CN102385937A - 核电站安全壳泄漏率检测方法和系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种核电站安全壳泄漏率检测方法，包括以下步骤：S1，数据采集计算机通过数据采集装置分别接收，温度探头实时采集并发送的安全壳内的温度信息、湿度探头实时采集并发送的安全壳内的湿度信息、压力探头实时采集并发送的安全壳内的压力信息和大气压信息；S2，数据处理计算机接收所述数据采集计算机在所述步骤S1中采集到的所有信息，计算并通过第二显示器来输出所述安全壳的泄漏率，还提供一种核电站安全壳泄漏率检测系统。

Description

核电站安全壳泄漏率检测方法和系统

技术领域

本发明涉及一种检测方法和系统，更具体地说，涉及一种核电站安全壳泄漏率检测方法和系统。

背景技术

核电站安全壳泄漏率数据采集与计算技术属于高精密数据采集范畴，欧美等核电发达国家在此技术领域处于领先地位，在我国大亚湾和秦山核电站建成以来，我国的此项技术也在不断的发展之中，目前，安全壳泄漏率测量技术主要有3个分支：美国、法国和俄罗斯，虽然数据采集的手段和计算模型有所差异，但究其原理是一样的，即：根据理想气体状态方程PV＝nRT，来计算安全壳内干空气的质量变化率。

现有技术采取的技术方案如下：实时获得安全壳均布温、湿度探头和压力探头测得的温度、湿度和压力参量，根据理想气体状态方程实时计算安全壳内干空气质量变化率，分析安全壳泄漏率采集系统的数据采集通道引入误差，确定所有可能引起随机误差的误差源，根据不确定度计算方法计算安全壳泄漏率计算的不确定值。当安全壳内一个或几个探头失效后，可以设置此探头的体积权重为零，利用此方法来删除探头，达到探头测得的错误数据不参与计算过程的目的。

现有技术的缺陷如下：

缺陷一：安全壳升降压速率仅能通过数字显示，不具备升降压速率曲线显示的功能，无法获知压力变化率的预期变化趋势，而对于安全壳打压试验，其升降压速率被严格限定在一定的范围之内，针对CPR1000机型，升压速率＜120mbar/h，降压速率＜100mbar/h，如果升降压速率意外超过允许范围，有破坏安全壳强度以及刚内衬剥离混凝土的可能性发生。

缺陷二：不具备报警功能。当安全壳内部分测点出现异常的时候系统无法自动报警，安全壳试验最大的风险就是火灾，在安全壳打压试验过程中，如果某个温度探头测得的温度＞50°就说明此处有发生火灾的可能性，需要格外关注，如果系统不具备实时报警功能，而试验值班人员又无法及时发现到异常，就会延误火情。

缺陷三：降级运行情况下的数据处理过程不合理，违反了法国相关标准的设计初衷，无可靠的理论支持。

缺陷四：体积大，不利于现场搬运，也不利于异地项目间运输。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述不具备升降压速率曲线显示功能、不具备报警功能、数据处理过程不合理以及体积大的缺陷，提供一种具备升降压速率曲线显示功能、具备报警功能、数据处理过程合理以及体积小的核电站安全壳泄漏率检测方法和系统。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站安全壳泄漏率检测方法，包括以下步骤：

S1，数据采集计算机通过数据采集装置分别接收，温度探头实时采集并发送的安全壳内的温度信息、湿度探头实时采集并发送的安全壳内的湿度信息、压力探头实时采集并发送的安全壳内的压力信息和大气压信息；

S2，数据处理计算机接收所述数据采集计算机在所述步骤S1中采集到的所有信息，计算并通过第二显示器来输出所述安全壳的泄漏率，所述数据处理计算机通过以下公式计算所述安全壳的泄漏率

$\frac{\mathrm{\ΔM}}{M_0}=\frac{\mathrm{\ΔP}-\mathrm{\ΔH}}{{(P-H)}_0}+\frac{\mathrm{\ΔV}}{V_0}-\frac{\mathrm{\ΔT}}{T_0},$ 其中，

