Inventos patentados en esta categoría

  1. 1.-

    Un conjunto de combustible para un reactor nuclear, comprendiendo dicho conjunto de combustible: una pluralidad de barras alargadas de combustible nuclear, teniendo cada una una longitud axial extendida; un número de rejillas de soporte sustancialmente transversales separadas a lo largo de la longitud axial de dichas barras de combustible para mantener dichas barras de combustible en una matriz organizada; una pluralidad de tubos guía dispuestos a través de dichas rejillas de soporte y a...

  2. 2.-

    Procedimiento de regulación de parámetros de funcionamiento del núcleo de un reactor nuclear con agua a presión, comprendiendo ese reactor nuclear : - un núcleo dividido en una zona alta y una zona baja y que produce una potencia térmica; - una pluralidad de grupos (P1 a P5) de barras de control de la reactividad del núcleo , cada una susceptible de ocupar en el núcleo una pluralidad de posiciones de inserción escalonadas verticalmente a partir de una posición alta; - medios para insertar cada grupo de barras (P1 a P5) en el núcleo , verticalmente; - un circuito primario adecuado para garantizar la circulación...

  3. 3.-

    Un procedimiento para monitorizar una fuente de datos de sensores para determinar una condición operativa de un sistema monitorizado seleccionado, que incluye las etapas siguientes: realizar una fase de aprendizaje aportando datos de referencia característicos de una condición de operación normal de un sistema de referencia y recoger datos seleccionados de dicha fuente de datos de sensores y que es característica de una condición operativa de un sistema seleccionado, el procedimiento está caracterizado por las etapas de realizar un procedimiento de prueba de relación de ángulos acotados (BART) sobre dichos datos de referencia...

  4. 4.-

    PROCEDIMIENTO DE DETERMINACION Y EVALUACION DEL MARGEN DE PARADA DE EMERGENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA PRESURIZADA, CARACTERIZADO PORQUE CONSISTEN EN CALCULAR UN MARGEN DE PARADA APLICANDO LA FORMULA GENERAL: MAR = PG + PP - PR; EN LA CUAL: MAR ES EL MARGEN DE PARADA BUSCADO; PG ES LA ANTIRREACTIVIDAD ATRIBUIDO AL CONJUNTO DE LAS BARRAS DE CONTROL DEL REACTOR CUANDO ESTE CONJUNTO PASA POR LA INSERCION NULA A LA INSERCION COMPLETA; PP ES LA REACTIVIDAD APORTADA POR UN PASO DE LA POTENCIA NOMINAL A UNA POTENCIA NULA; PR ES LA ANTIRREACTIVIDAD YA CONSUMIDA PARA LLEVAR AL REACTOR EN LA SITUACION QUE OCUPA EN EL INSTANTE CONSIDERADO Y SE CALCULA A PARTIR DE LA ANTIRREACTIVIDAD QUE...

  5. 5.-

    CALIBRACION DE UN PREDICTOR DE PARAMETROS DEL NUCLEO DE UN REACTOR NUCLEAR.

    . Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es:

    EL CALIBRADOR PARA UN PREDICTOR DEL NUCLEO DE UN REACTOR DE AGUA A PRESION (PWR) UTILIZA UNA EXPRESION DE DISTRIBUCION PARA EL FACTOR DE TORSION TRANSVERSAL, EN UN MODELO DE DIFUSION DE UNA DIMENSION, EL CUAL TIENE COEFICIENTES CON UN BALANCE DE ELECTRONES GLOBAL Y UN CONJUNTO DE PARAMETROS DE CARACTERIZACION DE LA DISTRIBUCION DE ENERGIA QUE INCLUYEN UNA SEPARACION AXIAL, PINCH AXIAL, CUARTA AXIAL Y QUINTA AXIAL. LOS COEFICIENTES SE AJUSTAN PERIODICAMENTE INCREMENTANDOSE EN UNO CON EL MODELO CON LOS VALORES MEDIDOS DE POSICION DE NIVEL, NIVEL DE ENERGIA DEL REACTOR, TEMPERATURA DE ENFRIAMIENTO Y CONCENTRACION DE BORO HASTA QUE LOS PARAMETROS DE CARACTERIZACION DE DISTRIBUCION DE ENERGIA CALCULADOS A PARTIR DE UNA DISTRIBUCION DE ENERGIA GENERADA POR EL MODELO ESTA DENTRO DE TOLERANCIAS DETERMINADAS, DE LAS CUALES UNA ES LA MEDIDA DE DISTRIBUCION DE ENERGIA GENERADA POR DETECTORES DEL NUCLEO, MOVILES O FIJOS.

