CN106098123A - 一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法，所述系统包括：流体信息测量模块，用于测量主管和射管上游流体的温度和流速信息；函数建立模块，用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；内壁面温度计算模块，用于接收流体信息测量模块测量的主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块建立的第一函数和第二函数，计算获得内壁面温度。本发明通过分析主管和射管之间不同流速比值下流体的相互作用影响，构造主管、射管流速比与某点内壁温度的函数建立模块，在获取主管和射管的流速及流体信息后，求解其内壁温度信息。

Description

一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法

技术领域

本发明涉及三通结构内部信息监测的技术领域，尤其涉及一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法。

背景技术

在反应堆安注系统和化学容积控制系统中存在上充管嘴等三通构件，这些构件的射流分别以45°或90°倾角入射主流。入射流体和主流体之间的剧烈混合以及紊流射流之间较大的瞬态温差使得构件和流体之间的换热十分剧烈，进而使构件频繁承受热冲击，引起金属管壁的温度在径向、轴向、周向的不均匀分布，产生热应力诱发热疲劳现象。在实际工程中为避免管道出现热疲劳失效，需要对易疲劳敏感区域进行在线状态监测。作为热疲劳监测的基础，首先需要了解上述部件中发生不同流体温度和速度搅混时的金属管壁温度温度场的变化规律。

当流体流速较高时，在合流处冷热流体便开始充分搅混，搅混区域的流体温度发生剧烈变化，从而引发该区域或下游管道热疲劳，形成热冲击，如图1所示。当流体流速较低时，由于水不同温度下的密度不同及重力作用影响，在合流处水平段会先形成冷热流体的分层，经过一段距离后才会发生完全搅混，如图2所示。可见，主管和射管流速不同时，对搅浑区及管道下游的影响也不尽相同。

在现有技术中，美国EPRI开发的FatiguePro系统是目前应用较广的疲劳监测系统，如图3所示。

基于电厂现有数据进行在线疲劳监测，虽然可以降低工程建设成本，也可以减少维修成本，但是其存在一些较为明显的技术缺陷：

一、应用范围受限

1)、核电厂一般一个回路只有6个测温元件，仅依靠其6个温度数据很难有效兼顾辅助管道与主管道冷热交汇的区域，例如安全注入系统、喷淋系统、波动管等；

2)、现有的方法是基于已有的电厂瞬态信息，并在数据库中寻找与之匹配的温度信息，但在发生不可预计的扰动或事件时，原传递函数的准确性将下降甚至完全失效；

3)、对于非EPRI现有数据库中的堆型(例如堆芯、工艺系统结构发生变化)，若之前的试验数据库中没有与之匹配的模型，则该方法基本不适用，需重新建立数学模型及与之对应的传递函数。

二、温度数据实时性及准确性欠佳

1)、一回路现有测温元件一般采用热电阻，相对热电偶，其响应时间较差；

2)、一般情况下，很难确认射管内流体的温度信息，将导致传递函数法的准确性下降；

3)、一回路测温点与敏感区域需求点之间，若还存在其他三通接口、节流孔板、阀门等，也同样导致传递函数的准确性下降。

发明内容

本发明针对现有技术中存在的技术问题，提供一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法，通过分析主管和射管之间不同流速比值下流体的相互作用影响，构造主管、射管流速比与某点内壁温度的函数建立模块，在获取主管和射管的流速及流体信息后，根据不同敏感区域的函数建立模块，求解其内壁温度信息。

本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：

本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，该三通构件包括主管和与所述主管交汇的射管，并包括：

流体信息测量模块：用于测量所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；

函数建立模块：用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；

内壁面温度计算模块：分别与流体信息测量模块，函数建立模块连接，用于接收流体信息测量模块测量的所述主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块建立的第一函数和第二函数，计算获得所述内壁面温度。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述流体信息测量模块包括：

温度测量模块，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度T_o和射管的流体温度T_i；

流速测量模块，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速V_o和射管入口流速V_i。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述函数建立模块包括：

无量纲温度计算单元，用于基于主管入口流速V_o和射管入口流速V_i数值，计算流速比VR，结合CFD数值计算获得对应的无量纲温度m。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数为：

m＝φ×VR，

其中，φ为各疲劳敏感点的传递函数；VR＝V_i/V_o。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数为：

$m=\frac{T-T_o}{T_i-T_o},$

其中，T为三通构件内某点的内壁面温度。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述流速测量模块包括：

超声波流量计，布置在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速V_o和射管入口流速V_i。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述温度测量模块包括：