ΔM为所述安全壳内干空气质量变化值；

M₀为所述安全壳内干空气质量初始值；

ΔP-ΔH为所述安全壳内总压力变化值和蒸汽分压变化值之差；

(P-H)₀为所述安全壳内总压力初始值和蒸汽分压初始值之差；

ΔV为所述安全壳的自由容积变化值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

ΔT为所述安全壳内温度变化值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测方法中，所述步骤S1还包括：所述数据采集计算机将所述安全壳内的压力信息换算成升降压速率曲线，并通过第一显示器来输出所述升降压速率曲线

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测方法中，所述步骤S1还包括：所述数据采集计算机判断检测到的温度信息、湿度信息和压力信息中任意一项是否异常，如异常则立即发送报警信息。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测方法中，所述步骤S2中所述数据采集计算机和数据处理计算机之间通过网络通讯协议进行通讯。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测方法中，所述步骤S2中还包括所述数据处理计算机计算并通过所述第二显示器输出所述泄漏率的系统误差和随机误差：

所述系统误差τ由P₀、H₀、V₀、T₀引入，并通过以下公式计算：

$\mathrm{\τ}=-\frac{{\mathrm{\π}}_P-{\mathrm{\π}}_H}{P_0-H_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{P}_0-\mathrm{\δ}{H}_0}{P_0-H_0}-\frac{{\mathrm{\π}}_V}{V_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{V}_0}{V_0}+\frac{{\mathrm{\π}}_T}{T_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{T}_0}{T_0},$ 其中，

P₀为所述安全壳内总压力初始值；

H₀为所述安全壳内蒸汽分压初始值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

T₀为所述安全壳内温度初始值；

所述随机误差包括温度误差、湿度误差、压力误差和体积误差。

本发明还提供一种核电站安全壳泄漏率检测系统，包括：温度探头、湿度探头、压力探头、数据采集装置、数据采集计算机、数据处理计算机、第一显示器、第二显示器，

所述温度探头实时采集并通过所述数据采集装置传送安全壳内的温度信息到所述数据采集计算机；

所述湿度探头实时采集并通过所述数据采集装置传送安全壳内的湿度信息到所述数据采集计算机；

所述压力探头实时采集并传送安全壳内的压力信息和大气压信息到所述数据采集计算机；

所述数据采集计算机将所述安全壳内的压力信息换算成升降压速率曲线，并通过所述第一显示器来输出所述升降压速率曲线，并将上述采集到的所有信息传送到所述数据处理计算机；

所述数据处理计算机计算并通过所述第二显示器来输出所述安全壳的泄漏率。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测系统中，所述数据采集计算机还判断检测到的温度信息、湿度信息和压力信息中任意一项是否异常，如异常则立即发送报警信息。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测系统中，所述数据处理计算机通过以下公式计算所述安全壳的泄漏率

$\frac{\mathrm{\ΔM}}{M_0}=\frac{\mathrm{\ΔP}-\mathrm{\ΔH}}{{(P-H)}_0}+\frac{\mathrm{\ΔV}}{V_0}-\frac{\mathrm{\ΔT}}{T_0},$ 其中，

ΔM为所述安全壳内干空气质量变化值；

M₀为所述安全壳内干空气质量初始值；

ΔP-ΔH为所述安全壳内总压力变化值和蒸汽分压变化值之差；

(P-H)₀为所述安全壳内总压力初始值和蒸汽分压初始值之差；

ΔV为所述安全壳的自由容积变化值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

ΔT为所述安全壳内温度变化值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测系统中，所述温度探头有59个，均匀分布在整个安全壳内；所述湿度探头有9个，分布于所述安全壳各层。

