65 patentes, modelos y diseños de AREVA NP GMBH (pag. 2)
PROCEDIMIENTO PARA EL CONTROL DE LA PRESIÓN DE UN REFRIGERANTE EN EL CIRCUITO PRIMARIO DE UNA PLANTA CON REACTOR NUCLEAR, ASÍ COMO PLANTA CON REACTOR NUCLEAR EN RELACIÓN A ESTE.
(03/05/2011) Procedimiento para el control de la presión de un refrigerante (K) en el circuito primario de un reactor de agua a presión, en el que durante el funcionamiento normal, la presión en el circuito primario se ajusta, con la ayuda de un colchón de vapor que está bajo presión en un dispositivo de mantenimiento de la presión unido con el circuito primario, a una presión de funcionamiento y se cambia durante un funcionamiento de arranque o de parada, en el que durante el funcionamiento de arranque o de parada - un acumulador de presión se conecta con el circuito primario para controlar la presión en el circuito primario, - la temperatura del refrigerante (K) contenido en el dispositivo de mantenimiento de la presión se aumenta o bien…
INSTALACIÓN NUCLEAR CON DISPOSITIVO DE BOMBA ALOJADO MEDIANTE COJINETES DE RANURA HELICOIDAL.
(28/02/2011) Instalación nuclear, concretamente reactor de agua a presión o reactor de agua en ebullición, con un dispositivo de bomba utilizado como bomba de refrigerante del reactor de agua a presión o bomba de circulación del reactor de agua en ebullición con un árbol orientado verticalmente, que está guiado mediante al menos un cojinete de deslizamiento, caracterizada por que el al menos un cojinete de deslizamiento es un cojinete radial y está configurado como un cojinete de ranura helicoidal
EDIFICIO DE EXPLOTACIÓN DE UNA PLANTA NUCLEAR CON ESPACIO INTERIOR REVESTIDO.
(09/02/2011) EN UN EDIFICIO DE EXPLOTACION DE UNA INSTALACION NUCLEAR CON UNA SALA INTERIOR DISEÑADA PARA LA MANIPULACION DE MATERIAL RADIACTIVO QUE PUEDA ERIGIRSE A BUEN PRECIO Y EN POCO TIEMPO, LA INVENCION PROPONE QUE LA SALA INTERIOR TENGA, AL MENOS EN UNA DE SUS PAREDES INTERIORES , UN REVESTIMIENTO PROTECTOR CONTRA LA RADIACION. PARA QUE EL MONTAJE SEA ESPECIALMENTE SENCILLO Y EL APANTALLADO ELEVADO, EL REVESTIMIENTO CONSTA EN PARTE DE UNA CANTIDAD DE PLANCHAS METALICAS , CADA UNA DE LAS CUALES SE FIJA MEDIANTE UNA CANTIDAD DE ANCLAJES DE HORMIGON A UNA PARED INTERIOR
ELEMENTO DE COMBUSTIBLE PARA REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESIÓN.
(17/12/2010) Elemento de combustible para un reactor nuclear con agua a presión, que comprende una serie de barras de combustible guiadas en una serie de separadores separados axialmente, los cuales forman en cada caso una rejilla cuadrada constituida por travesaños de rejilla que comprenden una serie de celdas , las cuales están dispuestas en filas y columnas , y en las cuales pasa en cada caso un tubo de guía de barra de control a través de un cierto número de las celdas , estando constituido, como mínimo, un separador con una primera zona parcial mecánicamente más resistente que en una segunda zona parcial y estando dotado, en la segunda zona parcial , como mínimo, de un cuerpo resistente que entra en un canal auxiliar de…
TUBO GUIA PARA UNA LANZA DE INSTRUMENTACION QUE SE EXTIENDE AL INTERIOR DE UN RECIPIENTE DE ALTA PRESION Y PROCEDIMIENTO PARA EVITAR LA ACUMULACION DE PARTICULAS EN DICHO TUBO GUIA FUERA DEL RECIPIENTE A PRESION.
