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公开(公告)号：CN110333145B
公开(公告)日：2022-04-01
申请号：CN201910635836.1
申请日：2019-07-15
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 辽宁红沿河核电有限公司 , 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种微型试样高温胀形测试装置即测试方法，其中测试装置包括加热机构、用于测量的测距仪以及设置在所述加热机构内的相互配合的上夹具和下夹具，所述上夹具与下夹具之间形成用于容纳所述微型试样的空间，所述上夹具上开设有沿其长度方向贯穿的测试孔，所述下夹具上开设有沿其长度方向贯穿的增压孔，所述测试孔与增压孔的轴心线重合，所述增压孔与增压机构连接。本发明的微型试样高温胀形测试装置，使得整个测量能够在加热条件下进行，其测试环境温度可达700℃，能够有效表征核电厂、火电厂和石油化工等在役高温部件的高温拉伸、蠕变、疲劳及断裂韧性等力学性能；装置结构简单、操作方便，测试方法简单稳定，结果准确。
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公开(公告)号：CN111009331A
公开(公告)日：2020-04-14
申请号：CN201911300849.X
申请日：2019-12-17
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，包括以下步骤：步骤1：辐照分析：计算不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量；步骤2：应力分析：分析围板-成型板螺栓的所受应力作为应力分析结果；步骤3：敏感性筛选：计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限和下限，确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果；步骤4：运行年限计算：计算各围板-成型板螺栓达到其对IASCC敏感的辐照剂量上限的运行年限，从而制定围板-成型板螺栓的检查策略。本发明能够实现对围板-成型板螺栓的IASCC进行有效的老化管理，从而能够为核电厂制定检查策略及更换方案提供技术依据。
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公开(公告)号：CN110333145A
公开(公告)日：2019-10-15
申请号：CN201910635836.1
申请日：2019-07-15
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 辽宁红沿河核电有限公司 , 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种微型试样高温胀形测试装置即测试方法，其中测试装置包括加热机构、用于测量的测距仪以及设置在所述加热机构内的相互配合的上夹具和下夹具，所述上夹具与下夹具之间形成用于容纳所述微型试样的空间，所述上夹具上开设有沿其长度方向贯穿的测试孔，所述下夹具上开设有沿其长度方向贯穿的增压孔，所述测试孔与增压孔的轴心线重合，所述增压孔与增压机构连接。本发明的微型试样高温胀形测试装置，使得整个测量能够在加热条件下进行，其测试环境温度可达700℃，能够有效表征核电厂、火电厂和石油化工等在役高温部件的高温拉伸、蠕变、疲劳及断裂韧性等力学性能；装置结构简单、操作方便，测试方法简单稳定，结果准确。
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公开(公告)号：CN111009331B
公开(公告)日：2021-12-17
申请号：CN201911300849.X
申请日：2019-12-17
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种堆内构件围板‑成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，包括以下步骤：步骤1：辐照分析：计算不同运行周期中各围板‑成型板螺栓的快中子注量；步骤2：应力分析：分析围板‑成型板螺栓的所受应力作为应力分析结果；步骤3：敏感性筛选：计算围板‑成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限和下限，确定围板‑成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，对围板‑成型板螺进行筛选而得到筛选结果；步骤4：运行年限计算：计算各围板‑成型板螺栓达到其对IASCC敏感的辐照剂量上限的运行年限，从而制定围板‑成型板螺栓的检查策略。本发明能够实现对围板‑成型板螺栓的IASCC进行有效的老化管理，从而能够为核电厂制定检查策略及更换方案提供技术依据。
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公开(公告)号：CN110846666B
公开(公告)日：2024-04-05
申请号：CN201911265101.0
申请日：2019-12-11
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及一种凝汽器阴极保护机构及凝汽器阴极保护电位监测系统，阴极保护机构包括多组牺牲阳极,牺牲阳极包括阳极本体、与阳极本体固定连接的安装件，阳极本体具有第一侧表面和第二侧表面，牺牲阳极安装在凝汽器水室内壁上时，第一侧表面靠近凝汽器内的钛换热管，第二侧表面远离凝汽器内的钛换热管，第一侧表面与安装件长度方向上的中心线之间的距离大于第二侧表面与安装件长度方向上的中心线之间的距离；本发明通过牺牲阳极的结构优化设计，使得牺牲阳极设计使用寿命至少达到18个月（1轮次检修周期时间），能够在设计使用周期内为凝汽器水室内壁提供有效保护，确保其有效保护寿命能够满足电厂检修周期的更换要求。
