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公开(公告)号：CN106990004A
公开(公告)日：2017-07-28
申请号：CN201710282107.3
申请日：2017-04-26
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院
IPC: G01N3/36
CPC classification number: G01N3/36 , G01N2203/0005 , G01N2203/0048
Abstract: 本发明属于材料性能测试试验技术领域，准确地说，涉及到一种带高温高压循环水的微动疲劳试验装置及其应用。该装置主要由高温高压循环水系统、高压釜、疲劳机、法向正压力施加系统、控制系统五部分组成。高温高压循环水系统为高压釜内提供试验所需的水化学精确可控的高温高压循环水环境，疲劳机对高压釜内的疲劳试样施加交变载荷，法向正压力施加系统对高压釜内疲劳试样标距段表面施加可控的正压力，控制系统控制高温高压循环水系统和疲劳机。在疲劳试验过程中，疲劳试样标距段反复变形，磨损压头保持静止，磨损压头与疲劳试样标距段接触区域反复摩擦，实现高温高压循环水环境中的原位微动疲劳试验。
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公开(公告)号：CN111795887A
公开(公告)日：2020-10-20
申请号：CN201910277858.5
申请日：2019-04-08
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G01N3/04
Abstract: 本发明属于加工夹具领域，涉及微动磨损用夹具，具体为一种高温高压水管/板接触式微动磨损用夹具及使用方法，解决高温高压水条件下管/板接触式微动磨损实验中摩擦副间的紧固问题和平行性问题。该夹具设有：固定夹板、板状试样夹具固定板、螺杆、板状试样夹具、挡板、横轴传动杆、连接螺柱及其紧固螺母、管状试样固定底座、圆弧状紧固夹块、板状试样夹具固定板支架及各紧固螺钉与螺母等，能够进行高温高压水中的管/板接触式微动磨损实验。本发明解决管/板接触式微动磨损实验中摩擦副之间紧固性和平行性难以同时保证的难题，有效提升实验的精确性和可重复性，该夹具结构简单，操作方便，成本低廉。
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公开(公告)号：CN206876509U
公开(公告)日：2018-01-12
申请号：CN201720447176.0
申请日：2017-04-26
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院
IPC: G01N3/36
Abstract: 本实用新型属于材料性能测试试验技术领域，准确地说，涉及到一种带高温高压循环水的微动疲劳试验装置。该装置主要由高温高压循环水系统、高压釜、疲劳机、法向正压力施加系统、控制系统五部分组成。高温高压循环水系统为高压釜内提供试验所需的水化学精确可控的高温高压循环水环境，疲劳机对高压釜内的疲劳试样施加交变载荷，法向正压力施加系统对高压釜内疲劳试样标距段表面施加可控的正压力，控制系统控制高温高压循环水系统和疲劳机。在疲劳试验过程中，疲劳试样标距段反复变形，磨损压头保持静止，磨损压头与疲劳试样标距段接触区域反复摩擦，实现高温高压循环水环境中的原位微动疲劳试验。(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：CN210166214U
公开(公告)日：2020-03-20
申请号：CN201920463514.9
申请日：2019-04-08
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G01N3/04
Abstract: 本实用新型属于加工夹具领域，涉及微动磨损用夹具，具体为一种高温高压水管板接触式微动磨损用夹具，解决高温高压水条件下管/板接触式微动磨损实验中摩擦副间的紧固问题和平行性问题。该夹具设有：固定夹板、板状试样夹具固定板、螺杆、板状试样夹具、挡板、横轴传动杆、连接螺柱及其紧固螺母、管状试样固定底座、圆弧状紧固夹块、板状试样夹具固定板支架及各紧固螺钉与螺母等，能够进行高温高压水中的管/板接触式微动磨损实验。本实用新型解决管/板接触式微动磨损实验中摩擦副之间紧固性和平行性难以同时保证的难题，有效提升实验的精确性和可重复性，该夹具结构简单，操作方便，成本低廉。(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：CN118602372A
公开(公告)日：2024-09-06
申请号：CN202410767896.X
申请日：2024-06-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海交通大学
Inventor： 王健 , 周全 , 郑明光 , 肖飞 , 陈琛 , 傅弘伦 , 龚震鑫 , 唐力晨 , 唐熠彬 , 矫明 , 左舜贵 , 李经怀 , 李玲 , 巢孟科 , 邵长磊 , 应秉斌 , 刘畅 , 杨星 , 王弘昶 , 张菲茜 , 史志龙 , 沈利源
Abstract: 本发明提供一种核电厂蒸汽发生器传热管稳定化装置及方法，稳定化装置包括连接机构和至少一个膨胀机构，连接机构沿目标传热管的轴向穿设于目标传热管内；膨胀机构一端固设于连接机构上，另一端的径向尺寸可调，膨胀机构位于目标传热管内，并在目标传热管工作状态下，膨胀机构的外壁与目标传热管的内壁抵接。上述核电厂蒸汽发生器传热管稳定化装置，连接机构和膨胀机构设于传热管内，传热管处于工作状态下，膨胀机构的外壁与目标传热管的内壁形成抵接，连接机构能够有效避免断裂的传热管甩管撞击相邻管导致更多传热管受损情况的发生，膨胀机构可以将传热管振动传递至连接机构，进而有效缓解传热管流致振动。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118443347A
公开(公告)日：2024-08-06
申请号：CN202410423123.X
申请日：2024-04-09
Applicant: 上海核能装备测试验证中心有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海电气核电集团有限公司