在本发明所述的核电站安全壳泄漏率检测系统中，所述压力探头包括2个位于所述安全壳内的安全壳压力探头和1个位于所述安全壳外的大气压力探头。

实施本发明的核电站安全壳泄漏率检测方法和系统，具有以下有益效果：

1)升降压速率显示更加直观，压力变化速率通过曲线显示可以准确预期；

2)系统具备自动报警功能，当任何测点异常的时候系统会自动提示报警信息，便于操作员及时发现和处理异常，从而第一时间排除异常或隐患；

3)通过实时组态异常测点和重新计算，而不是简单的删除异常测点的手段，确保降级运行时的计算模型满足法国相关标准的要求；

4)数据采集装置利用最新agilent的技术产品搭建而成，体积小，运行可靠，稳定性好，利于现场搬运。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的结构框图；

图2是本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的硬件配置图；

图3是本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的替代方案硬件配置图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

本发明核电站安全壳泄漏率检测方法包括以下步骤：

S1，温度探头实时采集并通过数据采集装置传送安全壳内的温度信息到数据采集计算机，湿度探头实时采集并通过所述数据采集装置传送安全壳内的湿度信息到所述数据采集计算机，压力探头实时采集并传送安全壳内的压力信息和大气压信息到所述数据采集计算机。

所述数据采集计算机一旦检测到温度信息、湿度信息和压力信息中任意一项异常时，立即自动提示报警信息。

S2，所述数据采集计算机将所述安全壳内的压力信息换算成升降压速率曲线，并通过第一显示器来输出所述升降压速率曲线。

S2，所述数据采集计算机将所述步骤S1中采集到的所有信息传送到数据处理计算机。

数据采集计算机和数据处理计算机之间通过网络通讯协议进行通讯。

S2，所述数据处理计算机计算并通过第二显示器和打印机来输出所述安全壳的泄漏率、误差分析以及不确定度。

所述数据处理计算机通以下公式计算所述安全壳的泄漏率

$\frac{\mathrm{\ΔM}}{M_0}=\frac{\mathrm{\ΔP}-\mathrm{\ΔH}}{{(P-H)}_0}+\frac{\mathrm{\ΔV}}{V_0}-\frac{\mathrm{\ΔT}}{T_0},$ 其中，

ΔM为所述安全壳内干空气质量变化值；

M₀为所述安全壳内干空气质量初始值；

ΔP-ΔH为所述安全壳内总压力变化值和蒸汽分压变化值之差；

(P-H)₀为所述安全壳内总压力初始值和蒸汽分压初始值之差；

ΔV为所述安全壳的自由容积变化值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

ΔT为所述安全壳内温度变化值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

所述误差分析包括对系统误差和随机误差的分析：

所述系统误差τ由P₀、H₀、V₀、T₀引入，并通过以下公式计算：

$\mathrm{\τ}=-\frac{{\mathrm{\π}}_P-{\mathrm{\π}}_H}{P_0-H_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{P}_0-\mathrm{\δ}{H}_0}{P_0-H_0}-\frac{{\mathrm{\π}}_V}{V_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{V}_0}{V_0}+\frac{{\mathrm{\π}}_T}{T_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{T}_0}{T_0},$ 其中，

P₀为所述安全壳内总压力初始值；

H₀为所述安全壳内蒸汽分压初始值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

所述随机误差包括温度误差、湿度误差、压力误差和体积误差。温度误差主要包括：独立误差、校准误差、探头测量滞后误差、热辐射误差和自加热而其引起的误差。湿度误差主要包括：独立误差、校准误差、电压波动误差和探头测量滞后误差。压力误差主要包括：独立误差、校准误差、电压波动误差、引压管线温度波动误差和探头误差。体积误差分析：CTT期间自由容积波动而引起的误差，同时还要考虑测量体积仪表的误差。

与上述方法对应的是，本发明提供的核电站安全壳泄漏率检测系统，请参阅图1，为本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的结构框图。如图1所示，本发明核电站安全壳泄漏率检测系统包括：温度探头9、湿度探头10、压力探头8、数据采集装置3、数据采集计算机1、数据处理计算机2、第一显示器11、第二显示器12和打印机13。

