CIP-2021 : 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.
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G21C 19/02 · Detalles de las disposiciones para manipulación.
G21C 19/04 · · Medios para controlar el flujo del refrigerante sobre los objetos manipulados; Medios para controlar el flujo de refrigerante a través del canal a alimentar.
G21C 19/06 · · Medios para soportar o almacenar elementos combustibles o elementos de control.
G21C 19/07 · · · Estantes de almacenaje; Piscinas de almacenaje.
G21C 19/08 · · Medios para el calentamiento de elementos combustibles antes de su introducción en el núcleo; Medios para el calentamiento o la refrigeración de elementos combustibles después de su extracción del núcleo.
G21C 19/10 · · Dispositivos de levantamiento o de izado adaptados para cooperar con los elementos combustibles o con el elemento de control.
G21C 19/105 · · · con elementos de acoplamiento que efectúan un movimiento de enganche o de extensión.
G21C 19/11 · · · con elementos de acoplamiento rotativos, p. ej. manguitos o casquillos de acoplamiento.
G21C 19/115 · · · con dispositivos de enclavamiento y acoplamiento de bolas.
G21C 19/12 · · Disposiciones para ejercer directamente una fuerza hidráulica o neumática sobre el elemento combustible o el elemento de control.
G21C 19/14 · caracterizados por su adaptación para el empleo con canales horizontales en el núcleo del reactor.
G21C 19/16 · Pasillos o tubos articulados o telescópicos para la unión a los canales en el núcleo del reactor.
G21C 19/18 · Aparatos para llevar los elementos combustibles al área de carga del reactor, p. ej. desde un emplazamiento de almacenamiento.
G21C 19/19 · Partes de reactores específicamente adaptados para facilitar la manipulación, p. ej. para facilitar la carga o descarga de elementos combustibles.
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.
G21C 19/22 · · Disposiciones para tener acceso al interior de la vasija de presión durante el funcionamiento del reactor.
G21C 19/24 · · · por utilización de una vasija auxiliar unida herméticamente de forma temporal a la vasija de presión.
G21C 19/26 · Disposiciones para quitar los elementos combustibles o los elementos de control agarrotados o dañados; Disposiciones para desplazar las partes rotas de éstos.
G21C 19/28 · Disposiciones para introducir un material fluyente en el interior del núcleo del reactor; Disposiciones para extraer un material fluyente del núcleo del reactor.
G21C 19/30 · · con purificación continua del material fluyente en circulación, p. ej. por extracción de productos de fisión.
G21C 19/303 · · · especialmente adaptados para gases (descontaminación de gases G21F 9/02).
G21C 19/307 · · · especialmente adaptados para líquidos (descontaminación de líquidos G21F 9/04).
G21C 19/31 · · · · para metales fundidos.
G21C 19/313 · · · · · utilizando trampas frías.
G21C 19/317 · · · Dispositivos de recombinación para productos de disociación radiolítica.
G21C 19/32 · Aparatos para retirar objetos o materiales radiactivos del área de descarga del reactor, p. ej. para llevarlo a un lugar de almacenamiento; Aparatos para manipular objetos o materiales radiactivos en el interior del lugar de almacenamiento o extraerlos de éste (medios para desembarazarse de residuos de materiales de desecho G21F 9/00).
G21C 19/33 · Aparatos o procedimientos para desmantelar las hileras de elementos combustibles agotados (G21C 19/34 tiene prioridad).
G21C 19/34 · Procesos o aparatos para desmantelar el combustible nuclear, p. ej. antes del reprocesado.
G21C 19/36 · · Medios mecánicos únicamente.
G21C 19/365 · · · Separación del combustible y de las vainas o encamisados.
G21C 19/37 · · · · por troceado simultáneo del elemento combustible y de su vaina o camisa, p. ej. por corte o cizallamiento.
G21C 19/375 · · · Dispositivos de compactación, p. ej. para montajes combustibles.
G21C 19/38 · · Medios químicos únicamente.
G21C 19/40 · Disposiciones para prevenir la aparición de condiciones críticas, p. ej. durante el almacenamiento.
