CN104240778A - 核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核电站用冷凝器试验技术,特别是核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置,本发明采用压力传感器和温度传感器、现场数据读取单元和化学分析单元收集数据,最终由处理单元完成所有数据的处理,并得出结果,以判断核电站冷凝器工作状态,将上述过程所涉及到的核电站用冷凝器特性试验系统设置在核电站用冷凝器特性试验装置中,使得核电站用冷凝器特性试验系统使用起来更加方便,能够快速、有效的检测出核电站冷凝器的状态,提升了核电站用冷凝器特性试验的检测效率,而且提高了准确率,降低了核电站的运作成本。

Description

核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置
技术领域
本发明涉及一种核电站用冷凝器试验技术,特别是核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置。 
背景技术
冷凝器是冷却系统的组件,它能够将系统中的热量快速的传递到冷却水中,核电站在运作过程中,汽轮机需要配备相应的冷凝器使核反应堆中的控制棒产生的大量的热量得以释放,在大型核电站中,冷凝器蒸汽负荷以及换热面积很大,百万千瓦核电机组的重量可达2000t以上。核电站冷凝器实际运行工况与设计工况存在一定差异,要确定冷凝器设备运行是否正常,就必须以试验的方法确定运行中相关参数是否正常,找出设备存在的问题进行处理,保证冷凝器正常运行;而且还需要对核电站用冷凝器做特性试验和日常维护,保证对冷凝系统的实时监控,以确定冷却系统的稳定性以及安全性。 
冷凝器特性试验就是在汽轮机组“满功率”运行过程中定期进行的热力特性试验,它的主要内容就是将定期热力性能试验结果与正常运行应该达到的热力特性相比较,以便决定冷凝器是否需要维修和维修后的鉴定评估,并对核电站汽轮发电机组冷凝器设备以及汽轮发电机组热力系统进行的一系列的分析,从而判断冷凝器是否处于良好的工作状态,以提高机组安全性能。 
但是由于核电站的环境较为特殊,其冷凝器设备过大,而且结构较为复杂,因此在对其进行特性试验时,需要检测小组进行多项数据的人工逐个检测,然后将所得数据汇总,最后通过大量的计算得出冷凝器的特性数据对其工作状态进行分析评估,这种现有的做法工作量十分繁复,耗费的人力物力 特别大,而且试验结果容易出现较大的偏差。 
发明内容
为了解决上述技术问题,本发明提供一种能够定期对核电站冷凝器设备进行一体化检测、分析的核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置,以便可以更便捷地、更及时地、更准确地得到冷凝器试验的数据分析结果。 
本发明为解决上述技术问题所采用的技术方案为:一种核电站用冷凝器特性试验系统,包括 
用于对冷凝器特性试验数据进行处理的处理单元; 
用于测量冷凝器压力的压力传感器,用于测量冷凝器冷却水入口、冷却水出口温度以及凝结水温度的温度传感器; 
现场数据读取单元,用于收集核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,并将所收集数据提供给所述处理单元; 
化学分析单元,用于分析冷凝器冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热数据,并将所收集数据提供给所述处理单元; 
数据采集单元,用于接收所述压力传感器和所述温度传感器测量所得的数据,所述数据采集单元与所述处理单元连接; 
所述处理单元包括数据处理模块以及冷凝器特性试验分析模块,其中,所述数据处理模块用于接收所述数据采集单元收集到的模拟值,将其转化成物理值,并在处理后传送至所述冷凝器特性试验分析模块;所述冷凝器特性试验分析模块用于接收所述数据处理模块传送的数据,并计算得出冷凝器过冷度数据;并根据所述现场数据读取单元提供的数据计算得出冷凝器总体传热系数,根据所述化学分析单元提供的数据计算出冷凝器冷却水流量。 
