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公开(公告)号：CN111950127B
公开(公告)日：2022-03-01
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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公开(公告)号：CN110579399B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN201910881716.X
申请日：2019-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种预测金属材料准静态单轴拉伸真实断裂应力的方法，包括以下步骤：1)、通过准静态单轴拉伸试验获得金属材料的抗拉强度σu、截面收缩率RA和真实断裂应力σf；2)、结合步骤1)的数据，采用Manson方法进行分析，分析中采用的Manson公式为3)、在Manson方法的基础上，结合步骤1)的数据分析，通过引入修正系数k后建立预测公式为式中，本发明在Manson方法的基础上，通过引入修正系数k后，提高了预测结果的可靠度，为获取颈缩后材料断裂失效点对应的真实断裂应力提供新的预测方法，可更好的服务力学设计和安全分析。
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公开(公告)号：CN111707434A
公开(公告)日：2020-09-25
申请号：CN202010587286.3
申请日：2020-06-24
Applicant: 西南交通大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种传热管和梅花孔支撑板微动损伤试验装置及其实施方法，包括环境模拟装置、冲击加载装置和试样更换安装工位；环境模拟装置包括压力容器；压力容器内置试样安装支架，试样安装支架包括压力容器封头、支撑盘和冲击载荷传感器；压力容器封头上固定安装传热管试样和加热管，传热管试样依次贯穿支撑盘和冲击载荷传感器；冲击载荷传感器内部安装支撑板试样；试样安装支架固定安装于试样更换安装工位的移动底座上；冲击加载装置包括音圈电机，连接板之间设置弹簧导柱，音圈电机通过加载杆与传热管试样加载连接，音圈电机下方的连接板与螺旋升降机连接，音圈电机上方的连接板上安装光栅传感器；螺旋升降机与压力传感器信号连接。
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公开(公告)号：CN111707433A
公开(公告)日：2020-09-25
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：CN110414176A
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201910724272.9
申请日：2019-08-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种基于权函数的热断裂力学分析方法，包括以下步骤：1)、应用热传导解析公式计算沿管道壁厚稳态温度分布；2)、通过步骤1)获得的温度分布计算轴向应力；3)、考虑沿裂纹深度方向的垂向应力为均匀应力分布和线性应力分布两种参考应力，获得权函数的表达形式，4)、基于轴向应力、环向应力和权函数获得应力强度因子的计算模型，应力强度因子的计算公式如下：式中，Ri+a为裂纹尖端，m(x,a)为权函数，σzz为轴向应力；Pi为环向应力。本发明可以快速准确的预测不同内外径比值、不同相对裂纹深度的内表面环向裂纹中空圆柱结构在内压和热载荷共同作用下的应力强度因子，与当前温度下的断裂韧性相比给出断裂力学评定结果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119647071A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626397.5
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G16C60/00 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于材料腐蚀技术领域，具体涉及一种T91钢在液态金属环境下氧化膜裂纹仿真方法、系统及其终端。包括以下步骤：步骤1：构建基于近场动力学的T91钢基体及内外氧化膜模型；步骤2：在近场动力学模型中设置时变性模型接口；步骤3：开发基于非线性共轭梯度法和Griffith断裂判据的近场动力学准静态求解器，模拟计算T91钢基体及内外氧化膜在取样温度载荷影响下的力学响应及损伤程度，并导出模拟结果。有益效果在于：构建含氧化膜的T91钢模型，通过在近场动力学本构力函数和临界键应变函数中引入取样温度载荷参数来反应取样温度载荷的影响，实现含氧化膜的T91钢开裂过程的模拟。
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公开(公告)号：CN119572859A
公开(公告)日：2025-03-07
申请号：CN202411659539.8
申请日：2024-11-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨柯 , 胡彧 , 汤臣杭 , 李冬慧 , 吴杨 , 张立玉 , 何劲松 , 何戈宁 , 余平 , 崔怀明 , 冯元 , 郑光耀 , 周卓阳 , 袁宏 , 王宇阳 , 张丽屏 , 石凯凯 , 熊夫睿 , 曹锐 , 任云 , 陈朗 , 王达之 , 田雅婧 , 谈国伟 , 冯杰
IPC: F16L55/134 , F22B37/10
Abstract: 本发明属于核电设备检修技术领域，具体涉及一种蒸汽发生器一次侧进出口接管密封结构。本发明包括带外侧卡槽的密封环座、气胀式密封装置和螺栓，所述气胀式密封装置置于密封环座上方，通过螺栓将气胀式密封装置与密封环座固定连接。本发明通过采用螺栓+环座外侧卡槽设计结合气胀式密封的方式提高密封性能、缩短装拆时间，减小密封结构对冷却剂流动特性的影响，而且能够应对不同的检修情况。
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公开(公告)号：CN115169156B
公开(公告)日：2023-09-05
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：CN115954122A
公开(公告)日：2023-04-11
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：CN111881562A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010681550.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G01D21/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下奥氏体不锈钢的应力应变数据，并获取奥氏体不锈钢的流动应力；获取奥氏体不锈钢的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；对奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统。本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料流强比，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供依据。
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