(01/01/2020). Solicitante/s: Grand Abyss LLC. Inventor/es: MURDOCH,LAWRENCE C, ROBINOWITZ,MARVIN, GERMANOVICH,LEONID.

Un método para eliminar desechos nucleares, donde el método comprende los pasos de: i) mezclar una corriente de desechos, que incluye un desecho radiactivo con un líquido para producir un fluido denso con una densidad mayor que la densidad de una formación rocosa para causar una tendencia absoluta de que el fluido viaje hacia abajo: ii) bombear el fluido denso en una cadena de tubos de un orificio de inyección en dicha formación rocosa; y iii) el fluido denso después del paso (ii) que sale, a través de una perforación en una carcasa, del orificio de inyección que se encuentra a una profundidad predeterminada para permitir que dicho fluido denso fracture verticalmente los estratos de roca circundantes y continúe propagando la fractura verticalmente hacia abajo hasta que dicho fluido denso está inmovilizado.

PDF original: ES-2767448_T3.pdf

(05/04/2017). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES. Inventor/es: ARGOUD, JEAN-CLAUDE, BONTEMPS,VIRGINIE.

Elemento para el almacenamiento de combustible nuclear, que contiene al menos un alojamiento de eje longitudinal (X) destinado a disponerse horizontalmente para recibir un estuche cargado de combustible nuclear, unos primer y segundo extremos longitudinales provistos de pasos para acceder al alojamiento y medios de ventilación; caracterizado porque dichos pasos se cierran de manera estanca por tapones extraíbles y porque los medios de ventilación contienen un canal de refrigeración que rodea el alojamiento y aislado de dicho alojamiento de manera estanca, y orificios de ventilación realizados en las primera y segunda caras del elemento y que desembocan en dicho canal de refrigeración.

PDF original: ES-2638052_T3.pdf

(02/11/2016). Solicitante/s: Správa úlozist radioaktivnich odpadú. Inventor/es: SLOVAK,JIRI, DOHNALKOVA,MARKETA.

Un sistema de pozos de almacenamiento para el almacenamiento de combustible nuclear gastado, consistente en al menos un corredor horizontal desde el cual parte al menos un sistema de almacenamiento caracterizado por consistir en un pozo guía de caracterización inclinado y un pozo de almacenamiento inclinado de mayor diámetro , excavado en la línea central del citado pozo guía de caracterización , con un ángulo de inclinación idéntico por debajo del nivel horizontal, en el cual la longitud del pozo guía de caracterización excede de la del pozo de almacenamiento , y en el cual en dicho pozo se coloca al menos un depósito de almacenamiento para recibir el 10 combustible nuclear gastado.

PDF original: ES-2609602_T3.pdf

(28/10/2016). Solicitante/s: BENITO YGUALADOR, Fco. Javier. Inventor/es: BENITO YGUALADOR,Fco. Javier.

Sistema de eliminación definitiva de residuos nucleares. Sistema de eliminación de los residuos nucleares mediante su expulsión de la órbita terrestre, enviándolos al sol o a planetas donde las condiciones de gravedad, presión y temperatura los absorberán destruyéndolos de forma definitiva. La expulsión se realiza empleando aerostatos y naves recuperables, además de los cohetes de expulsión y control fuera de la órbita terrestre.

PDF original: ES-2588018_A1.pdf

PDF original: ES-2588018_B1.pdf

(05/10/2016). Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: MEIERL,HANS-PETER.

Instalación para el tratamiento de una mezcla (G) de agua y sólidos (F) que se produce en una instalación nuclear en el corte por chorro de suspensión de agua y abrasivo, con una tubería de alimentación para la alimentación de la mezcla (G) que se produce en el corte por chorro de suspensión de agua y abrasivo, caracterizada por una pluralidad de tuberías de salida conectadas una en paralelo a la otra, conectadas respectivamente mediante una válvula con la tubería de alimentación , estando conectada cada tubería de salida con un recipiente asignado solo a esta, provisto de un filtro , y estando conectado cada recipiente con una estación de bombeo asignada solo a él, para la aspiración del agua (W) que pasa por el filtro.

PDF original: ES-2609008_T3.pdf

(14/09/2016). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: LOEWEN,Eric P, DOOIES,BRETT J, BERGER,JOHN F.

