CIP-2021 : G21D 1/02 : Disposiciones de equipo auxiliar.
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G FISICA.
G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.
G21D INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR.
G21D 1/00 Detalles de las instalaciones de energía nuclear (control G21D 3/00).
G21D 1/02 · Disposiciones de equipo auxiliar.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Transmisión inalámbrica de señales de instrumentación nuclear.
(25/06/2019). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: MORRIS,RICHARD W.
Un sistema para monitorizar una condición de una vasija a presión del reactor nuclear dispuesto en un ambiente radioactivo, el sistema que comprende:
un instrumento estructurado para controlar una condición de la vasija a presión del reactor nuclear;
un módem transmisor inalámbrico alimentado para ser dispuesto en el entorno radioactivo, el módem transmisor inalámbrico está acoplado eléctricamente al instrumento ;
un módem receptor que está dispuesto en la línea de visión del módem transmisor, estando el módem receptor en comunicación inalámbrica con el módem transmisor; y
una unidad de procesamiento de señales acoplada eléctricamente al módem receptor, estando estructurada la unidad de procesamiento de señales para determinar el estado del vasija a presión del reactor nuclear del instrumento ,
caracterizado porque el módem transmisor está alimentado por un termopar para ser colocado en o sobre la vasija a presión del reactor.
PDF original: ES-2717779_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
Plataforma y procedimiento de modificación de la posición de al menos una barra elevadora de tal plataforma.
(23/01/2019). Solicitante/s: X L B V. Inventor/es: NARDELLI,ALEXANDRE.
Plataforma elevadora , apta para desplazarse a lo largo de un carril, y que comprende medios de apoyo (365- a, 365-b) para ser instalados en el citado carril , y
- al menos una barra (310, 310-a, 310-b) elevadora articulada con la plataforma, caracterizada porque la citada plataforma comprende:
- medios de bloqueo (325, 325-a, 325-b) de una posición de cada barra elevadora con respecto a la plataforma y
- medios de detección (315, 315-a, 315-b) de la posición de cada barra elevadora.
PDF original: ES-2720809_T3.pdf
Sistemas y procedimientos de generación de potencia utilizando energía almacenada de suministro de aire desde VES.
(18/10/2018) Un sistema pasivo de habitabilidad de sala de control principal para una planta de energía de reactor nuclear, que comprende:
al menos un depósito estructurado para almacenar aire comprimido;
un regulador de presión estructurado para recibir aire comprimido y reducir la presión del aire comprimido para producir aire comprimido de presión más baja;
una turbina de aire estructurada para recibir y expandir el aire comprimido de presión más baja, en el que el aire comprimido de presión más baja corresponde a una presión de entrada de la turbina de aire;
un generador estructurado para convertir el aire comprimido de presión más baja en energía eléctrica; un eductor estructurado para…
Aparato para refrigerar pasivamente un depósito de refrigerante de una central nuclear.
(19/09/2018) Una central de energía nuclear que comprende:
un sistema de suministro de vapor de reactor nuclear;
una vasija de confinamiento para alojar herméticamente el sistema de suministro de vapor de reactor nuclear; un depósito que comprende agua, alojado en el interior de la vasija de confinamiento, o en proximidad de la misma;
combustible nuclear gastado sumergido en el interior del depósito y refrigerado por el agua; y
un termosifón que se extiende desde el interior del depósito hasta un exterior de la vasija de confinamiento para transferir calor en el depósito al aire en el exterior de la vasija de confinamiento, caracterizada porque dicho termosifón comprende intercambiadores…
Procedimiento y sistema para el enfriamiento de piscina de supresión alternativo exterior para un reactor de agua en ebullición.
(12/09/2018). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: GINSBERG,ROBERT JOSEPH, ANDERSON,EDWARD C.
Un sistema de enfriamiento exterior, que comprende:
una piscina de supresión para un reactor nuclear;
serpentines de enfriamiento que se ponen en contacto una superficie exterior de la piscina de supresión; y
un disipador de calor acoplado de manera fluida a los serpentines de enfriamiento para proporcionar un flujo de fluido de enfriamiento a través de los serpentines de enfriamiento.
PDF original: ES-2681295_T3.pdf
Transmisión inalámbrica de señales de instrumentación nuclear.
