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公开(公告)号：CN110993132A
公开(公告)日：2020-04-10
申请号：CN201911235351.X
申请日：2019-12-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/017 , G06F16/21 , G06Q10/00 , G06Q50/06
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核电厂支持疲劳监测功能的瞬态监测方法，通过核电厂仪控系统原有仪表的实时测量数据自动识别发生在监测对象上的瞬态开始与结束，并归纳已识别瞬态的特征参数；同时依据数据库实现：①通过特征参数的比对，判别已识别瞬态属于该监测对象或其所属工艺系统预期的瞬态类别，记录瞬态类别、发生次数与发生时间，通过已记录的瞬态类别直接从数据库中获得相对应的监测对象的应力变化时程；②若已识别瞬态不属于数据库中任何已有类别的瞬态，则根据已识别瞬态的特征参数在数据库中建立新瞬态类别，通过分析计算获得该瞬态类别作用下的监测对象应力变化时程，并存入数据库的新瞬态类别中，支持后续完成对监测对象的疲劳损伤评估。
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公开(公告)号：CN108447571A
公开(公告)日：2018-08-24
申请号：CN201810443979.8
申请日：2018-05-10
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/017
CPC classification number: G21C17/002 , G21C17/017
Abstract: 本发明公开了一种核工艺管道泄漏率试验的流道模拟装置，在流道第一主体组件和流道第二主体组件之间设置有两个垫片，垫片将流道第一主体组件和流道第二主体组件分开一间隙，且垫片将所述间隙的侧面封堵。两个垫片与流道第一主体组件和流道第二主体组件共同围成一模拟裂缝流道；流道第一主体组件和流道第二主体组件通过与垫片接触组装连接在一起，并用两组螺栓夹紧。本发明在流道侧面增加了左垫片、右垫片，防止焊接连接造成流道侧面缝隙张开而导致的流道形状的改变，保证了试验过程中流道模拟装置能始终符合预设的流道尺寸和形状的要求。本发明可以通过改变垫片的厚度来调节模拟裂缝流道的张开位移，实现了模拟裂缝流道的张开位移可以调节。
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公开(公告)号：CN119848987A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202411908233.1
申请日：2024-12-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/13 , G06F30/23 , G06F16/22 , G06F119/14 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供一种核电站管道支吊架力学分析方法及系统，方法包括建立与项目类型相匹配的数据库；根据规范ASME NF、AISC及设计准则要求，编写用于管道支吊架分析评定的分析评定函数；根据支吊架的结构形式，建立支吊架力学模型参数化模板；根据管道力学分析结果输出的管道载荷及设计准则要求，自动将管道载荷解析成用于计算分析的工况载荷；依据支吊架力学模型参数化模板、支吊架结构信息以及解析的工况载荷，自动生成管道支吊架力学分析模型，并调用GTStrudl有限元软件自动完成管道支吊架力学计算；自动调用分析评定函数，对管道支吊架进行分析评定，并汇总管道支吊架力学计算及分析评定结果，编制管道支吊架力学分析报告。本发明用于提高工程人员的工作效率。
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公开(公告)号：CN119626609A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202410995256.4
申请日：2024-07-24
Applicant: 国电投核安科技(重庆)有限公司 , 国核铀业发展有限责任公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供一种放射性物质的屏蔽筒、屏蔽运输容器和屏蔽运输设备，属于运输技术领域。所述屏蔽筒的上端敞口，所述屏蔽筒包括内壳体和外壳体，所述内壳体和所述外壳体之间具有第一间隙，所述第一间隙内填充有隔离放射性材料。其中，屏蔽筒具有第一屏蔽层(即外壳体)、第二屏蔽层(即内壳体)以及设置于所述两个屏蔽层之间的第三屏蔽层(即填充有隔离放射性材料所形成的屏蔽层)，多层屏蔽层的设计，能够提高屏蔽筒的屏蔽放射性物质的能力。
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公开(公告)号：CN111382529A
公开(公告)日：2020-07-07
申请号：CN201911047334.3
申请日：2019-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06F30/23 , G06F111/04 , G06F113/14
Abstract: 本发明公开了一种将SupportModeler支吊架设计模型转为分析模型的方法，包括综合特征提取、几何识别、拓扑重建、空间搜索等步骤，其中综合特征提取通过解析支吊架模型DGN文件和关联数据库数据库调出DGN格式文件中支吊架的位置、材料、零部件属性、连接点、几何信息的提取，SupportModeler支吊架相关信息存放在数据库和DGN格式文件中，综合特征包括支吊架的位置、材料、零部件属性、连接点等信息，具体如图1所示。优点在于：本发明可顺利完成SupportModeler支吊架模型至分析模型的转化，分析模型采用文本格式，方便导入各种分析软件；相对于现有技术中建立分析模型需要半天左右时间，现在可通过本发明的算法自动完成，显著提高文件质量，降低时间成本和人力成本，带来客观的经济效益。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110909505A