Un procedimiento de procesado de un refrigerante tras un accidente de un reactor nuclear que comprende: filtrar un refrigerante usando un primer sistema de filtración para generar un primer material filtrado; filtrar del refrigerante filtrado usando un segundo sistema de filtración para generar un segundo material filtrado, siendo el segundo sistema de filtración diferente del primer sistema de filtración ; transferir el primer material filtrado a un primer contenedor de tratamiento de residuos para convertir el primer material filtrado en un primer producto de residuo (80a) para una eliminación permanente; y transferir el segundo material filtrado a un segundo contenedor de tratamiento de residuos para convertir el segundo material filtrado en un segundo producto de residuo (80b) para una eliminación permanente; en el que el segundo sistema de filtración comprende un lecho de humato.

PDF original: ES-2599158_T3.pdf

(25/05/2016). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC GERMANY GMBH. Inventor/es: STROHMAYER,THOMAS, DEMTRÖDER,DOMINIK, WEINTRAGER,UDO.

Dispositivo de limpieza de pileta de instalación nuclear, que comprende - una plataforma flotante que puede flotar en el agua con cuerpos ascensionales , - un dispositivo de accionamiento para desplazar la plataforma flotante sobre la superficie de una pileta de instalación nuclear a ser limpiada, llena de agua, - un dispositivo de descenso unido a la plataforma flotante , - una bomba que se puede ascender y descender verticalmente a través del dispositivo de descenso con un tubo de succión unido a la bomba por su primer extremo para limpiar el fondo de la pileta de instalación nuclear , - un dispositivo de control remoto para controlar por remoto, al menos, el dispositivo de accionamiento y el dispositivo de descenso.

PDF original: ES-2640894_T3.pdf

(10/01/2013). Ver ilustración. Solicitante/s: LEIVA GUZMAN, Juan Cristobal. Inventor/es: LEIVA GUZMAN,Juan Cristobal.

Sistema modular de construcción subterránea con medios de alta seguridad para instalaciones, preferentemente, de una planta nuclear, el que va acrecentando los niveles de seguridad a medida que se avanza en profundidad y posee condiciones mejoradas de seguridad que impiden o reducen la avería de dichas instalaciones por causas intencionales, tal como atentados terroristas, ataques bélicos, o similares, sucesos climáticos o naturales, como terremotos, huracanes, tsunamis, incendios, etc. y que se constituye como un sarcófago hermético en sí misma desde el momento en que la planta nuclear deja de funcionar o por averías de repercusiones de desastre; el sistema está conformado por un módulo de acceso principal ; un módulo de transferencia y control ; un módulo conector y de extensión de la profundidad de la instalación ; un módulo de cierre temporal de alta seguridad y un módulo principal contenedor , el que presenta un dispositivo de cierre permanente de alta seguridad.

(01/03/2006). Ver ilustración. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: LISSON, JOHANN, KLEINSCHROTH, KARL-HEINZ, GRIGAT, ROBERT, BLINN, KLAUS.

LA INVENCION PRETENDE PROPORCIONAR UN INTERMEDIO FIABLE Y ALMACENAMIENTO FINAL DE RESINA (I) DE INTERCAMBIO DE IONES Y DE GRANO GRUESO, PROCEDENTE DE UNA INSTALACION NUCLEAR, REDUCIENDO LA PROPIEDAD DE HINCHAMIENTO. PARA ELLO, EL DISPOSITIVO DE LA INVENCION PARA TRATAR LA RESINA DE INTERCAMBIO DE IONES (I) COMPRENDE UN MOLINO DE DISCO , QUE SIRVE PARA MOLER LA CITADA RESINA DE INTERCAMBIO DE IONES (I).

(16/12/2000). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: HAAS, ERNST.

LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCEDIMIENTO PARA PROCESADO DE PARTES METALICAS, QUE ESTAN CONTAMINADAS POR URANIO REACTIVO. PARA ELLO SE FUNDEN LAS PARTES METALICAS, DE TAL MODO QUE FORMAN UNA COLADA Y ESCORIA. LAS PARTES METALICAS, LA COLADA Y/O LA ESCORIA SON MEZCLADAS CON URANIO EMPOBRECIDO EN U 235. SE HA PREVISTO QUE EL URANIO EMPOBRECIDO EN U 235 SEA AÑADIDO EN FORMA DE VIDRIO DE URANIO.

(01/05/2000). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: DARDAINE, MICHEL.

