CIP-2021 : G21C 9/00 : Disposiciones para la protección de emergencia estructuralmente asociadas con el reactor (disposiciones para la refrigeración de emergencia G21C 15/18).
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G21C 9/004 · Supresión de la presión.
G21C 9/008 · · por discos o diafragmas de ruptura.
G21C 9/012 · · por acumulación térmica o condensación de vapor, p. ej. condensadores de hielo.
G21C 9/016 · Recuperadores de núcleo.
G21C 9/02 · Medios para efectuar una reducción muy rápida del factor de reactividad en condiciones defectuosas, p. ej. fusible para reactor.
G21C 9/027 · · por el movimiento rápido de un sólido, p. ej. de bolas.
G21C 9/033 · · por un fluido absorbente.
G21C 9/04 · Medios para combatir los incendios.
G21C 9/06 · · Medios de prevención de la acumulación de gases explosivos, p. ej. recombinadores.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Mecanismo de arrastre de absorbentes de control de reactor nuclear, procedimiento de vigilancia y reactor nuclear correspondientes.
(04/03/2020) Mecanismo de arrastre de al menos un absorbente de control de un reactor nuclear, comprendiendo el mecanismo :
- al menos un motor eléctrico de tipo paso a paso que comprende un estator que tiene al menos fases primera, segunda y tercera y un rotor ;
- una alimentación eléctrica , conectada eléctricamente con cada una de las fases primera, segunda y tercera del estator ;
- un control de la alimentación eléctrica , programado para que la alimentación eléctrica suministre a cada una de las fases primera, segunda y tercera impulsos eléctricos a una frecuencia actual, formando cada impulso eléctrico…
Método de eliminación de yodo radiactivo.
(22/01/2020) Un método para tratar yodo radiactivo contenido en vapor descargado desde una instalación de energía nuclear , método que comprende:
una etapa de llenado de llenado de un contenedor permeable al aire con adsorbente de yodo radiactivo granulado (K);
una etapa de paso de flujo de pasar un flujo del vapor descargado desde la instalación de energía nuclear , a través del contenedor llenado con el adsorbente de yodo radiactivo granulado (K);
una etapa de eliminación del hidrógeno y el yodo del vapor descargado desde la instalación de energía nuclear cuando genera moléculas de hidrógeno
donde el adsorbente de yodo radiactivo granulado (K) es de zeolita 13X, que tiene 97 % o más de los sitios de intercambio iónico sustituidos con plata y no sustituidos por ningún otro material que plata y que tiene un contenido en plata de 36 % en peso o…
Proceso y aparato para tratar un chorro de gas.
(18/02/2019). Solicitante/s: Mallinckrodt Nuclear Medicine LLC. Inventor/es: BARBOSA,LUIS.
Un proceso de tratamiento de gas de hidrógeno liberado desde la disolución ácida o alcalina de un metal, comprendiendo el proceso una etapa de pasar el gas de hidrógeno liberado a través de un reactor que contiene un agente oxidante para la oxidación del gas de hidrógeno en agua, seguido por una etapa de regeneración del agente oxidante, en donde el agente oxidante se diluye con un diluyente inerte, térmicamente conductor y en donde el reactor se sumerge al menos parcialmente en un vaso que contiene una cantidad de alúmina.
PDF original: ES-2700516_T3.pdf
Sistema de captura radiactiva para el confinamiento de accidentes graves de reactores de agua ligera.
(13/09/2018). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: BASS,Derek, LOEWEN,Eric P, CARO,JOSE MARIA.
Un sistema de captura , que comprende:
un reactor nuclear y una estructura de confinamiento primario del reactor nuclear;
un área de medios localizada por debajo de la solera y cerca de la estructura de confinamiento primario del reactor nuclear;
unos medios granulares (4a) que tienen un tamaño granular del área de medios ;
una tubería de descarga configurada para conectar en conexión de fluido el área de medios con la estructura de confinamiento primario , estando un extremo distal de la tubería de descarga localizo en el área de medios ; y
una tubería de salida de gas acoplada al área de medios , caracterizado porque
el tamaño granular de los medios granulares (4a) se reduce entre el extremo distal de la tubería de descarga y la tubería de salida de gas.
PDF original: ES-2681440_T3.pdf
Parque eólico para la protección de un edificio situado dentro del parque eólico.
(18/01/2017). Solicitante/s: Wobben Properties GmbH. Inventor/es: WOBBEN, ALOYS.
