12 inventos, patentes y modelos de LAHODA, EDWARD, J.

Rejilla de conjunto de combustible nuclear con resistencia a altas temperaturas, resistente a la corrosión, y con tolerancia a accidentes.

(06/05/2020) Un conjunto de combustible para un reactor nuclear que comprende: un conjunto paralelo y espaciado de una pluralidad de barras de combustible nuclear alargadas que tienen una longitud axial; una boquilla inferior ;- una boquilla superior , en el que la pluralidad de barras de combustible nuclear alargadas están apoyadas entre la boquilla inferior y la boquilla superior; y una pluralidad de rejillas espaciadas dispuestas en tándem a lo largo de la longitud axial de las barras de combustible entre la boquilla superior y la boquilla inferior , la pluralidad de rejillas espaciadas o porciones o partes…

Tubo de revestimiento de combustible de matriz de SiC con obturadores terminales de sinterización por plasma de chispa.

(31/07/2019) Un procedimiento de cierre hermético de un tubo formado a partir de un composite cerámico con al menos una tapa terminal que comprende: la provisión de un tubo formado a partir de un composite cerámico con unas paredes del tubo, al menos un extremo, y un eje geométrico y al menos un material de al menos una tapa terminal; la aplicación del al menos un material de la tapa terminal a el al menos un extremo del tubo presentando la tapa terminal un lado exterior y un lado interior ; caracterizado por: la aplicación de al menos un electrodo primario sobre el lado exterior de la al menos una tapa terminal; la aplicación de al menos un electrodo…

Composición de combustible nuclear de disiliciuro de triuranio para uso en reactores de agua ligera.

Sección de la CIP Física

(31/07/2019). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Clasificación: G21C3/62, G21C3/28, G21C3/00, G21C3/58, G21C3/60.

Una composición de pastilla de combustible de reactor nuclear de agua ligera que tiene un contenido en U-235 incrementado, comprendiendo la composición: disiliciuro de triuranio en un intervalo de desde 50% hasta 100% en peso de la composición, conteniendo el disiliciuro de triuranio un componente de uranio que comprende desde aproximadamente 0,7% hasta aproximadamente 20% en peso de uranio-235 del peso total de dicho componente de uranio, en la que, el contenido de uranio-235 en dicha composición es mayor comparado con el contenido de uranio- 235 en una composición de combustible nuclear compuesta únicamente de dióxido de uranio, en la que ambas composiciones tienen el mismo nivel de enriquecimiento de U-235.

PDF original: ES-2748113_T3.pdf

Deposición de material protector integrado en un revestimiento de circonio para reactores nucleares por aplicación térmica de alta velocidad.

(12/06/2019) Un revestimiento cilíndrico de aleación de circonio para un reactor nuclear, sujeto a un entorno de reactor nuclear , teniendo el revestimiento una superficie interna y un volumen interno de sustrato de aleación de circonio , una superficie externa y un volumen externo de un material protector seleccionado del grupo que consiste en cerámica de Ti - Al - C, aleación a base de hierro, una aleación a base de hierro que tiene la composición: Cr < 25% en peso, W < 15% en peso, Nb < 12% en peso, Mo < 6% en peso, B < 5% en peso, C < 4% en peso, Mn < 3% en peso, Si < 2% en peso, y el resto Fe o una aleación que consiste en Zr - Al, y caracterizado por un volumen intermedio integrado (Z) de óxido de circonio, circonio y…

Vaina de combustible nuclear con aleación de circonio reforzada con cerámica con una capa intermedia resistente a la oxidación.

(15/05/2019) Procedimiento para revestir una vaina de barra de combustible nuclear que contiene cerámica para un reactor nuclear de agua, que comprende: proporcionar la vaina , que comprende: una pared tubular que tiene una superficie interior y una superficie exterior; una cavidad formada por la pared tubular; un primer extremo (31a) abierto; y un segundo extremo (31b) abierto; proporcionar un primer tapón (26a) de extremo y un segundo tapón (26b) de extremo; insertar el primer tapón (26a) de extremo en el primer extremo (31a) abierto de la vaina ; sellar el primer tapón (26a) de extremo; llenar la vaina de barra de combustible con combustible nuclear y un dispositivo de retención; insertar el segundo tapón (26b) de extremo en…

Acero inoxidable amorfo o semiamorfo o Ti-Al-C cerámico o Zr-Al-C cerámico de calidad aplicado cinéticamente con estructura metálica de aleación de zirconio de calidad nuclear.

