77 patentes, modelos y diseños de AREVA NP (pag. 3)

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE ACONDICIONAMIENTO DE BARRAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR NO ESTANCAS CON VISTAS A SU TRANSPORTE Y A SU ALMACENAMIENTO O DEPOSITO DE LARGA DURACION.

(09/04/2010) Procedimiento de acondicionamiento de barras de combustible no estancas con vistas a su transporte y a su almacenamiento de larga duración o a su depósito de muy larga duración, presentando un defecto de estanqueidad cada una de las barras de combustible no estancas (o barras defectuosas) , que comprenden pastillas de material combustible en una vaina tubular (6a) cerrada por sus extremos, siendo depositadas las barras de combustible no estancas, en una primera etapa, bajo el agua en una piscina, en cuyo procedimiento: - se ponen a disposición una pluralidad de cápsulas destinadas a recibir, cada una de…

CONTERA DE EXTREMO PARA ENSAMBLADO DE COMBUSTIBLE DE ORIENTACION DEL FLUJO DE UN FLUIDO REFRIGERANTE Y ENSAMBLADO CORRESPONDIENTE.

(15/03/2010) Ensamblado de combustible para reactor nuclear de agua presurizada, comprendiendo el ensamblado barras de combustible y un esqueleto de soporte de las barras de combustible , extendiéndose las barras de combustible a lo largo de una dirección longitudinal (A) y estando dispuestas en los nodos de una red sensiblemente regular, comprendiendo el esqueleto de soporte una contera inferior , una contera superior y unos tubos-guía de recepción de las barras de un racimo de control y de parada del reactor nuclear, uniendo los tubos-guía las conteras , estando dispuestas las barras de combustible longitudinalmente entre las conteras , caracterizado…

PROCEDIMIENTO DE REPARACION DE LAS GUIAS DE UN CONJUNTO DE MANTENIMIENTO RADIAL DE UNA PLACA DE SOPORTE DE NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION.

(03/03/2010) Procedimiento de reparación de las guías de un conjunto de mantenimiento radial de una placa de soporte de núcleo de un reactor nuclear de agua a presión, estando fijada cada guía de sección en U en un alojamiento dispuesto en un soporte macizo solidario con la vasija del reactor e incluyendo dos ramas laterales (27b) sensiblemente paralelas y provistas de gorrones (27c) enfrentados destinados a cooperar con las caras laterales de una chaveta de mantenimiento radial fijada en la placa de soporte de núcleo , caracterizado porque: - se mide la separación entre los gorrones (27c) de las ramas laterales (27b) de al menos un guía a reparar, - se efectúa una medición relativa…

PROCEDIMIENTO DE DISEÑO DE UN MONTAJE DE COMBUSTIBLE NUCLEAR CON TUBO GUIA AMORTIGUADOR.

(25/01/2010) Procedimiento de diseño de un montaje de combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear, comprendiendo el montaje varios tubos guía, y un banco de control que comprende a su vez varias barras de control y un soporte de barras de control, extendiéndose las barras de control y los tubos guía paralelamente a una dirección (L) longitudinal, alojándose cada barra de control en un tubo guía para formar pares tubos guía/barras de control, comprendiendo cada tubo guía un tramo superior y un tramo inferior de amortiguamiento que comprende al menos una parte de diámetro interior reducido destinada a contener un fluido…

PARRILLA DE SOPORTE DE BARRAS PARA EL ENSAMBLAJE DE COMBUSTIBLE NUCLEAR Y ENSAMBLAJE CORRESPONDIENTE.

(19/01/2010) Parrilla de soporte de barras de combustible nuclear para ensamblaje de combustible nuclear, del tipo que delimita una red sensiblemente regular de celdillas y que comprende un anillo periférico , comprendiendo el anillo periférico al menos sobre uno de sus bordes aletas de guía y que tiene, visto en planta desde arriba, una forma sensiblemente cuadrada, con cuatro lados y cuatro ángulos , caracterizada porque dicho borde del anillo periférico presenta entre aletas de guía adyacentes, que pertenecen a los mismos lados del cuadrado, retranqueos hacia el interior de la parrilla

CONJUNTO DE COMBUSTIBLE PARA REACTOR NUCLEAR DE AGUA A PRESION QUE CONTIENE URANIO ENRIQUECIDO Y NO CONTIENE PLUTONIO.

