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公开(公告)号：CN110685461B
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN201911005137.5
申请日：2019-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: E04G23/08
Abstract: 本发明公开了一种热室拆除工艺，先拆除不锈钢覆面再拆除重混凝土，包括以下步骤：1)、确定不锈钢覆面背部支架及加强筋的位置，并进行标记；2)、按照标记出来的区域，选择没有背部支架及加强筋的位置，使用角磨机先切割拆除没有背部支架及加强筋的位置，再沿背部支架及加强筋的齐根处，进行切割拆除剩余不锈钢覆面；3)、规划、标识重混凝土的切割路径，并使用钻孔机钻孔获得穿墙通孔；4)、按照标识的切割路径，使用金刚石绳锯系统切割拆除重混凝土。所述拆除工艺实现对退役热室的高效拆除，解决了强放热室退役不锈钢‑重混凝土结构拆除的难题。
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公开(公告)号：CN111928590A
公开(公告)日：2020-11-13
申请号：CN202010685474.X
申请日：2020-07-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核废物处理技术领域，具体涉及一种去除核废物箱内部积水的方法，所采用的技术方案是：包括以下步骤：打开核废物箱箱体盖板在核废物箱箱体底部的隔网上切除部分隔网，以形成抽水孔；抽取抽水孔底部的积水；当无成股的液体流出后，将核废物箱箱体盖板盖上；通过核废物箱料孔A通入热风，使核废物箱箱体内的气体从核废物箱料孔B流出；检测料孔B流出气体的湿度；当料孔B流出气体的含水率低于1％后，再次打开核废物箱箱体盖板；将切除的隔网放回原处，并将切除的隔网与核废物箱箱体焊接固定。本发明能够去除核废物箱箱体内的积水，以使核废物箱箱体内的含水率达到放射性废物外运相关标准。
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公开(公告)号：CN110685461A
公开(公告)日：2020-01-14
申请号：CN201911005137.5
申请日：2019-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: E04G23/08
Abstract: 本发明公开了一种热室拆除工艺，先拆除不锈钢覆面再拆除重混凝土，包括以下步骤：1)、确定不锈钢覆面背部支架及加强筋的位置，并进行标记；2)、按照标记出来的区域，选择没有背部支架及加强筋的位置，使用角磨机先切割拆除没有背部支架及加强筋的位置，再沿背部支架及加强筋的齐根处，进行切割拆除剩余不锈钢覆面；3)、规划、标识重混凝土的切割路径，并使用钻孔机钻孔获得穿墙通孔；4)、按照标识的切割路径，使用金刚石绳锯系统切割拆除重混凝土。所述拆除工艺实现对退役热室的高效拆除，解决了强放热室退役不锈钢-重混凝土结构拆除的难题。
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公开(公告)号：CN112974412A
公开(公告)日：2021-06-18
申请号：CN202110200891.5
申请日：2021-02-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B08B7/00
Abstract: 本发明公开放射性污染超临界二氧化碳化学去污方法及其去污装置，包括储气罐、增压泵、混合器、预热器、去污室、分离室、过滤器、去污剂携剂泵、去污剂容器、制冷装置、恒温加热装置、废物收集器、计量泵、阀门、管道、仪表、安全装置和控制系统。本发明的放射性污染超临界二氧化碳化学去污方法，利用超临界二氧化碳流体具有扩散性和溶解力的特质，采用超临界二氧化碳流体作为溶剂溶解化学去污剂，可用于设备或构件的内腔表面、微小孔隙、高精度表面去污，具有可达性好、损伤小、去污介质可循环使用、二次污染少等优点。
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公开(公告)号：CN111693253B
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202010578995.5
申请日：2020-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M11/00
Abstract: 本发明公开了一种压力容器主螺栓孔检测装置，本发明包括激光扫描检测系统、定位系统和控制系统；所述激光扫描检测系统和定位系统均为可拆卸安装在机架上；所述定位系统用于实现检测装置的定位；所述激光扫描检测系统用于对主螺栓孔内部进行扫描测量，获得主螺栓孔内表面的结构参数并将其传送给控制系统；所述控制系统用于接收主螺栓孔内表面的结构参数并进行处理，得到主螺栓孔检测结果。本发明利用激光检测原理，对反应堆压力容器主螺栓孔进行自动检测；相对于传统目视检查或视频辅助目视检查，该发明不仅具有更高的检测效率和精度，还可实现对其多个关键参数进行多维度检测评价，检测评价结果更全面。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111693253A
