公开(公告)号：CN112214920B

公开(公告)日：2023-08-22

申请号：CN202011135784.0

申请日：2020-10-22

申请人： 岭澳核电有限公司 ,  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： 王春辉 ,  池志远 ,  安英辉 ,  方奎元 ,  陈明亚 ,  余伟炜 ,  薛飞 ,  陈志林 ,  高红波 ,  黄平 ,  张晏玮

IPC分类号： G06F30/23 ,  G06F111/10 ,  G06F113/14 ,  G06F119/08 ,  G06F119/14

摘要： 本发明公开了一种管道损伤后LBB评估处理方法，评估处理方法包括以下步骤，对管道焊接或矫形过程中的损伤作数值仿真分析；计算残余应力单独引起的应力强度因子、评估时刻其它载荷引起的应力强度因子以及考虑残余应力的弹塑性断裂参量；计算不同裂纹尺寸下裂纹前沿的积分，并进行拟合，再计算结构失效临界裂纹尺寸及结构临界泄漏裂纹尺寸；计算两者的比值，并将其与行业评估标准中的评价准则进行比较，若所述比值结果不满足所述评价准则，启动通信模块以向对应的联系人发送提示消息。本发明提供的管道损伤后LBB评估处理方法能够快速计算焊接过程残余应力，克服了现有计算过程热源复杂、计算耗时、结果收敛性差等的计算问题。

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：CN108710721B

公开(公告)日：2022-04-26

申请号：CN201810289371.4

申请日：2018-04-03

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  广东核电合营有限公司 ,  大亚湾核电运营管理有限责任公司 ,  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： 陈明亚 ,  余伟炜 ,  安英辉 ,  薛飞 ,  陈志林 ,  王春晖 ,  郁杨天 ,  李平仁 ,  师金华 ,  黄平 ,  王俊 ,  钱桂安

IPC分类号： G06F30/20 ,  G06F30/17 ,  G06F119/02 ,  G06F119/14 ,  G06F113/14 ,  G06F119/08

摘要： 发明涉及一种基于失效评定图（FAD）的未爆先漏（LBB）分析方法，包括以下步骤：（a）服役状态分析；（b）初始裂纹选择；（c）载荷分析；（d）线弹性应力强度因子（SIF）计算；（e）极限载荷分析；（f）评定点坐标计算；（g）FAD选择；（h）评定点绘制；（i）弹塑性SIF计算；（j）J积分计算；（k）不同裂纹的J积分计算与拟合；（l）结构失效临界裂纹尺寸计算；（m）结构临界泄漏裂纹尺寸计算；（n）LBB准则评估，本发明基于FAD理论，克服了现有规范中弹塑性分析理论基础不足、现有J积分计算手册适用范围有限、有限元建模分析过程复杂，及计算结构失效临界裂纹尺寸和结构临界泄漏裂纹尺寸过程复杂等缺点，提供了一种基于FAD的LBB分析依据。

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：CN110457828A

公开(公告)日：2019-11-15

申请号：CN201910751544.4

申请日：2019-08-15

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  广东核电合营有限公司 ,  大亚湾核电运营管理有限责任公司 ,  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： 陈明亚 ,  安英辉 ,  余伟炜 ,  方奎元 ,  薛飞 ,  王春晖 ,  陈志林 ,  高红波 ,  李平仁 ,  王俊 ,  黄平 ,  张晏玮

IPC分类号： G06F17/50

摘要： 本发明公开了一种适用于M310核电机组的环境促进疲劳敏感位置的筛选方法，包括如下步骤：统计瞬态信息，对每个系统进行梳理，划分热区；考虑核泄漏后果严重性、设计累积使用因子值大小以及热冲击瞬态频率的影响，定义典型位置；对每个热区、每种材料、每个潜在EAF敏感位置，若该位置为典型位置则为敏感位置，若为非典型位置且所有瞬态最高温度均不超过200℃则无需考虑EAF的影响，若为非典型位置且有瞬态最高温度超过200℃则计算Fen；如果计算得到的Fen≤Fen-int则无需考虑EAF问题，否则根据累积使用因子，计算疲劳累积使用因子；将每个系统、每个热区、每种材料所有潜在敏感位置按CUFen大小降序排列，并初步筛选；合并初选EAF敏感位置，确定需要进行EAF监测的敏感位置。

公开(公告)号：CN109523232A

公开(公告)日：2019-03-26

申请号：CN201811324915.2

申请日：2018-11-08

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  广东核电合营有限公司 ,  大亚湾核电运营管理有限责任公司 ,  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： 徐超亮 ,  王勇 ,  薛飞 ,  陈志林 ,  黄平 ,  安英辉 ,  郭迪 ,  刘向兵 ,  池志远 ,  王春辉

