior del cuerpo cilíndrico se forma, en un borde periférico exterior, una parte biselada que tiene una dimensión axial A a lo largo de un eje de dicho cuerpo cilíndrico y una dimensión radial B perpendicular al eje, y coaxialmente con el eje longitudinal se forma un plato que tiene un diámetro d0 y una profundidad h0, caracterizada porque el diámetro d0 del plato se ajusta entre el 70% y el 78% de dicho diámetro D del cuerpo cilíndrico.

(01/10/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: BRITISH NUCLEAR FUELS PLC. Inventor/es: WOOD, GEOFFREY A. BRITISH NUCLEAR FUELS PLC, PERKINS, CHRISTOPHER P. BRITISH NUCLEAR FUELSPLC, PALMER, IAN D. BRITISH NUCLEAR FUELS PLC.

Pastilla de combustible de óxido de uranio que comprende una región interna y una región externa alrededor de la región interna, en la que el óxido de uranio de como mínimo una parte de dicha región externa es rico en óxido de niobio con respecto a la región interna.

(16/07/2004). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ATOM AB. Inventor/es: ABRY, PHILIPPE, BORELL, STEN, ERIKSSON, SVEN.

Método para la producción de un elemento de combustible nuclear a base de óxido, en el que el combustible nuclear a base de óxido se mezcla con Cr2O3 y se sinteriza en un cuerpo sólido, en el que se añade Cr al combustible nuclear a base de óxido en una porción de 50 ppm y < 1.000 ppm con respecto a la cantidad de combustible nuclear a base de óxido, y en el que se añade al menos un óxido metálico adicional, presentando dicho metal una sección transversal de absorción de neutrones sustancialmente más pequeña que Cr, en una cantidad tal que contribuirá notablemente a un efecto de agrandamiento del grano de óxido de cromo en el combustible nuclear en la sinterización.

(01/04/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: GRADEL, GERHARD, DIRR, WOLFGANG, DR., SCHMITT, BRUNO, WILLERT-PORADA, MONIKA, GERDES, THORSTEN.

Procedimiento para tratar combustible nuclear en un horno de microondas , caracterizado porque mediante un radiador de microondas se mantiene una onda estacionaria en una cavidad de antena y el combustible nuclear se introduce en una cámara resonante alimentada a través de una serie de aberturas estrechas con microondas procedentes de la cavidad de antena.

(01/12/2000). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: VIALLARD, ISABELLE, BONNEROT, JEAN-MARC, FLEURY, JEAN-PIERRE.

LA INVENCION SE REFIERE A UN MATERIAL COMBUSTIBLE NUCLEAR COMPUESTO ASI COMO A UN PROCEDIMIENTO DE FABRICACION DE DICHO MATERIAL. EL OBJETIVO DE LA INVENCION ES UN MATERIAL COMBUSTIBLE NUCLEAR COMPUESTO, QUE COMPRENDE UNA MATRIZ INERTE BAJO IRRADIACION Y PARTICULAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR, QUE TIENEN UNA BUENA RESISTENCIA A LA PROPAGACION DE LAS FISURAS BAJO IRRADIACION Y UNA RETENCION ELEVADA DE LOS PRODUCTOS DE FISION VOLATILES. ESTE OBJETIVO SE ALCANZA MEDIANTE UN PROCEDIMIENTO QUE PERMITE LA CREACION DE UN JUEGO DE ALGUNOS MICRONES ENTRE LAS PARTICULAS Y LA MATRIZ.

(16/01/1999). Solicitante/s: BRITISH NUCLEAR FUELS PLC. Inventor/es: BROMLEY, ANTHONY, PHILIP.