公开(公告)日：2020-09-22
申请号：CN202010578995.5
申请日：2020-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M11/00
Abstract: 本发明公开了一种压力容器主螺栓孔检测装置，本发明包括激光扫描检测系统、定位系统和控制系统；所述激光扫描检测系统和定位系统均为可拆卸安装在机架上；所述定位系统用于实现检测装置的定位；所述激光扫描检测系统用于对主螺栓孔内部进行扫描测量，获得主螺栓孔内表面的结构参数并将其传送给控制系统；所述控制系统用于接收主螺栓孔内表面的结构参数并进行处理，得到主螺栓孔检测结果。本发明利用激光检测原理，对反应堆压力容器主螺栓孔进行自动检测；相对于传统目视检查或视频辅助目视检查，该发明不仅具有更高的检测效率和精度，还可实现对其多个关键参数进行多维度检测评价，检测评价结果更全面。
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公开(公告)号：CN112489846A
公开(公告)日：2021-03-12
申请号：CN202011346675.3
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21F9/06
Abstract: 本发明公开了含氯离子放射性废液处理系统及方法，处理系统包括贮罐、结晶机构和冷却器；所述贮罐上设置有原水进管，原水进管上设置有阀门A，所述述贮罐和结晶机构之间通过管道形成循环回路，该循环回路上设置有循环泵和阀门B；所述结晶机构包括壳体，所述壳体内壁设置有冷媒，所述冷媒由冷却器提供制冷。本发明使放射性废液在低温环境下，形成冰层，对放射性成分进行富集，通过对冰层进行分离，实现放射性废液和剩余液体进行分离，能够减少二次废物的产生，避免的氯离子在高温环境下对系统的腐蚀。
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公开(公告)号：CN112317941A
公开(公告)日：2021-02-05
申请号：CN202011352193.9
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了利用高频电加热切割反应堆一回路主管道的方法及系统，该系统包括熔融系统和钨极切断工具，所述熔融系统和钨极切断工具分别用于熔融和切断主管道；所述熔融系统包括高频电源和加热装置，所述加热装置内设置有感应线圈，所述感应线圈熔融时设置在主管道外侧，感应线圈的两端分别与高频电源的正极和负极连接，所述高频电源用于向感应线圈通电使感应线圈发热，感应线圈产生的热量熔融主管道。本发明利用高频电将主管道需要切断位置进行加热，可以在主管道上快速形成断口，同时设备故障率也较低，缩短工作人员在放射性堆舱内的工作时间，减少工作人员受照剂量，且不会产生放射性气溶胶污染环境或者对工作人员造成内照射。
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公开(公告)号：CN202749098U
公开(公告)日：2013-02-20
申请号：CN201220468174.7
申请日：2012-09-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种核电站控制棒位置传感器检测装置和检测方法，其属于核电站控制棒位置传感器检测、故障原因分析的工具及方法，通过PLC控制系统、温度控制系统、压力控制系统、电气参数测量系统、报警系统实现对压力容器压力、温度控制，模拟控制棒位置传感器工作工况，在对电气参数变化趋势分析的基础上判断是否存在潜在故障，并可分析故障控制棒位置传感器的故障原因和形成机理，完成核电站控制棒位置传感器检测和故障原因分析，提高核电站运行安全性和经济效益。
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公开(公告)号：CN212750388U
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN202021433444.1
申请日：2020-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种超高压超临界二氧化碳储能装置，包括釜体，所述釜体的底端封闭、顶端敞口，还包括顶盖堵头、金属密封环和预紧扳手；所述顶盖堵头的底端侧壁上沿周向设有凸台，所述凸台的外径大于顶盖堵头的外径；所述顶盖堵头的底端由敞口端伸入釜体内，且凸台的外壁与釜体的内壁硬密封接触；所述金属密封环套设在顶盖堵头上，所述预紧扳手嵌入顶盖堵头的外壁与釜体的内壁之间的空间内，金属密封环压紧在凸台台阶端面与预紧扳手底端面之间。本实用新型可有效避免超高压超临界二氧化碳的压力场波动，确保去污射流稳定，保护工作人员、公众和环境安全。
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