101 patentes, modelos y diseños de GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC
Conjunto de válvula de rotura de vacío.
(22/04/2020) Un conjunto de válvula de rotura para una contención de reactor nuclear, comprendiendo el conjunto de válvula de rotura:
un cuerpo de válvula que tiene una forma generalmente troncocónica, incluyendo el cuerpo de válvula,
una primera pared lateral que 5 define una cámara,
una primera abertura en una parte superior de la primera pared lateral, y
una segunda abertura en una parte inferior de la primera pared lateral;
un cuerpo de inserto de válvula anidado en el cuerpo de válvula, teniendo el cuerpo del inserto de válvula una forma generalmente troncocónica, incluyendo el cuerpo del inserto de la válvula,
una segunda pared lateral que define una segunda cámara , y
una tercera abertura en una parte inferior de la segunda pared…
Sistemas y métodos para la retirada e instalación de un conjunto de tubo seco de un reactor nuclear.
(25/03/2020) Un sistema de herramienta para manejar un tubo seco dentro de un reactor nuclear que incluye una pluralidad de conjuntos combustibles dispuestos bajo una guía superior que tiene una forma de rejilla, dentro del reactor nuclear, de tal manera que el sistema comprende:
un cuerpo ; y
un retenedor movible , conformado para asegurarse selectivamente al tubo seco desde la abertura única con el fin de mover el tubo seco sin interferencia con ninguno de los conjuntos combustibles situados en otras aberturas directamente adyacentes al tubo seco ; de tal modo que el cuerpo comprende:
una sección transversal adaptada en su forma a la guía superior , de manera que el cuerpo se ajusta dentro de un único cuadrante de una abertura…
Inyector de solución aislado que incluye un revestimiento aislante, sistema que incluye el mismo, y procedimiento de inyección que usa el mismo.
(25/03/2020) Inyector de solución aislado que comprende:
un tubo exterior que tiene una primera superficie (202a) exterior y una primera superficie (202b) interior;
un tubo interior que se extiende al interior del tubo exterior, teniendo el tubo interior una segunda superficie (204a) exterior y una segunda superficie (204b) interior, definiendo la primera superficie interior del tubo exterior y la segunda superficie exterior del tubo interior un espacio anular, definiendo la segunda superficie interior del tubo interior un espacio de solución;
una punta de inyección conectada a los extremos distales del tubo exterior y del tubo interior, incluyendo la punta de inyección…
SISTEMAS Y PROCEDIMIENTOS PARA LA REPARACIÓN O SUSTITUCIÓN DE LA BARRA DE UNIÓN DEL SEPARADOR DE VAPOR.
(23/01/2020) Sistemas y procedimientos para la reparación o sustitución de la barra de unión del separador de vapor.
Los sistemas mejoran la alineación y la seguridad de los tubos verticales con abrazaderas que se acoplan a los tubos verticales. Un enlace conecta pares de abrazaderas para que las abrazaderas y los tubos verticales acoplados de esta manera no se puedan mover uno en relación al otro cuando estén completamente asegurados. La fijación parcial de las abrazaderas permite ajustar las abrazaderas y la distancia entre las mismas y, por lo tanto, la posición del tubo vertical. Asegurar completamente las abrazaderas hace que todo el sistema sea rígido sin necesidad de una barra de unión. Las abrazaderas y los enlaces pueden instalarse y fijarse a los tubos verticales y entre sí en una posición…
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…
Aparatos y procedimientos para la amortiguación de los componentes de un reactor nuclear.
Secciones de la CIP Mecánica, iluminación, calefacción, armamento y voladura Física
(13/11/2019). Inventor/es: DeFilippis,Michael S, CARNEAL,James P. Clasificación: F16F9/19, G21D1/00.
