CIP-2021 : G21D 3/04 : Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).
CIP-2021 › G › G21 › G21D › G21D 3/00 › G21D 3/04[1] › Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).
G FISICA.
G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.
G21D INSTALACIONES DE ENERGIA NUCLEAR.
G21D 3/00 Control de las instalaciones de energía nuclear (control de la reacción nuclear en general G21C 7/00).
G21D 3/04 · Disposiciones de seguridad (protección de emergencia del reactor G21C 9/00).
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Gestión de la energía eléctrica para un sistema de reactor nuclear.
(11/04/2019) Un sistema de distribución eléctrica para una central nuclear, que comprende:
al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b);
una primera pluralidad de cargas de corriente alterna de una pluralidad de sistemas de reactor nuclear de la planta de energía nuclear, comprendiendo cada una de la primera pluralidad de cargas de corriente alterna una carga eléctrica crítica de la pluralidad de sistemas de reactor nuclear que está configurada para fallar a una posición de seguridad basada en una pérdida de energía eléctrica de la fuente de energía de corriente alterna primaria (510b);
un primer bus de energía de corriente alterna (545b) que está acoplado eléctricamente a la al menos una fuente de energía de corriente alterna primaria (510b)…
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…
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
Procedimientos de protección de reactores nucleares de la inestabilidad termo hidráulica/neutrónica del núcleo.
(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…
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
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 de validación de señales de salida de detectores en una vasija de un reactor nuclear.
(13/07/2016) Un procedimiento implementado por ordenador de validación de una señal de salida de la instrumentación de un reactor nuclear para una pluralidad de detectores dentro del reactor con una pluralidad de elementos detectores radialmente espaciados a aproximadamente la misma elevación axial con respecto a un núcleo del reactor nuclear, presentando cada uno de los elementos detectores una señal indicativa del parámetro operativo medido del reactor estando situado en una posición radial y axial en la que el elemento detector está situado, comprendiendo el procedimiento las etapas de:
ejecutar un cálculo predictivo (P) de una salida anticipada de tres o más elementos detectores a sustancialmente la misma elevación axial en base al estado operativo actual del reactor,
tomar una relación (M / P) de una señal…
Modelo de evaluación de LOCA de espectro completo y metodología de análisis.
(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…
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 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…
Sistemas de protección y procedimientos de operación para reactores nucleares de agua en ebullición.
(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…
Central nuclear con sistema de monitorización de emisión de un sistema de ventilación.
(02/03/2016) Central nuclear con una contención , un sistema de ventilación y un sistema de monitorización de emisión para el sistema de ventilación , con
* un conducto de descarga de presión conectado a la contención con una sección de alta presión y una sección de 5 baja presión ,
* un conducto de toma de muestras que desemboca por el lado de la admisión en el conducto de descarga de presión y guiado desde ahí hacia un tramo funcional que puede ser atravesado por una corriente de muestra,
caracterizada porque el conducto de toma de muestras desemboca por el lado de la admisión en la sección de baja presión del conducto de descarga de presión , y por la presencia
…
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…
Procedimientos de control de concentraciones de hidrógeno en un sistema de gas de descarga de un reactor nuclear mediante la inyección pasiva de aire.
(25/01/2016) Un procedimiento para controlar las concentraciones de hidrógeno en un sistema de gas de descarga de un reactor nuclear mediante la inyección del sistema de la química del agua de hidrógeno, comprendiendo el procedimiento:
inyectar pasivamente aire ambiental a través del sistema de la química del agua de hidrógeno en una línea de gas de descarga existente en el sistema de gas de descarga, en el que el aire ambiental se inyecta pasivamente introduciendo aire ambiental en la línea de gas de descarga mediante un vacío ejercido por el sistema de gas de descarga, estando configurada la línea de gas de descarga para el transporte de gases que contienen hidrógeno, oxígeno, y otros gases no condensables desde un condensador hasta un recombinador , estando configurado el recombinador para hacer reaccionar…
Método para prolongar la esperanza de vida de tuberías de alta temperatura y estructura de prolongación de la esperanza de vida de tuberías de alta temperatura.
