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公开(公告)号：CN112605943B
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN202011355380.2
申请日：2020-11-27
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
Abstract: 本发明涉及一种重水堆核电站燃料通道定位端和自由端远距离互换方法，包括如下步骤：(1)对待检修燃料通道定位组件的螺母螺纹进行润滑预处理；(2)用螺母调节工具调节待检修燃料通道A端定位组件的螺母，然后用间隔夹安装工具安装待检修燃料通道A端定位组件的间隔夹；(3)用间隔夹拆除工具拆除待检修燃料通道C端定位组件的间隔夹，然后用螺母调节工具调节待检修燃料通道C端定位组件的螺母。本发明提供的方法能够有效重水堆核电站燃料通道定位端和自由端远距离互换过程中出现的螺母调整困难及螺母咬死的问题，提高工作效率。
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公开(公告)号：CN112735614A
公开(公告)日：2021-04-30
申请号：CN202011458943.0
申请日：2020-12-11
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
Abstract: 本发明涉及一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法。所述中期检修质量控制装置，包括解锁/锁定识别装置、远程指挥与监控装置、检修保质卡和定位组件解锁/锁定验证工具。所述中期检修质量控制方法包括：在燃料通道固定端和自由端互换前后，在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置，安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对；在燃料通道固定端和自由端互换过程中，控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场互换操作，使用定位组件解锁/锁定验证工具核对，同时依据检修保质卡中的要求进行核对，并形成记录。本发明有效避免实施过程中人因失误，保证重水堆机组全堆燃料通道中期检修的检修质量。
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公开(公告)号：CN106855990A
公开(公告)日：2017-06-16
申请号：CN201510903101.4
申请日：2015-12-09
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
Abstract: 本发明属于核电站设备管理领域技术领域，具体涉及一种核电机组仪表通道测量误差论证方法，目的是通过对电厂历史标定数据的收集和统计计算，证明仪表标定周期延长的可行性。其特征在于：它包括计算仪表在现有标定周期下的测量误差、测量某通道内各类仪表在拟延长标定周期后的测量误差、计算拟延长标定周期后仪表所在通道的不确定度和评估拟延长标定周期后仪表所在通道的不确定度是否符合回路设计的测量精度要求的步骤。本发明通过高置信度的比对及引入“时间比方根”外推法计算和分析仪表漂移的量值在拟论证延长的周期内是否会超出原设计要求，为论证仪表的标定周期能否延长提供了科学的依据和保障。
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公开(公告)号：CN119534427A
公开(公告)日：2025-02-28
申请号：CN202411479993.5
申请日：2024-10-23
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明属于核级锆合金在役检测技术领域，具体涉及一种反应堆内锆合金结构件氢含量检测装置及方法。包括激光光源模块，样品平台，光谱采集模块和数据存储处理模块，所述的激光光源模块与光谱采集模块连接并向其输出信号，光谱采集模块与数据存储处理模块连接并向其输出数据，激光光源模块对样品平台上的样品进行照射，光谱采集模块对样品平台上的样品进行检测。本发明的有益效果在于：利用本发明提供的装置及方法可实现对反应堆内核级锆合金结构件氢含量的原位检测，避免了传统机械方法中，因带放射性试样的转运等导致的耗时长、费用高的问题，也无需使用依托装卸料机开展机械工器具操作，有利于实现设计简化。
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公开(公告)号：CN118639033A
公开(公告)日：2024-09-13
申请号：CN202410623028.4
申请日：2024-05-20
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司 , 西安西部新锆科技股份有限公司
Abstract: 本发明属于核燃料制造技术领域，具体涉及一种锆屑破碎方法。包括以下步骤：步骤一：将锆屑压实后装入料框，连同料框一起放入冷冻剂中进行冷冻；步骤二：将冷冻后的锆屑转移至破碎机中进行破碎；步骤三：将破碎后的锆屑进行筛分、磁选、清洗、烘干，获得可用于熔炼回收的锆屑。本发明的有益效果在于：利用低温和渗氢技术手段，提高了锆及其合金的脆性，实现了锆屑破碎效率的提升。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118600345A
公开(公告)日：2024-09-06
