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公开(公告)号：CN116052915A
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211725575.0
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G21C17/02 , G21D1/00 , G06F30/23 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆一回路系统疲劳状态监测方法和装置，本发明一方面通过关键位置传感器精确采集被测部件的温度状态，进而有效降低疲劳计算中的保守性，另一方面通过自动修正算法，在运行过程中构建了监测位置与现有传感器的对应关系，实现疲劳计算的自动修正，而无需对故障传感器进行更换和维修，保证了监测的准确性和可靠性，同时极大降低了监测装置的维修成本。
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公开(公告)号：CN115329629A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202210883865.1
申请日：2022-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G21D3/00 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种IVR条件下反应堆压力容器的热力行为模拟方法、系统；包括对RPV结构实体模型进行空间离散，对整个求解时间域进行时间离散；读取离散模型的边界条件和初始条件；获取下一时间步所有物质点的温度场分布；建立近场动力学热烧蚀模型，并利用动态边界识别方法，判断所有物质点的烧蚀状态，更新RPV模型烧蚀边界；获取下一时间步所有物质点的位移分布；建立断裂模型，判断所有物质点中键断裂破坏状态，更新损伤累积量；重复更新过程至所有时间步计算结束，得最终的烧蚀边界、温度分布、位移分布和损伤累积量，确定RPV的热力耦合及破坏失效行为。本发明可以很好地同时模拟RPV烧蚀过程、瞬态传热和热力学行为。
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公开(公告)号：CN115183988A
公开(公告)日：2022-10-14
申请号：CN202210815892.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种传热管流致振动水洞实验用管板与传热管连接结构及方法，包括传热管和管板，所述管板上设置有贯穿管板并用于安装传热管的通孔，管板朝向传热管的正面上对应通孔位置处设有凹槽；所述传热管上用于安装在管板的前端上朝着管板方向依次设置有方形定位块、配合管段和螺纹段；所述螺纹段穿过通孔在管板背面与螺母固定连接；所述配合管段安装在通孔中并与通孔以间隙配合方式装配；所述方形定位块安装在凹槽中并与凹槽以间隙配合方式装配。本发明的连接结构，在传热管的流致振动水洞实验中，不仅能够保证传热管在扭转方向的精确定位和传热管的垂直度，而且保证了传热管不会转动；此连接结构简单可靠，安装方便，同时能够保证密封性能。
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公开(公告)号：CN111950127B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010680751.8
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型；使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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公开(公告)号：CN107633134B
公开(公告)日：2021-04-13
申请号：CN201710843884.0
申请日：2017-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F113/14
Abstract: 本发明公开了一种防振条扭转对蒸汽发生器传热管磨损影响的分析方法，根据工程经验确定传热管的磨损深度的范围；根据传热管和防振条的位置限制，确定防振条扭转角度的范围,结合传热管与防振条接触方式，利用公式(1)确定磨损的传热管横截面积；当传热管磨损深度属于第一预设范围，则利用公式(2)计算传热管磨损体积；当传热管磨损深度属于第二预设范围，则利用公式(3)计算传热管磨损体积。该分析方法便捷、高效、全面地实现了防振条扭转对蒸汽发生器传热管磨损影响分析，根据分析结果可对传热管和防振条的结构设计进行优化。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110020479A
公开(公告)日：2019-07-16
申请号：CN201910280779.X