(30/10/2009) Conjunto de combustible para reactor nuclear de agua a presión, del tipo que comprende barras de combustible dispuestas en los nodos de un retículo sensiblemente regular de contorno exterior poligonal, conteniendo las barras de combustible uranio enriquecido en el isótopo 235 y no conteniendo plutonio antes de la utilización del conjunto en un reactor, caracterizado porque las barras están distribuidas en al menos: #- un primer grupo central constituido por barras de combustible que tienen una primera reactividad (e1) nuclear y eventualmente barras que contienen un veneno neutrónico, y #- una capa periférica exterior de barras de combustible que están distribuidas en: #un segundo grupo de barras de combustible que se extienden a lo largo de las caras del contorno exterior del retículo y que tienen una…

PROCEDIMIENTO DE DISEÑO DEL RESORTE DE ARAÑA DE UNA BARRA DE CONTROL DE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

(20/10/2009) Procedimiento de diseño de un conjunto de combustible nuclear destinado a ser colocado en un reactor nuclear, comprendiendo el conjunto varios tubos de guía y una barra de control que contiene varias varillas de control a introducir en los tubos de guía y un soporte de las varillas de control , conteniendo el conjunto un muelle helicoidal de amortiguación del impacto del soporte contra el cabezal superior del conjunto en caso de caída de la barra de control durante una parada del reactor nuclear, caracterizado porque el procedimiento se aplica por ordenador y comprende las etapas de: #a) determinación de la evolución en el tiempo de la velocidad de la barra de control después del impacto del soporte contra el cabezal superior , #b)…

REJILLA TRAVESAÑO DE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE PARA REACTOR NUCLEAR REFRIGERADO POR AGUA LIGERA.

(01/02/2009) Rejilla-travesaño de un conjunto de combustible para un reactor nuclear refrigerado por agua ligera, para garantizar la sujeción transversal de un haz de varillas en disposiciones paralelas entre sí, que comprende un conjunto de celdas yuxtapuestas y situadas en una red regular, estando cada una de las celdas delimitada y separada de las celdas vecinas, por lo menos por una pared periférica que está abierta en sus dos extremos opuestos, en la dirección de un eje (6¿) de la celda , de manera que recibe una varilla de combustible generalmente cilíndrica, atravesando la celda siguiendo su eje (6¿) paralelo a la pared periférica y de medios de apoyo y sujeción de la varilla en una disposición central…

PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE ALIMENTACION DE POR LO MENOS UN GENERADOR DE VAPOR DE UN REACTOR NUCLEAR CON AGUA A PRESION DURANTE LOS PERIODOS DE PARADA DEL REACTOR.

(16/11/2008) Procedimiento de alimentación de por lo menos un generador de vapor de un reactor nuclear con agua a presión, con agua de alimentación secundaria, comprendiendo el reactor nuclear un circuito primario en el cual circula agua primaria de enfriado del núcleo del reactor nuclear que asegura el calentamiento, en el generador de vapor ,del agua de alimentación por contacto térmico, en el que se asegura la alimentación del generador de vapor utilizando por lo menos un inyector-condensador del cual se alimenta por lo menos una primera entrada (24a, 24b) con vapor de agua y una segunda entrada (25a) con agua de alimentación, siendo el agua a la…

PIEZA TERMINAL DE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE, CON MEDIOS PARA SOPORTAR LOS EXTREMOS DE LAS BARRAS DE COMBUSTIBLE Y CONJUNTO DE COMBUSTIBLE CORRESPONDIENTE.

