CIP-2021 : G21C 17/112 : Medida de la temperatura.
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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 17/00 Monitorización; Ensayos.
G21C 17/112 · · Medida de la temperatura.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Reactor nuclear, procedimientos de montaje y de sustitución de conductos de termopar, conjunto para la implementación de los procedimientos.
(13/05/2020). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: CAHOUET,LAURENT, MAGAIN,BRUNO, SCALVINI,ALAIN.
Reactor nuclear que comprende:
- una vasija ;
- elementos de combustibles nucleares , que forman un núcleo dispuesto en la vasija ;
- una placa de soporte , dispuesta en la vasija por encima del núcleo ;
- una pluralidad de conductos de termopar dispuestos en la vasija y que atraviesan la placa de soporte a través de orificios dedicados;
- elementos de soporte proporcionados para mantener en su posición los conductos de termopar , estando cada elemento de soporte rígidamente fijado a la placa de soporte , estando al menos un conducto de termopar fijado a cada elemento de soporte ;
caracterizado por que cada elemento de soporte incluye un pie rígidamente fijado a la placa de soporte ,
un cabezal al que está fijado el o cada conducto de termopar , y una conexión desmontable del cabezal al pie.
PDF original: ES-2796400_T3.pdf
Procedimiento de control de la dilución de boro durante una parada de un reactor.
(03/07/2019) Un procedimiento de control de un cambio en las concentraciones de boro en un sistema refrigerante de un reactor como resultado de un cambio de la reactividad durante una parada de una planta nuclear que comprende las etapas de:
controlar una señal de salida representativa de una tasa de cuentas de un detector de neutrones de intervalo de fuente ubicado fuera de un recipiente del reactor dentro de la proximidad de un núcleo de un reactor, como una función del tiempo, durante la parada de la planta nuclear;
controlar una temperatura de un refrigerante dentro del sistema refrigerante de un reactor en función del tiempo;
generar una señal de compensación…
Dispositivo de estanqueidad entre un tubo y una columna que lo atraviesa, su procedimiento de montaje.
(20/03/2019) Dispositivo de estanqueidad destinado a ser fijado contra un borde de extremo de un tubo y contra una columna que debe atravesar según un eje (A) de la columna una abertura del tubo , delimitada por este borde , comprendiendo el dispositivo una base que tiene un cruce para el paso axial de la columna , un primer órgano de estanqueidad apto para ser activado para ser presionado contra la columna en el cruce , un cuerpo que rodea alrededor del eje (A) una cavidad para recibir el borde del tubo y un segundo órgano de estanqueidad destinado a ser presionado contra el borde del tubo en la cavidad , comunicando el cruce axialmente con la cavidad ,
caracterizado por que el dispositivo comprende asimismo un anillo de apriete, y por que el cuerpo comprende…
Procedimiento y sistema para medir una temperatura y nivel de líquido en piscina de combustible agotado sin alimentación eléctrica externa.
(21/06/2017). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: GINSBERG,ROBERT JOSEPH, BASS,JOHN ROBERT.
Un sistema adecuado para medir la temperatura y nivel de líquido de una piscina de combustible agotado, comprendiendo el sistema de medición:
un cable , adecuado para montarse verticalmente a lo largo de una pared (10a) lateral de la piscina de combustible agotado;
una pluralidad de termopares (TC1-TCn) unidos al cable, estando los termopares verticalmente separados entre sí y configurados para tomar mediciones de temperatura; y
medios dispuestos para comparar las mediciones de temperatura y deducir un nivel de líquido en la piscina de combustible agotado basándose en la comparación de las temperaturas; caracterizado porque el sistema se dispone para ser activado por el calor ambiental del agua en la piscina de combustible agotado y el aire por encima de la piscina de combustible agotado.
PDF original: ES-2634794_T3.pdf
(29/10/2014) Un termómetro gamma óptico , que comprende:
un tubo exterior
una masa de metal dispuesta en el interior del tubo de tal manera que la masa de metal está térmicamente aislada de un entorno ambiental, teniendo la masa de metal una temperatura proporcional a un flujo gamma en el interior de un núcleo de un reactor nuclear; el termómetro gamma óptico está caracterizado por
un cable de fibra óptica dispuesto al menos parcialmente en el interior del tubo, teniendo el cable de fibra óptica un núcleo de fibra que se extiende a lo largo de un eje largo y un revestimiento de la fibra que cubre circunferencialmente el núcleo de fibra para la medición de la temperatura de la masa de metal sin necesidad de utilizar un termopar,…
Conjunto que comprende un primer conducto y un segundo conducto conectados por un dispositivo de conexión.