在上述核电站用冷凝器特性试验系统中,所述压力传感器设置在靠近冷 凝器第一排管束的冷凝器进汽截面即为冷凝器压力测量截面处; 
所述的温度传感器沿冷凝器冷却水出口管管道的圆周上均匀分布,所述的温度传感器为铂电阻温度传感器。 
在上述核电站用冷凝器特性试验系统中,所述处理单元上还设有参数设置模块,用于调整所述冷凝器特性试验分析模块的工作参数。 
在上述核电站用冷凝器特性试验系统中,所述处理单元还包括分别用于将冷凝器特性试验分析模块得出的冷凝器过冷度数据、冷凝器总体传热系数和冷凝器冷却水流量数据进行储存和显示的存储单元和显示单元。 
在上述核电站用冷凝器特性试验系统中,还包括与所述处理单元连接的打印系统,用于接收所述处理单元中传送的数据并将其打印。 
按照本发明另一方面,本发明提供的一种核电站用冷凝器特性试验方法,包括以下步骤: 
S1、压力传感器测量冷凝器压力数据,温度传感器测量冷凝器冷却水入口温度、冷却水出口温度以及凝结水温度数据,并各自将所得数据传送至数据采集单元; 
S2、处理单元通过其内部的数据处理模块接收所述数据采集单元传输的数据并将其转换为物理值,并在固定周期内计算所得物理值的平均值,以及该周期内的标准差,通过标准差剔除偏差大的数据,然后重新计算该周期内物理值的平均值,之后将所得数值传送至所述处理单元内部的冷凝器特性试验分析模块,经计算得出冷凝器过冷度数据; 
处理单元通过其内部的冷凝器特性试验分析模块接收现场数据读取单元传输的核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,并计算得出冷凝器 总体传热系数; 
处理单元通过其内部的冷凝器特性试验分析模块接收现化学分析单元传输的冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热数据,并计算得出冷凝器冷却水流量数据。 
在上述核电站用冷凝器特性试验方法中,在所述步骤S2之后还包括以下步骤: 
S3、所述处理单元将所述冷凝器特性试验分析模块计算得出的数据传送至打印系统,打印系统将所接收到的数据进行打印。 
本发明还提供一种核电站用冷凝器特性试验装置,包括一个有两侧设有侧板的多层台架,在所述台架分别放置有数据采集单元和处理单元,在所述台架的两个侧板上分别设有信号线接头,所述处理单元包括数据处理模块以及冷凝器特性试验分析模块;所述数据采集单元通过信号线接头与外部的温度传感器、压力传感器连接,通过传输导线与所述处理单元连接。 
在上述核电站用冷凝器特性试验测试装置中,其台架上的两个侧板上设置有信号线接头,采用两侧的接线方式能够使得装置中的接线方式的条理性更为清晰方便快速接线,作为进一步的设置,在所述台架中还安装有打印系统,台架底部还设有滚轮,在所述台架上设有电源插座。 
实施本发明的核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置,其有益效果在于:本发明提供的一种核电站用冷凝器特性试验装置,体积小、可移动而且制作使用均十分方便,在该装置上设置了信号线接头和电源插座,使得核电站用冷凝器特性试验系统的数据采集单元、数据处理模块和冷凝器特性试验分析模块能够相应的安装在其内部,并能够通过信号线接头将数据采集单元 与装置外部的核电站用冷凝器特性试验系统的温度传感器、压力传感器连接,使得温度传感器和压力传感器测到的数据能够快速的传输至数据采集单元,数据采集单元将接收到的数据再传输至数据处理模块,数据处理模块将接收到的数据进行转换后传输给冷凝器特性试验分析模块,再加上人工输入从现场读取显示模块和化学分析显示模块读取的数据,最终由冷凝器特性试验分析模块分析得出冷凝器过冷度数据、冷凝器总体传热系数和冷凝器冷却水流量数据,最后在计算机上进行显示,经检测人员查看后即可方便、快速的得知冷凝器的实时工作状态,与传统的方法相比,实施本发明可极大提升核电站用冷凝器特性试验的检测效率,而且提高了准确率,降低了核电站的运作成本。 
附图说明
图1为核电站中机组热力系统简图; 
图2为本发明核电站用冷凝器特性试验装置的结构示意简图; 
图3为本发明核电站用冷凝器特性试验装置的台架的结构示意图; 
