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公开(公告)号：CN118053605A
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202211420275.1
申请日：2022-11-15
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
Abstract: 本发明涉及压水堆核电站装卸料机调试技术领域，具体公开了一种核反应堆装卸料机堆芯定位方法。该方法包括以下步骤：步骤1：装卸料机堆芯坐标初始化。步骤2：装卸料机大小车偏斜状态确认与调整。步骤3：对固定套筒、伸缩套筒、燃料组件模型1、堆芯围板进行垂直度的测量与调整；步骤4：对装卸料机钩爪、堆芯下板部件进行水平度的测量与调整；步骤5：编码器调校；步骤6：堆芯定位。该方法通过燃料组件模型对装卸料机进行组件堆芯定位进行计算与坐标设定，提升了堆芯定位精度，避免组件与围板发生碰撞，显著提高了堆芯定位作业效率。
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公开(公告)号：CN117968500A
公开(公告)日：2024-05-03
申请号：CN202211315405.5
申请日：2022-10-26
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
IPC: G01B5/28
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆装卸料机钩爪平面度测量装置与方法，具体涉及压水堆核电站装卸料机调试和维修技术领域。该装置包括包括百分表、百分表表架、百分表支座、测量平板和调整螺栓，所述测量平板为盘装结构，外缘均匀分布有调整螺孔，所述调整螺孔配有调整螺栓；所述测量平板上设有百分表支座，所述百分表支座整体为长方体结构，侧边缘设有垂直于测量平板的立柱；所述立柱上套设有百分表表架，所述百分表表架设有夹持部，以夹持百分表。该装置设计简单，易于操作，确保了装卸料机钩爪平面度测量结果的可靠性，有效减小了钩爪平面度对堆芯定位的影响，提高了堆芯定位的精准度和作业效率。
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公开(公告)号：CN109955192B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN201711403517.5
申请日：2017-12-22
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
IPC: B25B27/14
Abstract: 本发明属于核电站现场检修技术领域，具体涉及一种用于水下远距离维修拆装工具试验装置，目的在于提供一种轻便、分体式、可快速拆装、可靠的水下远距离操作工具试验装置，同时具备PU板结构和螺栓防松结构模拟。其特征在于：它包括固定螺栓、防松套、顶板、定位筒、支撑板，定位板、支撑筒和底座。本发明的装备设计，已成功应用于方家山1#、2#核电机组QF‑OT101、QF‑OT201核反应堆内构件维修工具的试验，效果良好，能够全面检验水下远距离各类工具的各项性能，完全满足现场使用。该项目作为方家山大修专项，是大修专项中最早成功实施的专项。
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公开(公告)号：CN113689965A
公开(公告)日：2021-11-23
申请号：CN202110788881.8
申请日：2021-07-13
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种核反应堆装卸料机精度试验装置及方法。本公开的核反应堆装卸料机精度试验装置体形小巧，其利用连接块的U型槽与抓具的定位销连接实现核反应堆装卸料机精度试验装置整体装置与抓具的固定，不会对抓具的动作产生干涉，不影响抓具全行程的动作。利用抓具本体的两根长导向销作为连接点，既能够使得试验装置便捷的安装在抓具内部，又能够使针状部件的中心线正对抓具圆柱体圆截面的圆心点，此外，调节块、连接块以及针状部件之间的结构配合可以使试验人员根据现场实际情况调整针状部件的位置保证装部件的针尖底端与抓具圆柱体同心。试验得到的刺孔数据精确，大幅提高调试效率和调试质量。
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公开(公告)号：CN113658726A
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN202110788876.7
申请日：2021-07-13
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
Abstract: 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种核反应堆装卸料机抓具验证装置及方法。本公开的核反应堆装卸料机抓具验证装置利用第一套筒和第二套筒与抓具本体的定位销相互配合，使装卸料机抓具不需要核燃料组件的情况下，实现机械自锁结构的解锁，从而使得抓具达到试验项目的需求状态，从而使得试验人员能够按照《装卸料机现场验收试验程序》的需求对抓具进行操控进行抓具功能验证。此外，本公开的核反应堆装卸料机抓具验证装置与抓具之间留有足够的空间，在试验不合格时，有利于试验人员对抓具进行现场修工作。由此大大提高抓具功能验证的各项试验工作的效率，显著缩短试验工期。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119681659A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202311226624.0
