CN109443964B - 蒸汽发生器管束磨损评估方法 - Google Patents

蒸汽发生器管束磨损评估方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109443964B
CN109443964B CN201811236069.9A CN201811236069A CN109443964B CN 109443964 B CN109443964 B CN 109443964B CN 201811236069 A CN201811236069 A CN 201811236069A CN 109443964 B CN109443964 B CN 109443964B
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat transfer
transfer pipe
evaluated
value
steam generator
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201811236069.9A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109443964A (zh
Inventor
梅金娜
蔡振
韩姚磊
张国栋
王春辉
安英辉
李平仁
薛飞
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Lingdong Nuclear Power Co Ltd
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Lingdong Nuclear Power Co Ltd
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, CGN Power Co Ltd, Lingdong Nuclear Power Co Ltd, Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201811236069.9A priority Critical patent/CN109443964B/zh
Publication of CN109443964A publication Critical patent/CN109443964A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109443964B publication Critical patent/CN109443964B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01NINVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N3/00Investigating strength properties of solid materials by application of mechanical stress
    • G01N3/56Investigating resistance to wear or abrasion

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Biochemistry (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Immunology (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)

Abstract

本发明涉及蒸汽发生器老化评估技术领域,具体涉及一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,包括如下步骤:确定待评估传热管的基本信息;根据传热管设计准则和应力分析报告选择适用的验收准则;确定所述待评估传热管的磨损缺陷深度h和磨损缺陷长度L;对所述待评估传热管进行状态监测评估;本发明的评估方法可以对待评估传热管进行状态监测评估,状态监测的同时可验证上一检修周期结束后运行评估的预测结果,判断运行评估方法的有效性,为制定本次运行评估方法提供指导;本发明的评估方法对合理控制蒸汽发生器堵管率,保证蒸汽发生器换热效率,延长其服役寿命具有十分重要的价值。

Description

蒸汽发生器管束磨损评估方法
技术领域
本发明涉及蒸汽发生器老化评估技术领域,具体涉及一种蒸汽发生器管束磨损评估方法。