Parque eólico, que se compone de una pluralidad de instalaciones de energía eólica (WEA), que presentan una altura de buje de 60 m o más, en el que las instalaciones de energía eólica están dispuestas alrededor de un edificio (AKW) que se ha de proteger, en el que entre las instalaciones de energía eólica hay una distancia entre ellas que es todavía tan grande que se descarta un contacto de las palas de rotor de las instalaciones de energía eólica con otras instalaciones de energía eólica o con el edificio que se ha de proteger y que el edificio que se ha de proteger es una central nuclear (AKW).
PDF original: ES-2618553_T3.pdf
Presurizador con un manguito térmico fijado mecánicamente a una tobera de sobrepresión.
(18/01/2017) Una vasija se presión para un sistema de suministro de vapor nuclear que comprende:
una tobera de sobrepresión que reviste una dimensión axial y una primera abertura adyacente a un interior de la vasija de presión en un extremo de la dimensión axial y una segunda abertura adyacente a un exterior de la vasija de presión en un segundo extremo de la dirección axial;
un manguito térmico que recubre al menos una porción de un interior de la tobera de sobrepresión a lo largo de la dimensión axial, presentando el manguito térmico un primer extremo próximo a la primera abertura y un segundo extremo próximo a la segunda abertura;
una primera pluralidad de acoplamientos mecánicos…
Generador eléctrico de estado sólido.
(30/11/2016) Un generador eléctrico de estado sólido que comprende:
un alojamiento eléctricamente conductor
un material sensible a la radiación, soportado en el interior del alojamiento eléctricamente conductor , siendo sensible el material sensible a la radiación a la radiación de fondo en una instalación de generación de energía nuclear fuera del reactor nuclear , pero lo suficientemente cerca de las varillas irradiadas de combustible nuclear para generar suficiente electricidad para operar los equipos de emergencia en la instalación, o para cargar baterías de forma sustancialmente completa que operan los mismos;
caracterizado porque
dicho alojamiento conductor tiene una sección delantera y una sección trasera con una placa soporte de junta estanca aislante dispuesta entre la sección delantera y la sección…
Procedimiento y aparato para un sistema de enfriamiento de piscinas de combustible gastado remoto alternativo para reactores de agua ligera.
(16/03/2016) Un sistema que comprende una piscina de combustible gastado de un Reactor de Agua Ligera (LWR), el sistema comprendiendo además:
una tubería de enfriamiento, con porciones de la tubería de enfriamiento estando situadas por debajo de un nivel (10b) de líquido esperado de la piscina de combustible gastado;
la tubería de enfriamiento configurada para proporcionar un flujo de agua de enfriamiento a través de la tubería de enfriamiento que está a una presión más alta y temperatura más fría que el agua de la piscina de combustible gastado;
una única tubería de entrada fijada a la tubería de enfriamiento;
una única tubería de salida fijada a la tubería de enfriamiento;
la tubería de entrada y la…
Procedimiento para despresurizar una central nuclear, sistema de despresurización para una central nuclear así como central nuclear correspondiente.
(10/02/2016) Procedimiento para despresurizar una central nuclear , con una envuelta de seguridad para la oclusión de portadores de actividad y con una salida para una corriente de descarga, en donde la corriente de descarga es guiada hasta la atmósfera desde la envuelta de seguridad a través de un conducto de descarga dotado de un sistema de filtrado, en donde el sistema de filtrado comprende una cámara de filtro con una entrada de cámara de filtro , una salida de cámara de filtro y un filtro de absorción situado entremedio, en donde la corriente de descarga es guiada en un segmento de alta presión del conducto de descarga , al menos parcialmente,…
Reactor nuclear con recipiente a presión del reactor inundable desde el exterior.
(08/07/2015) Reactor nuclear
- con un aislamiento térmico que rodea el recipiente a presión del reactor ,
- con un espacio de inundación entre el recipiente a presión del reactor y el aislamiento térmico , así como
- con un anillo de protección fijado en el espacio de inundación , que subdivide como barrera material el espacio de inundación en dos cámaras de inundación separadas,
conectando un canal de derivación ambas cámaras de inundación entre sí, que en funcionamiento normal del reactor nuclear está cerrado y ha de abrirse en caso de fallo.
Deflector de flujo de espacio anular de reactor nuclear.
(07/01/2015) Un reactor nuclear que comprende:
una vasija a presión que tiene una dimensión axial;
una tobera de entrada directa de fluido en la vasija que se extiende a través de la pared de la vasija a presión;
una estructura interna de soporte soportada dentro de la vasija a presión separada de un lado interior de la vasija a presión, y frente al mismo, de dicha tobera de entrada directa de fluido en la vasija; y
un deflector situado entre la estructura interna de soporte y la tobera de entrada directa de fluido en la vasija, alineado con la tobera de entrada directa de fluido en la vasija, para desviar el fluido descendente que fluye…
Reactor nuclear con refrigeración mejorada en caso de accidente.