温度探头9实时采集并通过数据采集装置3传送安全壳内的温度信息到数据采集计算机1；

湿度探头10实时采集并通过数据采集装置3传送安全壳内的湿度信息到数据采集计算机1；

压力探头8实时采集并传送安全壳内的压力信息和大气压信息到数据采集计算机1；

数据采集计算机1将安全壳内的压力信息换算成升降压速率曲线，并通过第一显示器11来输出升降压速率曲线，并将上述采集到的所有信息传送到数据处理计算机2；

数据处理计算机2计算并通过第二显示器12和打印机13来输出安全壳的泄漏率、误差以及不确定度。

温度探头9有59个，均匀分布在整个安全壳内；湿度探头10有9个，分布于安全壳各层，压力探头8包括2个位于安全壳内的安全壳压力探头和1个位于安全壳外的大气压力探头。数据采集装置3由agilent技术产品搭建而成。数据采集计算机1和数据处理计算机2之间通过网络通讯协议进行通讯。

数据采集计算机1，主要用于采集器及变送器的初始化操作、数据采集、数据有效性判断和数据传输等功能。

数据处理计算机2，用于完成数据后台计算、显示、数据存储与打印等功能。计算模型采用法国原始设计规范——《安全壳泄漏率测量计算规范》。

数据处理计算机2通以下公式计算所述安全壳的泄漏率

$\frac{\mathrm{\ΔM}}{M_0}=\frac{\mathrm{\ΔP}-\mathrm{\ΔH}}{{(P-H)}_0}+\frac{\mathrm{\ΔV}}{V_0}-\frac{\mathrm{\ΔT}}{T_0},$ 其中，

ΔM为所述安全壳内干空气质量变化值；

M₀为所述安全壳内干空气质量初始值；

ΔP-ΔH为所述安全壳内总压力变化值和蒸汽分压变化值之差；

(P-H)₀为所述安全壳内总压力初始值和蒸汽分压初始值之差；

ΔV为所述安全壳的自由容积变化值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

ΔT为所述安全壳内温度变化值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

数据处理计算机2还用于误差分析，包括对系统误差和随机误差的分析：

所述系统误差τ由P₀、H₀、V₀、T₀引入，并通过以下公式计算：

$\mathrm{\τ}=-\frac{{\mathrm{\π}}_P-{\mathrm{\π}}_H}{P_0-H_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{P}_0-\mathrm{\δ}{H}_0}{P_0-H_0}-\frac{{\mathrm{\π}}_V}{V_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{V}_0}{V_0}+\frac{{\mathrm{\π}}_T}{T_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{T}_0}{T_0},$ 其中，

P₀为所述安全壳内总压力初始值；

H₀为所述安全壳内蒸汽分压初始值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

随机误差包括温度误差、湿度误差、压力误差和体积误差。温度误差主要包括：独立误差、校准误差、探头测量滞后误差、热辐射误差和自加热而其引起的误差。湿度误差主要包括：独立误差、校准误差、电压波动误差和探头测量滞后误差。压力误差主要包括：独立误差、校准误差、电压波动误差、引压管线温度波动误差和探头误差。体积误差分析：CTT期间自由容积波动而引起的误差，同时还要考虑测量体积仪表的误差。

全壳泄漏率计算数据来源包括以下几处：

1)温度

安全壳内部共有59个温度探头，通过EPP系统将这些温度信号传递到CTT试验值班室，这些探头平均分布于整个安全壳，在整个CTT试验期间，用于记录安全壳内的实时温度数据。

