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公开(公告)号：CN113011111B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202110201677.1
申请日：2021-02-23
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/28 , G06F30/23 , G21C17/00 , G06F113/08 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种堆内构件棒状结构湍流激振评估方法及装置，该方法通过获取流场参数和待评估棒状结构的结构参数，基于流场参数和结构参数，利用相关长度数据库通过插值法获取相关长度，从流场参数中选取速度场，并通过等效功率谱密度计算公式对相关长度和速度场进行计算，得到待计算功率谱密度值，将待计算功率谱密度值沿着待评估棒状结构的长度方向积分，得到湍流激励力曲线功率谱密度值，对湍流激励力曲线功率谱密度值进行分析和组合，计算待评估棒状结构的振动响应，并对振动响应进行后处理，得到评估结果，以根据评估结果快速且精确的确定合适的作用在堆结构上的湍流激振随机激励。
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公开(公告)号：CN107341322A
公开(公告)日：2017-11-10
申请号：CN201710639350.6
申请日：2017-07-31
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F17/50
CPC分类号： G06F17/5018 , G06F17/5086 , G06F2217/34 , G06F2217/78 , G06F2217/80
摘要： 本发明公开了一种在线监测核级设备和管道疲劳损伤的方法，所述方法实现在线计算疲劳使用系数的关键在于快速计算热应力场，基于线性叠加原理，可采用格林函数法快速计算结构热应力，在此基础上可以在线计算疲劳使用系数，实现实时在线监测，应用格林函数法实现了在线计算核级设备和管道的疲劳使用系数，计算所需的流体温度和压力数据通过现有或新增监测设备实时测量，最终在主控室显示终端实时输出疲劳损伤评定结果，实现了降低了疲劳计算的保守性，简化核级设备和管道的疲劳设计的技术效果。
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公开(公告)号：CN104462623A
公开(公告)日：2015-03-25
申请号：CN201310415040.8
申请日：2013-09-12
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F17/50
摘要： 本发明涉及反应堆冷却剂系统失水事故动力分析技术领域，具体公开了一种反应堆冷却剂系统LOCA分析模型快速建立方法。该方法具体包括：1、将反应堆冷却系统LOCA分析模型分解为几类主要的部件，分别建立这几类部件的模型；2、利用APDL语言将步骤1中分解出来的各类部件模型的几何属性、材料属性进行参数化，建立各类部件各种型号的新模型；3、利用UIDL语言在ANSYS中建立步骤2中各类部件各种型号模型的界面，形成专用的LOCA模块；4、在步骤3中的LOCA模块中通过选择LOCA分析所需的水力载荷，形成所需的反应堆冷却系统LOCA分析模型。该建模方法建模过程更直观、更简便、纠错更方便；该方法较好扩展性，通过长期技术积累可以形成完备的模型库，建模效率可提高几十倍。
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公开(公告)号：CN116052915B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211725575.0
申请日：2022-12-30
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C17/02 , G21D1/00 , G06F30/23 , G06F119/04
摘要： 本发明公开了一种核反应堆一回路系统疲劳状态监测方法和装置，本发明一方面通过关键位置传感器精确采集被测部件的温度状态，进而有效降低疲劳计算中的保守性，另一方面通过自动修正算法，在运行过程中构建了监测位置与现有传感器的对应关系，实现疲劳计算的自动修正，而无需对故障传感器进行更换和维修，保证了监测的准确性和可靠性，同时极大降低了监测装置的维修成本。
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公开(公告)号：CN113642132B
公开(公告)日：2023-07-14
申请号：CN202111019301.5
申请日：2021-08-25
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/17 , G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种基于CFD的管束结构流致振动评估临界流速分析方法，涉及核动力装置结构力学领域，其技术方案要点是：根据流致振动分析模型对管束结构的流致振动行为进行模拟，得到流致振动响应包；根据流致振动响应包判断相应管束结构的流致振动特性是否属于第一预设范围；若属于，则绘制管子有效振幅与流动速度的函数关系图，并通过切线法或门限值法确定临界流速；若属于第二预设范围，则计算管子振动能量，通过能量法确定临界流速。本发明减少了临界流速确定过程中的人为因素，在实际工程中具有良好的可操作性和可重复性，提高了分析设计精度，为换热器管束的流致振动分析与设计提供一种更为准确的通用方法。
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公开(公告)号：CN113642132A
公开(公告)日：2021-11-12
申请号：CN202111019301.5
申请日：2021-08-25
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/17 , G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种基于CFD的管束结构流致振动评估临界流速分析方法，涉及核动力装置结构力学领域，其技术方案要点是：根据流致振动分析模型对管束结构的流致振动行为进行模拟，得到流致振动响应包；根据流致振动响应包判断相应管束结构的流致振动特性是否属于第一预设范围；若属于，则绘制管子有效振幅与流动速度的函数关系图，并通过切线法或门限值法确定临界流速；若属于第二预设范围，则计算管子振动能量，通过能量法确定临界流速。本发明减少了临界流速确定过程中的人为因素，在实际工程中具有良好的可操作性和可重复性，提高了分析设计精度，为换热器管束的流致振动分析与设计提供一种更为准确的通用方法。
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公开(公告)号：CN113011111A
公开(公告)日：2021-06-22
申请号：CN202110201677.1
申请日：2021-02-23
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/28 , G06F30/23 , G21C17/00 , G06F113/08 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种堆内构件棒状结构湍流激振评估方法及装置，该方法通过获取流场参数和待评估棒状结构的结构参数，基于流场参数和结构参数，利用相关长度数据库通过插值法获取相关长度，从流场参数中选取速度场，并通过等效功率谱密度计算公式对相关长度和速度场进行计算，得到待计算功率谱密度值，将待计算功率谱密度值沿着待评估棒状结构的长度方向积分，得到湍流激励力曲线功率谱密度值，对湍流激励力曲线功率谱密度值进行分析和组合，计算待评估棒状结构的振动响应，并对振动响应进行后处理，得到评估结果，以根据评估结果快速且精确的确定合适的作用在堆结构上的湍流激振随机激励。
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公开(公告)号：CN111881562A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010681550.X
申请日：2020-07-15
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/20 , G01D21/02 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下奥氏体不锈钢的应力应变数据，并获取奥氏体不锈钢的流动应力；获取奥氏体不锈钢的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；对奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统。本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料流强比，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供依据。
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公开(公告)号：CN113935259B
公开(公告)日：2024-10-22
申请号：CN202111307177.2
申请日：2021-11-05
申请人： 兰州理工大学 , 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/28 , G21C17/00 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
摘要： 本发明涉及一种反应堆一回路系统瞬态水锤波的计算方法及系统，先对反应堆一回路系统中的单个冷却环路进行建模，得到单环路模型，并在流体数值计算软件中对单环路模型进行阻力调节，使单环路模型运行在额定工况，进而实现一回路闭式系统三维稳态计算，相较于一回路开式系统的数值模拟，不必给出进出口的边界条件，简化了计算步骤，使数值模拟更加精确。最后以主泵转速变化曲线作为输入曲线，监测单环路模型预设监测点处的压力，得到预设监测点的压力波，所述压力波即为水锤波，进而能够实现一回路系统瞬态水锤波的计算，大幅度提高事故工况下一回路系统流动计算的精度，快速实现一回路系统瞬态压力计算和安全性评估。
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公开(公告)号：CN115982622B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
摘要： 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
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