UN MATERIAL DE COLMATAJE, UTILIZABLE PARTICULARMENTE SOBRE UN LUGAR DE ALMACENAMIENTO DE DESECHOS RADIACTIVOS, COMPRENDE UNA MEZCLA DE GRANULADOS (29A, 29B, 29C), DE DIMENSIONES MAXIMAS A LO SUMO IGUALES A APROXIMADAMENTE 10 MM, Y DE ARIDOS O BLOQUES DE GEOMETRIA TRIDIMENSIONAL DEFINIDA. LOS BLOQUES SE OBTIENEN POR COMPACTACION DE UN POLVO DE ARCILLA CUALQUIERA O ESMECTITICA EN UNA MAQUINA DE RUEDAS TANGENCIALES EQUIPADAS CON ZUNCHOS. LOS ARIDOS (29A, 29B, 29C) FORMADOS DE TRES LORES DE GRANULOMETRIA INFERIOR A 3 MM, COMPRENDIDA ENTRE 3 Y 6 MM Y COMPRENDIDA ENTRE 6 Y 10 MM, SE OBTIENEN POR TRITURACION DE UNA PARTE DE LOS BLOQUES Y TAMIZADO DE LOS ARIDOS OBTENIDOS.

(01/07/1999). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: DUBOURG, MICHEL.

LA BARRA DE CONTROL LLEVA BOLAS DE RODAMIENTO (7A) DE ALEACION DE COBALTO MONTADAS Y ENGASTADAS CADA UN EN UN ALOJAMIENTO DE LA BARRA DE CONTROL . SE COLOCA LA BARRA DE CONTROL BAJO AGUA EN UNA PISCINA, SE REALIZA EL DESENGASTE Y LA EXTRACCION DE CADA UNA DE LAS BOLAS (7A) DE LA BARRA DE CONTROL DE SU ALOJAMIENTO, SE RECUPERAN LAS BOLAS EXTRAIDAS EN UN CONTENDOR COLOCADO BAJO AGUA EN LA PISCINA Y SE SACA LA BARRA DE CONTROL DE LA PISCINA PARA COLOCARLA EN UNA ZONA DE ALMACENAMIENTO EN EL EXTERIOR DE LA PISCINA. LA INVENCION SE REFIERE TAMBIEN A UNA INSTALACION DE ALMACENAMIENTO QUE LLEVA UN DISPOSITIVO DE DESENGASTE CUYO SOPORTE (10A) DESCANSA Y SE FIJA SOBRE LA BARRA DE CONTROL EN EL INTERIOR DE LA PISCINA.

(16/06/1999). Solicitante/s: BRITISH NUCLEAR FUELS PLC. Inventor/es: LI, LIN, SPENCER, JULIAN TIMOTHY BRITISH NUCLEAR FUELS PLC.

SE PRESENTA UN METODO DE ELIMINACION DE LA SUPERFICIE DE UN OBJETO DE UNA SUSTANCIA CONTAMINADA ENTERRADA EN UNA SUSTANCIA ORGANICA SOBRE LA SUPERFICIE DEL OBJETO. EL METODO INCLUYE LA APLICACION DE UN RAYO LASER SOBRE LA SUSTANCIA ORGANICA PARA PROVOCAR UN CAMBIO QUIMICO DEL MATERIAL ORGANICO O LA ELIMINACION DIRECTA DEL MATERIAL ORGANICO POR EL CAMBIO QUIMICO GENERADO POR EL RAYO LASER.

(16/06/1999). Solicitante/s: R.T.C. REALISATIONS TECHNIQUES ET COMMERCIALES. Inventor/es: GRANDSIRE, PHILIPPE.

PROCEDIMIENTO E INSTALACION PARA EL TRATAMIENTO DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS EN FORMA DE LODOS, CENIZAS, CONCENTRADOS, CORINDON Y DETRITUS VARIOS. LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCEDIMIENTO Y A LA INSTALACION PARA EL TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN FORMA DE LODOS, CENIZAS, CONCENTRADOS, CORINDON Y DETRITUS VARIOS QUE CONSISTEN EN INMOVILIZARLOS MEDIANTE UN LIGANTE HIDRAULICO PARA OBTENER UN BLOQUE SOLIDO DE RESISTENCIA MECANICA DEFINIDA. EL PROCESO SE CARACTERIZA EN QUE SE MEZCLAN VARIOS TIPOS DE RESIDUOS RADIACTIVOS QUE SE DISTINGUEN POR CONTENIDOS EN AGUA DIFERENTES PARA OBTENER UN LODO A TRATAR QUE COMPRENDE UN CONTENIDO DE AGUA OPTIMO QUE CORRESPONDE, SENSIBLEMENTE, A LA CANTIDAD DE AGUA NECESARIA PARA LA HIDRATACION DE LOS COMPONENTES DEL LIGANTE HIDRAULICO PARA ASEGURAR EL ENDURECIMIENTO DE LA MEZCLA.

