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公开(公告)号：CN112668199B
公开(公告)日：2023-05-30
申请号：CN202110010913.1
申请日：2021-01-06
Applicant: 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
IPC: G06F30/20 , G06F119/04 , G06F119/08
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公开(公告)号：CN110457828B
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN201910751544.4
申请日：2019-08-15
Applicant: 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
IPC: G06F30/20
Abstract: 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。
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公开(公告)号：CN110211715A
公开(公告)日：2019-09-06
申请号：CN201910443919.0
申请日：2019-05-27
Applicant: 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 , 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
IPC: G21C17/017
Abstract: 本发明公开了一种管道流体热分层监测装置，包括集成式热电偶、导引管以及环绕带；所述集成式热电偶依次包括连接件、延长电缆、灌胶管组件以及铠装热电偶；所述环绕带包括用于固定所述导引管下端的连接座以及用于环绕在管道外侧上的柔性带，所述铠装热电偶穿过所述导引管并从所述导引管下端穿出后固定在所述柔性带上。本发明的管道流体热分层监测装置，结构设计合理，将集成式热电偶、金属导引管、环绕带结合起来，形成个有机整体，方便现场安装与拆卸，能够实现对管道径向流体温度梯度的测量，保证了测温的准确性、精度和动态响应；集成式热电偶通过一个多对热电偶延长电缆引出，并采用连接件的方式保证了与补偿电缆之间连接的便捷性和可靠性。
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公开(公告)号：CN108710721A
公开(公告)日：2018-10-26
申请号：CN201810289371.4
申请日：2018-04-03
Applicant: 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
IPC: G06F17/50
CPC classification number: G06F17/5018 , G06F2217/76
Abstract: 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。
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公开(公告)号：CN107423870A
公开(公告)日：2017-12-01
申请号：CN201710259427.7
申请日：2017-04-20
Applicant: 苏州热工研究院有限公司 , 广东核电合营有限责任公司 , 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
CPC classification number: G06Q10/06393 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种用于M310核电机组许可证延续安全论证基准的确认使用方法，其包括：通过核电厂最终安全分析报告清理及符合性检查，确定OLE安全论证时所采用的核电厂最终安全分析报告有效版本及引用文件与核电厂现实情况的符合性；通过对核电厂与国家核安全局往来函件清理及符合性检查，获得国家核安全局要求或核电厂主动提出经国家核安全局批准的安全重要修改项及其落实情况，以及国家核安全局批准的安全重要修改项修改进入核电厂最终安全分析报告的情况；最终确认核电厂OLE安全论证的基准并根据上述基准论证核电机组运行许可证延续安全性，该方法能满足国家核安全监管机构要求。
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Patent Agency Ranking
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
Applicant: 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
IPC: G06F30/20 , G06F30/17 , G06F119/02 , G06F119/14 , G06F113/14 , G06F119/08
Abstract: 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。
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公开(公告)号：CN110828011B
公开(公告)日：2021-11-23
申请号：CN201911065122.8
申请日：2019-11-04
Applicant: 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
IPC: G21C17/017 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种核电厂管道热疲劳监测系统，包括安装于安全壳内一回路管道上的疲劳监测传感器组件、安装于安全壳内的数据采集单元、安装于安全壳外的光电转换单元和监视与分析评估单元；所述疲劳监测传感器组件包括热电偶、套设在部分所述热电偶上的金属编织软管、将所述热电偶安装在管道上的安装支架以及将热电偶固定在所述安装支架上的滑块；所述数据采集单元包括环境传感器，所述数据采集单元用于接收疲劳监测传感器组件及环境传感器所测得的模拟信号，并将其转换为数字信号后输出；所述光电转换单元用于接收所述数字信号并将其转化为光信号，输送给监视与分析评估单元；所述监视与分析评估单元用于接收所述光信号并进行热疲劳的监视和分析评估。
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公开(公告)号：CN110211715B
公开(公告)日：2021-11-23
申请号：CN201910443919.0
申请日：2019-05-27
Applicant: 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 , 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
IPC: G21C17/017
Abstract: 本发明公开了一种管道流体热分层监测装置，包括集成式热电偶、导引管以及环绕带；所述集成式热电偶依次包括连接件、延长电缆、灌胶管组件以及铠装热电偶；所述环绕带包括用于固定所述导引管下端的连接座以及用于环绕在管道外侧上的柔性带，所述铠装热电偶穿过所述导引管并从所述导引管下端穿出后固定在所述柔性带上。本发明的管道流体热分层监测装置，结构设计合理，将集成式热电偶、金属导引管、环绕带结合起来，形成个有机整体，方便现场安装与拆卸，能够实现对管道径向流体温度梯度的测量，保证了测温的准确性、精度和动态响应；集成式热电偶通过一个多对热电偶延长电缆引出，并采用连接件的方式保证了与补偿电缆之间连接的便捷性和可靠性。
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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
Applicant: 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
IPC: G06F17/50
Abstract: 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。
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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
Applicant: 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
Abstract: 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。
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