(28/02/2018) Procedimiento de vigilancia de un estado de una vasija de presión de reactor nuclear dispuesta en un ambiente radiactivo, que comprende:
detectar un estado de la vasija de presión del reactor con un instrumento; transmitir una señal indicativa del estado de la vasija de presión del reactor desde el instrumento a un módem de transmisión inalámbrico dispuesto en el ambiente radiactivo y alimentado de manera parasitaria desde un cable de alimentación asociado con un mecanismo de accionamiento de varilla de control;
transmitir de manera inalámbrica una señal indicativa del estado de la vasija de presión del reactor desde el módem…
Procedimiento y aparato de refrigeración alternativa de piscina de supresión para reactores de agua en ebullición.
(31/05/2017). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: BASS,John R, ROGERS,Richard M, GINSBERG,ROBERT JOSEPH, SIEWERT,MARK W.
Un procedimiento de refrigeración de una piscina de supresión de un Reactor de Agua en Ebullición (BWR) , que comprende:
evacuar el calor de la piscina de supresión al hacer circular agua de refrigeración a través de una tubería de refrigeración , en el que porciones de la tubería de refrigeración están colocadas por debajo de un nivel de líquido esperado de la piscina de supresión, teniendo el agua de refrigeración una temperatura más fría que el agua en la piscina de supresión , y caracterizado porque mantiene una presión del agua de refrigeración en la tubería de refrigeración por encima de la presión del agua de la piscina de supresión , de manera que, en el caso de una fuga en la tubería de refrigeración , el agua de refrigeración en la tubería de refrigeración se fugará dentro de la piscina de supresión.
PDF original: ES-2632005_T3.pdf
Sistema de refrigeración de cámara de condensación.
(30/03/2016) Cámara de condensación con un sistema de refrigeración de cámara de condensación, que comprende
- una cámara de condensación para un reactor de agua hirviente y
- al menos, un intercambiador de calor dispuesto fuera de la cámara de condensación que se caracteriza por que
- en la cámara de condensación está previsto un módulo de refrigeración alargado, que comprende
- en su zona superior un espacio de evaporación , estando dispuesto el módulo de refrigeración de tal modo en la cámara de condensación que el espacio de evaporación se encuentra por encima de un nivel del estado de llenado máximo de la cámara de condensación,
- al menos,…
Procedimiento para el abastecimiento de emergencia de una instalación nuclear.
(30/03/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: 123-Eingineering & Innovation GmbH. Inventor/es: MEKISKA,FRANK.
Procedimiento para el abastecimiento de emergencia de una instalación nuclear utilizando una bomba independiente de la instalación nuclear y/o un generador ,
caracterizado por
la utilización de un contenedor de abastecimiento con múltiples dispositivos montados de manera fija y que comprenden, al menos
- motor ,
- generador ,
- bomba ,
- tanque de combustible ,
- transformador ,
en donde la bomba se integra en un circuito de agua refrigerante de la instalación nuclear y/o la bomba bombea agua refrigerante desde una reserva de agua externa a un circuito de agua refrigerante, o secciones de un circuito de este tipo de la instalación nuclear.
PDF original: ES-2578504_T3.pdf
Sistema de control de velocidad de turbina tolerante a fallos.
(24/02/2016) Un sistema de energía de emergencia para centrales nucleares, que comprende:
una turbina configurada para energizar una bomba de refrigerante para un reactor nuclear;
un controlador de velocidad, configurado para monitorizar la velocidad de la turbina y para controlar la velocidad de la turbina ;
un controlador de flujo de la sala de control, configurado para recibir información de la turbina desde el controlador de velocidad y transmitir comandos de velocidad de la turbina al controlador de velocidad;
un sistema de distribución de energía de emergencia, conectado eléctricamente al controlador de velocidad y al controlador de flujo de la sala de control, y dispuesto para proporcionar…
Procedimiento de llenado con agua y de vaciado de aire del circuito primario principal de una unidad nuclear.