Un dispositivo de amortiguación para ser usado en un reactor nuclear en funcionamiento, el dispositivo comprende:
un pistón configurado para unirse a un primer componente en el reactor nuclear en funcionamiento; y
una carcasa que captura el pistón y está configurada para unirse a un segundo componente en el reactor nuclear en funcionamiento, siendo dividida la carcasa en una primera y una segunda cámara de fluido por una cabeza del pistón , la carcasa que incluye al menos un paso de fluido configurado para permitir que un fluido de refrigeración en el reactor nuclear operativo entre y salga de las cámaras de fluido primera y segunda al entorno que rodea el dispositivo de amortiguación para amortiguar el movimiento entre el pistón y la carcasa , el pistón y la carcasa están fabricados de un material que mantiene sustancialmente sus propiedades físicas en el reactor nuclear en funcionamiento.
PDF original: ES-2760929_T3.pdf
Sistema de eliminación de productos de fisión posterior al accidente y método para eliminar productos de fisión posterior al accidente.
(02/10/2019) Un sistema de eliminación de productos de fisión posterior al accidente, que comprende:
un transportador de aire conectado a un conjunto de filtro, estando el transportador de aire configurado para mover aire contaminado a través del conjunto de filtro para producir aire filtrado; y
una cámara de ionización conectada al conjunto de filtro, incluyendo la cámara de ionización un ánodo y un cátodo , la cámara de ionización configurada para recibir el aire filtrado del conjunto de filtro y para ionizar y capturar radioisótopos del aire filtrado para producir aire limpio;
la cámara de ionización configurada para permitir el sellado y el desprendimiento del sistema…
Sistema para monitorizar el estado del núcleo de un reactor nuclear.
(12/06/2019) Un sistema para monitorizar un estado de un núcleo de reactor incluido en un reactor nuclear , el sistema comprende:
un reactor nuclear que comprende un núcleo de reactor dentro de una estructura de reactor ;
un dispositivo interno de monitorización ubicado dentro del núcleo de reactor , el dispositivo interno de monitorización incluye una o más distribuciones internas de sensores cada una configurada para tomar mediciones de condiciones del núcleo de reactor en cada una de una pluralidad de regiones verticales diferentes dentro del núcleo de reactor para generar datos de medición interna, el dispositivo interno de monitorización se configura para proporcionar…
Sistemas para gestionar blancos de instrumentación e irradiación de trayecto compartido en un reactor nuclear.
(24/09/2018) Un sistema de gestión de blancos de irradiación y de acceso de instrumentación en un reactor nuclear , comprendiendo el sistema:
un reactor nuclear, una vía de penetración que conecta un punto de origen situado por fuera de una barrera de acceso del reactor nuclear con un tubo de instrumentación que se extiende por dentro del reactor nuclear en el interior de la barrera de acceso, en el que la vía de penetración puede ser atravesada por al menos un blanco de irradiación y la instrumentación hacia el tubo de instrumentación, en el que la vía de penetración incluye,
una vía entre al menos una vía de instrumentación y al menos una vía (1100a) de blancos…
Sistemas y procedimientos para generar isótopos en soportes de fuentes de arranque de reactores nucleares.
(17/09/2018) Un procedimiento de creación de isótopos deseados en un reactor nuclear comercial que genera calor para su uso en la producción de energía, comprendiendo el procedimiento:
operar el reactor nuclear para generar calor para su uso en la producción de energía, en el que el reactor incluye un soporte de blancos de irradiación en un núcleo del reactor nuclear en una posición directamente expuesta al combustible y al moderador desde todos los lados en el núcleo e inaccesible desde el exterior del reactor durante la operación, en el que,
el soporte de blancos de irradiación puede moverse independientemente del combustible y contiene de manera impermeable un blanco de irradiación que tiene una sección…
Sistema de captura radiactiva para el confinamiento de accidentes graves de reactores de agua ligera.
Secciones de la CIP Técnicas industriales diversas y transportes Física
(13/09/2018). Inventor/es: BASS,Derek, LOEWEN,Eric P, CARO,JOSE MARIA. Clasificación: B01D46/00, G21F9/04, G21F9/28, G21D3/04, G21C19/30, G21C9/004, G21C9/00, G21F9/02, G21D1/00, G21C13/10.