热电偶，布置在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度T_o和射管的流体温度T_i。

在本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统中，所述内壁面温度计算模块包括：

控制容积法计算单元，用于采用控制容积法，基于三通构件外壁上的节点温度，中间层的节点温度，内壁上的节点温度，计算获得三通构件对应点的内壁温度信息。

本发明还相应地提出用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，包括以下步骤：

S1、分别获取所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；

S2、分别建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；

S3、根据所述主管和射管流速信息结合第一函数，计算获得所述内壁面无量纲温度；

根据所述主管和射管上游流体的温度、所述内壁面无量纲温度和第二函数计算获得所述内壁面温度。

由于在本发明方案中，用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统包括：流体信息测量模块，用于测量所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；函数建立模块，用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；内壁面温度计算模块，分别与流体信息测量模块，函数建立模块连接，用于接收流体信息测量模块测量的所述主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块建立的第一函数和第二函数，计算获得所述内壁面温度。本发明的三通构件内壁面温度测量系统及方法可以在不破坏一回路管道结构的前提下相对准确地获知管道内壁面温度分布信息，为疲劳评估的热应力计算提供数据输入，本发明的技术方案基于CFD技术建立监测点的函数建立模块，只需获取主、射管道的温度及流量信息即可计算内壁面温度，可适用于电厂不同工况，包括非预期的异常工况，也同样适用于工艺系统改造升级或改造引起的瞬态变化。

附图说明

图1为冷热流体在三通结构处高速交汇示意图；

图2为冷热流体在三通结构处低速交汇示意图；

图3为现有技术中的FatiguePro系统数据采集示意图；

图4为本发明实施例提供的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统结构框图；

图5为本发明实施例提供的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统的另一种结构框图；

图6为本发明实施例提供的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法流程图；

图7为本发明实施例提供的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法的另一种流程图；

图8本发明实施例提供的用于核电站的三通结构主管、射管流量、温度测量示意图；

图9为本发明实施例提供的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法中的控制容积法原理图。

具体实施方式

本发明实施例提供了一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法，可应用于核电、火电、石油化工厂等存在冷热水交汇三通结构区域，间接获取三通搅浑区内壁面温度分布信息，为热疲劳分析提供输入数据，也可以用作三通结构的上游管道闸阀、截止阀等泄漏与否的辅助判断工具。

本发明实施例提供了一种三通构件内壁面温度测量系统及方法，该三通构件包括主管和与所述主管交汇的射管，三通构件内壁面温度测量系统包括：流体信息测量模块1，用于测量所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；函数建立模块2，用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；内壁面温度计算模块3，分别与流体信息测量模块，函数建立模块连接，用于接收流体信息测量模块测量的所述主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块建立的第一函数和第二函数，计算获得所述内壁面温度。

可见，本发明方案通过分析主管和射管之间不同流速比值下流体的相互作用影响，构造主管、射管流速比与某点内壁温度的函数建立模块，在获取主管和射管的流速及流体信息后，根据不同敏感区域的函数建立模块，求解其内壁温度信息。可以在不破坏一回路管道结构的前提下相对准确地获知管道内壁面温度分布信息，为疲劳评估的热应力计算提供数据输入，并采用被测区域附近的实测数据作为输入信息，准确性相对提高，本发明方案基于CFD技术建立监测点的函数建立模块，只需获取主、射管道的温度及流量信息即可计算内壁面温度，可适用于电厂不同工况，包括非预期的异常工况，也同样适用于工艺系统改造升级或改造引起的瞬态变化。

为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明，应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。

请参考图4，本申请实施例提供了一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，包括：

流体信息测量模块1：用于测量所述主管和射管上游流体的温度和流速信息。

进一步的，如图5所示，本发明的流体信息测量模块1包括：

温度测量模块11，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度T_o和射管的流体温度T_i；

流速测量模块12，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速V_o和射管入口流速V_i。

函数建立模块2：用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数。对于横向射流，ρ_iV_i/ρ_oV_o是射流和主流的动量通量比，代表单位时间、单位面积上射流的动量和主流的动量比值。若射流与主流采用同一种流体，无密度差，此时，流速比相同意味射流与主流的动量通量比相同，等价于射流与主流间相互作用的情况相同，即在流速比相同而主支管流速不同时，三通构件内的流动情况差异较少，此为函数建立模块的理论基础。