UN METODO DE FABRICACION DE UN ARTICULO DE CERAMICA QUE COMPRENDE LOS PASOS DE FORMACION DE UN CUERPO DE MATERIAL PARTICULADO, COMPRIMIR EL CUERPO EN SUS EXTREMOS Y SINTERIZAR EL CUERPO, ESTANDO EL CUERPO FORMADO, ANTES DE LA COMPRESION, DE CAPAS DE MATERIALES PARTICULADO DE DIFERENTE DENSIDAD DE PARTICULA A GRANEL. EL ARTICULO DE CERAMICA PUEDE COMPRENDER UN GRANULO DE CERAMICA CON UNA FORMA BASICAMENTE CILINDRICA COMO POR EJEMPLO UN GRANULO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

(16/01/1998). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES FRAMATOME. Inventor/es: DEHAUDT, PHILIPPE, PERES, VERONIQUE.

LA INVENCION SE REFIERE A UN COMBUSTIBLE NUCLEAR A BASE DE UO{SUB,2}, THO{SUB,2} Y/O PUO{SUB,2} QUE TIENE PROPIEDADES MEJORADAS DE RETENCION DE LOS PRODUCTOS DE FISION. ESTE COMBUSTIBLE COMPRENDE UN METAL COMO CR O MO,CAPAZ DE ATRAPAR OXIGENO PARA FORMAR UN OXIDO QUE TIENE UNA ENTALPIA LIBRE DE FORMACION INFERIOR O IGUAL A LA DEL (DE LOS) OXIDO(S) SOBREESTOQUIOMETRICO(S) (U, TH)O{SUB,2+X} Y /O (U, PU)O{SUB,2+X} (O < X INFERIOR O IGUAL A 0,0'1). ASI, SE PUEDE ATRAPAR LOS ATOMOS DE OXIGENO LIBERADOS DURANTE LA FISION DE U, TH, Y/O PU; DE ESTO RESULTA UN AUMENTO DEL NIVEL DE RETENCION DE LOS PRODUCTOS DE FISION Y LA POSIBILIDAD DE ALCANZAR NIVELES DE COMBUSTION ELEVADOS DE LOS ELEMENTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

(01/12/1997). Solicitante/s: BRITISH NUCLEAR FUELS PLC. Inventor/es: HESKETH, KEVIN WYNN, HEXTER, BRIAN COLIN.

UN PROCESO PARA LA PRODUCCION DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN FORMA DE OXIDO MIXTO QUE CONTIENE PLUTONIO. EL PROCESO COMPRENDE LA SELECCION DE UNA SOLUCION QUE CONTIENE PLUTONIO, LA DETERMINACION DE LA COMPOSICION ISOTOPICA DE PLUTONIO DE LA SOLUCION, LA PRECIPITACION DEL OXIDO DE PLUTONIO PARTICULAR DE LA SOLUCION, LA FORMACION DE UNA MEZCLA QUE COMPRENDE EL OXIDO DE PLUTONIO Y UN OXIDO PARTICULAR DE URANIO, ASI COMO LA FORMACION DE NUCLEOS COMPACTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR A PARTIR DE LA MEZCLA. LA CANTIDAD DE PLUTONIO EN LA MEZCLA ES CONTROLADA DE ACUERDO CON UNA ECUACION DADA.

(16/10/1996). Solicitante/s: COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES SOCIETE FRANCO BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLES. Inventor/es: BASTIDE, BERNARD, FLOREANCIG, ANTOINE.

PROCESO DE OBTENCION DE PASTILLAS DE OXIDOS SINTERIZADOS DEL TIPO MXOY PARA COMBUSTIBLES NUCLEARES, A PARTIR DE SOLUCIONES DE SALES SOLUBLES DEL O DE LOS ELEMENTOS M POR EL PEROXIDO DE HIDROGENO EN MEDIO ACIDO CARACTERIZADO EN QUE DURANTE DICHA PRECIPITACION, SE EFECTUA UNA DISPERSION INSTANTANEA DE UNO DE LOS REACTIVOS (SOLUCION DE SALES O PEROXIDO) EN EL OTRO PARA OBTENER UNA MEZCLA HOMOGENEA Y UNA PRECIPITACION DE GERMENES TAMBIEN INSTANTANEOS EN FASE LIQUIDA CONTINUA CONFINADA EN UN RECINTO DIMENSION LO MAS PEQUEÑA POSIBLE, AGOTANDOSE MUY RAPIDAMENTE LAS AGUAS MADRES, PROCESO QUE PERMITE OBTENER PASTILLAS SINTERIZADAS CUYA DENSIDAD ES SUPERIOR A 96% DE LA DENSIDAD TEORICA.

