公开(公告)号：CN112836403B

公开(公告)日：2023-07-25

申请号：CN202110010944.7

申请日：2021-01-06

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 吕峰 ,  黄平 ,  张晏玮 ,  陈志林 ,  薛飞 ,  王俊

IPC分类号： G06F30/23 ,  G06F119/14

摘要： 本发明公开了一种反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括以下步骤：确定用于反应堆压力容器压力温度限值曲线计算的输入参数；确定反应堆压力容器假想缺陷的尺寸；确定反应堆压力容器材料的老化程度；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻沿压力容器壁厚(t)方向各位置的金属温度和热应力；分别分析及确定反应堆降温过程和升温过程中的危险缺陷位置；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻的许用压力。本发明有效地满足2007版RCC‑M规范附录ZG“抗快速断裂分析”中的A级准则，使得不同的规范使用者运用同一种压力温度限值曲线计算方法得到反应堆压力容器压力温度限值曲线，避免为核电机组运行带来安全隐患。

公开(公告)号：CN110688685A

公开(公告)日：2020-01-14

申请号：CN201910812819.0

申请日：2019-08-30

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 吕峰 ,  王俊 ,  黄平 ,  张晏玮 ,  陈志林 ,  薛飞

IPC分类号： G06F30/10 ,  G06F111/10 ,  G06F119/08 ,  G06F119/14

摘要： 本发明涉及基于2000版及以前版RCCM规范的反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括1、确定反应堆压力容器压力温度限值曲线计算输入参数；2、确定反应堆压力容器上的缺陷尺寸；3、计算降温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；4、分析确定反应堆降温过程最危险缺陷位置及缺陷位置材料韧脆转变温度；5、计算降温过程每一时刻的许用压力；6、计算升温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；7、分析确定反应堆升温过程最危险缺陷位置以及缺陷位置材料韧脆转变温度；8、计算升温过程每一时刻的许用压力。本发明有效地满足2000版及以前版本RCCM规范附录ZG抗快速断裂分析中的A级准则，填补了现有技术的空白。

公开(公告)号：CN104282348A

公开(公告)日：2015-01-14

申请号：CN201410607999.6

申请日：2014-11-03

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 王荣山 ,  范念青 ,  刘向兵 ,  黄平 ,  吕峰 ,  钱王洁 ,  彭啸 ,  陈明亚 ,  徐超亮

IPC分类号： G21C17/003

CPC分类号： G21C17/003

摘要： 本发明涉及一种压力容器钢无损在线寿命检测方法，它包括以下步骤：（a）测试并记录未经服役的压力容器钢的热电势系数；（b）多次测试并记录老化或服役的压力容器钢的热电势系数；（c）以压力容器钢的老化时间为横轴、热电势系数为纵轴，建立模型；（d）测试并记录使用中压力容器钢的热电势系数，并将其代入步骤（c）所述的模型中，进行演算得到压力容器钢相的老化程度。通过将压力容器钢的老化时间为横轴、热电势系数为纵轴建立模型，从而可以轻松地利用使用中压力容器钢的热电势系数计算得到其老化程度，这样能在压力容器钢任意部位直接检测，以降低运行成本提高核电站的使用率。

公开(公告)号：CN116499609A

公开(公告)日：2023-07-28

申请号：CN202310332138.0

申请日：2023-03-31

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  广东核电合营有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 陈志林 ,  钱王洁 ,  路富强 ,  吕峰 ,  汪瑜裕 ,  张晏玮 ,  吴潞华 ,  陈忻 ,  边守利 ,  陈汉明 ,  顾政 ,  范念青 ,  张润泽 ,  黄永强

IPC分类号： G01K13/00 ,  G01K1/022 ,  G01K1/02

摘要： 本发明公开了一种核电厂波动瞬态的自动识别方法，包括如下步骤：获取管嘴的相对温度变化曲线，并对所述相对温度变化曲线进行峰谷值检测；以峰谷值为分界点划定相对温度变化曲线上的峰谷值组合区间，采用瞬态阈值对峰谷值组合区间进行判断，并对满足预设条件的峰谷值组合区间采用阈值窗口法进行详细判断，最终输出自动识别结果。本发明的有益之处在于：本发明的核电厂波动瞬态的自动识别方法，可快速、准确地实现各类复杂波动瞬态的自动识别，特别是大时间区间的波动瞬态，能够准确判断瞬态发生的起止时刻，较现有人工识别模式输出结果更丰富同时能显著提高工作效率、提升结果可靠性。

公开(公告)号：CN110287527B

公开(公告)日：2023-03-24

申请号：CN201910422774.6

申请日：2019-05-21

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 吕峰 ,  张晏玮 ,  王俊 ,  黄平 ,  陈志林 ,  薛飞

IPC分类号： G16C60/00 ,  G06F30/25 ,  G06F119/04 ,  G06F119/14

摘要： 本发明涉及用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，包括：一、预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二、将步骤一确定的韧脆转变温度与原设计应力分析报告的韧脆转变温度进行对比分析；若原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值≤步骤一确定的韧脆转变温度值，则开展步骤三和四；三、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算；四、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器在多种工况下断裂力学分析并进行评估。本发明避免了核电设计、建造标准混用的技术风险，填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白。

公开(公告)号：CN112836403A

公开(公告)日：2021-05-25

申请号：CN202110010944.7

申请日：2021-01-06

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 吕峰 ,  黄平 ,  张晏玮 ,  陈志林 ,  薛飞 ,  王俊