(04/07/2012) Reactor nuclear que comprende una vasija que contiene un núcleo de reactor, un circuito primario para larefrigeración del reactor, un pozo de vasija en el cual está situada la vasija , un canal anular que rodea laparte inferior de la vasija dentro del pozo de vasija , unos dispositivos adaptados para llenar el pozo de vasijacon un líquido, un recinto de contención del reactor dentro del cual están dispuestos el pozo de vasija y lavasija, que se caracteriza porque también comprende unos dispositivos colectores del vapor que se genera enun extremo superior del pozo de vasija , situados dentro del recinto y que definen un espacio separado conrespecto al espacio del recinto de contención de tal modo que permite la aparición de una sobrepresión devapor, unos…
FIJACION LATERAL PARA LA PLACA DEL NUCLEO DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
(16/12/1999). Ver ilustración. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: ERBES, JOHN GEDDES.
Fijación lateral para la placa del núcleo de un reactor de agua en ebullición. Un aparato para estabilizar una placa del núcleo contra la deflexión lateral. Una pluralidad de ensamblajes de cuña de la placa del núcleo (por ejemplo, cuatro) se instalan en la separación circunferencias entre el borde periférico circular externo de la placa del núcleo y la pared cilíndrica circular de la sección media de la cubierta en sus posiciones acimutales respectivas estando acuñados en su lugar con precargas para mantener la separación entre la placa del núcleo y la cubierta, manteniendo la alineación de los ensamblajes de combustible, sirviendo adicionalmente para transmitir las cargas desde el núcleo del combustible nuclear a la cubierta del núcleo en las posiciones acimutales en donde las fijaciones laterales de la cubierta en el exterior de la cubierta entran en contacto con el recipiente a presión del reactor.
DISPOSITIVO PARA LA FILTRACION DE AGUA A UN SISTEMA DE REFRIGERACION DE EMERGENCIA EN UNA PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR.
(01/08/1998). Solicitante/s: VATTENFALL AB. Inventor/es: HENRIKSSON, MATS, SJOSTRAND, JOHAN.
SE DESCRIBE UN DISPOSITIVO PARA FILTRAR AGUA EN UN SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE EMERGENCIA EN UNA PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR QUE COMPRENDE UN REACTOR DISPUESTO EN UNA CUBIERTA HERMETICA CUYA PARTE INFERIOR FORMA UN ESTANQUE DE CONDENSACION. EL ESTANQUE DE CONDENSACION INCLUYE UNOS FILTROS LIMPIABLES PARA FILTRAR EL AGUA RECIBIDA DEL ESTANQUE DE CONDENSACION Y QUE SE SUMINISTRA A LAS BOQUILLAS EN EL SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE EMERGENCIA. CADA FILTRO ESTA CONECTADO A UNA BOMBA DE SUCCION EN EL EXTERIOR DE LA CUBIERTA HERMETICA POR MEDIO DE UN PRIMER CONDUCTO . UN NUMERO DE FILTROS SECUNDARIOS , CONSISTENTES EN UN TUBO ALARGADO, ABIERTO QUE ESTA SUSTANCIALMENTE MONTADO VERTICALMENTE Y TIENE UN DIAMETRO EN EL RANGO DE 200-400 MM Y UNA LONGITUD DE AL MENOS CINCO VECES, ADECUADAMENTE AL MENOS DIEZ VECES, MAS LARGO QUE EL DIAMETRO, ESTAN CONECTADOS DIRECTA O INDIRECTAMENTE AL PRIMER CONDUCTO MEDIANTE UN TERCER CONDUCTO.
(01/02/1994) EN UNA CENTRAL ELECTRO-NUCLEAR CON UNA CARCASA DE SEGURIDAD PARA CONTENER UN SOPORTE DE ACTIVIDAD Y CON UNA SALIDA COMO SEGURO CONTRA SOBREPRESION QUE PONE EN CONTACTO LA CARCASA DE SEGURIDAD CON LA ATMOSFERA A TRAVES DE UN FILTRO. EL FILTRO ABARCA UN LAVADOR VENTORI EN UN RECIPIENTE CON UN LIQUIDO DE LAVADO, UN FILTRO DE FIBRAS Y UN SEPARADOR DE GOTAS Y EL RECIPIENTE PRESENTA EN SU PARTE SUPERIOR UNA SALIDA DE GAS QUE CONDUCE A UNA CHIMENEA. ESTA PREVISTO QUE LA SALIDA DEL LAVADOR VENTORI CONT6ACTE POR ENCIMA DEL NIVEL DEL LIQUIDO DE LAVADO Y ESTA EQUIPADO CON UNA CHAPA DE REBOTE PARA EL SEPARADOR DE GOTAS Y YA QUE LA FIBRA DE FILTRO DE LA SALIDA DE GAS ES METALICA Y PRESENTA DOS CAPAS CON UN GROSOR ENTRE 10 Y 20 MM. LA PRIMERA CAPA UTILIZADA COMO SEPARADOR DE HUMEDAD TIENE UN ESPESOR DE FIBRA DE 8 A 20 (MU)…
DISPOSITIVO PARA LA CARGA DE PRESION DEL DEPOSITO DE SEGURIDAD DE UNA INSTALACION DE FUERZA NUCLEAR.