图4为本发明核电站用冷凝器特性试验装置的台架的侧视图; 
图5为本发明核电站用冷凝器特性试验系统的模块连接图; 
图6为本发明核电站用冷凝器特性试验方法的流程图; 
图7为冷却管内冷却水流量修正系数Fv的修正曲线; 
图8为冷却水入口温度修正系数Ft的修正曲线。 
具体实施方式
为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚,下面将结合本发明实施例中的附图,对本发明实施例中的技术方案进行清楚地描述,显然,所描述的实施例是本发明一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。 
核电站用冷凝器特性试验专用试验装置,如图2所示,包括台架11、位于台架内部的数据采集单元23和位于台架11上的处理单元24,台架11可选用具有多个容纳隔层的柜体式台架,将数据采集单元23放置到台架的中部,处理单元24放在台架上表面,数据处理模块25和冷凝器特性试验分析模块26内置于处理单元24中,便于试验人员操作,在台架11中设置打印系统29,即打印机,可以实时将计算机中获取的数据打印出来,在台架11的两侧设有两个侧板,在两个侧板上设有多个信号线接头15,温度传感器和压力传感器所检测到的数据通过该信号线接头15传输至数据采集单元23,数据采集单元23通过传输导线与处理单元24连接,并将其接收到的数据传输至处理单元24的数据处理模块25,数据处理模块25进行相应的处理后将数据送至冷凝器特性试验分析模块26,最终冷凝器特性试验分析模块26计算得出所需数据。 
作为核电站用冷凝器特性试验系统的第一种实施例,其包括分布在冷凝上的压力传感器21和温度传感器22,用于相应的测量冷凝器压力和冷凝器冷却水入口、冷却水出口温度以及凝结水温度数据,其中,压力传感器21设置在靠近冷凝器顶端第一排管束处,采集冷凝器喉部(取靠近冷凝器第一排管束的的进汽截面即为冷凝器压力测量截面,其通常取为距第一排管束约300mm处)压力数据,温度传感器22采用铂电阻温度传感器,例如,采用了20支由ALSTOM制作的用于核电站冷凝器循环水出口管道的“多点感温”长杆PT100平均型温度传感器,并使其沿冷凝器冷却水出口管管道的圆周上均匀分布;现场数据读取单元27,用于读取并显示核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷,另外,还设有数据采集单元23,用于接收所述压力传感器21和所述温度传感器22测量所得的数据,并将其传送至数据处理模块25。 
数据处理模块25位于数据处理单元24中,用于接收所述数据采集单元23收集到的模拟值,将其转化成物理值,并做处理后传送至处理单元24中的冷凝器特性试验分析模块26。 
化学分析单元28,用于取样分析并显示冷凝器冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热。 
处理单元24中的冷凝器特性试验分析模块26用于接收所述数据处理模块25传送的数据,并分析得出冷凝器过冷度数据;并用于接收所述现场数据读取单元27传输的核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,分析得出冷凝器总体传热系数;还用于接收并分析所述化学分析单元28的冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热,分析得出冷凝器冷却水流量数据。 
处理单元24还包括分别用于将冷凝器特性试验分析模块26得出的冷凝器过冷度数据、冷凝器总体传热系数和冷凝器冷却水流量数据进行储存和显示的存储单元和显示单元,还包括与所述处理单元24连接用于将来自所述处理单元24数据进行打印的打印系统29。 
上述核电站用冷凝器特性试验系统还设有参数设置系统,用于调整冷凝器特性试验分析模块26的工作参数。 
处理单元24将最终得到的冷凝器过冷度数据、冷凝器总体传热系数和冷凝器冷却水流量数据进行储存、显示和/或传送至打印系统打印出来。 
作为与上述核电站用冷凝器特性试验系统的第一种实施例对应的核电站用冷凝器特性试验方法,其第一种实施例包括以下步骤: 