(29/10/2010) Tubo guía para una lanza de instrumentación que se extiende al interior de un recipiente de alta presión de reactor y que comprende una parte inferior de tubo y una parte superior de tubo prevista para la disposición en el espacio interior del recipiente de alta presión , caracterizado porque en la parte superior de tubo está dispuesto un separador para partículas radiactivas , que comprende una cámara de separación que tiene un fondo de cámara y que presenta una primera conexión de circulación hacia la parte inferior de tubo , cuyo orificio de salida dispuesto en la cámara de separación se encuentra a una distancia del fondo de cámara
ELEMENTO DE COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR DE AGUA LIGERA Y PROCEDIMIENTO PARA LA REPARACION DE DICHO ELEMENTO DE COMBUSTIBLE.
(30/09/2010) Elemento de combustible para un reactor de agua ligera que comprende un haz de barras de combustible , un soporte separador y un elemento de recambio , en el que
- el soporte separador tiene una serie de celdas limitadas por tabiques para retener lateralmente las barras de combustible y una zona averiada que comprende, como mínimo, una celda averiada en una zona de borde y
- el elemento de recambio comprende, como mínimo, una serie de celdas (22a) que corresponden al número de celdas averiadas y, como mínimo, una parte de estas celdas están atravesadas por barras de combustible .
caracterizado porque el elemento…
DISPOSITIVO PARA LA COMPROBACION DE LA ESTANQUEIDAD DE CAPSULAS PARA BARRAS DE COMBUSTIBLE.
(16/09/2010) Dispositivo para efectuar la comprobación de la estanqueidad a las fugas, que puede ser llevada a cabo en una cuba de almacenamiento de, como mínimo, un contenedor para barras de combustible, que contiene, como mínimo, una barra de combustible, que comprende una aljaba con una zona de recepción para la recepción de un recipiente para barras de combustible y un saliente que se prolonga por encima de la zona de recepción , que tiene la siguiente constitución adicional:
- la aljaba presenta una abertura de inserción superior con capacidad de cierre destinada a la inserción de un recipiente para barras de combustible,
- una conducción se deriva del saliente , cuya conducción se fusiona en una sección tubular…
CONDUCTO COLECTOR PARA EL CONTROL Y LA LOCALIZACION DE FUGAS.
(21/06/2010) Conducto colector para el control y la localización de fugas en una instalación, compuesto de un material impermeable a una sustancia (L) a ser controlada y con una pluralidad de aberturas distanciadas entre sí en su dirección longitudinal, que están selladas por un elemento filtrante de un material metálico sinterizado, que es permeable a la sustancia (L), caracterizado porque el elemento filtrante ha sido sometido a un tratamiento térmico en una atmósfera oxidante
ELEMENTO COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION Y NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION CONSTITUIDO POR DICHOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES.
(21/06/2010) Elemento combustible para un reactor nuclear de agua a presión, en el cual una pluralidad de barras de combustible extendidas en la dirección axial están guiadas en una pluralidad de espaciadores cuadrados en forma de rejilla, espaciados los unos de los otros, cuyo borde está formado respectivamente por cuatro nervios de borde (14a, b), caracterizado porque al menos un espaciador presenta al menos dos nervios de borde (14a, b) de diseño diferente para generar una fuerza (F) que actúa a partir del agua de refrigeración (K) que fluye en este espaciador y por consiguiente sobre el elemento combustible en el plano de este espaciador transversalmente con respecto a la dirección axial
SISTEMA DE ALMACENAMIENTO INTERMEDIO PARA ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE UNA PLANTA NUCLEAR ASI COMO PROCEDIMIENTO PARA LA EXPLOTACION DE UN SISTEMA DE ALMACENAMIENTO INTERMEDIO DE ESTA CLASE.
(17/06/2010) Sistema de almacenamiento intermedio para elementos combustibles con una combustión nuclear de hasta 60.000 MW/dtU procedentes de una planta nuclear, con una piscina de almacenamiento húmedo , cuyo espacio interior se puede someter a una refrigeración de retorno por medio de un correspondiente circuito de refrigeración secundaria que trabaja con recirculación natural, en el cual van conectados una serie de intercambiadores de calor dispuestos en la piscina de almacenamiento húmedo , estando colgados los intercambiadores de calor dentro de la piscina de almacenamiento húmedo , y estando conectados los intercambiadores de calor a través del circuito de refrigeración secundario con una serie de…
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA EL DESMONTAJE DE UN ELEMENTO DE CONTROL DE UN REACTOR DE AGUA HIRVIENDO.
