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公开(公告)号：CN119692098A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411681962.8
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种计算环境疲劳修正因子转换应变率的方法，基于疲劳计算中瞬态组合的峰值应力和谷值应力，计算平均应变率和应变范围，通过加权得到各组合下环境疲劳修正因子。其通过考虑应力变化历程中的峰值和谷值，能够考虑结构的应力历程对环境疲劳修正因子的影响，且通过峰值和谷值应力的平均效果，可以简化并包络瞬态应力波动的影响，适用范围广。
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公开(公告)号：CN119692097A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411681957.7
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了一种基于环境损伤模型的腐蚀疲劳裂纹扩展寿命预测方法，根据考虑最大应力和塑性应变的作用的疲劳损伤模型以及环境因子Cenv的影响，建立腐蚀疲劳损伤模型。利用低周疲劳试样和紧凑拉伸试样开展低周疲劳试验和腐蚀疲劳裂纹扩展试验，分别得到不同应力比下的低周疲劳数据和腐蚀疲劳裂纹扩展速率；将该损伤模型在有限元软件ABAQUS提供的USDFLD用户子程序接口编写为子程序，并开展腐蚀疲劳裂纹扩展仿真，预测标准紧凑拉伸试样在不同应力比下的腐蚀疲劳裂纹扩展速率。本发明兼顾了疲劳损伤模型和环境因子Cenv的影响，同时结合有限元软件ABAQUS的USDFLD子程序进行有限元模拟，实现了结构的腐蚀疲劳裂纹扩展模拟。该方法通用性强、易于掌握和实施。
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公开(公告)号：CN119650117A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626411.1
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于反应堆结构技术领域，具体涉及一种对集束式探测器组件进行密封和限位的反应堆密封装置。包括轴向限位结构和密封结构，所述的轴向纤维结构设置在探测器组件的凹槽段上实现对探测器组件的轴向限位，所述的密封结构设置在探测器组件和堵头之间实现探测器组件与堵头之间的密封。有益效果在于：利用探测器组件顶部的凹槽段，设置了由螺母、上压环、下压环、支承杆、支承套筒和限位半环组成的轴向限位结构，实现了探测器组件的轴向限位，防止反应堆运行时，探测器组件受反应堆内冷却剂压力被弹出。
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公开(公告)号：CN119566332A
公开(公告)日：2025-03-07
申请号：CN202411581964.X
申请日：2024-11-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 于天达 , 陈西南 , 张进强 , 杨敏 , 齐超琪 , 赵凯 , 付国忠 , 吴昊 , 唐健凯 , 李维 , 杨晓晨 , 邓强 , 杨方亮 , 唐向东 , 胥春燕 , 唐源 , 张志强 , 刘彦霆 , 黄思语 , 袁天雅
IPC: B22F10/38 , B22F10/85 , B22F10/25 , B22F10/50 , B22F10/32 , B22F10/64 , B33Y50/02 , B33Y80/00 , B33Y10/00 , B33Y40/20 , G21C7/14 , G21C13/087 , G21C13/028
Abstract: 本发明提供了一种异质材料交替成型式密封壳制造方法，涉及密封壳制造技术领域，解决了现有导磁/非导磁交替时密封壳的生产很难通过传统工艺高效实现的技术问题。本发明包括如下步骤：导磁/非导磁异质材料成型参数固化；导磁/非导磁交替密封壳模型处理；导磁/非导磁交替密封壳成型轨迹规划；导磁/非导磁交替密封壳成型前准备；导磁/非导磁交替密封壳增减材成型；导磁/非导磁交替密封壳后处理。本发明可以最大化材料的物理性能和功能特性，确保产品的尺寸精度和表面质量；确保材料层之间的良好结合，提高密封壳的整体强度和耐用性；降低了制造成本，实现导磁/非导磁交替时密封壳的高效生产。
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公开(公告)号：CN119249026A
公开(公告)日：2025-01-03
申请号：CN202411146372.5
申请日：2024-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种裂纹尖端低合金钢材料断裂韧性值的计算方法和装置，涉及断裂力学技术领域。该方法在核能系统一回路承压设备中假定裂纹深度，并计算假定的裂纹深度与设备壁厚的比值，根据计算的比值判定所假定的裂纹是深裂纹还是浅裂纹；随后根据构建的考虑裂纹深度和双轴载荷效应的裂纹尖端低合金钢材料断裂韧性的计算模型，可以得到更为可靠和准确的低合金钢材料断裂韧性值，能够更好的服务于核能系统一回路承压设备的抵抗快速断裂失效分析和评价，为设备的安全运行护航。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118497660A
公开(公告)日：2024-08-16
申请号：CN202410574612.5
申请日：2024-05-10
