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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
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G01N17/00
摘要： 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
申请人： 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分类号： C23C8/12
摘要： 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：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：CN117034086A
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202311042124.1
申请日：2023-08-18
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司
IPC分类号： G06F18/24 , G06F18/22 , G06F18/214 , G06Q10/0631 , G06Q10/10 , G06Q10/0633
摘要： 本发明公开了一种基于动态时间扭曲算法的一回路瞬变分类方法，包括：对每个瞬变分类进行分析，提取每个瞬变分类相关系数最高的几个数据列索引，并预设每个瞬变分类的对应数据列索引的权重，根据核电机组的设计瞬变文件和历史瞬变文件，设置多个样本组，在此基础上建立分类模型；在分类模型中，使用当前待分类的瞬变数据与样本瞬变数据采用DTW算法进行相似度比较，在进行不同瞬变比较时按照数据列索引加载对应数据列进行比较，以得到总相似度最小值，并将总相似度最小值对应样本所属的瞬变分类作为当前待分类的瞬变数据的分类情况。本发明提供的一回路瞬变分类方法提高了核电厂中瞬变分类处理的自动化程度以及准确性，大大减少了人工工作量。
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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：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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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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