REACTORES NUCLEARES (computadores analógicos para éstos G 06 G 7/54; reactores de fusión G 21 B; explosivos nucleares G 21 J)

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CIP: G21C, REACTORES NUCLEARES (computadores analógicos para éstos G 06 G 7/54; reactores de fusión G 21 B; explosivos nucleares G 21 J)

Entorno:
  • G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR

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Inventos patentados en esta categoría

1.- PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA LA CONSERVACION DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES RADIADOS

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Procedimiento y dispositivo para la conservación de elementos combustibles radiados, antes de su re-enriquecimiento, procedimiento caracterizado porque se almacenan los elementos combustibles primeramente de modo usual en un pileta de atenuación llena de agua, luego una vez que la potencia de desintegración posterior ha descendido a un valor eliminable por enfriamiento en seco, se pasan a un dispositivo de secado y finalmente se depositan en un dispositivo de almacenamiento seco apantallado.

2.- HERRAMIENTA DE ABOCARDADO

. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

Herramientas de abocardado que incluye una envoltura hueca, unos dientes múltiples separados en una extremidad de dicha envoltura que se extiende axialmente hacia el exterior a partir de la base de la envoltura, unos salientes que se extienden radialmente en ciertos de dichos dientes, y un pistón móvil en dicha envoltura, caracterizado porque dicho pistón tiene en él unas superficies complementarias de las superficies internas en todos dichos dientes de modo que cuando el pistón es introducido en dicha envoltura , sus superficies hacen que los dientes dotados de salientes se desplazan radialmente hacia el exterior y crean unas protuberancias correspondientes en un tubo en el cual está introducida dicha herramienta de abocardado, mientras que los dientes no dotados de salientes están soportados por dicho pistón.

3.-

Sistema de control de agua de alimentación para central de energía nuclear que incluye un reactor nuclear, una turbina destinada a ser accionada a partir de dicho reactor, un generador de vapor conectado con dicho reactor para obtener energía a partir del mismo, un dispositivo de circulación de fluido conectado con dicha turbina y dicho generador, incluyendo dicho dispositivo de circulación de fluido un primer ramal para hacer circular vapor desde dicho generador hasta dicha turbina con el fin de energizar dicha turbina, y un segundo ramal para hacer circular agua de alimentación desde dicha turbina hasta dicho generador, estando dicha agua de alimentación destinada a ser transformada en vapor por dicho generador utilizando la energía suministrada por dicho reactor a dicho generador, incluyendo...

4.- PERFECCIONAMIENTOS EN DISPOSITIVOS PARA LA SUSPENSION Y APOYO DE RECIPIENTES A PRESION DE REACTORES NUCLEARES.

. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT, DE BERLIN Y MUNCHEN..

Perfeccionamientos en dispositivos para la suspensión y apoyo de recipientes a presión de reactores nucleares, caracterizados porque el recipiente a presión del reactor se apoya en un orificio correspondiente al diámetro del recipiente a presión de una construcción de acero en forma de caja, porque dicha construcción de acero forma la cubierta de la sal del reactor, porque el recipiente a presión se apoya con patas de soporte dispuestas en su cubierta externa sobre consolas de soporte y porque estas consolas de soporte están dispuestas por debajo de la tapa y forman con ella una unidad estructural.

5.-

Perfeccionamientos en tubuladuras pasantes para tapaderas de recipientes a presión de reactor nuclear, en particular para el paso de elementos combustibles y accionamientos de varillas de control, con una tapadera de recipiente de presión ferrítica, que muestra un emplacado interno austenítico, estando la tubuladrua, que muestra un tubo externo ferrítico, roscada en la parte superior de la tapa y que está dotada con una capa interna, que está unida mediante una unión de soldadura con el emplacado de la tapa, caracterizados porque la tubuladura está realizada como un tubo de unión constituido por el tubo externo ferrítico...

6.- PERFECCIONAMIENTOS EN APOYOS ASISMICOS PARA ACCIONAMIENTOS DE MANDO DE REACTORES NUCLEARES

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Perfeccionamientos en apoyos asismicos para accionamientos de mando de reactores nucleares, preferentemente reactores de agua a presión, con una vasija de presión de reactor con tapa abombada, además con barras de mando y con vástagos de acoplamiento acopladas con estas, que están alojados móviles en la dirección de su eje dentro de carcasas de accionamiento tubulares que pasan estancas a la presión por la tapa de la vasija de presión y hermetizadas hacia afuera, constando las carcasas de accionamiento de tubuladuras de accionamiento de barras de mando que forman la parte de paso, y de tubos de presión unidos herméticamente con las últimas, especialmente embriados, sobresaliendo las tubuladuras de accionamiento de las barras de mando con diferentes longitudes por encima de la calota de la tapa de la vasija, caracterizados porque los extremos superiores de los tubos de presión se unen articuladamente entre si mediante varillas de rejilla de una rejilla de apoyo.

