一种具有减震结构的双层安全壳
    2.
    发明公开

    公开(公告)号:CN118167760A

    公开(公告)日:2024-06-11

    申请号:CN202410257638.7

    申请日:2024-03-06

    摘要: 本发明公开了一种具有减震结构的双层安全壳,包括设置在安全壳基础上的第一安全壳和第二安全壳,在第一安全壳和第二安全壳之间设置有多个惯容减震器,惯容减震器包括转动体和磁流变液室,转动体位于磁流变液室内,磁流变液室与第二安全壳连接,第一安全壳与第二安全壳在水平方向的相对位移使得转动体旋转,磁流变液室容纳有磁流变液,第一安全壳与第二安全壳之间的间距增大或者减小时,磁流变液室内的两侧之间形成第一磁场,第一磁场使得磁流变液的阻尼增大,以阻碍转动体的转动。本申请提出了双层安全壳的基础隔震‑磁流变自动能量阱新型减震体系,提高了安全壳结构的安全性。

    核电厂房冷却水箱调谐质量阻尼器减震装置及方法

    公开(公告)号:CN117167431A

    公开(公告)日:2023-12-05

    申请号:CN202311221406.8

    申请日:2023-09-21

    IPC分类号: F16F15/02 F16F15/04

    摘要: 本发明公开了核电厂房冷却水箱调谐质量阻尼器减震装置及方法,包括核电厂房、高位冷却水箱及水箱周围支撑连接等。由于冷却水箱的质量和体积较大,对核电厂房的动力特性和地震响应有较大的影响。将高位冷却水箱改造为厂房结构的消能减震装置,在保持原有功能的条件下改变水箱及水的振动特性,可有效降低核电厂房的动力响应。本发明为核电厂房上的高位冷却水箱提供的调谐质量阻尼器减震装置的方案,并提出调谐质量阻尼器的参数设计方法。本发明提出的高位冷却水箱作为调谐质量阻尼器减震装置能够在不破坏原有消防功能的前提下,有效降低核电厂房在地震作用下的地震反应,保护厂房内电力设备等装置,具有较好的应用前景。

    一种核电厂安全壳结构的位移响应的预测方法和装置

    公开(公告)号:CN118013467A

    公开(公告)日:2024-05-10

    申请号:CN202410176029.9

    申请日:2024-02-07

    摘要: 本发明公开了一种核电厂安全壳结构的位移响应的预测方法和装置。该方法包括:首先,确定核电厂安全壳结构位移快速响应预测模型数据库的输入参数和输出参数;其次,对输入参数进行抽样,并记录对应的输出参数的数值,以构建核电厂安全壳结构位移快速响应预测模型数据库;然后,从若干种机器学习回归模型中选取最佳机器学习模型;接下来,对安全壳结构位移快速响应预测机器学习模型进行训练及精度验证;最后,利用精度验证后的安全壳结构位移快速响应预测机器学习模型确定关键点位的位移响应。本发明实施例的核电厂安全壳结构的位移响应的预测方法和装置,快速、高效、准确地实现了在日常运行及复杂工况下对整个核电厂安全壳结构的位移场的重构。

    一种发动机等效力学模型构建方法和装置

    公开(公告)号:CN116305575A

    公开(公告)日:2023-06-23

    申请号:CN202310281128.9

    申请日:2023-03-21

    摘要: 本申请公开了一种发动机等效力学模型构建方法和装置。该方法包括:首先,获取发动机的结构特征并建立初步等效力学模型;然后,对初步等效力学模型进行优化处理并生成等效力学模型;接下来,对等效力学模型进行检验,判断等效力学模型是否满足等效精度要求,若满足等效精度要求则确定等效力学模型构建完成,若不满足等效精度要求则重新构建等效力学模型。本申请实施例的发动机等效力学模型构建方法和装置,具体描述了等效力学模型的构建过程,能够快速、便捷、高效、准确地建立等效力学模型,使得等效力学模型具备较高的可信度,并通过对等效力学模型的等效合理性检验,进一步保证了等效力学模型的可靠性。

    用于安全壳极限承载能力验证试验的系统

    公开(公告)号:CN118155875A

    公开(公告)日:2024-06-07

    申请号:CN202410276420.6

    申请日:2024-03-11

    IPC分类号: G21C13/028

    摘要: 本申请涉及核电工程的技术领域,具体公开了一种用于安全壳极限承载能力验证试验的系统,能够对安全壳在出现局部裂缝后保持内部密封并仍可进行加压,且在达到内压极限破裂后进行外部防护,包括内衬钢板、密封膜片和密封油层。内衬钢板具有多块,多块内衬钢板拼接构成壳体,相邻两块内衬钢板之间具有第一接缝。密封膜片具有多张,多张密封膜片铺设于壳体的内壁,且至少覆盖第一接缝。密封油层涂覆于壳体与密封膜片之间。本方案通过在内衬钢板内壁设置密封油层和密封膜片双层密封结构,加强安全壳密封效果;内衬钢板的第一接缝在试验的初期阶段发生开裂,双层密封结构避免气体泄露,维持内压加载,直至内压增加破坏安全壳,完成最终试验考核。

    一种核电厂构筑物物理损伤边界的评估方法及装置

    公开(公告)号:CN118857647A

    公开(公告)日:2024-10-29

    申请号:CN202410889659.0

    申请日:2024-07-03

    IPC分类号: G01M7/08 G06Q50/08 G06Q10/063

    摘要: 本发明公开了一种核电厂构筑物物理损伤边界的评估方法及装置,该方法包括:选取待评估的墙体Si,获取墙体的厚度、撞击物的质量和初始撞击速度;利用墙体的厚度和初始撞击速度,确定墙体的破坏模式;根据破坏模式确定墙体吸收的内能和撞击物自身溃缩耗散的能量;根据撞击物的质量和初始撞击速度,确定墙体使初始撞击速度降为零需承担的第一总能量,进而确定撞击物的第一剩余动能;当第一剩余动能小于等于零,墙体为核电厂构筑物的物理损伤边界,当第一剩余动能大于零,将下一个墙体Si+1作为待评估对象,依据第一剩余动能确定撞击物撞击下一个墙体Si+1的第二剩余动能。