(16/11/1993). Solicitante/s: RWE ENERGIE AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: WOLF, MANFRED DIPL.-ING , BERG, DIETHART, DIPL.-ING., REEDEHASE, CLAUS-GERT, DIPL.-ING.
DISPOSITIVO PARA LA CARGA DE PRESION DEL DEPOSITO DE SEGURIDAD DE UNA INSTALACION DE FUERZA NUCLEAR CON REACTOR DE AGUA A PRESION O REACTOR DE AGUA HIRVIENDO EN CASO DE AVERIA. LA CORRIENTE DE AIRE A PRESION SE DEVUELVE FILTRADA A LA ATMOSFERA POR EL DEPOSITO DE SEGURIDAD . AL DISPOSITIVO PERTENECE UN AGREGADO DE FILTRO PARA LA FILTRACION DE SUSTANCIAS RADIACTIVAS LLEVADAS JUNTO CON LA CORRIENTE DE AIRE A PRESION ASI COMO UNO DE LOS ELEMENTOS DE FILTRO DEL SISTEMA DE TUBERIAS Y ARMADURAS QUE CONECTAN EL AGREGADO DE FILTRO. AL MENOS UN AGREGADO PARCIAL DEL AGREGADO DE FILTRO ESTA COLOCADO EN EL INTERIOR DEL DEPOSITO DE SEGURIDAD. EN EL AGREGADO PARCIAL SE ENCIERRA AL MENOS UN SISTEMA DE TUBERIA PARA LA SALIDA DE LA CORRIENTE DE AIRE A PRESION FILTRADO, QUE ATRAVIESA LA PARED DEL DEPOSITO DE SEGURIDAD Y SE CIERRA MEDIANTE ARMADURAS DIRIGIDAS EN CASO DE AVERIA.
DISPOSITIVO PARA RECOMBINACION DE HIDROGENO Y DE OXIGENO.
(01/01/1993). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: HECK, REINHARD, SIEGLER, WILLI, WERNER, KLAUS-DIETER.
PARA LA RECOMBINACION DE HIDROGENO Y DE OXIGENO CON LA AYUDA DE UN CATALIZADOR SE DISPONE EN UN TUBO VERTICAL UN CUERPO CATALIZADOR CON DISTANCIA A LA PARED DEL INTERIOR DEL TUBO . LAS CARAS FRONTALES DEL TUBO ESTAN EQUIPADAS CON CIERRES DEPENDIENTES DE LA PRESION Y/O DE LA TEMPERATURA, QUE SE ABREN. EL DISPOSITIVO SE EMPLEA ESPECIALMENTE EN EL ESTUCHE DE SEGURIDAD DE UN REACTOR NUCLEAR REFRIGERADO POR AGUA.
PROTECCION DE UNA VARILLA DESPRENDIBLE INSERBIBLE A UNA LARGA PERDIDA DE CARGA.
(01/11/1992). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: THAULEZ, FRANCIS RAYMOND.
UN SISTEMA DE PROTECCION PARA UNA INSTALACION DE ENERGIA NUCLEAR, CERRANDO EL REACTOR EN RESPUESTA A LA DETECCION DE UNA CANTIDAD DE FLUJO NEGATIVA DETERMINANTE DE UNA VARILLA DESPRENDIBLE, PARA PROTECCION DEL DISPOSITIVO DE DESCONEXION SI LA CANTIDAD DE FLUJO NEGATIVA ESPECIFICADA ES PRECEDIDA EN UN INTERVALO DE TIEMPO POR UNA CANTIDAD DE FLUJO POSITIVA DETERMINANTE DE UN RECHAZO DE UNA RED DE CARGA CUANDO EL MODERADOR DEL COEFICIENTE DE TEMPERATURA ES ALTAMENTE NEGATIVO.
CENTRAL NUCLEAR CON CARCASA DE SEGURIDAD.