(20/01/2016) Un método para prolongar la esperanza de vida de una tubería de alta temperatura para usarse cuando se determina que no puede realizarse un uso estacionario continuado mediante una evaluación de la esperanza de vida restante de una ruptura por fluencia de una porción soldada de la tubería de alta temperatura , comprendiendo el método:
eliminar una parte de un material de aislamiento térmico que cubre una ubicación que tiene un riesgo alto de ruptura por fluencia en la tubería de alta temperatura y reducir una temperatura de superficie exterior de la tubería de alta temperatura localmente para prolongar la esperanza de vida de la ubicación que tiene el riesgo alto de ruptura por fluencia,
en donde una anchura (L) de una porción expuesta obtenida…
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…
Procedimientos y dispositivos relativos a un reactor nuclear de agua ligera del tipo de agua en ebullición.
(20/05/2015) Un procesador configurado para determinar automáticamente el factor R para un paquete de barras de combustible nuclear en un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua en ebullición, reactor que comprende una pluralidad de paquetes de barras de combustible nuclear, en el que las barras de combustible en el paquete se disponen lado con lado, por lo menos sustancialmente paralelas entre sí y se extienden esencialmente en una dirección axial, en el que dicho factor R es un factor que tiene en cuenta la influencia de la potencia local ponderada sobre una barra de combustible, incluyendo contribuciones de las barras de combustible próximas,…
Conjunto y procedimiento de inyección de agua de un elemento absorbente de neutrones para la refrigeración de un núcleo de un reactor nuclear en situación de crisis.
(07/01/2015) Conjunto de inyección de agua que contiene un elemento absorbente de neutrones para la refrigeración de un núcleo de reactor nuclear en situación de crisis, caracterizado por que comprende una estructura móvil que porta una tubería principal de la cual un primer extremo (12a) está destinado a ser conectado a una alimentación de agua y de la cual un segundo extremo (12b) está destinado a ser conectado a un circuito unido al circuito primario del reactor nuclear y que comprende entre los primer (12a) y segundo (12b) extremos con respecto al sentido de circulación del agua:
- una bomba ,
- unos medios de inyección continua en el agua de la tubería principal del elemento absorbente de neutrones en forma de polvo,
- un primer…
Procedimiento de estimación de las propiedades de desecación en un reactor nuclear de agua ligera.
(13/11/2013) Una central de energía nuclear que comprende un reactor nuclear de agua ligera del tipo de reactor de agua enebullición, central que comprende una unidad de control dispuesta para llevar a cabo un procedimiento deestimación de cuándo puede ocurrir la desecación en dicho reactor nuclear de agua ligera, reactor que incluyeuna disposición del combustible nuclear, procedimiento que incluye el cálculo de la propiedad de desecaciónen forma de la calidad de vapor local en la desecación usando una fórmula que expresa la calidad de vaporlocal en la desecación del reactor nuclear, incluyendo dicha fórmula factores primero y segundo, siendo elprimer factor una primera función que describe cómo depende la propiedad de desecación del flujo del mediode refrigeración a través de la disposición…
PROCEDIMIENTO DE REDUCCIÓN DEL TIEMPO DE PARADA DE EMERGENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR.
(10/01/2012) Un procedimiento de reducción de la duración de una parada de emergencia en el núcleo de un reactor nuclear que se controla por medio de barras de control móviles, en el que:
las condiciones del núcleo se simulan mientras el reactor está funcionando, en base a las barras de control seleccionadas y los grados de inserción seleccionados de las mismas, la simulación produce una duración de la parada de emergencia, y dependiendo del resultado de la simulación, las barras seleccionadas se mueven en el núcleo, por lo que la configuración resultante es tal que la velocidad a la que la energía se vería disminuida en el núcleo se incrementa, en caso de que ocurra una parada de emergencia.
TARJETA DE CIRCUITO IMPRESO PARA UN SISTEMA DE PROTECCION DE REACTOR NUCLEAR.