  6. 6.-

    PROTECCION DE UNA VARILLA DESPRENDIBLE INSERBIBLE A UNA LARGA PERDIDA DE CARGA.

    . Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es:

    UN SISTEMA DE PROTECCION PARA UNA INSTALACION DE ENERGIA NUCLEAR, CERRANDO EL REACTOR EN RESPUESTA A LA DETECCION DE UNA CANTIDAD DE FLUJO NEGATIVA DETERMINANTE DE UNA VARILLA DESPRENDIBLE, PARA PROTECCION DEL DISPOSITIVO DE DESCONEXION SI LA CANTIDAD DE FLUJO NEGATIVA ESPECIFICADA ES PRECEDIDA EN UN INTERVALO DE TIEMPO POR UNA CANTIDAD DE FLUJO POSITIVA DETERMINANTE DE UN RECHAZO DE UNA RED DE CARGA CUANDO EL MODERADOR DEL COEFICIENTE DE TEMPERATURA ES ALTAMENTE NEGATIVO.

  7. 7.-

    MONTAJE DE COMBUSTIBLE BWR QUE TIENE UN TIPO DE COMBUSTIBLE HIDRICO.

    . Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION. Inventor/es:

    LA INVENCCION EXPONE UN MONTAJE DE COMBUSTIBLE DE REACTOR DE AGUA DE EBULLICION QUE INCLUYE UN CANAL DE FLUJO EXTERIOR Y UN HUECO TRANSVERSAL DE AGUA EXTENDIDO AXIALMENTE A TRAVES DEL CANAL DE FLUJO EXTERNO Y QUE DIVIDE EL INTERIOR DEL MISMO EN COMPARTIMENTOS . ADEMAS, UN COMBUSTIBLE CHAPADO DE TIPO VARILLA DISPUESTO EN LOS COMPARTIMENTOS DE CANALES DE FLUJO EXTERIOR EN RELACION ESPACIADA CON RESPECTO A AMBOS, EL CANAL DE FLUJO EXTERIOR Y EL TRANSVERSAL DE AGUA, HAY PROVISTO UN COMBUSTIBLE NUCLEAR CHAPADO TIPO PLACA FIJADO A LAS SUPERFICIES EXTERIORES DEL TRANSVERSAL DE AGUA . LA DISPOSICION DEL COMBUSTIBLE HIDRIDO, REDUCE LA GENERACION DE POTENCIA POR EL ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA MINIMIZAR EL POTENCIAL DE AVERIAS DE INTERACCION DE PASTILLA.CHAPADA Y SIN ELEVACION DADA DE PROBLEMAS DE ESTABILIDAD MUCLEAR-HIDRAULICA.

  8. 8.-

    LA INVENCION SE REFIERE EN PARTICULAR A UN MONTAJE DE EJE DE SUJECCION PERFECCIONADO QUE COMPRENDE UN EJE DE SUJECCION QUE TIENE UNA PRIMERA PORCION DE EJE ADAPTADA PARA SER INTRODUCIDA A TRAVES DE UN PASO EN EL EXTREMO DEL REBORDE DE UN CONTROL BARRA GUIA-TUBO PARA SER FIJADA ALLI POR MEDIO DE UNA TUERCA Y UNA SEGUNDA PORCION DE EJE QUE COMPRENDE UNA SECCION DE ARMAZON DE HENDIDURA-HOJAL Y ESTA ADPATADO PARA SER ALBERGADO EN UN HUECO DE LA PLACA SUPERIOR DEL NUCLEO-REACTOR . ADYACENTE AL TERMINO CONTIGUO DE LA PRIMERA PORCION DE EJE, LA SEGUNDA PORCION DE EJE ESTA PROVISTA CON UNA SECCION DE ARMAZON SOLIDO QUE ESTA PREPARADO PARA FORMAR UNA HOLGURA...

  9. 9.-

    PROCEDIMIENTO DE REGULACION DE UN REACTOR NUCLEAR.