G21C 19/42 · Reprocesado de combustibles irradiados.
G21C 19/44 · · de combustibles sólidos irradiados.
G21C 19/46 · · · Procedimientos acuosos.
G21C 19/48 · · · Procedimientos no acuosos.
G21C 19/50 · · de combustible fluido irradiado.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Procedimiento y aparato para deshidratar residuos de alta actividad basándose en mediciones de temperatura de punto de rocío.
(26/02/2020) Un procedimiento para secar una cavidad cargada con residuos nucleares de alta actividad que comprende:
a) hacer fluir un gas no reactivo a través de la cavidad ;
b) medir repetidamente la temperatura de punto de rocío del gas no reactivo que sale de la cavidad ;
estando el procedimiento caracterizado por que comprende adicionalmente:
c) tras haber medido la temperatura de punto de rocío del gas no reactivo que sale de la cavidad siendo igual o inferior a una temperatura de punto de rocío predeterminada, activar un temporizador establecido durante un período de tiempo predeterminado;
d) continuar midiendo repetitivamente la temperatura del punto de rocío del gas no reactivo que sale de la cavidad mientras el temporizador está activado;
e) en donde si durante…
Procedimiento y aparato para deshidratar residuos de alta actividad basándose en mediciones de temperatura de punto de rocío.
(26/03/2019). Solicitante/s: HOLTEC INTERNATIONAL, INC.. Inventor/es: SINGH,KRISHNA P.
Un procedimiento para secar una cavidad cargada con residuos de alta actividad ("HLW") que comprende:
a) hacer fluir un gas no reactivo a través de la cavidad para absorber el agua en forma de vapor de agua;
b) medir repetidamente la temperatura de punto de rocío del gas no reactivo húmedo que sale de la cavidad;
estando el procedimiento caracterizado por que comprende adicionalmente:
c) tras haber medido la temperatura de punto de rocío del gas no reactivo que sale de la cavidad para que permanezca igual o inferior a una temperatura de punto de rocío predeterminada durante un período de tiempo predeterminado, interrumpir el flujo del gas no reactivo y sellar la cavidad.
PDF original: ES-2705606_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 para gestionar blancos de instrumentación e irradiación de trayecto compartido en un reactor nuclear.
(24/09/2018) Un sistema de gestión de blancos de irradiación y de acceso de instrumentación en un reactor nuclear , comprendiendo el sistema:
un reactor nuclear, una vía de penetración que conecta un punto de origen situado por fuera de una barrera de acceso del reactor nuclear con un tubo de instrumentación que se extiende por dentro del reactor nuclear en el interior de la barrera de acceso, en el que la vía de penetración puede ser atravesada por al menos un blanco de irradiación y la instrumentación hacia el tubo de instrumentación, en el que la vía de penetración incluye,
una vía entre al menos una vía de instrumentación y al menos una vía (1100a) de blancos…
Sistema para reemplazar un componente de un reactor nuclear.
(01/03/2017) Un sistema para instalar o retirar un componente de un reactor nuclear, que comprende:
un aparato elevador que tiene un conjunto de elevación estructurado para retener y soportar el componente y un primer conjunto de accionamiento acoplado al conjunto de elevación y estructurado para mover selectivamente el conjunto de elevación y el componente a lo largo de una longitud del aparato elevador; y un carro de transición adaptado para moverse a lo largo de una zona bajo el recipiente del reactor nuclear en una primera dirección y que tiene un mecanismo de pivote en el que el aparato elevador está adaptado para moverse a lo largo de la zona bajo el recipiente separado de, y en relación con,…
Reactor nuclear y método relacionado.
(08/06/2016). Solicitante/s: Transatomic Power Corporation. Inventor/es: MASSIE,MARK, DEWAN,LESLIE C.
Un reactor nuclear que comprende:
un material fisionable,
una sal fundida, y
un material moderador que contiene un hidruro de zirconio (ZrHx) en el que x está entre 1 y 4,
caracterizado por que
el reactor nuclear comprende una estructura de moderador formada a partir del material de moderador y una trayectoria a lo largo de la cual el material fisionable y la sal fundida pueden fluir desde un extremo de salida del moderador en un bucle a un extremo de entrada de la estructura de moderador.