(18/05/2010) Procedimiento para el desmontaje de un elemento de control de un reactor de agua hirviendo, que comprende cuatro elementos laminares (6a-d) del elemento de control, que están dispuestos en forma de cruz y que se originan desde un cuerpo de núcleo en forma de cruz , en cuyo procedimiento se desmontan elementos laminares (6a,d) del elemento de control con respecto a dicho elemento de control , caracterizado porque dos elementos laminares (6a, c) del elemento de control situados en oposición entre sí, son separados cada uno de ellos de los otros dos elementos laminares (6b, d) del elemento de control a lo largo de una línea de corte (S), que se extiende en dirección longitudinal y que está dispuesta en las proximidades…
PLANTA NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO PARA LA EXPLOTACION DE UNA PLANTA NUCLEAR.
(29/04/2010) Planta nuclear, en particular planta de un reactor de agua en ebullición, con una cámara de presión , con una cámara de condensación y con una piscina de inundación comunicada con la cámara de presión ,
caracterizada porque
la piscina de inundación está comunicada con la cámara de condensación a través de una conducción de rebose realizada a modo de un sifón
BARRA DE CONTROL PARA UN REACTOR DE AGUA A PRESION.
(16/04/2010) Barra de control para un reactor nuclear de agua a presión, que comprende una barra absorbente que está dispuesta en un tubo envolvente y que está dotada, como mínimo en la parte inferior de, como mínimo, un rebaje (10a-d) que cubre, como máximo, una parte de la superficie circunferencial de la barra absorbente, de manera tal que se dispone un espacio libre dentro del tubo de recubrimiento cilíndrico hueco que rodea la barra absorbente
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA EL TRATAMIENTO TERMICO DE UNA CAJA ENVOLVENTE PARA UN ELEMENTO DE COMBUSTIBLE, REALIZADA EN UNA ALEACION DE CIRCONIO.
(04/02/2010) Procedimiento para el tratamiento térmico de una caja para un elemento de combustible, de Zircaloy, en el que dicha caja es desplazada de forma continua con respecto al dispositivo de tratamiento térmico, y es calentada por secciones longitudinales con ayuda de una zona de calentamiento por inducción periférica en la región de fase beta, y en el que el tramo longitudinal calentado de este modo es enfriado a una temperatura de la zona de fase alfa en una zona de refrigeración , después de haber abandonado la zona de calentamiento , caracterizado porque el tratamiento térmico es efectuado con ayuda, como mínimo, de dos dispositivos…
ELEMENTO DE COMBUSTION PARA UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.
Sección de la CIP Física
(17/12/2009). Ver ilustración. Inventor/es: LIPPERT, HANS-JOACHIM, STABEL, JURGEN, REN, MINGMIN, DRESSEL,BERND. Clasificación: G21C3/322.
Elemento de combustible para un reactor nuclear de agua a presión, en el que múltiples barras de combustible que se extienden en dirección longitudinal son guiadas por una serie de separadores (8-I, 8-II) distanciados axialmente entre sí, en el que el elemento de combustible comprende una zona inferior (I) y una zona superior (II) que se une a la primera, y en el que en cada caso está dispuesta una serie de separadores (8-I, 8-II) en la zona inferior (I) y en la zona superior (II), caracterizado por que los separadores (8-II) de la zona superior (II) tienen una menor resistencia al flujo en dirección transversal perpendicular a la dirección longitudinal que los separadores (8-I) de la zona inferior.
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA LA DETECCION DE UN EFECTO MECANICO PULSANTE EN UNA PIEZA DE UNA INSTALACION.
(09/12/2009) Procedimiento para la detección de un efecto mecánico de tipo pulsante sobre una pieza de un sistema, en el caso de que se detecta un ruido operativo de la pieza del sistema, de manera continuada, por un sensor dispuesto sobre la pieza del sistema y es convertido por dicho sensor en una señal de medición (M), caracterizado por las siguientes etapas del procedimiento:
a) determinación de la magnitud (A) del espectro de frecuencia de la señal de medición en segmentos de tiempo (Deltat) temporalmente secuenciales a secuencias predeterminadas (fi),
b) determinación de la desviación de la magnitud (A) con respecto a una magnitud media (A) para cada segmento de tiempo (Deltat) y cada una de las frecuencias predeterminadas (fi),
c) deducción de una función de evaluación única (K) que…
PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA LA ELIMINACION DE DESECHOS DE UNA CAJA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
Sección de la CIP Física
(24/06/2009). Ver ilustración. Inventor/es: HUMMEL, WOLFGANG. Clasificación: G21F5/005.