(16/06/2008) Terminal extremo para conjunto de combustible de un reactor nuclear cuyo conjunto comprende barra de combustible y un armazón de soporte de las barras del combustible , extendiéndose las barras de combustible a lo largo de una dirección longitudinal (A) y estando dispuestas en los nudos de una red sensiblemente regular, comprendiendo el armazón de soporte dos terminales extremos , y elementos de enlace de los terminales extremos, estando dispuestas las barras de combustible longitudinalmente entre dichos terminales extremos , comprendiendo el terminal unos medios de soporte lateral de los extremos longitudinales adyacentes sensiblemente de la totalidad de las barras de combustible , cuyos medios de soporte están dispuestos en…

PROCEDIMIENTO DE FABRICACION DE UN TUBO ENVAINADO DE COMBUSTIBLE PARA UN REACTOR NUCLEAR Y TUBO ASI OBTENIDO.

Sección de la CIP Química y metalurgia

(16/04/2008). Ver ilustración. Inventor/es: MARDON, JEAN-PAUL, REBEYROLLE, VERONIQUE, AUBIN, JEAN-LUC, BARBERIS, PIERRE. Clasificación: C22F1/18, C22C16/00.

Procedimiento de fabricación de tubo de envainado de combustible para reactor nuclear, caracterizado porque: - se prepara un lingote de una aleación de zirconio de composición, en porcentajes ponderados: - 0, 8%=Nb=2, 8% - trazas=Sn=0, 65% - 0, 015%=Fe=0, 40% - C=100ppm - 600ppm=O=2300ppm - 5ppm=S=100ppm - Cr+V=0, 25% - Hf=75ppm - F=1ppm siendo el resto circonio y las impurezas resultantes de la preparación; - se realiza en el lingote un forjado seguido de un temple, un estirado y tratamientos termomecánicos que comprenden laminados en frío separados por recocidos intermedios, efectuando todos los recocidos a una temperatura inferior a la temperatura de transición a?a+ß de la aleación, finalizando por un recocido de recristalización y la obtención del tubo; - se procede opcionalmente al decapado de la superficie externa de dicho tubo; - y se realiza un pulido mecánico de dicha superficie externa para conferirle una rugosidad Ra inferior o igual a 0, 5µm.

PROCEDIMIENTO DE LIMITACION DE LOS ESFUERZOS DE FIJACION EJERCIDOS SOBRE UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR NUCLEAR Y CONJUNTO DE COMBUSTIBLE.

(01/02/2008) Procedimiento de limitación de los esfuerzos de fijación ejercidos sobre un conjunto de combustible de un reactor nuclear para compensar el empuje hidráulico del agua de refrigeración que atraviesa el conjunto de combustible en funcionamiento en el reactor nuclear, comprendiendo el conjunto de combustible un armazón que contiene un haz de varillas combustibles paralelas entre ellas, cerrado en sus extremos por dos cabezales transversales perpendiculares a la dirección longitudinal del conjunto de combustible , según la que circula el agua de refrigeración, comprendiendo cada uno de los cabezales por lo menos dos aberturas transversales de centrado , cada una de ellas destinada a recibir un tetón de centrado de la placa inferior de soporte del núcleo o de la placa superior del núcleo , caracterizado…

ZAPATA DE APOYO ANTISISMICO, DISPOSITIVO DE SOPORTE DE UNA ESTRUCTURA Y USO DEL MISMO.

(01/10/2007) Zapata de apoyo antisísmico que comprende un pedestal de apoyo y de soporte de la zapata en una superficie soporte (1a), por lo menos un elemento esférico de rodadura montado para que pueda girar libremente alrededor de un centro de rotación en un cojinete solidario del pedestal de apoyo y de una base de soporte que descansa en el elemento de rodadura esférico por medio de una superficie de apoyo (18a) cóncava, caracterizada porque el pedestal de apoyo comprende una plantilla de apoyo solidario por lo menos de un cojinete , fabricada de forma de reposar libremente en la superficie soporte (1a) y sostener la zapata en su sitio sin medio de fijación en la superficie soporte (1a), y que la zapata se apoyo…

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