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
Procedimiento y sistema para el enfriamiento de piscina de supresión alternativo exterior para un reactor de agua en ebullición.
Sección de la CIP Física
(12/09/2018). Inventor/es: GINSBERG,ROBERT JOSEPH, ANDERSON,EDWARD C. Clasificación: G21C15/18, G21D1/02.
Un sistema de enfriamiento exterior, que comprende:
una piscina de supresión para un reactor nuclear;
serpentines de enfriamiento que se ponen en contacto una superficie exterior de la piscina de supresión; y
un disipador de calor acoplado de manera fluida a los serpentines de enfriamiento para proporcionar un flujo de fluido de enfriamiento a través de los serpentines de enfriamiento.
PDF original: ES-2681295_T3.pdf
Aparatos de inspección y posicionamiento para su uso en reactores nucleares.
Sección de la CIP Física
(04/07/2018). Inventor/es: KELEMEN,COLIN F. Clasificación: G21C19/20, G21C17/01, G21C17/013.
Aparato de posicionamiento para su uso en un reactor nuclear en parada, en el que el aparato comprende:
una pinza configurada para sujetar en lados opuestos de una presa de vapor en el reactor nuclear, en el que la pinza permite el movimiento circunferencial del aparato a lo largo de la presa de vapor e impide el movimiento radial y vertical del aparato en relación con la presa de vapor ; y
un brazo extensible desde la pinza , en el que el brazo está configurado para sostener una herramienta;
estando caracterizado el aparato porque además comprende:
una barra de manipulación que se extiende verticalmente hacia arriba desde la pinza , en el que la barra de manipulación se conecta y se adapta para mover al menos una de las pinzas y el brazo a través de la rotación de la barra de manipulación, en el que la barra de manipulación es móvil verticalmente para conectar con, y mover solo, una de las pinzas y el brazo.
PDF original: ES-2682124_T3.pdf
Sistemas y procedimientos de alineación óptica de combustible en reactores nucleares.
(11/04/2018) Un sistema para situar estructuras de manipulación con artículos para su manipulación en un entorno de reactor nuclear, comprendiendo el sistema:
una estructura de manipulación que se puede mover sobre un área que aloja al menos un artículo , en el que la estructura de manipulación se configura para mover el artículo ; y
una pluralidad de emisores rígidamente fijados a la estructura de manipulación, en el que los emisores se configuran para emitir al menos dos haces planos de luz perpendiculares entre sí y que se intersectan sobre el área en una línea exactamente axial entre el área y la estructura de manipulación, en el que los dos haces son perpendiculares entre sí en un plano perpendicular a una dirección de profundidad axial;
en el que, durante su uso, los dos haces planos perpendiculares de luz se…
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…
Conjunto de reducción de arrastre, sistema que incluye el conjunto, y procedimiento de reducción de arrastre de gases con el conjunto.
(11/10/2017) Un conjunto de reducción de arrastre, que comprende:
un recipiente configurado para contener un líquido , incluyendo el recipiente una porción superior y una porción inferior;
una disposición de ventilación que se extiende en el recipiente , la disposición de ventilación configurada para dirigir gases en el recipiente;
una estructura de succión que se extiende en la porción inferior del recipiente, estando la estructura de succión configurada para realizar una extracción del líquido del recipiente; y
un deflector dispuesto entre la estructura de succión y la disposición de ventilación dentro del recipiente, caracterizado porque el deflector tiene perforaciones que se extienden a través del mismo y configuradas para…
Procedimiento y sistema para medir una temperatura y nivel de líquido en piscina de combustible agotado sin alimentación eléctrica externa.
Sección de la CIP Física
(21/06/2017). Inventor/es: GINSBERG,ROBERT JOSEPH, BASS,JOHN ROBERT. Clasificación: G21C17/022, G01F23/00, G21C19/07, G21C17/112, G21C17/035.