PDF original: ES-2590495_T3.pdf
Herramienta de extracción del filtro exterior del accionador de barras de control.
(27/04/2016). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: TURNER,STAFFORD L, FELLS,ROBERT T, KETCHAM,DAVID R.
Una herramienta de extracción del filtro exterior del mecanismo de accionamiento de barras de control de un reactor de agua en ebullición que tiene una dimensión axial, adaptándose el filtro exterior alrededor de una parte superior del tubo graduado del mecanismo de accionamiento de barra de control , definiendo el filtro exterior y el tubo graduado un espacio anular entre los mismos,
caracterizada porque
se proporciona un miembro de manguito de alineación que tiene un extremo distal para encajar en el espacio anular definido por el tubo graduado y el filtro exterior ;
se proporciona una pluralidad de dedos soportados pivotablemente por el manguito de alineación , teniendo cada dedo un extremo distal accionado hacia fuera del manguito por un muelle de presión ; y
se proporciona un collar movible axialmente sobre al menos una parte de los dedos para enfrentarse al muelle de presión y que impulsa los extremos distales de los dedos hacia el manguito.
PDF original: ES-2579084_T3.pdf
Método de recubrimiento de un componente de reactor nuclear con una disolución coloidal.
(06/01/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: GLOBAL NUCLEAR FUEL-AMERICAS, LLC. Inventor/es: KIM, YOUNG JIN, White,David William, Lin,Yang-Pi, NAVE,GARRETT SCOTT, MCCUMBEE,PATRICIA.
Un método de recubrimiento de un componente de reactor nuclear, que comprende:
introducir el componente de reactor nuclear en una disolución coloidal a una primera velocidad para obtener un componente sumergido, siendo la disolución coloidal una mezcla no reticulada que incluye una fase dispersada dentro de un medio de dispersión, incluyendo la fase dispersada partículas de óxido de metal de tipo n;
retirar el componente sumergido de la disolución coloidal a una segunda velocidad para obtener un componente húmedo;
secar el componente húmedo para obtener un componente secado; y
calcinar el componente secado para obtener un componente recubierto;
caracterizado porque:
la disolución coloidal tiene un pH que oscila entre 2 y 3.
PDF original: ES-2647846_T3.pdf
Procedimiento y aparato para cargar barras de combustible nuclear.
(16/10/2013) Procedimiento para cargar una barra de combustible nuclear, que comprende: proporcionar unas pastillas de combustible nuclear en filas de una unidad de transferencia de placas de combustible ;
transferir las pastillas de combustible nuclear de las filas de la unidad de transferencia de placas de combustible sobre una cinta rotatoria :
cargar las pastillas de combustible nuclear en un aparato de transferencia de elementos de combustible ; y
empujar las pastillas de combustible del aparato de transferencia de elementos de combustible al interior de una vaina de barra de combustible .
Recipiente y procedimiento de almacenamiento o de transporte de combustible nuclear agotado.
(23/04/2012) Recipiente 10 destinado almacenar o transportar combustible nuclear agotado, comprendiendo el recipiente: una pluralidad de tubos que aloja barras de combustible nuclear agotado;
una pluralidad de primeras barras que se monta en la pluralidad de tubos , presentando dichas primeras barras unas aberturas ; y
uno o más pasadores ;
en el que la pluralidad de primeras barras se alinea de tal modo que uno o más pasadores se extienden a través de las aberturas de la pluralidad de primeras barras que une los tubos entre sí y cada uno de la pluralidad de tubos comprende una pluralidad de entalladuras en la pluralidad de tubos, montándose las primeras barras en las entalladuras de uno de los…
APARATO Y PROCEDIMIENTO PARA LA REPARACIÓN DE UNA JUNTA DE SOLDADURA ACODADA DE CONDUCTO DE ROCIADO DEL NÚCLEO.
