CIP-2021 : G21F 9/28 : Tratamiento de sólidos.

CIP-2021GG21G21FG21F 9/00G21F 9/28[1] › Tratamiento de sólidos.

G FISICA.

G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.

G21F PROTECCION CONTRA LOS RAYOS X, RAYOS GAMMA, RADIACIONES CORPUSCULARES O BOMBARDEOS DE PARTICULAS; TRATAMIENTO DE MATERIALES CONTAMINADOS POR LA RADIACTIVIDAD; DISPOSICIONES PARA LA DESCONTAMINACION (protección contra las radiaciones por medios farmacéuticos A61K 8/00, A61Q 17/04; en los vehículos espaciales B64G 1/54; asociada con un reactor G21C 11/00; asociada con un tubo de rayos X H01J 35/16; asociada con un aparato de rayos X H05G 1/02).

G21F 9/00 Tratamiento de materiales contaminados por la radiactividad; Disposiciones a este efecto para la descontaminación.

G21F 9/28 · Tratamiento de sólidos.

CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.

Método de descontaminación de superficies metálicas en un sistema de refrigeración de un reactor nuclear.

(20/11/2019) Un método de descontaminación de superficies metálicas en un sistema de refrigeración de un reactor nuclear, en donde las superficies metálicas están recubiertas con óxidos metálicos que incluyen radioisótopos, y en donde el sistema de refrigeración comprende uno o más bucles primarios que incluyen al menos un bomba de refrigerante del reactor, y un sistema de retirada de calor residual, el método comprende realizar una pluralidad de ciclos de tratamiento, comprendiendo cada uno de los ciclos de tratamiento: a) una etapa de oxidación en donde los óxidos metálicos que incluyen radioisótopos se ponen en contacto con una disolución acuosa de un oxidante de permanganato; b) una etapa de descontaminación en donde los óxidos metálicos sometidos a la etapa de oxidación se ponen en contacto con una disolución acuosa de un ácido orgánico…

Procedimiento para la reducción de la contaminación radiactiva de la superficie de un componente usado en un reactor nuclear.

(23/10/2019). Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: STELLWAG, BERNHARD, SEMPERE BELDA,LUIS, RAMMINGER,UTE.

Procedimiento para la reducción de la contaminación radiactiva de la superficie de un componente usado en un reactor nuclear, que se sitúa en contacto con agua contaminada radiactivamente, en el que sobre la superficie de un componente se genera un film hidrófobo en tanto que la superficie se humedece con una solución acuosa que contiene una sustancia anfifílica formadora de film, donde el film hidrófobo se genera sobre la superficie interior de un componente de un circuito conductor de agua del reactor nuclear y/o a continuación de una descontaminación de circuito parcial o total del circuito, caracterizado porque al menos una sustancia de depósito se aplica sobre la superficie antes de la generación del film hidrófobo.

PDF original: ES-2768617_T3.pdf

APARATO PARA TRATAR RESIDUOS PELIGROSOS Y MÉTODO PARA TRATAR RESIDUOS PELIGROSOS EMPLEANDO DICHO APARATO.

(21/03/2019). Solicitante/s: ZION ING S.A.S. Inventor/es: GUZMÁN HERRERA,Marcela, HINCAPIÉ LENIS,Javier Eduardo, LAGAREJO LLOREDA,David Gustavo.

Aparato comprende reactor pirolítico de plasma, con: cabeza cónica, donde están montados: entradas para residuos peligrosos sólidos, líquidos y gaseosos; primera antorcha de plasma; y primera salida de gases ; cámara de reacción cilíndrica, bajo cabeza , y que comprende: pared lateral con recubrimiento refractario; y fondo , de sección decreciente, para recibir lavas; base , para soportar cabeza y cámara de reacción ; y medios de desalojo, en cámara de reacción y/o en base , para desalojar las lavas. Método comprende, manteniendo primera antorcha encendida, dirigir residuos peligrosos sólidos, líquidos y gaseosos hacia parte central del chorro de plasma de primera antorcha , sin contacto entre los distintos residuos peligrosos. Mediante la invención se mejoran las condiciones de disociación.

Método para monitorizar residuos relevantes generados al desmantelar una planta expuesta a radiación o partes de la misma.