申请日：2023-09-22
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
IPC: B23P23/04 , G01D21/02 , G01N3/40 , G01M3/20 , G01M3/02 , G01M3/04 , G01L11/00 , G01N25/00 , G01N25/20
Abstract: 本发明涉及密封件技术领域，具体公开了一种核反应堆碗型金属密封圈制造及检验方法。该方法包括以下操作步骤：S110：备料，准备预定尺寸板料；S120：切割，将所述板料切割至预定尺寸的圆环；S130：模压成型，使用模具，模压步骤S120切割成型的圆环成型至碗型；S140：抛光模压成型的碗型密封圈至预定粗糙度；S210：对制成的碗型金属密封圈进行压缩回弹性能、硬度、气密性、水压、热循环试验检测。通过在对制造工艺改进的同时，通过硬度、气密性、水压、热循环试验的评价标准，可以有效验证碗型金属密封圈的性能，避免因碗型金属密封圈的质量问题频繁更换，提升核电厂生产效率。
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公开(公告)号：CN114141398B
公开(公告)日：2024-10-18
申请号：CN202010921170.9
申请日：2020-09-04
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
IPC: G21C19/32 , G21C19/105
Abstract: 本发明公开一种用于乏燃料储存格架中子吸收体水下远距离抽取工具，它包括压板螺栓旋拧工具、压板旋拧工具、中子吸收体抓具三部分。所述的压板螺栓旋拧工具包括第二主体，第二孔，第二凸台，第二插头。所述的第二主体顶部开第二孔，开孔位置内插定位销与操作长杆固定，第二凸台用于与操作长杆定位，第二插头为专用头部。所述的压板旋拧工具包括第三主体，第三孔，第三凸台，第三插头。其有益效果在于：本发明能够有效实现乏池格架硼板抽取。具备可操作性，人员可以通过操作此工具，水下远距离完成中子吸收体安装部位螺栓的旋拧、压板的角度调整、工具与中子吸收体的辅助对中，对中子吸收体的抓取及转运，转运过程中防止中子吸收体的松脱。
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公开(公告)号：CN114141398A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202010921170.9
申请日：2020-09-04
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
IPC: G21C19/32 , G21C19/105
Abstract: 本发明公开一种用于乏燃料储存格架中子吸收体水下远距离抽取工具，它包括压板螺栓旋拧工具、压板旋拧工具、中子吸收体抓具三部分。所述的压板螺栓旋拧工具包括第二主体，第二孔，第二凸台，第二插头。所述的第二主体顶部开第二孔，开孔位置内插定位销与操作长杆固定，第二凸台用于与操作长杆定位，第二插头为专用头部。所述的压板旋拧工具包括第三主体，第三孔，第三凸台，第三插头。其有益效果在于：本发明能够有效实现乏池格架硼板抽取。具备可操作性，人员可以通过操作此工具，水下远距离完成中子吸收体安装部位螺栓的旋拧、压板的角度调整、工具与中子吸收体的辅助对中，对中子吸收体的抓取及转运，转运过程中防止中子吸收体的松脱。
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公开(公告)号：CN109961858A
公开(公告)日：2019-07-02
申请号：CN201711404339.8
申请日：2017-12-22
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
IPC: G21C17/003 , G21C17/013
Abstract: 本发明属于压水堆反应堆堆内构件的维修技术领域，具体涉及用于压水堆核电站反应堆堆内构件的水下远距离维修工艺，目的是设计一种用于压水堆反应堆堆内构件的维修工艺，该工艺可在硼酸水屏蔽条件下，实现对堆内构件上螺栓连接的高放射性部件远距离更换，且满足防异物控制要求，工艺包含螺栓的防松破坏、拆除、回装，部件的拆除、回装，修后检查，废物的暂存以及异常情况的处理。本发明涉及的工艺目前已应用于中核核电运行有限公司300MW机组第12大修反应堆吊篮辐板螺栓修复项目，方家山1、2#机组首次大修上部堆内构件PU板拆除及新驱动轴安装项目，两个项目均顺利完成，工艺合理性得到有效验证。
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公开(公告)号：CN106486177B
公开(公告)日：2018-05-18
申请号：CN201510555880.3
申请日：2015-09-02
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
IPC: G21F9/36
Abstract: 本发明涉及一种水下高放射性异物多功能吸取容器及打捞工艺，该工艺通过使用水下吸尘器配合打捞工具可以在水屏蔽的工况下完成高放射性异物打捞，并可将高放射性异物留存在打捞工具中，以便于开展打捞后的分析取证工作。本发明所述水下高放射性异物多功能吸取容器及打捞工艺，无需准备大型放射性异物屏蔽容器，可以将打捞出来的高放射性异物运送至乏燃料存储水池暂存，并在随时需要的时候可将其在乏燃料存储水池中取出，进行取证及分析。这种工艺节省了大修工期和大量的高放射性废物后期处理设备费用，并且为后期的技术分析提供了便利的条件。
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