(16/07/1992). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: ECKARDT, BERND, DIPL.-ING-.
SE TRATA DE UNA CENTRAL ELECTRO-NUCLEAR DOTADA DE UNA CARCASA DE SEGURIDAD PARA LA INCLUSION DE PORTADORES DE ACTIVIDAD Y UNA SALIDA COMO SEGURO DE SOBREPRESION, CONTANDO ESTE ULTIMO DE UN ENVOLTORIO DE SEGURIDAD COLOCADO SOBRE UN FILTRO QUE CONDUCE A LA ATMOSFERA. DICHO FILTRO CONPRENDE UN DEPURADOR VENTURI Y UN DEPOSITO CON UN LIQUIDO DE LAVADO DEPURADOR VENTURI . DICHO DEPURADOR VA UNIDO A LA SALIDA . EL DEPOTISO POSEE EN SU LADO SUPERIOR UN ESCAPE DE GASES , QUE CONDUCE A UNA CHIMENEA.
PROCEDIMIENTO E INSTALACION PARA LA DESCARGA DE PRESION DE UNA CENTRAL ELECTRO - NUCLEAR.
(16/01/1992). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: ECKARDT, BERND.
CON UNA CENTRAL ELECTRO - NUCLEAR CON UN ESTUCHE DE SEGURIDAD , QUE MUESTRA UNA BOCA DE SALIDA PARA LA DESCARGA DE PRESION Y UN LAVADERO EN HUMEDO ACOPLADO A LA MISMA Y CON UN FILTRO CONECTANDO ATRAS, QUE ESTA EN UNION CON UNA CHIMENEA SE ACCIONAN EL LAVADERO HUMEDO JUNTO DON EL FILTRO CON UNA PRESION DE DESLIZAMIENTO ALTERABLE ARREGLADO DEPENDIENTE AL ESTUCHE DE SEGURIDAD. UNA INSTALACION ESTRANGULADORA PROYECTADA PARA LA VELOCIDAD DEL SONIDO ESTA PREFERIBLEMENTE DISPUESTA EN MEDIO DEL FILTRO Y DE LA CHIMENEA , COMO INSTALACION REGULADORA DE PRESION.
INSTALACION PARA EL CONTROL DE LA COMBUSTION DE UNA MEZCLA INFLAMABLE DE AIRE E HIDROGENO EN UNA INSTALACION TECNICA NUCLEAR.
(01/01/1992) PARA CONSEGUIR EN UN PERIODO DE TIEMPO MAS BREVE LA INFLAMACION DE MEZCLAS DE HIDROGENO CON CONCENTRACIONES PEQUEÑAS DE HIDROGENO, PUDIENDO LAS MEZCLAS APARECER EN INSTALACIONES TECNICAS NUCLEARES, ESPECIALMENTE EN EL CONTENIDO DE REACTORES DE AGUA NORMAL, DEBIDO A UNA PERTURBACION, SE DISPONE UNA ESPOLETA CON UN ALIMENTADOR DE ENERGIA CONTROLABLE A INTERVALOS REGULARES MEDIANTE SU TABLA INDICADORA. EL IMPULSO DEL PROCESO INFLAMADOR MEDIANTE CHISPAS ENTRE LOS ELECTRODOS DE LA ESPOLETA (6A, 6B), SE LOGRA MEDIANTE ELEMENTOS DE IMPULSION (AE1, AE2) QUE REACCIONAN DEPENDIENDO DE LA TEMPERATURA Y DE LA PRESION, CON LO CUAL LA DESCARGA DEL ALIMENTADOR DE…
SISTEMA DE SEGURIDAD PASIVO PARA REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.
(01/11/1991). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: SCHULZ, TERRY LEE, CONWAY, LAWRENCE EDWARD.
SISTEMA PASIVO DE SEGURIDAD PARA REACTOR NUCLEAR, QUE CONSTA DE UN PRIMER SUBSISTEMA PARA LA CIRCULACION DEL AGUA POR CONVECCION NATURAL DE UNA PRIMERA A UNA SEGUNDA DERIVACION DEL CIRCUITO REFRIIGERADOR DEL REACTOR, CON LA CIRCUNVENCION DE UN GENERADOR DE VAPOR PARA RETIRAR CALOR DE DESINTEGRACION DEL CIRCUITO DE REFRIGERACION A CUALQUIER PRESION. UN SEGUNDO SUBSISTEMA INTRODUCE POR GRAVEDAD AGUA ALMACENADA FRIA EN EL RECIPIENTE DE SEGURIDAD DEL REACTOR A FIN DE COMPENSAR EL AGUA PERDIDA EN EL CIRCUITO DE REFRIGERACION A CUALQUIER PRESION. UN TERCER SUBSISTEMA INTRODUCE POR GRAVEDAD AGUA ALMACENADA FRIA EN EL RECIPIENTE DESEGURIDAD DEL REACTOR CUANDO LA PRESION EN EL CIRCUITO DE REFRIGERACION SE REDUCE A APROXIMADAMENTE LA MISMA QUE LA DE LA CUBA, PARA INUNDAR ESTE HASTA UN NIVEL POR ENCIMA DE LA PRIMERA Y SEGUNDA DERIVACION DEL CIRCUITO DE REFRIGERACION.
