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公开(公告)号：CN115711846A
公开(公告)日：2023-02-24
申请号：CN202211363328.0
申请日：2022-11-02
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： 本发明公开了一种金属材料离子辐照后腐蚀增重的计算方法，包括如下步骤：将金属材料制备成样品，并测量样品的几何参数；将部分样品进行单面离子辐照，并对需要进行腐蚀的样品进行称重；将未辐照样品和经过离子辐照后的辐照样品进行腐蚀试验，并在腐蚀试验结束之后将样品取出并称重；根据未辐照样品的增重和表面积计算单位面积下的腐蚀增重；根据辐照样品的增重和相应腐蚀时间下未辐照样品单位面积下的腐蚀增重，计算得到辐照样品的辐照面在相应腐蚀时间下单位面积的腐蚀增重。本发明的计算方法，通过设计离子辐照金属材料样品的腐蚀实验计算辐照面的腐蚀增重，能更有效地表征辐照效应对金属材料高温高压腐蚀的影响，并提供理论方法依据。
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公开(公告)号：CN113987800A
公开(公告)日：2022-01-28
申请号：CN202111262326.8
申请日：2021-10-28
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： G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/02
摘要： 本发明涉及一种金属部件疲劳评估过程中运行基准地震的统计方法，其特征在于，包括如下步骤：确定部件疲劳分析中安全停堆地震的加速度、速度；确定部件的运行基准地震的加速度、速度；确定运行基准地震的烈度IOBE；确定核电厂厂址经度、纬度及地震区域调查范围；收集核电厂厂址所在地的地震信息以及确定核电厂厂址区域调查范围内的地震；计算地震发生地的震中烈度I0；对IOBE和I0进行对比，并根据对比的结果得到对应的结论。本发明的金属部件疲劳评估过程中运行基准地震的统计方法，克服了在OBE统计过程中震级与烈度物理意义的差异问题，并充分考虑了地震能量衰减过程，具有物理意义明确、计算过程便捷、计算结果保守、易于工程评估执行的优点。
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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：CN106319369A
公开(公告)日：2017-01-11
申请号：CN201610888530.3
申请日：2016-10-12
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国科学院金属研究所 , 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： Y02E30/40 , C22C38/22 , C22C38/001 , C22C38/002 , C22C38/005 , C22C38/02 , C22C38/06 , G21C3/07 , G21C3/3424
摘要： 本发明涉及一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料，以所述FeCrAl基合金材料的总重量为基准，所述合金材料由以下组分组成：Cr 6%~16%；Al 3%~8%；Y 0.001%~1%；Mo 0.1%~4%；Si 0.01%~0.5%；C 0.001%~0.5%；N≤500ppm；O≤1000ppm；P≤500ppm；S≤500ppm；余量为Fe。本发明的FeCrAl基合金在1200℃水蒸气环境中表现出优异的抗氧化性能，具有优良的事故容错能力，明显优于Zr基合金，且加工性能良好，可在核电站压水堆中用作燃料元件包壳、燃料元件复合包壳、燃料包壳涂层以及定位格架条带等堆芯结构材料。
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公开(公告)号：CN104388864B
公开(公告)日：2016-08-17
申请号：CN201410768359.3
申请日：2014-12-15
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 , 中广核工程有限公司
IPC分类号： C22F1/18
摘要： 本发明涉及一种提高Zr?Nb?Cu系合金焊接封头硬度的热处理方法，所述方法为将Zr?Nb?Cu系合金焊接封头在真空环境下加热至350?480℃，保温40~60 min，然后在所述真空环境下自然冷却，得到Zr?Nb?Cu系合金焊接封头成品。经本发明的热处理方法处理的锆合金焊接封头，促进了合金中马氏体组织的分解，其分解后的相与基体相形成共格关系，从而提高了锆合金焊接封头的硬度，从而有利于提高焊接封头的耐磨性和延长焊接封头的寿命。
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公开(公告)号：CN105575447A
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201610089358.5
申请日：2016-02-17
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： G21C17/00
CPC分类号： G21C17/001
摘要： 本发明涉及一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置，其包括：型腔，其包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔，在密封件上设有通孔，核燃料包壳管密封设置在通孔中，且两端位于真空腔、中间位于淬火腔内，淬火腔包括腔体、腔体一体设置的金属波纹管，淬火腔能够随着金属波纹管的自由伸缩而伸缩；平衡装置，其包括滑轮组件、配重砝码；加热装置，其包括伸入核燃料包壳管内的加热棒、套设在加热棒外周的隔离管。本发明能够使得燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由金属波纹管的自由伸缩设置，还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的问题，从而能够准确的评价核燃料包壳管性能。
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公开(公告)号：CN104388864A
公开(公告)日：2015-03-04
申请号：CN201410768359.3
申请日：2014-12-15
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 , 中广核工程有限公司
IPC分类号： C22F1/18
摘要： 本发明涉及一种提高Zr-Nb-Cu系合金焊接封头硬度的热处理方法，所述方法为将Zr-Nb-Cu系合金焊接封头在真空环境下加热至350-480℃，保温40~60min，然后在所述真空环境下自然冷却，得到Zr-Nb-Cu系合金焊接封头成品。经本发明的热处理方法处理的锆合金焊接封头，促进了合金中马氏体组织的分解，其分解后的相与基体相形成共格关系，从而提高了锆合金焊接封头的硬度，从而有利于提高焊接封头的耐磨性和延长焊接封头的寿命。
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公开(公告)号：CN104264087A
公开(公告)日：2015-01-07
申请号：CN201410548854.3
申请日：2014-10-16
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Zr-Nb-Cu系合金的制备方法，其按照锻造→淬火→热挤压→首次退火→第一次冷轧和退火→第二次冷轧和退火→第三次冷轧和退火，其中，第一次冷轧和退火是将首次退火后的制件进行第一次冷轧，在变形量达50~70%后，在500~550℃下进行退火处理；第二次冷轧和退火是将第一次冷轧和退火后的制件进行第二次冷轧，在变形量达50~70%后，在500~550℃下进行退火处理；第三次冷轧和退火是将第二次冷轧和退火后的制件进行第三次冷轧，在变形量达50~70%后，在450~520℃下进行退火处理。本发明所制备的Zr-Nb-Cu系合金的第二相呈细小弥散分布，且相比传统工艺，其耐腐蚀性能提高25%以上。
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公开(公告)号：CN116522258A
公开(公告)日：2023-08-01
申请号：CN202310202640.X
申请日：2023-03-06
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
IPC分类号： G06F18/2431 , G06F18/213 , G06Q50/06
摘要： 本发明公开了一种压水堆核电厂一回路瞬变智能归类方法，包括：列出核电厂一回路运行过程中发生瞬变的类型清单；瞬变是指瞬间的温度或压力的变化导致对一回路材料产生的冲击；对瞬变背后的影响参数进行分析，以筛选出瞬变的热力学特征，热力学特征包括公共特征和独立特征，至少与一种公共特征有关联的瞬变记为公共瞬变，与公共特征均没有关联的瞬变记为独立瞬变；瞬变经过公共特征的关联性筛查分为公共瞬变和独立瞬变；公共瞬变通过公共特征的状态分类后，再利用独立特征定位到最终的瞬变类型，而独立瞬变直接通过独立特征定位到最终的瞬变类型。本发明提供的一回路瞬变智能归类方法提高了一回路瞬变分类的速度和准确性。
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公开(公告)号：CN110688685B
公开(公告)日：2023-03-28
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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