(26/05/2011) Un montaje de sujeción acodado que estructuralmente soporta o sustituye una conexión entre un tubo principal y un tubo acodado, comprendiendo el montaje de sujeción acodado : un cuerpo de sujeción superior y un cuerpo de sujeción inferior que pueden ser fijados sobre unos lados opuestos del tubo principal en relación confrontada, y una prominencia acodada que puede ser fijada al tubo acodado, caracterizado porque los cuerpos de sujeción superior e inferior están conectados mediante un perno de sujeción que se puede extender a través del tubo principal, estando el perno de sujeción y la prominencia acodada conectados mediante un perno transversal que puede extenderse a través del tubo acodado
"SISTEMA Y PROCEDIMIENTO DE UTILIZACION DEL INSTRUMENTAL DE USOS MULTIPLES D EUN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA".
(30/08/2010) Sistema y procedimiento de utilización del instrumental de usos múltiples de un reactor de agua presurizada.
Un sistema y un procedimiento para inspeccionar, reparar y mitigar la corrosión por tensión en un recipiente del reactor de agua a presión. El recipiente del reactor incluye boquillas de entrada, boquillas de salida, e instrumentaciones montadas en el fondo. El procedimiento puede incluir la retirada de los barriletes en el recipiente del reactor, la instalación de un protector antirradiación en el recipiente del reactor, la instalación de una ataguía , el vaciado del recipiente del reactor, la bajada de un robot …
RECIPIENTE Y PROCEDIMIENTO PARA EL ENCAPSULADO ESTANCO A LOS GASES DE UN OBJETO RADIOACTIVO.
(10/02/2010) Contenedor para encapsulado estanco a los gases de un objeto radioactivo con un tubo envolvente , cada una de cuyas aberturas laterales están cerradas por una caperuza de cierre , caracterizado por la siguiente configuración adicional:
- cada uno de los extremos del tubo envolvente está dotado de una rosca externa ,
- las caperuzas de cierre tienen una sección de casquillo roscada sobre la rosca externa de los extremos del tubo envolvente mediante una rosca interna ,
- un elemento de estanqueización , que recubre el área interna en sección transversal del tubo envolvente e interacciona mediante una superficie…
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.
APARATO Y PROCEDIMIENTO PARA REEMPLAZAR COMPONENTES INTERNOS DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/12/2002). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: BEVILACQUA, BRUCE W., HOPKINS, RONALD J., KRAMER, ARTHUR W., SHERWOOD, DONALD G., BALOG, LEONARD J.
SE DESCRIBEN EL APARATO Y EL METODO PARA SUSTITUIR LOS COMPONENTES INTERNOS INFERIORES EXISTENTES EN LA VASIJA DE UN REACTOR NUCLEAR POR COMPONENTES NUEVOS. LA ALINEACION DE LOS NUEVOS COMPONENTES INFERIORES INTERNOS CON RELACION A LA VASIJA DE PRESION Y DE LOS COMPONENTES INTERNOS SUPERIORES EXISTENTES, SE LOGRA PERSONALIZANDO LOS NUEVOS COMPONENTES INTERNOS INFERIORES IN SITU, A PARTIR DE DATOS DE MEDIDA DE LA ALINEACION OBTENIDOS POR CALIBRES INSTALADOS EN EL NUEVO TAMBOR DEL NUCLEO Y EN LA PLACA SUPERIOR DEL NUCLEO EXISTENTE. LOS CALIBRES PERMITEN LA MECANIZACION PERSONALIZADA DE LAS LLAVES DE SOPORTE RADIAL EN LA PARTE INFERIOR DEL NUEVO TAMBOR DEL NUCLEO Y EL TALADRO PERSONALIZADO DE LOS AGUJEROS DE LOS PASADORES DE ALINEACION DE LA PLACA SUPERIOR DEL NUCLEO EN EL NUEVO TAMBOR DE ESTE ULTIMO.
PORTADOR DE CABLES DEL ENSAMBLAJE DE CABEZAL INTEGRADO PARA PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR.