2)湿度

安全壳内共布置了9个湿度探头，分布于安全壳各层，用于CTT期间的湿度测量，已便于对安全壳内计算结果进行修正。

3)压力

压力测量主要利用2个安全壳压力变送器和1个大气压力变送器，分别用于测量安全壳压力和大气压力。

4)体积

安全壳内自由容积及CTT期间可能的容积变化。

请参阅图2，为本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的硬件配置图。如图2所示，系统搭建所采用的所有产品均为行业内非常成熟的技术，所采用的硬件模块主要为agilent公司的产品，压力探头采用MENSOR产品，温度探头为PT100，湿度探头为DEW10-1A0，软件开发工具采用visual studio 2008，开发语言为C#和C++，软件运行环境为windows XP或以上版本，运行主机需配置windows office 2003。

本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的硬件配置的主要部件(各个部件的标号也在下文说明)有：

(1)#1工控机(数据采集计算机)，标号为1；

(2)#2工控机(数据处理计算机)，标号为2；

(3)VXI主机(agilent E1421B)，标号为3；

(4)VXI控制模块(agilent E1406)，标号为4；

(5)高精度数字万用表(agilent E1412A)，标号为5；

(6)多路复用器(agilent E1476A)，标号为6；

(7)转换卡(RS285转RS232)，标号为7；

(8)USB-G PIB转换接口(agilent 82357)，图中未标号；

(9)智能压力变送器(MENSOR 6100/6010)，标号为8；

(10)湿度探头(DEW10-1A0)，标号为9；

(11)温度探头(PT100)，标号为10；

(12)第一显示器，标号为11；

(13)第二显示器，标号为12；

(14)打印机，标号为13。

系统关键设备功能描述如下：

1)VXI主机——agilent E1421B

agilent E1421B C型、6槽VXI主机是一款简洁紧凑、经济高效的解决方案，非常适用于比13槽E1401B或E84XX系列C型主机需要更少插槽的配置。

E1421B具有体积更小、重量更轻等特点，是便携式或机架安装式应用的最佳选择。

E1421B符合VXI总线产品规范，其设计中采用了其业内领先的压缩空气通道冷却系统。

作为VXI模块化及系统集成的主机，其主要作用是为VXI命令模块、数字万用表模块和多路复用开关模块提供总线支持。

2)VXI控制模块——agiLent E1406

agilent E1406控制模块为C-size，1槽基于消息的VIX控制器，其可作为VME总线或GPIB(IEEE-488)-VXI总线接口设备，与基于消息的VXI模块进行通讯，其内置flash存储器用于存储各仪器设备的驱动，因此可以运用SCPI语言控制基于寄存器设备，它可以在内部转换SCPI指令，可以使这些设备更容易与基于消息的仪器进行数据交互。

3)高精度数字万用表——agilent E1412A

agilent E1412A 6.5位万用表是一款C型、1槽、基于消息的VXI模块。它为安捷伦的DMM产品提供了最广泛的功能。它还提供了安捷伦卓越的性能和无与伦比的品质，而且您只需按5.5位DMM的价格即可获得。

该万用表可以测量广泛的产品功能，包括测量伏特、安培、欧姆，以及带有先进测试(包括测试TTL输出和直流电压比率的极限检验)的频率等。标准测量包括交流/直流电压、交流/直流电流、2线和4线欧姆，以及频率/周期等。测量直流电压时，该万用表可以提供每秒65次范围变化和每秒30次函数变化。

1槽、C型、基于消息；

DCV、ACV、DCI、ACI、2/4线欧姆、频率、周期等；

零讯号、最小/最大、界限、dB、dBm；

4.5位万用表的内部存储器每秒钟可读取1000次；

快速的范围/函数变化；

带有内部存储器的读数存储。

4)多路复用器——agilent E1476A

agilent E1476A为高密度多路复用器，C-size，1槽，基于寄存器的VXI模块，带温度补偿，可以动态配置其64通道，可以应用于2线、3线和4线制电阻测量，其标配一块端接模块，用于连接现场探头信号线。

