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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
申请人： 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
摘要： 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：CN118600345A
公开(公告)日：2024-09-06
申请号：CN202410627891.7
申请日：2024-05-21
申请人： 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
摘要： 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：CN112605943B
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN202011355380.2
申请日：2020-11-27
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
摘要： 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
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
摘要： 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：CN118516634A
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202410623023.1
申请日：2024-05-20
申请人： 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
摘要： 本发明属于核级金属材料制备技术领域，具体涉及一种低氢含量核级锆及锆合金淬火坯料的加工方法。包括以下步骤：步骤一：将锆及锆合金铸锭的外表面涂覆高温防氧化涂料后进行干燥处理；步骤二：将铸锭加热至锻造温度后进行锻造，锻造完成后去除锻造坯料表面的氧化物和渗氢层；步骤三：对坯料涂覆高温防氧化涂料，并烘干；步骤四：将坯料加热至β相变点以上后保温，保温结束后放入水池中水淬冷却，冷却后的坯料加工去除表面氧化皮和渗氢层。有益效果在于：本发明通过在核级锆及锆合金锻造和淬火加热前增加防氧化涂料涂覆，减少氧化及吸氢，并在锻造之后、淬火之前对坯料进行机加去除富含氢的渗氢层，可以有效降低淬火坯料中的氢含量，方法简单易实现。
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公开(公告)号：CN115171929B
公开(公告)日：2024-07-16
申请号：CN202110356846.9
申请日：2021-04-01
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21C15/14
摘要： 本发明公开了一种重水堆机组给水支管与燃料通道小间隙问题处理的方法，包括步骤1：使用内窥镜和长柄卡规检查间隙；步骤2：当间隙小于3.18mm时，启动评估流程；步骤3：如果通过步骤2评估间隙会进一步减小，则进行干预。其有益效果在于：通过安装防磨垫，将主热传输支管与燃料通道端部件或者定位组件轭卡物理隔开，即使后续运行中发生摩擦或者磕碰，主热传输支管本身不会受到破坏，定期检查防磨垫情况，可以消除主热传输支管在端面发生磨损导致破裂的可能性；通过拆除定位组件轭卡，彻底消除了主热传输支管与定位组件轭卡接触的可能性；通过定期检查间隙，可以消除主热传输支管在端面发生磨损导致破裂的可能性。
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公开(公告)号：CN115171929A
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202110356846.9
申请日：2021-04-01
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21C15/14
摘要： 本发明公开了一种重水堆机组给水支管与燃料通道小间隙问题处理的方法，包括步骤1：使用内窥镜和长柄卡规检查间隙；步骤2：当间隙小于3.18mm时，启动评估流程；步骤3：如果通过步骤2评估间隙会进一步减小，则进行干预。其有益效果在于：通过安装防磨垫，将主热传输支管与燃料通道端部件或者定位组件轭卡物理隔开，即使后续运行中发生摩擦或者磕碰，主热传输支管本身不会受到破坏，定期检查防磨垫情况，可以消除主热传输支管在端面发生磨损导致破裂的可能性；通过拆除定位组件轭卡，彻底消除了主热传输支管与定位组件轭卡接触的可能性；通过定期检查间隙，可以消除主热传输支管在端面发生磨损导致破裂的可能性。
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公开(公告)号：CN112605943A
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN202011355380.2
申请日：2020-11-27
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
摘要： 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：CN212516596U
公开(公告)日：2021-02-09
申请号：CN202020744153.8
申请日：2020-05-08
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 秦山第三核电有限公司
摘要： 本实用新型属于核电站辐射防护领域，具体涉及一种降低重水堆核电站端面辐照剂量的装置。本装置中屏蔽房放置在屏蔽房小车上，屏蔽房小车悬挂在反应堆端面的装换料机桥架下方；屏蔽房通过螺栓固定连接操作平台，排管容器内部不均匀分布燃料通道，端部件搁置在燃料通道中。通过屏蔽房和屏蔽块组合使用，可以把反应堆端面上部给水支管处剂量减少很多，同时把屏蔽房正面的燃料通道剂量大大降低。此外，在反应堆端面工作过程中，维修人员还可以穿铅衣，这样通过屏蔽房、铅块以及铅衣三层防护，大幅降低了维修人员工作过程中的辐射剂量。
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公开(公告)号：CN112393699A
公开(公告)日：2021-02-23
申请号：CN201910742028.5
申请日：2019-08-13
申请人： 中核核电运行管理有限公司 , 中核武汉核电运行技术股份有限公司
IPC分类号： G01B21/02
摘要： 本发明涉及重水堆燃料通道测量技术领域，具体公开了一种重水堆燃料通道轴向伸长量的测量和计算方法，包括以下步骤：步骤1：测量机组装卸料期间燃料通道伸长量；步骤2：计算燃料通道轴向伸长量；步骤3：计算燃料通道轴向伸长速率；步骤4：预测燃料通道实际伸长量。本发明方法得到的结果相符性较好，测量误差在5％以内。
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