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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：CN114152521B
公开(公告)日：2024-04-23
申请号：CN202111464233.3
申请日：2021-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/28
Abstract: 为解决传统测量方式的断口复原程度影响金属材料力学性能延性指标测量结果的技术问题，本发明实施例提供一种分析金属材料延性指标的方法及系统，包括：通过单轴拉伸实验测试获取待分析金属材料的工程应力应变数据；计算所述工程应力应变数据所围成的面积，得到第一面积；计算工程应力应变起始点至紧缩临界点数据所围成的面积，得到第二面积；根据公式(1)计算待分析金属材料的延性指标γ。本发明实施例通过基于应变能分析金属材料延性指标，避免了传统测量方式的断口复原程度影响金属材料力学性能延性指标测量结果。
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公开(公告)号：CN115954122B
公开(公告)日：2023-11-17
申请号：CN202211725573.1
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/003 , G21C17/06 , G01D21/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置，本发明通过主管道温度传感器测量数据，准确计算压力容器进出口位置温度场，用于计算疲劳使用系数，同时通过溶氧量传感器实时监测进入压力容器冷却剂的含氧量，并利用辐照监督数据对弹性模量和材料硫含量进行修正，最后利用疲劳使用系数修正方法实现疲劳使用系数的自动修正，提高了计算的精准度和可靠性。本发明还通过先进行瞬态识别再进行疲劳计算的方式，有效减少了计算数据量，提高了数据处理效率，减少了硬件资源的消耗。
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公开(公告)号：CN116663256A
公开(公告)日：2023-08-29
申请号：CN202310519956.1
申请日：2023-05-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F111/10
Abstract: 本发明涉及无损探伤和断裂力学技术领域，尤其涉及一种探伤记录缺陷转变成表面半椭圆缺陷的方法。本发明包括如下步骤：S1、通过无损探伤仪器显示设备材料内部的探伤记录缺陷形状；S2、结合S1中的探伤记录缺陷形状，将探伤记录缺陷标准化为圆形缺陷或长方形缺陷，计算标准化缺陷面积Srecord；S3、在S2获得的标准化缺陷面积Srecord基础上引入安全系数后获得假设缺陷面积S0；S4、将S3中的假设缺陷转变为材料内部椭圆缺陷；S5、将S4中材料内部椭圆缺陷转变为分析用表面半椭圆缺陷。本发明能够建立无损探伤的记录缺陷转变成分析用表面半椭圆缺陷的模型。
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公开(公告)号：CN115982622A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211725308.3
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: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115169156A
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202210933905.9
申请日：2022-08-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F30/23 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于应变能分析结构缺口局部变形集中效应的方法和终端，包括以下步骤：获取结构在服役温度下的材料应力应变数据以及弹性模量E；在结构上施加载荷并开展缺口部件的弹塑性计算，获得部件缺口局部应力σlocal和局部应变εlocal；获取无缺口结构的名义应力S和名义应变e；根据局部应力σlocal和局部应变εlocal以及材料应力应变数据，计算局部材料单元体的应变能Wσ‑ε；计算得到名义应力S和名义应变e所围成的名义应变能Wnominal；根据局部材料单元体的应变能Wσ‑ε和名义应变能Wnominal，获得缺口局部变形集中效应的模型。采用本方案，为缺口局部材料单元体进入塑性阶段后提供了缺口局部变形集中效应分析方法和模型，有效描述缺口局部变形集中效应，服务于工程设计分析计算。
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公开(公告)号：CN111929156B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202010680739.7
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种核能设备安全性能的测试方法，包括：获取核能设备材料在预设温度下的应力应变数据，并获取核能设备材料实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度；根据实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度构建安全性能测试模型；使用所述安全性能测试模型对核能设备材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备安全性能的测试系统。本发明一种核能设备安全性能的测试方法及系统，通过材料应变能密度参量与基准应变能密度参量的比值，提出了一种基于材料应力应变确定核能设备力学分析中安全裕量设计参数的方法。该方法可为核能设备设计阶段确定强度力学校核中剩余安全裕量提供指标量化依据。
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公开(公告)号：CN114152521A
公开(公告)日：2022-03-08
申请号：CN202111464233.3
申请日：2021-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/28
Abstract: 为解决传统测量方式的断口复原程度影响金属材料力学性能延性指标测量结果的技术问题，本发明实施例提供一种分析金属材料延性指标的方法及系统，包括：通过单轴拉伸实验测试获取待分析金属材料的工程应力应变数据；计算所述工程应力应变数据所围成的面积，得到第一面积；计算工程应力应变起始点至紧缩临界点数据所围成的面积，得到第二面积；根据公式(1)计算待分析金属材料的延性指标γ。本发明实施例通过基于应变能分析金属材料延性指标，避免了传统测量方式的断口复原程度影响金属材料力学性能延性指标测量结果。
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公开(公告)号：CN111707433B
公开(公告)日：2022-03-08
申请号：CN202010587279.3
申请日：2020-06-24
Applicant: 西南交通大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高温高压下的690合金管微动损伤试验装置及其实施方法，包括驱动组件和固定夹持组件；驱动组件包括两个正交分布的音圈电机；一个音圈电机通过活塞杆和加载杆与405不锈钢试样连接，音圈电机前端与活塞杆之间安装一维力传感器；一维力传感器前端依次与导向杆、导向轴承、副压腔和密封基座；另一个音圈电机的活塞杆上通过二维力传感器安装板固定安装二维力传感器；固定夹持组件包括高压釜；高压釜上开设循环水接口，高压釜内包括固定690合金管试样的V形块和固定405不锈钢试样的自适应夹具；V形安装于二维力传感器上；自适应夹具通过连接板活动固定于不锈钢交叉滚子导轨上；连接板与加载杆连接；405不锈钢试样和690合金管试样呈线接触。
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公开(公告)号：CN111950127A
公开(公告)日：2020-11-17
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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