背景技术
蒸汽发生器是压水堆核电厂的核心主设备之一,主要作为热交换器设备将一回路冷却剂中的热量传递给二回路给水,产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。管束由几千根传热管组成,是蒸汽发生器的最关键换热部件,同时作为一回路压力边界的重要组成部分(承压面积约占80%)也是防止放射性外泄的重要安全屏障。传热管在服役过程中会在支撑结构处发生磨损,当磨损深度达到一定程度时,传热管会进行堵管维修。因传热管磨损而进行堵管维修将导致蒸汽发生器换热效率降低。通常当堵管数达到管束总数10%时,蒸汽发生器将不能满足热力性能设计要求,需要更换。对蒸汽发生器管束进行老化评估,掌握蒸汽发生器管束磨损状态,可以合理控制堵管率,在确保电厂安全可靠运行的基础上,保证蒸汽发生器换热效率,延长其服役寿命。
当前我国电厂普遍采用最小允许壁厚为40%的堵管准则对蒸汽发生器管束进行老化管理,即当传热管磨损减薄量达到约40%壁厚时对传热管执行堵管维修,传热管退出服役。40%最小允许壁厚是二十世纪八十年代美国研究人员针对Inconel 600合金的传热管,在假设环向360°均匀减薄、考虑了当时技术条件下涡流检测不确定度、降质增长率和运行周期基础上乘以ASME规定的安全因子计算得出。上述堵管准则存在一定的问题:(1)我国核电机组在管束材料、蒸汽发生器设计规范及服役条件、涡流检测技术等与上述堵管准则的假设条件存在差别,因此上述堵管准则在我国核电机组的适用性有待于进一步研究和澄清;(2)上述堵管准则仅通过将当次大修的涡流检测结果与最小允许壁厚进行比较,没有评估下个运行周期内管束的磨损状态。
因此,有必要对蒸汽发生器管束磨损进行评估,并在此基础上建立一套蒸汽发生器管束磨损评估方法。
发明内容
本发明提供一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,该方法对合理控制蒸汽发生器堵管率,保证蒸汽发生器换热效率,延长其服役寿命具有十分重要的价值。
为达到上述目的,本发明采用的技术方案是:一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,包括如下步骤:
(1)确定待评估传热管的基本信息:包括壁厚t、外径D、屈服强度Sy和抗拉强度Su
(2)根据传热管设计准则和应力分析报告选择适用的验收准则,所述验收准则为:保证所述待评估传热管当前大修爆破压估算值PB有m的概率不小于爆破压限值PL,爆破压限值取3.0倍NOPD、1.4倍LAPD以及1.2倍PL+1.0倍ASL这三者中的最大值,其中,NOPD为正常运行工况下一二回路最大压差;LAPD为事故工况下一二回路最大压差;PL为一次复合载荷;ASL为轴向二次载荷;
(3)确定所述待评估传热管的磨损缺陷深度h和磨损缺陷长度L;
(4)对所述待评估传热管进行状态监测评估:根据步骤(1)和步骤(3)采集的数据计算所述待评估传热管当前大修爆破压估算值PB,PB为:
Figure BDA0001838179500000021
其中,
σy——屈服强度不确定度;
σu——抗拉强度不确定度;
σh——磨损缺陷深度不确定度;
σP——状态监测评估函数不确定度;
σy为核电厂完工报告中所有传热管试样屈服强度的标准差,σu为核电厂完工报告中所有传热管试样抗拉强度的标准差,σh根据检测设备从对应的检测设备不确定度手册中查询得到;σP为常数,数值为1.94;
Z1,Z2,Z3,Z4——随机数,由数值法、简化统计法或蒙特卡洛法确定;
将计算得到的PB值与爆破压限值PL进行比较。
进一步的,当PB>PL,则将PB值与上一次大修运行评估爆破压估算值PB1’值进行比较,若PB1’-σB<PB<PB1’+σB,则可按照上一次大修的运行评估函数进行本次运行评估计算;反之需要修正上一次运行评估函数后再进行本次运行评估计算,其中,σB为本次大修PB值和上一次大修PB1’值之间的最大允许误差;
当PB≤PL,则所述待评估传热管的磨损状态不符合要求,且上一次大修时的运行评估不准确,需要修正上一次运行评估函数,并对该待评估传热管进行堵管处理。
进一步的,还包括步骤(5)对所述待评估传热管进行运行评估:
计算所述待评估传热管下一次大修爆破压估算值PB’,PB’为:
Figure BDA0001838179500000031
其中:
v——磨损速率;
ΔT——本次大修和下一次大修之间的有效满功率年;
当PB’>PL,所述待评估传热管可正常服役;反之所述待评估传热管不能满足服役要求的最小允许爆破压,需要对该待评估传热管进行维修处理
