CIP-2021 : G21C 19/20 : Disposiciones para introducción de objetos en el interior de la vasija de presión;
Disposiciones para manipular objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para extraer objetos de la vasija de presión.
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G FISICA.
G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.
G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J).
G21C 19/00 Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación, o para facilitar la manipulación, del combustible o de otros materiales utilizados en el interior del reactor, p. ej. en el interior de la vasija de presión.
G21C 19/20 · Disposiciones para introducción de objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para manipular objetos en el interior de la vasija de presión; Disposiciones para extraer objetos de la vasija de presión.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Procedimiento y aparato para facilitar la selección de haces de combustible nuclear a recuperar de una piscina de almacenamiento de combustible.
(23/07/2014) Un procedimiento de uso de combustible nuclear desechado en una o más piscinas de combustible en un mapa de carga para la colocación de haces de combustible en un núcleo de reactor nuclear en el que cada haz de combustible es seleccionado de: haces nuevos de combustible; haces expuestos de combustible retirados de un reactor nuclear y almacenados en al menos una piscina de combustible; y haces bloqueados de combustible que han de permanecer en sus posiciones actuales en el núcleo, comprendiendo el procedimiento almacenar al menos una base de datos de piscinas de combustible, incluyendo la base de datos de piscinas de combustible una lista de al menos una porción de los haces de combustible que residen en la piscina de combustible;
almacenar al menos una base de datos de tipos de haces nuevos, incluyendo la base de datos…
Procedimiento y aparato para el control permisivo de un mástil y pinza.
(25/06/2014) Un procedimiento para permitir el desplazamiento de un componente de reactor nuclear dentro de un reactor nuclear, que comprende:
la detección de un mástil y de una pinza ;
la detección de la orientación de la pinza que utiliza un aparato de orientación del mástil, incluyendo el aparato de orientación del mástil una leva fijada a una placa cardánica que está dispuesta para rotar al unísono con una rotación angular del mástil y de la pinza , mientras detecta una posición de la leva utilizando una pluralidad de conmutadores situados próximos a la placa cardánica;
el cálculo acerca de si el emplazamiento detectado y la orientación detectada, respectivamente, se corresponden con un emplazamiento de recogida solicitado y una orientación…
Dispositivo para la reparación de una parte dañada de un sector de pared de un recipiente o una piscina bajo el agua.
(19/11/2013) Dispositivo para la reparación de una parte dañada de un sector de pared bajo el agua de un recipiente o unapiscina, en particular en el sector de pared de un pozo de un reactor nuclear, con un sistema de guía y, guiadomediante el sistema de guía , un carro desplazable en el sentido longitudinal del sistema de guía y mediospara colocar y fijar el sistema de guía a lo largo de una pared lateral a distancia de la misma, estando dispuestoen el carro , de manera desplazable transversalmente a dicho sentido longitudinal, un alojamiento para unalámina de reparación aplicable mediante una superficie adhesiva al sector de pared que contiene la parte dañada .
Procedimiento para el desensamblaje de un componente sumergido en agua de una instalación nuclear y un dispositivo para llevar a cabo dicho procedimiento.
(18/11/2013) Procedimiento para el desensamblaje de un componente de la instalación sumergido en agua de una instalaciónnuclear que comprende las siguientes etapas:
a) en una pared del componente de la instalación se practica al menos un agujero pasante ligeramenterectangular en sección transversal mediante un procedimiento de erosión eléctrico,
b) partiendo de una cara frontal del componente de la instalación se practica con una sierra al menos un primer corte desierra , que desemboca en el agujero pasante,
c) en el agujero pasante se hace girar una hoja de sierra de la sierra y en una dirección divergente de ladirección del primer corte de sierra se lleva a cabo, un corte de sierra…
Aparato y procedimiento de retirada de un conjunto de tubo seco de un recipiente a presión de un reactor nuclear.