(04/02/2016) Procedimiento de llenado con agua y de vaciado de aire de un circuito primario principal de una unidad nuclear tras su parada, comprendiendo dicho circuito primario principal un tanque situado dentro de una piscina de un edifico de reactor , unas bombas primarias , al menos un generador de vapor que comprende una multitud de tubos generadores de vapor situados por encima del nivel del tanque , y un presurizador , comprendiendo el procedimiento la sucesión de las siguientes etapas:
- una primera colocación de una tapa del tipo falsa tapa que cierra el tanque y un sellado de dicha tapa en su unión con el tanque por medio de unos medios de estanqueidad ;
- un ajuste del nivel de agua del circuito primario principal en un rango de trabajo bajo (RTB) para poner…
Procedimiento de llenado con agua y de vaciado de aire del circuito primario principal de una unidad nuclear.
(06/01/2016) Procedimiento de llenado con agua y de vaciado de aire de un circuito primario principal de una unidad nuclear tras su parada, comprendiendo dicho circuito primario principal un tanque situado dentro de una piscina de un edificio de reactor , unas bombas primarias , al menos un generador de vapor que comprende una multitud de tubos generadores de vapor situados por encima del nivel del tanque , y un presurizador ,
comprendiendo el procedimiento la sucesión de las siguientes etapas:
- una primera colocación de una tapa que cierra el tanque y un sellado de dicha tapa en su unión con el tanque por medio de unos medios de estanqueidad ;
- un ajuste del nivel de agua del circuito primario principal en un rango de trabajo bajo (RTB) para poner en comunicación…
Fuente de fluido de emergencia para ambientes hostiles.
(10/09/2014) Un aparato para suministrar un sistema neumático a un sistema dentro de un área de confinamiento de una planta de energía nuclear, comprendiendo el aparato:
una fuente de fluido neumático que incluye una junta estanca ;
un cuerpo conectado a la fuente de fluido neumático desde la fuente de fluido neumático, en el que el cuerpo incluye un orificio de descarga;
un tubo de guía configurado para dirigir una posición de un instrumento; en el que el instrumento se desplaza de forma deslizable a través de unas porciones del tubo de guía y encaja con la junta estanca ;
en el que el instrumento incluye un penetrador configurado para perforar la junta…
CENTRAL NUCLEAR Y SISTEMA DE SEGURIDAD CON ELEMENTO FUSIBLE Y ASCENSOR GRAVITACIONAL.
(23/01/2014). Ver ilustración. Solicitante/s: SERBEX TECNOLOGÍA Y VALORES, S.L. Inventor/es: Larrion,Javier.
Central nuclear y sistema de seguridad con elemento fusible y ascensor gravitacional, estando los edificios de la central sujetos a contaminación enterrados por debajo del nivel del mar y bajo dársenas con agua borada, y disponiendo de un sistema de seguridad exento de componentes eléctrico y electrónicos para actuar ante posible accidentes que comprende, entre otros, medios para la inundación de los edificios de la central con fusibles térmicos y ascensores gravitacionales para el escape de los operarios en caso de emergencia.
(09/01/2012) Un filtro para filtrar residuos de un fluido, comprendiendo el filtro:
un colector alargado que define una trayectoria de flujo confinada, que tiene una salida para comunicación fluida con una fuente de succión y que tiene una pluralidad de aberturas de entrada dispuestas a lo largo de la longitud de dicha trayectoria de flujo, exhibiendo dicha trayectoria de flujo una caída de presión en la dirección de flujo del fluido;
un elemento filtrante dispuesto en cada una de dichas aberturas de entrada para filtrar los residuos del fluido que entra a dicha trayectoria de flujo; y
caracterizado porque el filtro comprende además:
una pluralidad de dispositivos que controlan el flujo, para mantener sustancialmente uniforme el flujo de fluido a través de los elementos filtrantes localizados…
PROCEDIMIENTO DE CONTROL DEL MARGEN OPERATIVO DE UNA VALVULA DE MARIPOSA.
(16/07/2006). Ver ilustración. Solicitante/s: FRAMATOME ANP. Inventor/es: MARTINS, GEORGES, OBON SORIANO, JOSE MANUEL, MENIGOZ, SANDRINE.