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种圆筒结构随机湍流激励诱发振动的分析方法，包括：获得流体在圆筒壳体表面分布的流场参数；确定圆筒结构的空间相关函数；基于圆筒结构的空间相关函数，计算得到作用在圆筒结构表面的随机湍流激励力功率谱密度；得到作用在圆筒结构表面的随机湍流激励力时程；将圆筒结构表面各离散区域的随机湍流激励力时程转换到频域；计算圆筒结构表面各离散区域对应随机湍流激励力时程曲线之间的相干系数，并对各组随机湍流激励力时程之间的相干性进行验证；将通过验证的随机湍流激励力时程施加到圆筒结构上，计算圆筒结构的随机湍流激励诱发振动响应，为圆筒结构随机湍流激励诱发振动计算提供一种更为准确的通用方法。
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公开(公告)号：CN105205258A
公开(公告)日：2015-12-30
申请号：CN201510605752.5
申请日：2015-09-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种换热器传热管漩涡脱落诱发振动的分析方法，包括以下步骤：获得换热器一次侧及二次侧流体沿传热管分布的流场参数，基于流场参数和传热管的结构参数判断流场参数属哪一范围，若流场参数属于第一预设范围，则利用流体力系数数据库获得具体流场参数下的流体力系数；若流场参数属于第二预设范围，则利用公式（1）～（4）计算换热器传热管的振动响应；若流场参数属于所述第三预设范围，则利用公式（1）、（2）、（5）、（6）计算换热器传热管的振动响应。本发明的有益效果是：既可以考虑传热管内流体的流动，也可以考虑传热管内流体-传热管外流体-传热管振动的耦合作用，便捷、高效地实现了传热管的漩涡脱落诱发振动计算。
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公开(公告)号：CN119688503A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411681966.6
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种基于多因素耦合的应力腐蚀裂纹扩展速率预测方法，包括以下步骤：Step1：试样冷加工；沿着试样厚度方向对试样进行一维冷轧，试样长度增加为冷变形量CW；Step2：应力腐蚀裂纹扩展CT试样加工；对经Step1的试样进行CT试样加工，从而形成1/2CT式样；Step3：预制疲劳裂纹；在空气环境下，在1/2CT式样上加载载荷，从而预制疲劳裂纹；Step4：模拟一回路水环境测试应力腐蚀裂纹扩展速率；Step5：建立基于多因素耦合的应力腐蚀裂纹扩展速率表征式；通过该发明建立的表征式可以有效地实现对不同工况下690合金焊接区应力腐蚀裂纹扩展速率的预测，进而为核反应堆结构设计提供指导，提高核反应堆结构的安全性和使用寿命。
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公开(公告)号：CN119673337A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411681956.2
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G16C60/00 , G01N3/32 , G01B11/30 , G06F30/20 , G06F17/11 , G06F17/18 , G06F119/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种考虑表面粗糙度的金属环境疲劳修正因子预测方法，包括：利用激光共聚焦显微镜获取加工试样的表面粗糙度，选择合适的表面粗糙度测量方法和结果；分别控制试样表面粗糙度、加载应变速率和加载应变幅值以及实验环境这四种因素中若干因素固定后进行奥氏体不锈钢材料的疲劳试验，以此研究各因素对奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响；针对空气环境下和高温高压水环境下的疲劳实验结果，分别得到这两种环境下的奥氏体不锈钢材料疲劳最佳拟合曲线，并通过引入表面粗糙度因子获得环境疲劳修正因子计算模型，从而预测冷却剂环境下的奥氏体不锈钢材料疲劳寿命。本发明考虑了多种因素的共同影响，并在保证准确度的同时降低了成本。
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公开(公告)号：CN119670417A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411751704.2
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种核设备筒体热震荡限值确定方法、装置、介质及设备，涉及结构力学领域。其中方法包括：首先建立核设备筒体模型，基于所述核设备筒体模型计算筒体的初始损伤系数，根据所述初始损伤系数确定所述筒体的目标假设裂纹尺寸。然后获取所述筒体的工程参数，基于所述工程参数和所述目标假设裂纹尺寸构建关于温度波动范围的应力计算模型，并基于所述应力计算模型计算所述筒体的目标损伤系数。最后基于所述目标损伤系数对所述温度波动范围进行迭代得到目标温度波动范围，根据所述目标温度波动范围得到热震荡限值。通过上述方法计算得到的热震荡限值考虑到了筒体裂纹的影响，符合工程中的实际需求，且计算结果准确。
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