申请号：CN202410627891.7
申请日：2024-05-21
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司 , 西安西部新锆科技股份有限公司
Abstract: 本发明属于核级材料制备技术领域，具体涉及一种降低高强度核级锆铌合金抗压强度的热处理方法。包括以下步骤：步骤一：首先将加热炉升温至不高于锆铌合金β转变点的温度，并保温，放入锆铌合金，并在不高于锆铌合金β转变点的温度保温；步骤二：锆铌合金在不高于β转变点的温度保温结束后，再将加热炉升温至β转变点以上温度并保温，保温结束后水淬冷却；步骤三：将加热炉升温至不低于变形温度且低于β转变点的温度后，将锆铌合金放入加热炉中保温，保温结束后降温。本发明的有益效果在于：本发明采用过热处理，降低高强度核级锆铌合金热变形抗压强度，方法简单易实现。对锆铌合金β淬火工艺采用阶梯加热的方法，可以减小β相区内加热导致的原始β晶粒长大倾向。
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公开(公告)号：CN118193651A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410393051.9
申请日：2024-04-02
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
Abstract: 本发明属于电缆工程技术领域，具体涉及一种采用BS架构的核电站电缆接线管理系统及方法。包括mysql数据库、设备模块、承托模块、电缆模块、接线模块和BS架构系统，所述的BS架构系统与设备模块、承托模块、电缆模块和接线模块各个模块之间通过电信号相互关联。有益效果在于：可以帮助技术人员更快地定位和解决故障，在服务层模块进行的同时BS架构系统对其进行管理和监控，提供了一个安全、稳定和易于操作的平台，用于管理和监控核电站中的电缆接线，有助于提高核电站的安全性和运行效率。
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公开(公告)号：CN118193650A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410393050.4
申请日：2024-04-02
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
IPC: G06F16/28 , G06F16/2455 , G06F16/26 , G06Q50/06
Abstract: 本发明属于电缆工程技术领域，具体涉及用于核电站电缆接线信息管理的系统及方法。包括mysql数据库、设备模块、承托模块、电缆模块和接线模块，所述的设备模块、承托模块、电缆模块和接线模块各模块之间相互关联。有益效果在于：通过电缆模块的设置，电缆模块在创建电缆时输入该路径号存在，则电缆自动获取路径信息，如果输入的路径号的不存在，则自动生成一个新的路径号，从而保证该路径号必须与电缆的属性相同，在电缆模块的子模块Routes下创建路径，在Cables模块下创建电缆，把电缆与路径关联，完成电缆路径的敷设，当电缆模块不存在则完成电缆的创建，切换到路径描述，在该模块中根据变更单的要求在定义好始端设备、末端设备后输入承托模块、以及两端的出入口点距离，经过系统的规则校验，不断更新电缆接线信息和足够的校验机制，保证系统的数据完整性。
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公开(公告)号：CN115876391A
公开(公告)日：2023-03-31
申请号：CN202111139851.0
申请日：2021-09-28
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
IPC: G01M3/02
Abstract: 本发明属于一种试验工装，具体涉及一种用于空气人员及设备闸门复合橡胶门体密封条试验工装。包括第一螺柱，第一螺母，第一上盖，第一限位环和第一安装槽，第一上盖和第一安装槽通过第一螺柱和第一螺母固定连接，在第一上盖和第一安装槽之间的第一螺柱上套装有第一限位环，第一安装槽内开有凹槽。本发明的有益效果在于：模拟了在各种工况条件下产品的使用状态，满足了超大型复合橡胶密封条的设计要求，为产品在核设备发电的运行使用过程中提供了可靠技术参数，保证核电空气闸门整体密封性，起到防止核反应堆工作时产生的核污染物从核电空气闸门间隙间泄漏出去的作用。
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公开(公告)号：CN111933321A
公开(公告)日：2020-11-13
申请号：CN202010690930.X
申请日：2020-07-17
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
Abstract: 本发明涉及放射性废液排放技术领域，具体公开了一种重水堆放射性废液排放回路系统及方法。该系统包括第一废液排放回路、第二废液排放回路以及互备排放回路，其中，所述第一废液排放回路与现有第一台核电机组辅助厂房及反应堆厂房相连接；所述第二废液排放回路与现有第二台核电机组辅助厂房及反应堆厂房相连接；所述第一废液排放回路与所述第二废液排放回路之间通过互备排放回路进行连通。本系统及方法能够消除大修机组废液排放控制风险，实现辐射防护最优化ALARA；消除了临时排放方案中存在的汽轮机厂房水淹、人员水淹的风险，消除了人员的工业安全隐患，同时也大大提高了经济效益。
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