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公开(公告)号：CN117711541B
公开(公告)日：2025-04-22
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：CN116052915B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211725575.0
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: G21C17/02 , G21D1/00 , G06F30/23 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆一回路系统疲劳状态监测方法和装置，本发明一方面通过关键位置传感器精确采集被测部件的温度状态，进而有效降低疲劳计算中的保守性，另一方面通过自动修正算法，在运行过程中构建了监测位置与现有传感器的对应关系，实现疲劳计算的自动修正，而无需对故障传感器进行更换和维修，保证了监测的准确性和可靠性，同时极大降低了监测装置的维修成本。
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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：CN115881322A
公开(公告)日：2023-03-31
申请号：CN202211434183.9
申请日：2022-11-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 崔怀明 , 王岩 , 唐传宝 , 曹锐 , 匡成骁 , 明哲东 , 杨敏 , 张渝 , 郑丹晨 , 郑杲 , 于天达 , 张玉龙 , 黄代顺 , 谭怡 , 白晓明 , 余平 , 任云 , 陶舒畅
Abstract: 本发明公开了一种核电厂智慧核电反应堆及一回路智能运维系统，该运维系统应用于包括从下至上的数据层、服务层、业务层和应用层形成的系统软件架构上；数据层，获取核电反应堆的外部数据源和监测数据源，并对核电反应堆的外部数据源和监测数据源进行数据统一存储；服务层，通过统一的数据池接口从数据层读取数据，并进行数据管理；业务层，集成核电反应堆及一回路相关的各个子系统于一体，通过从数据层获取数据，进行核电反应堆及一回路的相关监测分析，得到分析结果数据；应用层，通过分析结果数据，供用户端通过浏览器界面提供进行查看和展示。本发明从整体上提升智慧化水平和可靠性，降低运维人员故障排查压力大，提高效率、实时性和准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109960816B
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN201711337095.6
申请日：2017-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06F113/14
Abstract: 本发明属于反应堆结构力学技术领域，具体涉及一种基于遗传算法的核级管道自动优化布置方法，包括：步骤一：通过管道分析软件的命令流文件中的注释行添加优化参数；步骤二：通过预处理程序对含有待优化参数的命令流文件进行重新处理，自动修改待优化参数，生成新的命令流文件；步骤三：通过定义适应度函数将不同工况下的多个评价方程进行后处理，获得最终布置方案及应力计算结果。利用本发明提供的基于遗传算法的管道布置优化方法，能够高效、便捷地获得核级管道最优布置方案，有效提高核级管道的安全裕量，确保了核动力系统的安全运行。
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公开(公告)号：CN112632770B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011517951.8
申请日：2020-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于三维坐标的钢截面夹角自动调整方法及装置，基于型钢的三维坐标信息、载荷点信息和管道信息建立型钢总体坐标系；基于待调整型钢在型钢总体坐标系中的方位，生成型钢局部坐标系；获取待调整型钢的截面形状，并根据待调整型钢的截面形状获取型钢截面局部坐标系；对比型钢局部坐标系和型钢截面局部坐标系的差异，并采用混合积原理计算待调整型钢的截面夹角；基于截面夹角生成钢结构分析软件命令流，用于调整待调整型钢的截面夹角，保障了设计模型与力学模型的绝对一致性、准确性，提高钢结构力学分析效率与准确性。
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公开(公告)号：CN111693243B
公开(公告)日：2021-06-29
申请号：CN202010587276.X
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多相流冲击微动损伤测试系统及其实施方法，包括冲击微动试验装置和与冲击微动试验装置连通的水质循环处理系统；冲击微动试验装置包括高温高压容器；高温高压容器包括可开合的上腔体和下腔体；下腔体位于安装平台上，上腔体位于提升平台上；高温高压容器内部固定安装第一试验元件和第二试验元件；第一试验元件上安装光纤加速度传感器；第二试验元件位于高温高压容器中部，安装于光纤力传感器内，并依次与柔性连接件、激振活塞杆、连接盘和正交分布的两个高频电磁激振装置相连接；高温高压容器顶部安装加热元件，高温高压容器侧面通过开设的循环进水口和循环出水口与水质循环处理系统连通。
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公开(公告)号：CN112632770A
公开(公告)日：2021-04-09
申请号：CN202011517951.8
申请日：2020-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于三维坐标的钢截面夹角自动调整方法及装置，基于型钢的三维坐标信息、载荷点信息和管道信息建立型钢总体坐标系；基于待调整型钢在型钢总体坐标系中的方位，生成型钢局部坐标系；获取待调整型钢的截面形状，并根据待调整型钢的截面形状获取型钢截面局部坐标系；对比型钢局部坐标系和型钢截面局部坐标系的差异，并采用混合积原理计算待调整型钢的截面夹角；基于截面夹角生成钢结构分析软件命令流，用于调整待调整型钢的截面夹角，保障了设计模型与力学模型的绝对一致性、准确性，提高钢结构力学分析效率与准确性。
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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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