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公开(公告)号：CN113628770A
公开(公告)日：2021-11-09
申请号：CN202110948335.6
申请日：2021-08-18
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂检测技术领域，具体公开了一种核电厂压力温度限值实时监测系统，包括运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据处理模块以及数据输出模块，所述数据处理模块与运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据输出模块相互连接；所述运行限制曲线绘制模块绘制反应堆冷却剂运行限值曲线图，通过数据采集模块采集温度与压力数据，数据处理模块将温度与压力数据在运行限值曲线图中显示出来，最后通过数据输出模块输出数据，为后续脆性断裂分析计算提供技术支持；本发明能够在发生超限瞬态时根据运行年限快速初步判断反应堆冷却剂压力边界是否可接受，并自动生成超限瞬态压力温度时程数据为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。
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公开(公告)号：CN110993132A
公开(公告)日：2020-04-10
申请号：CN201911235351.X
申请日：2019-12-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/017 , G06F16/21 , G06Q10/00 , G06Q50/06
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核电厂支持疲劳监测功能的瞬态监测方法，通过核电厂仪控系统原有仪表的实时测量数据自动识别发生在监测对象上的瞬态开始与结束，并归纳已识别瞬态的特征参数；同时依据数据库实现：①通过特征参数的比对，判别已识别瞬态属于该监测对象或其所属工艺系统预期的瞬态类别，记录瞬态类别、发生次数与发生时间，通过已记录的瞬态类别直接从数据库中获得相对应的监测对象的应力变化时程；②若已识别瞬态不属于数据库中任何已有类别的瞬态，则根据已识别瞬态的特征参数在数据库中建立新瞬态类别，通过分析计算获得该瞬态类别作用下的监测对象应力变化时程，并存入数据库的新瞬态类别中，支持后续完成对监测对象的疲劳损伤评估。
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公开(公告)号：CN119724646A
公开(公告)日：2025-03-28
申请号：CN202411902851.5
申请日：2024-12-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种模拟燃料组件和一种模拟堆芯组件。模拟燃料组件包括：入口均流单元，位于模拟燃料组件的入口，用于均流并防止异物；流量测量单元，位于入口均流单元的下方，用于测量进入模拟燃料组件的流量；阻力件，位于流量测量单元下方；阻力调节装置，位于阻力件下方，用于调节模拟燃料组件的阻力；以及入口均流单元、流量测量单元、阻力件和阻力调节装置一同模拟实堆燃料组件的阻力特性，以使模拟燃料组件的阻力系数与实堆燃料组件相等。
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公开(公告)号：CN119412968A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411572328.0
申请日：2024-11-06
Applicant: 上海电气核电集团有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 任大峰 , 张菲茜 , 张慧芳 , 盛旭婷 , 袁舒梦 , 潘宗成 , 王培培 , 门启明 , 张超 , 刘畅 , 巢孟科 , 肖茂磊 , 行如意 , 杨星 , 张梦龙 , 张伟 , 史志龙 , 丁志伟 , 曹雄
Abstract: 本发明公开了一种绕管式换热器，包括芯筒，芯筒的两端对称式设有前端和后端，芯筒的周侧环绕式布置有若干换热管束集，换热管束集的两端分别固定于前端和后端，前端与芯筒之间、后端与芯筒之间分别设有折空区，换热管束集的两端分别于折空区内进行弯折。本发明技术方案：1、实现每区单独形成热交换布局，且各层之间管束数量相同，无法各区均布时通过交错分区实现各区总数量相差最大为1，保证了各区基本相同的换热能力；2、通过设置折空区及内层管束、中间管束折弯设计，实现取消管箍的固定方式，避免使用管箍带来的扰流及失效等问题；3、换热管的折弯为立体空间结构或无直段的连续性过渡，后折的弯会因为延展性影响先折弯的形变数据，采取划分折弯区，通过模拟变形及试验校正对折弯区一次成型，解决了换热管形状记忆问题。
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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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 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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Patent Agency Ranking
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
Applicant: 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
Inventor： 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
Abstract: 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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 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
Abstract: 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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/23 , G01M7/02 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 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
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06F30/23 , G06Q50/06 , G06F111/10 , G06F119/04 , G06F119/08
Abstract: 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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