(16/08/2000) SE PROPORCIONA UN DISPOSITIVO DE CABLEADO PARA UN REACTOR NUCLEAR LOCALIZADO EN UN CONFINAMIENTO. LA ESTRUCTURA INTERIOR DEL CONFINAMIENTO SE CARACTERIZA POR UNA PARED QUE TIENE UN LADO CERCANO RODEANDO EL RECIPIENTE DE SEGURIDAD DEL REACTOR DEFINIENDO UNA CAVIDAD , UN CUADRO DE OPERACIONES FUERA DEL RECEPTACULO, UN SUBESPACIO DEBAJO DEL CUADRO Y EN UN LADO LEJANO DE LA PARED DISTANCIADO DEL LADO CERCANO, Y UN AREA DE OPERACIONES ENCIMA DEL CUADRO . EL DISPOSITIVO INCLUYE UNA ESTRUCTURA MOVIL SOPORTANDO UNA PLURALIDAD DE CABLES EXTENDIDOS A TRAVES DE LA ESTRUCTURA, CADA UNO CONECTABLE EN UN PRIMER TERMINO A UN CABEZAL COMPACTO EN EL RECIPIENTE DE SEGURIDAD DEL REACTOR Y CADA UNO TENIENDO UN SEGUNDO TERMINO LOCALIZADO EN EL SUBESPACIO . LA…
DISPOSITIVO PARA EL POSICIONAMIENTO DE UNA HERRAMIENTA EN UN RECINTO LIMITADO POR UNA PARED ATRAVESADA POR UN ORIFICIO.
(16/07/1997). Solicitante/s: FRAMATOME TECHNOLOGIES, INC. Inventor/es: GLASS, SAMUEL, W., III, KLAHN, FRANCIS, C., STEINBRUNNER, JOSEPH, G.
EL DISPOSITIVO COMPRENDE UN SOPORTE EQUIPADOS POR MEDIOS PARA SUJETARSE SOBRE LA PARED DEL ESPACIO CERRADO EN EL AREA DE LA ABERTURA Y MEDIOS PARA SER SOPORTADO SOBRE UN FONDO DEL CERRAMIENTO ASI COMO UN MANIPULADO DE CONTROL REMOTO QUE CONSTA DE UN BRAZO ARTICULADO QUE SE CONECTA EN UNO DE SUS EXTREMOS A UNA PESTAÑA DEL SUELO SOPORTADA POR EL SOPORTE . LA PESTAÑA DEL SUELO COMPRENDE MEDIOS DE MONITORIZACION CONTROLADOS DE FORMA REMOTA Y MEDIOS DE GUIA, DISPUESTOS PARA INTERACTUAR CON MEDIOS DE GUIA Y MEDIOS PARA IMPULSAR EL SOPORTE PARA MOVER LA PESTAÑA DEL SUELO DENTRO DEL CERRAMIENTO ENTRE UNA POSICION CERCANA A LA ABERTURA Y UNA POSICION DISTANTE.
APARATO DE PONER EN SERVICIO VARILLA DE MANDO Y METODO.
(16/07/1996) SE PROPORCIONAN UN APARATO Y METODO PARA PONER EN SERVICIO UNA VARILLA DE MANDO NUCLEAR IRRADIADA BAJO EL AGUA, EN UN ESTANQUE DE SERVICIO DEL EDIFICIO DEL REACTOR. UNA MESA GIRATORIA (68A), CONTENIENDO UNA PLURALIDAD DE HERRAMIENTAS SEPARADAS SE POSICIONA ADYACENTE A LA VARILLA DE CONTROL . UNA PRIMERA HERRAMIENTA (70A) ALINEA LA MESA GIRATORIA (68A) RESPECTO AL RODILLO RADIOACTIVO INSTALADO EN LA VARILLA DE CONTROL MEDIANTE UNA ESPIGA RADIOACTIVA (42 A SU TRAVES. LA MESA GIRATORIA (68A) ES GRADUABLE PARA POSICIONAR UNA SEGUNDA HERRAMIENTA (70B) ADYACENTE AL RODILLO RADIOACTIVO Y ESPIGA , CON LA SEGUNDA HERRAMIENTA (70B) SIENDO EFECTIVA PARA LIBERAR A LA ESPIGA RADIOACTIVA DE LA VARILLA DE MANDO . LA MESA GIRATORIA (68A) ES GRADUABLE PARA POSICIONAR…
APARATO PARA INSPECCIONAR LA ELONGACION DE LOS COMPONENTES.