7.-

Perfeccionamientos en dispositivos de aseguramiento contra caída de la vasija nuclear y conducción de refrigerante, en una vasija de presión de reactor nuclear, con una estructura portante del núcleo dispuesta en el interior de la vasija de presión y que presenta una vasija nuclear, y un cuerpo colector dispuesto por debajo de la estructura portante del núcleo y que sirve para la homogeneización del refrigerante, que está apoyado sobre la calota del fondo y está formado por un cuerpo a modo de un barril filtrante esencialmente cilíndrico hueco que presenta orificios de paso para el refrigerante, caracterizados porque el barril filtrante está apoyado con su borde inferior sobre una consola anular y con una parte de apoyo central sobre una consola central de la calota de fondo, porque la parte de apoyo central está unida a través de un arriostramiento...

8.- PERFECCIONAMIENTOS EN ELEMENTOS ELASTICOS PARA LA REPRESION Y APOYO DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Perfeccionamientos en elementos elásticos para la represión y apoyo de elementos combustibles, especialmente de reactores nucleares refrigerados por agua, respecto a un placa de represión que delimita por arriba al núcleo del reactor, caracterizados porque consta de un elemento en forma de barra fabricado por separado independientemente del elemento combustible, encajable axialmente y por forma en éste y solicitado por resorte.

9.- PROCEDIMIENTO PARA LA PROTECCION DE VAINAS DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE DE REACTOR NUCLEAR

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Procedimiento para la protección de vainas de varillas de combustible de reactor nuclear, de aleación de zirconio, contra el ataque de productos de fisión radioactivos, en particular yodo, caracterizado porque las vainas se someten a una temperatura de 300 a 500ºC a una presión interna tal que, en dependencia con su dimensionado geométrico, se deformen en la zona elástica hasta cerca del límite de fluencia y durante este estado reacciona un medio, introducido en el interior de la vaina previamente, con la cantidad interna de la vaina para la formación de una capa protectora.

10.- PROCEDIMIENTO PARA LA OBTENCION DE POLVOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

. Solicitante/s: REAKTOR-BRENNELEMENT UNION GMBH.

Procedimiento para la obtención de polvos de combustible nuclear de composición de isótopos de graduación prácticamente en forma arbitraria dentro del margen de los productos de partida existentes, caracterizado porque los materiales de partida de distinta composición de isótopos, esto es, enriquecimiento, sin mezclar previamente se alimentan en caudal cuantitativo a la primera etapa de procedimiento de los procesos de conversión usuales, que se pueden desarrollar según el principio AUC o bien ADU, y después de éste se siguen elaborando en la forma usual al producto final de grado de enriquecimiento correspondiente.

11.- UN DISPOSITIVO PARA ALMACENAR ELEMENTOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS O QUEMADOS DE REACTORES DE AGUA A PRESION Y DE AGUA EN EBULLICION.

. Solicitante/s: NUKEM GMBH.

Un dispositivo para almacenar elementos combustibles irradiados o quemados de reactores de agua a presión y de agua en ebullición, caracterizado porque están dispuestas una o varias parrillas en una cámara de hormigón para el alojamiento vertical de los elementos combustibles que se encuentran en unos botes formados al efecto y porque se ha provisto a la cámara de hormigón de unas galerías para el aire de entrada y el aire de salida para la refrigeración forzada de los elementos combustibles con aire.

12.- PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACION DE TECNICA NUCLEAR

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Perfeccionamientos en instalaciones de técnica nuclear, con un recipiente de seguridad de metal y una esclusa que pasa por éste e insertada fija, con un camino de rodadura que al igual que el recipiente de seguridad está apoyada directamente en un edificio de hormigón, empleándose elementos de obturación, caracterizados porque el apoyo 23 es desmontable y está compuesto en longitud de una parte 26 que lleva los elementos de obturación 33 y de por lo menos otra parte 25, y porque en el lado opuesto a la primera parte, de elementos de obturación flexibles, está prevista una fijación desmontable.

13.- PROCEDIMIENTO PARA REDUCIR EL PICO DE YODO 131 AL DESCONECTARSE REACTORES NUCLEARES REFRIGERADOS POR AGUA A PRESION

. Solicitante/s: KRAFTWER UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Procedimiento para reducir el pico de yodo 131 al desconectarse reactores nucleares refrigerados por agua a presión, cuyos elementos combustibles constan de una multiplicidad de barras combustibles envuelta con metal, y cuyo circuito de refrigerante está dotado de una instalación depuradora de productos de fisión, caracterizado porque días antes del plazo de desconexión planeado, se reduce hasta el 30% durante algunas horas la potencia del reactor, y después se pone nuevamente a servicio de potencia normal hasta la desconexión definitiva.