(01/06/1999). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: DAGOT, LAURENT, BRUNEL, GUY.

LA INVENCION SE REFIERE A UN BLOQUE DE ACONDICIONAMIENTO DE DESECHOS EN POLVO Y UN PROCESO DE FABRICACION DE TAL BLOQUE. EN ESTE BLOQUE,EL POLVO ESTA REVESTIDO EN UN POLIMERO TERMOENDURECIBLE TAL COMO UNA RESINA EPOXI, ESTANDO EL POLVO REVESTIDO DISPERSO EN CEMENTO. ESTE BLOQUE PUEDE COMPRENDEN DE 45 A 55% EN PESO DE DESECHO, DE 18 A 36% EN PESO DE POLIMERO Y DE 14 A 32% EN PESO DE CEMENTO. APLICACION EN EL ACONDICIONAMIENTO DE DESECHOS RADIACTIVOS PARA SU ALMACENAMIENTO.

(01/11/1998). Solicitante/s: ABB ATOM AB. Inventor/es: SALOMON, HEINZ.

EN UN METODO Y UN APARATO PARA EL TRATAMIENTO DE AEROSOLES QUE SE ORIGINAN DURANTE EL TRATAMIENTO DE MATERIALES EN DONDE SE TIENE QUE ENCONTRAR LIQUIDO, Y EN UN SEPARADOR INCLUIDO EN EL PROCESO DE TRATAMIENTO, MEDIANTE EL CUAL SE DISPONE UNA PRESION REDUCIDA EN DICHO SEPARADOR PARA EVITAR LA LIBERACION DE CONTAMINANTES DEL SEPARADOR, LA PRESION REDUCIDA SE DISPONE MEDIANTE UN FLUIDO QUE ES BOMBEADO FUERA DEL SEPARADOR, UN DISPOSITIVO DE SUCCION DE AGUA ES IMPULSADO POR EL FLUIDO BOMBEADO, Y LOS AEROSOLES ASI COMO NADA DE LA ATMOSFERA CIRCUNDANTE QUE PUEDE CONTENER PERDIDAS SON ASPIRADOS FUERA DEL SEPARADOR POR MEDIO DE DICHO DISPOSITIVO DE SUCCION DE AGUA, MEDIANTE LO CUAL LOS AEROSOLES SON CAPTURADOS EN EL LIQUIDO.

(01/10/1998). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: LACOUT, JEAN-LOUIS, CARPENA, JOELLE, AUDUBERT, FABIENNE.

LA INVENCION SE REFIERE AL ACONDICIONAMIENTO DE YODO RADIACTIVO, EN PARTICULAR DE YODO 129, QUE UTILIZA UNA APATITA COMO MATRIZ DE CONFINAMIENTO. ESTA APATITA QUE TIENE FIJADO EL YODO RESPONDE A LA FORMULA (I): (M{SUB,10} (XO{SUB,4}){SUB,6-6X} (PO{SUB,4}){SUB,6X} I{SUB,2}, EN LA QUE M REPRESENTA CD O PB, X REPRESENTA VO AS, I ES YODO RADIACTIVO A ACONDICIONAR Y ES TAL QUE 0 INFERIOR O IGUAL A X INFERIOR O IGUAL A 1. ESTA YODOPATITA PUEDE ESTAR ENVUELTA POR UNA APATITA NO YODADA (39 QUE JUEGA EL PAPEL DE BARRERA FISICA. LA YODOPATITA PUEDE OBTENERSE A PARTIR DE UN COMPUESTO SOLIDO DEL YODO, POR EJEMPLO UN YODURO COMO YODURO DE PLATA O YODURO DE PLOMO, POR REACCION CON UN COMPUESTO DE FORMULA (II): M{SUB,3}(XO{SUB,4}){SUB ,22X}(PO{SUB,4}){SUB ,2X}, O (II) (M{SUB,10} (XO{SUB,4}){SUB,6-6X} (PO{SUB,4}){SUB,6X} Y{SUB,2} EN LAS QUE M, X Y X SON TALES COMO SE DEFINEN ARRIBA, E Y PUEDE REPRESENTA OH, F, CL O O{SUB,1/2}.,.

