CIP-2021 : G21D 3/06 : que reaccionan ante fallos en el interior de la instalación (en el reactor G21C 9/02).

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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 3/06 · · que reaccionan ante fallos en el interior de la instalación (en el reactor G21C 9/02).

CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.

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…

Sistema de control de parada rápida de reactor nuclear.

(15/01/2020) Un sistema de control de parada rápida de reactor nuclear, que comprende: una válvula piloto de solenoide para parada rápida (VPSPR) que incluye una pluralidad de solenoides (de 122-1 a 122-n) de VPSPR y una pluralidad de terminales (330A, 330B) de alimentación, estando la pluralidad de terminales (330A, 330B) de alimentación configurados para estar acoplados a fuentes (320A, 320B) de alimentación individuales, estando la pluralidad de solenoides (de 122-1 a 122-n) de VPSPR acoplados eléctricamente a respectivos terminales individuales (330A, 330B) de alimentación, de la pluralidad de terminales (330A, 330B) de alimentación, estando cada solenoide (de 122-1 a 122-n) de VPSPR de la pluralidad de solenoides (de 122-1 a 122-n) de VPSPR configurado para estar energizado o desenergizado en función de si se suministra energía eléctrica…

Sistema de parada pasiva y procedimiento de operación de un reactor refrigerado por metal líquido usando el mismo.

(14/03/2018) Un procedimiento de operación de un reactor refrigerado por metal líquido, que comprende: hacer fluir un refrigerante de metal líquido a un flujo a través de un núcleo del reactor refrigerado por metal líquido a través de un tubo que contiene un absorbedor de neutrones, siendo el tubo más largo que una región activa del núcleo, incluyendo el tubo un extremo superior y un extremo inferior, estando el extremo superior del tubo por encima de la región activa del núcleo, estando el extremo inferior del tubo por debajo de la región activa del núcleo, definiendo el tubo una trayectoria de flujo para el…

Sistemas y procedimientos pasivos alternativos de refrigeración de piscina de combustible gastado.

(07/09/2016) Un sistema pasivo de refrigeración para una piscina (5, 5') de combustible gastado en una central eléctrica nuclear, para proporcionar refrigeración en ausencia de un suministro eléctrico desde fuentes del interior de la central y desde fuentes externas, comprendiendo el sistema pasivo de refrigeración, en uso: un hueco que tiene un primer lado y un segundo lado formado, al menos parcialmente, a lo largo de una periferia de la piscina (5, 5') del combustible gastado; el sistema pasivo de refrigeración que comprende, además: un disipador de calor seleccionado del grupo que consiste en una masa de tierra, una masa de hormigón o de otro material utilizado en cimientos o suelos de estructuras…

Procedimiento para el funcionamiento de un sistema de ventilación para el uso durante un incidente grave en una instalación nuclear.

(25/05/2016) Procedimiento para el funcionamiento de un sistema de ventilación para una sala de control transitable por el personal operativo en una instalación nuclear, especialmente un puesto de mando en una central nuclear , con - un conducto de aire entrante que se extiende de una entrada externa a la sala de control y al que están conectados un primer ventilador y una primera columna de adsorción de gases nobles (p.ej. 38), - un conducto de aire de escape que se extiende de la sala de control a una salida externa y al que están conectados un segundo ventilador y una segunda columna de adsorción de gases nobles (p.ej. 48), y - medios de conmutación para intercambiar las funciones de la primera y la segunda columnas de adsorción de gases nobles , estando el primer ventilador dispuesto corriente arriba…

Procedimiento para el abastecimiento de emergencia de una instalación nuclear.

(30/03/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: 123-Eingineering & Innovation GmbH. Inventor/es: MEKISKA,FRANK.

Procedimiento para el abastecimiento de emergencia de una instalación nuclear utilizando una bomba independiente de la instalación nuclear y/o un generador , caracterizado por la utilización de un contenedor de abastecimiento con múltiples dispositivos montados de manera fija y que comprenden, al menos - motor , - generador , - bomba , - tanque de combustible , - transformador , en donde la bomba se integra en un circuito de agua refrigerante de la instalación nuclear y/o la bomba bombea agua refrigerante desde una reserva de agua externa a un circuito de agua refrigerante, o secciones de un circuito de este tipo de la instalación nuclear.

PDF original: ES-2578504_T3.pdf

Producción de energía pasiva durante un apagón de una estación nuclear.

(16/03/2016) Una planta de energía nuclear que tiene un reactor con un refrigerante que circula dentro de un núcleo nuclear fisionable para llevar el calor generado dentro del núcleo a un circuito de utilización para crear trabajo útil, que incluye; un circuito de eliminación de calor residual del refrigerante para disipar el calor residual generado en el núcleo después de que el reactor se haya apagado en el improbable caso de que se encuentre una condición de operación anormal, incluyendo el circuito de eliminación de calor residual del refrigerante: un conducto de eliminación de calor residual para transportar un volumen de un refrigerante desde el núcleo del reactor a través del circuito de eliminación de calor residual, en el que el conducto de eliminación de calor residual incluye una sección no aislada; y un motor térmico que…

SISTEMA DE DESPRESURIZARON PASIVO PARA RECIPIENTES PRESURIZADOS.

(12/11/2015). Ver ilustración. Solicitante/s: ASVAD INT, S.L. Inventor/es: LABORDA RAMI,Arnaldo.

