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公开(公告)号：CN119425607A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411635149.7
申请日：2024-11-15
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 天津大学 , 中国核电工程有限公司
Inventor： 金爱平 , 邹正宇 , 尚宪和 , 吴明亮 , 熊小红 , 李昌达 , 李世生 , 郑奕 , 张鹏 , 胡玉乔 , 高新国 , 沈沄 , 于拥军 , 于涛 , 张旭斌 , 郝朋飞 , 李国兵 , 李冠华 , 蔡旺锋 , 王本龙
Abstract: 本申请属于同位素分离技术领域，公开了一种水精馏填料制备方法及其在水同位素分离的应用，该制备方法将金属基质填料材料浸没于修饰负载溶液中，进行负载处理，观察反应溶液颜色的变化以及金属基质填料材料表面负载层颜色的变化，当反应液变为浅灰色或者灰白色、金属基质填料材料表面负载成黑色时，停止反应，本申请提供的方法高效、制备方法简便、稳定性高、易于宏量制备、成本低，制备得到的精馏填料对于水同位素分离领域的发展具有重要的意义。
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公开(公告)号：CN119376834A
公开(公告)日：2025-01-28
申请号：CN202411316532.6
申请日：2024-09-20
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
IPC: G06F9/451 , G06F8/34 , G06F8/38 , G06F3/0482 , G06F3/04883
Abstract: 本发明属于核电站运行规程技术领域，具体涉及一种数字规程流程图形式展示及执行系统及方法。包括流程图转化模块，数字规程辅助执行模块。所述的流程图转化模块提供切换标签，在表格式界面和流程图界面之间互相切换；切换到流程图界面时，根据当前执行进度自动生成规程执行流程图，并显示当前执行状态，通过触摸点击当前步骤下发的完成或者失败按钮，完成当前步骤。所述的数字规程辅助执行模块提供图形化的规程界面，通过触摸或点击，完成当前步骤执行。本发明的有益效果在于：将表格式程序转化为流程图形式，并可以在两者之间切换；流程图形式更加直观，方便执行人员理解；两种程序的展示方式并不会影响执行结果。
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公开(公告)号：CN113916952B
公开(公告)日：2025-01-07
申请号：CN202111232733.4
申请日：2021-10-22
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明具体涉及一种双流路微钠表，包括安装背板和固定在安装背板上的依次管路连接的入口阀门、入口过滤器、压力调节阀、流量计和双路限流管，以及二次表、试剂瓶组件A、试剂瓶组件B、流通池组件、电极组件和流路切换组件；所述双路限流管和流路切换组件分别与试剂瓶组件A和试剂瓶组件B管路连接；所述流路切换组件与流通池组件管路连接；所述流通池组件上安装有电极组件；所述二次表与电极组件连接，所述二次表接收电极组件发送的信息，得到并显示样水测量信息。本发明提供的双流路微钠表结构简单,操作方便,提升仪表的可用率、降低备件更换成本、减轻工作人员的维护量。
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公开(公告)号：CN119192739A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202310746226.5
申请日：2023-06-25
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
Abstract: 本发明涉及橡胶衬里技术领域，具体公开了一种核电厂用特种溴化丁基橡胶衬里材料及制备工艺。该材料包括以下组分(按重量份计)：溴化丁基：100.0份、高耐磨炭黑：20.0份、半补强炭黑：30.0份、环烷油：8.0份、氧化锌：2.0份、氧化镁：0.1份、硬脂酸：1.0份、促进剂：1.0份、硫化树脂：1.0份。该材料其具有主链完全饱和、耐老化性能极佳、粘合强度高等优点，极大地提高了相较于核电厂现有氯丁橡胶和硬质天然橡胶防腐衬里的抗老化性能，能够较好的满足核电厂橡胶衬里的使用要求，并延长其使用寿命。
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公开(公告)号：CN119128056A
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202411182728.0
申请日：2024-08-27
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
Abstract: 本发明属于核电相关数据挖掘技术领域，具体涉及核电信息智能检索方法、装置及相关存储介质、设备。包括以下步骤：S1：获取核电语料，构建核电知识图谱；S2：检测核电数据库中的每条核电信息在核电知识图谱的关系，得到每条核电信息对应的第一实体关系集合列表；S3：获取输入的搜索文本，检测搜索文本在核电知识图谱的关系，得到第二实体关系集合列表；S4：计算第一实体关系集合列表中实体关系集合与第二实体关系集合列表中实体关系集合的交集，得到多个交集；S5：根据多个交集，计算搜索文本分别与每条核电信息之间的权重系数；S6：根据权重系数排列每条核电信息，得到核电信息检索结果。有益效果在于：提高核电信息的检索效率，查全率和查准率。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118999481A