(02/11/2009) Una tarjeta de circuito impreso de sistema de protección de planta de reactor nuclear que comprende: un primer dispositivo lógico que tiene un número de circuitos (50 a 53; 54a, 54b; 57, 58) lógicos básicos, un segundo dispositivo lógico que está conectado de manera operativa con dicho primer dispositivo lógico para probar los circuitos (50 a 53; 54a, 54b; 57, 58) lógicos básicos de dicho primer dispositivo lógico sin poner dicha tarjeta de circuito impreso fuera de servicio, teniendo dicho segundo dispositivo lógico un número de circuitos lógicos básicos que son los mismos que dichos circuitos lógicos básicos de dicho primer dispositivo lógico, estando dicha tarjeta de circuito impreso caracterizada por un generador…
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA EL CONTROL DE LA SUBIDA DE POTENCIA DURANTE LA PUESTA EN MARCHA DE UN REACTOR NUCLEAR (CONTROL DE EXCURSION DIVERSITARIA).
(16/07/2003). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: SCHULZE, JOACHIM.
Método para el control del aumento de potencia de un reactor nuclear cuya potencia es detectada en canales de gama de potencia en funcionamiento normal por medio de señales de medición, caracterizado porque, como mínimo, la señal de medición (S(t)) de un canal de gama de potencia es controlada a efectos de poner en marcha una contramedida cuando una banda de potencia (Ma, M0) de la parte baja de la gama de medición del canal de gama de potencia es atravesada más rápidamente que un tiempo mínimo predeterminado Delta B.
SISTEMA DE PROTECCION CONTRA LAS SOBRECARGAS AJUSTADAS TRANSITORIAS.
(01/01/1999). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: ECKERT,EUGENE CHARLES, SIMMONS, JEFFREY WARREN.
UN SISTEMA DE PROTECCION MEJORADO PARA PROTEGER CONTRA UNA SOBRECARGA TRANSITORIA EN UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA HIRVIENTE QUE AUTOMATICAMENTE AJUSTA LOS PUNTOS DE CONTROL DE DISPARO DE PROTECCION CONTRA LAS SOBRECARGAS EN UN REACTOR DE MODO QUE QUEDE UN MARGEN CONTROLADO POR ENCIMA DEL NIVEL DE ENERGIA OPERATIVA, DE MODO QUE SE CONSIGA UNA MAYOR PROTECCION DEL COMBUSTIBLE Y DEL REACTOR A TODOS LOS NIVELES DE ENERGIA.
MITIGACION DE RUPTURA DE TUBO DE GENERADOR DE VAPOR EN UN REACTOR DE AGUA A PRESION CON SISTEMA DE SEGURIDAD PASIVO.
(16/12/1997). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: SCHULZ, TERRY LEE, MCDERMOTT, DANIEL JOSEPH, SCHRADER, KENNETH JOSEPH.
LOS EFECTOS DE LAS RUPTURAS DE TUBOS DE GENERADOR DE VAPOR EN UN REACTOR DE AGUA A PRESION SE MITIGAN REDUCIENDO LA PRESION EN UN BUCLE PRIMARIO DESVIANDO FLUIDO REFRIGERANTE DE REACTOR A TRAVES DEL INTERCAMBIADOR DE CALOR DE UN SISTEMA DE ELIMINACION DE CALOR PASIVO SUMERGIDO EN UN TANQUE DE ALMACENAMIENTO DE AGUA DE RELLENO DE CONTENCION EN RESPUESTA A UN NIVEL DE AGUA DE ALIMENTACION ALTO EN EL GENERADOR DE VAPOR . EL INVENTARIO DE FLUIDO REFRIGERANTE DE REACTOR SE MANTIENE TAMBIEN EN RESPUESTA AL NIVEL ALTO DE GENERADOR DE VAPOR PRODUCIENDO FLUIDO REFRIGERANTE DENTRO DEL PRIMER BUCLE A PARTIR DEL TANQUE DE RELLENO DEL NUCLEO A LA PRESION EN EL PRESURIZADOR DEL SISTEMA DE FLUIDO REFRIGERANTE DEL REACTOR EL NIVEL ALTO DEL GENERADOR DE VAPOR SE UTILIZA TAMBIEN PARA AISLAR EL SISTEMA DE AGUA DE ALIMENTACION DE ACTIVACION Y EL SISTEMA DE CONTROL DE VOLUMEN Y QUIMICO PARA EVITAR INUNDACIONES DENTRO DEL COLECTOR DE VAPOR.