S1、压力传感器21测量冷凝器压力数据,温度传感器22测量冷凝器冷却水入口温度、冷却水出口温度以及凝结水温度数据,并各自将所得数据传 送至数据采集单元23; 
S2、处理单元24通过其内部的数据处理模块25接收所述数据采集单元23传输的数据并将其转换为物理值,并在固定周期内计算所得物理值的平均值,以及该周期内的标准差,通过标准差剔除偏差大的数据,然后重新计算该周期内物理值的平均值,之后将所得数值传送至所述处理单元24内部的冷凝器特性试验分析模块26,经计算得出冷凝器过冷度数据; 
处理单元24通过其内部的冷凝器特性试验分析模块26接收现场数据读取单元27传输的核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,并计算得出冷凝器总体传热系数; 
处理单元24通过其内部的冷凝器特性试验分析模块26接收现化学分析单元28传输的冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热数据,并计算得出冷凝器冷却水流量数据。 
S3、所述处理单元24将所述冷凝器特性试验分析模块26计算得出的数据传送至打印系统29,打印系统29将所接收到的数据进行打印。 
作为核电站用冷凝器特性试验系统的第二种实施例,其包括分布在汽轮机2的排气管上的压力传感器21和冷凝器上的温度传感器22,用于相应的测量汽轮机排气压力和冷凝器冷却水入口、冷却水出口温度以及凝结水温度数据,其中,温度传感器22采用铂电阻温度传感器,例如,采用了20支由ALSTOM专门为阳江核电冷凝器循环水出口管道制作的“多点感温”长杆PT100平均型温度传感器,并使其沿冷凝器冷却水出口管管道的圆周上均匀分布;现场数据读取单元,用于读取并显示核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷,另外,还设有数据采集单元23,用于接收所述压力传感器21和 所述温度传感器22测量所得的数据,并将其传送至数据处理模块; 
数据处理模块25,用于接收所述数据采集单元23收集到的模拟值,将其转化成物理值,并做处理后传送至冷凝器特性试验分析模块26,其中数据处理模块25和冷凝器特性试验分析模块26均设在处理单元24中。 
化学分析单元28,用于取样分析并显示冷凝器冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热; 
上述的冷凝器特性试验分析模块26用于接收所述数据处理模块25传送的数据,并分析得出冷凝器过冷度数据;并用于接收现场数据读取单元27提供的核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,分析得出冷凝器总体传热系数;还用于接收化学分析单元28提供的冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热,分析得出冷凝器冷却水流量数据。 
上述核电站用冷凝器特性试验系统还设有参数设置系统,用于调整冷凝器特性试验分析模块26的工作参数。 
处理单元24将从冷凝器特性试验分析模块26处最终得到的冷凝器过冷度数据、冷凝器总体传热系数和冷凝器冷却水流量数据进行储存、显示和/或传送至打印系统29打印出来。 
作为与上述核电站用冷凝器特性试验系统的第二种实施例对应的核电站用冷凝器特性试验方法,其第二种实施例包括以下步骤: 
S1、压力传感器21测量汽轮机排气压力,温度传感器22相应的测量冷凝器冷却水入口温度、冷却水出口温度以及凝结水温度数据,并传送至数据采集单元23; 
S2、数据采集单元23接收所述压力传感器21与所述温度传感器22传送 的冷凝器压力数据、冷凝器冷却水出口温度数据、冷凝器冷却水入口温度数据和冷凝器凝结水温度数据,并将其传输至处理单元24的数据处理模块25; 
S3、数据处理模块25接收来自数据采集单元23的模拟值,将其转换为物理值,并在固定周期内计算所得物理值的平均值,以及该周期内的标准差,通过标准差剔除偏差大的数据,然后重新计算该周期内物理值的平均值,之后将所得数值传送至处理单元24中的冷凝器特性试验分析模块26; 