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 浙江大学
Abstract: 本发明公开了一种应用在核电反应堆压力容器表面的防腐涂层工艺方法，属于表面处理领域。方法包括：1)、表面预处理；2)、喷枪的选择；3)、超音速火焰喷涂；4)、封孔处理。本发明通过采用超音速火焰喷涂铁基非晶合金粉末，以及后续封孔处理获得了一种应用在核电反应堆压力容器表面的防腐涂层，并且不影响其传热性能。本发明原料来源广泛、工艺简单，可以用于核电的表面防腐处理，给反应堆压力容器表面更好的防护，延长核电反应堆压力容器的使役寿命。
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公开(公告)号：CN113299411B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202110573872.7
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用，辐照屏蔽保温装置包括包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层；所述包壳至少包括一个侧壁和一个顶壁，所述顶壁的长度大于反应堆压力容器顶盖保温层的厚度，所述侧壁的高度与反应堆压力容器顶盖保温层与反应堆压力容器换料密封环之间的间距相等；所述辐照屏蔽层和隔热保温层均设置在包壳内，沿着辐射方向依次为包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层或包壳、隔热保温层和辐照屏蔽层。该装置能够安装在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，用于降低反应堆厂房操作平台辐照剂量和结构设备活化水平，同时能够在核电站寿期内的重复装拆需求。
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公开(公告)号：CN111554415B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412005.0
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 周高斌 , 王小彬 , 罗英 , 杜华 , 李玉光 , 付强 , 张亚斌 , 邱天 , 杨敏 , 谢国福 , 董元元 , 尹祁伟 , 马姝丽 , 陈海波 , 杨立才 , 杨志海 , 邱阳
IPC: G21C13/02
Abstract: 本发明公开了一种反应堆压力容器顶盖与容器装配用导向定位结构，包括顶盖法兰、位于顶盖法兰下方的容器法兰，顶盖法兰上设置顶盖法兰导向孔，容器法兰上设置容器法兰导向孔，顶盖法兰导向孔为通孔，容器法兰导向孔为盲孔，且顶盖法兰导向孔与容器法兰导向孔相互正对；顶盖法兰导向孔顶部设置与顶盖法兰导向孔同心的沉槽，沉槽内设置导向套环；还包括穿过顶盖法兰导向孔进入容器法兰导向孔的导向定位栓，导向定位栓与导向套环、容器法兰导向孔均间隙配合。本发明的目的在于提供一种反应堆压力容器顶盖与容器装配用导向定位结构，以解决现有技术中的上述问题，实现节省顶盖盒盖和开盖的时间，减少操作人员暴露于辐射环境的时间、减小公差的目的。
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公开(公告)号：CN113685425A
公开(公告)日：2021-11-23
申请号：CN202110993572.4
申请日：2021-08-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 周高斌 , 王小彬 , 罗英 , 杜华 , 李玉光 , 杨立才 , 邱天 , 董元元 , 杨敏 , 张亚斌 , 马姝丽 , 陈海波 , 邱阳 , 杨志海 , 尹祁伟 , 谢国福 , 付强 , 郑浩
IPC: F16B43/00
Abstract: 本发明公开了一种新的高通量试验堆用奥氏体不锈钢法兰的螺栓密封结构，包括下法兰、上法兰、主螺栓和与主螺栓适配的紧固件，主螺栓的第一端与下法兰固定连接，上法兰上设置有与主螺栓对应的通孔，主螺栓的第二端穿过通孔与紧固件固定连接；紧固件包括上垫圈、下垫圈和主螺母，主螺母与主螺栓的第二端螺纹连接，上垫圈和下垫圈均套装在主螺栓上，且上垫圈和下垫圈位于主螺母与上法兰之间；本发明通过将紧固件设置为上垫圈和下垫圈的组合结构，并通过主螺母施加预紧力，有效抑制了主螺栓、顶盖在内压作用下的弯曲变形和弯曲应力，进而有效控制了顶盖与筒体法兰在内压作用下的轴向分离量。
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公开(公告)号：CN113299411A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110573872.7
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了辐照屏蔽保温装置及其设计方法、应用，辐照屏蔽保温装置包括包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层；所述包壳至少包括一个侧壁和一个顶壁，所述顶壁的长度大于反应堆压力容器顶盖保温层的厚度，所述侧壁的高度与反应堆压力容器顶盖保温层与反应堆压力容器换料密封环之间的间距相等；所述辐照屏蔽层和隔热保温层均设置在包壳内，沿着辐射方向依次为包壳、辐照屏蔽层和隔热保温层或包壳、隔热保温层和辐照屏蔽层。该装置能够安装在换料水池与反应堆压力容器换料密封环之间，用于降低反应堆厂房操作平台辐照剂量和结构设备活化水平，同时能够在核电站寿期内的重复装拆需求。
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