    . Solicitante/s: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ETABLISSEMENT DE CARACTERE SCIENTIFIQUE TECHNIQUE ET INDUSTRIEL. Inventor/es:

    CONSISTE EN DETERMINAR, POR CALCULO ITERATIVO, EL FLUJO NEUTRONICO (PI)(J,G) EN CADA PUNTO J DEL NUCLEO BAJO LA FORMA DE UNA SUMA DE DOS COMPONENTES, ESTANDO ASOCIADO EL PRIMERO A UN ESTADO PREDETERMINADO DEL NUCLEO DEFINIDO POR LAS PROBABILIDADES DE ITERACION PREDETERMINADAS DE LOS NEUTRONES EN EL NUCLEO, Y ESTANDO LIGADO EL SEGUNDO COMPNENTE AL ESTADO REAL DEL NUCLEO, A DICHO ESTADO PREDETERMINADO Y A DICHO PRIMER COMPONENTE. LA POTENCIA LIBERADA P(J) Y EL NUMERO DE NEUTRONES EMITIDOS S(J) EN CADA PUNTO DEL NUCLEO, SE DEDUCEN DESPUES DEL FLUJO NEUTRONICO; Y LA POTENCIA LIBERADA P(J) Y EL FLUJO NEUTRONICO (PI)(J,G) SE UTILIZAN PARA TRANSMITIR MEDIOS DE REGULACION DEL NUCLEO, TALES COMO LAS BARRAS DE TRANSMISION O LA CONCENTRACION DE BORO.

  10. 10.-

    UN METODO DE CONTROL DE UNA PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR

    . Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

    METODO DE CONTROL DE UNA PLANTA DE ENERGIA NUCLEAR. EL PRESENTE METODO TIENE COMO FIN PROPORCIONAR UN SISTEMA PARA CONTROLAR UN REACTOR NUCLEAR PERMITIENDO QUE ESTE FUNCIONE A PLENA POTENCIA INCLUSO CON UNA VARILLA CAIDA EN EL NUCLEO DEL REACTOR , PARA LO QUE SE REALIZAN LAS SIGUIENTES ETAPAS: A) MEDICION DE LA CIRCULACION DE NEUTRONES EN LAS PORCIONES SUPERIOR E INFERIOR DEL NUCLEO DEL REACTOR ; B) GENERACION DE UNA SEÑAL REPRESENTATIVA DE LA DISTRIBUCION AXIAL DE ENERGIA ENTRE LAS PORCIONES SUPERIOR E INTERIOR DEL NUCLEO. . EN AMBOS CASOS, SE PROCEDE A PARAR EL REACTOR SI CUALQUIERA DE LAS ANTERIORES MEDICIONES EXCEDE DE UN VALOR PREFIJADO DE ANTEMANO.

  11. 11.-

    METODO PARA CONTROLAR LOS TRANSITORIOS ESPACIALES DE XENON135 EN EL NUCLEO DE UN REACTOR

    . Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

    METODO PARA CONTROLAR LOS TRANSISTORIOS ESPACIALES DE XENON-135 EN EL NUCLEO DE UN REACTOR DE AGUA BAJO PRESION. CONSISTE EN MEDIR EN TIEMPO REAL Y DURANTE EL FUNCIONAMIENTO, EL FLUJO DE NEUTRONES EN EL NUCLEO DEL REACTOR EN UNA PLURALIDAD DE EMPLAZAMIENTOS SEPARADOS AXIALMENTE, Y EN GENERAR DE MANERA REPETIDA A PARTIR DE DICHAS MEDICIONES DE FLUJO DE NEUTRONES EFECTUADAS DE PUNTO A PUNTO, UNAS SEÑALES REPRESENTATIVAS DE LA DISTRIBUCION AXIAL PRESENTE DEL XENON-135 Y UNAS SEÑALES REPRESENTATIVAS DE LA VELOCIDAD CORRIENTE DE CAMBIO DE LA DISTRIBUCION AXIAL DEL XENON-135. A PARTIR DE LAS SEÑALES DE DISTRIBUCION SE PRODUCEN UNAS SEÑALES DE CONTROL QUE SON CAPACES DE REDUCIR LOS TRANSISTORIOS DEL XENON-135.

  12. 12.-

    METODO DE EXPLOTACION DE REACTOR NUCLEAR Y SU CORRESPONDIENTE REGULADOR DE SUPRESION DE XENON.

    . Solicitante/s: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION.