SISTEMA DE DIAGNOSIS AUTOMATICA DEL ESTADO DE UNA INSTALACION, INCLUYENDO UN SISTEMA DE SELECCION DE PRESENTACION PARA LOS DATOS SELECCIONADOS COMO RESPUESTA AL DIAGNOSTICO.
(16/03/1996). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: IMPINK, ALBERT JOSEPH, JR., LIPNER, MELVIN HERBERT.
LA PRESENTE INVENCION, ES UN SISTEMA QUE EFECTUA EL DIAGNOSTICO DEL ESTADO DE UNA INSTALACION EN CONDICIONES EN LAS QUE EL ESTADO DE LA MISMA NO PUEDE SER DETERMINADO DE FORMA PRECISA, MEDIANTE SENSORES DE SEÑALES. SI SE DIAGNOSTICA UN ESTADO CON CERTEZA, SE OFRECE AL OPERADOR UNA APROPIADA PRESENTACION DE LOS PASOS DEL PROCEDIMIENTO DE LA INSTALACION. SI NO ES ASI, LOS PASOS QUE CORRESPONDEN A LOS ESTADOS PROBABLES SON PRESENTADOS AL OPERADOR ORDENADOS DE ACUERDO A LA POSIBILIDAD DE QUE OCURRAN EN ESE ESTADO . EL OPERADOR PUEDE SELECCIONAR UN PASO O SE PRODUCIRA UNA DETENCION EN EL PASO DE MAYOR PROBABILIDAD QUE ESTE SELECCIONADO, SE SUMINISTRA ENTONCES AL OPERADOR UNA ADECUADA PRESENTACION DE LOS PASOS. EL SISTEMA PUEDE INDICAR TAMBIEN AL OPERADOR LAS CONSECUENCIAS DE PERMITIR CONTINUAR EL ESTADO DE LA INSTALACION, ASI COMO LAS RECOMENDACIONES REFERENTES AL ACTUAL ESTADO DIAGNOSTICADO.
PROCESO DE PROTECCION DE UN REACTOR NUCLEAR EN CASO DE ELEVACION DE SU CARGA.
(01/02/1995). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: MOURLEVAT, JEAN-LUCIEN, PAVAGEAU, OLIVIER, KOCKEROLS, PIERRE.
SE ACCIONA UNA PARADA DE URGENCIA DE UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA A PROTEGER CUANDO LA POTENCIA NUCLEAR (DT) DE ESTE ULTIMO ALCANZA UN LIMITE DE URGENCIA (LP). ESTE LIMITE ES REBAJADO CUANDO LA TEMPERATURA DE FUNCIONAMIENTO (ST) DE ESTE REACTOR BAJA.
EJECUCION PERFECCIONADA DE PROCEDIMIENTOS DE FUNCIONAMIENTO DE PROCESOS CON UTILIZACION DE ORDENADOR.
(01/03/1994). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: LIPNER, MELVIN HERBERT, MUNDY, ROGER ANDREW, IMPINK, VICTOR NORMAN KAUFMANN.
APARATO AUXILIADO POR ORDENADOR QUE AYUDA A UN OPERADOR EN EL AVANCE PASO A PASO POR PROCEDIMIENTOS PARA UNA INSTALACION COMPLEJA DE PROCESOS QUE TIENE UNA MULTIPLICIDAD DE SENSORES QUE GENERAN SEÑALES DE PARAMETROS DEL PROCESO. EN CADA FASE SE UTILIZAN SEÑALES DE PARAMETROS PARA EVALUAR EL ESTADO DE LA PLANTA Y RECOMENDAR LA ACCION A TOMAR. EL ESTADO Y LA ACCION RECOMENDADA LOS RECIBE EL OPERADOR EN UNA PANTALLA, JUNTO CON PETICIONES DE ORDENES PARA LA GENERACION DE LAS RESPUESTA ADECUADAS. LA INFORMACION COMPLETA DE PANTALLA, INCLUYENDO LAS RESPUESTAS DEL OPERADOR Y OTRAS CONDICIONES DE LA PLANTA COMPROBADAS EN PARALELO CON EL ESTADIO ACTUAL DEL PROCESO, SE ALMACENAN PARA POSTERIOR REVISION. UN SISTEMA DE REVISION EN LINEA PERMITE LA REVISION DE LAS CONDICIONES DE LA PLANTA Y LAS ACCIONES DEL OPERADOR MIENTRAS QUE ESTE CONTINUA EJECUTANDO EL PROCEDIMIENTO.
