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公开(公告)号：CN112683231B
公开(公告)日：2023-07-14
申请号：CN202011367894.X
申请日：2020-11-27
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G01C5/00
Abstract: 本发明提供了一种核电站厂房工艺系统的安全评估方法，其包括如下步骤：监测核电站厂房的地基变形情况，并获取核电站厂房的变形数据；根据所述变形数据计算管道沉降差；当所述管道沉降差大于或等于预设设计值时，根据当前工况获取管道的变形差限值；当所述管道沉降差大于或等于所述管道的变形差限值时，控制所述管道的支吊架进行调整。本发明还提供了一种核电站厂房工艺系统的安全评估系统。本发明提供的核电站厂房工艺系统的安全评估方法及系统，可实现基于软岩地基上的核电站厂房间沉降差导致的工艺系统的安全评估，适用性较强，能够保证厂房工艺系统管道的安全可靠性。
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公开(公告)号：CN103500591A
公开(公告)日：2014-01-08
申请号：CN201310454526.2
申请日：2013-09-29
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆控制棒驱动线冷态试验错对中装置，其包括：支撑环，固设在试验本体上，支撑环设有一个偏心孔，偏心孔的中心轴相对于支撑环的中心轴偏移第一偏心量；调节件，层叠于支撑环上且与控制棒驱动机构相连，调节件设有一个与偏心孔对应的中心孔，偏心孔和中心孔共同收容控制棒驱动机构，控制棒驱动机构的中心轴相对于中心孔的中心轴偏移第二偏心量；调节件可相对于支撑环转动或滑动，以调节控制棒驱动机构的中心轴相对于支撑环的中心轴的错对中量。本发明核电站反应堆控制棒驱动线冷态试验错对中装置通过调节件相对于支撑环的运动，可精确调节控制棒导向筒的中心轴与支撑环的中心轴的错对中量。
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公开(公告)号：CN110718310B
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN201910993064.9
申请日：2019-10-18
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开一种核电站压力容器堆芯热电偶柱的更换方法，包括以下步骤：1)拆除热电偶导管密封座的热电偶密封，使用热电偶插拔工具或吊索拔出热电偶；2)切割连接热电偶导管密封座的上部管段和下部管段的焊缝，取下热电偶柱导管密封座的上部管段；3)引入新的热电偶柱导管密封座的上部管段，安装定位后与下部管段实施焊接，并进行无损检测和顶部通道的通规试验；以及4)使用热电偶插拔工具插入新的热电偶，并进行性能测试。本发明核电站压力容器堆芯热电偶柱的更换方法在不开启压力容器顶盖的情况下，通过在热电偶导管密封座的上部管段和下部管段的焊缝处进行切割和再焊接，解决了坏的热电偶通道泄露、不可用等问题，为核电站的安全运行提供保障。
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公开(公告)号：CN110808108B
公开(公告)日：2021-06-25
申请号：CN201910984090.5
申请日：2019-10-16
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆直接安注情况下的半开式导流装置，用于与直接安注管嘴的出口对应从而对安全注射水进行导流，所述半开式导流装置包括：连接部件以及导流部件；所述连接部件与核反应堆吊篮筒体外壁固定连接，用于固定并支撑所述半开式导流装置，所述导流部件与所述连接部件固定连接，用于引导所述安全注射水，所述导流部件与所述吊篮筒体形成流通通道，用于供安全注射水流动。本发明引导安全注射水沿吊篮外壁面向下流动，提高安全注射水注入堆芯的流量，便于核反应堆构件在役检查。
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公开(公告)号：CN114862132B
公开(公告)日：2024-09-13
申请号：CN202210391136.4
申请日：2022-04-14
Applicant: 中广核工程有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G06Q10/0639 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了核电厂抗台风影响评估方法及系统，该方法包括根据核电厂厂址物项原风荷载设计基准风速所对应的台风等级和核电厂厂址物项抗台风目标等级，确定核电厂厂址物项抗风评估基准所对应的台风等级；根据核电厂厂址物项抗风评估基准所对应的台风等级，确定核电厂受台风影响的风压影响场景；根据核电厂厂址物项类型，确定飞射物影响场景；根据核电厂厂址风暴潮、降雨和风浪数据，确定水淹影响场景；针对核电厂厂址物项分别进行三个场景的防抗能力分析，判断在各场景下核电厂厂址物项受台风影响的情况。该方法具有通用性，可以为核电厂抗风改进提供参考，以降低台风对核电厂的影响，提高核电厂安全性与可用性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114862132A