(16/05/1996). Solicitante/s: COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES FRAMATOME. Inventor/es: ALLIBERT, MICHEL, MOREL, BERTRAND, BASTIDE, BERNARD.

ELEMENTO COMBUSTIBLE NUCLEAR QUE COMPRENDE PASTILLAS FRITADAS A BASE DE OXIDO DE OXIDO URANIFERO RODEADAS POR UNA VAINA METALICA Y QUE PERMITE RECOGER LOS PRODUCTOS DE FISION QUE APARECEN DURANTE LA IRRADIACION, CARACTERIZADO EN QUE LAS PASTILLAS CONTIENEN O ESTAN REVESTIDAS POR, O QUE LA VAINA ESTA REVESTIDA INTERIORMENTE POR, UN AGENTE COLECTOR DE DICHOS PRODUCTOS DE FISION A BASE DE OXIDO METALICO MIXTO QUE COMPRENDE SIO2 Y AL MENOS UNO DE LOS OXIDOS ZRO2, O CEO2.

(16/03/1996). Solicitante/s: COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES FRAMATOME. Inventor/es: MARSAUD, SERGE, MOREL, BERTRAND.

AGENTE DETECTOR Y CAZADOR DE LA RADIACTIVAD DE LOS PRODUCTOS DE FISION QUE APARECEN EN UN COMBUSTIBLE NUCLEAR A BASE DE OXIDOS URANIFEROS DURANTE LA IRRADIACION, CARACTERIZADO EN QUE COMPRENDE UN COMPUESTO OXIGENADO ESTABLE, COMBINACION DE AL MENOS DOS OXIDOS METALICOS Y DE AL MENOS UN OXIDO DE UN ISOTOPO NO RADIACTIVO DEL O DE LOS PRODUCTOS RADIACTIVOS DEL LOS QUE SE QUIERE ATRAPAR LA RADIACTIVIDAD.

(16/05/1995). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: HARMON, JOHN LEE, LARSON, RICHARD INGWALD, DADA, ABDUL GAFFAR.

ES DESCUBIERTO UN METODO DE PASIVIZAR LA SUPERFICIE DE OXIDOS DE URANIO PARTICULADOS QUE COMPRENDEN UN PROCESO DE CONTACTAR CONTINUAMENTE PARTICULAS DE OXIDO DE URANIO CON UN OXIGENO QUE CONTIENE Y SE ENFRIA CONTRA EL FLUJO DEL CHORRO DE GAS. EL TRATAMIENTO PRODUCE UNA SUPERFICIE PROTECTORA QUE INHIBE LA CONSIGUIENTE QUIMISORCION DE OXIGENO DE LOS OXIDOS DE URANIO PARTICULADOS.

(16/04/1995). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: MARLOWE, MICKEY ORVILLE, REESE, ANTHONY PAUL, PROEBSTLE, RICHARD ALAN.

LA INVENCION QUE SE DESCRIBE CONSISTE EN UNA FORMA DE CERAMICA DE COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR NUCLEAR QUE COMPRENDE UN OXIDO DE UN ELEMENTO FISIONABLE Y CONTENIENDO EN EL UN AGENTE ABSORBENTE DE NEUTRONES CONSUMIBLE. EL PRODUCTO COMBUSTIBLE FISIONABLE DE CERAMICA PROPORCIONA UN RENDIMIENTO COMBUSTBIBLE MAS LARGO EN SERVICIO DE REACTORES NUCLEARES.

(16/12/1994). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: MARLOWE, MICKEY ORVILLE, DAVIES, JOHN HARRIS, LAY, KENNETH WILBUR, ROSENBAUM, HERMAN SOLOMON.

