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公开(公告)号：CN106990004A
公开(公告)日：2017-07-28
申请号：CN201710282107.3
申请日：2017-04-26
申请人： 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院
IPC分类号： G01N3/36
CPC分类号： G01N3/36 , G01N2203/0005 , G01N2203/0048
摘要： 本发明属于材料性能测试试验技术领域，准确地说，涉及到一种带高温高压循环水的微动疲劳试验装置及其应用。该装置主要由高温高压循环水系统、高压釜、疲劳机、法向正压力施加系统、控制系统五部分组成。高温高压循环水系统为高压釜内提供试验所需的水化学精确可控的高温高压循环水环境，疲劳机对高压釜内的疲劳试样施加交变载荷，法向正压力施加系统对高压釜内疲劳试样标距段表面施加可控的正压力，控制系统控制高温高压循环水系统和疲劳机。在疲劳试验过程中，疲劳试样标距段反复变形，磨损压头保持静止，磨损压头与疲劳试样标距段接触区域反复摩擦，实现高温高压循环水环境中的原位微动疲劳试验。
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公开(公告)号：CN111795887A
公开(公告)日：2020-10-20
申请号：CN201910277858.5
申请日：2019-04-08
申请人： 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G01N3/04
摘要： 本发明属于加工夹具领域，涉及微动磨损用夹具，具体为一种高温高压水管/板接触式微动磨损用夹具及使用方法，解决高温高压水条件下管/板接触式微动磨损实验中摩擦副间的紧固问题和平行性问题。该夹具设有：固定夹板、板状试样夹具固定板、螺杆、板状试样夹具、挡板、横轴传动杆、连接螺柱及其紧固螺母、管状试样固定底座、圆弧状紧固夹块、板状试样夹具固定板支架及各紧固螺钉与螺母等，能够进行高温高压水中的管/板接触式微动磨损实验。本发明解决管/板接触式微动磨损实验中摩擦副之间紧固性和平行性难以同时保证的难题，有效提升实验的精确性和可重复性，该夹具结构简单，操作方便，成本低廉。
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公开(公告)号：CN206876509U
公开(公告)日：2018-01-12
申请号：CN201720447176.0
申请日：2017-04-26
申请人： 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院
IPC分类号： G01N3/36
摘要： 本实用新型属于材料性能测试试验技术领域，准确地说，涉及到一种带高温高压循环水的微动疲劳试验装置。该装置主要由高温高压循环水系统、高压釜、疲劳机、法向正压力施加系统、控制系统五部分组成。高温高压循环水系统为高压釜内提供试验所需的水化学精确可控的高温高压循环水环境，疲劳机对高压釜内的疲劳试样施加交变载荷，法向正压力施加系统对高压釜内疲劳试样标距段表面施加可控的正压力，控制系统控制高温高压循环水系统和疲劳机。在疲劳试验过程中，疲劳试样标距段反复变形，磨损压头保持静止，磨损压头与疲劳试样标距段接触区域反复摩擦，实现高温高压循环水环境中的原位微动疲劳试验。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN210166214U
公开(公告)日：2020-03-20
申请号：CN201920463514.9
申请日：2019-04-08
申请人： 中国科学院金属研究所 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： G01N3/04
摘要： 本实用新型属于加工夹具领域，涉及微动磨损用夹具，具体为一种高温高压水管板接触式微动磨损用夹具，解决高温高压水条件下管/板接触式微动磨损实验中摩擦副间的紧固问题和平行性问题。该夹具设有：固定夹板、板状试样夹具固定板、螺杆、板状试样夹具、挡板、横轴传动杆、连接螺柱及其紧固螺母、管状试样固定底座、圆弧状紧固夹块、板状试样夹具固定板支架及各紧固螺钉与螺母等，能够进行高温高压水中的管/板接触式微动磨损实验。本实用新型解决管/板接触式微动磨损实验中摩擦副之间紧固性和平行性难以同时保证的难题，有效提升实验的精确性和可重复性，该夹具结构简单，操作方便，成本低廉。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN113655117B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202110852035.8
申请日：2021-07-27
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
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：CN118424479A
公开(公告)日：2024-08-02
申请号：CN202410242234.0
申请日：2024-03-04
