一种适用于压水堆再生热交换器的试验研究系统

    公开(公告)号:CN119756906A

    公开(公告)日:2025-04-04

    申请号:CN202411855049.5

    申请日:2024-12-16

    Abstract: 本发明公开了一种适用于压水堆再生热交换器的试验研究系统,包括水源控制系统、压力控制系统和再生热交换器的试验回路,水源控制系统和压力控制系统均连通至试验回路,水源控制系统用于向试验回路进行试验前充水和试验中补水操作,压力控制系统通过充入气体方式提升试验回路中的冷却剂压力;试验回路包括流量控制系统、加热系统和辅助回热系统,流量控制系统可控制调节试验回路中的流量并输入加热系统,加热系统包括再生热交换器,加热系统可将试验回路中的冷却剂加热至目标温度后输入再生热交换器的壳侧,辅助回热系统为再生热交换器的管侧提供指定温度的冷却水,且冷却水在冷却塔的作用下冷却。

    一种基于声发射的核电厂部件蠕变阶段的确定方法和系统

    公开(公告)号:CN119534620A

    公开(公告)日:2025-02-28

    申请号:CN202411652132.2

    申请日:2024-11-18

    Abstract: 本发明公开了一种基于声发射的核电厂部件蠕变阶段的确定方法和系统。该方法包括:首先,从核电厂部件中选取符合预设条件的待测部件;其次,采集待测部件的声发射信号;然后,对声发射信号进行预处理获得对应的声发射数据;接下来,识别声发射数据中的特征参数,并根据特征参数生成对应的特征曲线;最后,将特征曲线与预设的材料蠕变与声发射关系曲线进行对比,根据对比结果确定待测部件的蠕变阶段。本发明实施例的基于声发射的核电厂部件蠕变阶段的确定方法和系统,对高温高压环境的核电厂部件进行实时、连续、无损的在线监测,以快速、准确地确定核电厂部件的蠕变阶段,从而预防核电厂部件发生蠕变损伤破裂,保障了核电站运行安全性和可靠性。

    一种预测核电设备接管应力的方法及系统

    公开(公告)号:CN113435080A

    公开(公告)日:2021-09-24

    申请号:CN202110614612.X

    申请日:2021-06-02

    Abstract: 本发明涉及一种预测核电设备接管应力的方法及系统,包括:(1)通过多个项目的接管有限元分析结果,将接管参数与接管应力结果关联,建立接管参数与有限元应力结果数据库;(2)选取机器学习算法模型,利用接管参数与有限元应力结果数据库中的数据样本,对算法模型进行训练,得到预测接管应力模型;(3)向预测接管应力模型中输入接管特征参数,通过模型计算得到接管应力预测结果。本发明将接管模型参数化后与接管应力结果关联,根据多个项目的数据结果,通过机器模型训练得到预测模型,无需额外的公式计算、有限元模拟计算等繁杂操作。本发明可以快速可靠的给出接管模型应力,同时利用程序自动优化,简便易操作,具有高效率、低错误率的优点。

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