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公开(公告)号：CN115899425A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211345674.6
申请日：2022-10-31
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： F16L55/035 , F16L3/10 , F16F15/067 , F16F15/02
摘要： 本发明公开了一种管道用粒子阻尼动力吸振器，包括一对吸振器壳体、设置于所述吸振器壳体内的阻尼粒子壳、设置于所述阻尼粒子壳内的阻尼粒子、设置于所述阻尼粒子壳与所述吸振器壳体之间的弹性件、设置于所述吸振器壳体的内壁面和所述阻尼粒子壳的外壁面之间的滚动件，一对所述吸振器壳体对接形成用于供管道通过的装配孔。本发明的管道用粒子阻尼动力吸振器，通过调节弹性件的刚度和阻尼粒子壳及阻尼粒子的质量，使其构成的振子的1阶固有频率等于管道的主振频率，从而实现将管道的振动能量最大程度传递给阻尼粒子壳和阻尼粒子，而后利用阻尼粒子之间的碰撞和摩擦将振动能量消耗掉，从而实现管道振动能量的转移和耗散，降低管道的振动。
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公开(公告)号：CN110457828B
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN201910751544.4
申请日：2019-08-15
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 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
摘要： 本发明公开了一种适用于M310核电机组的环境促进疲劳敏感位置的筛选方法，包括如下步骤：统计瞬态信息，对每个系统进行梳理，划分热区；考虑核泄漏后果严重性、设计累积使用因子值大小以及热冲击瞬态频率的影响，定义典型位置；对每个热区、每种材料、每个潜在EAF敏感位置，若该位置为典型位置则为敏感位置，若为非典型位置且所有瞬态最高温度均不超过200℃则无需考虑EAF的影响，若为非典型位置且有瞬态最高温度超过200℃则计算Fen；如果计算得到的Fen≤Fen‑int则无需考虑EAF问题，否则根据累积使用因子，计算疲劳累积使用因子；将每个系统、每个热区、每种材料所有潜在敏感位置按CUFen大小降序排列，并初步筛选；合并初选EAF敏感位置，确定需要进行EAF监测的敏感位置。
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公开(公告)号：CN112664745A
公开(公告)日：2021-04-16
申请号：CN202011532985.4
申请日：2020-12-21
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： F16L55/035 , F16L3/10 , F17D5/00
摘要： 本发明公开了一种核电站管道无根阻尼减振装置，包括减振箱以及用于将所述减振箱固定在管道上的支架组件，所述减振箱包括箱体以及设置在所述箱体内的阻尼盒，所述阻尼盒内填充有减振粒子，所述阻尼盒通过减振器固定在减振箱内。本发明的核电站管道无根阻尼减振装置，通过支架组件在管道上连接有能够有效减振的减振箱，安装方便，且减振箱内的阻尼盒填充有减振粒子，阻尼盒通过减振器固定在减振箱内，能够有效实现对管道的减振。
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公开(公告)号：CN110688685A
公开(公告)日：2020-01-14
申请号：CN201910812819.0
申请日：2019-08-30
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： G06F30/10 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
摘要： 本发明涉及基于2000版及以前版RCCM规范的反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括1、确定反应堆压力容器压力温度限值曲线计算输入参数；2、确定反应堆压力容器上的缺陷尺寸；3、计算降温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；4、分析确定反应堆降温过程最危险缺陷位置及缺陷位置材料韧脆转变温度；5、计算降温过程每一时刻的许用压力；6、计算升温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；7、分析确定反应堆升温过程最危险缺陷位置以及缺陷位置材料韧脆转变温度；8、计算升温过程每一时刻的许用压力。本发明有效地满足2000版及以前版本RCCM规范附录ZG抗快速断裂分析中的A级准则，填补了现有技术的空白。
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公开(公告)号：CN110211715A
公开(公告)日：2019-09-06
申请号：CN201910443919.0
申请日：2019-05-27
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 , 广东核电合营有限公司 , 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： G21C17/017