PROCEDIMIENTO DE DETERMINACION Y EVALUACION DEL MARGEN DE PARADA DE EMERGENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA PRESURIZADA.
(16/11/1993) PROCEDIMIENTO DE DETERMINACION Y EVALUACION DEL MARGEN DE PARADA DE EMERGENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA PRESURIZADA, CARACTERIZADO PORQUE CONSISTEN EN CALCULAR UN MARGEN DE PARADA APLICANDO LA FORMULA GENERAL: MAR = PG + PP - PR; EN LA CUAL: MAR ES EL MARGEN DE PARADA BUSCADO; PG ES LA ANTIRREACTIVIDAD ATRIBUIDO AL CONJUNTO DE LAS BARRAS DE CONTROL DEL REACTOR CUANDO ESTE CONJUNTO PASA POR LA INSERCION NULA A LA INSERCION COMPLETA; PP ES LA REACTIVIDAD APORTADA POR UN PASO DE LA POTENCIA NOMINAL A UNA POTENCIA NULA; PR ES LA ANTIRREACTIVIDAD YA CONSUMIDA PARA LLEVAR AL REACTOR EN LA SITUACION QUE OCUPA EN EL INSTANTE CONSIDERADO Y SE CALCULA A PARTIR DE LA ANTIRREACTIVIDAD QUE DERIVA DE LA POSICION MEDIDA DE LAS GRAPAS DE REGULACION DE POTENCIA , HACIENDO INTERVENIR LA DISTRIBUCION…
PROCEDIMIENTO DE DETECCION DEL DECLIVE DE UN ELEMENTO ANTI-REACTIVO EN EL REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR Y CENTRAL PROTEGIDA CONTRA TAL DECLIVE.
(01/05/1992). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: BOURIN, JEAN-MICHEL, BRUYERE, MICHEL, ROUSSEAU, ISAAC.
EL INVENTO MEJORA LA DETECCION DEL DECLIVE DE UNA GRAPA DE CONTROL EN EL REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR DE FISION. SE VIGILA POR UNA PARTE LAS VARIACIONES DE LA POTENCIA NUCLEAR Y POR OTRA LAS DE, AL MENOS, UN PARAMETRO /1,2) EXTERNO AL REACTOR QUE INFLUENCIA EL PILOTAJE DEL REACTOR. EL DECLIVE DE UNA GRAPA ESTA CONSIDERADO COMO CIERTO CUANDO SE DETECTA (12J) UNA DISMINUCION RAPIDA DE ESTA POTENCIA EN EL MOMENTO QUE NO SE DETECTA (12A,12B, 12H) NINGUNA VARIACION DEL PARAMETRO EXTERNO SUSCEPTIBLE DE HABER PROVOCADO ESTA DISMINUCION. APLICACION EN LA PRODUCCION DE ELECTRICIDAD.
METODO PARA GENERAR UNA PRESENTACION, VISUAL DEL TIEMPO REAL CORRESPONDIENTE AL ESTADO DE SEGURIDAD DE UNA CENTRAL NUCLEAR.
(01/04/1989). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
METODO PARA GENERAR UNA REPRESENTACION VISUAL DEL TIEMPO REAL CORRESPONDIENTE AL ESTADO DE SEGURIDAD DE UNA CENTRAL NUCLEAR. DICHA REPRESENTACION VISUAL SE OBTIENE UN FORMA DE POLIGONO EN EL QUE LAS DISTANCIAS DE LOS VERTICES A UN ORIGEN COMUN SE DETERMINAN MEDIANTE PARAMETROS NORMALIZADOS DE REFERENCIA (9 A 16) QUE DEFINEN UNA FIGURA GEOMETRICA DE LINEA DISCONTINUA, DE MODO QUE EL POLIGONO RERESENTADO VISUALMENTE ES REGULAR CUANDO LOS VALORES REALES Y DE REFERENCIA DE CADA PARAMETRO COINCIDEN, Y ES IRREGULAR EN CASO CONTRARIO. LOS VALORES REPRESENTADOS EN FORMA ANALOGICA, SE POENEN EN ESCALA DINAMICA ENTRE EL VALOR DE REFERENCIA (9 A 16) Y LOS LIMITES SUPERIORES (18 A 25) E INFERIORES (26 A 33). DICHOS POLIGONOS, GENERADOS EN DISTINTOS COLORES PARA FACILITAR SU LECTURA, PERMITEN DETECTAR LAS CONDICIONES ANORMALES DE LAS OPERACIONES DE UNA PLANTA GENERADORA NUCLEAR.