进一步的,步骤(5)中,所述待评估传热管磨损速率v通过以下方法得到:
(T1)计算每一次大修每一个磨损位置对应的Vt
Figure BDA0001838179500000032
其中:
Vt——磨损速率的直接检测值;
hn——本次大修磨损缺陷深度;
hn-1——上一次大修磨损缺陷深度;
Δt——上一次大修和本次大修之间的有效满功率年;
(T2)将所有的Vt数据按升序排列,并赋予每个数据相应的秩序,以最小数据的秩序为1开始,以最大数据的秩序为NT结尾,Vt负值设为0,对每一个Vt以及其对应的秩序使用中位秩公式计算出相应的中位秩比例:
Figure BDA0001838179500000033
(T3)做出Vt的分布,得到磨损速率v的保守分布;
(T4)取v保守分布中第m分位数对应的v值作为下一次大修周期内v的预测值。
进一步的,所述评估方法还包括步骤(6)依次计算所有需要评估的传热管,得到蒸汽发生器管束的磨损状态,确定需要进行维修处理的传热管。
进一步的,步骤(3)中,通过涡流检测或超声检测的方法测定传热管的磨损缺陷深度h。
进一步的,Z1、Z2、Z3和Z4通过蒙特卡洛法确定,包括如下步骤:
(S1)按照N(0,1)分布随机生成106个Z1,以相同的方法生成106个Z2、Z3及Z4
(S2)将Z1、Z2、Z3和Z4代入公式(0-1)得到106个对应的PB值;
(S3)将所有的PB值按降序排列,取排序在m×106位置的数值作为PB值。
进一步的,步骤(2)中,90%≤m≤99%。
采用以上技术方案后,本发明与现有技术相比具有如下优点:本发明的评估方法可以对待评估传热管进行状态监测评估,状态监测通过计算待评估传热管当前的磨损状态,同时验证上一检修周期结束后运行评估的预测结果,并根据验证结果判断运行评估方法的有效性,为制定本次运行评估方法提供指导;本发明的评估方法对合理控制蒸汽发生器堵管率,保证蒸汽发生器换热效率,延长其服役寿命具有十分重要的价值。
附图说明
附图1为本发明的蒸汽发生器管束磨损评估方法的步骤流程图;
附图2为本发明的蒸汽发生器管束磨损评估方法数据处理结构示意图。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步说明。
如图1和图2所示,一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,包括如下步骤:
(一)确定待评估传热管的基本信息
包括尺寸信息(如壁厚t、外径D等)、材料信息(如屈服强度Sy、抗拉强度Su等)、几何结构(如支撑结构尺寸等)。
(二)确定验收准则
验收准则根据《RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则》中的传热管设计准则确定。待评估传热管爆破压估算值(PB)需保证有一定的概率m不小于爆破压限值(PL),爆破压限值取3.0倍NOPD(正常运行工况下一二回路最大压差)、1.4倍LAPD(事故工况下一二回路最大压差)和1.2倍PL(一次复合载荷)+1.0倍ASL(轴向二次载荷)中的最大值。NOPD,LAPD和PL的具体数值在蒸汽发生器传热管的应力分析报告查得。本验收准则根据传热管的设计准则和传热管的应力分析报告得到,因此适用于本发明的传热管。
m的优选范围为:90%≤m≤99%,本实施例以m为95%加以说明。
(三)采集检测数据
采用适用的检测方法(如涡流检测、超声检测等)进行传热管数据采集,记录达到阈值的数据,计算得到磨损缺陷深度h。
(四)状态监测评估
根据采集的数据计算待评估传热管当前大修爆破压估算值PB,PB为:
Figure BDA0001838179500000051
其中,
PB——传热管当前大修爆破压估算值,MPa;
Sy——传热管屈服强度,MPa;
Su——传热管抗拉强度,MPa;
σy——传热管屈服强度不确定度,MPa;
σu——传热管抗拉强度不确定度,MPa;
t——传热管壁厚,mm;
D——传热管外径,mm;
L——磨损缺陷长度,mm;
h——磨损缺陷深度,%TW;
σh——磨损缺陷深度不确定度,%TW;
σP——状态监测评估函数不确定度,1.94Mpa;
σy为核电厂完工报告中所有传热管试样屈服强度的标准差,σu为核电厂完工报告中所有传热管试样抗拉强度的标准差,σh根据检测设备从对应的检测设备不确定度手册中查询得到。
由于传热管通过支撑结构固定,支撑结构为框架式结构,传热管的磨损缺陷是在服役过程中与支撑结构发生磨损产生的。基于当前国内电厂传热管的检测报告中只报告磨损缺陷深度,未有磨损缺陷长度,本发明在计算时将磨损缺陷长度L假设为支撑结构的厚度,这样可以方便计算,并且出于业界共识,磨损缺陷长度通常小于支撑结构的厚度,因而将磨损缺陷长度假设为支撑结构的厚度可以作为一种保守的假设。