(16/12/1995). Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY. Inventor/es: BUTZIN, DONALD FREDERICK, KING, HAROLD BLECKING, JR., TUNNELL, GEORGE WILLIAM, SCHOENIG, FREDERICK CARL, JR.
PARA MEDIR LAS CARACTERISTICAS DIMENSIONALES DE LA ELONGACION DE LOS CANALES DE ALIMENTACION , DE LOS CONJUNTOS DE LAS BARRAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN EL PUNTO DE FABRICACION, SE UTILIZA UN POSICIONADOR VERTICAL , PARA BALANCEAR EL CANAL DE ALIMENTACION , DESDE LA ORIENTACION DE CARGA HORIZONTAL, HASTA UNA POSICION PREDETERMINADA HACIA ARRIBA Y ENTONCES, DESPLAZAR EL CANAL DE ALIMENTACION DE FORMA LATERAL HACIA UNA POSICION DE MEDIDA, EN LA QUE ESTE RETENIDO Y SUJETO POR UNAS TERMINACIONES SUPERIOR E INFERIOR RECIPROCAMENTE MONTADAS , MIENTRAS QUE SE CONSIGUEN SUS CARACTERISTICAS DIMENSIONALES POR MEDIO DE UN ELEMENTO DE MEDIDA , MONTADO PARA EFECTUAR UN MOVIMIENTO DE BARRIDO VERTICAL A LO LARGO DE LA LONGITUD COMPLETA DEL CANAL DE ALIMENTACION.
DISPOSITIVO PARA POSICIONAMIENTO DE UN MASTIL, PARA INSPECCION Y/O REPARACION DE UN PERIMETRO DE UN REACTOR NUCLEAR ENFRIADO POR AGUA.
(16/08/1994). Solicitante/s: ABB REAKTOR GMBH. Inventor/es: HALLER, HANS.
EN UN DISPOSITIVO DE ESTE TIPO, SE INTRODUCIAN, HASTA AHORA, CAMARAS DE TELEVISION QUE SE DIRIGIAN, DESDE EL LADO, A LA BARRA CENTRAL (11, 11A) Y LOS ORIFICIOS (8, 8A). POR LA DIRECCION DE OBSERVACION SESGADA, LA DIRECCION ES INEXACTA. PARA CONSEGUIR UN POSICIONAMIENTO PRECISO, ENTRE LA CAMARA DE TELEVISION Y LA PLACA DE APOYO , ESTA PREVISTO UN SOPORTE DE MARCAJE EMPLEADO EN LA PIEZA DE APOYO . TRAS ALCANZAR LA IGUALDAD DE CUBIERTA, SE COLOCAN LAS BARRAS CENTRALES Y LOS ORIFICIOS CONCENTRICAMENTE UNOS CON OTROS.
REACTOR DE AGUA A PRESION CON ESTRUCTURAS DE BARRAS DE DOS PIEZAS DESCONECTABLES, METODO DE MONTAJE Y OPERACIONES DE MANTENIMIENTO.
(16/04/1993). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: ALTMAN, DENIS JAMES, VAN DE VENNE, THEO.