内壁面温度计算模块3：分别与流体信息测量模块1，函数建立模块2连接，用于接收流体信息测量模块1测量的所述主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块2建立的第一函数和第二函数，计算获得所述内壁面温度。

进一步，请参考图5，所述函数建立模块2包括：

无量纲温度计算单元21，用于基于主管入口流速V_o和射管入口流速V_i数值，计算流速比VR，结合CFD数值计算获得对应的无量纲温度m。

对近壁面温度变化定量分析，采用主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数来表示：T＝m(T_i-T_O)+T₀，也即：

$m=\frac{T-T_o}{T_i-T_o}---\left(1\right)$

式中：

T——三通构件内某点的内壁面温度，K；

T₀——主管流体温度，K；

T_i——射流管流体温度，K。

当m为0时，近壁面处温度与主管来流温度相同，壁面没有受到热冲击；m为1时，近壁面处温度与射流管流体温度相同，壁面受到的热冲击最大，由此引起的热应力也就越高。

在具体实施过程中，所述三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数为：

$m=\frac{T-T_o}{T_i-T_o}=\mathrm{\φ}\×VR$

式中，

VR：流速比定义为VR＝V_i/V_o；

V_i——射管入口流速，m/s；

V_o——主管入口流速，m/s；

φ——各疲劳敏感点的传递函数。

进一步，请参考图5和图8，流速测量模块11包括：

超声波流量计80，布置在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速V_o和射管入口流速V_i。若主管或射管上游直管段区域存在流量传感器，且该流量传感器至三通搅浑区之间不存在影响流场稳定性的其他因素(例如存在其他三通结构或节流孔板等)，则直接调用该流量(流速)信号而不再设置流量计；若主管、射管上游无法获取流体流速信号，则在搅浑区上游5D～10D(D代表管径)管道外侧各布置一对时差式超声波流量计80，在线实时测量流体流速信息。

进一步，请参考图5和图8，温度测量模块12包括：

热电偶90，布置在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度T_o和射管的流体温度T_i。若主管或射管上游直管段区域存在温度传感器，且该流温度传感器至三通搅浑区之间不存在影响流场稳定性的其他因素(例如存在其他三通结构或热分层现象等)，则直接调用该温度信号而不再设置温度传感器；若主管、射管上游无法获取流体温度信号，则在搅浑区上游5D～10D(D代表管径)管道外侧各布置一圈热电偶90，采用控制容积法求解管道对应点的内壁温度信息。

在具体实施过程中，获取主管、射管上游5D～10D(D代表管径)相对稳定区域处流体的温度(T_o和T_i)及流速(V_o和V_i)信息；

计算流速比VR＝V_i/V_o，结合CFD数值计算得到的某点的m-VR曲线，得到其对应的无量纲温度值。

根据及已经获知主管和射管的流体温度T_o和T_i，计算得到某点的内壁面温度值T。

进一步，请参考图5和图9，内壁面温度计算模块3包括：

控制容积法计算单元31，用于采用控制容积法，基于三通构件外壁上的节点温度，中间层的节点温度，内壁上的节点温度，计算获得三通构件对应点的内壁温度信息。

进一步，所述控制容积法如下：

温度分布取决于径向方向的三个节点：外壁上的节点，中间层的节点，内壁上的节点。该方法的特点在于，为了确定[1][4]的温度分布，需要测量[3][1]、[3][2]、[3][3]、[3][4]、[3][5]、[3][6]、[3][7]的温度。节点[3][1]、[3][2]、[3][3]、[3][4]、[3][5]、[3][6]、[3][7]位于容易测量的外壁，通过安装热电偶来测量温度。根据边界条件，可以知道q[3][1]、q[3][2]、q[3][3]、q[3][4]、q[3][5]、q[3][6]、q[3][7]均为0，其中q[3][1]、q[3][2]等分别代表环境与外壁之间的换热量。为了确定包括内表面在内的整个横截面的温度分布，采用了逆空间推进的方法。在外表面区域采用控制容积法，列能量守恒方程。

对于T[1][4]，首先构建节点[3][3]的体积单位时间的热量变化与[3][2]的体积单位时间的热量变化、[2][3]的体积单位时间向[3][3]传递的热量、[3][4]的体积单位时间向[3][3]传递的热量以及外界对外壁节点[3][3]传递的热量的能量守恒等式；

构建节点[3][4]的体积单位时间的热量变化与节点[3][3]的体积单位时间的热量变化、节点[2][4]的体积单位时间向节点[3][4]传递的热量、节点[3][5]的体积单位时间向节点[3][4]传递的热量以及外界对外壁节点[3][4]传递的热量的能量守恒等式；