Un sistema adecuado para medir la temperatura y nivel de líquido de una piscina de combustible agotado, comprendiendo el sistema de medición:
un cable , adecuado para montarse verticalmente a lo largo de una pared (10a) lateral de la piscina de combustible agotado;
una pluralidad de termopares (TC1-TCn) unidos al cable, estando los termopares verticalmente separados entre sí y configurados para tomar mediciones de temperatura; y
medios dispuestos para comparar las mediciones de temperatura y deducir un nivel de líquido en la piscina de combustible agotado basándose en la comparación de las temperaturas; caracterizado porque el sistema se dispone para ser activado por el calor ambiental del agua en la piscina de combustible agotado y el aire por encima de la piscina de combustible agotado.
PDF original: ES-2634794_T3.pdf
Chimenea de reactor nuclear y procedimiento de mejora de la entalpía de entrada del núcleo usando la misma.
Sección de la CIP Física
(21/06/2017). Inventor/es: LOEWEN,ERIC PAUL, KECK,DAVID JONATHAN, O'NEILL,NICHOLAS. Clasificación: G21C13/02, G21C15/02, G21C15/26.
Un procedimiento de mejora de la mezcla de agua en una región bajante de una vasija de presión del reactor para mejorar así una entalpía de entrada del núcleo de un reactor nuclear, comprendiendo el procedimiento:
interrumpir un flujo descendente de agua dentro de la región bajante del vasija de presión del reactor con una pluralidad de estructuras de disparo, siendo la región bajante un espacio anular definido por la vasija de presión del reactor y una chimenea dentro de la vasija de presión del reactor, dispuesta la pluralidad de estructuras de disparo sobre una superficie exterior de la chimenea; y estando caracterizado porque la pluralidad de estructuras de disparo tienen diferentes longitudes que se disponen para formar un perfil ondulado.
PDF original: ES-2635063_T3.pdf
Procedimiento y aparato de refrigeración alternativa de piscina de supresión para reactores de agua en ebullición.
Sección de la CIP Física
(31/05/2017). Inventor/es: BASS,John R, ROGERS,Richard M, GINSBERG,ROBERT JOSEPH, SIEWERT,MARK W. Clasificación: G21C15/18, G21D1/02, G21D3/04, G21C9/004, G21C9/012.
Un procedimiento de refrigeración de una piscina de supresión de un Reactor de Agua en Ebullición (BWR) , que comprende:
evacuar el calor de la piscina de supresión al hacer circular agua de refrigeración a través de una tubería de refrigeración , en el que porciones de la tubería de refrigeración están colocadas por debajo de un nivel de líquido esperado de la piscina de supresión, teniendo el agua de refrigeración una temperatura más fría que el agua en la piscina de supresión , y caracterizado porque mantiene una presión del agua de refrigeración en la tubería de refrigeración por encima de la presión del agua de la piscina de supresión , de manera que, en el caso de una fuga en la tubería de refrigeración , el agua de refrigeración en la tubería de refrigeración se fugará dentro de la piscina de supresión.
PDF original: ES-2632005_T3.pdf
Dispositivo de protección de fusión y refrigeración de un reactor nuclear.
Sección de la CIP Física
(03/05/2017). Inventor/es: THEOFANOUS,THEO G, DINH,NAM TRUC, WACHOWIAK,RICHARD M. Clasificación: G21C11/08, G21C9/016.
Un dispositivo de detención de fusión y de capacidad de refrigeración incluido en la base (BiMAC) para su uso en un pozo seco de una contención de un reactor nuclear, que comprende:
un distribuidor configurado para recibir un refrigerante; y
una pluralidad de canales de refrigerante adyacentes conectados al distribuidor en un primer extremo de los canales y configurados para recibir el refrigerante desde el distribuidor , teniendo cada uno de los canales un segundo extremo con una parte vertical, estando el segundo extremo abierto y configurado para permitir que el refrigerante salga hacia el pozo seco; caracterizado porque:
cada uno de los canales tiene una pendiente igual a aproximadamente 5 grados con respecto a la horizontal.