El sistema de despresurización se caracteriza porque comprende una válvula principal provista de un actuador neumático con un muelle de apertura que puede estar conectada por un extremo al un recipiente presurizado que aloja un gas en su interior y por el otro extremo a la atmósfera, definiendo dicho muelle de apertura una presión mecánica predeterminada, de manera que cuando la presión en el interior del recipiente presurizado es mayor que la presión mecánica predeterminada dicha válvula principal está cerrada, y cuando la presión en el interior del recipiente presurizado es menor que la presión mecánica predeterminada dicha válvula principal está abierta, dejando que el gas del recipiente presurizado salga a la atmósfera. No requiere de aporte de energía exterior, lo que le permite responder adecuadamente a su función incluso en escenarios de accidente con pérdida total de energía eléctrica.

CENTRAL NUCLEAR Y SISTEMA DE SEGURIDAD CON ELEMENTO FUSIBLE Y ASCENSOR GRAVITACIONAL.

(23/01/2014). Ver ilustración. Solicitante/s: SERBEX TECNOLOGÍA Y VALORES, S.L. Inventor/es: Larrion,Javier.

Central nuclear y sistema de seguridad con elemento fusible y ascensor gravitacional, estando los edificios de la central sujetos a contaminación enterrados por debajo del nivel del mar y bajo dársenas con agua borada, y disponiendo de un sistema de seguridad exento de componentes eléctrico y electrónicos para actuar ante posible accidentes que comprende, entre otros, medios para la inundación de los edificios de la central con fusibles térmicos y ascensores gravitacionales para el escape de los operarios en caso de emergencia.

PROCEDIMIENTO PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR DE UNA CENTRAL NUCLEAR.

(28/12/2011) Procedimiento para el funcionamiento de un reactor de una central nuclear en el que el reactor encierra un núcleo provisto de una pluralidad de elementos de combustible y una serie de barras de control, en el que cada elemento de combustible incluye una pluralidad de barras de combustible, cada una de las cuales incluye una vaina y combustible nuclear encerrado en un espacio interior formado por la vaina, en el que cada barra de control se puede insertar y extraer de una respectiva posición entre unos respectivos elementos de combustible en el núcleo para influir en la potencia del reactor, en el que el procedimiento incluye las siguientes etapas: hacer funcionar el reactor a una potencia normal durante un estado normal, monitorizando el reactor para la detección de un defecto primario en la vaina de cualquiera de las…

PROCEDIMIENTO DE PROTECCION DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA PRESURIZADA CONTRA LOS FALLOS DE SU DISPOSITIVO DE PARADA DE EMERGENCIA.

(16/11/1992). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: ONFROY, OLIVIER.

EN EL CASO DE UN INCIDENTE EN EL CIRCUITO DE ENFRIAMIENTO SECUNDARIO DE UNA CENTRAL NUCLEAR QUE IMPIDE EL ENFRIAMIENTO DEL AGUA DEL CIRCUITO PRIMARIO EN LOS GENERADORES DE VAPOR COMUNES A ESTOS DOS CIRCUITOS, UNA ORDEN DE PARADA DE EMERGENCIA ES DADA PARA HACER CAER LAS PALANCAS DE CONTROL Y DE PARADA (1A) EN EL NUCLEO (1C) DEL REACTOR. SEGUN EL PRESENTE INVENTO, SI ESTA ORDEN NO ES EJECUTADA, LA SUBSISTENCIA DE UNA POTENCIA NUCLEAR IMPORTANTE COMANDA LA PARADA DE LAS BOMBAS PRIMARIAS . UNA ELEVACION RAPIDA DE LA TEMPERATURA DEL AGUA EN EL NUCLEO PARA EVITAR QUE UNA SOBREPRESION ULTERIOR DETERIORE EL CIRCUITO PRIMARIO. EL INVENTO SE APLICA ESPECIALMENTE EN CENTRALES NUCLEARES ELECTROGENAS.

UN SISTEMA DE CONTROL DE PRESION PARA UN REACTOR DE AGUA PRESURIZADA.

(16/07/1988). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: WILLIAM KISH, NICHOLAS.

UN SISTEMA DE CONTROL DE PRESION PARA UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA PRESURIZADA PARA CERRAR RAPIDAMENTE LAS VALVULAS ASOCIADAS CON EL PRESURIZADOR DE AQUEL TIENE UN DISPOSITIVO DE DETECCION DE TEMPERATURA EN EL CIERRE DE CIRCUITO DE CADA VALVULA Y TUBERIAS DE SUMINISTRO DE AGUA QUE INCLUYEN UNA VALVULA SENSIBLE DE AQUEL PARA CARGAR AGUA EN EL CIERRE DE CIRCUITO AL PRODUCIRSE UN AUMENTO DE TEMPERATURA EN ESTE Y PARA DETENER EL FLUJO DE AGUA EN EL CIERRE DE CIRCUITO AL HABER EN ESTE UNA CAIDA DE TEMPERATURA. EL RAPIDO SUMINISTRO DE AGUA A LOS CIERRES DE CIRCUITO PARA LAS VALVULAS PROTEGE LOS ASIENTOS DE VALVULA CONTRA EL DESGASTE Y LA DEGRADACION Y PROLONGA SU VIDA.

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