(11/11/2013) Un aparato para la retirada de un conjunto de tubo seco en un recipiente de reactor, que comprende:
un conjunto de sujeción configurado para acoplarse con un conjunto de tubo seco ; y
un conjunto de posicionamiento que está configurado para colocar el conjunto de sujeción en relacióncon el conjunto de tubo seco y para hacer girar el conjunto de sujeción alrededor de un eje que essustancialmente ortogonal a un eje longitudinal del conjunto de tubo seco para iniciar el pandeo delconjunto de tubo seco que está acoplado con el conjunto de sujeción , comprendiendo el conjuntode posicionamiento un conjunto de posicionamiento superior asociado con un extremo…
Procedimiento y aparato para una pinza de manipulación de una barra de control de BWR.
(25/10/2013) Un procedimiento y un aparato para agarrar y elevar una barra de control de reactor de agua en ebullición (BWR) usando una pinza. La pinza puede agarrar el álabe de la barra de control, la pieza de fundición soporte de combustible y el tubo gula de barra de control. Para agarrar y mover los tres o estos componentes al unísono. La pinza incluye un bastidor, un gancho de álabe de barra de control, y gancho(s) de tubo guía de barra de control. El/los gancho(s) del tubo guía de barra de control pueden tener un extremo distal que se extienda a través de un orificio de flujo lateral de una pieza de fundición soporte de combustible y más allá de los confines de un orificio de flujo de tubo guía de barra de control para agarrar el tubo guía de barra de control. El extremo distal…
Procedimiento para determinar la disposición de carga del núcleo de un reactor nuclear.
(09/05/2012) Un procedimiento implementado por ordenador para el diseño de una disposición de carga del núcleo para cargar haces de combustible de reactor nuclear en un núcleo de reactor nuclear para optimizar una cantidad de energía, denominada energía de ciclo, que el núcleo del reactor genera antes de que el núcleo necesite ser refrescado, requiriéndose la disposición de carga del núcleo para satisfacer restricciones de diseño predeterminadas relativas a la interacción entre haces de combustible, comprendiendo dicho procedimiento las etapas de: asignar a cada haz un valor relativo de reactividad según la reactividad del haz con respecto a la reactividad de…
APARATOS Y PROCEDIMIENTOS DE INSPECCIÓN, MANTENIMIENTO Y REPARACIÓN PARA REACTORES NUCLEARES.
(08/03/2012) Aparatos y procedimientos de inspección, mantenimiento y reparación para reactores nucleares.
Un aparato para inspeccionar un reactor nuclear puede incluir una vía , un brazo , un dispositivo de fijación , y un efector . El brazo puede estar conectado de manera operativa con la vía , el dispositivo de fijación puede estar conectado de manera operativa a la vía , y el efector puede estar conectado de manera operativa al brazo . El brazo puede tener unas longitudes contraída y expandida. La longitud expandida puede ser mayor que dos veces la longitud contraída. La vía puede incluir uno o más motores adaptados para mover el brazo respecto a la vía . Un procedimiento de inspección, realización del mantenimiento, o reparación de un reactor…
PROCEDIMIENTO DE SUMINISTRARE UNA HERRAMIENTA DENTRO DE UNA BOMBA DE CHORRO DE REACTOR NUCLEAR SUMERGIDA.
(07/04/2010) Procedimiento para suministrar una herramienta dentro de una bomba de chorro de reactor nuclear sumergida.
Un procedimiento de suministro de una herramienta dentro de una tubería sumergida incluye el control del movimiento de un dispositivo de suministro de herramientas en una piscina operando al menos un accionador propulsor situado sobre el dispositivo de suministro de herramientas. El dispositivo de suministro de herramientas se acopla a una entrada a la tubería y se inserta una herramienta del dispositivo de suministro de herramientas a través de la entrada y dentro de la tubería
APARATO PARA SUMINISTRAR UNA HERRAMIENTA DENTRO DE UNA BOMBA DE CHORRO DE REACTOR NUCLEAR SUMERGIDA.
(04/03/2010) Aparato para suministrar una herramienta dentro de una bomba de chorro de reactor nuclear sumergida.