PDF original: ES-2627754_T3.pdf
Sistemas de reducción de la deposición superficial y la contaminación.
Secciones de la CIP Física Técnicas industriales diversas y transportes Construcciones fijas
(15/03/2017). Inventor/es: LOEWEN,Eric P, DOOIES,BRETT J, O'NEILL,NICHOLAS F. Clasificación: G21C17/022, G21C19/307, G21F9/00, B08B3/04, E04H4/16, G21C19/20, G21F9/04, B08B3/14, G21C15/25, G21F9/12, G21C17/013.
Un sistema de reducción de la deposición de contaminantes sobre una superficie sumergida en un fluido, comprendiendo el sistema:
un fluido ambiente en el que se sumerge un aparato del sistema;
un suministro de fluido que proporciona fluido relativamente más limpio y a temperatura más baja que el fluido ambiente; y
estando configurado el aparato para descargar un flujo de fluido contra una superficie mientras se está inmerso en el fluido ambiente,
caracterizado porque el flujo de fluido comprende el fluido proporcionado desde el suministro de fluido y el fluido ambiente.
PDF original: ES-2622860_T3.pdf
Procedimientos y aparatos de reducción de fallos de modo común de sistemas de control de software relacionados con seguridad nuclear.
(04/01/2017) Un sistema informático para ejecutar una tarea de acuerdo con diferentes frecuencias de reloj para reducir fallos de modo común en el sistema informático, comprendiendo el sistema informático:
por lo menos una primera división y una segunda división (105-N), teniendo la primera división una primera frecuencia de reloj y teniendo la segunda división una segunda frecuencia de reloj, incluyendo cada una de la primera división y la segunda división (105-N) un respectivo instrumento ;
un primer procesador configurado para ejecutar una tarea en la primera división de acuerdo con la primera frecuencia de reloj; y
un segundo procesador configurado para ejecutar la tarea en la segunda división (105-N) de acuerdo con la segunda frecuencia de reloj,
en el que cada respectivo instrumento…
Sistema con sección eficaz reducida para la producción de isótopos.
Sección de la CIP Física
(02/11/2016). Inventor/es: SMITH, DAVID GREY, DeFilippis,Michael S, HIGGINS,RUSSELL PATRICK, RUSSELL,II WILLIAM EARL, MONETTA,CHRISTOPHER J, CLARK,CARLTON WAYNE, MILLS,VERNON W. Clasificación: G21C3/326, G21G1/08, G21G1/02.
Una barra de objetivos de producción de isótopos para un núcleo de un reactor de energía nuclear, comprendiendo dicha barra de objetivos de producción de isótopos:
al menos un cuerpo central de barra que incluye una carcasa exterior , que define una cavidad interna ;
una pluralidad de objetivos de irradiación proporcionados dentro de la cavidad interna , que están situados en una disposición espacial que utiliza un medio de separación de baja sección eficaz nuclear, dispuesto dentro de la cavidad interna para mantener la disposición espacial, caracterizado porque el medio de separación comprende una pluralidad de espaciadores de objetivos de irradiación situados entre cada objetivo de irradiación adyacente, para posicionar los objetivos de irradiación en la disposición espacial.
PDF original: ES-2606924_T3.pdf
Sistema y procedimiento de procesado y almacenamiento de refrigerante tras un accidente.
Sección de la CIP Física
(14/09/2016). Inventor/es: LOEWEN,Eric P, DOOIES,BRETT J, BERGER,JOHN F. Clasificación: G21F9/34, G21F9/12, G21F9/20.
