CIP-2021 : G21D 3/08 : Regulación de diferentes parámetros en la instalación.
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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 3/08 · Regulación de diferentes parámetros en la instalación.
CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.
Sistema y método de reducción de una fuente de radiación para una central de energía atómica.
(05/06/2019). Solicitante/s: The Japan Atomic Power Company. Inventor/es: UEYAMA,YUTAKA, SUGINO,WATARU.
Un sistema de reducción de una fuente de radiación para una central de energía nuclear, que comprende una unidad de inyección de un agente dispersante para inyectar un agente dispersante en un refrigerante de un sistema refrigerante de la central de energía nuclear, y en el cual el agente dispersante es ácido poliacrílico, y el peso molecular medio del ácido poliacrílico es de 16.000 o 26.000 y la concentración del ácido poliacrílico es de 50 ppb o 1 ppm.
PDF original: ES-2715649_T3.pdf
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…
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,…
Método para inhibir la adhesión de una sustancia radiactiva.
(04/06/2014) Un método para suprimir la adhesión de una sustancia radiactiva , que comprende:
la eliminación de una película de óxido formada sobre una superficie (32A) de un material metálico que forma un miembro estructural de una planta nuclear, mediante un tratamiento de descontaminación químico, a continuación el depósito de óxido de titanio como sustancia para suprimir la adhesión de la sustancia radiactiva directamente sobre la superficie (32A) de un material metálico que forma un miembro estructural de una planta nuclear, mediante la pulverización de un líquido en suspensión del óxido de titanio sobre la superficie (32A) del material metálico, y
a continuación el mantenimiento del óxido de titanio a 80 °C o superior.
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 PARA MEJORAR EL RENDIMIENTO DEL CICLO TÉRMICO EN LAS CENTRALES NUCLEARES.
(16/09/2013) Procedimiento para mejorar el rendimiento del ciclo térmico en las centrales nucleares.
Procedimiento para incrementar la eficiencia de la generación eléctrica en centrales nucleares de agua a presión, que comprende etapas de sobrecalentamiento de vapor principal y recalentamiento del vapor recalentado mediante un circuito auxiliar, donde las corrientes para el sobrecalentamiento y el recalentamiento funcionan en paralelo.
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR EN ESTADO INESTABLE.
(16/05/2004) PARA PODER AMORTIGUAR UN ESTADO TRANSITORIO INESTABLE DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION SE MIDE EL FLUJO DE NEUTRONES OSCILANTE, Y DESPUES DE REBASAR UN PRIMER VALOR LIMITE SE DETERMINA A LO LARGO DE VARIOS PERIODOS DE OSCILACION LA VELOCIDAD DE ACELERACION DE LA OSCILACION. EN FUNCION DE LA VELOCIDAD DE ACELERACION Y DESPUES DE REBASAR OTRO VALOR LIMITE (QUE EN ESPECIAL DEPENDE DE LA VELOCIDAD DE ACELERACION) SE TOMAN PARA EL FLUJO OSCILANTE UNA SELECCION DE DIVERSAS ESTRATEGIAS DE ESTABILIZACION QUE PROVOCAN UNA AMORTIGUACION PRECOZ DE LA OSCILACION ANTES DE QUE SEA NECESARIO RECURRIR A UN SCRAM. SE DISPONE DE UNA JERARQUIA DE MEDIDAS DE ESTABILIZACION: BLOQUEAR UN AUMENTO DE POTENCIA EN EL MANDO, REDUCCION LENTA Y CONTROLADA DE LA POTENCIA, REDUCCION RAPIDA DE LA POTENCIA MEDIANTE…
PROCEDIMIENTOS DE CONTROL DE LA PRESION DE SISTEMA DE REACTOR, POR MODULACION DE POTENCIA DE NUCLEO DEL REACTOR.
(01/10/2001) Procedimientos de control de la presión de sistema de reactor, por modulación de potencia de núcleo del reactor. Un procedimiento de control en un sistema , que posee una turbina-generador y un BWR , que modula la potencia térmica del núcleo del reactor mientras mantiene las válvulas de control de turbina principal en una posición estable constante. La potencia térmica del núcleo puede ser ajustada mediante el ajuste de la densidad de barra de control en el interior del núcleo de reactor, o mediante el ajuste de la velocidad de flujo a través del reactor que puede ser realizada mediante la modulación de la velocidad de bombas de recirculación de frecuencia variable, o mediante la modulación de válvulas de control de flujo de recirculación. El procedimiento…
SISTEMA DE REGULACION DE BANDA DE ENERGIA Y METODO PARA REACTORES NUCLEARES.