Un aparato para suministrar una herramienta dentro de una bomba de chorro de un reactor nuclear sumergida en una piscina del reactor incluye un chasis , y una unidad de propulsión para controlar el movimiento del aparato de suministro de herramienta dentro de una piscina de líquido. Un conjunto guía proporciona el suministro y la inserción de la herramienta dentro de una entrada de la bomba de chorro e incluye una parte de inserción en la tubería. Un controlador de posición de la herramienta proporciona el control de la posición vertical…
ENSAMBLAJE DE MANIPULACION DEL ACCIONADOR DE LAS BARRAS DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/12/2006). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: BURNER,JAMES E.
Ensamblaje de manipulación del accionador de las barras de control de un reactor nuclear. Un aparato posicionador para un ensamblaje de manipulación del CRD para un reactor nuclear . El aparato posicionador incluye al menos un carril de deslizamiento lineal, un tornillo motriz acoplado al carril, o carriles, de deslizamiento, un elevador acoplado de forma móvil al tornillo motriz, y al menos un cojinete lineal fijado al elevador. El cojinete lineal está acoplado de forma deslizable al carril, o carriles, de deslizamiento.
SOPORTE DE TUBERIA CON CUÑAS CARGADAS POR RESORTE.
(01/03/2006). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: ERBES, JOHN GEDDES.
Un dispositivo de soporte de tubería que comprende: un primer brazo de palanca que comprende una primera porción extrema y una segunda porción extrema ; un segundo brazo de palanca que comprende una primera porción extrema y una segunda porción extrema , estando acoplado el citado segundo brazo de palanca al citado primer brazo de palanca; al menos un primer segmento estrechado progresivamente de cuña que se extiende desde la citada segunda porción extrema del citado primer brazo de palanca; al menos un segundo segmento estrechado progresivamente de cuña que se extiende desde la citada segunda porción extrema del citado segundo brazo de palanca, pudiendo aplicarse deslizantemente el citado segundo segmento estrechado progresivamente de cuña a un primer segmento estrechado progresivamente de cuña correspondiente, y un resorte de abrazadera montado en la citada primera porción extrema del citado primer brazo de palanca.
HERRAMIENTA AUTOMATIZADA CON CONTROL A DISTANCIA PARA INSPECCIONAR EL DIFUSOR DE UNA BOMBA DE CHORRO DE UN REACTOR NUCLEAR.
(16/12/2005). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: PAILLAMAN,RUDOLFO, MOLPECERES PRIETO,DIEGO.
Herramienta automatizada con control a distancia para inspeccionar el difusor de una bomba de chorro de un reactor nuclear. Un aparato de inspección para inspeccionar soldaduras en una bomba de chorro de un reactor nuclear que incluye un subconjunto de sonda acoplado rotativa y linealmente desplazable a una estructura de bastidor configurada para fijarse a una brida superior de la vasija de presión del reactor . El subconjunto de sonda incluye una pluralidad de brazos de sonda acoplados por pivote a un alojamiento , incluyendo cada brazo de sonda de un sensor . Los brazos de sonda pueden pivotar reducido a iso par. Un subconjunto de inserción se acopla a la entrada de succión de la bomba de chorro y está dimensionado para recibir el subconjunto de sonda y guiar al subconjunto de sonda al interior de la bomba de chorro a través de la entrada de succión de la bomba de chorro.
JUEGO DE HERRAMIENTAS PARA FABRICAR, INSPECCIONAR Y MANIPULAR UN HAZ DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.
(16/11/2003) Juego de herramientas para fabricar, inspeccionar y manipular un haz de combustible nuclear. Un juego de herramientas para ajustar la orientación angular de unas barras de agua alrededor de sus ejes respectivos en un haz de combustible nuclear incluye una llave de la arandela, un casquillo , unas llaves orientadoras , unos instrumentos de orientación y un casquete orientador . La llave para la arandela tiene unas mandíbulas opuestas con unas superficies y unas partes rebajadas . El casquillo tiene un encastre correspondiente con la configuración en D en los extremos de las barras de anclaje para facilitar el ajuste rotacional de las mismas. Las llaves orientadoras tienen unas muescas de referencia para alinear los rebajos…
PROCEDIMIENTO PARA LA EVACUACION DE UN COMPONENTE SITUADO EN UNA VASIJA A PRESION DEL REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR.