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公开(公告)号：CN114134456B
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202111299188.0
申请日：2021-11-04
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 西北工业大学
摘要： 本发明提供了一种锆合金包壳Cr涂层磁控溅射制备方法，包括如下步骤：将锆合金包壳管材进行抛光后放入磁控溅射设备中，对磁控溅射设备的腔室进行抽真空，分别对锆合金包壳管材和Cr靶表面进行清洗，之后沉积Cr涂层，得到锆合金包壳Cr涂层；沉积Cr涂层时，磁场为由一个NSN型和一个SNS型磁控管构成的双靶闭合磁场，所述Cr靶外设有加强线圈，两组所述加强线圈上通入的电流大小不相同。本发明的锆合金包壳Cr涂层磁控溅射制备方法，在对靶非平衡闭合磁场下采用双极脉冲直流磁控溅射沉积Cr涂层时，能够得到更加致密的Cr涂层，Cr涂层与基体结合力高，孔隙率低，具备良好的磨蚀性能、高温抗水蒸气氧化性能和耐腐蚀性能等。
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公开(公告)号：CN113865901B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111067411.9
申请日：2021-09-13
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种管道模拟装置及温度场测量方法，管道模拟装置包括管道、位于管道内部的支杆，支杆的两端分别与管道内壁固定连接，支杆上开设有多个固定孔，管道上开设有通孔组，每组通孔组包括沿管道的周向方向均匀间隔开设的多个通孔，通孔沿管道的壁厚方向贯穿管壁，每个固定孔及通孔均用于供测温元件贯穿，管道上对应通孔组设置有密封组件，密封组件用于密封通孔。本发明的管道模拟装置通过将该装置与测温元件相结合，实现了管道内高温高压流体的温度测量以及管道内外壁的温度测量，并对管道进行了密封，使得测得的温度场数据更准确，有利于精准预测管道的热分层及热冲击情况，为核电厂的危险性分析和运行状态分析提供有价值的参考依据。
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公开(公告)号：CN112214920B
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202011135784.0
申请日：2020-10-22
申请人： 岭澳核电有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G06F30/23 , G06F111/10 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种管道损伤后LBB评估处理方法，评估处理方法包括以下步骤，对管道焊接或矫形过程中的损伤作数值仿真分析；计算残余应力单独引起的应力强度因子、评估时刻其它载荷引起的应力强度因子以及考虑残余应力的弹塑性断裂参量；计算不同裂纹尺寸下裂纹前沿的积分，并进行拟合，再计算结构失效临界裂纹尺寸及结构临界泄漏裂纹尺寸；计算两者的比值，并将其与行业评估标准中的评价准则进行比较，若所述比值结果不满足所述评价准则，启动通信模块以向对应的联系人发送提示消息。本发明提供的管道损伤后LBB评估处理方法能够快速计算焊接过程残余应力，克服了现有计算过程热源复杂、计算耗时、结果收敛性差等的计算问题。
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公开(公告)号：CN107589008B
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN201711071169.6
申请日：2017-11-03
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种适用于高温高压环境下的力测量装置，其中避免了现有技术中拉伸轴与高压釜采用动密封连接方式，从而不需要考虑密封圈的动摩擦力，使得摩擦副的摩擦力可直接通过力传感器测量获得，测量数据更精准可靠；同时，该力测量装置中通过采用市场上可采购的适用于常温高压环境的水下力传感器直接测力，克服了因没有适用于高温高压环境下力传感器而带来的测量数据不准确的技术问题。
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公开(公告)号：CN110287527B
公开(公告)日：2023-03-24
申请号：CN201910422774.6
申请日：2019-05-21
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G16C60/00 , G06F30/25 , G06F119/04 , G06F119/14
摘要： 本发明涉及用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，包括：一、预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二、将步骤一确定的韧脆转变温度与原设计应力分析报告的韧脆转变温度进行对比分析；若原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值≤步骤一确定的韧脆转变温度值，则开展步骤三和四；三、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算；四、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器在多种工况下断裂力学分析并进行评估。本发明避免了核电设计、建造标准混用的技术风险，填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白。
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