Un procedimiento de procesado de un refrigerante tras un accidente de un reactor nuclear que comprende:
filtrar un refrigerante usando un primer sistema de filtración para generar un primer material filtrado;
filtrar del refrigerante filtrado usando un segundo sistema de filtración para generar un segundo material filtrado, siendo el segundo sistema de filtración diferente del primer sistema de filtración ;
transferir el primer material filtrado a un primer contenedor de tratamiento de residuos para convertir el primer material filtrado en un primer producto de residuo (80a) para una eliminación permanente; y
transferir el segundo material filtrado a un segundo contenedor de tratamiento de residuos para convertir el segundo material filtrado en un segundo producto de residuo (80b) para una eliminación permanente;
en el que el segundo sistema de filtración comprende un lecho de humato.
PDF original: ES-2599158_T3.pdf
Procedimiento y aparato para una junta de estanqueidad interna para junta deslizante de bomba de chorro.
Secciones de la CIP Mecánica, iluminación, calefacción, armamento y voladura Física
(20/07/2016). Inventor/es: SPRAGUE,Robin D, ANDRE,LEE J. Clasificación: F04F5/44, G21C15/25, F04F5/54.
Una junta de estanqueidad interna para junta deslizante de una bomba de chorro, que comprende:
un anillo de montaje de junta de estanqueidad sustancialmente circular,
una junta de estanqueidad metálica flexible dentro del anillo de montaje de junta de estanqueidad, teniendo el anillo de montaje de junta de estanqueidad una parte (22a) superior que se proyecta hacia un centro de la junta de estanqueidad interna y proporciona un saliente que aloja la junta de estanqueidad metálica flexible, y el anillo de montaje de junta de estanqueidad tiene una parte (22b) inferior que se proyecta hacia abajo para contener la junta de estanqueidad metálica flexible en el anillo de montaje de junta de estanqueidad.
PDF original: ES-2589789_T3.pdf
Aparatos de control del movimiento de componentes.
Sección de la CIP Física
(13/07/2016). Inventor/es: BASS,John R, SPRAGUE,Robin D. Clasificación: G21C17/10, G21C15/25, G21C13/032.
Un conjunto de bomba de chorro que comprende:
un difusor ;
un mezclador de admisión, integrado con el difusor ;
un aparato para controlar el movimiento del difusor y del mezclador de admisión;
en el que el aparato comprende:
una primera abrazadera enganchada con el difusor ;
una segunda abrazadera enganchada con el mezclador de admisión; y
una pluralidad de conectores configurados para conectar la primera abrazadera y la segunda abrazadera ;
en el que los conectores permiten el movimiento de la primera abrazadera con relación a la segunda abrazadera en una primera dirección entre la primera abrazadera y la segunda abrazadera , y en el que los conectores limitan el movimiento de la primera abrazadera con relación a la segunda abrazadera en una segunda dirección perpendicular a la primera dirección.
PDF original: ES-2589281_T3.pdf
Sistemas y procedimientos para medir remotamente un nivel de líquido usando reflectometría en el dominio del tiempo (TDR).
(13/07/2016) Un sistema para la medición del nivel de agua, que comprende:
una sonda que incluye una barra conductora y separadores de aislamiento dentro de un tubo conductor, dispuesta la barra conductora coaxialmente dentro del tubo conductor,
extendiéndose la barra conductora a través de los separadores de aislamiento, incluyendo el tubo conductor perforaciones que exponen la barra conductora y los separadores de aislamiento en su interior;
un conector de cabeza conectado a la sonda ;
un cable coaxial conectado al conector de cabeza, incluyendo el cable coaxial un hilo conductor interior dentro de una pantalla conductora exterior…
Procedimientos de limpieza de una superficie sumergida utilizando un chorro de fluido que descarga una combinación de líquido/gas.