IPC分类号： G06F30/23 ,  G06F119/14

摘要： 本发明公开了一种反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法，包括以下步骤：确定用于反应堆压力容器压力温度限值曲线计算的输入参数；确定反应堆压力容器假想缺陷的尺寸；确定反应堆压力容器材料的老化程度；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻沿压力容器壁厚(t)方向各位置的金属温度和热应力；分别分析及确定反应堆降温过程和升温过程中的危险缺陷位置；分别计算降温过程和升温过程中多个时刻的许用压力。本发明有效地满足2007版RCC‑M规范附录ZG“抗快速断裂分析”中的A级准则，使得不同的规范使用者运用同一种压力温度限值曲线计算方法得到反应堆压力容器压力温度限值曲线，避免为核电机组运行带来安全隐患。

公开(公告)号：CN116341318A

公开(公告)日：2023-06-27

申请号：CN202310242207.9

申请日：2023-03-14

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  广东核电合营有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 陈志林 ,  吕峰 ,  汪瑜裕 ,  路富强 ,  钱王洁 ,  陈汉明 ,  吴潞华 ,  陈忻 ,  边守利 ,  顾政 ,  张晏玮 ,  范念青 ,  张润泽 ,  黄永强

IPC分类号： G06F30/23 ,  G16C60/00 ,  G06F119/14 ,  G06F119/04 ,  G06F113/26

摘要： 本发明公开了一种用于核电机组的瞬态归类处理方法及系统，对核电机组产生的瞬态进行初步归类，对于无法归类到相应类别的瞬态进行二次判别；对未归类瞬态给出设计瞬态的归类建议；若各个关键部位的交变应力强度均小于相应的材料疲劳极限，则将未归类瞬态归类为建议的设计瞬态，否则，则需对不满足条件的关键部位进行进一步判断，若在未归类瞬态下引起的疲劳使用因子均相应小于在建议的设计瞬态下引起的疲劳使用因子，则将未归类瞬态归类为建议的设计瞬态。本发明提供的瞬态归类处理方法及系统通过评估瞬态引起的机械部件疲劳损伤将无法归类的运行瞬态进行归类，大大提高了目前瞬态归类和计数的效率。

公开(公告)号：CN113219149A

公开(公告)日：2021-08-06

申请号：CN202110454436.8

申请日：2021-04-26

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 吕峰 ,  张晏玮 ,  黄平 ,  陈志林 ,  薛飞 ,  王俊

IPC分类号： G01N33/2045 ,  G06F30/23

摘要： 本发明公开了一种核电厂金属部件环境促进疲劳寿命评估方法，包括以下步骤：开展金属部件疲劳寿命分析，得到所述金属部件上分析位置对应的疲劳累积使用因子；依据所述金属部件的材料类型确定相应的环境影响因子计算公式；通过应力分析得到处于拉应力状态下的时间段，依据所述计算公式，以得到处于拉应力状态下不同时间点对应的环境影响因子；通过积分求和运算得到所述金属部件一个或多个应力峰谷值配对对应的环境影响因子；根据疲劳累积使用因子和应力峰谷值配对对应的环境影响因子，得到所述金属部件环境促进疲劳寿命。本发明提供的核电厂金属部件环境促进疲劳寿命评估方法考虑了服役环境对金属部件的疲劳寿命影响，使得评估更加客观精确。

公开(公告)号：CN115795284A

公开(公告)日：2023-03-14

申请号：CN202211291028.6

申请日：2022-10-21

申请人： 广东核电合营有限公司 ,  苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 汪瑜裕 ,  陈志林 ,  钱王洁 ,  吴潞华 ,  吕峰 ,  张晏玮 ,  边守利 ,  陈忻 ,  顾政 ,  陈汉明 ,  路富强 ,  范念青

IPC分类号： G06F18/15 ,  G06F18/2433

摘要： 本发明公开了一种核电厂瞬态监测数据的预处理方法，包括如下步骤：采集瞬态监测数据；识别一个周期内瞬态监测数据的缺失值，并对缺失值进行标识和预填充；判断一个周期内的瞬态监测数据是否超过系统运行限值，若超过则对该数据进行标识；判断一个周期内的瞬态监测数据是否存在异常跳变，若存在则对该数据进行标识；对存在逻辑关系的传感器配置参考传感器；判断标识的缺失值或异常的瞬态监测数据的传感器是否有参考传感器；若有对应的参考传感器，则进一步判断该参考传感器对应时刻的数据是否异常，若数据无异常则采用参考传感器的数据进行填充；若无参考传感器或对应时刻的数据异常，则采用统计学方法对缺失值或异常的瞬态监测数据点进行填充。

公开(公告)号：CN110287527A

公开(公告)日：2019-09-27

申请号：CN201910422774.6

申请日：2019-05-21

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  中国广核集团有限公司 ,  中国广核电力股份有限公司

发明人： 吕峰 ,  张晏玮 ,  王俊 ,  黄平 ,  陈志林 ,  薛飞

IPC分类号： G06F17/50

摘要： 本发明涉及用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，包括：一、预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二、将步骤一确定的韧脆转变温度与原设计应力分析报告的韧脆转变温度进行对比分析；若原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值≤步骤一确定的韧脆转变温度值，则开展步骤三和四；三、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算；四、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器在多种工况下断裂力学分析并进行评估。本发明避免了核电设计、建造标准混用的技术风险，填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白。