(26/02/2019) Método para monitorizar residuos relevantes que se generan al desmantelar una planta expuesta a radiación o partes de la misma y/o contenedores de depósito o de transporte para tales residuos, en cuyo caso al menos un chip de datos, principalmente un chip de RFID, se dispone respectivamente en un residuo relevante que se genera por el desmantelamiento o desmontaje de la planta o partes de la misma, y/o en un contenedor de depósito o de transporte para dicho residuo, en cuyo caso el chip de datos almacena informaciones sobre el respectivo residuo y/o el respectivo contenedor de depósito o de transporte y las informaciones incluyen la dosis de radiación, el lugar actual y/o el peso del residuo, y se encuentran dispuestas unidades de comunicación estacionarias y/o móviles para escribir y/o leer los chips de datos en diferentes lugares de la planta, que…

Sistema de captura radiactiva para el confinamiento de accidentes graves de reactores de agua ligera.

(13/09/2018). Solicitante/s: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC. Inventor/es: BASS,Derek, LOEWEN,Eric P, CARO,JOSE MARIA.

Un sistema de captura , que comprende: un reactor nuclear y una estructura de confinamiento primario del reactor nuclear; un área de medios localizada por debajo de la solera y cerca de la estructura de confinamiento primario del reactor nuclear; unos medios granulares (4a) que tienen un tamaño granular del área de medios ; una tubería de descarga configurada para conectar en conexión de fluido el área de medios con la estructura de confinamiento primario , estando un extremo distal de la tubería de descarga localizo en el área de medios ; y una tubería de salida de gas acoplada al área de medios , caracterizado porque el tamaño granular de los medios granulares (4a) se reduce entre el extremo distal de la tubería de descarga y la tubería de salida de gas.

PDF original: ES-2681440_T3.pdf

Tubo de aleación de austenita que contiene Cr.

(11/10/2017). Solicitante/s: NIPPON STEEL & SUMITOMO METAL CORPORATION. Inventor/es: Kanzaki,Manabu, TASAKA,MASAHITO, MASAKI,YASUHIRO, UEHIRA,AKIHIRO, KINOMURA,SHOJI.

Un tubo de aleación austenítica que contiene Cr, en el que la película de óxido de cromo con un espesor de 0.05 a 1.5 μm se forma sobre la superficie interna del tubo, en el que el tubo de aleación austenítica que comprende Cr tiene un diámetro interno de 10 a 30 mm y en el que el tubo de aleación austenítica que contiene Cr se caracteriza porque el tubo tiene una longitud de 5 a 50 m, la película de óxido de cromo satisface la relación definida por la formula (i) la concentración promedio de C en el rango de profundidad de 5 a 10 μm desde la superficie interna es menor que la concentración de C en un metal base. 0.4 ≤ δ1/δ2 ≤ 2.5 ...(i) en el que 51 y 52 son espesores (μm) de la película de óxido de cromo en ambos extremos del tubo, respectivamente.

PDF original: ES-2654212_T3.pdf

Procedimiento y sistema para inspeccionar una instalación nuclear.

(12/07/2017) Procedimiento de inspección de una instalación nuclear, que comprende: - disponer un detector de radiación delante de una superficie de una parte 5 de la instalación, estando colimado el detector de radiación para recibir radiación de una zona cilíndrica de la parte de la instalación; - realizar varias medidas de la radiación recibida por el detector de radiación para diferentes energías de emisión y diferentes distancias, a lo largo del eje (X) de la zona cilíndrica, entre el detector de radiación y la superficie de la parte de instalación; - analizar las medidas de radiación subdividiendo la zona cilíndrica en varias mallas de manera que se estimen unos niveles de radiactividad respectivos en las mallas, y en el que el análisis de las medidas de radiación comprende una inversión de un sistema lineal C.a ≥…

Instalación para el tratamiento de una mezcla de agua y sólidos que se produce en una instalación nuclear en el corte por chorro de suspensión de agua y abrasivo.

(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

Dispositivo de eliminación para la eliminación de partículas bajo el agua.

(22/06/2016). Solicitante/s: AREVA Decommissioning and Services GmbH. Inventor/es: MEIERL,HANS-PETER.

Dispositivo de eliminación para eliminar partículas bajo el agua, dicho dispositivo comprende un contenedor que tiene una entrada, un dispositivo de bombeo y un conducto , dichas partículas se originan del desmantelamiento de un componente, en particular un componente de una instalación nuclear, en donde el dispositivo de bombeo conectado al conducto se adapta para bombear una suspensión de las partículas del contenedor sumergidas en el agua, caracterizado porque un dispositivo de distribución acoplado a la entrada del contenedor , dicho dispositivo de distribución se adapta para distribuir el flujo de la suspensión dentro del contenedor.