(06/07/2016) Un procedimiento de limpieza de una superficie sumergida cubierta por un medio líquido, comprendiendo el procedimiento:
inyectar un líquido (100') de limpieza con un chorro de fluido sumergido a través del medio líquido en la superficie sumergida; e
introducir al menos uno de entre un gas (102') no reactivo y un gas (104') reactivo con el líquido de limpieza a través del chorro de fluido sumergido; en el que
la inyección e introducción se realizan con una tobera concéntrica triple como el chorro de fluido sumergido, inyectándose el líquido (100') de limpieza a través de un primer paso de la tobera concéntrica triple, introduciéndose el gas (102') no reactivo a través de un segundo paso de la tobera concéntrica triple,…
Unidad de control hidráulico y procedimiento de parada de un reactor nuclear utilizando dicha unidad.
(15/06/2016) Una unidad de control hidráulico para un reactor nuclear, que comprende:
un acumulador de parada de emergencia que presenta un primer extremo con una entrada y un segundo extremo opuesto con una salida , definiendo el acumulador de parada de emergencia una cámara en su interior que contiene un fuelle dentro de la cámara, estando el fuelle configurado para contener un líquido de parada de emergencia, presentando el fuelle un extremo fijo y un extremo móvil, estando el extremo fijo del fuelle fijado al segundo extremo del acumulador de parada de emergencia, estando el fuelle configurado para pasar entre un estado expandido y un estado comprimido por medio del extremo móvil;
…
Sistemas y procedimientos de inspección de soldadura de la envoltura del núcleo.
(25/05/2016) Un sistema de inspección para la inspección de una envoltura del núcleo, que comprende:
un vehículo telemaniobrable que tiene una superficie curvada para conformar con la superficie de la envoltura del núcleo, para reducir al mínimo la altura del vehículo telemaniobrable , medida desde la superficie de la envoltura del núcleo;
comprendiendo el vehículo telemaniobrable:
una parte central , conectada a un ala mediante una articulación cargada por muelle;
una sonda ultrasónica ;
un sistema de posicionamiento de sonda que está configurado para trasladar y girar la sonda ultrasónica; un conjunto de ruedas horizontales que está configurado para mover el vehículo telemaniobrable alrededor de la circunferencia de la envoltura del núcleo;
…
Aparato y procedimiento de determinación del nivel de potencia de un reactor nuclear.
Sección de la CIP Física
(25/05/2016). Inventor/es: SPLICHAL,WILLIAM FRANCIS. Clasificación: G01T1/00, G21C17/108.
Un aparato , que comprende:
dos o más conductores eléctricos;
uno o más dispositivos de señal; y
un analizador ;
en el que los dos o más conductores eléctricos están dispuestos para ser colocados en un reactor nuclear,
en el que el uno o más dispositivos de señal están adaptados para aplicar una o más señales incidentes a los dos o más conductores eléctricos,
en el que el uno o más dispositivos de señal están adaptados para recibir una o más señales reflejadas de los dos o más conductores eléctricos, y
en el que el analizador está adaptado para determinación del nivel de potencia en el reactor nuclear utilizando al menos una de la una o más señales incidentes aplicadas y al menos una de la una o más señales reflejadas recibidas.
PDF original: ES-2653553_T3.pdf
Procedimiento y aparato de reparación de una tubería de subida con compresión.
(16/03/2016) Un aparato de reparación de una tubería de subida de una bomba de chorro de reactor de agua en ebullición (BWR), que comprende:
una tubería de subida de un conjunto de bomba de chorro de reactor de agua en ebullición (BWR);
un refuerzo de tubería de subida configurado para estabilizar la tubería de subida, teniendo el refuerzo de tubería de subida una brida (3A) de refuerzo de tubería de subida;
un conjunto (20a, 20a') de collarín superior sujeto a la tubería de subida por encima del refuerzo de tubería de subida, comprendiendo el conjunto de collarín superior un primer (20a1) y un segundo (20a1') collarines superiores dispuestos en lados opuestos de la tubería de subida; y
un conjunto (20b, 20b') de collarín inferior sujeto a la tubería de subida por debajo del refuerzo de tubería de subida, comprendiendo el…