(16/06/1995) PARA DETECTAR LA APLITUD DEL FLUJO MAGNETICO Y LAS OSCILACIONES DEL FLUJO DE NEUTRONES EN UNA ZONA LOCALIZADA DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR INDUCIDO POR INESTABILIDADES TERMO-HIDRAULICAS, REGULACION DE ORDENES DE BANDAS DE ENERGIA LOCAL (LPRM)=LOCAL POWER RANGE MONITORING), DISTRIBUIDAS RADIALMENTE EN EL NUCLEO Y DISPONIENDO DE UNA SERIE DE DETECTORES DE FLUJO DE NEUTRONES, ESPACIADOS VERTICALMENTE, SON ASIGNADOS INDIVIDUALMENTE A CELULAS DE CONTROL DE OSCILACIONES DE ENERGIA OPRM(OSCILLATION POWER RANGE MONITORING), DISTRIBUIDAS RADIALMENTE EN EL NUCLEO. GRUPOS DE CELULAS OPRM, SON TRANSFERIDAS A DIFERENTES CANALES OPRM, EN BASE A SUS SITUACIONES GEOGRAFICAS. LAS CADENAS DE…
PROCEDIMIENTO PARA LA DETERMINACION DEL REPARTO DE LA POTENCIA EN EL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO PARA LA CALIBRACION DE LOS DETECTORES NEUTRONICOS EN TORNO AL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/02/1995). Solicitante/s: FRAMATOME. Inventor/es: ANIERE, PATRICK.
LA POTENCIA NUCLEAR MEDIA Y LA DIFERENCIA AXIAL DE POTENCIA EN EL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR SE DETERMINAN, EN UN SISTEMA DE DETERMINACION , A PARTIR DE SEÑALES SUMINISTRADAS POR DOS DETECTORES ALTO Y BAJO , POR MULTIPLICACION DE CADA UNA DE ESTAS SEÑALES POR UN TERMINO DE SENSIBILIDAD EN UN MULTIPLICADOR QUE PRECEDE A UN ORGANO DE TRATAMIENTO MATRICIAL . EN EL CALIBRADO DE ESTE SISTEMA CON AYUDA DE UN SISTEMA DE MEDIDA DE REFERENCIA INTRODUCIDO EN ESTE NUCLEO, SOLO SE MODIFICAN ESTOS TERMINOS DE SENSIBILIDAD, LO QUE EVITA TENER QUE MODIFICAR LA CONFIGURACION DE FUNCIONAMIENTO DEL NUCLEO. LA INVENCION SE APLICA A LA INDUSTRIA NUCLEAR.
CALIBRACION DE UN PREDICTOR DE PARAMETROS DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.
(16/12/1992). Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: MORITA, TOSHIO, GROBMYER, LOUIS RICHARD, IMPINK, JR, ALBERT JOSEPH, MILLER, RENO WADE.
EL CALIBRADOR PARA UN PREDICTOR DEL NUCLEO DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION (PWR) UTILIZA UNA EXPRESION DE DISTRIBUCION PARA EL FACTOR DE TORSION TRANSVERSAL, EN UN MODELO DE DIFUSION DE UNA DIMENSION, EL CUAL TIENE COEFICIENTES CON UN BALANCE DE ELECTRONES GLOBAL Y UN CONJUNTO DE PARAMETROS DE CARACTERIZACION DE LA DISTRIBUCION DE ENERGIA QUE INCLUYEN UNA SEPARACION AXIAL, PINCH AXIAL, CUARTA AXIAL Y QUINTA AXIAL. LOS COEFICIENTES SE AJUSTAN PERIODICAMENTE INCREMENTANDOSE EN UNO CON EL MODELO CON LOS VALORES MEDIDOS DE POSICION DE NIVEL, NIVEL DE ENERGIA DEL REACTOR, TEMPERATURA DE ENFRIAMIENTO Y CONCENTRACION DE BORO HASTA QUE LOS PARAMETROS DE CARACTERIZACION DE DISTRIBUCION DE ENERGIA CALCULADOS A PARTIR DE UNA DISTRIBUCION DE ENERGIA GENERADA POR EL MODELO ESTA DENTRO DE TOLERANCIAS DETERMINADAS, DE LAS CUALES UNA ES LA MEDIDA DE DISTRIBUCION DE ENERGIA GENERADA POR DETECTORES DEL NUCLEO, MOVILES O FIJOS.
PERFECCIONAMIENTOS EN LOS SISTEMAS DE VIGILANCIA DE LAS CONDICIONES OPERATIVAS DE UN REACTOR.