PDF original: ES-2653959_T3.pdf

Dispositivo de limpieza de pileta de instalación nuclear.

(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

Procedimiento para la descontaminación de superficies de componentes del circuito de medio refrigerante de un reactor nuclear.

(13/04/2016). Ver ilustración. Solicitante/s: AREVA GmbH. Inventor/es: SEMPERE BELDA,LUIS, TOPF,CHRISTIAN, MOREIRA DO AMARAL,JOSE PEDRO.

Procedimiento para la descontaminación química de una superficie, que presenta una capa de óxido, de un componente metálico del sistema de medio refrigerante de una central nuclear, comprendiendo al menos una etapa de oxidación, en la que la capa de óxido se trata con una solución acuosa que contiene un medio de oxidación, y una etapa de descontaminación posterior, en la que la capa de óxido se trata con una solución acuosa de un ácido de descontaminación que tiene la propiedad de formar con iones metálicos, particularmente con iones de níquel, un precipitado escasamente soluble, caracterizado por que, antes de llevarse a cabo la etapa de descontaminación, se eliminan de la solución acuosa los iones metálicos que se han disuelto durante la etapa de oxidación, con la ayuda de un intercambiador de cationes.

PDF original: ES-2582377_T3.pdf

Método para descomponer una capa de óxido.

(16/03/2016) Método para descomponer una capa de óxido que contiene cromo, hierro, níquel, opcionalmente zinc y radionucleidos por medio de una solución acuosa de descontaminación por oxidación que contiene ácido permangánico y un ácido mineral, la cual fluye en un circuito (K1), en cuyo caso la solución de descontaminación por oxidación se ajusta a un valor de pH ≤ 2,5, principalmente para descomponer capas de óxido depositadas sobre las superficies internas de áreas O componentes de una central nuclear, caracterizado porque la oxidación de la capa de óxido y su disolución se efectúa en un único paso de tratamiento con ayuda de la solución acuosa de descontaminación, porque se emplea ácido sulfúrico en calidad de ácido mineral,…

Procedimiento de tratamiento de una vaina que contiene hidruro de calcio sinterizado.

(30/12/2015). Ver ilustración. Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES. Inventor/es: SELLIER,Serge, VERDELLI,Janick, GODLEWSKI,Joël, LECLERC,ARNAUD.

Procedimiento de tratamiento de una vaina, en cuyo interior se encuentra un material sinterizado que está constituido, en todo o en parte, por hidruro de calcio sinterizado, comprendiendo el procedimiento una etapa durante la cual el material sinterizado se pone en contacto con una mezcla de reacción que contiene, en porcentaje molar, del 0,5 % al 5 % de vapor de agua, del 5 % al 25 % de dióxido de carbono y del 74,5 % al 94,5 % de un gas químicamente inerte, realizándose la puesta en contacto durante un período que permita transformar el hidruro de calcio sinterizado en un polvo de carbonato de calcio.

PDF original: ES-2566183_T3.pdf

Proceso para descomponer una capa de óxido.

(23/12/2015) Proceso para descomponer una capa de óxido que contiene cromo, hierro, níquel, zinc y radioisótopos, principalmente para descomponer capas de óxido depositadas sobre superficies internas de sistemas y componentes de una planta de energía nuclear, por medio de una solución acuosa de descontaminación que contiene un ácido, caracterizado porque la disolución de la capa de óxido se efectúa en una única etapa de tratamiento con ayuda de una solución acuosa de descontaminación con ácido metanosulfónico en calidad de ácido, la cual fluye en un primer circuito (K1), porque el ácido metanosulfónico permanece en la solución de descontaminación durante toda la realización de la descontaminación tanto como donante de protones para ajustar la solución de descontaminación a un valor de pH ≤ 2,5, como también como agente disolvente de óxido,…

Procedimiento de estabilización química de compuestos basados en carburos de uranio y dispositivo de implementación del procedimiento.