Procedimiento de control del margen de operatividad de una válvula de mariposa que comprende una mariposa montada giratoria alrededor de un eje dentro de un cuerpo de válvula y medios de mando para el desplazamiento de la mariposa entre una posición de cierre y una posición de apertura completa de la válvula, que comprenden un motor eléctrico , un servomotor y un reductor dispuestos en serie, para asegurar el desplazamiento en rotación de la mariposa , estando asociado el servomotor a un limitador de par regulable para realizar la parada del motor para un par de salida fijado del servomotor denominado par de desconexión del limitador de par , teniendo por objeto el procedimiento de control verificar que el margen entre un par de arrastre de la mariposa y un par de desconexión del limitador de par es, al menos, igual a un valor de umbral predeterminado para cualquier posición de la mariposa o en cualquier instante durante el funcionamiento de la válvula.
DISPOSITIVO PARA LA INYECCION DE GAS EN EL REFRIGERANTE PRIMARIO DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION.
(16/03/2000) LA INVENCION SE REFIERE A UN REACTOR NUCLEAR CON UN CIRCUITO DE REFRIGERACION PARA UN REFRIGERANTE LIQUIDO, EN ESPECIAL AGUA, AL QUE SE QUIERE AÑADIR HIDROGENO. EL CIRCUITO DE REFRIGERACION COMPRENDE PREFERENTEMENTE UN RECIPIENTE DE COMPENSACION VOLUMETRICA PARA EL REFRIGERANTE, ASI COMO AL MENOS UNA BOMBA DE ALTA PRESION , QUE VUELVE A ALIMENTAR AL CIRCUITO DE REFRIGERACION EL REFRIGERANTE EXTRAIDO DEL CIRCUITO DE REFRIGERACION. EL PUNTO DE ALIMENTACION PARA EL HIDROGENO ESTA SITUADO EN LA TUBERIA DE SUCCION SOBRE EL LADO DE SUCCION DE LA BOMBA DE ALTA PRESION . SOBRE EL LADO DE PRESION SE HA PREVISTO UNA TUBERIA DE MEDICION , QUE ESTA UNIDA AL RECIPIENTE DE COMPENSACION VOLUMETRICA O AL SISTEMA DE DESHIDRATACION . A ESTA TUBERIA SE…
PROCEDIMIENTO DE SUSTITUCION DE ELEMENTO QUE CALIENTA, DE PRESURIZADOR DE REACTOR NUCLEAR Y DISPOSITIVO UTILIZADO EN DICHO PROCEDIMIENTO.
(01/05/1995). Solicitante/s: ELECTRICITE DE FRANCE SERVICE NATIONAL. Inventor/es: FRANCOIS, DANIEL, THAPON, GERARD, AZHERAD, ERIC, DURAND, BERNARD.
PROCEDIMIENTO DE SUSTITUCION DE ELEMENTO QUE CALIENTA, DE PRESURIZADOR DE REACTOR NUCLEAR DE AGUA BAJO PRESION Y DISPOSITIVO UTILIZADO EN DICHO PROCEDIMIENTO SEGUN EL CUAL, DESPUES DE QUITAR EL ELEMENTO QUE CALIENTA QUE HAY QUE SUSTITUIR, SE SUELDA AUTOMATICAMENTE BAJO ATMOSFERA INERTE O SENSIBLEMENTE INERTE, LA CARA INTERNA DE LA EXTREMIDAD DE LA TUBERIA DE SALIDA DEL ELEMENTO QUE CALIENTA DEL PRESURIZADOR, CON LA CARA INTERNA DE LA EXTREMIDAD SUPERIOR DE UN MANGUITO , SE SUELDA AUTOMATICAMENTE BAJO ATMOSFERA INERTE LA CARA EXTERNA DE LA EXTREMIDAD DE DICHA TUBERIA CON LA CARA EXTERNA DE LA EXTREMIDAD SUPERIOR DE DICHO MANGUITO , SE INTRODUCE EN LA CUBA, VIA EL MANGUITO Y LA TUBERIA CORRESPONDIENTE, EL ELEMENTO QUE CALIENTA NUEVO (6") Y SE SUELDA AUTOMATICAMENTE LA CARA EXTERNA DE LA EXTREMIDAD SUPERIOR DE LOS MEDIOS DE TOPE (9") DEL ELEMENTO QUE CALIENTA (6") CON LA CARA EXTERNA DE LA EXTREMIDAD INFERIOR DEL MANGUITO.
UTENSILIO DE VACIADO Y LIMPIEZA PARA CIERRES ESTANCO DE TOLDOS O MARQUESINAS DE VARILLA DE MANDO O CONTROL.