根据使用方式的不同，其可以被设置为开关模式和扫描模式。

5)转换卡——RS285转RS232

智能压力变送器(MENSOR 6100/6010)的接口为RS285，而采集计算机配置为RS232串口，采集计算机与#0、#1、#2号压力变送器连接必须采用RS285转RS232接口转换卡才能实现。

6)USB-GPIB转换接口——agilent 82357

USB-GPIB转换接(agilent 82357)使GPIB仪表与USB接口计算机轻松连接。

7)智能压力变送器——MENSOR 6100/6010

MENSOR 6100/6010是高精度压力变送器，其自带的RS232或RS258通讯口可以很容易与上位机实现数据交互功能，通过串口可以很容易实现零量程校验和满量程校验，而无需任何其他校验器。

MENSOR 6100技术参数；

精确度    0.010％FS；

精密度    0.003％FS；

校验周期180天；

不确定度0.01％；

读数速率50次/秒；

响应时间20ms；

电源    6-20VDC，55mA12VDC；

输出    0-1VDC、0-5VDC、0-10VDC；

MENSOR 6010技术参数；

精确度    0.020％FS；

精密度    0.006％FS；

校验周期180天；

不确定度0.02％；

读数速率50次/秒；

电源    6-20VDC，55mA12VDC；

输出    0-1VDC、0-5VDC、0-10VDC。

8)湿度探头——DEW10-1A0

DEW10-1A0属于镜面冷凝式露点变送器，通过降低金属镜面附件的环境温度直至镜面达到要求的雾化水平，此时的当前温度值即为露点值。

请参阅图3，为本发明核电站安全壳泄漏率检测系统的替代方案硬件配置图。如图3所示，替代方案与图2中硬件配置的区别在于：替代方案将万用表3458a(图3中标号为14)代替图2中的万用表E1412A，其他部件和保持一致，此处便不再赘述。

实施本发明提供的核电站安全壳泄漏率检测方法和系统，能够有效解决以下技术问题：

1)增加升降压速率曲线显示功能，通过直观的趋势图来预判压力变化率的预期变化趋势，防止意外超压事故的发生；

2)增加了系统自动报警功能，当任何测点异常的时候系统会自动提示报警信息，便于操作员及时发现和处理异常，从而第一时间排除异常或隐患；

3)通过实时组态异常测点和重新计算，而不是简单的删除异常测点的手段，确保降级运行时的计算模型满足法国相关标准的要求；

4)数据采集装置利用最新agilent技术产品搭建而成，体积小，运行可靠，稳定性好，利于现场搬运。

上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种核电站安全壳泄漏率检测方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1，数据采集计算机通过数据采集装置分别接收，温度探头实时采集并发送的安全壳内的温度信息、湿度探头实时采集并发送的安全壳内的湿度信息、压力探头实时采集并发送的安全壳内的压力信息和大气压信息；

S2，数据处理计算机接收所述数据采集计算机在所述步骤S1中采集到的所有信息，计算并通过第二显示器来输出所述安全壳的泄漏率，所述数据处理计算机通过以下公式计算所述安全壳的泄漏率

$\frac{\mathrm{\ΔM}}{M_0}=\frac{\mathrm{\ΔP}-\mathrm{\ΔH}}{{(P-H)}_0}+\frac{\mathrm{\ΔV}}{V_0}-\frac{\mathrm{\ΔT}}{T_0},$ 其中，

ΔM为所述安全壳内干空气质量变化值；

M₀为所述安全壳内干空气质量初始值；

ΔP-ΔH为所述安全壳内总压力变化值和蒸汽分压变化值之差；

(P-H)₀为所述安全壳内总压力初始值和蒸汽分压初始值之差；

ΔV为所述安全壳的自由容积变化值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

ΔT为所述安全壳内温度变化值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

2.根据权利要求1所述的核电站安全壳泄漏率检测方法，其特征在于，所述步骤S1还包括：所述数据采集计算机将所述安全壳内的压力信息换算成升降压速率曲线，并通过第一显示器来输出所述升降压速率曲线。

