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公开(公告)号：CN118154166A
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202410364519.1
申请日：2024-03-28
Applicant: 山东核电有限公司 , 国核电力规划设计研究院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种设备维护方法、装置、设备以及存储介质，属于设备监控技术领域，所述方法包括：对目标核电设备的设备图像数据和设备运行测点数据进行数据处理，得到目标核电设备的设备运行数据；对设备运行数据进行分析，得到目标核电设备的目标健康等级；基于健康等级与维护方案之间的对应关系，根据目标健康等级，确定目标核电设备对应的目标维护方案；采用目标维护方案，对目标核电设备进行维护。本发明统一了设备运行数据的数据格式，便于后续利用设备运行数据更加准确地确定目标核电设备的目标健康等级，进而可以根据目标健康等级，生成更加具有针对性的目标维护方案，从而提高了对核电厂中核电设备的维修质量，提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN119610113A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411903668.7
申请日：2024-12-23
Applicant: 山东核电有限公司 , 博雅创世(北京)智能科技有限公司
IPC: B25J9/16 , B25J15/00 , B25J11/00 , E02B3/02 , E02F5/28 , E02F7/04 , E02F7/02 , E02F9/26 , E02F9/24 , E02F9/20 , E02F1/00
Abstract: 本发明提供了一种应用图像识别算法的核电站流道联合清淤机器人，所述机器人包括图像识别传感系统、机器人移动导航系统、清淤作业系统和安全监控系统；所述图像识别传感系统用于通过高分辨率摄像头采集流道内图像，并根据图像分析识别流道内的淤泥杂物；所述机器人移动导航系统用于实现机器人的定位、路径规划和自主移动；所述清淤作业系统用于完成流道内淤泥杂物的清除和收集处理；所述安全监控系统用于实时监测机器人的运行状态和工作环境，确保机器人清淤过程的安全性和可靠性；本发明通过集成图像识别、自动导航和安全监控系统，实现了高效、精准和安全的流道清淤作业。
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公开(公告)号：CN119411683A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411891391.0
申请日：2024-12-20
Applicant: 山东核电有限公司 , 博雅创世(北京)智能科技有限公司
Abstract: 本发明涉及清淤设备的技术领域，提供了一种具备回转机能的吸铲两用智能清淤机器人，包括机器人本体、吸铲清淤终端、回转底座终端、收集终端和清淤控制终端；吸铲清淤终端安装于机器人本体，用于在机器人本体进入管道时对管道内部进行清淤；吸铲清淤终端通过清淤排污管与收集终端连接；收集终端用于通过清淤排污管收集管道内的淤泥；机器人本体底面开设有安装槽，回转底座终端转动连接于安装槽内；机器人本体内设有伺服电机，伺服电机与回转底座终端连接；回转底座终端的底部用于清扫和吸除淤泥；清淤控制终端安装于收集终端的外侧，用于控制机器人本体、吸铲清淤终端和回转底座终端。本发明具有提高清淤效率的效果。
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公开(公告)号：CN118394746A
公开(公告)日：2024-07-26
申请号：CN202410475249.1
申请日：2024-04-19
Applicant: 山东核电有限公司
IPC: G06F16/215 , G01T3/00 , G01T3/08 , G21C17/104 , G06F18/10 , G06F18/24
Abstract: 本发明公开了一种数据校准方法、装置、设备以及存储介质，属于核电数据处理技术领域，该方法包括：根据目标核反应堆中堆外探测器的位置，对目标核反应堆中堆内探测器进行分类，得到至少三个堆内探测器组；根据目标核反应堆的理论堆内功率和理论堆外功率，确定功率转换系数；根据功率转换系数、滞后时长、以及堆内探测器组对应的堆外探测器的实际堆外功率和实际堆外轴向功率偏差，确定堆内探测器组对应的补偿信息；补偿信息包括补偿堆内功率和补偿堆内轴向功率偏差；根据至少三个堆内探测器组对应的补偿信息，对目标核反应堆的实际反应堆信息进行校准，得到目标核反应堆的目标反应堆信息；实际反应堆信息包括实际堆内功率和实际堆内轴向功率偏差。
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公开(公告)号：CN118154026A
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202410265593.8
申请日：2024-03-08
Applicant: 山东核电有限公司
IPC: G06Q10/0639 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种燃料可靠性指标的确定方法、装置、设备及介质，该燃料可靠性指标的确定方法，包括：对反应堆回路的冷却剂进行取样，分别确定辅助元素和目标元素的测量活度数值，基于辅助元素的测量活度数值确定冷却剂的采样实际时长，基于采样实际时长对目标元素的测量活度数值进行校正，得到目标元素的标准活度数值；基于目标元素的标准活度数值，确定反应堆的燃料可靠性指标。通过上述技术方案，提高了目标元素的标准活度值的精确性，提高了核反应堆燃料可靠性指标的准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116579760A