(15/10/2014) Dispositivo de conexión de por lo menos un primer conducto y un segundo conducto , comprendiendo el dispositivo de conexión:
- un tubo fileteado exteriormente que se extiende según un eje de tubo (C-C), destinado a recibir un segundo conducto que se extiende en el interior del tubo ;
- una pieza de conexión fijada a un extremo (44A) del tubo , extendiéndose la pieza de conexión según el eje del tubo (C-C) y estando indexada angularmente con respecto al tubo , comprendiendo la pieza de conexión un orificio que atraviesa axialmente la pieza de conexión ; y
- una tuerca de mantenimiento roscada en el tubo y que mantiene axialmente la pieza de conexión con respecto al tubo , comprendiendo la tuerca de mantenimiento …
APARATO GRADUAL DE SEGURIDAD Y METODO PARA DETECTAR UNA VARILLA DESPRENDIDA Y TERMOPARES DE SALIDA DE MAL FUNCIONAMIENTO EN UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA.
(16/03/1998). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: IMPINK, ALBERT JOSEPH, JR., HEIBEL, MICHAEL DAVID, MORITA, TOSHIO, CALVO, RAYMOND.
UN SISTEMA DE GRADUAL DE SEGURIDAD Y SISTEMA DE DETECCION DE VARILLA DESPRENDIDA PARA UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA (PWR) UTILIZA TERMOPOLARES DE SALIDA DE NUCLEO DISPUESTOS EN MULTIPLES TRENES Y RTDS DE PATAS CALIENTE Y FRIA PARA GENERAR UNA SEÑAL DE DETENCION DE VARILLA GRADUAL DE SISTEMA DE SEGURIDAD. EL SISTEMA GENERA A PARTIR DE LAS SEÑALES DE TEMPERATURA UNA DESVIACION RELATIVA DE POTENCIA (RD) Y UN INDICE DE CURVATURA (CI), QUE ES EL SEGUNDO DERIVADO ESPACIAL DE RD PARA CADA CONJUNTO DE COMBUSTIBLE . LAS SIGNATURAS CI NO PROPORCIONAN SOLO UNA DETECCION FIABLE Y RAPIDA DE VARILLAS DE CONTROL DESPRENDIDAS SINO TAMBIEN IDENTIFICAN TERMOPARES AVERIADOS Y QUE FALLAN.
MONITOR DE LIMITES TERMICOS AUTOMATIZADO.
(01/01/1996) UN MODELO CALCULADO DE DISTRIBUCION EN ESPACIO DE POTENCIA DISPONIBLE DEL REACTOR SE LEE PERIODICAMENTE A LA MEMORIA DEL ORDENADOR BASADA EN EL MICROPROCESADOR Y SE RETIENE EN MEMORIA EN TRES MATRICES DIMENSIONALES. ESTA RETENCION SE PRODUCE ENTRE ACTUALIZACIONES REGULARES DEL ORDEN DE CADA DOS MINUTOS. EL REACTOR ESTA CONVENCIONALMENTE MONITORIZADO EN GRUPOS DE 16 PAQUETES DE COMBUSTIBLE CADA UNO. CADA GRUPO DE 16 PAQUETES SE MONITORIZA EN CUANTO A SU FLUJO DE NEUTRONES TERMICOS MEDIANTE CUATRO CADENAS VERTICALES DE MONITORES DE GAMA LOCAL DE POTENCIA, TENIENDO CADA CADENA UNO DE LOS CUATRO MONITORES DE POTENCIA SITUADO EN CUATRO ELEVACIONES DIFERENTES, QUE EXTIENDEN LA ALTURA DEL NUCLEO ACTIVO. CADA GRUPO DE PAQUETES SE CONTROLA POR CUATRO VARILLAS…
(01/06/1959). Ver ilustración. Solicitante/s: A.E.I. JOHN THOMPSON NUCLEAR ENERGY COMPANY LIMITED.
Resumen no disponible.