(01/03/1995) UN DISPOSITIVO PARA LIMPIEZA Y PONER EN ESTADO DE SERVICIO UN EMPLAZAMIENTO DE SOLDADURA ALREDEDOR DE LA PERIFERIA DE UN MECANISMO MOTRIZ DE VARILLA DE CONTROL EXTENSIBLE Y TUBO ADAPTADOR, INCLUYENDO UN ALOJAMIENTO ADAPTADO PARA POSICIONARSE ADYACENTE A, Y GIRANDO ALREDEDOR DE, LA PERIFERIA DEL MECANISMO MOTRIZ DE LA VARILLA DE CONTROL, Y UN CONJUNTO DE CARRO INCLUYENDO UNA PORCION INTERNA Y EXTERNA RECIPROCAMENTE RECIBIDAS DENTRO DEL ALOJAMIENTO . INSTALADO DENTRO DEL ALOJAMIENTO HAY UN PRIMER MOTOR MOTRIZ PARA IMPULSAR A UN TORNILLO DE AVANCE ATERRAJADO , ROTATORIAMENTE INSTALADO DENTRO DEL ALOJAMIENTO , CON UN SEGUIDOR…
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE REEMPLAZAMIENTO DE UN TUBO CALEFACTOR DE UN PRESURIZADOR DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.
(01/11/1994). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: GENTE, DANIEL, GIRON, MARCEL.
PARA OBTENER LA FIJACION ESTANCA DE UN TUBO CALEFACTOR DE REEMPLAZAMIENTO EN UN MANGUITO QUE ATRAVIESA LA ENVUELTA DE UN PRESURIZADOR, SE EFECTUA UNA SOLDADURA DE UNA SOLA PASADA POR EL PROCEDIMIENTO MIG REGULADO. SE FIJA UN ARBOL EN EL EXTREMO DEL TUBO DE CALEFACCION QUE SOBRESALE EN RELACION AL MANGUITO Y EN SU PROLONGACION. SE ACOPLA Y SE FIJA EN POSICION EN EL ARBOL UN DISPOSITIVO DE SOLDEO QUE CONSTA DE UN SOPORTE TUBULAR Y UN PORTAELECTRODO DE SOLDEO ORBITAL A GAS INERTE CON ELECTRODO DE METAL FUNDIBLE, MONTADO GIRATORIO ALREDEDOR DEL EJE DEL SOPORTE QUE SE CONFUNDE CON EL EJE DEL TUBO . EL PORTAELECTRODO DE SOLDEO Y UN DESENROLLADOR DE HILO DE SOLDEO SITUADO EN UN COFRE SON PUESTOS EN ROTACION SINCRONA DURANTE EL SOLDEO, GRACIAS A UNOS ELEMENTOS MOTORES APROPIADOS. EL SOLDEO SE REALIZA EN UNA SOLA FASE POR TODA LA PERIFERIA DEL TUBO CALEFACTOR Y DEL MANGUITO.
MAQUINA DE LIMPIEZA DE AGUJEROS ROSCADOS, ESPECIALMENTE DE AGUJEROS ROSCADOS PARA OBTURADORES DE AGUJEROS DE PUNTO Y AGUJEROS DE OJO DE LOS GENERADORES DE VAPOR DE LAS CENTRALES NUCLEARES.