IPC分类号： G06Q10/10 ,  G06Q10/06 ,  G06Q50/06

摘要： 本发明专利提供一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，包括以下步骤：1）确定堆内构件部件的老化机理；2）确定部件的筛选准则；3）将堆内构件部件初步分类为A类部件与非A类部件；4）对非A类部件进行FMECA分析，进一步分为A、B、C类部件；5）对C类部件进行功能评估，确认是否维持在C类或调整为B类；6）将B类与C类部件分为主要检查部件、扩大检查部件、现有大纲部件，A类部件分类为无额外措施检查部件；7）对主要检查部件、扩大检查部件、现有大纲部件制定检查要求，本发明的分类管理方法克服了常规堆内构件部件管理中缺乏理论依据、分析评估过程缺乏定量分析的问题，具有可执行性强、适用性高、补充检查要求明确的优点。

公开(公告)号：CN112765795A

公开(公告)日：2021-05-07

申请号：CN202110010914.6

申请日：2021-01-06

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  大亚湾核电运营管理有限责任公司 ,  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： 王彬峰 ,  陈忻 ,  安英辉 ,  黄平 ,  方奎元 ,  张晏玮 ,  王春辉 ,  王俊 ,  田彬 ,  陈志林 ,  葛春茂 ,  薛飞

IPC分类号： G06F30/20 ,  G06F119/04

摘要： 本发明公开了一种适用于M310机组电气贯穿件的核电厂运行许可证延续补充环境鉴定方法，其特征在于，包括如下步骤：1)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的样机对象；2)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的目标；3)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的要求；4)确定电气贯穿件补充环境鉴定试验的试验项目；5)依据确定的试验项目，实施电气贯穿件补充环境鉴定试验；6)依据补充环境鉴定试验的结果，给出电气贯穿件补充环境鉴定试验的结论；步骤4)中所述的试验项目包括基准性能试验、评价设备性能随时间变化的试验、型式试验、地震试验、事故试验、事故条件下电气性能试验以及性能验证试验。

公开(公告)号：CN112668199A

公开(公告)日：2021-04-16

申请号：CN202110010913.1

申请日：2021-01-06

申请人： 苏州热工研究院有限公司 ,  大亚湾核电运营管理有限责任公司 ,  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： 王彬峰 ,  陈忻 ,  王春辉 ,  黄平 ,  杨铁成 ,  张晏玮 ,  田彬 ,  王俊 ,  陈志林 ,  薛飞

IPC分类号： G06F30/20 ,  G06F119/04 ,  G06F119/08

摘要： 本发明公开了一种核电厂环境鉴定设备可延续使用的评估方法，包括如下步骤：1)制备环境鉴定设备清单，并从所述清单中筛选出经过鉴定的环境鉴定设备和未经过鉴定的环境鉴定设备；2)对经过鉴定的环境鉴定设备分析鉴定过程中的热老化试验、辐照老化试验以及设计基准事故环境模拟试验过程中的实验数据，判断鉴定过程中的鉴定假设是否被突破，所述鉴定假设包括鉴定寿命假设和环境条件假设；3)对未经过鉴定的环境鉴定设备进行判断是否需要实施鉴定。本发明的核电厂环境鉴定设备可延续使用的评估方法，确保核电厂环境鉴定设备在当前运行许可证有效期间内及许可证延续期间内使用安全，在保证机组安全稳定运行的前提下，可节约大量成本。

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。

公开(公告)号：CN107679729A

公开(公告)日：2018-02-09

申请号：CN201710888044.6

申请日：2017-09-27

申请人： 广东核电合营有限公司 ,  苏州热工研究院有限公司 ,  大亚湾核电运营管理有限责任公司 ,  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 ,  池志远 ,  王勇 ,  王春辉 ,  薛飞 ,  黄平 ,  王俊 ,  安英辉 ,  施震灏 ,  李晓蔚 ,  李玲 ,  陈忻 ,  郭迪 ,  汤志杰 ,  陈汉明

IPC分类号： G06Q10/06 ,  G06Q50/06

CPC分类号： G06Q10/06313 ,  G06Q10/06393 ,  G06Q50/06

摘要： 本发明公开了一种用于M310核电机组运行许可证延续论证老化管理审查的方法,它包括以下步骤：(一).确定电厂系统和部件组合项；(二).确定老化管理审查基准；(三).开展系统和部件组合项的一致性对比、审查；(四).开展老化管理大纲老化管理审查有效性审查；(五).得出审查结论；其中所述系统和部件组合项包括：系统和部件、材料、环境、老化机理和效应以及老化管理大纲。本发明通过(一)、(二)、(三)以及(四)4个步骤可实现核电厂运行许可证延续论证老化管理审查，使安全评估对象的审查完整、有效。