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201911221070.9
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06F30/23 , G06Q50/06 , G06F111/10 , G06F119/04 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的瞬态温度场计算方法，通过系统接口从电厂数据库读入电厂数字化控制系统采集的一回路系统流体温度数据Tw(t)，作为瞬态温度场计算的输入，通过温度场方程计算圆柱壳体或球壳体的内壁面温度瞬态，作为后续热应力计算的输入。优点在于：本发明适用于核电厂设备和管道的瞬态温度场求解方法，该方法采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程，利用一回路系统流体温度数据快速的计算瞬态温度场，该方法不需要结构壁面温度作为计算输入，从而无需在一回路设备或管道的外壁面增加温度测量仪表，减少了疲劳监测系统对电厂设计和现场布置的影响，降低了系统的施工和维护成本。
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公开(公告)号：CN110527155A
公开(公告)日：2019-12-03
申请号：CN201910783870.3
申请日：2019-08-23
Applicant: 陕西特种橡胶制品有限公司 , 江苏核电有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C08L9/02 , C08L67/00 , C08K13/04 , C08K3/06 , C08K3/22 , C08K3/04 , C08K5/12 , C08K7/24 , C08K3/30
Abstract: 本发明公开了一种核电循环泵轴瓦用硬质耐磨橡胶，主要由以下重量份的原料制成：丁腈橡胶90份～110份，硫黄32份～48份，氧化锌3份～7份，三氧化二铁8份～12份，膏状耐磨剂7份～8份，炭黑4份～6份；膏状耐磨剂主要由以下重量份的原料制成：邻苯二甲酸二丁酯3份～5份，碳纳米管0.4份～0.6份，聚苯酯1份～3份，二硫化钼0.6份～1.4份。本发明的核电循环泵轴瓦用硬质耐磨橡胶具有抵抗表面磨损的能力和抗破碎能力，可用于核电站大型海水循环泵轴瓦，并替代进口产品，具有良好的性能和经济价值。
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公开(公告)号：CN106128525A
公开(公告)日：2016-11-16
申请号：CN201610670447.9
申请日：2016-08-15
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/14
Abstract: 本发明提供一种可消除热分层的冷却剂管道系统，其包括：主管道和波动管；所述主管道和波动管之间设有支管，所述支管分部与所述主管道和所述波动管连接。本发明提供的可消除热分层的冷却剂管道系统，在核电站主管道和波动管间添加支管，将主管道热段内温度较低的冷却剂引至波动管，促进冷热流体的混合，从而消除管道内的热分层。
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公开(公告)号：CN110911021B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN201911235354.3
申请日：2019-12-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/017
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核工艺管道泄漏率探测装置功能验证试验回路系统，包括提供高能管内部流体介质的回路单元及模拟泄漏管道状态的模拟管道单元，与现有技术相比，可轻松自如的切换不同方位的管道泄漏位置，从而验证探测装置相对管道泄漏缺陷的不同位置的有效探测能力；还可模拟泄漏管道真实管道尺寸、材料以及管壁温度，特别是模拟核电厂主蒸汽管尺寸与材料等的回路装置尚未有公开信息，这样就能更好的反映泄漏流体相对管道的流动状况、管材表面的对泄漏流体的吸附作用与热量交换，实现对管道压力边界外泄漏探测装置全面的、充分的验证，保证其可靠性与有效性，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN111312414B
公开(公告)日：2022-05-31
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/017 , G21D1/02
Abstract: 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的疲劳评价方法，包括以下步骤：S1，通过配置数据模块获取各测点的布置和评价部位信息，并通过实时数据模块监测获取电厂的温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能参数数据；S2，将温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能的参数数据输入到传递函数计算模块，通过计算函数计算得到各疲劳点的应力分量时程；S3,将S2中的各应力分量时程输送到常规疲劳计算模块和EAF疲劳计算模块进行疲劳统计计算。本发明通过获取电厂的各项参数数据，进行常规疲劳计算以及环境疲劳计算，并在计算时进行弹塑性修正，获取准确的疲劳损伤因子，实现电厂疲劳监测以及寿命评估。
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