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公开(公告)号：CN112798430A
公开(公告)日：2021-05-14
申请号：CN202110176795.1
申请日：2021-02-09
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 , 国核电站运行服务技术有限公司
摘要： 本发明的目的在于公开一种用于U型管道高温高压水环境试验的夹具，包括四个支撑、上载荷平台、下载荷平台、固定角块和试样夹块；与现有技术相比，所有部件均为对称设计，以试验机加载杆为中心对称分布，保证了在试验过程中，施加在试样上的载荷是稳定且严格对中的，保证了整套夹具的稳固性，有利于试验的长时间运行，试样夹块可以随着试样上下转动，避免造成局部应力集中，适用于带U型弯结构的管道试样在高温高压水环境下力学试验，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN214894551U
公开(公告)日：2021-11-26
申请号：CN202120360603.8
申请日：2021-02-09
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司 , 国核电站运行服务技术有限公司
摘要： 本实用新型的目的在于公开一种用于U型管道高温高压水环境试验的夹具，包括四个支撑、上载荷平台、下载荷平台、固定角块和试样夹块；与现有技术相比，所有部件均为对称设计，以试验机加载杆为中心对称分布，保证了在试验过程中，施加在试样上的载荷是稳定且严格对中的，保证了整套夹具的稳固性，有利于试验的长时间运行，试样夹块可以随着试样上下转动，避免造成局部应力集中，适用于带U型弯结构的管道试样在高温高压水环境下力学试验，实现本实用新型的目的。
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公开(公告)号：CN110909505A
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201911221070.9
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G06F30/23 , G06Q50/06 , G06F111/10 , G06F119/04 , G06F119/08
摘要： 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的瞬态温度场计算方法，通过系统接口从电厂数据库读入电厂数字化控制系统采集的一回路系统流体温度数据Tw(t)，作为瞬态温度场计算的输入，通过温度场方程计算圆柱壳体或球壳体的内壁面温度瞬态，作为后续热应力计算的输入。优点在于：本发明适用于核电厂设备和管道的瞬态温度场求解方法，该方法采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程，利用一回路系统流体温度数据快速的计算瞬态温度场，该方法不需要结构壁面温度作为计算输入，从而无需在一回路设备或管道的外壁面增加温度测量仪表，减少了疲劳监测系统对电厂设计和现场布置的影响，降低了系统的施工和维护成本。
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公开(公告)号：CN110991884A
公开(公告)日：2020-04-10
申请号：CN201911221098.2
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电厂疲劳监测和寿命评估系统，包括系统硬件、系统平台、计算程序、系统数据库，所述系统硬件由系统服务器、数据库服务器、备份服务器、网络交换机组成，所述系统平台由人机交互界面和系统管理服务系统组成，所述系统管理服务由数据采集、数据存储、数据处理、参数显示、数据检索、趋势显示、报表制定、参考资料、系统管理组成，所述计算程序由测点筛选、NCR()评估、温度场解析解、应力场解析解以及测试验证组成。本发明的监测范围广，覆盖核岛一回路全部主设备、主要管道，系统创新的实现了“不增加硬件仪表测点”，通过模型推导的方法，来获得关注位置的温度状态，这样确保了老电厂在应用时，最小的改造和最高的效率。系统创新的考虑了压水堆冷却剂环境对金属疲劳的影响，满足核安全局对电厂装料许可证的要求。
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公开(公告)号：CN113655117A
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN202110852035.8
申请日：2021-07-27
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本发明涉及压力容器损伤监测技术领域，具体公开了一种基于超声导波的高温压力容器损伤定位方法，其整体流程主要由压力容器运行温度点划分、各温度点基准信号采集、归一化、滤波以及降噪处理、待监测容器导波信号采集、归一化、滤波以及降噪处理、集合经验模态分解提取特征、损伤定位构成；本方案使用归一化、滤波、降噪以及集合经验模态分解等信号处理方法有效的提高了超声导波信号的信噪比，避免了干扰信号的影响，相较于传统的无损检测方法，通过超声导波监测方法可以实时的、在线的监测高温环境下的压力容器运行状态，更适用于在役结构的健康监测，并且该方法是一种主动的监测方法，可根据需要随时获取压力容器健康状况。
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公开(公告)号：CN113628770A
公开(公告)日：2021-11-09
申请号：CN202110948335.6
申请日：2021-08-18