摘要： 本发明公开了一种管道流体热分层监测装置，包括集成式热电偶、导引管以及环绕带；所述集成式热电偶依次包括连接件、延长电缆、灌胶管组件以及铠装热电偶；所述环绕带包括用于固定所述导引管下端的连接座以及用于环绕在管道外侧上的柔性带，所述铠装热电偶穿过所述导引管并从所述导引管下端穿出后固定在所述柔性带上。本发明的管道流体热分层监测装置，结构设计合理，将集成式热电偶、金属导引管、环绕带结合起来，形成个有机整体，方便现场安装与拆卸，能够实现对管道径向流体温度梯度的测量，保证了测温的准确性、精度和动态响应；集成式热电偶通过一个多对热电偶延长电缆引出，并采用连接件的方式保证了与补偿电缆之间连接的便捷性和可靠性。
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公开(公告)号：CN109357785A
公开(公告)日：2019-02-19
申请号：CN201811306619.X
申请日：2018-11-05
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： G01K11/32 , G01B11/16 , G21C17/003
摘要： 本发明涉及重大土木结构工程安全监测和核安全领域，具体涉及一种基于分布式传感技术的核电厂安全壳整体性能评价方法，包括如下步骤：在安全壳上铺设传感光纤；获取筒体的真实应变值及径向位移值；获得筒体的理论应变值及径向位移值；对安全壳进行性能评价，判断安全壳是否满足整体强度要求，本专利基于分布式传感技术评价安全壳整体性能的方法，可实现即使安全壳混凝土结构预埋振弦传感器失效的情况下仍可以进行整体性能评价，且具有多区域铺设、长距离、数据丰富，可消除局部位置的偶然误差等创新点和优点，可满足现有预埋应变监测传感器补充和失效前升级改造需要，为核电厂的长寿期运行提供保证。
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公开(公告)号：CN108710721A
公开(公告)日：2018-10-26
申请号：CN201810289371.4
申请日：2018-04-03
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 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： G06F17/50
CPC分类号： G06F17/5018 , G06F2217/76
摘要： 发明涉及一种基于失效评定图（FAD）的未爆先漏（LBB）分析方法，包括以下步骤：（a）服役状态分析；（b）初始裂纹选择；（c）载荷分析；（d）线弹性应力强度因子（SIF）计算；（e）极限载荷分析；（f）评定点坐标计算；（g）FAD选择；（h）评定点绘制；（i）弹塑性SIF计算；（j）J积分计算；（k）不同裂纹的J积分计算与拟合；（l）结构失效临界裂纹尺寸计算；（m）结构临界泄漏裂纹尺寸计算；（n）LBB准则评估，本发明基于FAD理论，克服了现有规范中弹塑性分析理论基础不足、现有J积分计算手册适用范围有限、有限元建模分析过程复杂，及计算结构失效临界裂纹尺寸和结构临界泄漏裂纹尺寸过程复杂等缺点，提供了一种基于FAD的LBB分析依据。
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公开(公告)号：CN107423870A
公开(公告)日：2017-12-01
申请号：CN201710259427.7
申请日：2017-04-20
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 广东核电合营有限责任公司 , 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
CPC分类号： G06Q10/06393 , G06Q50/06
摘要： 本发明公开了一种用于M310核电机组许可证延续安全论证基准的确认使用方法，其包括：通过核电厂最终安全分析报告清理及符合性检查，确定OLE安全论证时所采用的核电厂最终安全分析报告有效版本及引用文件与核电厂现实情况的符合性；通过对核电厂与国家核安全局往来函件清理及符合性检查，获得国家核安全局要求或核电厂主动提出经国家核安全局批准的安全重要修改项及其落实情况，以及国家核安全局批准的安全重要修改项修改进入核电厂最终安全分析报告的情况；最终确认核电厂OLE安全论证的基准并根据上述基准论证核电机组运行许可证延续安全性，该方法能满足国家核安全监管机构要求。
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公开(公告)号：CN116499609A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310332138.0
申请日：2023-03-31
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电厂波动瞬态的自动识别方法，包括如下步骤：获取管嘴的相对温度变化曲线，并对所述相对温度变化曲线进行峰谷值检测；以峰谷值为分界点划定相对温度变化曲线上的峰谷值组合区间，采用瞬态阈值对峰谷值组合区间进行判断，并对满足预设条件的峰谷值组合区间采用阈值窗口法进行详细判断，最终输出自动识别结果。本发明的有益之处在于：本发明的核电厂波动瞬态的自动识别方法，可快速、准确地实现各类复杂波动瞬态的自动识别，特别是大时间区间的波动瞬态，能够准确判断瞬态发生的起止时刻，较现有人工识别模式输出结果更丰富同时能显著提高工作效率、提升结果可靠性。
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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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