一种核电厂蒸汽发生器690合金传热管结构完整性评估临界弯曲应力计算方法

    公开(公告)号:CN119720509A

    公开(公告)日:2025-03-28

    申请号:CN202411723242.3

    申请日:2024-11-28

    Abstract: 本发明属于核电厂维修役检技术领域,具体涉及一种核电厂蒸汽发生器690合金传热管结构完整性评估临界弯曲应力计算方法。包括如下步骤:步骤1:根据蒸汽发生器的设计参数,确定传热管内压的结构完整性限值Pcr;步骤2:计算传热管弯曲应力的临界值;步骤3:根据步骤2获得的临界值,进行最小二乘法线性拟合,确定线性拟合的斜率C和截距D,获得拟合公式σob=Cα+D步骤4:确定蒸汽发生器传热管的周向缺陷角度α;步骤5:根据α值,按照下式计算临界弯曲应力#imgabs0#本发明的有益效果在于:采用本发明,可有效且保守地快速计算出传热管允许承受的最大弯曲应力,可为蒸汽发生器状态监测和运行评估提供快速评价。通过该方法可限制传热管的临界弯曲应。

    一种便于更换的核反应堆导向隔热套

    公开(公告)号:CN118315093A

    公开(公告)日:2024-07-09

    申请号:CN202310025716.6

    申请日:2023-01-09

    Abstract: 本发明提供了一种便于更换的核反应堆导向隔热套,包括上部组件和下部组件,所述上部组件具有上部柔性法兰和延伸部,所述下部组件具有下部喇叭罩和支撑筒,所述支撑筒装入所述延伸部内以使所述上部柔性法兰张开。本发明提供的导向隔热套便于更换,安装和拆卸操作简单、快捷,使用常规工具和现有设施即可完成,不需要开发和配备额外的专用工具。应用本发明的导向隔热套后,可在反应堆大修期间对导向隔热套进行拆卸、安装。

    一种核电厂铸造奥氏体不锈钢管道役致缺陷结构完整性简化评估方法

    公开(公告)号:CN118643707A

    公开(公告)日:2024-09-13

    申请号:CN202410762006.6

    申请日:2024-06-13

    Abstract: 本发明属于核电厂维修役检技术领域,具体涉及一种核电厂铸造奥氏体不锈钢管道役致缺陷结构完整性简化评估方法。包括如下步骤:步骤1:确定含周向裂纹管道的弹塑性失稳载荷;步骤2:确定相应含周向裂纹管道的塑性极限载荷;步骤3:由不同管径、壁厚和裂纹尺寸的载荷比,拟合Z因子实用计算公式。有益效果在于:(1)原数值建模计算方法需要一缺陷一模型,大量的重复建模,且耗时长,无法进行现场评估。(2)原工程估算方法需要查阅5个以上的表格,参数众多且步骤繁琐,易出错。本发明的方法只需要查阅一个表格即可得到同等精度的现场估算,简单快速,可以极大提升现场检测的工作效率。

    基于数据质量评估与协调的机组热力性能监督方法和平台

    公开(公告)号:CN117709760A

    公开(公告)日:2024-03-15

    申请号:CN202310244504.7

    申请日:2023-03-15

    Abstract: 本发明提供了一种基于数据质量评估与协调的机组热力性能监督方法,包括:步骤1:选取参与电厂关键参数协调计算的参数,包括测量变量x与未测变量z;步骤2:基于机组的冗余测量信息和质量、能量守恒定律建立热力系统的约束方程;步骤3:进行数据质量评估与测点测量值严重错误识别,并对识别出的测点测量值进行修正;步骤4:以所构建的目标函数最小化为求解方向,计算得到测量变量x的协调值x和未测变量z的估计值z;步骤5:对步骤4得到的协调值x和z,转入步骤3进行新一轮的数据质量评估,若协调值满足整体质量评估,则步骤结束,此时协调值作为最终结果;否则,则转入步骤4。本发明成本低、可靠性高、效果好、使用便捷。

    一种发电厂氢冷发电机气密性试验装置及方法

    公开(公告)号:CN118258559A

    公开(公告)日:2024-06-28

    申请号:CN202211676178.9

    申请日:2022-12-26

    Abstract: 本发明涉及气密性检测技术领域,具体公开了一种发电厂氢冷发电机气密性试验装置及方法。该装置包括:基准气室、差压传感器、平衡阀,所述基准气室,设于发电机内腔;所述差压传感器,一端通过第一阀门与基准气室相连接,另一端通过第二阀门与发电机内腔相连接;发电机内腔和基准气室之间设有平衡阀;发电机内腔通过第三阀门与压缩空气管路相连接。通过在发电机内部设置基准气室,使得基准气室和发电机处在相同环境下,以降低环境温度波动对试验结果的影响;通过差压传感器快速捕捉基准气室和发电机之间微小的压力差异,降低了发电机气密性试验时间,保压时间可从目前的24小时降低至小于等于4小时,节约试验时间至少20小时。

    一种用于核电厂余热排出系统入口管线的涡流吸气抑制装置及方法

    公开(公告)号:CN119289200A

    公开(公告)日:2025-01-10

    申请号:CN202411241812.5

    申请日:2024-09-05

    Abstract: 本发明属于核电厂系统设计技术领域,具体涉及一种用于核电厂余热排出系统入口管线的涡流吸气抑制装置及方法。包括热管段与接管嘴圆角过渡段,所述的热管段与接管嘴圆角过渡段为热管段接口上部边缘和接管嘴与之连接处打磨处理为圆角。有益效果在于:通过对RHR系统与热管段入口接管处增加涡流抑制件、入口接管采用变管径、倾斜和平滑设计进入等方式,可有效抑制RHR接管入口处涡流吸气产生的可能性。降低RHR接管入口处产生涡流的可能性,避免涡流吸气现象的产生;减小RHR泵因涡流吸气引起振动噪声加剧以及机械损坏的可能性,提高RHR运行稳定性;提高RHR在Mid‑loop工况期间的运行可靠性,保证一回路的正常冷却,减小堆芯熔化风险,确保机组运行安全。

    一种用于核电数字化控制系统的电源模块

    公开(公告)号:CN118055585A

    公开(公告)日:2024-05-17

    申请号:CN202410220152.6

    申请日:2024-02-28

    Abstract: 本发明属于核电站数字化控制技术领域,具体涉及一种用于核电数字化控制系统的电源模块。由外到内依次包括电源面板、电源底座和电路板,所述的电路板设在电源底座上,电路板与电源底座的组合体与电源面板连接组合构成完整的电源。本发明的有益效果在于:针对核电行业数字化控制系统对电源模块的特殊技术要求,以及电源模块相对严苛的安装和使用环境,本发明电源模块对电源结构进行了抗震设计和抗震验证。通过进行抗震受力分析进行电源整体设计、PCB布局需求设计、PCB固定设计、器件固定设计、PCBA加固设计、电源模块加固设计等并经过核级质量鉴定试验验证,有效提升了核电数字化控制系统的整体安全性和稳固性。

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