3.根据权利要求1所述的核电站安全壳泄漏率检测方法，其特征在于，所述步骤S1还包括：所述数据采集计算机判断检测到的温度信息、湿度信息和压力信息中任意一项是否异常，如异常则立即发送报警信息。

4.根据权利要求1所述的核电站安全壳泄漏率检测方法，其特征在于，所述步骤S2中所述数据采集计算机和数据处理计算机之间通过网络通讯协议进行通讯。

5.根据权利要求1所述的核电站安全壳泄漏率检测方法，其特征在于，所述步骤S2中还包括所述数据处理计算机计算并通过所述第二显示器输出所述泄漏率的系统误差和随机误差：

所述系统误差τ由P₀、H₀、V₀、T₀引入，并通过以下公式计算：

$\mathrm{\τ}=-\frac{{\mathrm{\π}}_P-{\mathrm{\π}}_H}{P_0-H_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{P}_0-\mathrm{\δ}{H}_0}{P_0-H_0}-\frac{{\mathrm{\π}}_V}{V_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{V}_0}{V_0}+\frac{{\mathrm{\π}}_T}{T_0}\·\frac{\mathrm{\δ}{T}_0}{T_0},$ 其中，

P₀为所述安全壳内总压力初始值；

H₀为所述安全壳内蒸汽分压初始值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

T₀为所述安全壳内温度初始值；

所述随机误差包括温度误差、湿度误差、压力误差和体积误差。

6.一种核电站安全壳泄漏率检测系统，其特征在于，包括：温度探头、湿度探头、压力探头、数据采集装置、数据采集计算机、数据处理计算机、第一显示器、第二显示器，

所述温度探头实时采集并通过所述数据采集装置传送安全壳内的温度信息到所述数据采集计算机；

所述湿度探头实时采集并通过所述数据采集装置传送安全壳内的湿度信息到所述数据采集计算机；

所述压力探头实时采集并传送安全壳内的压力信息和大气压信息到所述数据采集计算机；

所述数据采集计算机将所述安全壳内的压力信息换算成升降压速率曲线，并通过所述第一显示器来输出所述升降压速率曲线，并将上述采集到的所有信息传送到所述数据处理计算机；

所述数据处理计算机计算并通过所述第二显示器来输出所述安全壳的泄漏率。

7.根据权利要求6所述的核电站安全壳泄漏率检测系统，其特征在于，所述数据采集计算机还判断检测到的温度信息、湿度信息和压力信息中任意一项是否异常，如异常则立即发送报警信息。

8.根据权利要求6所述的核电站安全壳泄漏率检测系统，其特征在于，所述数据处理计算机通过以下公式计算所述安全壳的泄漏率

$\frac{\mathrm{\ΔM}}{M_0}=\frac{\mathrm{\ΔP}-\mathrm{\ΔH}}{{(P-H)}_0}+\frac{\mathrm{\ΔV}}{V_0}-\frac{\mathrm{\ΔT}}{T_0},$ 其中，

ΔM为所述安全壳内干空气质量变化值；

M₀为所述安全壳内干空气质量初始值；

ΔP-ΔH为所述安全壳内总压力变化值和蒸汽分压变化值之差；

(P-H)₀为所述安全壳内总压力初始值和蒸汽分压初始值之差；

ΔV为所述安全壳的自由容积变化值；

V₀为所述安全壳的自由容积初始值；

ΔT为所述安全壳内温度变化值；

T₀为所述安全壳内温度初始值。

9.根据权利要求6-8中任意一项所述的核电站安全壳泄漏率检测系统，其特征在于，所述温度探头有59个，均匀分布在整个安全壳内；所述湿度探头有9个，分布于所述安全壳各层。

10.根据权利要求6-8中任意一项所述的核电站安全壳泄漏率检测系统，其特征在于，所述压力探头包括2个位于所述安全壳内的安全壳压力探头和1个位于所述安全壳外的大气压力探头。

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