核电厂管道力学分析方法以及系统

    公开(公告)号:CN109376393B

    公开(公告)日:2023-06-27

    申请号:CN201811123329.1

    申请日:2018-09-26

    摘要: 本发明公开了一种核电厂管道力学分析方法以及系统,方法包括:获取核电管道施工设计阶段的所有相关的上游数据,将所述上游数据整理为结构化数据并上传至云端数据库;在需要执行管道力学分析任务时,调用力学分析软件,从云端数据库获取相应的结构化数据作为力学分析软件进行任务分析时的输入数据,并获取力学分析软件的输出数据;基于所述输出数据中的应力结果数据进行运算评估得到评估结论数据。如此实现了核电管道力学分析工作的全流程自动化作业,解决过往非结构化数据传递效率低的问题,实现了工作流程内全数据模式传递、收集和存储,解决人工处理数据的繁琐和耗时问题,解决力学评估依赖于人工核算分析、耗费人力巨大的现状。

    核电厂工艺管道标准支吊架管部件的分类计算方法及装置

    公开(公告)号:CN107122529A

    公开(公告)日:2017-09-01

    申请号:CN201710239169.6

    申请日:2017-04-13

    IPC分类号: G06F17/50

    摘要: 本发明公开了一种核电厂工艺管道标准支吊架管部件的分类计算方法以及装置,其确定待分类计算的标准支吊架管部件的基本属性以及载荷性能,并对其进行分类,获得简化模型;并确定是否包含平面曲杆;若包含平面曲杆,则选取校核危险截面,并根据危险截面中R/h比值的不同选取不同的计算公式来计算危险截面的受力和力矩,最后进行强度校核。本发明针对现有支架有限元计算强度校核周期长的缺陷,实现了批量化人工校核标准支吊架管部件支架强度,并可对修改关键截面尺寸起到快速校核的作用,还可进行相似类型或相应管夹结构设计,确定许用载荷,避免了不必要的重复有限元建模计算过程,提高了工作效率并减少工程应用时间。

    核电厂管道力学分析方法以及系统

    公开(公告)号:CN109376393A

    公开(公告)日:2019-02-22

    申请号:CN201811123329.1

    申请日:2018-09-26

    IPC分类号: G06F17/50 G06F16/20

    摘要: 本发明公开了一种核电厂管道力学分析方法以及系统,方法包括:获取核电管道施工设计阶段的所有相关的上游数据,将所述上游数据整理为结构化数据并上传至云端数据库;在需要执行管道力学分析任务时,调用力学分析软件,从云端数据库获取相应的结构化数据作为力学分析软件进行任务分析时的输入数据,并获取力学分析软件的输出数据;基于所述输出数据中的应力结果数据进行运算评估得到评估结论数据。如此实现了核电管道力学分析工作的全流程自动化作业,解决过往非结构化数据传递效率低的问题,实现了工作流程内全数据模式传递、收集和存储,解决人工处理数据的繁琐和耗时问题,解决力学评估依赖于人工核算分析、耗费人力巨大的现状。

    核电站管道内壁温度测量方法和装置

    公开(公告)号:CN106092351B

    公开(公告)日:2019-07-02

    申请号:CN201610364193.8

    申请日:2016-05-27

    IPC分类号: G01K7/02

    摘要: 本发明公开了一种核电站管道内壁温度测量方法,包括:建立单位瞬态热传导模型;利用单位瞬态热传导模型推导数值计算方法;测量管道外壁温度;将测量得到的管道外壁温度作为已知量,运用数值计算方法计算得到管道内壁温度。与现有技术相比,本发明无需在被测管道上开孔,在不破坏核电站一回路管道(内含放射性流质)结构的前提下,准确地获知管道内壁的温度分布信息,更有效地实现了放射性包容,提高了核电站运行的安全性;同时,本发明直接测量管道外壁温度而非测量管道内流质的温度,避免了换热系数的计算,显著提高了管壁温度场的计算准确性。此外,本发明还公开了一种核电站管道内壁温度测量装置。

    核电站管道内壁温度测量方法和装置

    公开(公告)号:CN106092351A

    公开(公告)日:2016-11-09

    申请号:CN201610364193.8

    申请日:2016-05-27

    IPC分类号: G01K7/02

    CPC分类号: G01K7/02

    摘要: 本发明公开了一种核电站管道内壁温度测量方法,包括:建立单位瞬态热传导模型;利用单位瞬态热传导模型推导数值计算方法;测量管道外壁温度;将测量得到的管道外壁温度作为已知量,运用数值计算方法计算得到管道内壁温度。与现有技术相比,本发明无需在被测管道上开孔,在不破坏核电站一回路管道(内含放射性流质)结构的前提下,准确地获知管道内壁的温度分布信息,更有效地实现了放射性包容,提高了核电站运行的安全性;同时,本发明直接测量管道外壁温度而非测量管道内流质的温度,避免了换热系数的计算,显著提高了管壁温度场的计算准确性。此外,本发明还公开了一种核电站管道内壁温度测量装置。

    一种紊流三通管
    7.
    实用新型

    公开(公告)号:CN207648323U

    公开(公告)日:2018-07-24

    申请号:CN201720412008.8

    申请日:2017-04-19

    IPC分类号: F16L41/02

    摘要: 本实用新型公开了一种紊流三通管,用于核电厂管道系统,包括:主管,两端分别和两主流管道固定连接,用于导通两所述主流管道使热介质通过;支管,垂直设置于所述主管一侧且与所述主管连通,用于改变所述主管内的热介质流向;其特征在于,还包括套管,连接于所述支管与支流管道之间,用于导通所述支管和所述支流管道以使冷介质通过,同时降低所述主管和支管连接处的热冲击或热疲劳应力。本实用新型提供的紊流三通管有效减小三通局部区域热波动,从而降低三通的热冲击或热疲劳效应,保证核电厂管道系统的安全运行。

    核电站贯穿件装置
    8.
    实用新型

    公开(公告)号:CN209369062U

    公开(公告)日:2019-09-10

    申请号:CN201821796014.9

    申请日:2018-10-31

    IPC分类号: E04B1/66 F16L5/02

    摘要: 本实用新型公开了一种核电站贯穿件装置,包括:套筒,固定设置在混凝土墙体内,两端位于混凝土墙体的外部,其内设置有第一管道;封头,设置有管嘴,外围与套筒的一端焊接固定,管嘴位置的一侧与第一管道焊接连接,管嘴位置的另一侧与第二管道焊接连接,且第一管道、封头和第二管道焊接固定后相互连通;肋板,焊接在套筒的外壁上,且嵌固在混凝土墙体内;至少一个高导热性套箍,其导热性能高于套筒和封头,套接在混凝土墙体外部的套筒和/或封头上;以及传热导线,其导热性能高于套筒和封头,一端与高导热性套箍连接,另一端接入温度低且热容高的热量吸收体中。