(16/07/2003). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: MEIER-HYNEK, KONRAD, REIMER, GERD.
LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCEDIMIENTO DE RETIRADA DE UN COMPONENTE DISPUESTO EN UN RECIPIENTE A PRESION DEL REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR, EN PARTICULAR LA CARCASA DE NUCLEO A PARTIR DEL FONDO DE UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA. LA INVENCION PROPONE QUE LA PARTE SUPERIOR DE UN RECIPIENTE DISEÑADO PARA EL TRANSPORTE POSTERIOR DEL COMPONENTE Y CON UNA ABERTURA EN EL FONDO, SEA APLICADA EN SU POSICION SOBRE EL RECIPIENTE A PRESION LLENADO, ABIERTO. EL COMPONENTE SE ELEVA A TRAVES DE LA ABERTURA DENTRO DE LA PARTE SUPERIOR DEL RECIPIENTE Y, A CONTINUACION, SE TRANSPORTA A LA PARTE INFERIOR ABIERTA EN LA PARTE SUPERIOR DEL RECIPIENTE . LA PARTE SUPERIOR SE ENSAMBLA CONJUNTAMENTE CON LA PARTE INFERIOR AL RECIPIENTE , DE MANERA QUE EL COMPONENTE ESTA INCLUIDO Y APANTALLADO EN EL RECIPIENTE.
DISPOSITIVO DE GUIADO DE ENSAMBLAJE COMBUSTIBLE CUANDO TIENE LUGAR SU CARGA.
(16/10/1997). Solicitante/s: FRAMATOME COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES. Inventor/es: AMIET, PIERRE, BRIN, MICHEL.
EL DISPOSITIVO DE GUIA COMPRENDE UN CUERPO, DE VOLUMEN CORRESPONDIENTE AL DE UN CONJUNTO COMBUSTIBLE, DESTINADO A DESCANSAR SOBRE LA PLACA INFERIOR DE NUCLEO DOTADO DE MEDIOS DE AGARRE DESTINADOS SER COGIDOS POR UNA MAQUINA DE MANUTENCION DE MONTAJE, PROLONGADO HACIA ABAJO POR MEDIO DE POSICIONAMIENTO SOBRE LA PLACA INFERIOR DE NUCLEO EN UN EMPLAZAMIENTO ADYACENTE A ESTE DESTINADO A RECIBIR EL CONJUNTO A GUIAR, Y DOS ALAS LLEVADAS POR LA PARTE BAJA DEL CUERPO, FORMANDO UN ANGULO DE 90 (GRADOS) EN UN PLANO HORIZONTAL, TENIENDO CADA UNA SUPERFICIE INCLINADA DE GUIA QUE SE TERMINA HACIA ABAJO POR ENCIMA DEL EMPLAZAMIENTO DESTINADO A RECIBIR EL CONJUNTO CUANDO EL DISPOSITIVO ESTA EN SU SITIO. CADA ALA ES RETRACTIL, A PARTIR DE UN ESTADO DESPLEGADO, HACIA UNA POSICION EN LA QUE ESTA ESCAMOTEADA EN EL VOLUMEN HORIZONTAL DEL CUERPO.
INSTALACION DE CONTROL DEL NUCLEO CON SOPORTE DE COMBUSTIBLE ASEGURADO A ELLA.
(16/03/1997). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: CHALLBERG, ROY CLIFFORD.