UN SISTEMA AISLANTE PISABLE PARA TUBERIAS INDUSTRIALES.
(16/12/1989). Ver ilustración. Solicitante/s: PERFORMANCE CONTRACTING, INC. Inventor/es: GRAY III, LATHAM B., HART, GORDON H.
UN SISTEMA AISLANTE PISABLE PARA TUBERIAS INDUSTRIALES COMPRENDE UN SOPORTE PARA UNA ENVOLTURA, ESPECIALMENTE UNA ENVOLTURA METALICA, A UNA DISTANCIA POR ENCIMA DE LA TUBERIA INDUSTRIAL, PARA IMPEDIR QUE EL AISLAMIENTO FIBROSO, USADO PARA AISLAR LA TUBERIA, SE COMPRIMA Y EVENTUALMENTE SE DETERIORE DE FORMA IMPORTANTE POR EL TRAFICO DE PERSONAL. EL SISTEMA AISLANTE PISABLE RESULTA DE VALIOSA APLICACION EN AREAS DE CONFINAMIENTO DE REACTORES NUCLEARES.
UN SISTEMA DEPURADOR DE PRODUCTO DE FISION PARA UN EDIFICIO DE CONTENCION DE REACTOR NUCLEAR.
(16/07/1987). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
SISTEMA DEPURADOR DE PRODUCTO DE FISION PARA UN EDIFICIO DE CONTENCION DE REACTOR NUCLEAR. CONSTA DE: UN DEPOSITO DE AGUA DISPUESTO EN EL EDIFICIO DE CONTENCION Y PROVISTO DE UNA PARED DIVISORA QUE SE EXTIENDE HACIA DENTRO DEL DEPOSITO PARA DIVIDIRLO EN UN PRIMER Y SEGUNDO COMPARTIMENTO , EL DEPOSITO ESTA LLENO DE AGUA HASTA UN NIVEL POR ENCIMA DEL EXTREMO INFERIOR DE LA PARED DE SEPARACION ; UNA TUBERIA DE COLUMNA QUE SE EXTIENDE DESDE EL ESPACIO DE CONTENCION HASTA EL SEGUNDO COMPARTIMENTO Y TIENE UNA ABERTURA EN LOS AGUJEROS DE CONTENCION Y DISTRIBUCION DE CAUDAL DISPUESTOS EN EL SEGUNDO COMPARTIMENTO POR DEBAJO DEL NIVEL DE AGUA ; UNA TUBERIA DE VENTILACION.
MEJORAS EN REACTORES NUCLEARES.
(16/04/1987). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
REACTOR NUCLEAR REFRIGERADO POR AGUA. CONSTA DE UNA VASIJA DISPUESTA EN UNA CAVIDAD FORMADA POR UNA PARED DE BLINDAJE QUE RODEA DICHA VASIJA , DEJANDO UN ESPACIO ENTRE ELLAS; DE PASAJES O CONDUCTOS DISPUESTOS EN LAS PAREDES DE LA CAVIDAD DEL REACTOR , LOS CUALES RODEAN A LAS TUBERIAS EN LA ZONA ADYACENTE AL REACTOR , MIENTRAS DISPONEN DE AMPLIAS PUERTAS DE DESCARGA EN LAS ZONAS ALEJADAS DE LA VASIJA DEL REACTOR , PARA IMPEDIR LA ELEVACION DE LA PRESION DE UN SOLO LADO EN LA CAVIDAD DEL REACTOR EN EL CASO DE QUE SE ROMPIERA UNA DE LAS TUBERIAS ; Y DE MEDIOS PARA INHIBIR EL FLUJO DE FLUIDO HACIA LA VASIJA.