Procedimiento para eliminar los desechos de una caja de elementos combustibles de un reactor de agua en ebullición, donde la caja de elementos combustibles se estabiliza mediante una estructura portante prefabricada , donde la estructura portante se introduce en la caja de elementos combustibles y se cierra en un frontal de la caja de elementos combustibles con la ayuda de una placa base colocada en la estructura portante y que sirve de suelo.
ELEMENTO COMBUSTIBLE DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
(05/06/2009) Célula de reticulado de un reactor de agua en ebullición con cuatro elementos combustibles que presentan un haz de barras combustibles sustentado lateralmente por distanciadores y rodeado por una caja de elementos combustibles , y donde de las paredes exteriores de un distanciador sobresalen botones , que garantizan una distancia mínima entre cada cara exterior de un distanciador y la caja de elementos combustibles , y donde la anchura medida por encima de los botones de un distanciador es inferior al diámetro interior de la caja de elementos combustibles , caracterizada por el hecho de que un distanciador …
PROCEDIMIENTO PARA LA DEPURACION DE AGUAS PROCEDENTES DE INSTALACIONES NUCLEARES.
Secciones de la CIP Química y metalurgia Física
(01/05/2009). Ver ilustración. Inventor/es: SCHNEIDER, VOLKER, REITZNER, UVE, TISCHLER,WALDEMAR. Clasificación: C02F1/461, G21F9/04, G21F9/12.
Procedimiento para la depuración de aguas procedentes de instalaciones nucleares, en el que el agua es depurada mediante un intercambiador de iones , siendo el agua conducida por estructuras dispuestas delante del intercambiador de iones para la descomposición del peróxido de hidrógeno contenido en la misma, estando dichas estructuras formadas por recortes de chapa recubiertos de un material catalíticamente activo o realizados en un material de este tipo, y orientados substancialmente en la dirección del flujo.
DISTANCIADOR PARA EL ELEMENTO COMBUSTIBLE DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
(16/04/2009) Elemento combustible de un reactor de agua en ebullición, que comprende varios distanciadores con células formadas por puentes interiores dispuestos en cruz y puentes exteriores que rodean dichos puentes interiores a modo de marco, y que por lo menos en una parte de las células hay insertada una barra combustible, caracterizado por el hecho de que el distanciador posee por lo menos un dispositivo guía que comprende un orificio de paso , dispuesto en un puente exterior , y un elemento indicador , el cual, visto en la dirección de flujo del refrigerante, se encuentra dispuesto en el sentido ascendente de dicho orificio de…
Sección de la CIP Física
(01/04/2009). Ver ilustración. Inventor/es: MOROKHOVSKYI,VICTOR. Clasificación: G05B7/02.
Sistema de regulación (1, 1'') con una pluralidad de módulos reguladores (4, 4'') conectados en paralelo por el lado de los datos, que por el lado de salida están unidos a través de un dispositivo de conmutación con una salida de señal común , caracterizado porque antes del dispositivo de conmutación están conectados por el lado de los datos una pluralidad de elementos diferenciadores asignados cada uno a uno de los módulos reguladores (4, 4''), y a continuación está conectado un elemento integrador.
ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR DE AGUA A PRESION.
Sección de la CIP Física
(01/02/2009). Ver ilustración. Inventor/es: RAU, PETER, SCHMIDT,NORBERT, HERZOG,ERIKA. Clasificación: G21C3/34.
Elemento combustible para un reactor de agua a presión con barras combustibles y conductos de barras absorbentes fijados lateralmente mediante distanciadores en células y una pieza de cabeza y de pie que se encuentra fijado dentro de un recipiente a presión del reactor en una placa de reticulado del núcleo superior e inferior , caracterizado por el hecho de que presenta por lo menos un distanciador de una primera parte radialmente exterior respecto al eje longitudinal medio del elemento combustible y una segunda parte radialmente interior e incluida totalmente en la primera, donde la segunda parte es de zircaloy y la primera parte es de un material metálico que, contrariamente al zircaloy de la segunda parte , presenta un crecimiento provocado por la irradiación neutrónica en sentido radial inferior y un coeficiente de dilatación térmica superior.