(16/08/1998). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: LACOUT, JEAN-LOUIS, CARPENA, JOELLE.

EL INVENTO SE REFIERE A UN PROCEDIMIENTO DE TRATAMIENTO DE APATITOS NATURALES PARA SU UTILIZACION EN EL ALMACENAMIENTO DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS. ESTE PROCEDIMIENTO CONSISTE EN PONER EN CONTACTO UN POLO DE APATITO NATURAL CON UNA SOLUCION ACUOSA ACIDA, POR EJEMPLO HCL O HNO3, DILUIDA DURANTE VARIOS SEGUNDOS HASTA 10 MINUTOS. ASI, SE MEJORAN LAS PROPIEDADES FISICOQUIMICAS DEL APATITO NATURAL MODIFICANDO SU COMPOSICION DE SUPERFICIE PARA APROXIMARLA AL HIDROXIAPATITO. ESTE APATITO MODIFICADO PUEDE UTILIZARSE COMO MATERIAL DE LLENADO EN LOS CONTENEDORES DE ALMACENAMIENTO DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS.

(16/01/1998). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: LACOUT, JEAN-LOUIS, CARPENA, JOELLE.

LA INVENCION SE REFIERE A UN PROCESO DE ACONDICIONAMIENTO DE DESECHOS RADIACTIVOS UTILIZANDO APATITAS SILICATADAS COMO MATRIZ DE CONFINAMIENTO. ESTE PROCESO CONSISTE EN INCORPORAR LOS DESECHOS EN UNA MATRIZ DE CONFINAMIENTO A BASE DE APATITA FOSFOSILICATADA QUE RESPONDE POR EJEMPLO A LA FORMULA : M{SUB,R}CA{SUB,X}LN{SUB ,Y}A{SUB,Z}(PO{SUB,4}){SUB ,U}(SIO{SUB,4}) {SUB,6-U}X EN LA QUE M ES UN METAL ALCALINO; LN ES UNA TIERRA RARA, A ES UN ACTINIDO, X ES S{SUP,2-}, 2F{SUP,-}, ECL{SUP,-}, EBR{SUP,-}, 2I{SUP,-} O 2OH{SUP,-} Y U ESTA COMPRENDIDO ENTRE 0 Y 6.

(01/08/1997). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: KERTESZ, CLAUDE, DA SILVA, PATRICE.

LA INVENCION SE REFIERE A UN BLOQUE QUE CONTIENE RESINAS CAMBIADORAS DE IONES CONTAMINADAS CON VISTAS A SU ALMACENAMIENTO, Y SE CARACTERIZA EN QUE LAS RESINAS CAMBIADORAS DE IONES ESTAN INCORPORADAS, TRAS LA SATURACION DE AGUA, EN UNA MATRIZ COMPUESTA CONSTITUIDA DE UN RESINA EPOXIDA HIDROFILA ENDURECIDA Y DE UN CEMENTO ENDURECIDO, ELEGIDO ENTRE LOS CEMENTOS DE ESCORIA DE CLINKER Y LOS CEMENTOS DE ESCORIA Y DE CENIZAS, AÑADIDO AL AGUA NECESARIA PARA LA HIDRATACION DE LOS COMPONENTES DEL CEMENTO.. GRACIAS A LA PRESENCIA DE CEMENTO EN LA MATRIZ COMPUESTA, SE PUEDE LIMITAR LA TEMPERATURA DE NUCLEO DE TALES BLOQUES A 55-63 (GRADOS) C DURANTE SU SEPARACION.

(01/01/1997). Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Inventor/es: LAJUDIE, ALAIN.

