(08/04/2020) Procedimiento de cálculo de un margen de interacción pastilla-vaina IPV asociado a un plan de carga de un reactor nuclear que comprende un núcleo en el que se cargan elementos de combustible según el plan de carga, comprendiendo los elementos de combustible barras de combustible que incluyen cada una pastillas de combustible nuclear y una vaina que rodea a las pastillas , estando el procedimiento implementado por un sistema electrónico y que comprende las etapas de: - b) cálculo de un margen IPV principal de referencia para un plan de referencia de carga de los elementos de combustible en el núcleo , - c) cálculo de un margen IPV secundario de referencia para el plan de referencia, - d) cálculo de un margen IPV secundario modificado para un plan modificado de carga de los elementos de…

(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…

(12/03/2019) Un procedimiento de verificación automatizada de la posición de un sensor con respecto a un generador de vapor de una planta de energía nuclear durante un procedimiento de evaluación efectuado utilizando el sensor sobre el generador de vapor, en el que un ordenador desplaza de forma robótica el sensor a través de la pluralidad de tubos del generador de vapor, comprendiendo la pluralidad de tubos una pluralidad de tubos de Emplazamientos Identificados de manera Exclusiva (UIL) para cada uno de los cuales una señal histórica es almacenada, comprendiendo el procedimiento; detectar una señal procedente del sensor ; efectuar una determinación de…

(07/03/2018) Un procedimiento de protección del núcleo de un reactor nuclear del daño en el combustible debido a la inestabilidad termo hidráulica en un dominio de operación extendido para un aumento de potencia extendido, que comprende: generar un mapa operativo de flujo - potencia, que comprende: establecer una curva de circulación natural; establecer una línea de varilla de control de análisis de límite de línea de carga extendida máxima (MELLLA); y establecer una línea de varilla de control MELLLA+ más alta posicionada sobre la línea de la varilla de control MELLLA; formar un dominio MELLLA+ sobre la línea de la varilla de control MELLLA, hasta la línea superior de la varilla de control MELLLA+; permitiendo la operación en el dominio MELLLA+ y caracterizado por calcular…

(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…

(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…

(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…

(24/04/2013) Procedimiento de determinación de la distribución tridimensional de potencia del núcleo de un reactor nuclearpuesto en práctica por un dispositivo programado, comprendiendo el citado núcleo una pluralidad de ensamblajescombustibles, utilizando un conjunto de detectores de medición de flujo neutrónico dispuestos al exterior de la cubadel reactor y un conjunto de sondas de medición de la temperatura del caloportador a la salida de los citadosensamblajes combustibles, comprendiendo el citado procedimiento las etapas siguientes: - determinación, al cabo de un tiempo ti, de una primera distribución tridimensional de potencia utilizando uncódigo de cálculo neutrónico que resuelve instantáneamente la ecuación de la difusión y…

(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…

(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;…

(14/04/2010) Procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear de agua ligera durante un ciclo de carburante de funcionamiento que incluye un ciclo cardinal y un número de ciclos sucesivos de las barras de control, en el que el reactor comprende una pluralidad de unidades de combustible alargadas que incluyen cada una una pluralidad de varillas de combustible que contienen un combustible nuclear en forma de un material fisionable; en el que por lo menos algunas de dichas unidades de combustible comprenden una adición dependiente de las barras de control de un absorbedor consumible, en el que el reactor comprende una pluralidad de barras de control , en el que…