CIP-2021 : G21C 19/19 : Partes de reactores específicamente adaptados para facilitar la manipulación,

p. ej. para facilitar la carga o descarga de elementos combustibles.

CIP-2021GG21G21CG21C 19/00G21C 19/19[1] › Partes de reactores específicamente adaptados para facilitar la manipulación, p. ej. para facilitar la carga o descarga de elementos combustibles.

G FISICA.

G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.

G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J).

G21C 19/00 Disposiciones para el tratamiento, para la manipulación, o para facilitar la manipulación, del combustible o de otros materiales utilizados en el interior del reactor, p. ej. en el interior de la vasija de presión.

G21C 19/19 · Partes de reactores específicamente adaptados para facilitar la manipulación, p. ej. para facilitar la carga o descarga de elementos combustibles.

CIP2021: Invenciones publicadas en esta sección.

Reactor nuclear con un núcleo autoportante.

(15/04/2020). Solicitante/s: CINOTTI,LUCIANO. Inventor/es: CINOTTI, LUCIANO.

Un reactor nuclear , que comprende una vasija que aloja un núcleo , que comprende un haz de elementos combustibles y está sumergido en un fluido refrigerante primario (F) del núcleo ; extendiéndose los elementos combustibles a lo largo de ejes longitudinales y paralelos respectivos (A) y estando soportados mecánicamente por cabezales respectivos unidos entre sí y unidos a una estructura de anclaje mediante dispositivos de soporte que actúan entre elementos combustibles adyacentes, o que actúan entre elementos combustibles situados en la periferia del núcleo y la estructura de anclaje , caracterizado porque los dispositivos de soporte constituyen una parte integral de los cabezales de los elementos combustibles.

PDF original: ES-2800331_T3.pdf

Procedimiento para conectar un pasador de centrado a una rejilla del núcleo.

(07/09/2016) Procedimiento para conectar un pasador de centrado a una rejilla del núcleo de la vasija de presión del reactor de un reactor de agua a presión, en el que el pasador de centrado está fijado en un orificio de montaje de una placa dispuesta en la rejilla del núcleo , comprendiendo el procedimiento los siguientes pasos: a) proporcionar un pasador de centrado con una primera sección axial y una segunda sección axial , en donde - la primera sección axial sirve para centrar un elemento de combustible , - la segunda sección axial se fusiona en su extremo libre en una sección de fijación deformable radialmente hacia fuera , - la longitud de la segunda sección axial es mayor que el espesor de la placa , b) el pasador de centrado con su segunda sección axial se inserta en el orificio de montaje…

Dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión.

(17/12/2014) Dispositivo de soporte momentáneo de los equipos internos superiores sobre una cuba de un reactor nuclear de agua a presión durante una operación de carga o de descarga del núcleo tras la retirada de una tapa (1a) de cierre de la cuba , comprendiendo dicha cuba en su parte superior una brida (1b) de fijación de la tapa (1a) y que contiene unos conjuntos combustibles que forman el núcleo , caracterizado por que comprende por lo menos dos conjuntos que comprenden cada uno un bastidor formado por una parte central de centrado y de posicionamiento sobre la brida de cuba (1b) y por dos brazos laterales , que se extienden a uno y otro lado de la parte central , comprendiendo cada brazo lateral ,…

Procedimiento de control de las posiciones de los ensamblajes de combustibles nucleares en el interior de un núcleo de reactor nuclear, y conjunto de control correspondiente.

(03/12/2014) Procedimiento de control de las posiciones de una pluralidad de ensamblajes de combustibles nucleares con respecto a una placa superior de núcleo en un núcleo de reactor nuclear, comprendiendo el procedimiento las etapas siguientes: - elegir un punto de referencia en unos equipos internos o en una cuba del reactor; - determinar unas posiciones de orificios S de los ensamblajes de combustibles nucleares con respecto al punto de referencia , estando cada orificio S previsto para cooperar con un pasador de centrado correspondiente de la placa superior de núcleo ; - adquirir unas posiciones de los pasadores de centrado de la placa superior de núcleo con respecto al punto de referencia ; - comparar las posiciones…

Procedimiento y aparato para una pinza de manipulación de una barra de control de BWR.

(25/10/2013) Un procedimiento y un aparato para agarrar y elevar una barra de control de reactor de agua en ebullición (BWR) usando una pinza. La pinza puede agarrar el álabe de la barra de control, la pieza de fundición soporte de combustible y el tubo gula de barra de control. Para agarrar y mover los tres o estos componentes al unísono. La pinza incluye un bastidor, un gancho de álabe de barra de control, y gancho(s) de tubo guía de barra de control. El/los gancho(s) del tubo guía de barra de control pueden tener un extremo distal que se extienda a través de un orificio de flujo lateral de una pieza de fundición soporte de combustible y más allá de los confines de un orificio de flujo de tubo guía de barra de control para agarrar el tubo guía de barra de control. El extremo distal…

HERRAMIENTA ADAPTADA PARA AJUSTAR EL NIVEL DE UNA BARRA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE.

(01/01/1989). Ver ilustración. Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es: HALE, DAVID LEGAN, CULBRETH, THOMAS FRANKLIN.

HERRAMIENTA ADAPTADA PARA AJUSTAR EL NIVEL DE UNA BARRA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR EN UN CONJUNTO DE COMBUSTIBLE, CONSTITUIDA POR UN DISPOSITIVO DE EXPANSION QUE TIENE UN PAR DE BRAZOS PARALELOS (21 Y 22) SEPARADOS LATERALMENTE Y FLEXIBLES QUE TIENEN UNAS PRIMERAS EXTREMIDADES CONECTADAS MUTUAMENTE, Y UNAS EXTREMIDADES LIBRES OPUESTAS . LA HERRAMIENTA INCLUYE ADEMAS UN ACTUADOR DISPUESTO ENTRE LAS EXTREMIDADES LIBRES DE LOS BRAZOS; Y LAS EXTREMIDADES LIBRES DE LOS BRAZOS Y EL ACTUADOR SOPORTAN UN DISPOSITIVO DE SUPERFICIES INCLINADAS COOPERANTES , CON LO CUAL EL MOVIMIENTO LONGITUDINAL RELATIVO ENTRE EL DISPOSITIVO DE EXPANSION Y EL ACTUADOR HACE QUE LOS BRAZOS SE SEPAREN A UNA DISTANCIA MAXIMA PREDETERMINADA.

PERFECCIONAMIENTOS EN ESTRUCTURAS PARA ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE REACTORES NUCLEARES.

(01/07/1977). Solicitante/s: SIEMENS AG.

Resumen no disponible.

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