公开(公告)日：2024-11-22
申请号：CN202310562024.5
申请日：2023-05-18
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
Abstract: 本发明具体涉及一种核电厂取水涵洞淤泥探测装置，包括搭载惯性导航系统和小型多波束测量系统的小型水下机器人，以及水下机器人控制平台；所述惯性导航系统，用于确定水下机器人的移动信息并发送至水下机器人控制平台和多波束测量系统，标定核电厂取水涵洞中间直线的起点信息并发送至水下机器人控制平台；所述水下机器人控制平台控制水下机器人在核电厂取水涵洞中间直线上匀速定深前进；所述多波束测量系统，用于水下机器人匀速前进的同时，对核电厂取水涵洞上、下、左、右四个方向的一个方向进行扇形波束扫描。本发明的核电厂取水涵洞淤泥探测装置自动进行核电厂取水涵洞淤泥探量，节约了人工成本，避免人工操作受限制以及人员安全风险问题。
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公开(公告)号：CN118940991A
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202410905954.0
申请日：2024-07-08
Applicant: 中核核电运行管理有限公司
IPC: G06Q10/0631 , G06Q50/06
Abstract: 本发明属于核电焊缝管理技术领域，具体涉及基于核电站在役检查系统的无损检测派单方法。包括以下步骤：S1：通过焊接管理系统向在役检查系统推送焊缝无损检测委托单；S2：在役检查系统接收到焊缝无损检测委托单后，基于该委托单发起焊缝无损检测委托单审批；S3：审批完成后，进行焊缝无损检测任务派发与执行；S4：记录无损检测结果，形成无损检测报告；S5：在役检查系统将无损检测结果和无损检测报告发送至焊接管理系统；S6：焊接管理系统进行完工资料汇总。优点是：本发明基于核电站在役检查系统的无损检测派单方法通过焊接管理系统向在役检查系统推送焊缝无损检测委托单，充分利用了现有的在役无损检测系统，节省了焊接管理系统的开发成本。
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公开(公告)号：CN112141554B
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202010960136.2
申请日：2020-09-14
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 核电秦山联营有限公司
Abstract: 本专利属于大型储罐检修领域，具体涉及一种大型储罐呼吸阀专用封堵装置。传统防异物材料由于透气性不足，封堵材料在开始时往往会被正压吹落，而后期负压时则又会隔绝空气进入，造成储罐内真空度升高，轻则影响介质排空速度，重则会把储罐吸瘪造成破坏。装置包括报警器，盖板，支撑架，固定法兰；盖板包括一块伞形盖板及三块中空圆台形盖板，伞形盖板位于最上方，三块中空圆台型盖板依次排列；所述的盖板之间由支撑架固定连接；延伸杆穿过盖板。本发明既可以完成防异物的任务，同时还能在储罐内压差变化时保持足够的透气性，保证储罐内介质排空的速度及储罐的安全性。
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公开(公告)号：CN110706831B
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN201911112326.2
申请日：2019-11-14
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
IPC: G21C15/20
Abstract: 本发明属于核电厂机械领域，具体涉及一种用于核电厂一回路稳压器底部保温隔热装置及方法。核电厂原保温层存在安装复杂，无法重复利用，粉化粉尘现象严重，固定不够牢固的问题。本发明装置包括支撑结构，保温结构，锁紧结构。本发明方法包括：步骤一：先决条件确认；步骤二：现场施工条件；步骤三：稳压器底部保温拆除；步骤四：稳压器相关数据采集及及新保温结构预制；步骤五：稳压器底部保温安装；步骤六：保温优化验收。采用本改进方案实施后的稳压器底部保温隔热层保温效果好、可重复多次使用、使用寿命较长，易拆卸、方便维修，大大缩短了核电厂维修施工时间，提高了核电厂经济效益。
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公开(公告)号：CN115240884B
公开(公告)日：2024-08-09
申请号：CN202210785821.5
申请日：2022-07-04
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
IPC: G21C17/022 , B01D3/14
Abstract: 本发明具体涉及一种验证基于精馏的高氚重水自辐照分解的方法，包括如下步骤：步骤1、在重水升级塔对含氚重水进行负压精馏，在重水升级塔底部得到高氚重水；步骤2、收集高氚重水样品，确认高氚重水样品中没有氢气后，将高氚重水样品充入不锈钢瓶中；步骤3、监视不锈钢瓶中气体的压力变化情况，确定是否产生了气体；步骤4、对高氚重水样品进行取样分析，并计算氢气产额。本发明的验证基于精馏的高氚重水自辐照分解的方法，验证重水精馏产生的高氚重水是否发生自辐照分解产生氢气，对重水反应堆除氚、压水反应堆除氚、乏燃料后处理除氚及其它氚设施的设计提供重要参考，具有重要的安全和环境价值。
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