Inventor： 廖义涵 , 巢孟科 , 袁舒梦 , 任大峰 , 吕康 , 索航 , 严子佳 , 杨星 , 李晨 , 刘畅 , 廖卫华 , 周全 , 张可丰 , 陈俨 , 李经怀 , 门启明 , 张菲茜 , 盛旭婷 , 唐力晨 , 史志龙 , 姚彦贵
Abstract: 本发明涉及热工水力试验技术领域，公开了一种缠绕管换热器热工水力试验系统及方法，壳侧回路由依次连接的第一离心泵、第一流量计、第一调节阀、电加热器、缠绕管换热器壳侧形成；蒸汽稳压器接入第一离心泵入口端；管侧回路由依次连接的第二离心泵、第二流量计、第二调节阀、预热器、缠绕管换热器管侧、第三调节阀形成，氮气稳压器接入第二离心泵出口端；壳侧回路和管侧回路上分别设有一条冷却支路；缠绕管换热器壳侧和管侧的进出口管道上均设有温度测点和压力测点；仪控系统通过调节壳侧回路和管侧回路上的回路流量、电加热器功率和预热器功率及稳压器压力数据，以获得不同功率水平下缠绕管换热器壳侧与管侧的流体试验参数。
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公开(公告)号：CN115218172B
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202210607862.5
申请日：2022-05-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F22B37/10
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽发生器用旋扣式流水槽封堵装置及方法，涉及蒸汽发生器技术领域，包括卡轴和压套，卡轴一端连接卡板，另一端贯穿压套，卡轴外侧套有与压套抵接的弹簧；卡轴两侧对称设有凸起部，压套外表面开设有阳槽，压套内表面设有与阳槽呈设定角度的阴槽，压套两侧设有外伸部；以凸起部位于阳槽内为第一状态，位于阴槽内为第二状态，旋转卡轴使其从第一状态变为第二状态，以使卡板配合压套的外伸部封堵流水槽。本发明能够牢固安装于顶部支承板流水槽区，有效降低蒸汽发生器运行期间该区域的局部流速，保留了蒸汽发生器二次侧在役检查的内部通道，提升已部分完工或已完工或已运行蒸汽发生器的安全性、可靠性。
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公开(公告)号：CN117275621A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311169674.X
申请日：2023-09-11
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G16C60/00 , G06F30/20 , G06F17/11 , G06F113/26 , G06F119/14 , G06F119/08 , G06F111/10
Abstract: 本发明提供了一种中空柱结构的热‑弹‑扩散行为获取方法，包括通过模型分析建立对应的分数阶广义热‑弹‑扩散模型、运动模型、本构模型，确定边界条件和初始条件；对分数阶广义热弹模型，分数阶广义扩散模型，运动模型和本构模型进行无量纲处理，得到对应的控制方程；通过对无量纲处理后的控制方程进行Laplace变换，并结合特征值法求解上述控制方程，及对控制方程进行拉普拉斯变换并结合特征值法，得到位移场、温度场、化学势场、应力场和浓度场；通过Laplace数值逆变换求解得到位移场、温度场、化学势场、应力场以及浓度场的分布规律。应用本发明可以得到真实场的位移场、温度场、应力场分布规律，有助于进行材料设计与实验对比。
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公开(公告)号：CN113628770B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202110948335.6
申请日：2021-08-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂检测技术领域，具体公开了一种核电厂压力温度限值实时监测系统，包括运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据处理模块以及数据输出模块，所述数据处理模块与运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据输出模块相互连接；所述运行限制曲线绘制模块绘制反应堆冷却剂运行限值曲线图，通过数据采集模块采集温度与压力数据，数据处理模块将温度与压力数据在运行限值曲线图中显示出来，最后通过数据输出模块输出数据，为后续脆性断裂分析计算提供技术支持；本发明能够在发生超限瞬态时根据运行年限快速初步判断反应堆冷却剂压力边界是否可接受，并自动生成超限瞬态压力温度时程数据为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。
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公开(公告)号：CN115539933A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211138332.7
申请日：2022-09-19
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: F22B35/18
Abstract: 本公开提供了一种核电站蒸汽发生器的智能监测方法和系统，包括设备热工性能监测模块，设备流场数字孪生模块，传热管流致振动监测模块，传热管磨损监测模块，设备疲劳损伤监测模块、设备松动部件监测模块、数据及文件管理模块，确定原有的测点，获取各个测点的数据；将获取的各个测点的所有数据进行热工性能计算分析后输出二次侧数据；将所述二次侧数据进行流场分布计算后输出流场数据；利用流场后处理算法、传热管管间参数算法以及流弹稳定比算法对流场数据进行处理，得到传热管流致振动结果；利用磨损预测算法对传热管的磨损数据进行分析，获取堵管方法，大大减少了蒸汽发生器检修所需要的时间，提高了核电站的经济效益。
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