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公开(公告)号：CN117711541A
公开(公告)日：2024-03-15
申请号：CN202311720121.9
申请日：2023-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G16C60/00 , G16C20/10 , G06F30/23 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种压力容器烧蚀分析的轴对称近场动力学热力耦合方法，涉及计算力学技术领域，首先建立离散的物质点模型，构建领域；其次确定热力耦合问题，再次计算t时刻结构热流态，最后计算物质点位移。该方法通过平面内外变形梯度及温度梯度的非局部构造建立了轴对称近场动力学热力耦合分析模型，有效提高了近场动力学模型在分析预测结构烧蚀破坏中力学响应的能力；采用向前欧拉算法及动力松弛算法避免了隐式方法自由度改变引起的刚度阵改变等不便；通过一种损伤准则有效表征了结构的烧蚀破坏模式，在该损伤准则基础上提出了快速邻域搜索算法模拟烧蚀过程中的移动边界，组成了烧蚀前沿动态更新技术，克服了烧蚀过程中确认移动边界的难点。
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公开(公告)号：CN115329629B
公开(公告)日：2023-10-24
申请号：CN202210883865.1
申请日：2022-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G21D3/00 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种IVR条件下反应堆压力容器的热力行为模拟方法、系统；包括对RPV结构实体模型进行空间离散，对整个求解时间域进行时间离散；读取离散模型的边界条件和初始条件；获取下一时间步所有物质点的温度场分布；建立近场动力学热烧蚀模型，并利用动态边界识别方法，判断所有物质点的烧蚀状态，更新RPV模型烧蚀边界；获取下一时间步所有物质点的位移分布；建立断裂模型，判断所有物质点中键断裂破坏状态，更新损伤累积量；重复更新过程至所有时间步计算结束，得最终的烧蚀边界、温度分布、位移分布和损伤累积量，确定RPV的热力耦合及破坏失效行为。本发明可以很好地同时模拟RPV烧蚀过程、瞬态传热和热力学行为。
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公开(公告)号：CN116442525A
公开(公告)日：2023-07-18
申请号：CN202211692664.X
申请日：2022-12-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B29C64/386 , B33Y50/00
Abstract: 本发明涉及3D打印工艺仿真模拟技术领域，具体涉及一种基于近场动力学方法的3D打印工艺数值模拟方法，包括步骤一、建立近场动力学瞬态传热模型；步骤二、建立近场动力学生死物质点模型；步骤三、引入近场动力学键断裂机制；步骤四、建立基于近场动力学的3D打印工艺过程仿真模型；步骤五、根据3D打印工艺条件定义基本参数、边界条件和初始条件；步骤六、模拟计算并导出结果。本发明将3D打印过程中材料的累加视为一种标量场的变化过程，并采用0‑1来刻画标量场中物质点的生死状态，这样能够相当直观地从物理上描述3D打印的过程，结合显式计算方法，大大简化了数值模拟过程中每个时间步的计算量。
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公开(公告)号：CN114036792B
公开(公告)日：2023-06-13
申请号：CN202111312908.2
申请日：2021-11-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/04 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种类裂纹不连续区结构的疲劳损伤系数获取方法及装置，该方法包括：采用奇异单元网格划分法划分类裂纹尖端的网格，并构建类裂纹尖端应力有限元模型；采用所述类裂纹尖端应力有限元模型计算距类裂纹尖端特征距离的应力；在瞬态载荷和外载荷条件下，采用编译器软件，通过主循环瞬态极值组合和子循环瞬态峰谷值应力幅配对的方式计算疲劳损伤系数。本发明实现了类裂纹不连续区结构的疲劳损伤系数的计算，且计算准确度较高；根据计算得到的疲劳损伤系数，对类裂纹不连续区的疲劳损伤进行评定。本发明填补了类裂纹不连续区疲劳损伤系数计算的技术手段空白，可用于利用商用软件对核一级设备类裂纹不连续区的工程疲劳校核中。
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公开(公告)号：CN111881562B
公开(公告)日：2022-05-20
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103853865A
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201210520887.8