(16/02/1993) ESTA MAQUINA SIRVE PARA LA LIMPIEZA DE LOS AGUJEROS ROSCADOS REPARTIDOS POR LA PERIFERIA DE UNA ABERTURA , ESPECIALMENTE LOS AGUJEROS ROSCADOS QUE SIRVEN PARA EL MANTENIMIENTO POR BULONADO PERIFERICO DE LOS OBTURADORES DE ORIFICIOS COMO LOS AGUJEROS DE PUNTO Y LOS AGUJEROS DE OJO DE LOS GENERADORES DE VAPOR DE CENTRALES NUCLEARES. ESTA MAQUINA CONSTA: DE ELEMENTOS DE CENTRADO Y DE EMBRIDADO SOBRE DICHA ABERTURA, PERMITIENDO EL POSICIONAMIENTO DE LA MAQUINA SOBRE EL EJE DE LA ABERTURA Y SU MANTENIMIENTO POR APOYO CONTRA LA PARED DE ESTA ABERTURA.; ELEMENTOS DE CEPILLADO DISPUESTOS A UNA DISTANCIA RADIAL FIJA DEL EJE DE LA ABERTURA Y MOVILES: EN ROTACION ALREDEDOR DEL EJE DE LA ABERTURA DE FORMA QUE SU TRAYECTORIA DESCRIBA UN CIRCULO QUE INTERSECTA LOS EJES DE LOS…
DISPOSITIVO PARA CONECTAR UNA PLURALIDAD DE LINEAS DE TRANSPORTE DE ENERGIA CON LA ESTRUCTURA DE CABEZAL DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/12/1986). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
DISPOSITIVO PARA CONECTAR UNA PLURALIDAD DE LINEAS DE TRANSPORTE DE ENERGIA A UN REACTOR NUCLEAR. CONSTA DE: UNA PLACA MOVIL DE SOPORTE DE CONECTORES MONTADA DE MANERA FIJA CON UNA PLACA DE SOPORTE DE CONECTORES EN LA ESTRUCTURA DEL CABEZAL DEL REACTOR, PARA PERMITIR EL ACOPLAMIENTO O DESACOPLAMIENTO DE LOS CONECTORES GRACIAS A SU DESPLAZAMIENTO, ESTANDO ALINEADA POR EL DISPOSITIVO DE ALINEACION CUANDO SE ACOPLA CON . APLICABLE COMO SISTEMA RAPIDO Y SIN ERRORES EN EL ACOPLAMIENTO Y DESACOPLAMIENTO DE LA PLURALIDAD DE LINEAS DE TRANSPORTE DE ENERGIA A UN REACTOR NUCLEAR.
UN DISPOSITIVO CONECTADOR DE SUMINISTRO DE ENERGIA EN UN REACTOR NUCLEAR.
(16/07/1986). Solicitante/s: THE BABCOCK & WILCOX COMPANY.
DISPOSITIVO CONECTADOR DE SUMINISTRO DE ENERGIA PARA UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION, EN EL QUE UN CONECTADOR DEL TIPO DE CLAVIJAS MACHO Y HEMBRA Y UN CABLE DE ENERGIA UNIDO A UNA FUENTE DE ENERGIA, SON USADOS PARA SUMINISTRAR ENERGIA ELECTRICA A UN CALENTADOR ELECTRICO SITUADO DENTRO DE UN COMPRESOR. CONSTA DE UNA ENVOLVENTE QUE RODEA UNA PIEZA DE INSERCION HECHA PREFERIBLEMENTE DE MATERIAL CERAMICO; DE UNA TUERCA DE ACOPLAMIENTO QUE CONECTA AL ELEMENTO ROSCADO DEL RECEPTACULO INTEGRAL DEL CALENTADOR ; DE UNA PIEZA INSERTA POSTERIOR Y UNA ENVOLVENTE TRASERA QUE CIRCUNDA UN CABLE TRENZADO INTERIOR DE ALTA TEMPERATURA.
APARATO PARA DETECTAR EL ESPESOR DE LA CORROSION EN ZONAS ELEGIDAS DE LA SUPERFICIE DE UN COMPONENTE RADIOACTIVO.
(16/04/1984). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY.
CONSTA DE UNA SONDA QUE INCLUYE UN CUERPO HECHO DE MATERIAL TRANSPARENTE, TAL COMO UNA MATERIA PLASTICA APROPIADA; DE UN TRANSDUCTOR SITUADO EN UN AGUJERO DE DICHO CUERPO , QUE INCLUYE UNAS BOBINAS DE CORRIENTE DE FOUCAULT APROPIADAS QUE ESTAN ENCAPSULADAS EN UNA BARRA QUE ESTA SUJETA EN UN MANGUITO ROSCADO ; DE UN DISPOSITIVO PARA MANTENER EL TRANSDUCTOR EN EL AGUJERO; DE UN DISPOSITIVO PARA MANIPULAR A DISTANCIA Y SITUAR VISUALMENTE DICHA SONDA; Y DE UN DISPOSITIVO FLEXIBLE PARA EMPUJAR EL TRANSDUCTOR Y PONERLO EN CONTACTOCON LA ZONA LOCALIZADA.