DISPOSITIVO DE AJUSTE DEL VALOR DEL PH EN LA ESTRUCTURA DE CONTENCION DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/12/1986). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
DISPOSITIVO PARA AJUSTAR EL PH EN LA ESTRUCTURA DE CONTENCION DE UN REACTOR NUCLEAR. CONSTA DE UN RECIPIENTE METALICO DE ACERO INOXIDABLE, PERFORADO, INSTALADO EN EL SUMIDERO DE LA ESTRUCTURA DE HORMIGON, QUE CONTIENE UNA SUSTANCIA, TAL COMO TETRABORATO SODICO, SOLUBLE EN EL LIQUIDO EMPLEADO PARA INUNDAR LA ESTRUCTURA DE CONTENCION, CONSTITUIDO POR UNA DISOLUCION LIGERAMENTE ACIDA DE AGUA BORATADA, DE MODO QUE AL DISOLVERSE EN DICHO LIQUIDO ELEVA SU PH. EN EL INTERIOR DEL SUMIDERO SE HALLA UNA CESTA DE TELA O MALLA METALICA DE ACERO INOXIDABLE QUE CONTIENE LOS CRISTALES TETRABORATO SODICO, CUBIERTA CON UN REVESTIMIENTO PLASTICO TAMBIEN SOLUBLE EN EL LIQUIDO, QUE SE DISUELVE AL SER INUNDADA LA ESTRUCTURA DE CONTENCION, PERMITIENDO QUE LOS CRISTALES SE MEZCLEN CON EL LIQUIDO DE RECIRCULACION.
CONJUNTO DE REACTOR NUCLEAR DE AGUA BAJO PRESION.
(01/06/1986). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
DISPOSITIVO DE CIRCULACION DE REFRIGERANTE DE EMERGENCIA EN REACTORES NUCLEARES. CONSISTENTES EN: UN RECINTO ADYACENTE Y EXTERIOR A LA VASIJA DE CONTENCION , CON UN CONDUCTO DE ENTRADA , CONTENIDO EN UNA ENVOLTURA DE ENTRADA , QUE ASEGURA LA COMUNICACION ENTRE LA VASIJA Y EL RECINTO ; ESTA CONECTADO, EL CONDUCTO DE ENTRADA CON UN DEPOSITO DE REFRIGERACION DE EMERGENCIA; UN CONDUCTO DE DESCARGA , QUE SE EXTIENDE A TRAVES DE UNA ENVOLTURA DE DESCARGA EXTERNA HASTA LA VASIJA DE CONTENCION; UN DISPOSITIVO DE BOMBEO PARA BOMBEAR EL REFRIGERANTE AL INTERIOR DE LA VASIJA DE CONTENCION.
UN METODO DE DETECCION DE UNA APROXIMACION INADVERTIDA AL ESTADO CRITICO EN UNA UNIDAD GENERADORA DE POTENCIA ELECTRICA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.
(16/12/1984). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
METODO DE DETECCION DE UNA APROXIMACION INADVERTIDA AL ESTADO CRITICO EN UNA UNIDAD GENERADORA DE POTENCIA ELECTRICA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.CONSISTE EN: A) GENERAR UNA SEN/AL DE VELOCIDAD INSTANTANEA DE COMPUTO DE FLUJO DE NEUTRONES REPRESENTATIVA DEL FLUJO INSTANTANEO DE NEUTRONES DEL REACTOR; QUE COMPRENDE GENERAR A OARTIR DE LA SEN/AL DE VELOCIDAD INSTANTANEA DE COMPUTO DE FLUJO DE NEUTRONES UNAS PRIMERA Y SEGUNDA SEN/ALES DE VELOCIDAD MEDIA DE COMPUTO DE FLUJO DE NEUTRONES DURANTE UN PRIMERO Y SEGUNDO PERIODOS DE TIEMPO INCREMENTALES SEPARADOS EN EL TIEMPO POR UN INTERVALO DE TIEMPO DE PREAJUSTE; Y B) COMPARAR LAS SEN/ALES PRIMERA Y SEGUNDA DE VELOCIDAD MEDIA DE COMPUTO DE FLUJO Y GENERAR UNA SEN/AL DE ALARMA CUANDO LA SEGUNDA SEN/AL DE VELOCIDAD MEDIA DE COMPUTO DE FLUJO SUPERA A LA PRIMERA SEN/AL MEDIA EN UN FACTOR DE MULTIPLICACION PREDETERMINADO.
PERFECCIONAMIENTOS EN DISPOSITIVOS DE ASPERSION AUTOMATICA DEL RECINTO DE CONFINAMIENTO DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION.