LA PRESENTE INVENCION SE REFIERE A UN CESTILLO QUE FORMA SOPORTE DE LOS ELEMENTOS DE UNA BARRERA CONSTRUIDA Y UNAS PINZAS DE MANIPULACION DE ESTE CESTILLO. LA FINALIDAD DE LA INVENCION CONSISTE EN LLEVAR A CABO MEDIOS QUE PERMITAN EL DESPLAZAMIENTO Y LA COLOCACION FACIL DE ELEMENTOS QUE FORMAN UNA BARRERA CONSTRUIDA EN UN POZO O ALJIBE DE ALMACENAMIENTO DE DESPERDICIOS. SE CONSIGUE ESTA FINALIDAD CON AYUDA DE UN CESTILLO QUE FORMA SOPORTE DE LOS ELEMENTOS DE UNA BARRERA CONSTRUIDA, COMPRENDIENDO ESTE CESTILLO UNA VIROLA O CASQUILLO , DEL QUE UNO DE LOS EXTREMOS ESTA PROVISTO DE UN BASAMENTO ANULAR, QUE SE EXTIENDE RADIALMENTE HACIA EL EXTERIOR, SENSIBLEMENTE EN PERPENDICULAR AL EJE LONGITUDINAL (X-X) DE LA CITADA VIROLA, SUSTENTANDO ESTE BASAMENTO O ASIENTO A LOS ELEMENTOS Y DISPONIENDO DE MEDIOS DE POSICIONAMIENTO DE ESTOS ELEMENTOS , COMPRENDIENDO EL CESTILLO ADEMAS MEDIOS DE ENGAVILLADO O APILAMIENTO.

(16/07/1996). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: GUIROY, JEAN-JACQUES, THOUVENOT, REMI.

LOS ELEMENTOS ACTIVADOS INCLUYEN DOS CONSTITUYENTES QUE PRESENTAN CARACTERISTICAS MAGNETICAS DIFERENTES. EL PRIMER CONSTITUYENTE PRESENTA UNA CONSIDERABLE ACTIVIDAD Y EL SEGUNDO CONSTITUYENTE UNA ACTIVIDAD SENSIBLEMENTE INFERIOR. SE REALIZA EL TRITURADO DE LOS ELEMENTOS ACTIVADOS PARA OBTENER FRAGMENTOS UNITARIOS CONSTITUIDOS CADA UNO PRINCIPALMENTE POR EL PRIMERO O SEGUNDO CONSTITUYENTE. SE SEPARA Y SE DIRIGE POR MEDIOS MAGNETICOS LOS FRAGMENTOS CONSTITUIDOS POR EL PRIMER CONSTITUYENTE HACIA UN PRIMER PUESTO DE DESCARGA Y DE ALMACENAJE Y LOS FRAGMENTOS CONSTITUIDOS PRINCIPALMENTE POR EL SEGUNDO CONSTITUYENTE HACIA UN MEDIO DE TRANSPORTE CONTINUO . SE REALIZA UNA DETECCION DE FRAGMENTOS DEL PRIMER CONSTITUYENTE SOBRE EL MEDIO DE TRANSPORTE CONTINUO . SE EVACUA HACIA EL SEGUNDO PUESTO DE DESCARGA Y DE ACONDICIONAMIENTO LOS FRAGMENTOS DEPOSITADOS SOBRE EL MEDIO DE TRANSPORTE CONTINUO EN EL CASO DE QUE NO SE DETECTE FRAGMENTOS DEL PRIMER CONSTITUYENTE SOBRE EL MEDIO DE TRANSPORTE.

(01/04/1996). Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT. Inventor/es: HAAS, ERNST, BEYER, HELLMUTH, DR.

EL INVENTO CONSISTE EN UN DEPOSITO DE RESIDUOS, ESPECIALMENTE RADIOACTIVOAS, EN QUE LOS ESPACIOS INTERMEDIOS ENTRE LOS RESIDUOS LLENADOS SE RELLENAN CON MATERIAL DE RELLENO. ESTA PREVISTO QUE EL MATERIAL DE RELLANO SEA UN MATERIAL QUE SE MEZCLE, EN QUE SE INCLUYE SUSTANCIAS PERJUDICIALES GASEOSAS, ESPECIALMENTE GASES RADIOACTIVOS. MATERIALES DE RELLENO HABITUALES SON ROCAS, SAL O MINERAL. PARA MEJORAR LA CAPACIDAD DE RETENCION DEL MATERIAL DE RELLENO CON RESPECTO A LOS GASES SE MEZCLA AL METERIAL DE RELLENO POR EJEMPLO COQUE DE PIROLISIS. UN COMPONENTE ADECUADO ES EL 20% DE PESO DE COQUE DE PIROLISIS. EN LUGAR DE COQUE DE PIROLISIS PUEDE MEZCLARSE UN RESIDUO SOLIDO DE LA HIDROPIROLISIS DE CARBONO, UN RESIDUO SOLIDO DE LA CONSUMICION DE PIZARRA BITUMINOSA O CARBON ACTIVO EN EL MATERIAL DE RELLENO.