14.- PERFECCIONAMIENTOS DISTANCIADORES PARA BARRAS COMBUSTIBLES DE ELEMENTOS DE COMBUSTION DE REACTORES NUCLEARES.

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Perfeccionamientos en distanciadores para barras combustibles de elementos de combustión de reactores nucleares, preferentemente para reactores nucleares refrigerados por agua ligera, compuesto por una rejilla de almas de chapa dotadas de botones de apoyo rígidos, puestas de canto y que se cruzan, y de elementos de apoyo elásticos insertados en esta rejilla, caracterizados porque las almas de chapa en la zona de las secciones que forman las paredes de las mallas de las rejillas en la proximidad del canto superior, así como del canto inferior de las mismas, están dotadas de botones en forma de alma conformados sobresaliendo horizontalmente hacia ambos lados de las almas, y en los espacios intermedios formados por estos botones están encajados así como enclavados en, por lo menos, dos paredes de malla colindantes elementos de apoyo en forma de alma elásticos que actúan hacia ambos lados.

15.- PERFECCIONAMIENTOS EN ESTRUCTURAS DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES PARA REACTORES NUCLEARES

. Solicitante/s: KRAFTWER UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Perfeccionamientos en estructuras de elementos combustibles para reactores nucleares con unión por forma sin holgura, entre sus grupos de componentes que constan en cada caso de materiales de diferente dilatación térmica, tales como barras de unión y tubos guía de las barras de mando por una parte, así como rejillas distanciadoras y placas de cabeza o bien placas base por otra parte, caracterizados porque en las barras de unión o bien los tubos guía de las barras de mando, se fijan mediante soldadura puntual, por encima y por debajo del otro grupo de componentes casquillos dotados de salientes o partes de chapa bombeadas del mismo material, hallándose los salientes diametralmente opuestos entre sí y extendiéndose hasta un plano imaginario común entre los casquillos o bien partes de chapa, perpendicular a su eje longitudinal, y porque el otro grupo de componentes se dota de caras de tope situadas en este plano, en las que sientan los salientes.

16.- UN PROCEDIMIENTO PARA ALMACENAR ELEMENTOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS O QUEMADOS DE REACTORES DE AGUA A PRESION Y DE AGUA EN EBULLICION

. Solicitante/s: NUKEM GMBH.

Un procedimiento para almacenar elementos combustibles irradiados o quemados de reactores de agua a presión y de agua en ebullición, caracterizado porque los elementos combustibles que se encuentran en botes formados al efecto, dispuestos verticalmente en una cámara de hormigón, son refrigerados con aire.

17.- UN PROCEDIMIENTO Y UNA INSTALACION PARA LA FUSION NUCLEAR ATOMICA CONTROLADA POR MEDIO DE PLASMA ARTIFICIAL

. Solicitante/s: NOWAK,KARL.

Un procedimiento y una instalación para la fusión nuclear atómica controlada por medio de plasma artificial, con utilización de una cámara de reacción en sí cerrada anular o configurada de forma similar, en la que los rayos de plasma pueden circular en sentidos opuestos, pero que se mantiene en alto vacío, caracterizado el procedimiento por el hecho de que durante la operación de proyectar los rayos de plasma hacia adentro, una parte del campo magnético contrayente de la cámara de reacción coopera con bobinas de contracción de la trayectoria de proyección, pero una vez efectuada la proyección de los haces de plasma hacia adentro se cierra substancialmente sólo por la trayectoria de circulación, de modo que los rayos de plasma circulan en sentidos opuestos sobre una pista anular.

19.- PERFECCIONAMIENTOS EN DISTANCIADORES PARA ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE REACTORES NUCLEARES.

. Solicitante/s: FRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Resumen no disponible.

20.- PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACIONES DE REACTOR NUCLEAR PROTEGIDAS CONTRA REVENTON.

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Resumen no disponible.

21.- UN REACTOR DE LECHO FLUIDIZADO.

. Solicitante/s: DORR-OLIVER INCORPORATED.

Un reactor de lecho fluidizado que comprende una cámara de reacción separada de una caja de viento por una cúpula de constricción de ladrillo refractario perforado, soportada en la periferia exterior de la misma por un primer anillo de ladrillo de imposta empotrado en la pared lateral del reactor para resistir fuerzas dirigidas hacia abajo impuestas sobre la cúpula de constricción, caracterizado porque una capa de ladrillo refractario de la cúpula de constricción está dispuesta en forma de una cúpula de bóveda inversa que hace contacto con un segundo anillo de ladrillo de imposta empotrado en la pared lateral del reactor para resistir fuerzas dirigidas hacia arriba impuestas sobre la cúpula de constricción.

