-
公开(公告)号：CN114152521A
公开(公告)日：2022-03-08
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。
-
公开(公告)号：CN114036871A
公开(公告)日：2022-02-11
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。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111950127A
公开(公告)日：2020-11-17
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。
-
公开(公告)号：CN111929156A
公开(公告)日：2020-11-13
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。
-
公开(公告)号：CN103985422A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 罗琦 , 吴琳 , 张森如 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
-
公开(公告)号：CN203931515U
公开(公告)日：2014-11-05
申请号：CN201420128705.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 罗琦 , 吴琳 , 张森如 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本实用新型涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站。该基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。该核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本实用新型具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
-
公开(公告)号：CN221260142U
公开(公告)日：2024-07-02
申请号：CN202323372703.0
申请日：2023-12-11
Applicant: 重庆川仪十七厂有限公司 , 中国核动力研究设计院
Inventor： 崔怀明 , 郭炼 , 何劲松 , 曹锐 , 杨晓波 , 余小权 , 李小芬 , 艾红雷 , 吴英杰 , 陈静 , 康文捷 , 王华金 , 曾忠秀 , 李映月 , 王明利 , 王帅 , 白晓明
Abstract: 本实用新型属于管道测温技术领域，具体公开了一种核电管道表面测温装置，包括接线箱，接线箱内设有多个测温元件，接线箱上设有用于保护测温元件的保护组件；固定组件，固定组件设有多个，固定组件与管道可拆卸连接，固定组件包括抱箍环和多个固定块，固定块设置在抱箍环上，固定块上设有用于固定测温元件的固定槽，本实用新型中通过设置的抱箍环和固定块能够将固定组件整体安装在管道上，再通过固定块对测温元件进行固定，减小外界环境产生的影响，使测温元件能够贴合在管道外壁面，进行长期、稳定、有效的温度测量。
-
-
-
-
-
-
Search Results
37
records
(took 0.034 seconds)