EN UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA EN EBULLICION, UNA INSTALACION DE CONTROL DEL NUCLEO COMPRENDE UNA BARRA DE CONTROL, UN SOPORTE DE COMBUSTIBLE, UN TUBO GUIA PARA LA BARRA DE CONTROL, UN MECANISMO DE ARRASTRE PARA LA BARRA DE CONTROL, Y UN ALOJAMIENTO PARA EL MECANISMO DE ARRASTRE DE LA BARRA DE CONTROL. LA VASIJA DEL REACTOR SE PUEDE ABRIR PARA SUSTITUIR EL MECANISMO DE ARRASTRE DE LA BARRA DE CONTROL Y RETIRAR EL COMBUSTIBLE CONSUMIDO ADYACENTE DEL SOPORTE DE COMBUSTIBLE. ENTONCES LA BARRA DE CONTROL SE PUEDE GIRAR, MIENTRAS SE LIMPIA EL SOPORTE DEL COMBUSTIBLE. A CONTINUACION SE HACE GIRAR LA BARRA DE CONTROL PARA DESACOPLAR SU BAYONETA DE CONEXION AL DISPOSITIVO DE ARRASTRE DE LA BARRA DE CONTROL. LA BARRA DE CONTROL SE PUEDE SACAR ENTONCES DEL REACTOR. ESTA DISPOSICION PERMITE QUE LA BARRA DE CONTROL SEA REEMPLAZADA SIN MANIPULAR EL SOPORTE DE COMBUSTIBLE. ADEMAS, EL SOPORTE DE COMBUSTIBLE SE PUEDE INSTALAR CON MAYOR SEGURIDAD YA QUE NO ES NECESARIO RETIRARLO.
METODOS DE SOLDADURA Y ROBOT SOLDADOR PARA REACTORES NUCLEARES DE AGUAEN EBULLICION.
(16/10/1996). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: DALKE, CHARLES ARTHUR, COMSTOCK, GENE WALTER, SIES, JOHN ALLAN, HODGES, JAN NEWCOMBE.
APARATO QUE FORMA PARTE DE UN APARATO ROBOT SOLDADOR CUYO UTIL FINAL ES UNA CABEZA SOLDADORA, PARA ALMACENAR UN UTIL FINAL RECOGIDO CONTRA UN TUBO AL QUE ESTA SUJETO Y PARA MOVER EL UTIL FINAL HASTA UNA POSICION DE TRABAJO DESPLAZADA LATERALMENTE RESPECTO A DICHO TUBO. ESTE APARATO INCLUYE: UN PAR DE SEGMENTOS TUBULARES UNIDOS A TOPE GIRATORIAMENTE CON UN ANILLO DENTADO ALREDEDOR DE CADA UNO; UN PAR DE PETALOS DE LOTO HELICOIDALES DE SUPERFICIE INTERIOR ADAPTADA A LA SUPERFICIE EXTERIOR DE LOS SEGMENTOS TUBULARES, UNIDOS CON UNA CHARNELA POR SUS EXTREMOS MAS ALEJADOS A DICHOS SEGMENTOS Y POR SUS EXTREMOS MAS PROXIMOS A UNA BASE DE SUJECION DE LAS CHARNELAS; MEDIOS DE ACCIONAMIENTO CONECTADOS A CADA UNO DE DICHOS ANILLOS DENTADOS PARA MOVER POR SEPARADO CADA SEGMENTO TUBULAR; Y UN UTIL FINAL PORTADO POR DICHA BASE DE SUJECION DE LAS CHARNELAS DE LOS PETALOS DE LOTO. TIENE APLICACION EN EL CAMPO DE LA INDUSTRIA DE LA ENERGIA NUCLEAR.
NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR Y ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR NUCLEAR CON UNA APLICACION SENCILLA.
(16/05/1996). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: STEINKE, ALEXANDER, BOKERS, FRANZ-JOSEF, RUDOLPH, MATTHIAS, RINGLEB, GUNTER.