Z1,Z2,Z3,Z4——随机数,由数值法、简化统计法或蒙特卡洛法确定。
当采用数值法时,Z1、Z2、Z3、Z4均取值为1.645,代入公式(1-1)得到PB值。
当采用简化统计法时,处理方法如下:
(Q1)Z1、Z2、Z3和Z4均取值为0,代入公式(1-1)得到P0
(Q2)Z1取值1.645,Z2、Z3和Z4均取值为0,代入公式(1-1)得到P1
(Q3)Z2取值1.645,Z1、Z3和Z4均取值为0,代入公式(1-1)得到P2
(Q4)Z3取值1.645,Z1、Z2和Z4均取值为0,代入公式(1-1)得到P3
(Q5)Z4取值1.645,Z1、Z2和Z3均取值为0,代入公式(1-1)得到P4
(Q6)按下式计算得到PB值:
Figure BDA0001838179500000061
当采用蒙特卡洛法时,处理方法如下:
(S1)按照N(0,1)分布随机生成106个Z1,以相同的方法生成106个Z2、Z3及Z4
(S2)将Z1、Z2、Z3和Z4代入公式(0-1)得到106个对应的PB值;
(S3)将所有的PB值按降序排列,取排序在9.5×105位置的数值作为PB值。
本例优选采用蒙特卡洛法确定Z1、Z2、Z3和Z4值,可以得到每个参数的分布,将这些分布代入状态监测函数,得到PB值的分布,从而按照验收准则要求的概率对PB值进行取值。该方法使用了统计分布的概念,计算结果更加科学。
将PB值与PL值进行比较,根据所选用的验收准则,PB>PL是验收准则的要求,用于评估管束当前的磨损状态。
当PB>PL,则将PB值与上一次大修运行评估爆破压估算值PB1’值进行比较:若PB1’-σB<PB<PB1’+σB,则可以按照上一次大修的运行评估函数进行本次运行评估计算;反之需要修正上一次运行评估函数后再进行本次运行评估计算,其中,σB为本次大修PB值和上一次大修PB1’值之间的最大允许误差,即本次大修PB值应在一定范围内,才可证明上次大修时运行评估结果准确,其具体数值参考历史计算结果确定
当PB≤PL,说明磨损状态不符合要求,但在上一次运行评估中预测的本次大修PB>PL成立的(不成立的传热管会进行堵管处理),预测值与实际值不一致,即证明上一次运行评估不准确。需要修正上一次运行评估函数,并对该待评估传热管进行堵管处理。
(五)运行评估
计算所评估传热管下一次大修爆破压估算值PB’,PB’为:
Figure BDA0001838179500000071
式中:PB’——传热管下次大修爆破压估算值,MPa;
v——传热管磨损速率;
ΔT——本次大修和下一次大修之间的有效满功率年;
上述待评估传热管磨损速率v通过以下方法得到:
(T1)计算每一次大修每一个磨损位置对应的Vt
Figure BDA0001838179500000072
其中:
Vt——磨损速率的直接检测值;
hn——本次大修磨损缺陷深度;
hn-1——上一次大修磨损缺陷深度;
Δt——上一次大修和本次大修之间的有效满功率年;
(T2)将所有的Vt数据按升序排列,并赋予每个数据相应的秩序,以最小数据的秩序为1开始,以最大数据的秩序为NT结尾,Vt负值设为0,对每一个Vt以及其对应的秩序使用中位秩公式计算出相应的中位秩比例:
Figure BDA0001838179500000073
(T3)做出Vt的分布,得到磨损速率v的保守分布;
(T4)取v保守分布中第m分位数对应的v值作为下一次大修周期内v的预测值。
如果PB’>PL,该传热管可以正常服役;反之说明传热管不能满足服役要求的最小允许爆破压,需要对该传热管进行维修处理(如堵管、衬管等)。
本发明的公式(1-1)和公式(1-3)中,分别单独计算Sy、Su、h以及状态监测评估函数的不确定度,可以让爆破压估算值更接近实际值;并且公式(1-1)和公式(1-3)中的单位全部转化为MPa,更符合国内电厂习惯。
(六)输出评估结果,得到蒸汽发生器管束的磨损状态
依次计算所有需要评估的传热管,得到蒸汽发生器管束的磨损状态,确定需要进行维修处理的传热管。
以下为某一具体实施例:
1.传热管基本信息:
a)尺寸信息:壁厚1mm,外径19mm;
b)材料信息:屈服强度Sy:250MPa,抗拉强度Su:650MPa;
c)几何结构:支撑结构厚度8mm;
d)运行参数:本次大修和上次大修之间的有效满功率年:3EFPY,NOPD=11MPa,LAPD=17MPa,PL=18MPa,ASL=8MPa;
e)相关不确定度:屈服强度不确定度σy15MPa,抗拉强度不确定度σu25MPa,磨损缺陷深度不确定度σh 3%TW,函数不确定度σP,1.94MPa;
