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公开(公告)号：CN104112235A
公开(公告)日：2014-10-22
申请号：CN201310140751.9
申请日：2013-04-22
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电项目经验反馈信息搜索的方法，其包括：根据预先建立的工作分解结构WBS对核电项目进行分解得到各控制单元；根据当前操作的控制单元的标识信息，获取控制单元的经验反馈信息识别码；根据经验反馈信息识别码搜索控制单元的经验反馈信息。相对于现有技术，本发明核电项目经验反馈信息搜索的方法实现了核电项目中经验反馈信息的快速查找和搜索。此外，本发明还公开了一种核电项目经验反馈信息搜索的系统。
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公开(公告)号：CN103136636A
公开(公告)日：2013-06-05
申请号：CN201310083006.5
申请日：2013-03-15
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电项目进度测量方法，其包括：根据预先建立的工作分解结构WBS对核电项目进行分解得到各子项目；将各子项目进行量化并形成各子项目进度参照刻度表；读取各子项目在对应进度参照刻度表上的数值，根据进度测量样表对各数值进行计算得到核电项目进度率。本发明实现了对核电项目作业过程的实时精确监控与进度量化。此外，本发明还公开了一种核电项目进度测量系统。
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公开(公告)号：CN103077255A
公开(公告)日：2013-05-01
申请号：CN201310050244.6
申请日：2013-02-08
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电站3D模型识别方法，该方法包括：点击3D模型元素选取几何体；根据所述几何体判断所述3D元素是否可被选取；若判断所述3D元素可以被选取，获取所述3D元素的名称；根据所述名称从预设的数据库中查找对应的物项名称并进行显示。本发明核电站3D模型识别方法在判断元素可以被选取的前提下，通过获取3D元素的名称，从预设的数据库中查找对应的物项名称，实现对3D模型对应的数量、种类众多的实体物项的准确识别。此外，本发明还公开了一种核电站3D模型识别系统。
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公开(公告)号：CN104112235B
公开(公告)日：2018-05-29
申请号：CN201310140751.9
申请日：2013-04-22
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电项目经验反馈信息搜索的方法，其包括：根据预先建立的工作分解结构WBS对核电项目进行分解得到各控制单元；根据当前操作的控制单元的标识信息，获取控制单元的经验反馈信息识别码；根据经验反馈信息识别码搜索控制单元的经验反馈信息。相对于现有技术，本发明核电项目经验反馈信息搜索的方法实现了核电项目中经验反馈信息的快速查找和搜索。此外，本发明还公开了一种核电项目经验反馈信息搜索的系统。
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公开(公告)号：CN101972884B
公开(公告)日：2012-04-18
申请号：CN201010283883.3
申请日：2010-09-09
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
IPC分类号： B23K9/167
摘要： 本发明涉及核岛主管道自动焊焊接方法，所述管道直径≥325mm、壁厚≥40mm，使管道母材的相对端部组对焊前组合坡口，对根部钝边和下钝边的底部进行打底焊接，包括：熔透焊道、第一熔合焊道、第二熔合焊道、第一支撑焊道、第二支撑焊道、第三支撑焊道、第四支撑焊道；对下钝边和上坡口进行填充焊接，形成填充焊道；进行再填充焊接，形成末期填充焊道；进行盖面焊接，采用摆动焊道和/或线状焊道。本发明的核岛主管道自动焊焊接方法可有效保证根部焊道的焊接质量和焊接厚度，为填充焊道打下基础，焊接的稳定性强；且能有效避免层间和侧壁未融合现象，焊接的总体质量相对较好；焊接周期短，焊接效率高。
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公开(公告)号：CN101947700A
公开(公告)日：2011-01-19
申请号：CN201010283900.3
申请日：2010-09-09
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明涉及核电站自动焊接的坡口及自动焊接方法，其中坡口包括：上坡口、中坡口和下坡口，上坡口底部连接中坡口顶部，中坡口底部连接下坡口顶部，下坡口底部突设有底部钝边；底部钝边高度范围为1.5～2.5mm，底部钝边宽度范围为3～3.5mm；上坡口的顶部宽度范围为9.5～10.5mm，中坡口顶部宽度范围为8.0～9.0mm，下坡口顶部宽度范围为6.5～7.5mm；下坡口高度范围为12～18mm，中坡口高度范围为45～55mm。本发明为了实现自动焊的单道多层焊接，在壁厚大于85mm的主管道采用3V坡口，以在自动焊时，进行两次收口，保证顶部焊道宽度不超过10.5mm。
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公开(公告)号：CN110349686A
公开(公告)日：2019-10-18
申请号：CN201910635715.7
申请日：2019-07-15
IPC分类号： G21C17/003
摘要： 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其包括以下步骤：1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X0和力学性能参数值Y0；2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X；以及3)根据函数关系式δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y，其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X-X0|/X0，力学性能变化率δ(Y)＝|Y-Y0|/Y0，A、B、C为计算系数。相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法不仅可实现实时、多次无损测量，而且数据精确，测试操作的安全性好，还可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度。
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公开(公告)号：CN103194705A
公开(公告)日：2013-07-10
申请号：CN201310123406.4
申请日：2013-04-10
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明涉及一种Zr-Nb系合金的制备方法，其按照真空熔炼→锻造→淬火→热轧→小变形冷轧→真空退火→冷轧→固溶处理→时效处理的工艺流程获得所述Zr-Nb系合金，其中：热轧的温度选择700℃~750℃，实行多道次轧制，将板坯热轧至预定厚度，变形量≥90%；小变形冷轧是在将板坯热轧至预定厚度后，进行一次小变形冷轧，使表面氧化皮破裂，酸洗去氧化皮；固溶处理是在900℃~1110℃下对制件进行至少15min的真空固溶处理，水冷；时效处理是在500℃~650℃下对制件进行真空退火。本发明成功实现第二相呈细小弥散分布的Zr-Nb系合金的制备。所制备的Zr-Nb系合金力学性能例如硬度有较大提高。
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公开(公告)号：CN103194650A
公开(公告)日：2013-07-10
申请号：CN201310123636.0
申请日：2013-04-10
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
摘要： 本发明涉及一种Zr-1Nb合金的制备方法，其按照真空熔炼→锻造→淬火→热轧→小变形冷轧→第一次真空退火→第一次冷轧→固溶处理→第二次真空退火→第二次冷轧→终退火的工艺流程进行，其中：热轧的温度为560℃~600℃，实行多道次轧制，变形量≥50%；小变形冷轧是在将板坯热轧至预定厚度后，进行一次小变形冷轧，使表面氧化皮破裂，酸洗去氧化皮；固溶处理是在900℃~1110℃下对制件进行至少15min的真空固溶处理，水冷。本发明所制备的Zr-1Nb合金中第二相的最大尺寸在100nm以下，90%以上第二相的尺寸在60nm以下，且第二相呈均匀弥散分布，合金的力学性能例如硬度和耐腐蚀性能均有较大提高。
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公开(公告)号：CN102212718B
公开(公告)日：2013-01-16
申请号：CN201110158481.5
申请日：2011-06-14
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种核反应堆燃料组件用低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金材料由0.8%～1.0%Nb；0.2%~0.5%Sn；0.2%～0.5%Fe；0.06%～0.14%O；0.05%～0.1%Cu；0.09%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.6%～1.0%。本发明通过大量实验研究发现，在控制锆合金中Sn和Fe的重量百分比之和在一定范围内时，加入的特定量的Cr或V能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此可以提高核燃料组件的安全性、成本和效率，其中，V还能够改进合金的力学性能，加入的特定量的Cu能够有助于进一步改善合金的耐腐蚀性能。
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