一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置

技术领域

本发明属于核反应堆压力容器运行状态监测技术领域，具体涉及一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置。

背景技术

核电厂中核反应堆压力容器装载着核燃料，是核电厂重要的安全屏障。核反应堆压力容器的安全状态直接关系到核电厂的安全运行，对于压力容器的疲劳使用系数计算与监测是核电厂安全审查和延寿过程中重点关注的内容。当前对核反应堆压力容器的疲劳使用系数计算方法主要有两种方式，一种方式是利用设计阶段的假设温度瞬态与机械外载进行有限元分析计算，该方法考虑的保守假设过多，并且无法准确的考虑冷却剂环境对材料疲劳性能的影响。另一种方式是采用核电厂一回路系统的温度传感器，通过格林函数等快速计算方法实现对关键位置的疲劳计算。在上述两种方法中，对冷却剂环境对疲劳的影响均需要采用Fen系数的方式进行，无法准确的考虑冷却剂环境对材料疲劳性能的影响，从而导致计算结果的准确性和可靠性较差。

发明内容

为了解决现有核反应堆压力容器的疲劳状态监测技术无法准确的考虑冷却剂环境对材料疲劳性能的影响，从而导致计算结果的准确性和可靠性较差的问题。本发明提供了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置。本发明通过主管道温度传感器测量数据，准确计算压力容器进出口位置温度场，用于计算疲劳使用系数，同时通过溶氧量传感器实时监测进入压力容器冷却剂的含氧量，并利用辐照监督数据对弹性模量和材料硫含量进行修正，最后利用疲劳使用系数修正方法实现疲劳使用系数的自动修正，提高了计算的精准度和可靠性。

本发明通过下述技术方案实现：

一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，包括：

实时获取核反应堆压力容器主管道热段和主管道冷段的温度数据以及稳压器的压力数据；

利用瞬态发生时的压力数据计算得到压力容器上因压力变化产生的应力；

获取与瞬态发生时的温度和压力数据相同时刻的核反应堆压力容器主管道流速数据，并根据所述主管道流速数据计算得到压力容器内壁面换热系数；

利用瞬态发生时的温度数据和所述内壁面换热系数，计算得到压力容器上因温度变化产生的热应力；

将压力容器上因压力变化的应力和因温度变化产生的热应力线性叠加，得到压力容器的总应力；

获取上一次辐照监督历史数据中压力容器材料的弹性模量数据，若尚无辐照监督历史数据，则采用出厂数据；

根据压力容器的总应力和弹性模量数据计算得到压力容器当前疲劳使用系数；

根据压力容器的总应力计算得到监测位置的应变率；

获取压力容器主管道冷却剂中游离氧含量数据以及上一次辐照监督历史数据中压力容器的硫含量数据，并基于所述应变率、游离氧含量数据和硫含量数据计算得到考虑冷却剂环境的疲劳修正系数；

利用所述疲劳修正系数对压力容器当前疲劳使用系数进行修正得到考虑冷却剂环境的疲劳使用系数。

作为优选实施方式，本发明的方法还包括：利用温度和压力数据变化情况来实现瞬态数据的获取。

作为优选实施方式，本发明的利用温度和压力数据变化情况来实现瞬态数据的获取，具体为：

当温度和压力发生波动，且波动范围超过阈值时，则判定瞬态发生，进行瞬态数据的记录和储存。

作为优选实施方式，本发明的温度和压力数据的获取可直接通过压力容器主管道热段温度传感器、冷段温度传感器和稳压器上的压力传感器获得。

作为优选实施方式，本发明的温度和压力数据的获取可通过核反应堆冷却剂系统获得。

作为优选实施方式，本发明的当前疲劳使用系数计算过程具体如下：

根据弹性模量数据对总应力状态进行修正，获得用于疲劳计算的修正应力值：

其中，E

采用雨流计数法对

根据Miner理论根据循环载荷发生的次数及应力幅值计算当前瞬态累计疲劳使用系数：

其中，N

作为优选实施方式，本发明的疲劳修正系数计算过程具体如下：

获取压力容器主管道冷却剂中游离氧含量数据O

根据硫含量、温度、游离氧含量、应变率计算得到考虑冷却剂环境的疲劳修正系数，对于碳钢和低合金钢区域

作为优选实施方式，本发明的修正过程具体如下：

用疲劳修正系数对压力容器当前疲劳使用系数进行修正得到考虑冷却剂环境的疲劳使用系数

对所有瞬态对应的疲劳使用系数

第二方面，本发明提出了一种计算机设备，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现本发明上述方法的步骤。

第三方面，本发明提出了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测装置，包括本发明上述计算机设备、热段温度传感器、冷段温度传感器、压力传感器、溶氧量传感器；

其中，所述热段温度传感器、冷段温度传感器用于分别监测核反应堆压力容器主管道热段和冷段的温度变化情况并将温度数据传输给计算机设备；

所述压力容器用于监测稳压器的压力变化情况并将压力数据传输给计算机设备；

所述溶氧量传感器用于监测核反应堆压力容器主管道冷却剂入口的游离氧含量变化情况，并将氧含量数据传输给计算机设备。

本发明具有如下的优点和有益效果：

本发明通过增加氧含量传感器、辐照监督历史数据，准确获取与核反应堆冷却剂环境密切相关的游离氧含量和材料硫含量数据，并通过这些数据对疲劳使用系数进行修正，从而提高了核反应堆压力容器疲劳使用系数计算的准确性和可靠性，提高了核反应堆运行安全。

本发明通过先进行瞬态识别再进行疲劳计算的方式，有效减少了计算数据量，提高了数据处理效率，减少了硬件资源的消耗。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明实施例的方法流程示意图。

