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公开(公告)号：CN110689987A
公开(公告)日：2020-01-14
申请号：CN201911005138.X
申请日：2019-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热室不锈钢壳体综合去污工艺，包括以下步骤：1)、高压水射流去除表面松散污染：采用高压水清洗装置对热室不锈钢覆面远距离整体喷射去污，去除表面松散污染；2)、可剥离膜喷涂去除表面深度污染：待热室内水汽消散后，采用可剥离膜喷涂装置对热室不锈钢覆面的地面和墙面下部进行大面积去污，去除表面深度污染；3)、角磨机机械打磨去除深层污染：撕除地面和墙面上的可剥离膜，采用角向磨光机机械打磨热室不锈钢覆面去除深层污染。本发明所述工艺能够适用于辐射水平高、结构复杂且空间狭小的热室不锈钢壳体的去污处理，有效减少热室退役过程拆除的固体放射性废物量。
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公开(公告)号：CN117464525A
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202311611828.6
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B24B27/033 , B24B41/04 , B08B9/051 , G21F9/28 , C23G1/14
Abstract: 本发明涉及压水堆退役技术领域，具体公开了一种管内去污方法，包括以下步骤：S1、在线化学去污：采用AP‑OC两步化学去污法进行一回路系统串洗去污；其中，AP去污步骤所使用的AP去污溶液包括高锰酸钾和氢氧化钠；OC去污步骤所使用的OC去污溶液包括硝酸、草酸和柠檬酸；S2、离线机械打磨去污：通过机械打磨去除管内表面深层固定污染。通过在线和离线相结合的工艺、化学和机械打磨相结合的技术手段，去除一回路主管道内表面含有放射性物质的氧化层，使其从低放废物降级至可熔炼再利用水平，降低退役成本。
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公开(公告)号：CN117260551A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311215147.8
申请日：2023-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及压水堆退役技术领域，具体公开了一种反应堆顶部铅屏蔽结构的拆除方法，包括以下步骤：S1、拆除顶部覆盖板上的工艺管道盖板和人孔盖板，并将工艺管道和人孔盖板移出反应堆顶部；S2、采用超高压磨料水射流切割装置切割顶部覆盖板，使切割顶部覆盖板形成可移动且相对独立的块体，将块体逐一拆除并移出反应堆顶部；S3、先取出第一块铅块与最后一块铅块之间的填塞铅块，然后再逐一取出各个铅块并移出反应堆顶部。本发明能够安全、高效、可靠的将反应堆顶部的铅屏蔽结构进行拆除，且吊装难度较低；本发明拆除工艺设计合理，且主要工艺首次通过工程实践验证。
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公开(公告)号：CN113523407B
公开(公告)日：2022-08-30
申请号：CN202110987111.6
申请日：2021-08-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B23D21/14
Abstract: 本发明公开了一种核设施金属管道切割拆除装置及方法，切割拆除装置，包括动力部件、传动部件、进给部件、支撑部件和切割部件；支撑部件包括外支撑管；传动部件包括长轴，长轴同轴设置在外支撑管内侧，长轴一端与传动机构连接，另一端与切割部件连接；动力部件用于驱动传动机构；进给部件包括进给轴，进给轴同轴设置在长轴内侧，进给轴一端伸出长轴与操作机构连接，另一端伸入切割部件内部且设置有楔形螺母；切割部件包括支撑滚筒，支撑滚筒一端与长轴连接，另一端设置有端盖，支撑滚筒的侧壁上设置有可沿着支撑滚筒径向伸缩的刀具，所述刀具在楔形螺母的作用下伸出支撑滚筒。本发明解决了核设施金属管道拆除难度大、效率低的问题。
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公开(公告)号：CN110685461B
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN201911005137.5
申请日：2019-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: E04G23/08
Abstract: 本发明公开了一种热室拆除工艺，先拆除不锈钢覆面再拆除重混凝土，包括以下步骤：1)、确定不锈钢覆面背部支架及加强筋的位置，并进行标记；2)、按照标记出来的区域，选择没有背部支架及加强筋的位置，使用角磨机先切割拆除没有背部支架及加强筋的位置，再沿背部支架及加强筋的齐根处，进行切割拆除剩余不锈钢覆面；3)、规划、标识重混凝土的切割路径，并使用钻孔机钻孔获得穿墙通孔；4)、按照标识的切割路径，使用金刚石绳锯系统切割拆除重混凝土。所述拆除工艺实现对退役热室的高效拆除，解决了强放热室退役不锈钢‑重混凝土结构拆除的难题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105070333A
