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公开(公告)号：CN117763951A
公开(公告)日：2024-03-26
申请号：CN202311629321.3
申请日：2023-11-30
Applicant: 生态环境部核与辐射安全中心
IPC: G06F30/27 , G01L5/00 , G01B21/32 , G06F30/23 , G06F18/211 , G06F18/214 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于安全评估技术领域，公开了一种应力腐蚀预测方法、装置、设备及存储介质。本发明通过获取薄壁管的表面缺陷进行瞬态分析，确定所述薄壁管的表面缺陷的残余应力和等效塑性应变值，对所述残余应力和所述等效塑性应变值进行有限元模拟，得到试验数据，根据所述试验数据对预测模型进行训练优化，得到优化预测模型，基于所述优化预测模型对所述试验数据进行预测，得到预测结果，相对于现有技术本发明能够在精准控制其他参数的实验条件下，定量地制备具有不同深度、不同形貌的表面环向凹痕的模拟试验试样，获取关键试验数据进而构建应力腐蚀预测模型实现对带缺陷薄壁管应力腐蚀损伤预测评估，解决应力周期长，成本高的问题。
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公开(公告)号：CN117705616A
公开(公告)日：2024-03-15
申请号：CN202311566701.7
申请日：2023-11-22
Applicant: 生态环境部核与辐射安全中心
Abstract: 本发明提出一种结构材料疲劳寿命预测方法、系统、设备及存储介质，应用于结构材料应用技术领域。所述结构材料疲劳寿命预测方法包括：获取结构材料中危险部位的实际应变幅，并在预设的拟合曲线中确定所述实际应变幅对应的初始疲劳寿命；获取所述结构材料的热老化数据和应变率数据，并基于所述热老化数据确定热老化敏感系数，并基于所述应变率数据确定应变率敏感系数；基于所述热老化敏感系数和所述应变率敏感系数对所述初始疲劳寿命进行调整，得到结构材料的预测寿命。本发明技术方案旨在解决传统的结构材料寿命预测方法存在预测结果不准确的技术问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110968957B
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN201911265790.5
申请日：2019-12-11
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 生态环境部核与辐射安全中心 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G01N3/08 , G01N27/90 , G06F119/14 , G06F111/10
Abstract: 本发明涉及一种核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法，包括以下步骤：步骤1：建立表征指套管的抗挤强度指标的磨损缺陷评估模型，获取指套管的磨损涡流检测参数和力学性能参数的数据；步骤2：生成若干组随机数序列；步骤3：将随机数序列以及指套管的磨损涡流检测参数和力学性能参数的数据代入指套管的磨损缺陷评估模型中；步骤4：确定一概率要求，利用概率要求从指套管的抗挤强度系数的分布中取值，得到指定概率下的指套管的抗挤强度指标；步骤5：判断指定概率下的指套管的抗挤强度指标与设置的指标限值的大小关系。本发明能够对指套管磨损缺陷进行合理的评价，可以更准确的掌握指套管的服役状态，有利于机组的安全可靠运行。
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公开(公告)号：CN119720486A
公开(公告)日：2025-03-28
申请号：CN202411593450.6
申请日：2024-11-08
Applicant: 生态环境部核与辐射安全中心
IPC: G06F30/20 , G06F113/04 , G06F119/04 , G06F119/02
Abstract: 本申请公开了一种核电厂设备老化管理方法、装置、设备、介质及产品，涉及核电技术领域，方法包括：对核电厂中的物项使用甄别策略进行甄别，将符合甄别策略要求的物项确定为关键物项；针对关键物项的每个部件对象，确定处于压力边界部件对象为重要部件，并评估重要部件的利用系数是否低于利用系数阈值；若利用系数低于预设利用系数阈值，则确定重要部件满足安全要求；构成关键物项的所有重要部件满足安全要求，则关键物项满足安全要求；确定满足安全要求的目标关键物项在所有关键物项中的比例；若比例高于比例阈值，则确定安全评价结果为满足运行许可证延续的要求。本申请能准确评价核电厂运行许可证延续期间的安全状态，提高核电厂运行的安全性。
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公开(公告)号：CN117668502A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311541311.4
申请日：2023-11-17
Applicant: 生态环境部核与辐射安全中心
IPC: G06F18/21 , G06Q10/0635 , G06Q50/26
Abstract: 本申请公开了一种压力边界结构完整性验证方法、装置、设备及存储介质，涉及核电技术领域，该方法包括：获取反应堆冷却剂系统在泄漏试验中的泄漏数据，其中，所述泄漏试验的介质为燃料，所述泄漏试验的压力为标准运行压力；获取所述反应堆冷却剂系统在无损检测试验中的检测结果；根据所述泄漏数据和所述检测结果确定所述反应堆冷却剂系统的压力边界结构是否完整。采用本申请技术方案能够减少完整性验证工作量和时间成本，同时也能避免给操作人员带来的安全风险和设备疲劳损伤风险，延长反应堆冷却剂系统的使用寿命，减少维修成本，实现了安全高效的对反应堆冷却剂系统进行边界结构完整性验证的效果。
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公开(公告)号：CN110968957A
公开(公告)日：2020-04-07
申请号：CN201911265790.5
申请日：2019-12-11
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 生态环境部核与辐射安全中心 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G01N3/08 , G01N27/90 , G06F119/14 , G06F111/10
Abstract: 本发明涉及一种核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法，包括以下步骤：步骤1：建立表征指套管的抗挤强度指标的磨损缺陷评估模型，获取指套管的磨损涡流检测参数和力学性能参数的数据；步骤2：生成若干组随机数序列；步骤3：将随机数序列以及指套管的磨损涡流检测参数和力学性能参数的数据代入指套管的磨损缺陷评估模型中；步骤4：确定一概率要求，利用概率要求从指套管的抗挤强度系数的分布中取值，得到指定概率下的指套管的抗挤强度指标；步骤5：判断指定概率下的指套管的抗挤强度指标与设置的指标限值的大小关系。本发明能够对指套管磨损缺陷进行合理的评价，可以更准确的掌握指套管的服役状态，有利于机组的安全可靠运行。
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公开(公告)号：CN214248474U
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202023014510.4
申请日：2020-12-15
Applicant: 上海凯研机械设备有限公司 , 生态环境部核与辐射安全中心 , 中国核电工程有限公司
Abstract: 本实用新型提供了一种刚柔复合型阀门远传机构，所述刚柔复合型阀门远传机构包括安装板、控制装置、连接轴和阀门适配器，所述控制装置通过连接轴与阀门适配器相连，所述阀门适配器与阀门相连，所述连接轴包括柔性轴和与柔性轴相连的刚性轴，所述控制装置包括操作台、设置在操作台上的操作手轮、设置在操作台动力输出端的万向节和设置在安装板上的转向器，所述转向器的动力输入端与万向节相连，所述转向器的动力输出端与刚性轴相连，所述刚性轴与柔性轴的连接处设置有固定支架。本实用新型提供的一种刚柔复合型阀门远传机构通过柔性轴、刚性轴与换向器的相互配合能够达到在复杂环境内便于操控、高效传递扭矩的效果。
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