(17/11/2015) Procedimiento de estabilización química de un compuesto de carburo de uranio que tiene la fórmula: UCx + yC con x ≥ 1 e y >0, siendo x e y números reales, situado en un recinto de estabilización caracterizado por que comprende las siguientes etapas: - una etapa de aumento de la temperatura interna de dicho recinto hasta un temperatura denominada de oxidación de dicho compuesto a base de carburo de uranio comprendida entre aproximadamente 380 ºC y 550 ºC, alimentándose a dicho recinto un gas inerte; - una etapa de tratamiento de oxidación isotermo a dicha temperatura de oxidación, estando dicho recinto bajo…

Aparato y procedimiento para la separación de tritio.

(06/05/2015) Dispositivo de separación de tritio que comprende: i) un horno para la fusión de residuos tritiados que comprende: - un crisol para recibir los residuos tritiados; - un dispositivo de burbujeo para introducir un gas de burbujeo hidrogenado en dicho crisol en el curso de la fusión y del tratamiento de los residuos tritiados en dicho horno ; y ii) un reactor catalítico de membrana cuadripolar para el tratamiento de los gases procedentes de la fusión y el tratamiento de los residuos tritiados en el horno , que comprende una membrana para separar dos flujos de gas, siendo permeable dicha membrana a los isótopos del hidrógeno.

Método para el acondicionamiento de residuos procedentes del desmantelamiento de centrales nucleares.

(17/12/2014) Método para el acondicionamiento de residuos procedentes del desmantelamiento de plantas nucleares, que comprende las siguientes etapas: - la disolución de las superficies metálicas contaminadas de plantas nucleares usando ácido fosfórico, obteniendo una solución con un valor de pH por debajo de 1,5; - la oxidación de los iones de hierro en solución de Fe2+ a Fe3+, para así obtener una relación de Fe3+/Fe2+ igual o superior a 9; - el incremento del pH de la solución obtenida de esta manera hasta un valor superior a 1,5 e inferior a 10, provocando la precipitación de las sales de fosfato de hierro y de los iones metálicos presentes en la solución; - la separación de las sales precipitadas de la fase líquida; y - el tratamiento térmico de vitrificación de la mezcla de sólidos precipitados.

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 para descontaminación de superficies.

(11/12/2013) Procedimiento para la descontaminación química de una superficie que presenta una capa de óxido de una piezao sistema metálico de una central nuclear con varios ciclos de limpieza, que comprende, como mínimo, una etapa deoxidación, en el que la capa de oxidación es tratada con una solución acuosa que contiene un medio de oxidación yuna etapa subsiguiente de descontaminación, en el que la capa de óxido es tratada con una solución acuosa de unácido, en el que, como mínimo, se llevan a cabo una etapa de oxidación en solución ácida y, como mínimo, unaetapa de oxidación en solución alcalina, de manera que se utiliza, como mínimo, un medio de oxidación del grupoO3, S2O82- y un compuesto cer-IV en la…

Procedimiento para el desensamblaje de un componente sumergido en agua de una instalación nuclear y un dispositivo para llevar a cabo dicho procedimiento.

(18/11/2013) Procedimiento para el desensamblaje de un componente de la instalación sumergido en agua de una instalaciónnuclear que comprende las siguientes etapas: a) en una pared del componente de la instalación se practica al menos un agujero pasante ligeramenterectangular en sección transversal mediante un procedimiento de erosión eléctrico, b) partiendo de una cara frontal del componente de la instalación se practica con una sierra al menos un primer corte desierra , que desemboca en el agujero pasante, c) en el agujero pasante se hace girar una hoja de sierra de la sierra y en una dirección divergente de ladirección del primer corte de sierra se lleva a cabo, un corte de sierra…

Procedimiento y disposición para rodear al menos una barra de combustible de manera estanca al gas.

(30/10/2013) Procedimiento para rodear de forma estanca al gas al menos una barra de combustible que se encuentra en unlíquido que comprende las etapas del procedimiento: (a) posicionamiento de un tubo interior que presenta orificios frontales y que se puede cerrar por medio deprimeros elementos de cierre en un alojamiento alineado vertical, (b) introducción de la al menos una barra de combustible en el tubo interior, (c) alineación del primer elemento de cierre superior sobre el orificio frontal superior del tubo interior, (d) cierre del alojamiento y retirada del líquido presente en el alojamiento y en el tubo interior, (e) impulsión con fuerza del primer elemento…

Conjunto de concentrados líquidos.