    METODO PARA LA EXPLOTACION DE UN REACTOR NUCLEAR Y SU CORRESPONDIENTE REGULADOR DE SUPRESION DE XENON.EL METODO COMPRENDE LAS SIGUIENTES OPERACIONES: PRIMERA, EL TIEMPO DE FUNCIONAMIENTO DEL REACTOR SE DIVIDE EN PEQUEÑOS INTERVALOS DE TIEMPO; SEGUNDA, SE HACE FUNCIONAR EL REACTOR A UN PRIMER NIVEL DE POTENCIA DURANTE UNA PRIMERA PARTE DE CADA INTERVALO DE TIEMPO; Y POR ULTIMO, SE HACE FUNCIONAR DICHO REACTOR A UN SEGUNDO NIVEL DE POTENCIA REDUCIDA DURANTE LA SEGUNDA PARTE DE CADA INTERVALO, ELIGIENDOSE LA DURACION DE DICHA SEGUNDA PARTE Y EL NIVEL DELA POTENCIA REDUCIDA, DE TAL MANERA QUE DICHO PRIMER NIVEL DE POTENCIA PUEDA MANTENERSE POR LO MENOS DURANTE UNA PARTE SUSTANCIAL DE DICHA PRIMERA PARTE DE CADA INTERVALO.

  13. 13.-

    PROCEDIMIENTO DE CONTROL DE UN REACTOR NUCLEAR.

    . Solicitante/s: FRAMATOME.

    PROCEDIMIENTO PARA HACER VARIAR LA POTENCIA SUMINISTRADA POR UN REACTOR NUCLEAR REFRIGERADO POR AGUA A PRESION, EN FUNCION DEL PROGRAMA DE EXPLOTACION DE DICHO REACTOR. CARACTERIZADO PORQUE CUANDO EL PARAMETRO DE CONDUCCION SE ENCUENTRA EN EL INTERIOR DE SU BANDA MUERTA, SE EFECTUA UNA REGULACION DE LA POTENCIA SUMINISTRADA POR EL NUCLEO DEL REACTOR, MEDIANTE EL DESPLAZAMIENTO DE AL MENOS UN GRUPO DE BARRAS, CON UNA VELOCIDAD Y UN SENTIDO DE DESPLAZAMIENTO DETERMINADOS UNICAMENTE EN FUNCION DEL VALOR Y DEL SIGNO DEL PARAMETRO DE CONDUCCION; Y PORQUE CUANDO EL PARAMETRO DE CONDUCCION SE ENCUENTRA EN EL EXTERIOR DE SU BANDA MUERTA, SE HACEN VARIAR LAS DIFERENCIAS ENTRE LAS AMPLITUDES DE INSERCION DE LOS GRUPOS QUE PARTICIPAN EN LA CONDUCCION DEL REACTOR.

  14. 14.-

    DISPOSITIVO DE BARRA DE REGULACION PARA REACTOR NUCLEAR

    . Solicitante/s: URANIUM PECHINEY UGINE KUHLMANN.

    BARRAS DE REGULACION UTILIZADAS EN REACTORES NUCLEARES REFRIGERADOS POR AGUA, PARA ABSORBER EL EXCESO DE REACTIVIDAD DEL COMBUSTIBLE. CONSTAN DE UN TUBO DE ENFUNDANDO DE ZIRCALOY QUE TIENE UNA LONGITUD APROXIMADA DE 4,4 METROS; DE UN TUBO DE VIDRIO AL BORO ALOJADO EN EL INTERIOR DEL TUBO DE ENFUNDADO , EL CUAL ESTA FORMADO POR TRES SECCIONES , DISPUESTAS EXTREMO CON EXTREMO, SIENDO LA LONGITUD TOTAL DE DICHO TUBO DE 3,5 METROS; Y DE UN TIRANTE TUBULAR , DE ALEACION DE ZIRCONIO, QUE ESTA DISPUESTO EN EL INTERIOR DEL TUBO DE VIDRIO AL BORO . EL ZIRCALOY ES UNA ALEACION HECHA A BASE DE ZIRCONIO QUE CONTIENE UN 1,5% DE ESTAÑO Y PEQUEÑAS CANTIDADES DE HIERRO Y CROMO.

  15. 15.-

    PROCEDIMIENTO PARA REDUCIR RAPIDAMENTE LA POTENCIA DE UN REACTOR NUCLEAR.

    . Solicitante/s: COMBUSTION ENGINEERING, INC..

    Resumen no disponible.

  16. 16.-

    PROCEDIMIENTO Y MEDIO PARA LA INICIACION Y REALIZACION DE MICROEXPLOSIONES DE FISION PARA LA LIBERACION NUCLEAR CONTROLADA DE ENERGIA.

    . Solicitante/s: DR. FRIEDWARDT WINTERBERG.

    Resumen no disponible.

