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公开(公告)号：CN106198218A
公开(公告)日：2016-12-07
申请号：CN201610521304.1
申请日：2016-07-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
CPC classification number: G01N3/00 , G01N2203/0073
Abstract: 本发明公开了一种采用应变传感器的监测核级管道疲劳的方法，先采用应变片或应变计等应变传感器测量核级管道外表面应变；再根据所述核级管道的外表面应变、所述核级管道的材料性能以及核电厂已有的监测装置信息，通过导热反问题方法，确定核级管道的内壁应变；然后确定应变循环中交变幅值及相应的循环次数，根据预设的ε-N曲线计算疲劳使用系数；再根据管道应变历程确定合理的环境影响系数Fen，修正所述疲劳使用系数；最后，在主控室显示终端输出疲劳使用系数，可以输出随时间变化的累积疲劳使用系数曲线，用于评估监测位置的累积疲劳使用系数的变化趋势。
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公开(公告)号：CN117077485B
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202311044749.1
申请日：2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了失水事故下非线性反应堆系统流固耦合模拟方法及系统，涉及反应堆流固耦合力学领域，其技术方案要点是：依据反应堆的结构参数建立固体区域与流体区域的有限元模型；模拟有限元模型中存在非线性接触位置的接触关系；对失水事故工况下压力容器破口的压力变化进行求解；对有限元模型中流体区域的以及固体区域进行二次建模；对二次建模后的非线性有限元模型进行初始化流体压力恒定处理；对压力初始化后的非线性有限元模型进行流固耦合计算，得到反应堆失水事故的压力容器动响应结果。本发明可以有效得模拟含初始内压的压力容器系统LOCA工况，从而满足对于极端工况下压力容器动态响应的数值模拟的要求，更加适用于实际工程使用。
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公开(公告)号：CN114152521B
公开(公告)日：2024-04-23
申请号：CN202111464233.3
申请日：2021-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/28
Abstract: 为解决传统测量方式的断口复原程度影响金属材料力学性能延性指标测量结果的技术问题，本发明实施例提供一种分析金属材料延性指标的方法及系统，包括：通过单轴拉伸实验测试获取待分析金属材料的工程应力应变数据；计算所述工程应力应变数据所围成的面积，得到第一面积；计算工程应力应变起始点至紧缩临界点数据所围成的面积，得到第二面积；根据公式(1)计算待分析金属材料的延性指标γ。本发明实施例通过基于应变能分析金属材料延性指标，避免了传统测量方式的断口复原程度影响金属材料力学性能延性指标测量结果。
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公开(公告)号：CN117077485A
公开(公告)日：2023-11-17
申请号：CN202311044749.1
申请日：2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了失水事故下非线性反应堆系统流固耦合模拟方法及系统，涉及反应堆流固耦合力学领域，其技术方案要点是：依据反应堆的结构参数建立固体区域与流体区域的有限元模型；模拟有限元模型中存在非线性接触位置的接触关系；对失水事故工况下压力容器破口的压力变化进行求解；对有限元模型中流体区域的以及固体区域进行二次建模；对二次建模后的非线性有限元模型进行初始化流体压力恒定处理；对压力初始化后的非线性有限元模型进行流固耦合计算，得到反应堆失水事故的压力容器动响应结果。本发明可以有效得模拟含初始内压的压力容器系统LOCA工况，从而满足对于极端工况下压力容器动态响应的数值模拟的要求，更加适用于实际工程使用。
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公开(公告)号：CN117077484A
公开(公告)日：2023-11-17
申请号：CN202311044748.7
申请日：2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/10
Abstract: 本发明公开了基于声学有限元反应堆失水事故流固耦合模拟方法及系统，涉及反应堆流固耦合力学领域，其技术方案要点是：建立固体区域与流体区域的几何模型，并对几何模型进行网格划分，得到固体区域与流体区域的有限元模型；对失水事故工况下压力容器破口的压力变化进行求解，并获取压力边界条件；对有限元模型中固体区域进行二次建模；对有限元模型中流体区域进行二次建模；对完成固体区域和固体区域二次建模后的流固耦合模型进行流固耦合计算，得到流固耦合模拟分析结果。本发明可以有效得模拟LOCA事故下压力容器内部工况，从而满足对于极端工况下含非线性因素的压力容器动态响应的数值模拟的要求，更加适用于实际工程使用。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114036871B