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本发明涉及核电厂检测技术领域，具体公开了一种核电厂压力温度限值实时监测系统，包括运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据处理模块以及数据输出模块，所述数据处理模块与运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据输出模块相互连接；所述运行限制曲线绘制模块绘制反应堆冷却剂运行限值曲线图，通过数据采集模块采集温度与压力数据，数据处理模块将温度与压力数据在运行限值曲线图中显示出来，最后通过数据输出模块输出数据，为后续脆性断裂分析计算提供技术支持；本发明能够在发生超限瞬态时根据运行年限快速初步判断反应堆冷却剂压力边界是否可接受，并自动生成超限瞬态压力温度时程数据为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。
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公开(公告)号：CN115371469A
公开(公告)日：2022-11-22
申请号：CN202211127714.X
申请日：2022-09-16
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
发明人： 周全 , 刘畅 , 矫明 , 张伟 , 应秉斌 , 唐力晨 , 巢孟科 , 张锴 , 景益 , 林绍萱 , 贺寅彪 , 邵长磊 , 李晨 , 门启明 , 张星亮 , 黄俊 , 姚彦贵 , 尤岩 , 张毅成 , 李经怀 , 杨星
摘要： 本公开提供了一种缓解蒸汽发生器传热管磨损的系统和方法，属于蒸汽发生器技术领域，包括壳体、内套筒、传热管束和初级分离器，所述内套筒、传热管束和初级分离器均位于壳体内部；所述壳体和内套筒之间形成下降通道，所述下降通道的入口出设置有阻力元器件。通过对蒸汽发生器二次侧结构进行优化改进，服了蒸汽发生器传热管束由于流场不均或流速过快导致传热管束发生流致振动磨损，在不影响换热效率的基础上，有效避免了传热管束破裂事故的发生。
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公开(公告)号：CN113740426A
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN202110853416.8
申请日：2021-07-27
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本发明涉及压力容器监测技术领域，具体公开了高温环境下基于超声导波技术的承压设备缺陷探测装置，包括耐高温压电晶片、耐高温导线、耐高温导电胶、信号发生单元、计算机和示波器；所述耐高温压电晶片设有多个，并通过耐高温导电胶粘接于待监测的承压设备上，用于激励并接收承压设备缺陷探测所需的超声导波信号。所述信号发生单元产生第一电信号，该第一电信号经耐高温导线传输至耐高温压电晶片，并转换为压力信号；压力信号在承压设备中传播至其余耐高温压电晶片，并转换为第二电信号，该第二电信号经耐高温导线传输至示波器显示，并保存接收至计算机，计算机根据第二电信号计算出承压设备的缺陷位置。
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公开(公告)号：CN111312414A
公开(公告)日：2020-06-19
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21D1/02
摘要： 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的疲劳评价方法，包括以下步骤：S1，通过配置数据模块获取各测点的布置和评价部位信息，并通过实时数据模块监测获取电厂的温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能参数数据；S2，将温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能的参数数据输入到传递函数计算模块，通过计算函数计算得到各疲劳点的应力分量时程；S3,将S2中的各应力分量时程输送到常规疲劳计算模块和EAF疲劳计算模块进行疲劳统计计算。本发明通过获取电厂的各项参数数据，进行常规疲劳计算以及环境疲劳计算，并在计算时进行弹塑性修正，获取准确的疲劳损伤因子，实现电厂疲劳监测以及寿命评估。
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公开(公告)号：CN111312414B
公开(公告)日：2022-05-31
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
申请人： 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G21C17/017 , G21D1/02
摘要： 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的疲劳评价方法，包括以下步骤：S1，通过配置数据模块获取各测点的布置和评价部位信息，并通过实时数据模块监测获取电厂的温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能参数数据；S2，将温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能的参数数据输入到传递函数计算模块，通过计算函数计算得到各疲劳点的应力分量时程；S3,将S2中的各应力分量时程输送到常规疲劳计算模块和EAF疲劳计算模块进行疲劳统计计算。本发明通过获取电厂的各项参数数据，进行常规疲劳计算以及环境疲劳计算，并在计算时进行弹塑性修正，获取准确的疲劳损伤因子，实现电厂疲劳监测以及寿命评估。
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