申请人： 上海核能装备测试验证中心有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海电气核电集团有限公司
发明人： 索航 , 巢孟科 , 王培培 , 廖卫华 , 吕康 , 严子佳 , 门启明 , 张菲茜 , 廖义涵 , 袁舒梦 , 周全 , 陈俨 , 杨星 , 李晨 , 史志龙 , 张可丰 , 姚彦贵 , 任大峰 , 唐力晨 , 李经怀 , 刘畅
摘要： 本发明涉及缠绕管换热器技术领域，公开了一种缠绕管换热器热工水力试验温度测量系统，若干测温装置包括一端固定于缠绕管换热器本体的外壁面不同区域的测温底座，另一端与内螺纹段螺纹连接，并且测温底座与内螺纹段之间设有垫片以实现硬密封，测温底座上开孔，导向管一端穿过开孔延伸到缠绕管换热器本体的内腔室，另一端穿过垫片和内螺纹段延伸到外部，导向管内设有热电偶；测点管支撑件固定于内腔室的内壁面，用于固定导向管端部以进行不同位置的温度测量；由此实现了将热电偶布置在缠绕管换热器的不同区域、不同层级位置，实现缠绕管换热器内部温度的准确测量，可以为缠绕管换热器的热工性能提供数据基础。
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公开(公告)号：CN115388675B
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202210993961.1
申请日：2022-08-18
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
发明人： 巢孟科 , 杨星 , 门启明 , 袁舒梦 , 林绍萱 , 唐力晨 , 张伟 , 李晨 , 张菲茜 , 刘畅 , 秦炎锋 , 张可丰 , 景益 , 陈俨 , 薛国宏 , 姚彦贵 , 周全 , 张毅成 , 张锴 , 刘润发 , 应秉斌 , 李经怀 , 姚兆祯
摘要： 本发明涉及核岛主设备换热组件技术领域，特别涉及一种可涡流检查的环绕堆内组件式螺旋缠绕管换热组件，包括芯筒,其内通道为反应堆堆内组件的安装空间；螺旋缠绕管束，其为由多根无焊缝螺旋缠绕管缠绕在芯筒外围形成的多层结构；支撑结构，用于支撑螺旋缠绕管束；管箱组件，包括多个上管箱单元以及与其数量一致的多个下管箱单元，两个上管箱单元通过集水管连通为一组，两个下管箱单元通过集水管连通为一组，一组上管箱单元仅与一组下管箱单元对应，组中的上管箱单元与组中下管箱单元一一对应且通过多根螺旋缠绕管连通；本发明既能用于供热或提供终端需要能量的无相变热交换装置，也能用于供汽或提供后端动力系统需要能量的有相变直流蒸汽发生器。
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公开(公告)号：CN117807840A
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202311862910.6
申请日：2023-12-29
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G06F30/23 , G01M7/02 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
摘要： 本申请提供了一种堆内构件的流致振动试验测点生成方法和系统及试验系统，方法包括如下步骤：确定堆内构件中的一个或多个待测子部件；对每个待测子部件进行有限元建模仿真分析以获得每个待测子部件的部件动态特性，根据部件动态特性确定每个待测子部件的主频率值；对每个待测子部件根据力函数经验公式测算流致振动载荷，并根据流致振动载荷确定每个待测子部件的最大位移值；判断当前待测子部件的主频率值与频率阈值之间的关系以及最大位移值与位移阈值的关系；根据主频率值和/或最大位移值生成当前待测子部件的结构响应结果，根据结构响应结果在流致振动响应最大的位置布置一个或多个试验测点。
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公开(公告)号：CN117766172A
公开(公告)日：2024-03-26
申请号：CN202311825597.9
申请日：2023-12-27
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
摘要： 本申请提供了一种一体化反应堆试验件的压降测量方法及系统，包括如下步骤：在一体化反应堆试验件的流量回路中布置多个压差测点；以及根据多个压差测点测量试验件中的局部区域压降和/或流量回路的总体压降，其中，多个压差测点的所在位置满足如下条件：多个压差测点分布在试验件的堆内构件模拟件以及换热组件模拟件上，且堆内构件模拟件以及换热组件模拟件均位于试验件的压力容器中。本申请提供的一体化反应堆试验件的压降测量方法及系统能够准确测量反应堆压降，从而验证了反应堆压降以及反应堆堆内构件设计的合理性。
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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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