ESTRUCTURAS DE BARRAS TELESCOPICAS DE DOS PIEZAS DESCONECTABLES DE FORMA SELECTIVA Y A DISTANCIA. CONSTAN DE UN EXTREMO ALARGADO Y DE LA BARRA-GUIA, INTERCONECTADOS MEDIANTE ACOPLADORES TIPO ARAÑA DESCONECTABLES DE FORMA SELECTIVA SITUADOS DENTRO DEL RECIPIENTE DE ALTA PRESION A UN REACTOR DE AGUA A PRESION Y EN CORRESPONDENCIA CON MEDIOS DE ARRASTRE. LAS PARTES DE BARRAS-GUIA PASAN A LO LARGO DE LA CALANDRA Y SE ACOPLAN EN LOS ACOPLADORES DESCONECTABLES DE LOS EXTREMOS CORRESPONDIENTES, Y TIENEN LA SUFICIENTE LONGITUD DE EJE PARA PERMANECER ACOPLADAS EN TAL POSICION CON LOS MEDIOS DE ARRASTRE CORRESPONDIENTES. LOS ACOPLADORES PERMITEN EL MOVIMIENTO SUBACUATICO DE LA CALANDRA Y DE LAS PARTES-GUIA DURANTE LAS OPERACIONES DE MONTAJE Y DESMONTAJE.
MAQUINA DE MANTENIMIENTO DE ENSAMBLAJE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO DE CARGA DE REACTOR CON SU APLICACION.
(01/03/1990). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: LEROUX,JEAN CLAUDE, LECLERCQ, JOSEPH.
LA MAQUINA CONSTA DE UNA PLATAFORMA DESPLAZABLE HORIZONTALMENTE Y LLEVA UN MASTIL VERTICAL TELESCOPICO CUYA PARTE BAJA ACABA EN UNA PINZA DE PRENSION DE LA PIEZA DEL EXTREMO SUPERIOR DEL ENSAMBLAJE. EL MASTIL LLEVA VARIOS ELEMENTOS RIGIDOS VERTICALES TERMINADOS POR ZAPATAS DESTINADAS A APOYARSE LATERALMENTE SOBRE UNA CARA DE LA PARTE INFERIOR DEL ENSAMBLAJE A INSERTAR . LAS ZAPATAS SON INDEPENDIENTEMENTE ESCAMOTABLES, Y PERMITEN VOLVER A CENTRAR EL ENSAMBLAJE DURANTE LA OPERACION DE RECARGA DE ENSAMBLAJES YA IRRADIADOS.
APARATO DE REPARACION DE MUELLE DE REJA.
(01/09/1989). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: WIDENER, WADE HAMPTON.
EL APARATO DE REPARACION DE MUELLE DE REJA ESTA DESTINADO A SER UTILIZADO PARA REPARAR UN MUELLE FORMADO EN UNA TIRA EXTERNA DE UNA REJA DE CONJUNTO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y QUE TIENE UNA PARTE QUE SOBRESALE ANORMALMENTE HACIA EL EXTERIOR A PARTIR DE LA TIRA. EL APARATO DE REPARACION DE MUELLE DE REJA INCLUYE: UN BASTIDOR DE SOPORTE QUE INCLUYE UN MEDIO PARA SUJETAR EL BASTIDOR A LA TIRA DE REJA EXTERNA DE MODO QUE SE EXTIENDA A TRAVES DEL MUELLE DE REJA QUE HA DE SER REPARADO; UNA CORREDERA EXTERNA MONTADA EN EL BASTIDOR DE MODO QUE PUEDA DESPLAZARSE EN EL A LO LARGO DE UN PRIMER EJE; UNA CORREDERA INTERNA MONTADA EN LA CORREDERA EXTERNA DE MODO QUE PUEDA DESPLAZARSE A LO LARGO DE UN SEGUNDO EJE PERPENDICULAR AL PRIMERO; Y UN MECANISMO DE REPOSICION DE MUELLE SOPORTADO POR LA CORREDERA INTERNA Y QUE PUEDE SER REPARADO, UNA FUERZA CONSTANTE QUE LO HACE VOLVER A SU POSICION NORMAL.
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA CARGAR UN RECIPIENTE CON VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.
(16/11/1986). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT, DE BERLIN Y MUNCHEN..