公开(公告)日：2023-08-11
申请号：CN202310320366.6
申请日：2023-03-27
Applicant: 山东核电有限公司
IPC: G06Q10/20 , G01D21/02 , G06Q10/0639 , G06Q50/04 , G06Q10/04
Abstract: 本发明实施例公开了一种器件检测方法、装置、电子设备及介质，器件检测方法，包括：获取检测设备中检测器件的常规检测结果数据；其中所述检测器件的数量为多个；根据所述检测器件的常规检测结果数据更新所述检测器件的动态器件指标数据；根据所述检测器件的动态器件指标数据生成所述检测器件的目标检测关联结果；其中，所述目标检测关联结果包括目标检测结果和/或目标预测结果。本发明实施例技术方案能够提高器件检测的全面性和检测效率。
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公开(公告)号：CN115954127A
公开(公告)日：2023-04-11
申请号：CN202310066775.8
申请日：2023-01-12
Applicant: 山东核电有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电站机组堆芯功率恢复方法、装置、设备及存储介质，该方法包括：在核电站汽轮机机组停机恢复过程中的第一阶段，通过手动控制AO棒下插，使堆芯轴向功率偏差AFD的值小于或等于第一预设功率偏差值；在核电站汽轮机机组停机恢复过程中的第二阶段，通过手动控制AO棒上提，使AFD的值等于或大于第二预设功率偏差值；在核电站汽轮机机组停机恢复过程中的第三阶段，根据AFD的值将AO棒由手动控制状态切换到自动控制状态；其中，额定热功率在第一阶段的上升速率小于额定热功率在第二阶段和第三阶段的上升速率。本发明的实施例缩短了核电站机组堆芯功率恢复至满额定热功率的时间，降低了经济成本。
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公开(公告)号：CN119844559A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202510115351.5
申请日：2025-01-24
Applicant: 山东核电有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及热交换器密封技术领域，尤其涉及一种密封件及热交换器。该密封件包括密封件本体和隔挡件，密封件本体包括内层、中间层和外层，内层为弹簧绕制的环形中空结构，中间层环绕弹簧设置，中间层的内壁与弹簧的外壁贴合，外层环绕中间层设置，外层的内壁与中间层的外壁贴合；隔挡件设置于密封件本体的内侧，隔挡件为中空管状结构。该密封件本体在超基准设计压力下，弹簧回弹使得密封件与热交换器接触部位贴紧，隔挡件将热交换器内部相邻腔室之间阻隔，有效防止热交换器内部相邻腔室之间的内漏，而且抗压性能好，保证了热交换器良好的密封性能。本发明还提供了一种热交换器，通过设置密封件，提高了热交换器的密封性能。
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公开(公告)号：CN116031001A
公开(公告)日：2023-04-28
申请号：CN202310040552.4
申请日：2023-01-13
Applicant: 山东核电有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电站一回路的补水方法、装置、设备及介质，涉及核电站硼水补给技术领域。包括：根据核电站一回路的初始硼浓度、硼有效丰度和机组硼丰度，确定第一补水硼浓度；根据第一补水硼浓度和第一补水体积，对核电站一回路进行首次补水，并获取首次补水后的一回路硼浓度与初始硼浓度之间的硼浓度变化量；若硼浓度变化量大于预设阈值，则根据第一补水硼浓度和硼浓度变化量确定第二补水硼浓度，并将第二补水硼浓度作为目标补水硼浓度；根据目标补水硼浓度和核电站一回路需要的第二补水体积，对核电站一回路进行二次补水。本方案可以避免补水操作中，因硼浓度配比异常，导致堆芯反应性发生剧烈变化，提高了核电站堆芯反应性的稳定性。
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公开(公告)号：CN119763885A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411994544.4
申请日：2024-12-31
Applicant: 山东核电有限公司 , 三达膜科技(厦门)有限公司
IPC: G21F9/06
Abstract: 本发明属于放射性废液处理技术领域，尤其涉及一种放射性废液处理设备及放射性废液处理方法。该设备中一级膜处理装置设置于集装箱内，待处理废液通过集装箱上的进液接头接入该设备，并输送至第一缓冲容器，第一增压泵将第一缓冲容器内的待处理废液输送至一级膜组件进行分离处理。在一级膜组件内，依靠第一纳滤膜的选择透过性，废液中的放射性核素Sb‑125、Ag‑110m等被第一纳滤膜所截留，与浓缩液体共同形成第一浓缩液。该设备能够有效净化核电厂放射性废液中的Sb‑125、Ag‑110m等难处理核素，处理周期短、效率高以及成本低，而且能够灵活移动到不同位置对机组进行处理。本发明提供的放射性废液处理方法，提高了放射性废液的处理效率。
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