SISTEMA DE INSPECCION PARA TUBOS INTERCAMBIADORES DE CALOR.
(03/04/1984). Solicitante/s: THE BABCOCK & WILCOX COMPANY.
SISTEMA DE INSPECCION PARA TUBOS INTERCAMBIADORES DE CALOR.COMPRENDE UN EXPLORADOR APTO PARA DESPLAZARSE EN EL TUBO, UN MUELLE DE FLEXION ANCLADO EN UNA PORCION DE CUERPO CON UN EXTREMO LIBRE, UN EXTENSIMETRO CONECTADO AL MUELLE DE FLEXION Y PORTADOR DE UN ARROLLAMIENTO Y UN SENSOR DE CORRIENTE PARASITA.
PERFECCIONAMIENTOS EN CENTRALES ELECTRONUCLEARES.
(01/09/1980). Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.
1. Perfeccionamientos en centrales electronucleares, con un circuito de refrigeración metálico que presenta costuras de soldadura, del tipo que comprenden una vasija de presión del reactor, un consumidor de calor y una bomba, así como una tubería de refrigerante que enlaza estos componentes, y está dotado de un aislamiento térmico, y cuyas costuras de soldadura se han de verificar con un aparato verificador, especialmente un aparato verificador por ultrasonido, trasladable con ayuda de carriles, caracterizados porque las costuras de soldadura de todos los componentes de la tubería de refrigerante tienen asociados carriles instalados fijos que presentan el mismo perfil, y porque el aislamiento térmico en la zona de los carriles está desarrollado en forma de casetes desmontables.
PROCEDIMIENTO DE INYECTAR GAS EN LIQUIDOS.
(16/05/1980). Solicitante/s: BABCOCK-BROWN-BOVERI REAKTOR GMBH.
1.Procedimiento de inyectar gas en líquidos, y más particularmente en el enfriador del reactor en las centrales nucleares moderadas por agua a presión, caracterizado porque comprende las etapas de: proporcionar una bomba del enfriador para bombear el enfriador a través del sistema de vapor del reactor; proporcionar una fuente de gas; proporcionar unos medios de conducto de suministro de gas para establecer una comunicación de fluidos entre dicha fuente de gas y dicha bomba del enfriador; proporcionar unos medios valvulares para abrir y cerrar selectivamente dichos medios de conducto; y abrir dichos medios valvulares con lo que el gas procedente de dicha fuente de gas fluye a través de dichos medios de conducto y se inyecta en el enfriador que fluye a través de dicha bomba del enfriador dentro de la carcasa de dicha bomba del enfriador.
PERFECCIONAMIENTOS EN LOS APARATOS DE INYECTAR GAS EN LIQUIDOS.
(16/04/1980). Solicitante/s: BABCOCK-BROWN-BOVERI REAKTOR GMBH.
Perfeccionamientos en los aparatos de inyectar gas en líquidos, más particularmente en el líquido enfriador de una central moderada por agua a presión, caracterizados porque el aparato comprende un dispositivo de carga de gas, una bomba de alimentación con una carosa, boquillas dentro de la carcasa para inyectar gas en el agua a presión, un conducto de alimentación de gas en comunicación con dicho dispositivo de carga en el que el conducto de alimentación de gas se divide en dos conductos en el lado de suministro del gas al dispositivo de carga para establecer una comunicación de fluidos con al menos una de las boquillas en el interior de la carcasa de la bomba de alimentación a través de al menos uno de los dos conductos divididos, y medios valvulares para conectar selectivamente las boquillas con los respectivos conductos divididos.
APARATO AUTOPORTANTE Y AUTOPROPULSADO ADAPTADO PARA SOPORTAR UNOS MEDIOS DE VERIFICACION O DE INSPECCION DE GRIETAS EN ESTRUCTURAS Y SIMILARES.
(16/11/1977). Solicitante/s: MITSUBISHI JUKOGYO KABUSHIKI KAISHA.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN LOS SISTEMAS DE REFRIGERACION DE AGUA A PRESION PARA REACTOR NUCLEAR.
(16/04/1977). Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, INC..
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN LA CONSTRUCCION DE REACTORES DE AGUA A PRESION O DE AGUA HIRVIENDO.
(16/03/1969). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS A. G..
Resumen no disponible.