INSTALACION NUCLEAR Y PROCEDIMIENTO PARA HACER FUNCIONAR UNA INSTALACION NUCLEAR.
Sección de la CIP Física
(16/12/2008). Ver ilustración. Inventor/es: MESETH, JOHANN, DR. Clasificación: G21C15/18, G21C9/004, G21C9/04.
Instalación de reactor nuclear con un tanque de inundación nuclear previsto para el almacenamiento de líquido (F) de refrigeración para fines de refrigeración de emergencia, con una cámara de condensación y con un dispositivo de desbordamiento dispuesto desde el tanque de inundación nuclear hasta la cámara de condensación para líquido (F) de refrigeración excedente, estando previsto para el líquido (F) de refrigeración del tanque de inundación y el líquido (F) de refrigeración de la cámara de condensación un circuito de refrigeración común que comprende el dispositivo de desbordamiento.
PROCEDIMIENTO PARA LA VERIFICACION DE LA ESTANQUEIDAD DE LAS BARRAS DE COMBUSTIBLE DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
(01/11/2008) Procedimiento para verificar la estanqueidad de las barras de combustible de los elementos combustibles de un reactor de agua en ebullición, donde varios elementos combustibles adyacentes están dispuestos en una célula del reticulado superior del reactor de agua en ebullición y abarcan los siguientes pasos de procedimiento: a) Sobre los elementos combustibles de varias células que forman un compartimento se coloca una cubierta para calentar simultáneamente los elementos combustibles de dicho compartimento ; b) de cada célula de este compartimento se toma por lo menos una muestra de agua; c) las muestras de agua de varias células que forman un grupo (A, B y C) se suministran y se comprueba la existencia de productos de fisión radiactiva; d) varios grupos (A, B y C) se analizan en una…
PROCEDIMIENTO PARA LA LIMPIEZA DEL GENERADOR DE VAPOR DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION.
Sección de la CIP Física
(01/07/2008). Inventor/es: BITTER, KONRAD, HOLLWEDEL,URSULA, SCHUSS,SILVIA. Clasificación: G21F9/00.
Método para la limpieza del generador de vapor de un reactor de agua a presión en el que se trata dicho generador en el lado secundario a presión superatmosférica y a temperatura elevada con una solución acuosa de limpieza que comprende EDTA, un agente reductor y morfolina como agente alcalinizante, caracterizado por la utilización de una solución de limpieza en la que la concentración molar de morfolina es, como mínimo, igual que la concentración molar de EDTA y en el que se utilizan hidracina y/o formaldehído como agente reductor con una proporción de hidracina y/o formaldehído con respecto a EDTA de 1:6 a 1:1.
ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.
(01/05/2008) Elemento de combustión para un reactor nuclear de agua a presión, con una pluralidad de barras combustibles guiadas en una multiplicidad de distanciadores separados axialmente, formadas de refuerzos de rejilla cruzados, cada uno formando una rejilla con una multiplicidad de celdas de rejilla dispuestas en filas y columnas , presentando los refuerzos de rejilla elementos conductores de flujo (26, 44a, 44b) que le imprimen al agua refrigerante que fluye axialmente en canales de flujo secundarios entre las barras combustibles una componente de flujo transversal orientada paralela al plano del distanciador, caracterizado porque como al menos un distanciador está…
PROCEDIMIENTO DE MODELADO INFORMATICO DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.
(01/05/2008) Procedimiento de modelado informático del núcleo de un reactor nuclear que consta de los siguientes pasos de procedimiento: a) el núcleo se divide en un gran número de mallas gruesas , b) por lo menos a una malla gruesa se le asigna una subregión del núcleo que la contiene, presentando esta subregión esta malla gruesa y una zona tampón que la rodea en el plano horizontal, que contiene por lo menos las mallas gruesas inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa , c) la subregión se divide en un gran número de mallas finas , que son más finas que las mallas gruesas , d) sobre la base del juego de datos asignado respectivamente a cada malla gruesa , en un primer paso computacional se calcula un modelo del núcleo con un procedimiento de cálculo nodal, e) sobre la base del segundo juego de datos asignado respectivamente a cada malla…
VASIJA DE PRESION DE REACTOR DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION Y PROCEDIMIENTO PARA LA SEPARACION DE VAPOR-AGUA EN UNA VASIJA DE PRESION DE UN REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
Sección de la CIP Física
(01/04/2008). Ver ilustración. Inventor/es: KOLEV,NIKOLAY. Clasificación: G21C1/08, G21C15/16.