公开(公告)日：2022-08-05
申请号：CN202210391136.4
申请日：2022-04-14
Applicant: 中广核工程有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了核电厂抗台风影响评估方法及系统，该方法包括根据核电厂厂址物项原风荷载设计基准风速所对应的台风等级和核电厂厂址物项抗台风目标等级，确定核电厂厂址物项抗风评估基准所对应的台风等级；根据核电厂厂址物项抗风评估基准所对应的台风等级，确定核电厂受台风影响的风压影响场景；根据核电厂厂址物项类型，确定飞射物影响场景；根据核电厂厂址风暴潮、降雨和风浪数据，确定水淹影响场景；针对核电厂厂址物项分别进行三个场景的防抗能力分析，判断在各场景下核电厂厂址物项受台风影响的情况。该方法具有通用性，可以为核电厂抗风改进提供参考，以降低台风对核电厂的影响，提高核电厂安全性与可用性。
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公开(公告)号：CN112683231A
公开(公告)日：2021-04-20
申请号：CN202011367894.X
申请日：2020-11-27
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G01C5/00
Abstract: 本发明提供了一种核电站厂房工艺系统的安全评估方法，其包括如下步骤：监测核电站厂房的地基变形情况，并获取核电站厂房的变形数据；根据所述变形数据计算管道沉降差；当所述管道沉降差大于或等于预设设计值时，根据当前工况获取管道的变形差限值；当所述管道沉降差大于或等于所述管道的变形差限值时，控制所述管道的支吊架进行调整。本发明还提供了一种核电站厂房工艺系统的安全评估系统。本发明提供的核电站厂房工艺系统的安全评估方法及系统，可实现基于软岩地基上的核电站厂房间沉降差导致的工艺系统的安全评估，适用性较强，能够保证厂房工艺系统管道的安全可靠性。
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公开(公告)号：CN105513657A
公开(公告)日：2016-04-20
申请号：CN201510925028.0
申请日：2015-12-14
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C17/112 , G21C17/108
CPC classification number: G21C17/112 , G21C17/108
Abstract: 本发明公开了一种核电站一体化堆芯测量组件。所述堆芯测量组件从反应堆压力容器顶盖引入堆芯，包括位于反应堆压力容器外部的上壳、位于反应堆压力容器内部的外壳、多个用于探测堆芯轴向功率分布的中子注量率测量器和一个用于测量堆芯出口温度的热电偶；中子注量率测量器和热电偶均安装在外壳内，外壳保证中子注量率测量器和热电偶不与一回路冷却剂接触。与现有技术相比，本发明核电站一体化堆芯测量组件是从反应堆压力容器顶盖引入堆芯的，符合先进反应堆的设计要求；而且能够实现对堆芯出口温度和堆芯中子注量率的同时测量，减少了反应堆压力容器的开孔数量，因此能够提高反应堆设计的安全性。
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公开(公告)号：CN119195367A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411046335.7
申请日：2024-08-01
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司
Abstract: 本发明公开了一种冲击波防护装置，该冲击波防护装置包括安装于建筑墙体的框体以及多个设于框体内的防护模组，各防护模组沿竖直方向间隔分布，且各防护模组包括第一防护件，第一防护件包括第一格栅以及一端连接于第一格栅的第二格栅，第一格栅与第二格栅相向的侧面构成夹角a，其中a＝60°‑120°。本申请中，防护模组能够在保证通风的情况下对冲击波的压力逐层消减，从而使得冲击波防护装置对核电厂房内安全级设备达到冲击波防护效果，且冲击波防护装置无须设置供阀叶结构运动的运动元件，从而降低了冲击波防护装置的成本，同时避免了冲击波防护装置因阀叶结构的运动失效而导致抗冲击失效的问题。
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公开(公告)号：CN110808108A
公开(公告)日：2020-02-18
申请号：CN201910984090.5
申请日：2019-10-16
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆直接安注情况下的半开式导流装置，用于与直接安注管嘴的出口对应从而对安全注射水进行导流，所述半开式导流装置包括：连接部件以及导流部件；所述连接部件与核反应堆吊篮筒体外壁固定连接，用于固定并支撑所述半开式导流装置，所述导流部件与所述连接部件固定连接，用于引导所述安全注射水，所述导流部件与所述吊篮筒体形成流通通道，用于供安全注射水流动。本发明引导安全注射水沿吊篮外壁面向下流动，提高安全注射水注入堆芯的流量，便于核反应堆构件在役检查。
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