UNA MEZCLA DE DIOXIDO DE URANIO Y UN ADITIVO DE COMPOSICION ALUMINOSILICATADA ES FORMADA DENTRO DE UN CONTENEDOR COMPUESTO Y SINTETIZADO PARA PRODUCIR UN COMBUSTIBLE NUCLEAR EN DONDE LOS GRANOS DE DIOXIDO DE URANIO TIENEN UN TAMAÑO DE GRANO MEDIO DE AL MENOS UNOS 20 MICRONES Y DONDE SUBSTANCIALMENTE TODOS LOS GRANOS ESTAN ENVUELTOS CADA UNO POR UNA FASE DE ALUMINOSILICATO VITREO.

(16/12/1994). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: DAVIES, JOHN HARRIS, LAY, KENNETH WILBUR, ROSENBAUM, HERMAN SOLOMON.

UNA MEZCLA PARTICULADA DE DIOXIDO DE URANIO Y ADITIVO DE COMPOSICION DE SILICATO MAGNESICO ES FORMADO DENTRO DE UN COMPACTO Y SINTERIZADO PARA PRODUCIR UN COMBUSTIBLE NUCLEAR EN DONDE LOS GRANO DE DIOXIDO DE URANIO TIENEN UNA MEDIA DE TAMAÑO DE GANO DE AL MENOS SOBRE 20 MICRAS Y EN DONDE SUSTANCIALMENTE TODOS LOS GRANOS SON ENVUELTOS CON FASES DE SILICATO MAGNESICO CRISTALINO.

(16/12/1994). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: DAVIES, JOHN HARRIS, LAY, KENNETH WILBUR, ROSENBAUM, HERMAN SOLOMON.

UNA MEZCLA PARTICULADA DE DIOXIDO DE URANIO Y ADITIVO DE COMPOSICION ALUMINOSILICATO MAGNESICO ES FORMADO DENTRO DE UN COMPACTO Y SINTETIZADO PARA PRODUCIR UN COMBUSTIBLE NUCLEAR EN DONDE LOS GRANOS DE DIOXIDO DE URANIO TIENEN UN TAMAÑO DE GRANO MEDIO DE AL MENOS SOBRE 20 MICRONES Y EN DONDE SUSTANCIALMENTE TODOS LOS GRANOS SON ENVUELTOS CON LA FASE ALUMNINOSILICATO MAGNESICO VITREA.

(01/12/1994). Solicitante/s: BRITISH NUCLEAR FUELS PLC. Inventor/es: WOOD, GEOFFREY ALAN.

SE PRODUCEN BOLITAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR DE DIOXIDO DE URANIO UTILIZANDO UN POLVO DE DIOXIDO DE URANIO DE TIPO CERAMICO DERIVADO DE LA REACCION DE HEXAFLUORURO DE URANIO CON VAPOR DE HIDROGENO. EL POLVO SE TRANSFORMA EN BOLITAS Y LAS BOLITAS CRUDAS SE PASAN A TRAVES DE UN HORNO Y SOMETEN A COCCION RAPIDA, NORMALMENTE A TEMPERATURAS DEL ORDEN DE 2000-2200 (GRADOS) C Y DURANTE UN INTERVALO DE TIEMPO ENTRE 50 Y 500 SEGUNDOS. SE HA ENCONTRADO QUE LA SINTERIZACION A FUEGO RAPIDO DE TALES POLVOS EN ESTAS CONDICIONES PERMITE QUE SE CONSIGAN DENSIDADES DEL ORDEN DE 95 % DE LA DENSIDAD TEORICA CON CAMBIOS DE DENSIDAD DEL ORDEN DE 2 % E INFERIORES, SIN QUE SE REQUIERA COMPRESION MECANICA DE LAS BOLITAS CALIENTES. LA INCLUSION DE CRISTALES DE DIOXIDO DE URANIO DE SIEMBRA EN EL POLVO PELETIZADO AUMENTA EL TAMAÑO DE GRANO DE LAS BOLITAS DE COMBUSTIBLE.