现场数据读取单元27提供核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,并传输至冷凝器特性试验分析模块26;化学分析单元28提供冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热,并传输至冷凝器特性试验分析模块26; 
处理单元24中的冷凝器特性试验分析模块26通过从所述数据处理模块25处接收的数据计算得出冷凝器过冷度数据;通过所述现场数据读取单元提供的核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,分析得出冷凝器总体传热系数;通过所述化学分析单元提供的冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热,分析得出冷凝器冷却水流量数据。 
S4、处理单元24最终将其冷凝器特性试验分析模块26处得出的数据进行存储,并同时传送至打印系统29,打印系统29将所接收到的数据进行打印。 
在上述核电站用冷凝器特性试验方法的实施例中,为了保证温度传感器测量的准确性,试验前一天,将硅油灌入冷凝器出口循环水温度测量套管内,并安装温度探头。 
上述的温度传感器还可直接采用热电阻温度计(PT100),输出电阻信号,可以通过数据采集单元23把电阻信号转换成温度值,然后直接传输至处理单元24,可省去数据处理模块处的转换过程。 
压力变送器将压力信号转换成模拟值,输出电气信号(4-20mA),传输给数据采集单元23,数据采集单元23将信号传输至处理单元24,处理单元24中的数据处理模块25把测量的电气值转换为物理值,转换过程如下:首先,设定: 
P0:最小物理量 
PM:最大物理量 
V0:最小电气量 
VM:最大电气量 
K:转换系数 
假定测量设备是线性的,那么得出该转换系数: 
K = P M - P 0 V M - V 0
最终,压力测量值是:P=K*(V1-V0)+P0
在上述数据处理模块进行数据处理工作时,用于计算的值是经过其自身转换后的具体值,计算的结果是这些值在较短周期的平均值以及标准偏差,该计算过程为: 
假定X1,X2,…Xn是一个信号的n个测量值,那么这些值的平均值是: 
X0=(X1+X2+…+Xn)/n 
标准偏差是: 
σ = ( X 1 - X 0 ) 2 + ( X 2 - X 0 ) 2 + . . . + ( Xn - X 0 ) 2 n - 1
不符合标准偏差的值被剔除:如果abs(xj-x0)>2*σ,那么xj就被剔除,然后就剩下m个值; 
对m个有效值进行算术平均; 
如果坏值剔除率过多,则将对此点进行可信度分析,并对此点的实际可信度进行记录,作为输出结果的一部分,供操作员参考。 
在上述冷凝器特性试验分析模块工作时,经过数据采集单元采集然后数据处理模块处理后直接输入冷凝器特性试验分析模块,与现场读取显示模块以及化学分析显示模块所得数据一起参与冷凝器热平衡传热计算,并对计算结果进行显示、记录、打印等;其热平衡传热计算的计算过程为:首先将核电站机组的整个二回路取为一个热力系统,图1为核电站机组热力系统简图,如图所示,依次连接的蒸汽发生器1、汽轮机2、冷凝器4、凝结水泵5、低压加热器6、除氧器7、给水泵8、高压加热器9,构成核电站机组热力系统,汽轮机2带动发电机3运转并发电: 
(1)由热力学第一定律,计算出冷凝器热负荷Qth为: 
Qth=Qkme-Wq/η-Qloss+Qother  (KW) 
(2)冷却水温升: 
Δt=t2-t1  (℃) 
(3)对数平均温度: 
(ts为Pc之饱和水温度,依据ASME-1997水/蒸汽的热力特性计算公式) 
(4)冷凝器过冷度: 
δt=ts-tn   (℃) 
(5)冷却水流量: 
G CRF = Q th ρ * C p * ( t 2 - t 1 ) ( m 3 / s )
(6)总体传热系数: 
其中:Wkme为核岛热功率,kW 
Wq为发电机电功率,kW 
Qloss为汽轮机设计热损失,kW 
Qother为主给水泵热负荷,kW 
