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公开(公告)号：CN117849174A
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202311719085.4
申请日：2023-12-14
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司 , 上海发电设备成套设计研究院有限责任公司
IPC: G01N29/04 , G06F30/23 , G16C20/10 , G01N29/22 , G01N29/44 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/04 , G06F111/10
Abstract: 本发明涉及核电汽轮机设备管理领域，特别是涉及一种汽轮机轮缘叶根槽应力腐蚀裂纹检测评估方法，该方法包括以下步骤：步骤一、对汽轮机轮缘叶根槽进行超声相控阵无损检测，判断叶根槽是否产生应力腐蚀裂纹；步骤二、若检测到叶根槽应力腐蚀裂纹，在叶轮计算模型上开设相同尺寸的裂纹并进行有限元计算，判断是否需要报废转子；步骤三、汽轮机轮缘叶根槽应力腐蚀裂纹扩展寿命τ进行评估。应用本发明方法，可在不需拆装叶片的情况下，通过使用超声相控阵检测，对转子叶轮及叶片进行有限元计算，对裂纹扩展寿命的计算，即可实现对应力腐蚀裂纹高风险级轮缘叶根槽的及时、有效跟踪监测。
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公开(公告)号：CN116448885A
公开(公告)日：2023-07-18
申请号：CN202310267109.0
申请日：2023-03-20
Applicant: 上海发电设备成套设计研究院有限责任公司 , 中核核电运行管理有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电汽轮机轮缘叶根槽相控阵探伤试块制作方法，包括以下步骤，根据叶片和叶轮的尺寸、结构和材料生产加工得到叶根体试件和叶轮试件，在叶轮试件上确定裂纹位置和裂纹方向，通过裂纹位置和裂纹方向在叶轮试件上设置若干人工缺陷，将叶根体试件装配到叶轮试件上，得到探伤试块。该核电汽轮机轮缘叶根槽相控阵探伤试块制作方法，通过在叶轮试件上加工出人工缺陷并将叶根体试件装配至叶轮试件上，以模拟出实际叶根体与叶轮的装配，并采用超声相控阵对探伤试块进行模拟检测，从而为现场不拆卸叶片并对叶根槽进行探伤检查提供了检查方案与技术支持，使得现场探伤检测的可靠性和准确性提升。
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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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Patent Agency Ranking
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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公开(公告)号：CN111933321B
公开(公告)日：2024-06-07
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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公开(公告)号：CN106855990B
公开(公告)日：2020-09-15
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
IPC: G06F16/215 , G06F16/22
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：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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