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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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公开(公告)号：CN112098230A
公开(公告)日：2020-12-18
申请号：CN202010897676.0
申请日：2020-08-31
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种自带冷却系统的单轴加载试验夹具，它包括自带冷却流道的夹具和冷却剂箱，所述冷却剂箱的输出端通过管道依次连接自带冷却流道的夹具和所述冷却剂箱的输入端；所述自带冷却流道的夹具固定安装在试验机基座上，所述自带冷却流道的夹具之间装夹有试样，所述试样设置在高温炉中，在所述冷却剂箱的输出端分别设置有冷却泵和冷却阀门；与现有技术相比，在充分保证高温环境下单轴加载试验夹具精度的前提下，大幅扩展了常规单轴加载试验机的测试温度范围，具备制造成本低廉，结构简单轻巧以及安装灵活等优点，具有良好的应用价值和市场竞争力，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN112098208A
公开(公告)日：2020-12-18
申请号：CN202010946602.1
申请日：2020-09-10
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明在于公开一种弹塑性断裂韧性试验钝化线方程分析确定方法，通过对高韧性材料在断裂韧性试验中的钝化过程进行数值模拟研究，有效解决钝化阶段试验数据拟合难以获取钝化线和规范中钝化线方程不适用性问题，能够获得更加符合材料性能特征且准确有效的钝化线方程；基于裂纹尖端钝化的物理过程建立符合实际的有限元模型，采用有限元方法进行试样裂纹钝化过程的数值模拟，分析确定材料钝化过程中的钝化线方程，能够为最终确定高韧性材料的J‑R阻力曲线和断裂起裂J积分测试的技术方案提供理论支撑，通过有限元分析获得的钝化线方程的结果精度较高，与材料的钝化过程吻合较好，针对不同材料和不同几何开展验证分析，具有较好的可重复性和可靠性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110968633A
公开(公告)日：2020-04-07
申请号：CN201911221087.4
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂运维关键数据请求和处理系统，包括系统架构，所述系统架构支持B/S架构和C/S架构，其中数据通信接口基于数据源接口系统的API，适用于在数据源发生变化时通过更新API函数，其中系统硬件通过网络设备接入核电厂局域网，其中局域网内的办公电脑、工作站均以客户端访问系统，所述系统架构仅包含若干服务器，所述其中服务器适用于接入任意局域网后经网络配置后即可用，所述系统架构内设置有数据采集、数据预处理和数据存储。本发明系统不与电厂DCS直接接口，不影响生产网络安全，通过电厂局域网内数据源获取数据，在电厂局域网故障缺失数据时，通过系统的数据补录模块离线的补录数据。
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公开(公告)号：CN110930055A
公开(公告)日：2020-03-27
申请号：CN201911222077.2
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F30/20 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种含缺陷管道破损安全期的评估系统及方法。所述系统包括：计算程序，用于管道缺陷扩展分析计算以及含缺陷管道的最终评估等；系统数据库，用于保存运行参数、裂纹初始缺陷尺寸、关注管道部位的历史载荷谱、管部件几何参数、材料属性等数据；系统硬件，用于支撑上述计算程序和数据库的运行。本系统对核电厂管道缺陷危害潜在风险较大的管道回路进行跟踪监测，以获得含缺陷管道的承载状态，用于分析评估管道回路可安全运行的期限，同时可以完成时限老化分析评估(TLAA)；此外针对核电厂安全壳内含缺陷的高能管道，还可进行破裂排除的分析评估。
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公开(公告)号：CN110991884A
公开(公告)日：2020-04-10
申请号：CN201911221098.2
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂疲劳监测和寿命评估系统，包括系统硬件、系统平台、计算程序、系统数据库，所述系统硬件由系统服务器、数据库服务器、备份服务器、网络交换机组成，所述系统平台由人机交互界面和系统管理服务系统组成，所述系统管理服务由数据采集、数据存储、数据处理、参数显示、数据检索、趋势显示、报表制定、参考资料、系统管理组成，所述计算程序由测点筛选、NCR()评估、温度场解析解、应力场解析解以及测试验证组成。本发明的监测范围广，覆盖核岛一回路全部主设备、主要管道，系统创新的实现了“不增加硬件仪表测点”，通过模型推导的方法，来获得关注位置的温度状态，这样确保了老电厂在应用时，最小的改造和最高的效率。系统创新的考虑了压水堆冷却剂环境对金属疲劳的影响，满足核安全局对电厂装料许可证的要求。
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公开(公告)号：CN208225530U
公开(公告)日：2018-12-11
申请号：CN201820693888.5
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
Abstract: 本实用新型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。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。本实用新型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。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN307847848S
公开(公告)日：2023-02-17
申请号：CN202230496124.9
申请日：2022-08-01
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 1.本外观设计产品的名称：带管道系统分析图形用户界面的显示屏幕面板。
2.本外观设计产品的用途：用于信息展示和交互。
3.本外观设计产品的设计要点：在于图形用户界面。
4.最能表明设计要点的图片或照片：主视图。
5.显示屏幕面板为惯常设计，省略后视图、左视图、右视图、俯视图、仰视图。
6.图形用户界面的用途：用于管道建模，显示三维模型及结果；主视图为打开程序并登录后的界面；主视图中点击“项目”再点击项目下的“打开”按钮，选择模型后，进入界面变化状态图1；点击界面变化状态图1“管线”图标后，进入界面变化状态图2；界面变化状态图1中点击“建模”再点击建模下的“直管”按钮，进入界面变化状态图3，输入参数完成建模后呈现界面变化状态图4的效果（其中红色方框标示部分为新增的直管）；界面变化状态图1中点击“常规分析”再点击常规分析下的“法规应力”，进入界面变化状态图5；界面变化状态图1中点击“常规分析”再点击常规分析下的“位移”，进入界面变化状态图6；界面变化状态图1中点击“常规分析”再点击常规分析下的“模态”，进入界面变化状态图7；界面变化状态图1中点击“工具”再点击工具下的“GUI设置”，修改背景及部件颜色后，进入界面变化状态图8。
7.界面变化状态图1‑8中的管路模型为内容画面。
该显示屏幕面板用于计算机、智能电视、平板电脑、手机。
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