申请日：2012-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明涉及一种减少结构疲劳使用系数计算保守性的分析方法，其包括以下步骤：1.应用有限元分析软件获取分析对象的疲劳数据；2.从有限元分析软件的数据库中提取截面的交变应力分量、温度数据并存储；3.从有限元分析软件的疲劳数据中获取一次加二次应力强度Sn超过3Sm的截面；4.将获取的所述修正为将所述超过3Sm的截面的交变应力减去温度载荷导致的应力形成新的疲劳数据；5.经有限元分析软件得到机械载荷导致的交变应力强度Satmech；并从有限元分析软件的数据库中读取热载荷导致的交变应力强度Satther；6.分别获取热应力弹塑性修正因子Kether和机械应力的弹塑性修正因子Kemech，获取新的交变应力强度Sa'；7.获得与所述新的交变应力强度Sa'对应的疲劳使用系数N。本发明效率高，结果可靠。
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公开(公告)号：CN119692098A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411681962.8
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种计算环境疲劳修正因子转换应变率的方法，基于疲劳计算中瞬态组合的峰值应力和谷值应力，计算平均应变率和应变范围，通过加权得到各组合下环境疲劳修正因子。其通过考虑应力变化历程中的峰值和谷值，能够考虑结构的应力历程对环境疲劳修正因子的影响，且通过峰值和谷值应力的平均效果，可以简化并包络瞬态应力波动的影响，适用范围广。
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公开(公告)号：CN119692097A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411681957.7
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了一种基于环境损伤模型的腐蚀疲劳裂纹扩展寿命预测方法，根据考虑最大应力和塑性应变的作用的疲劳损伤模型以及环境因子Cenv的影响，建立腐蚀疲劳损伤模型。利用低周疲劳试样和紧凑拉伸试样开展低周疲劳试验和腐蚀疲劳裂纹扩展试验，分别得到不同应力比下的低周疲劳数据和腐蚀疲劳裂纹扩展速率；将该损伤模型在有限元软件ABAQUS提供的USDFLD用户子程序接口编写为子程序，并开展腐蚀疲劳裂纹扩展仿真，预测标准紧凑拉伸试样在不同应力比下的腐蚀疲劳裂纹扩展速率。本发明兼顾了疲劳损伤模型和环境因子Cenv的影响，同时结合有限元软件ABAQUS的USDFLD子程序进行有限元模拟，实现了结构的腐蚀疲劳裂纹扩展模拟。该方法通用性强、易于掌握和实施。
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公开(公告)号：CN117542458A
公开(公告)日：2024-02-09
申请号：CN202311569314.9
申请日：2023-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G16C60/00 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F30/23 , G06F119/14 , G06F119/08 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了一种反应堆结构材料温度相关的本构模型构建方法及系统，涉及反应堆结构力学领域，其技术方案要点是：获取反应堆结构材料在不同温度下的应力应变曲线；在Chaboche模型中引入温度相关项和改进的非线性随动强化项，得到待拟合的与温度相关的本构模型；根据应力应变曲线，确定反应堆结构材料的塑性强化模量与累积塑性应变的关联关系，采用指数函数拟合所述关联关系，得到在不同温度下塑性强化模量关系式中的材料参数；采用二次函数拟合在不同温度下塑性强化模量关系式中的材料参数，获得材料参数与温度相关的函数表达式；将所述材料参数与温度相关的函数表达式代入待拟合的与温度相关的本构模型，得到与温度相关的本构模型。
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公开(公告)号：CN115329629A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202210883865.1
申请日：2022-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G21D3/00 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种IVR条件下反应堆压力容器的热力行为模拟方法、系统；包括对RPV结构实体模型进行空间离散，对整个求解时间域进行时间离散；读取离散模型的边界条件和初始条件；获取下一时间步所有物质点的温度场分布；建立近场动力学热烧蚀模型，并利用动态边界识别方法，判断所有物质点的烧蚀状态，更新RPV模型烧蚀边界；获取下一时间步所有物质点的位移分布；建立断裂模型，判断所有物质点中键断裂破坏状态，更新损伤累积量；重复更新过程至所有时间步计算结束，得最终的烧蚀边界、温度分布、位移分布和损伤累积量，确定RPV的热力耦合及破坏失效行为。本发明可以很好地同时模拟RPV烧蚀过程、瞬态传热和热力学行为。
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