图2为本发明实施例的装置结构示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1-溶氧量传感器，2-冷段温度传感器，3-热段温度传感器，4-压力传感器，5-辐照监督试件，6-信号采集和处理系统。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例

现有核反应堆压力容器疲劳使用系数计算技术没有准确考虑核反应堆冷却剂环境影响，从而导致核反应堆压力容器疲劳使用系数计算的准确性和可靠性较差。基于此，本实施例提供了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，本发明实施例提出的方法能够实现对核反应堆压力容器疲劳使用系数的准确计算。

具体如图1所示，本发明实施例提出的方法具体包括如下步骤：

步骤1，实时获取核反应堆压力容器主管道热段的温度T

步骤2，根据温度和压力数据的变化情况判断当前是否有瞬态发生，如果有瞬态发生，则开始记录并存储温度和压力数据；如果没有瞬态发生，则返回步骤1。

步骤3，记录并储存步骤1中读取的温度

步骤4，根据记录的压力数据P

步骤5，获取并储存与温度和压力数据相同时刻的核反应堆压力容器主管道流速v

h

Re＝v

其中，k为热传导系数，单位w/mK，L为特征长度，D为管嘴内径，ρ为密度，v

步骤6，根据记录的温度数据

步骤7，将压力容器上因压力变化产生的应力

步骤8，获取上一次辐照监督数据中压力容器材料的弹性模量数据E

步骤9，根据弹性模量数据对总应力状态进行修正，获得用于疲劳计算的修正应力值

步骤10，采用雨流计数法对

步骤11，根据Miner理论根据循环载荷发生的次数及应力幅值计算当前瞬态累计疲劳使用系数，

步骤12，根据步骤7中的应力结果σ

步骤13，获取压力容器主管道冷却剂中游离氧含量数据O

步骤14，根据硫含量、温度、游离氧含量、应变率计算得到考虑冷却剂环境的疲劳修正系数，对于碳钢和低合金钢区域

步骤16，对所有瞬态对应的疲劳使用系数

本发明实施例提出的方法首先利用温度、压力、流量传感器数据实现了对核反应堆压力容器疲劳使用系数的准确计算，然后通过游离氧含量数据和辐照监督历史数据，对冷却剂环境疲劳使用系数进行了有效修正，提高了计算结果的准确性和可靠性。

作为一种可选的实施方式，温度和压力数据可以直接通过采集压力容器主管道热段和主管道冷段上的温度传感器以及稳压器上的压力传感器获得，也可通过核反应堆冷却剂系统获得。

作为一种可选的实施方式，瞬态是指温度、压力发生波动，且有可能对疲劳状态产生影响的状态。例如，温度、压力波动范围超过阈值的状态。

本实施例还提出了一种计算机设备，用于执行本实施例的上述方法。

计算机设备包括处理器、内存储器和系统总线；内存储器和处理器在内的各种设备组件连接到系统总线上。处理器是一个用来通过计算机系统中基本的算术和逻辑运算来执行计算机程序指令的硬件。内存储器是一个用于临时或永久性存储计算程序或数据(例如，程序状态信息)的物理设备。系统总线可以为以下几种类型的总线结构中的任意一种，包括存储器总线或存储控制器、外设总线和局部总线。处理器和内存储器可以通过系统总线进行数据通信。其中内存储器包括只读存储器(ROM)或闪存(图中未示出)，以及随机存取存储器(RAM)，RAM通常是指加载了操作系统和计算机程序的主存储器。

计算机设备一般包括一个外存储设备。外存储设备可以从多种计算机可读介质中选择，计算机可读介质是指可以通过计算机设备访问的任何可利用的介质，包括移动的和固定的两种介质。例如，计算机可读介质包括但不限于，闪速存储器(微型SD卡)，CD-ROM，数字通用光盘(DVD)或其它光盘存储、磁带盒、磁带、磁盘存储或其它磁存储设备，或者可用于存储所需信息并可由计算机设备访问的任何其它介质。

计算机设备可在网络环境中与一个或者多个网络终端进行逻辑连接。网络终端可以是个人电脑、服务器、路由器、智能电话、平板电脑或者其它公共网络节点。计算机设备通过网络接口(局域网LAN接口)与网络终端相连接。局域网(LAN)是指在有限区域内，例如家庭、学校、计算机实验室、或者使用网络媒体的办公楼，互联组成的计算机网络。WiFi和双绞线布线以太网是最常用的构建局域网的两种技术。

应当指出的是，其它包括比计算机设备更多或更少的子系统的计算机系统也能适用于发明。

如上面详细描述的，适用于本实施例的计算机设备能执行核反应堆压力容器疲劳状态监测方法的指定操作。计算机设备通过处理器运行在计算机可读介质中的软件指令的形式来执行这些操作。这些软件指令可以从存储设备或者通过局域网接口从另一设备读入到存储器中。存储在存储器中的软件指令使得处理器执行上述的群成员信息的处理方法。此外，通过硬件电路或者硬件电路结合软件指令也能同样实现本发明。因此，实现本实施例并不限于任何特定硬件电路和软件的组合。

实施例2

本发明实施例还提出了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测装置，具体如图2所示，该装置包括：

压力容器主管道热段和冷段的温度传感器(2,3)，用于分别监测压力容器主管道热段的温度数据和压力容器主管道冷段的温度变化情况，若条件允许，可采用系统已有传感器。

稳压器的压力传感器4，用于监测稳压器的压力变化情况，若条件允许，可采用系统已有传感器。

核反应堆入口设置的溶氧量传感器1，用于监测核反应堆压力容器主管道冷却剂中游离氧含量变化情况。

辐照监督试件5，用于按照预设周期采集辐照监督数据。

数据采集和处理系统6，其包括上述实施例1提出的计算机设备，用于实现数据获取、处理和储存等。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。