公开(公告)日：2015-11-18
申请号：CN201510449025.4
申请日：2015-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/04
Abstract: 本发明公开套管型燃料元件破损判断方法，包括以下步骤：步骤1、选取关键核素，做出关键核素的活度浓度与反应堆功率的关系趋势图，步骤2、选取包壳材料中的基准核素，做出K值与反应堆功率的关系趋势图，其中K值等于关键核素的活度浓度除以基准核素的活度浓度；步骤3、设置关键核素的警告值和关键核素的控制值；关键核素的活度浓度超过关键核素的警告值的炉段区间为破损时间区间，在破损时间区间内视为元件破损或包壳腐蚀；步骤4、根据破损时间区间做出K值的警告值和K值的控制值的曲线；步骤5、当K值超过K值的控制值，该破损时间区间为区间A，视为元件破损；当K值低于K值的警告值时，该破损时间区间为区间B，视为元包正常。
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公开(公告)号：CN102852871A
公开(公告)日：2013-01-02
申请号：CN201210347480.X
申请日：2012-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了用于松动反应堆顶盖时顶升顶盖的液压系统，包括油箱、过滤器、液压泵、第一三位四通电磁阀、分油装置及多个液压缸，分油装置包括分油流道及与液压缸数量相当的油缸，第一三位四通电磁阀的输出口B和分油装置的多个油缸内柱塞下部空腔均与分油装置的分油流道接通，每个油缸的上进出油口与第一三位四通电磁阀的输出口A之间均设有一条液压缸顶升油液控制管路，液压缸顶升油液控制管路包括一个三位四通电磁阀，该三位四通电磁阀与第一三位四通电磁阀、分油装置的油缸及液压缸接通。采用本发明松动反应堆顶盖时自动化控制，能降低操作人员的劳动强度和减少操作人员在放射区域停留的时间，且能提高工作效率和保证反应堆顶盖松动过程中的水平度。
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公开(公告)号：CN117443045A
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311215141.0
申请日：2023-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及三废处理技术领域，具体公开了一种放射性废液除渣过滤器，包括顶盖、芯体、筒体和挡板；所述筒体为顶部开口结构，所述筒体的侧壁设置有入口接管和出口接管，所述入口接管和出口接管的高度不一致；所述顶盖与筒体的顶部可拆卸式连接，用于实现筒体的密封；所述芯体可拆卸式设置在筒体内，用于过滤放射性废液；所述挡板设置在芯体和筒体之间，用于将筒体分隔成废液区和净化区；所述废液区与入口接管连通，所述净化区与出口接管连通；所述筒体采用不锈钢制成，所述芯体采用玻纤滤网过滤。本发明所述放射性废液除渣过滤器能够用于对放射性废液进行过滤处理，去除放射性废液中的活化产物等大部分杂质，降低空间辐射水平。
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公开(公告)号：CN111843417B
公开(公告)日：2021-08-03
申请号：CN202010728206.1
申请日：2020-07-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种强放热室内设备的远距离的拆除工艺，包括以下步骤：远距离操作机器人夹持扳手进入热室内部，到达热室机械手操作覆盖区域内；操作热室机械手夹持扳手拆除固定设备上的地脚螺栓；操作热室机械手，将固定设备上的吊带挂在吊车吊钩上；热室机械手断开与固定设备相连的管线；吊车上升，至吊带完全绷直且不受力的情况下；远距离操作机器人抓具夹持角磨机进入到热室内部；操作机器人机械臂，使角磨机打磨片打磨固定设备上的锈死/咬死地脚螺栓；控制吊车将固定设备吊离出热室。本发明解决了强放热室在进行退役时其内的强放设备拆除的技术难点，确保强放热室退役的顺利实施，有效地保护公众和环境安全。
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公开(公告)号：CN111843417A
公开(公告)日：2020-10-30
申请号：CN202010728206.1
申请日：2020-07-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种强放热室内设备的远距离的拆除工艺，包括以下步骤：远距离操作机器人夹持扳手进入热室内部，到达热室机械手操作覆盖区域内；操作热室机械手夹持扳手拆除固定设备上的地脚螺栓；操作热室机械手，将固定设备上的吊带挂在吊车吊钩上；热室机械手断开与固定设备相连的管线；吊车上升，至吊带完全绷直且不受力的情况下；远距离操作机器人抓具夹持角磨机进入到热室内部；操作机器人机械臂，使角磨机打磨片打磨固定设备上的锈死/咬死地脚螺栓；控制吊车将固定设备吊离出热室。本发明解决了强放热室在进行退役时其内的强放设备拆除的技术难点，确保强放热室退役的顺利实施，有效地保护公众和环境安全。
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