UNA APLICACION SENCILLA DEL ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR NUCLEAR A COLOCAR, DISPONE DE UN PIE DEL ELEMENTO COMBUSTIBLE CON UNA PLACA DE BASTIDOR SITUADA EN LA PARTE INFERIOR; ESTA PLACA DE BASTIDOR PRESENTA EN LA PARTE INFERIOR UN PASO DE CENTRAJE , EN EL CUAL ENGARZA UN PASADOR DE CENTRAJE DISPUESTO SOBRE UNA PLACA RETICULAR DEL NUCLEO INFERIOR DEL REACTOR NUCLEAR, EL CUAL TIENDE HACIA UN CONO (6A) CON UN ANGULO DE INCLINACION AGUDO O RESPECTO AL EJE LONGITUDINAL DEL PASADOR DE CENTRAJE ; EL ANGULO DE INCLINACION AGUDO DEL PLANO INCLINADO DE INTRODUCCION (34A) DE LA PARED DEL ORIFICIO DE CENTRAJE , RESPECTO AL EJE LONGITUDINAL DEL ORIFICIO DE CENTRAJE , TIENE UN VALOR EN UN MARGEN DE 0.7 O A 1.3 O. PARA PERFECCIONAR TODAVIA MAS LA SUAVIDAD DE MOVIMIENTOS DURANTE LA COLOCACION, PUEDE VARIARSE EN ALGO LA FORMA DEL PIE DEL ELEMENTO COMBUSTIBLE.
APARATO PARA RETIRAR Y-O POSICIONAR LOS CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/09/1985). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
APARATO PARA RETIRAR O POSICIONAR LOS CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR DURANTE SU CARGA DE COMBUSTIBLE, SU REABASTECIMIENTO CON COMBUSTIBLE O EN OPERACIONES PARECIDAS.CONSTA DE UNA GRUA PROVISTA DE UN CABLE TERMINADO EN UN DISPOSITIVO DE FIJACION DESTINADO A ACOPLARSE CON UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE QUE HA DE SER RETIRADO O SEPARADO DE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE; DE UN DISPOSITIVO COLGANTE DE CONTROL DE GRUA; DE UN MONITOR DE ELEVACION DE CARGA; DE UN CONTROL DE INTERCONEXION QUE ESTA CONECTADO ENTRE EL MONITOR Y EL REGULADOR ; Y DE UN EXTENSIMETRO DE RESISTENCIA ELECTRICA CONECTADO AL CABLE DE LA GRUA, QUE HACE SUBIR Y BAJAR LA CARGA.
CONJUNTO DE TRAVESIA DE LOSA DE CONFINAMIENTO PARA LA TRANSFERENCIA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR IRRADIADO.
(01/11/1982). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
DISPOSITIVO DE TRAVESIA DE LOSA DE CONFINAMIENTO PARA TRANSFERIR COMBUSTIBLE NUCLEAR IRRADIADO. COMPRENDE UNA VIROLA SOLIDARIA DE LA LOSA Y UNA RAMPA DE GUIADO QUE ATRAVIESA LA MISMA. POR LA RAMPA SE DESPLAZA EL RECIPIENTE DE MANIPULACION QUE LLEVA EL ELEMENTO DE COMBUSTIBLE IRRADIADO. EL DISPOSITIVO COMPRENDE UNOS MEDIOS DE EVACUACION DE CALOR RESIDUAL DISIPADO POR EL COMBUSTIBLE, QUE CONSISTEN EN UNA CALANDRA ANULAR POR LA QUE CIRCULA UN FLUIDO DE REFRIGERACION, Y UN HAZ DE CALODUCTOS PARALELOS A LA RAMPA SITUADA ENTRE LA VIROLA Y LA RAMPA POR LA QUE CIRCULA MERCURIO COMO FLUIDO CALOPORTADOR, QUE SE GASIFICA POR ACCION DEL MISMO Y SE CONDENSA EN LA CALANDRA POR EL FLUIDO QUE CIRCULA ENTRE UNA ENTRADA Y UNA SALIDA CON UN RECORRIDO FORZADO POR UNA HELICE , TENIENDO LOS CALODUCTOS (60 ALETAS REFRIGERANTES . TANTO LA CALANDRA COMO LA RAMPA SON DESMONTABLES INDEPENDIENTEMENTE A EFECTOS DE REVISION Y MANTENIMIENTO >DE APLICACION EN REACTORES NUCLEARES DE NEUTRONES RAPIDOS.