η为发电机效率 
t1为冷却水入口平均温度,℃ 
t2为冷却水出口平均温度,℃ 
Pc为冷凝器背压,Pa 
A为冷凝器换热面积,m2 
ρ为冷却水密度,kg/m3 
Cp为冷却水比热,kj/kg*℃ 
之后冷凝器特性试验分析模块还将对冷凝器传热系数K进行修正,修正到设计工况下的传热系数Kc, 
(1)修正后总体传热系数: 
Kc=K*Ft*Fv
其中:Fv为冷却管内冷却水流量修正系数,修正曲线如图7所示; 
Ft为冷却水入口温度修正系数,修正曲线如图8所示: 
(2)冷却管清洁系数 
C=Kc/Ks
其中:Ks为冷凝器设计传热系数,KW/m2*℃。 

Claims (10)

1.一种核电站用冷凝器特性试验系统,其特征在于:包括
用于对冷凝器特性试验数据进行处理的处理单元(24);
用于测量冷凝器压力的压力传感器(21),用于测量冷凝器冷却水入口、冷却水出口温度以及凝结水温度的温度传感器(22);
现场数据读取单元(27),用于在现场收集核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,并将所收集数据提供给所述处理单元(24);
化学分析单元(28),用于分析冷凝器冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热数据,并将所收集数据提供给所述处理单元(24);
数据采集单元(23),用于接收所述压力传感器(21)和所述温度传感器(22)测量所得的数据,所述数据采集单元(23)与所述处理单元(24)连接;
所述处理单元(24)包括数据处理模块(25)以及冷凝器特性试验分析模块(26),其中,所述数据处理模块(25)用于接收所述数据采集单元(23)收集到的模拟值,将其转化成物理值,并在处理后传送至所述冷凝器特性试验分析模块(26);所述冷凝器特性试验分析模块(26)用于接收所述数据处理模块(25)传送的数据,并计算得出冷凝器过冷度数据;并根据所述现场数据读取单元(27)提供的数据计算得出冷凝器总体传热系数,根据所述化学分析单元(28)提供的数据计算出冷凝器冷却水流量。
2.根据权利要求1所述的核电站用冷凝器特性试验系统,其特征在于:所述压力传感器(21)设置在靠近冷凝器第一排管束的冷凝器进汽截面处。
3.根据权利要求1所述的核电站用冷凝器特性试验系统,其特征在于:所述的温度传感器(22)沿冷凝器冷却水出口管管道的圆周上均匀分布。
4.根据权利要求3所述的核电站用冷凝器特性试验系统,其特征在于:所述的温度传感器(22)为铂电阻温度传感器。
5.根据权利要求1所述的核电站用冷凝器特性试验系统,其特征在于:在所述处理单元(24)上还设有参数设置模块,用于调整所述冷凝器特性试验分析模块(26)的工作参数。
6.根据权利要求1-5中任一项权利要求所述的核电站用冷凝器特性试验系统,其特征在于:所述处理单元(24)还包括分别用于将所述冷凝器特性试验分析模块(26)得出的冷凝器过冷度数据、冷凝器总体传热系数和冷凝器冷却水流量数据进行储存和显示的存储单元和显示单元,还包括与所述处理单元(24)连接用于将来自所述处理单元(24)数据进行打印的打印系统(29)。
7.一种核电站用冷凝器特性试验方法,其特征在于:包括以下步骤:
S1、压力传感器(21)测量冷凝器压力数据,温度传感器(22)测量冷凝器冷却水入口温度、冷却水出口温度以及凝结水温度数据,并各自将所得数据传送至数据采集单元(23);
S2、处理单元(24)通过其内部的数据处理模块(25)接收所述数据采集单元(23)传输的数据并将其转换为物理值,并在固定周期内计算所得物理值的平均值,以及该周期内的标准差,通过标准差剔除偏差大的数据,然后重新计算该周期内物理值的平均值,之后将所得数值传送至所述处理单元(24)内部的冷凝器特性试验分析模块(26),经计算得出冷凝器过冷度数据;
所述处理单元(24)通过其内部的所述冷凝器特性试验分析模块(26)接收现场数据读取单元(27)传输的核岛热功率、发电机电功率和给水泵热负荷数据,并计算得出冷凝器总体传热系数;