(15/05/2019) Un procedimiento de formación de un recubrimiento de gradiente sobre una superficie externa de un revestimiento de aleación de zirconio, que comprende: proporcionar el revestimiento de aleación de zirconio que inherentemente tiene una capa que contiene óxido de zirconio por lo menos parcialmente formada sobre la superficie externa; proporcionar una composición de recubrimiento, que comprende: un primer componente seleccionado del grupo que consiste de zirconio, óxido de zirconio, y mezclas de los mismos; y un segundo componente seleccionado del grupo que consiste de, Zr2AlC cerámico, Ti2AlC cerámico, Ti3AlC2 cerámico, Al2O3, aluminio, siliciuro de zirconio, acero inoxidable aleado amorfo y semiamorfo y mezclas de Zr2AlC cerámico, Ti2AlC cerámico y Ti3AlC2…

Obturador de extremidad de varilla de combustible con doble junta selladora para una vaina con material cerámico.

(03/04/2019) Un procedimiento de cierre estanco de una vaina con material cerámico para una varilla de combustible nuclear en un núcleo de reactor nuclear de agua, que comprende: la provisión de la vaina que comprende: una pared tubular; una cavidad formada por la pared tubular; un primer extremo abierto; un segundo extremo abierto; y un diámetro interno la provisión de un primer obturador terminal y de un segundo obturador terminal; en el que cada uno de los primero y segundo obturadores terminales comprende una superficie superior, una superficie de fondo, una superficie exterior, una longitud que se extiende entre ellas, y un diámetro exterior inferior al diámetro interior de…

Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear.

(16/10/2018) Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear, comprendiendo el método las siguientes etapas: proporcionar un material de combustible nuclear en forma de polvo, en el que el material de combustible nuclear se basa en UO2, proporcionar un aditivo, prensar el polvo de un modo tal que se obtenga la denominada pastilla en verde, en el que dicho aditivo se añade a dicho material de combustible nuclear en forma de polvo o a la pastilla en verde, sinterizar la pastilla en verde obtenida de ese modo, en el que dicho aditivo es tal que están presentes granos más grandes en el material de combustible nuclear en la pastilla después de la etapa…

Combustible nuclear, elemento combustible nuclear, conjunto combustible nuclear y procedimiento de fabricación de un combustible nuclear.

(24/12/2014) Combustible nuclear en forma de una pastilla de combustible nuclear adaptada para su utilización en un reactor nuclear refrigerado por agua, incluyendo reactores de agua ligera LWR, tales como reactores de agua en ebullición BWR y reactores de agua a presión PWR, comprendiendo el combustible nuclear - un compuesto que contiene uranio que consiste en UN, en el que el contenido en uranio del compuesto que contiene uranio comprende menos de 10% en peso del isótopo 235U, y - un aditivo que consiste en o que consiste sustancialmente en por lo menos uno de ZrH2, Si3N4, AI2O3, MoyOx, SiO2, ZrH3, Mo en forma elemental y Si en forma elemental, en el que la cantidad del aditivo es igual o inferior a 30% en volumen del combustible nuclear, caracterizado por que la pastilla de combustible nuclear se forma a través de la sinterización de un polvo…

Canal de combustible dispuesto para estar comprendido por un elemento de combustible para un reactor de fisión.

(18/06/2014) Un canal de combustible que está dispuesto para estar comprendido por un elemento de combustible para un reactor de fisión, en el que el elemento de combustible comprende una entrada , una salida y una pluralidad de barras de combustible alargadas, cuyas barras de combustible comprenden, cada una, un combustible nuclear y están dispuestas para transferir energía a un medio de circulación durante la operación del reactor de fisión, en el que el canal de combustible comprende una carcasa adaptada para rodear las barras de combustible entre la entrada y la salida , en el que la carcasa está adaptada durante la operación del reactor de fisión para guiar el medio de circulación a lo largo de las barras…

PROCEDIMIENTO DE APLICACIÓN DE UN VENENO CONSUMIBLE AL EXTERIOR DE LA VAINA DE UNA VARILLA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

(29/11/2011) Un procedimiento de aplicación de un veneno consumible a una varilla de combustible nuclear que tiene una vaina exterior , varilla de combustible que es útil en un entorno nuclear y que estará sometida a un contacto exterior con un refrigerante acuoso, comprendiendo el procedimiento: (a) proporcionar una varilla de combustible nuclear, teniendo dicha varilla de combustible nuclear un eje y una superficie exterior de la vaina que puede tener posibles óxidos superficiales y otros depósitos superficiales; (b) proporcionar al menos un dispositivo de aplicación adyacente a dicha superficie de dicha varilla…

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

Secciones de la CIP Química y metalurgia Física

(01/02/2004). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC. Clasificación: C22B7/00, C22B7/04, G21F9/30, C22B60/00, G21F9/28.

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.

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