APARATO PORTA HERRAMIENTA.
(16/01/1982). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
PORTAHERRAMIENTAS MONTADA EN BRAZO MOVIL, CON AUTOCENTRADO DE LA HERRAMIENTA. CONSTA DE ELEMENTO , SOPORTADO POR COJINETE SITUADO EN EL BRAZO , CUYA CABEZA PUEDE ROSCAR CON EL ANILLO Y LA TUERCA . LA SUPERFICIE , QUE DESLIZA SOBRE RODILLOS , POSEE UN NERVIO DE GUIA ACOPLADO EN UN CANAL, PERPENDICULAR AL EJE DE LOS RODILLOS, SITUADO EN LA CARA . LA SUPERFICIE POSEE DOS NERVIOS DESPLAZADOS 90 GRADOS CON RELACION A LOS DE LA CARA INFERIOR Y DOS RODILLOS , GIRADOS ASIMISMO 90 GRADOS RESPECTOS A LOS CILINDROS . LA PIEZA , QUE DESCANSA EN LOR RODILLOS , POSEE UN CANAL OCUPADO POR LOS NERVIOS . EL ELEMENTO , FIJADO A LA PIEZA POR EL PASADOR , SUJETA MEDIANTE EL TORNILLO EL VASTAGO DE LA HERRAMIENTA.
PERFECCIONAMIENTOS EN DISPOSITIVOS AUXILIARES DE MONTAJE DE BARRAS DE CONTROL DE FORMA DE CRUZ DE REACTORES NUCLEARES DE AGUA HIRVIENTE.
(16/12/1980). Solicitante/s: KARFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.
DISPOSITIVO AUXILIAR DE MONTAJE, DE UNA SOLA PIEZA, PARA VARILLA DE CONTROL, EN FORMA DE CRUZ, DE REACTORES NUCLEARES DE AGUA EN EBULLICION. LA HERRAMIENTA AUXILIAR DE MONTAJE ESTA CONSTITUIDA POR UN BASTIDOR DEL TAMAÑO DE UNA CELULA NUCLEAR E IMPLANTABLE SOBRE LA REJILLA DE LA MISMA, QUE CONTIENE CUERPOS DE DESLIZAMIENTO PARA EL GUIADO DE LA VARILLA DE CONTROL QUE PENETRAN DIAGONALMENTE OPUESTOS EN LA CELULA NUCLEAR, ESTANDO DOTADOS CON TOPES LIMITADORES DE LA ROTACION DE LA VARILLA DE CONTROL Y DE UNOS CARRILES DE DESLIZAMIENTO EN SU LADO EXTREMO. ASIMISMO, PARA QUE EL DISPOSITIVO AUXILIAR DE MONTAJE PUEDA IMPLANTARSE Y GOBERNARSE POR CONTROL REMOTO EN LA REJILLA NUCLEAR, ESTA DOTADO DE UNA EMPUÑADURA , ARTICULADA GIRATORIAMENTE SOBRE UNA ESQUINA Y ENCLAVADA, MEDIANTE PERNOS Y RESORTES DESLIZANTES AXIALMENTE, EN LA ESQUINA DIAGONALMENTE OPUESTA. T.
APARATO PARA SITUAR UN DISPOSITIVO DE INSPECCION EN EL INTERIOR DE UNA VASIJA DE REACTOR NUCLEAR.
(01/01/1980) Aparato para situar un dispositivo de inspección en el interior de una vasija de reactor nuclear, teniendo la vasija una pluralidad de elementos de guía que definen un trayecto generalmente circular y un elemento de posicionamiento interno, cuya posición exacta es conocida, incluyendo dicho aparato un anillo de soporte que tiene un tamaño generalmente relacionado con el trayecto definido por la posición de los elementos de guía, una pluralidad de dispositivos de guía adatado cada uno para su acoplamiento con uno de dichos elementos de guía, un dispositivo de fijación para el montaje amovible de dichos dispositivos de guía en dicho anillo de soporte con el fin de permitir, cuando han sido aflojados, la eliminación de cada uno de dichos dispositivos de guía con uno de dichos…
PERFECCIONAMIENTOS EN DISPOSITIVOS DE CARGA Y DESCARGA DE COMBUSTIBLE PARA REACTORES NUCLEARES.