(06/09/2013) Conjunto de concentrados líquidos para usar en la descontaminación de superficies contaminadasradiactivamente que comprende un concentrado acuoso de formadores de complejos y un concentrado acuoso detensioactivos, en el que (A) el concentrado de formadores de complejos comprende (a) hasta el 35 % en peso de un componente de ácido cítrico, que comprende ácido cítrico y/o una o varias desus sales, y (b) dado el caso cantidades reducidas de un conservante y/o un reductor y (B) el concentrado de tensioactivos comprende uno o varios tensioactivos biodegradables; siendo el concentrado de tensioactivos un…

Procedimiento para la descontaminación de superficies.

(29/05/2013) Procedimiento para la descontaminación química de una superficie de un componente metálico de un circuitoprimario de un reactor de agua a presión, que presenta una capa de óxido, en el que el procedimiento está divididoen dos etapas y, que, está diseñado de la siguiente manera: en la primera fase del procedimiento se lleva a cabo, al menos, un ciclo de tratamiento que comprende una etapa deoxidación, una etapa de reducción y una subsiguiente primera etapa de descontaminación, en la que -- en la etapa de oxidación, el componente es tratado con una solución acuosa que contiene un agente oxidanteque convierte el cromo trivalente contenido en la capa de óxido…

Procedimiento para la descontaminación de superficies contaminadas radioactivamente.

(05/03/2013) Procedimiento para la descontaminación química de superficies contaminadas radioactivamente de uncomponente metálico de centrales nucleares, en el que en una primera etapa de tratamiento se desprende de la superficie del componente la capa de óxido que se haformado sobre dicho componente por la corrosión del material del mismo, con ayuda de una primera solución detratamiento acuosa que contiene un ácido orgánico descontaminante, y en una subsiguiente segunda etapa de tratamiento, conectada a aquella, la superficie liberada, como mínimoparcialmente, de la capa de óxido, es tratada con una segunda solución de tratamiento acuosa que contiene uncomponente activo para eliminar las partículas adheridas a la superficie, estando el componente activo compuestode al menos un tensioactivo…

Método y aparato para aislar material de su entorno de procesamiento.

(05/03/2013) Contenedor para alojarse en un aparato de procesamiento para someter el contenedor a unprocedimiento de presión isostática en caliente, estando adaptado el contenedor para alojar y conteneruna sustancia, que incluye material nuclear, que va a someterse a un procedimiento de presión isostáticaen caliente, incluyendo dicho contenedor : un cuerpo hueco que tiene un interior dentro del cual va a ubicarse la sustancia, teniendo elcuerpo una abertura a través de la cual puede moverse la sustancia con respecto a dicho interior ; una cubierta unida de manera desmontable al cuerpo para cerrar dicha abertura ; al menos un filtro que permite flujo de fluido hacia y desde dicho interior ; cerrando herméticamente dicho cuerpo y la cubierta dicho interior excepto por dicho filtro ofiltros…

Procedimiento para la descontaminación de superficies de centrales nucleares contaminadas por emisores de radiaciones alfa.

(12/09/2012). Solicitante/s: AREVA NP GMBH. Inventor/es: BERTHOLDT, HORST-OTTO, GASSEN, RAINER, STIEPANI,CHRISTOPH, ZEILER,BERTRAM.

Procedimiento para la descontaminación de superficies de centrales nucleares contaminadas por emisores alfaque se lleva a cabo a continuación de un procedimiento de descontaminación con el que se eliminan, como mínimoparcialmente, las capas de óxido existentes en las superficies, en el que las superficies son tratadas con unasolución acuosa que contiene ácido oxálico y un tensioactivo zwitteriónico y/o catiónico, en el que se utiliza comotensioactivo zwitteriónico un aminoácido con la fórmula general HOOC-R-NH2 y un N-óxido con la fórmula generalR1-(NO)(R2)(R3) con un resto alifático R1 con 4 hasta 24 átomos de C y restos alifáticos R2, R3 con 1 hasta 10átomos de C, respectivamente, y como tensioactivo catiónico una amina primaria con la fórmula general R-NH2,haciéndose pasar, como mínimo, una parte de la solución, tras su acción sobre una superficie, por un intercambiadorde iones.

PDF original: ES-2393291_T3.pdf

Procedimiento de tratamiento de una estructura que contiene sodio y un material radioactivo.