同理构建节点[3][5]的能量守恒等式；

其中，节点[3][3]、节点[3][4]以及节点[3][5]各自的体积单位时间的热量变化由热能公式Q＝cmΔt即可推导出来；传递的热量由傅里叶公式可得。

通过构建的能量守恒等式得到T[2][3]、T[2][4]、T[2][5]关于T[3][2]、T[3][3]、T[3][4]、T[3][5]的表达式。

然后，构建节点[2][4]的体积单位时间的热量变化与节点[2][3]的体积单位时间向节点[2][4]传递的热量、节点[3][4]的体积单位时间向节点[2][4]传递的热量、节点[2][5]的体积单位时间向节点[2][4]传递的热量以及[1][4]的体积单位时间向[2][4]的能量守恒等式。

由此，推导出T[1][4]：

式中，

T——某点的温度值；

r——三通构件管道外壁、中间层以及内壁至三通构件管道轴线的距离；

Δr——管道外壁与内壁距离的一半；

α——管道材料的热扩散率；

——角度；

q——外界对外壁传递的热量；

t——时间参数。

其他T[1][1]、T[1][2]、T[1][3]、T[1][5]、T[1][6]、T[1][7]内壁面点的温度可以同样方法推导得到。

具体的，根据CFD数值模拟计算得到的所需测点的温度值(包括内壁温度、中间层温度和外壁温度)，通过公式(1)即计算出不同流速比下的无量纲温度，然后采用Origin软件按照计算得到的数据拟合公式，得到对应的函数建立模块。即所有监测点的函数建立模块在系统运行前需通过数值的方法计算函数建立模块，与FatiguePro系统的本质区别如下：

(1)用于数值计算的数据源为附近区域实测数据，更为准确；

(2)该函数建立模块通用性较好，可以适用主、射管道不同流速比搅浑引起的瞬态，包括设计瞬态，扰动及其他异常工况；

(3)因不同流速造成的三通内部搅浑区域差异较大，可根据需要设置不同的监测点，尽可能布置在焊缝等薄弱区域。

需要指出的是，本实施例中根据及已经获知主管和射管的流体温度T_o和T_i，计算得到某点的内壁面温度值T，必要时可以采用实验方法予以验证。另外，文中的CFD(computational fluid dynamics)为计算流体动力学。

基于同一发明构思，请参考图6，本发明实施例还提供了一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，包括以下步骤：

S1、分别获取所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；

S2、分别建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；

S3、根据所述主管和射管流速信息结合第一函数，计算获得所述内壁面无量纲温度；

根据所述主管和射管上游流体的温度、所述内壁面无量纲温度和第二函数计算获得所述内壁面温度。

在具体实施过程中，请参考图7，三通构件内壁面温度测量方法的步骤S1包括子步骤：

S11、测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体流速(T₀)和射管的流体流速(T_i)；

S12、测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口温度(V_o)和射管入口温度(V_i)。

所述步骤S2包括子步骤：

S21、基于主管入口流速(V_o)和射管入口流速(V_i)数值，计算流速比(VR)，结合CFD数值计算获得对应的无量纲温度(m)。

所述步骤S3包括子步骤：

S31、采用控制容积法，基于三通构件外壁上的节点温度，中间层的节点温度，内壁上的节点温度，计算获得三通构件对应点的内壁温度信息。

根据上面的描述，上述三通构件内壁面温度测量方法应用于上述三通构件内壁面温度测量系统，所以，该方法的实施原理在上述系统中得到体现，在此就不再一一赘述了。

总而言之，本发明方案可以在不破坏一回路管道结构的前提下相对准确地获知三通构件管道中冷热流体搅浑区域的内壁面温度分布信息，为疲劳评估的热应力计算提供数据输入，采用被测区域附近的实测数据作为输入信息，准确性相对提高；基于CFD技术建立监测点的函数建立模块，只需获取主、射管道的温度及流量信息即可计算内壁面温度，可适用于电厂不同工况，包括非预期的异常工况，也同意适用于工艺系统改造升级或改造引起的瞬态变化，另外，在上游主、射管道因运行需要采用闸阀或截止阀等截流时，工具管道内部温度的变化，作为上游管道阀门(闸阀、截止阀)泄漏定性判断的辅助工具。