(01/02/1979) Perfeccionamientos en dispositivos de carga y de descarga de combustible para reactores de combustible para nucleares, que comprende una exclusa estanca que cubre en la loseta de cierre superior del reactor las extremidades de dos rampas obturadas por válvulas y que comunican respectivamente con la cuba del reactor y un recipiente exterior de almacenamiento y, en el interior de la exclusa, dos porciones llevadas por un molinete de eje vertical y que prolongan las dos rampas para acoger cada una un equipo móvil con un montaje a cargar o a descargar, deslizando sobre cada rampa bajo la acción de una cabria de accionamiento dispuesta en la parte superior de la exclusa, caracterizados porque cada porción de rail rectilíneo…
MAQUINA DE CARGA DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/04/1978). Solicitante/s: SOCIETE FRANCO-AMERICAINE DE CONSTRUCTIONS ATOMIQ.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS INTRODUCIDOS EN MASTILES DE GUIA HUECOS DESTINADOS A UNA INSTALACION DE CARGA DE UN REACTOR NUCLEAR.
(16/07/1977). Solicitante/s: FRIED. KRUPP G. M. B. H..
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS INTRODUCIDOS EN CAMPANAS DE TRANSFERENCIA PARA REACTOR NUCLEAR.
(16/11/1976). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACIONES DE RECARGA DE COMBUSTIBLE PARA REACTORES NUCLEARES.
(16/07/1969). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
Perfeccionamientos en instalaciones de recarga de combustible para reactores nucleares, que comprenden en un granero dispuesto en el interior del recinto de resistencia a la presión y de protección biológica del reactor y que comunica con el exterior por un túnel obturable, al menos un brazo desplazable angularmente en torno al eje vertical del reactor y una máquina de transporte desplazable a lo largo del brazo y a lo largo de carriles montados sobre el túnel, máquina provista de un órgano de presión de los cartuchos de combustible desplazable verticalmente para penetrar en los canales del núcleo, caracterizado porque el brazo comprende un depósito de recepción de los cartuchos de combustible, en el cual la máquina toma cartuchos nuevos destinados a ser introducidos en un canal y extrae cartuchos usados procedentes del mismo y porque el túnel va unido a un tanque estanco que forma exclusa por un conducto vertical accesible por el órgano prensor montado sobre la máquina de transporte.
PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACIONES DE RECARGA DE COMBUSTIBLE PARA REACTORES NUCLEARES.
(16/05/1969). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN REACTORES NUCLEARES.
(01/03/1963). Ver ilustración. Solicitante/s: UNITED KINGDOM ATOMIC ENERGY AUTHORITY.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN MÁQUINAS PARA REAPROVISIONAR DE COMBUSTIBLE LOS REACTORES NUCLEARES REFRIGERADOS POR GAS.
(01/04/1960). Ver ilustración. Solicitante/s: UNITED KINGDOM ATOMIC ENERGY AUTHORITY.
Perfeccionamientos en máquinas para reaprovisionar de combustible los reactores nucleares refrigerados por gas, en los que el refrigerante gaseoso circula sometido a presión en circuito cerrado, caracterizados por comprender aquellas un circuito normalmente cerrado en el que el refrigerante gaseoso, que es el mismo que se emplea en el reactor, puede circular sometido a presión; el circuito del refrigerante de la máquina puede abrirse para unirse y formar parte del circuito de refrigerante del reactor, y, al hacerlo así, conserva la integridad del circuito de refrigerante del reactor, por cuyo medio un elemento de combustible descargado del reactor, por la máquina de recarga, puede enfriarse en su paso desde el núcleo del reactor al interior de al máquina de recarga, y también mientras se aloja temporalmente en dicha máquina.