(16/07/1986). Solicitante/s: THE BABCOCK & WILCOX COMPANY.
SISTEMA DE VIGILANCIA GLOBAL EN LAS CONDICIONES OPERATIVAS DE UN REACTOR. CONSTA DE: UN RECIPIENTE DE REACTOR NUCLEAR QUE TIENE UN NUCLEO DE REACTOR, UNA PLURALIDAD DE VARILLAS O BARRAS DE CONTROL INSERTADAS DENTRO DEL NUCLEO Y UNA SARTA DE DETECTORES DENTRO DEL NUCLEO Y UN SISTEMA DE VISUALIZACION DE MARGEN DE MAXIMAS DE POTENCIA QUE RECIBE LA SALIDA INDICATIVA DE LAS POSICIONES DE LAS BARRAS REGULADORAS DE REACTIVIDAD (RI) Y DE LAS BARRAS CONFORMADORAS DE POTENCIA AXIAL (ASPR) PRODUCIDAS POR UN INDICADOR DE POSICION QUE VIGILA LA POSICION DE LA BARRA Y LA SALIDA DEL DETECTOR DEL FLUJO DE ELECTRONES Y LA SALIDA DE LOS DETECTORES Y UNA PANTALLA.
SISTEMA DE SEGURIDAD PARA UN REACTOR NUCLEAR.
(16/12/1980). Solicitante/s: THE BABCOCK & WILCOX COMPANY.
PROCEDIMIENTO DE VERIFICACION DE UN SISTEMA DE SEGURIDAD PARA UN REACTOR NUCLEAR. CONSISTE EN UTILIZAR UNA COMBINACION EN PARALELO DE MODULOS DE CALCULO, QUE RECIBEN CADA UNO LOS DATOS RELACIONADOS CON UN PARAMETRO PARTICULAR Y PRODUCEN A SU VEZ UNAS FUNCIONES QUE SE SUMAN CONJUNTAMENTE. CADA FUNCION INDIVIDUAL DEL GRUPO DE MODULOS EN PARALELO ESTA CONSTITUIDA, POR TANTO, POR UNA COMBINACION DE UN PARAMETRO UNICO Y DE UN GRUPO DE CONSTANTES, TRANSFORMANDOSE INDEPENDIENTEMENTE CADA PARAMETRO EN UNA FUNCION, DE TAL MANERA QUE SEA POSIBLE EFECTUAR UNA COMPROBACION ENTRE EL PARAMETRO Y LA SALIDA, UTILIZANDO TODOS LOS ESTADOS POSIBLES DEL CITADO PARAMETRO. POR TANTO, EL SISTEMA PUEDE SER VERIFICADO APLICANDO TODOS LOS VALORES POSIBLES DLE PARAMETRO A LA ENTRADA, CON EL FIN DE DETERMINAR QUE TODAS LAS FUNCIONES DE ESTE PARAMETRO, EN UNA SALIDA ANALOGICA, SON CORRESCTAS.
PERFECCIONAMIENTOS EN LOS SISTEMAS DE CONTROL PARA GRUPOS PRODUCTORES DE ENERGIA.
(16/10/1977). Solicitante/s: THE BABOCK & WILCOX COMPANY.
Resumen no disponible.
PROCEDIMIENTO Y APARATO PARA LA LIMPIEZA DE ELEMENTOS DE INSTALACIONES DE CENTRALES NUCLEARES.
(01/04/1975). Solicitante/s: SIEMENS A. G..
Procedimiento para la limpieza de elementos de instalaciones de centrales nucleares, rociados durante el servicio con H20 y D20, respectivamente, en especial para la descontaminación de zonas radioactivamente contaminadas, caracterizado porque, según el principio, de la técnica de chorreado de arena, se chorrean partículas de anhídrido bórico, con ayuda de una corriente de gas comprimido, para el decapado mecánico de las superficies a limpiar hasta la capa de pasivación del material base, disolviendo y eliminando los restos del medio de chorreado por agua de enjuague.
UN MÉTODO DE HACER FUNCIONAR UNA INSTALACIÓN QUE INCLUYE UN REACTOR NUCLEAR ENFRIADO POR GAS.
(16/06/1960). Ver ilustración. Solicitante/s: BABCOCK & WILCOX LIMITED.
Método de hacer funcionar una instalación que incluye un reactor nuclear enfriado por gas, caracterizado por el hecho de que el fluido de trabajo procedente del tambor separador se hace circular a un caudal variable a través del economizador para ajustar la temperatura del refrigerante que entra en el reactor.