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA CARGAR UN RECIPIENTE CON VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR. CONSISTE EN CARGAR EL RECIPIENTE EN UN PRIMER LUGAR CON SIMULACIONES ADAPTADAS A LAS VARILLAS EN FORMA DE UN PAQUETE COMPACTO PREFIJADO, QUE SE SUSTITUYEN A CONTINUACION MEDIANTE LA INSERCION DE VARILLAS EN DIRECCION AXIAL EN EL PAQUETE COMPACTO PREFIJADO EN EL RECIPIENTE . EL DISPOSITIVO INCLUYE: UN CESTILLO DE SOPORTE PARA EL RECIPIENTE , UNA PLACA DE SOPORTE DESPLAZABLE SOBRE LAS VARILLAS VERTICALES DE GUIA , QUE PUEDE DESPLAZARSE CON RESPECTO A LAS MISMAS EN DIRECCION LONGITUDINAL. TIENE UTILIDAD PARA APROVECHAR DE FORMA OTIMA EL VOLUMEN DE RECIPIENTE DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR O MATERIAL ADSORBENTE DE NEUTRONES.
UN PROCEDIMIENTO DE REAPROVISIONAMIENTO EN UN REACTOR NUCLEAR.
(01/08/1983). Solicitante/s: AB ASEA-ATOM.
PROCEDIMIENTO DE REAPROVISIONAMIENTO EN UN REACTOR NUCLEAR PROVISTO DE MODERADOR DE AGUA HIRVIENTE ORDINARIA Y QUE UTILIZA DIOXIDO DE URANIO O CUALQUIER DIOXIDO DE PLUTONIO COMO COMBUSTIBLE. COMPRENDE LAS SIGUIENTES OPERACIONES: PRIMERA, SE DISPONE EL REACTOR, AL PRINCIPIO, CON UNA PROPORCION EN VOLUMEN DE AGUA COMBUSTIBLE DE COMO MAXIMO UN 1,85; SEGUNDA, VARIAS VARILLAS DE COMBUSTIBLE CON UN BAJO CONTENIDO DE MATERIAL FISIONABLE, PERTENECIENTES A UN DETERMINADO PAQUETE DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE , SE REEMPLAZAN POR VARILLAS DE COMBUSTIBLE CON UN CONTENIDO MAS ALTO DE MATERIA FISIONABLE; Y POR ULTIMO, VARIAS VARILLAS DE COMBUSTIBLE, PERTENECIENTES AL MISMO PAQUETE DE VARILLAS , QUE SUSTITUYEN POR TUBOS LLENOS DE AGUA.
PERFECCIONAMIENTOS INTRODUCIDOS EN UN DISPOSITIVO DE AGARRE PARA USO EN PARTICULAR CON ELEMENTOS COMBUSTIBLES Y BARRAS DE REGULACION DE UN REACTOR NUCLEAR.
(16/10/1977). Solicitante/s: FRIED. KRUPP GESELLSCHAFT MIT BESCHKANKTER HAFTUNG.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN REACTORES NUCLEARES CON DISTANCIADOR PARA LAS BARRAS DE COMBUSTIBLE.
(01/07/1977). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN CENTRALES ELECTRO-NUCLEARES.
(01/10/1976). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT.
Resumen no disponible.
PERFECCIONAMIENTOS EN PILAS DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES PARA CENTRALES ELECTRO NUCLEARES.
(16/04/1975). Solicitante/s: KRAFTWERK UNION, A. G..
Perfeccionamientos en pilas de elementos combustibles para centrales electro-nucleares, caracterizados porque en la zona de la corona de la pila se prevé por una parte adicionalmente a la salida que con duce hacia el lado de aspiración de las bombas de circulación, un rebose, para el nivel del agua como mínimo en dos paredes opuestas de la pila, y por otra se disponen canales de aire de admisión y de salida de manera que por insuflado plano y opuesto de aire sobre la superficie del agua, y por retirada en la superficie del agua se produce y se mantiene una cortina de aire por encima del nivel del agua.
PERFECCIONAMIENTOS EN LA CONSTRUCCION DE DISPOSITIVOS DE EVACUACION DE LOS PRODUCTOS DE FISION PARA REACTORES NUCLEARES.
(16/10/1970). Ver ilustración. Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE.
Resumen no disponible.