本发明的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法通过在主、射管道上游布置热电偶和流量计分别在线获取管道的外壁和内部的流体流速信息，作为三通搅浑区内壁面温度分析的数据源，数据实时性和准确性相对提高；通过在管道外部布置若干热电偶，采用控制容积法，在不破坏主管道结构的前提下，反演主、射管道的稳定段的内壁面温度信息；基于动量和能量守恒定律，结合在流速比相同而主支管流速不同时，三通构件内的流动情况差异较少的工程经验，提出建立主、射管流速比VR和无量纲温度m之间的函数建立模块，对多因素耦合问题进行解耦，简化工程计算；不同的监测点设置不同的函数建立模块，可适用于不同的工况，包括非预期的异常瞬态；本发明不但可用于新电厂实施，同样可用于旧电厂改造升级。

尽管已描述了本发明的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例做出另外的变更和修改。所以，所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (15)

1.一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，该三通构件包括主管和与所述主管交汇的射管，其特征在于，包括：

流体信息测量模块：用于测量所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；

函数建立模块：用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；

内壁面温度计算模块：分别与流体信息测量模块，函数建立模块连接，用于接收流体信息测量模块测量的所述主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块建立的第一函数和第二函数，计算获得所述内壁面温度。

2.如权利要求1所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述流体信息测量模块包括：

温度测量模块，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度(T_o)和射管的流体温度(T_i)；

流速测量模块，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速(V_o)和射管入口流速(V_i)。

3.如权利要求2所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述函数建立模块包括：

无量纲温度计算单元，用于基于主管入口流速(V_o)和射管入口流速(V_i)数值，计算流速比(VR)，结合CFD数值计算获得对应的无量纲温度(m)。

4.如权利要求3所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数为：

m＝φ×VR，

其中，φ为各疲劳敏感点的传递函数；VR为三通构件的主、射管流速比，VR＝V_i/V_o。

5.如权利要求4所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数为：

T＝m(T_i-T_O)+T₀，

其中，T为三通构件内某点的内壁面温度。

6.如权利要求2或3所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述流速测量模块包括：

超声波流量计，布置在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速(V_o)和射管入口流速(V_i)。

7.如权利要求2或3所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述温度测量模块包括：

热电偶，布置在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧，用于测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度(T_o)和射管的流体温度(T_i)。

8.如权利要求1所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统，其特征在于，所述内壁面温度计算模块包括：

控制容积法计算单元，用于采用控制容积法，基于三通构件外壁上的节点温度，中间层的节点温度，内壁上的节点温度，计算获得三通构件对应点的内壁温度信息。

9.一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，该三通构件包括主管和与所述主管交汇的射管，其特征在于，包括以下步骤：

S1、分别获取所述主管和射管上游流体的温度和流速信息；

S2、分别建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；

S3、根据所述主管和射管流速信息结合第一函数，计算获得所述内壁面无量纲温度；

根据所述主管和射管上游流体的温度、所述内壁面无量纲温度和第二函数计算获得所述内壁面温度。

10.如权利要求9所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，其特征在于，所述步骤S1包括子步骤：

S11、测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体流速(T_o)和射管的流体流速(T_i)；

S12、测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口温度(V_o)和射管入口温度(V_i)。

11.如权利要求10所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，其特征在于，所述步骤S2包括子步骤：

S21、基于主管入口流速(V_o)和射管入口流速(V_i)数值，计算流速比(VR)，结合CFD数值计算获得对应的无量纲温度(m)。

12.如权利要求11所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，其特征在于，所述步骤S2中：

所述三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数为：

m＝φ×VR

其中，φ为各疲劳敏感点的传递函数；VR为三通构件的主、射管流速比，VR＝V_i/V_o；

所述主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数为：

T＝m×(T_i-T_o)+T_o

其中，T为三通构件内某点的内壁面温度。

13.如权利要求10或11所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，其特征在于，所述步骤S11包括：

在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧布置超声波流量计，测量主管、射管上游相对稳定区域处主管入口流速(V_o)和射管入口流速(V_i)。

14.如权利要求10或11所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，其特征在于，所述步骤S12包括：

S4、在三通构件内的搅浑区上游的主管、射管的管道外侧布置热电偶，测量主管、射管上游相对稳定区域处主管的流体温度(T_o)和射管的流体温度(T_i)。

15.如权利要求9所述的用于核电站的三通构件内壁面温度测量方法，其特征在于，所述步骤S3包括子步骤：

S31、采用控制容积法，基于三通构件外壁上的节点温度，中间层的节点温度，内壁上的节点温度，计算获得三通构件对应点的内壁温度信息。