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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
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 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：CN111312414B
公开(公告)日：2022-05-31
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21D1/02
摘要： 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：CN110930055A
公开(公告)日：2020-03-27
申请号：CN201911222077.2
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F30/20 , G06F119/04
摘要： 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：CN110909505A
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201911221070.9
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G06F30/23 , G06Q50/06 , G06F111/10 , G06F119/04 , G06F119/08
摘要： 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：CN115440400A
公开(公告)日：2022-12-06
申请号：CN202211170573.X
申请日：2022-09-22
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G21C17/003 , G21C17/00
摘要： 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器的监测方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于反应堆压力容器监测技术领域。包括获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测；获取裂纹信息，根据裂纹信息，获取裂纹拓展预测分析数据；获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。能够对反应堆压力容器进行全面监测，提升了反应堆压力容器的安全性和可靠性；解决了现有技术中存在“无法及时发现反应堆压力容器存在的问题，存在安全风险”的问题。
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公开(公告)号：CN113851234A
公开(公告)日：2021-12-28
申请号：CN202111201966.8
申请日：2021-10-15
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本发明涉及模拟堆芯加热技术领域，具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒，包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验；有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验；便于电加热棒外部电接线；便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下，可以实现密排安装，确保与实际反应堆堆芯相似性。
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公开(公告)号：CN111312414A
公开(公告)日：2020-06-19
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21D1/02
摘要： 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：CN217008658U
公开(公告)日：2022-07-19
申请号：CN202122485594.8
申请日：2021-10-15
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本实用新型涉及模拟堆芯加热技术领域，具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒，包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验；有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验；便于电加热棒外部电接线；便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下，可以实现密排安装，确保与实际反应堆堆芯相似性。
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