(07/03/2012) Procedimiento de tratamiento del sodio contenido en los poros abiertos interconectados de una estructuradispuesta en una vaina, conteniendo los poros además un material radiactivo, comprendiendo el procedimiento lasetapas sucesivas siguientes: a) se realizan al menos dos hendiduras a todo lo largo de la vaina; b) se transforma por una reacción de carbonatación dicho sodio en carbonato de sodio poniendo encontacto la estructura, a través de dichas hendiduras, con una mezcla gaseosa de reacción que comprendevapor de agua, dióxido de carbono y un gas inerte frente al sodio, de tal modo que la expansión del carbonatoprovoque la apertura de la vaina y de la estructura a partir de dichas…

PROCEDIMIENTO PARA LA DESCONTAMINACIÓN DE UNA SUPERFICIE DE UN COMPONENTE O UN SISTEMA DE UNA INSTALACIÓN NUCLEAR, QUE PRESENTA UNA CAPA DE ÓXIDO.

(09/01/2012) Procedimiento para la descontaminación de una superficie de un componente o un sistema de una instalación nuclear que presenta una capa de óxido, en la que la capa de óxido es tratada con óxidos de nitrógeno en fase gaseosa (NOx) como medio de oxidación.

COMPOSICIÓN, ESPUMA Y PROCEDIMIENTO DE DESCONTAMINACIÓN DE SUPERFICIES.

(20/07/2011) Uso de una espuma preparada a partir de una solución acuosa que comprende por litro de solución: - de un 0,2 a un 2 % en peso de agente tensioactivo orgánico espumoso o de una mezcla de agentes tensioactivos espumosos; - de un 0,1 a un 1,5 % en peso de agente gelificante; y - de 0,2 a 7 moles de ácido o de base inorgánica de descontaminación radioactiva o de mezcla de ácidos o de bases inorgánicas de descontaminación radioactiva, en un procedimiento de descontaminación radioactiva de una superficie

LIMPIADOR ULTRASÓNICO DE ALTO RENDIMIENTO PARA CONJUNTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR IRRADIADOS.

(07/06/2011) Un conjunto limpiador ultrasónico mejorado para conjuntos de combustible nuclear irradiados, que comprende: un conjunto de alojamiento para recibir un conjunto de combustible nuclear, en el que el conjunto de alojamiento contiene en su interior un fluido; un conjunto de filtro y bomba para extraer y filtrar el fluido del conjunto de alojamiento en tiempos predeterminados; y un conjunto desviador de flujo conectado operativamente al conjunto de alojamiento para conmutar una trayectoria de flujo entre una piscina de combustible y una tubería de succión para el conjunto de filtro y bomba, en donde el conjunto desviador de flujo establece una trayectoria de flujo con una piscina de combustible cuando está en…

RECUPERACION DE METALES COMO EL URANIO DE SOLIDOS CONTAMINADOS TALES COMO CENIZA DE INCINERADOR POR FLUORACION Y LIXIVACION.

(01/02/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Inventor/es: LAHODA, EDWARD, J., HA, KHOA, T.

Un procedimiento de tratamiento de ceniza de incinerador oxidada altamente cristalina o vítrea que contiene valores de uranio por encima de 7 ppm mediante las etapas de: (A) fluoración de la ceniza mezclando la ceniza con una fuente de amonio y fluoruro a una temperatura de entre 260º C y 500º C para formar un material que contiene uranio; (B) solubilización del material formado en la etapa (A) con un líquido que contiene hidrógeno seleccionado del grupo que consta de agua y solución ácida; y (C) tratamiento del material solubilizado para extraer el uranio.

DISPOSITIVO PARA LA ELIMINACION DE DEPOSITOS RADIOACTIVOS.

(01/12/2003). Solicitante/s: ABB ATOM AB. Inventor/es: ROSENGREN, ANDERS, IVARS, ROLAND, VON DER BURG, LENNART.

Se presenta un dispositivo para trasladar un depósito radioactivo desde un montaje de combustible en una planta nuclear, el dispositivo comprende un contenedor , dispuesto para acomodar el montaje de combustible, unos primeros medios dispuestos para suministrar un fluido al interior y a través del contenedor , el fluido se utiliza para eliminar los depósitos del montaje de combustible por medio de la abrasión y para transportar el material de los depósitos radioactivos fuera del contenedor y un segundo medio que se utiliza para recibir el material radioactivo transportado fuera del contenedor por el fluido. En el dispositivo, se disponen al menos los segundos medios en un medio de amortiguación de la radiación ?.

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