METODO PARA SUPRIMIR LA SOBREPRESURIZACION DEL REFRIGERANTE EN CONDICIONES DE AGUA EN FASE LIQUIDA EN UN APARATO GENERADOR ACCIONADO POR REACTOR NUCLEAR.
(01/07/1984). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.
METODO Y APARATO PARA SUPRIMIR LA SOBREPRESURIZACION DEL REFRIGERANTE EN UN APARATO GENERADOR ACCIONADO POR REACTOR NUCLEAR.CONSTA DE UN SISTEMA DE REFRIGERANTE PRIMARIO , UN DISPOSITIVO GENERADOR DE VAPOR ALIMENTADO CON EL REFRIGERANTE PRIMARIO Y POSEE UN DISPOSITIVO QUE CONDUCE UN REFRIGERANTE SECUNDARIO EN RELACION DE CAMBIO DE CALOR CON EL REFRIGERANTE PRIMARIO, UN PRESUMIZADOR CONECTADO CON EL SISTEMA DE REFRIGERANTE PRIMARIO Y UNA VALVULA DE ALIVIO ACTUANDO SEGUN LA PRESION DEL REFRIGERANTE PRIMARIO. CONSISTE EN DETERMINAR LA ENTRADA DEMASA Y LA ENTRADA DE CALOR DEL REFRIGERANTE PRIMARIO, Y EN RESPUESTA A LA TENDENCIA DE LA ENTRADA DE MASA Y DE CALOR, A AUMENTAR LA PRESION EN EL REFRIGERANTE PRIMARIO POR ENCIMA DE LIMITES INDESEABLES, ACCIONAR LA VALVULA DE ALIVIO.
PROCEDIMIENTO DE VIGILANCIA DE UNA CENTRAL DE PRODUCCION DE ELECTRICIDAD, EQUIPADA CON UN REACTOR NUCLEAR.
(16/05/1984). Solicitante/s: FRAMATOME & CIE.
PROCEDIMIENTO DE VIGILANCIA DE UNA CENTRAL NUCLEAR.EL PROCEDIMIENTO COMPRENDE LAS SIGUIENTES OPERACIONES: DEFINICION DE UN CONJUNTO DE SITUACIONES QUE CORRESPONDEN A LAS DIFERENTES FASES DE FUNCIONAMIENTO O DE PARADA DEL REACTOR; DETERMINACION, EN CADA INSTANTE, DE LA SITUACION DEL REACTOR; REAGRUPAMIENTO DE LOS PARAMETROS UTILES PARA LA VIGILANCIA DE LA CENTRAL EN FUNCIONES, QUE CORRESPONDEN, CADA UNA, A LA REALIZACION DE UNA TAREA ESPECIAL EN LA CENTRAL; DETERMINACION, PARA CADA UNO DE LOS PARAMETROS DE LAS FUNCIONES, DE SU ESTADO, SEGUN UNA CATEGORIA QUEDESCRIBE SU APTITUD PARA CONCURRIR A LA REALIZACION DE LA FUNCION; ATRIBUCION A CADA UNA DE LAS FUNCIONES DEL ESTADO MAS DESFAVORABLE DE UNO, AL MENOS, DE SUS PARAMETROS; ATRIBUCION A LA SITUACION DEL ESTADO MAS DESFAVORABLE DE UNA, AL MENOS, DE LAS FUNCIONES; Y VISUALIZACION DE LAS INFORMACIONES RELATIVAS AL ESTADO DE LA SITUACION Y DE CADA UNA DE LAS FUNCIONES. PUEDE UTILIZARSE UN PUPITRE DE MANDO QUE COMPRENDE TRES ZONAS DE VIGILANCIA.