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公开(公告)号：CN112765795A
公开(公告)日：2021-05-07
申请号：CN202110010914.6
申请日：2021-01-06
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 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： G06F30/20 , G06F119/04
摘要： 本发明公开了一种适用于M310机组电气贯穿件的核电厂运行许可证延续补充环境鉴定方法，其特征在于，包括如下步骤：1)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的样机对象；2)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的目标；3)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的要求；4)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的试验项目；5)依据确定的试验项目，实施电气贯穿件补充环境鉴定试验；6)依据补充环境鉴定试验的结果，给出电气贯穿件补充环境鉴定试验的结论；步骤4)中所述的试验项目包括基准性能试验、评价设备性能随时间变化的试验、型式试验、地震试验、事故试验、事故条件下电气性能试验以及性能验证试验。
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公开(公告)号：CN112668199A
公开(公告)日：2021-04-16
申请号：CN202110010913.1
申请日：2021-01-06
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 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： G06F30/20 , G06F119/04 , G06F119/08
摘要： 本发明公开了一种核电厂环境鉴定设备可延续使用的评估方法，包括如下步骤：1)制备环境鉴定设备清单，并从所述清单中筛选出经过鉴定的环境鉴定设备和未经过鉴定的环境鉴定设备；2)对经过鉴定的环境鉴定设备分析鉴定过程中的热老化试验、辐照老化试验以及设计基准事故环境模拟试验过程中的实验数据，判断鉴定过程中的鉴定假设是否被突破，所述鉴定假设包括鉴定寿命假设和环境条件假设；3)对未经过鉴定的环境鉴定设备进行判断是否需要实施鉴定。本发明的核电厂环境鉴定设备可延续使用的评估方法，确保核电厂环境鉴定设备在当前运行许可证有效期间内及许可证延续期间内使用安全，在保证机组安全稳定运行的前提下，可节约大量成本。
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公开(公告)号：CN111914219B
公开(公告)日：2023-06-02
申请号：CN202010781955.0
申请日：2020-08-06
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电机组瞬变发生次数的预测方法，包括如下步骤：1)统计核电厂各类瞬变发生次数；2)筛选出试验类瞬变进行预测；3)检验非试验类瞬变的分布特征，确定其是否满足正态分布；3.1)对于不满足正态分布的非试验类瞬变，根据其商运以来是否发生过选择对应方法进行预测；3.2)对于满足正态分布的非试验类瞬变，采用幂率函数进行趋势拟合，并获得上限趋势线；4)获得各类瞬变在预测截止日期的预期发生次数。本发明的核电机组瞬变发生次数的预测方法，通过对不同发生规律的瞬变进行详细分类预测，合理地预测核电机组未来瞬变的发展态势并获得足够安全裕度的保守预测值，为核电厂运行许可证延续论证工作提供参考。
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公开(公告)号：CN111914219A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010781955.0
申请日：2020-08-06
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电机组瞬变发生次数的预测方法，包括如下步骤：1)统计核电厂各类瞬变发生次数；2)筛选出试验类瞬变进行预测；3)检验非试验类瞬变的分布特征，确定其是否满足正态分布；3.1)对于不满足正态分布的非试验类瞬变，根据其商运以来是否发生过选择对应方法进行预测；3.2)对于满足正态分布的非试验类瞬变，采用幂率函数进行趋势拟合，并获得上限趋势线；4)获得各类瞬变在预测截止日期的预期发生次数。本发明的核电机组瞬变发生次数的预测方法，通过对不同发生规律的瞬变进行详细分类预测，合理地预测核电机组未来瞬变的发展态势并获得足够安全裕度的保守预测值，为核电厂运行许可证延续论证工作提供参考。
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公开(公告)号：CN216388778U
公开(公告)日：2022-04-26
申请号：CN202122199007.9
申请日：2021-09-10
申请人： 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 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： G21C17/00
摘要： 本实用新型公开了一种适用于馈通线组件的补充鉴定试验装置，包括LOCA炉以及设置在所述LOCA炉内的支撑机构，所述支撑机构用于支撑馈通线组件试样，所述支撑机构包括支撑架以及位于所述支撑架上的限位块，所述馈通线组件试样贯穿所述限位块。本实用新型的适用于核电厂环境鉴定馈通线组件的补充鉴定试验装置，基于LOCA炉进行设计，支撑机构的结构稳定，能够针对馈通线组件开展补充LOCA鉴定试验。
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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：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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公开(公告)号：CN112836403A
公开(公告)日：2021-05-25
申请号：CN202110010944.7
申请日：2021-01-06
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： G06F30/23 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括以下步骤：确定用于反应堆压力容器压力温度限值曲线计算的输入参数；确定反应堆压力容器假想缺陷的尺寸；确定反应堆压力容器材料的老化程度；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻沿压力容器壁厚(t)方向各位置的金属温度和热应力；分别分析及确定反应堆降温过程和升温过程中的危险缺陷位置；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻的许用压力。本发明有效地满足2007版RCC‑M规范附录ZG“抗快速断裂分析”中的A级准则，使得不同的规范使用者运用同一种压力温度限值曲线计算方法得到反应堆压力容器压力温度限值曲线，避免为核电机组运行带来安全隐患。
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公开(公告)号：CN110287527A
公开(公告)日：2019-09-27
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： G06F17/50
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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公开(公告)号：CN112836403B
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN202110010944.7
申请日：2021-01-06
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： G06F30/23 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括以下步骤：确定用于反应堆压力容器压力温度限值曲线计算的输入参数；确定反应堆压力容器假想缺陷的尺寸；确定反应堆压力容器材料的老化程度；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻沿压力容器壁厚(t)方向各位置的金属温度和热应力；分别分析及确定反应堆降温过程和升温过程中的危险缺陷位置；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻的许用压力。本发明有效地满足2007版RCC‑M规范附录ZG“抗快速断裂分析”中的A级准则，使得不同的规范使用者运用同一种压力温度限值曲线计算方法得到反应堆压力容器压力温度限值曲线，避免为核电机组运行带来安全隐患。
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