Vasija de presión de reactor de un reactor de agua en ebullición en el que encima del núcleo del reactor está previsto un dispositivo separador para efectuar la separación de vapor-agua y donde entre el núcleo del reactor y el dispositivo separador existe una cámara de flujo en la cual está situado un elemento de construcción de forma anular mediante el cual primeramente se reduce el área de la sección de flujo y a continuación se vuelve a ampliar, presentando el elemento de construcción una zona de paso central que define la sección de flujo, caracterizada porque solamente en una zona de espacio situada a continuación de la zona de paso central en el sentido de flujo está situado un dispositivo de ciclón , estando el dispositivo de ciclón rodeado en forma anular por un dispositivo secador.
ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA REACTOR DE AGUA EN EBULLICION.
(01/03/2008) Elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición, comprendiendo un canal de agua y una base de elemento combustible formada de una placa tamiz y una parte de bastidor que rodea la misma, llevando el canal de agua en su extremidad inferior un tapón atravesado por un taladro , en el cual está fijada la base de elemento combustible , caracterizado por la configuración adicional siguiente: - la placa tamiz está atravesada por una abertura , - en un lateral inferior del tapón está conformado un faldón rodeando el taladro , que se extiende dentro de la abertura de la placa tamiz . - se prevé un manguito con un primer y un segundo segmento longitudinal , sobresaliendo el primer segmento longitudinal desde el lado inferior de la placa tamiz dentro de la abertura …
PASTILLA COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR NUCLEAR Y METODO PARA SU FABRICACION.
Sección de la CIP Física
(01/11/2007). Ver ilustración. Inventor/es: DORR,WOLFGANG, LANSMANN,VOLKER. Clasificación: G21C3/62, G21C3/00, G21C3/58, G21C3/42.
Pastilla combustible para un reactor nuclear con forma cilíndrica, una matriz de combustible nuclear y segregaciones intragranulares o intergranulares de una fase metálica, caracterizada por el hecho de que las segregaciones están dispuestas de tal modo que la pastilla combustible presenta una conductividad térmica mayor en dirección radial que en dirección axial.
ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA REACTOR DE AGUA A PRESION.
Sección de la CIP Física
(01/11/2007). Ver ilustración. Inventor/es: STABEL, JURGEN, BORSDORF,UDO, KUNZ,HEINZ-JURGEN. Clasificación: G21C3/32, G21C5/06, G21C7/00, G21C3/12.
Elemento combustible para un reactor de agua a presión con una pieza terminal y un sistema de muelle (8a, b) que sobresale de dicha pieza terminal formando un saliente axial (L) y que puede someterse a presión reduciendo dicho saliente axial (L), provisto de un elemento elástico primario (10a, b) y un elemento elástico secundario (12a, b) conectado permanentemente en serie a aquél, estando uno de los elementos elásticos pretensado (10a, b) de tal manera que la constante elástica (ca, cb) del sistema de muelle (8a, b) por debajo de una fuerza límite (FGa, FGb) es igual a la constante elástica del otro elemento elástico (12a, b).
Sección de la CIP Física
(01/11/2007). Ver ilustración. Inventor/es: KEMNER,HANS, BRUCH,GUNTER. Clasificación: G21C3/352, G21C3/322, G21C3/33, G21C3/332, G21C3/356.
Espaciador para un elemento combustible de un reactor nuclear refrigerado por agua ligera, el cual está compuesto por una serie de varillas que se entrecruzan formando una rejilla y que constan de una tira de chapa primera y una tira de chapa segunda unidas entre sí, las cuales presentan ondulaciones de tal modo que las ondulaciones contiguas en cada caso (10, 14 y 12, 16) conforman un subcanal de corriente con recorrido inclinado respecto de la vertical (z), el espaciador caracterizado por el hecho de que cada subcanal de corriente posee una forma que es asimétrica a un plano medio vertical que se extiende entre las tiras de chapa con el fin de dotar al agua refrigerante que sale de cada subcanal de corriente un componente de corriente (vy) perpendicular al plano medio.