22.- PERFECCIONAMIENTOS EN REJILLAS DISTANCIADORAS PARA ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE REACTORES NUCLEARES REFRIGERADOS POR AGUA.

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Resumen no disponible.

23.- PERFECCIONAMIENTOS EN SISTEMAS DE ALIMENTACION DE EMERGENCIA PARA LA REFRIGERACION DE INSTALACIONES DE REACTOR NUCLEAR.

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Perfeccionamientos en sistemas de alimentación de emergencia para la refrigeración de instalaciones de reactor nuclear, con un depósito para deionato para alimentar el generador de vapor a través de una bomba de alimentación de emergencia cuya tubería de aspiración está conectada al depósito de deionato, caracterizados porque se dispone una tubería de circulación que va desde el depósito, a través de una bomba de circulación y termocambiadores para la refrigeración de los equipos del sistema de alimentación de emergencia, a una disposición de válvula desde la cual parte una tubería a la tubería de aspiración de la bomba de alimentación de emergencia, y otra tubería al sistema de desagüe.

24.- PERFECCIONAMIENTOS EN INSTALACIONES DE REACTORES NUCLEARES.

. Solicitante/s: SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT.

Resumen no disponible.

25.- PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO PARA LA SINTERIZACION DE PASTILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

. Solicitante/s: ALKEM GMBH,.

Resumen no disponible.

26.- METODO Y SU CORRESPONDIENTE APARATO PARA SUPERVISAR LAS DISTRIBUCIONES IRREGULARES DE ENERGIA EN UN PLANO DADO DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.

. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

Método y su correspondiente aparato para supervisar las distribuciones irregulares de energía en un plano dado del núcleo de un reactor nuclear, cuyo método incluye las operaciones que consisten en: medir un parámetro representativo de la energía en el interior del núcleo en un numero predeterminado de emplazamientos dentro del plano dado, suministrar una tensión de salida eléctrica representativa de la potencia medida en los emplazamientos predeterminados respectivos; uy efectuar eléctricamente el promedio de las potencias medidas respectivas, estando dicho método caracterizado porque incluye además las operaciones que consiste en : sumar eléctricamente las tensiones eléctricas de salida representativas de la potencia medida en los respectivos emplazamientos que desvían en una dirección dada de la potencia media medida; y comparar un valor representativo de la suma con un punto de reglaje predeterminado para hacer funcionar una alarma cuando la suma rebasa el punto de reglaje.

27.- BARRA DE COMBUSTIBLE DESTINADA A SER UTILIZADA EN UN REACTOR NUCLEAR.

. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

Barra de combustible destinada a ser utilizada en un reactor nuclear, que incluye una multiplicidad de pastillas hechas de material nuclear, una vaina tubular que contiene dichas pastillas, un dispositivo que cierra herméticamente dicha barra, con una cámara de pleno formada en el interior de dicha barra, caracterizada porque un aparato de contención de tritio está situado en el interior de dicha cámara de pleno y dicho dispositivo posee un núcleo que consiste en un material seleccionado del grupo formado por zirconio y aleaciones de zirconio y una capa externa adherente alrededor de dicho núcleo que consiste en un material seleccionado del grupo formado por níquel y aleaciones de níquel.

28.-

Dispositivo de paso de cables de medida a través de la losa superior de un reactor nuclear, caracterizado porque comporta un tanque cerrado en su parte superior por una losa gruesa y horizontal, donde el citado paso a través sirve para la conducción y guiado estancos de cables eléctricos, comportando la citada losa un conducto circular de paso, al menos, susceptible de alojar en su interior al citado dispositivo, el cual dispositivo está caracterizado porque él incluye a) un tubo vertical, abierto en su extremidad inferior y cerrado en su extremidad superior por medio de una brida de empalme estanco a la losa, estando la citada brida provista de un agujero destinado al paso de los citados cables, b) un casquete de...

29.- PROCEDIMIENTO PARA LA UNION DE TAPAS EXTREMAS Y TUBOS ENVOLVENTES DE BARRAS COMBUSTIBLES DE REACTOR NUCLEAR.

. Solicitante/s: KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT.

Resumen no disponible.

31.- UN METODO DE FORMAR UNA CONFIGURACION DE COMBUSTIBLE TERMONUCLEAR PARA USO EN UN PROCEDIMIENTO DE FUSION POR LASER.

. Solicitante/s: KMS FUSION, INC.

Resumen no disponible.

32.- METODO PARA LA FABRICACION DE ELEMENTOS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR.

. Solicitante/s: GENERAL ELECTRIC COMPANY.

Resumen no disponible.