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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
Applicant: 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: G06F30/10 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 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：CN115266262A
公开(公告)日：2022-11-01
申请号：CN202210846785.9
申请日：2022-07-06
Applicant: 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
Abstract: 本发明公开了一种重组紧凑拉伸试样的制备方法，包括如下步骤：1)针对目标材料制备试样，并在所述试样的表面喷涂散斑；2)对所述试样进行断裂韧性试验，在所述断裂韧性试验的过程中，采用全场应变测量系统对试样进行测量；3)根据所述全场应变测量系统的测量结果，确定所述试样表面的塑性应变区域并进行切除，保留所述试样两侧的无塑性应变区域并得到重组块；4)将所述重组块与辅助材料进行焊接，得到所述重组紧凑拉伸试样。本发明的重组紧凑拉伸试样的制备方法，通过合理的重组手段和验证手段，使得重组后的试样性能与原试样相近；且经过断裂韧性试验后的无塑性变形区域(重组块)可以重组2个及以上试样，将材料的利用率提高3倍及以上。
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公开(公告)号：CN114358562A
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202111642652.1
申请日：2021-12-29
Applicant: 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: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F30/23 , G01M13/00 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种用于核电厂一回路的瞬态等效性评价方法，分别获取瞬态一和瞬态二作用下金属部件随时间变化的应力状态，并基于应力状态分别确定瞬态一和瞬态二作用下的应力极值时刻；根据应力极值时刻分别确定瞬态一和瞬态二的评价参数，评价参数包括交变应力强度、疲劳损伤量、应力峰值状态和应力谷值状态；若瞬态一的交变应力强度大于瞬态二的交变应力强度，且瞬态一的疲劳损伤大于瞬态二的疲劳损伤，且瞬态一的应力峰值状态大于瞬态二的应力峰值状态，且瞬态一的应力谷值状态小于瞬态二的应力谷值状态，则判断瞬态一大于瞬态二。本发明能够正确评价瞬态之间大小关系，保证满足相关准则的瞬态具有真正的包络性，计算量小、应用便捷。
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公开(公告)号：CN114134456A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111299188.0
申请日：2021-11-04
Applicant: 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
Abstract: 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：CN111914219A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010781955.0
申请日：2020-08-06
Applicant: 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
Abstract: 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：CN103361592B
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201310316571.1
申请日：2013-07-25
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 北京工业大学 , 中广核工程有限公司
IPC: C23C8/12
Abstract: 本发明涉及一种提高锆合金管抗高温腐蚀性的方法，其是使锆合金管的外表面发生氧化反应产生致密的氧化锆预氧化膜层，氧化锆预氧化膜层的厚度为5~10μm。本发明通过在锆合金管外表面形成致密的氧化锆预氧化薄膜，该预氧化薄膜可有效阻挡锆合金管服役时的氧氢的扩散，从而有效提高了锆合金管在高温条件下的抗腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN104034651A
公开(公告)日：2014-09-10
申请号：CN201410294969.4
申请日：2014-06-26
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明涉及一种核电站用包壳材料在高温蒸汽中腐蚀性能评价的专用实验装置，其包括：样品室，其包括石英管、上端盖和下端盖、蒸汽进气管、排气管；包壳，其设置在石英管内，且包壳的上下端部分别通过密封装置固定在上端盖和下端盖上；加热电极，其包括分别密封固定在上端盖和下端盖上且加热端部位于包壳内部的第一钨电极和第二钨电极；上、下绝缘环，其用于分别使第一钨电极、第二钨电极与包壳的内壁之间绝缘；测温装置。本发明能够很好地模拟LOCA工况下包壳的腐蚀行为，可用于对包壳材料成分及加工工艺进行筛选，生产不同批次管材高温氧化性能评价等，也可用于其他管材在高温水蒸气和其他气体、液体环境中腐蚀性能评价。
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公开(公告)号：CN103361592A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310316571.1
申请日：2013-07-25
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 北京工业大学 , 中广核工程有限公司
IPC: C23C8/12
Abstract: 本发明涉及一种提高锆合金管抗高温腐蚀性的方法，其是使锆合金管的外表面发生氧化反应产生致密的氧化锆预氧化膜层，氧化锆预氧化膜层的厚度为5~10μm。本发明通过在锆合金管外表面形成致密的氧化锆预氧化薄膜，该预氧化薄膜可有效阻挡锆合金管服役时的氧氢的扩散，从而有效提高了锆合金管在高温条件下的抗腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN102230109A
公开(公告)日：2011-11-02
申请号：CN201110180102.2
申请日：2011-06-30
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用锆合金材料，以所述锆合金材料的总重量为基准，其由如下组分组成：Nb0.9％～1.1％、Sn0.45％～0.55％、Cu0.01％～0.1％、Ni0.05％～0.15％、Cr0.05％～0.15％、O600～1400ppm、C≤100ppm、N≤80ppm以及Zr余量。通过一系列的实验数据表明，本发明与现有的低锡Zr-4合金相比，在427℃高温蒸汽中具有更为优异的抗腐蚀性能，满足核反应堆材料的应用要求。
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公开(公告)号：CN102212719A
公开(公告)日：2011-10-12
申请号：CN201110158482.X
申请日：2011-06-14
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用低锡锆合金材料，以所述低锡锆合金材料的总重量为基准，所述低锡锆合金由如0.8%～1.0%Nb；0.2%~0.5%Sn；0.2%～0.5%Fe；0.06%～0.14%O；0.1%～0.2%的Cr或V；以及余量为Zr组成，其中：Sn和Fe的重量百分比之和为0.5%～1.0%。本发明通过大量实验研究发现，在控制锆合金中Sn和Fe的重量百分比之和在一定范围内时，加入特定量的Cr或V能够大大减少合金焊缝处的腐蚀，由此可以提高核燃料组件的安全性、成本和效率，其中，V还能够改进合金的力学性能。整体上说，本发明的锆合金的耐腐蚀性能提高，可靠性更好。
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