Metodo Y Aparato Para Facilitar La Recuperacion De Combustible Nuclear De Un Deposito De Combustible.
El método y aparato para facilitar la recuperación de combustible nuclear de un depósito de combustible es una patente innovadora que puede cambiar la forma en que se maneja el combustible nuclear en todo el mundo. Esta patente se centra en la tecnología que permite la recuperación de combustible nuclear de un depósito de combustible, lo que ayudará a reducir la cantidad de residuos nucleares que se generan en el proceso.
La tecnología detrás de esta patente es un proceso de recuperación de combustible nuclear que implica la utilización de un dispositivo de extracción de combustible nuclear, que puede ser utilizado para extraer el combustible nuclear de un depósito de combustible. El dispositivo de extracción de combustible nuclear se compone de una serie de componentes que trabajan juntos para extraer el combustible nuclear de manera eficiente y efectiva.
El proceso de recuperación de combustible nuclear es relativamente simple. En primer lugar, se coloca el dispositivo de extracción de combustible nuclear en el depósito de combustible. A continuación, el dispositivo de extracción de combustible nuclear comienza a extraer el combustible nuclear del depósito de combustible. Una vez que se ha extraído el combustible nuclear, se puede procesar y utilizar para producir energía.
Esta patente es importante porque puede ayudar a reducir la cantidad de residuos nucleares que se generan en el proceso de producción de energía nuclear. Al recuperar el combustible nuclear de un depósito de combustible, se puede utilizar más eficientemente y reducir la cantidad de residuos nucleares que se generan.
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En conclusión, el método y aparato para facilitar la recuperación de combustible nuclear de un depósito de combustible es una patente innovadora que puede tener un impacto significativo en la forma en que se maneja el combustible nuclear en todo el mundo. Esta patente es un paso importante hacia la utilización más eficiente de los recursos nucleares y la reducción de la cantidad de residuos nucleares que se generan en el proceso.
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Descripcion: La presente invencion se refiere a un metodo para mover combustible nuclear de un deposito de combustible por medio de un servidor que incluye una interfase grafica de usuario, el metodo que comprende: ingresar por lo menso un atributo de combustible en la interfase grafica de usuario; poblar graficamente, por medio de la interfase grafica de usuario, un mapa de carga grafico con manojos de combustible graficos, los manojos de combustible graficos representando manojos de combustible en por lo menos un deposito de combustible, la interfase grafica de usuario poblando el mapa de carga grafico de acuerdo con e ingreso de por lo menos un atributo de combustible y por lo menos un atributo correspondiente de los manojos de combustible nuclear representado por lo manojos de combustible graficos, la interfaz grafica de usuario que incluye uno o ma herramientas de carga configuradas para seleccionar, ordenar, filtrar o mover graficamente los manojos de combustible graficos en el mapa de carga grafico basandose en el por lo menos un atributo correspondiente de los manojos de combustible representados por los manojos de combustible graficos; filtrar graficamente, por medio de la interfase grafica de usuario, los manojos de combustible graficos en el mapa de carga grafico, el filtrado grafico basandose en el ingreso de por lo menos un atributo de combustible; y colocar fisicamente los manojos de combustible en un nucleo de reactor de acuerdo con el mapa de carga grafico poblado.
Figura Juridica: Patentes de Invencion, PATENTE:Metodo Y Aparato Para Facilitar La Recuperacion De Combustible Nuclear De Un Deposito De Combustible. en México
Solicitud: PA/a/2004/009653
Fecha de Presentacion: 2004-10-01
Solicitante(s):
Inventor(es): DAVID JOSEPH KROPACZEK, STEVEN BARRY SUTTON, CHRISTIAN CARLOS OYARZUN, WILLIAM EARL RUSSELL, II, CAREY REID MERRITT, JOHN DEAN FULLER, MARGARET ESTELLE HARDING, 637 Robert E. Lee Drive, 28412, Wilmington, North Caroline, E.U.A.
Clasificacion: G06F13/00 (2006-01) referente a Metodo Y Aparato Para Facilitar La Recuperacion De Combustible Nuclear De Un Deposito De Combustible.