(01/11/1982). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
DISPOSITIVO DE ASPERSION AUTOMATICA PARA EL RECINTO DE CONFINAMIENTO DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION, QUE ACTUA CUANDO LA PRESION EN EL RECINTO ALCANZA UN VALOR PREDETERMINADO. CONSTA DE UN DEPOSITO CERRADO EN EL QUE SE HA DISPUESTO UN PEQUEÑO DEPOSITO AUXILIAR DE VOLUMEN MUY PEQUEÑO EN COMPARACION CON EL DEPOSITO PRINCIPAL ; DE UN CIRCUITO DE ALIMENTACION QUE DESEMBOCA A TRAVES DE UN TUBO EN LA PARTE SUPERIOR DEL DEPOSITO PRINCIPAL, EL CUAL COMPRENDE UNA VALVULA QUE PERMITE LLENAR DICHO DEPOSITO PRINCIPAL CON AGUA QUE CONTIENE EVENTUALMENTE ADITIVOS QUIMICOS; DE UN CIRCUITO DE ASPERSION CLASICO QUE COMPRENDE AL MENOS UNA BOMBA ; Y DE UN CIRCUITO DE PUESTA A NIVEL QUE DESEMBOCA EN EL NIVEL MAS ALTO DEL DEPOSITO AUXILIAR.
PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACIONES DE REACTOR NUCLEAR.
(16/02/1981). Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.
FOSO DE FUSION PARA REACTORES NUCLEARES DISPUESTOS EN EL INTERIOR DE VASIJAS DE PRESION, QUE JUNTO CON OTRAS INSTALACIONES ESTAN PROTEGIDAS POR RECINTOS DE SEGURIDAD. LA ENVUELTA METALICA DE SEGURIDAD , QUE ESTA PROTEGIDA POR OTRA DE HORMIGON , ESTA ABIERTA POR SU PARTE INFERIOR POR EL CANAL DE SALIDA , QUE COMUNICA CON EL FOSO DE FUSION . EL FOSO ESTA LIMITADO POR UN FONDO Y PAREDES METALICAS Y UN ESCUDO CONTRA LA RADIACION , REFRIGERADOS POR AGUA. EL FOSO CONSTA INTERIORMENTE DE CONO DISTRIBUIDO REFRACTARIO , LECHO ABSORBEDOR DE MATERIAL FUNDIDO CON SUSTANCIAS ANHIDRAS, Y SOLERA PORTANTE , CON RANURAS PARA PROPAGAR LA MASA FUNDIDA. DE APLICACION PARA RECOGIDA Y ENFRIAMIENTO DE UN NUCLEO DE REACTOR FUNDIDO, SIN QUE EL CALOR EVACUADO EVAPORE EL AGUA DEL COLECTOR , EVITANTO LA SOBREPRESION SOBRE LA ENVUELTA DE SEGURIDAD.
PERFECCIONAMIENTOS INTRODUCIDOS EN UNA CUBA DE CONTENCION USADA PARA BLINDAJE CONTRA RADIACIONES Y SUPRESION DE PRESION, PARA UN SISTEMA UNIFICADO NUCLEAR Y DE VAPOR.
(16/04/1979) Perfeccionamientos introducidos en una cuba de contención usada para blindaje contra radiaciones y supresión de presión para un sistema unificado nuclear y de vapor, que tiene un pozo seco en el cual un recipiente de presión encierra un sistema unificado nuclear y de vapor, un pozo húmedo y unos medios de conexión de tubo que se extienden entrando en el pozo húmedo desde el pozo seco para descargar los fluidos liberados desde el recipiente de presión al pozo seco, cuyos perfeccionamientos comprenden: unos medios de pared para dividir el pozo húmedo en una región anular interior y una región anular exterior; un charco o estanque de líquido dispuesto para llenar parcialmente dicha región anular interior; y una pluralidad de placas de…
DISPOSITIVO RECUPERADOR DE NUCLEO PARA REACTOR NUCLEAR DE NEUTRONES RAPIDOS Y DE REFRIGERACION POR METAL LIQUIDO.
(01/04/1979). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
Dispositivo recuperador de núcleo para reactor nuclear de neutrones rápidos y de refrigeración por metal líquido, que incluye un durmiente de soporte del núcleo, sostenido por un pavimento que reposa contra el fondo de una cuba que contiene el núcleo y el metal líquido de refrigeración, caracterizado porque lleva un plato de gran superficie, dispuesto bajo el núcleo y perforado por una chimenea central, y una estructura de apoyo para dicho plato, que se extiende en forma de casco sensiblemente paralelo al fondo de la cuba, delimitando éste con el pavimento y el durmiente un espacio cerrado que contiene el plato y en el cual el metal líquido puede ser puesto en circulación natural bajo el efecto de las diferencias de temperatura debidas al combustible que se deposita sobre el plato y gracias a la existencia de la chimenea, asegurando dicha circulación natural la refrigeración suficiente de dicho combustible.