所述处理单元(24)通过其内部的所述冷凝器特性试验分析模块(26)接收现化学分析单元(28)传输的冷却水入口处的冷却水密度和冷却水比热数据,并计算得出冷凝器冷却水流量数据。
8.根据权利要求7所述的核电站用冷凝器特性试验方法,其特征在于:在所述步骤S2之后还包括以下步骤:
S3、所述处理单元(24)将所述冷凝器特性试验分析模块(26)计算得出的数据传送至打印系统(29),所述打印系统(29)将所接收到的数据进行打印。
9.一种核电站用冷凝器特性试验装置,包括一个两侧有侧板的多层台架(11),其特征在于:在所述台架(11)上分别放置有数据采集单元(23)和处理单元(24),在所述台架(11)的两个侧板上分别设有信号线接头(15),所述处理单元(24)包括数据处理模块(25)以及冷凝器特性试验分析模块(26);所述数据采集单元(23)通过所述信号线接头(15)与外部的温度传感器、压力传感器连接,通过传输导线与所述处理单元(24)连接。
10.根据权利要求9所述的核电站用冷凝器特性试验测试装置,其特征在于:在所述台架(11)内还安装有打印系统(29),在所述的台架(11)底部还设有滚轮。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106053105A (zh) * 2016-05-10 2016-10-26 中广核工程有限公司 一种核电站回热加热器能效监测与诊断的方法和系统
CN107731324A (zh) * 2017-10-31 2018-02-23 中广核工程有限公司 一种核电站机组热力性能试验夏季工况模拟系统和方法
CN108665987A (zh) * 2018-04-23 2018-10-16 辽宁红沿河核电有限公司 一种核电冷凝器特性试验成套装备

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102568625A (zh) * 2011-12-08 2012-07-11 中广核工程有限公司 一种核电站数字化测试系统
CN202471131U (zh) * 2012-03-01 2012-10-03 河北省电力研究院 对电厂凝汽器性能进行实时监测的系统
JP2013076480A (ja) * 2011-09-29 2013-04-25 Azbil Corp 気液二相流体状態制御装置および気液二相流体状態制御方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013076480A (ja) * 2011-09-29 2013-04-25 Azbil Corp 気液二相流体状態制御装置および気液二相流体状態制御方法
CN102568625A (zh) * 2011-12-08 2012-07-11 中广核工程有限公司 一种核电站数字化测试系统
CN202471131U (zh) * 2012-03-01 2012-10-03 河北省电力研究院 对电厂凝汽器性能进行实时监测的系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刘亚奇: "600MW电站凝汽器状态监测与故障诊断的研究", 《中国硕士学位论文全文数据库》 *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106053105A (zh) * 2016-05-10 2016-10-26 中广核工程有限公司 一种核电站回热加热器能效监测与诊断的方法和系统
CN106053105B (zh) * 2016-05-10 2019-09-27 中广核工程有限公司 一种核电站回热加热器能效监测与诊断的方法和系统
CN107731324A (zh) * 2017-10-31 2018-02-23 中广核工程有限公司 一种核电站机组热力性能试验夏季工况模拟系统和方法
CN108665987A (zh) * 2018-04-23 2018-10-16 辽宁红沿河核电有限公司 一种核电冷凝器特性试验成套装备

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