  17. 17.-

    APARATO PARA TRASPASAR ELEMENTOS COMBUSTIBLES EN UN REACTOR NUCLEAR

    . Ver ilustración. Solicitante/s: A.E.I. JOHN THOMPSON NUCLEAR ENERGY COMPANY LIMITED.

    Aparato para traspasar elementos combustibles entre un depósito situado al exterior de un reactor nuclear refrigerado por gas y unos canales de elementos combustibles contenidos en el núcleo de dicho reactor, aparato que comprende un conducto adaptado para extenderse desde dicho depósito hasta penetrar en el recipiente de presión de dicho reactor, una conducción tubular flexible y hermética a los gases adaptada para extenderse a partir del extremo inferior de dicho conducto, y medios para alinear el extremo inferior de dicha conducción tubular con el extremo de un canal de elementos combustibles escogidos y para producir un acoplamiento esencialmente hermético a los gases con dicho canal.

  18. 18.-

    Procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear de agua ligera durante un ciclo de carburante de funcionamiento que incluye un ciclo cardinal y un número de ciclos sucesivos de las barras de control, en el que el reactor comprende una pluralidad de unidades de combustible alargadas que incluyen cada una una pluralidad de varillas de combustible que contienen un combustible nuclear en forma de un material fisionable; en el que por lo menos algunas de dichas unidades de combustible comprenden una adición dependiente de las barras de control de un absorbedor...

  19. 19.-

    Procedimiento de modelado informático del núcleo de un reactor nuclear que consta de los siguientes pasos de procedimiento: a) el núcleo se divide en un gran número de mallas gruesas , b) por lo menos a una malla gruesa se le asigna una subregión del núcleo que la contiene, presentando esta subregión esta malla gruesa y una zona tampón que la rodea en el plano horizontal, que contiene por lo menos las mallas gruesas inmediatamente adyacentes a esta malla gruesa , c) la subregión se divide en un gran número de mallas finas , que son más finas que las mallas gruesas , d) sobre la base del juego de datos asignado respectivamente a cada malla gruesa , en un primer paso computacional se calcula un modelo del núcleo con un...

  20. 20.-

    Un procedimiento de determinación de un diseño de ciclo de combustible óptimo para un reactor nuclear en términos de valores cuantitativos para variables de control del núcleo del reactor, que comprende las etapas de: a) llevar a cabo múltiples simulaciones informáticas simultáneas de un núcleo de reactor que funciona bajo diversas condiciones identificadas por valores cuantitativos seleccionados para una pluralidad de variables de control del núcleo del reactor; b) establecer una correspondencia entre aplicar valores cuantitativos seleccionados de parámetros de funcionamiento del núcleo del reactor obtenidos a partir de simulaciones...

  21. 21.-

    ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA REACTOR DE AGUA A PRESION

    . Ver ilustración. Solicitante/s: AREVA NP GMBH. Inventor/es:

    Elemento combustible para un reactor de agua a presión con una pieza terminal y un sistema de muelle (8a, b) que sobresale de dicha pieza terminal formando un saliente axial (L) y que puede someterse a presión reduciendo dicho saliente axial (L), provisto de un elemento elástico primario (10a, b) y un elemento elástico secundario (12a, b) conectado permanentemente en serie a aquél, estando uno de los elementos elásticos pretensado (10a, b) de tal manera que la constante elástica (ca, cb) del sistema de muelle (8a, b) por debajo de una fuerza límite (FGa, FGb) es igual a la constante elástica del otro elemento elástico (12a, b).

  22. 22.-

    Sistemas y procedimientos tipo Monte Carlo en modo criticidad para computar la fluencia de neutrones y de partículas gamma en un reactor nuclear.#Un procedimiento para simular la distribución espacial tridimensional de fluencias de neutrones y de partículas gamma en un reactor nuclear incluye, en una realización ejemplar, la generación de una configuración geométrica detallada del núcleo de un reactor nuclear y de los componentes circundantes, la generación de una distribución detallada de la composición y de la concentración...

  23. 23.-

    Procedimiento para establecer un modelo de carga de conjuntos combustibles en el núcleo de un reactor nuclear. Todos los posibles modelos de carga para el núcleo de un reactor nuclear se buscan y optimizan para cumplir las restricciones de diseño. El inventario de combustible se divide en unos pocos lotes de acuerdo con los niveles groseros de reactividad. Un procedimiento de enumeración recursivo identifica modelos que cumplen las restricciones de posición en el núcleo seleccionadas, que pueden ser modificadas por el usuario...