公开(公告)日：2023-10-20
申请号：CN202111422232.2
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/23 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F111/10 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了基于瞬态分析的堆内棒状结构湍流激振分析方法及装置，包括获取棒状结构在反应堆三维流场中的流场参数；利用相关长度数据库通过插值获得具体结构参数下的相关长度；基于无量纲参考等效功率谱密度、所述流场参数和所述相关长度，计算功率谱密度；计算功率谱密度的傅立叶半谱和傅立叶全谱；将功率谱密度的傅立叶全谱通过快速傅立叶逆变换方法把频域的功率谱密度转换到时域上，沿着棒状结构在长度方向上进行积分，得到作用在棒状结构上的湍流激励力时程；将湍流激励力时程施加到棒状结构上，计算棒状结构由随机湍流激励诱发的振动响应；输出结果，进行分析处理得到节点的位移、力的均方根值、最大值以及响应的时程曲线。
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公开(公告)号：CN116822277A
公开(公告)日：2023-09-29
申请号：CN202310648770.6
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G01M7/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了核电站反应堆燃料组件抗震分析方法、系统、终端及介质，涉及反应堆抗震分析技术领域，其技术方案要点是：将设计加速度响应谱输入转换程序生成相应时程，并实时调整中间过程的响应谱，得到地震加速度时程；将地震加速度时程输入反应堆结构系统模型进行计算，得到吊篮围板和上下堆芯地震时程；将吊篮围板和上下堆芯地震时程输入抗震载荷分配模型进行计算，得到燃料组件各个部位的地震载荷；将燃料组件的地震载荷与其它非地震载荷一起输入应力分析程序，得到燃料组件基准事故分析结果。本发明能够得到满足规范参数和保证安全裕度合理的地震加速度时程，提高燃料组件抗震分析的工作效率，降低人工数据传递、载荷组合出现的错误和遗漏。
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公开(公告)号：CN116663256A
公开(公告)日：2023-08-29
申请号：CN202310519956.1
申请日：2023-05-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F111/10
Abstract: 本发明涉及无损探伤和断裂力学技术领域，尤其涉及一种探伤记录缺陷转变成表面半椭圆缺陷的方法。本发明包括如下步骤：S1、通过无损探伤仪器显示设备材料内部的探伤记录缺陷形状；S2、结合S1中的探伤记录缺陷形状，将探伤记录缺陷标准化为圆形缺陷或长方形缺陷，计算标准化缺陷面积Srecord；S3、在S2获得的标准化缺陷面积Srecord基础上引入安全系数后获得假设缺陷面积S0；S4、将S3中的假设缺陷转变为材料内部椭圆缺陷；S5、将S4中材料内部椭圆缺陷转变为分析用表面半椭圆缺陷。本发明能够建立无损探伤的记录缺陷转变成分析用表面半椭圆缺陷的模型。
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公开(公告)号：CN115982622A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
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公开(公告)号：CN111929156B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202010680739.7
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种核能设备安全性能的测试方法，包括：获取核能设备材料在预设温度下的应力应变数据，并获取核能设备材料实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度；根据实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度构建安全性能测试模型；使用所述安全性能测试模型对核能设备材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备安全性能的测试系统。本发明一种核能设备安全性能的测试方法及系统，通过材料应变能密度参量与基准应变能密度参量的比值，提出了一种基于材料应力应变确定核能设备力学分析中安全裕量设计参数的方法。该方法可为核能设备设计阶段确定强度力学校核中剩余安全裕量提供指标量化依据。
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