2.验收准则:
a)PL=Max(3NOPD,1.4LAPD,1.2PL+1.0ASL)=33MPa
3.检测数据采集:
a)本实施例采用涡流检测进行传热管数据采集。
4.状态监测评估
a)将相关参数代入式(1-1),采用蒙特卡洛法处理不确定度,得到当前大修传热管的爆破压估计值PB=45.45MPa。
b)PB=45.45MPa>PL=33MPa,上一次运行评估该传热管爆破压估计值PB1’=43.35MPa,σB取10MPa,可得PB1’-σB<PB<PB1’+σB,说明上次大修时运行评估结果准确,可以按照上次大修的运行评估函数进行本次运行评估计算。
5.运行评估
a)将相关参数代入式(1-3),采用蒙特卡洛法处理不确定度,得到下次大修传热管的爆破压估计值PB’=43.25MPa。
b)PB’=43.25MPa>PL=33MPa,说明该传热管可以正常服役。
本发明的评估方法对合理控制蒸汽发生器堵管率,保证蒸汽发生器换热效率,延长其服役寿命具有十分重要的价值。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点,其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施,并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰,都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于,包括如下步骤:
(1)确定待评估传热管的基本信息:包括壁厚t、外径D、屈服强度Sy和抗拉强度Su
(2)根据传热管设计准则和应力分析报告选择适用的验收准则,所述验收准则为:保证所述待评估传热管当前大修爆破压估算值PB有m的概率不小于爆破压限值PL,爆破压限值取3.0倍NOPD、1.4倍LAPD以及1.2倍PL+1.0倍ASL这三者中的最大值,其中,NOPD为正常运行工况下一二回路最大压差;LAPD为事故工况下一二回路最大压差;PL为一次复合载荷;ASL为轴向二次载荷;
(3)确定所述待评估传热管的磨损缺陷深度h和磨损缺陷长度L;
(4)对所述待评估传热管进行状态监测评估:根据步骤(1)和步骤(3)采集的数据计算所述待评估传热管当前大修爆破压估算值PB,PB为:
Figure FDA0002792025730000011
其中,
σy——屈服强度不确定度,为核电厂完工报告中所有传热管试样屈服强度的标准差;
σu——抗拉强度不确定度,为核电厂完工报告中所有传热管试样抗拉强度的标准差;
σh——磨损缺陷深度不确定度,根据检测设备从对应的检测设备不确定度手册中查询得到;
σP——状态监测评估函数不确定度,为常数,数值为1.94;
Z1,Z2,Z3,Z4——随机数,由数值法、简化统计法或蒙特卡洛法确定;
将计算得到的PB值与爆破压限值PL进行比较。
2.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于:
当PB>PL,则将PB值与上一次大修运行评估爆破压估算值PB1’值进行比较,若PB1’-σB<PB<PB1’+σB,则可按照上一次大修的运行评估函数进行本次运行评估计算;反之需要修正上一次运行评估函数后再进行本次运行评估计算,其中,σB为本次大修PB值和上一次大修PB1’值之间的最大允许误差;
当PB≤PL,则所述待评估传热管的磨损状态不符合要求,且上一次大修时的运行评估不准确,需要修正上一次运行评估函数,并对该待评估传热管进行堵管处理。
3.根据权利要求2所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于,还包括步骤(5)对所述待评估传热管进行运行评估:
计算所述待评估传热管下一次大修爆破压估算值PB’,PB’为:
Figure FDA0002792025730000021
其中:
v——磨损速率;
ΔT——本次大修和下一次大修之间的有效满功率年;
当PB’>PL,所述待评估传热管可正常服役;反之所述待评估传热管不能满足服役要求的最小允许爆破压,需要对该待评估传热管进行维修处理。
4.根据权利要求3所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于:步骤(5)中,所述待评估传热管磨损速率v通过以下方法得到:
(T1)计算每一次大修每一个磨损位置对应的Vt
Figure FDA0002792025730000022
其中:
Vt——磨损速率的直接检测值;
hn——本次大修磨损缺陷深度;
hn-1——上一次大修磨损缺陷深度;
Δt——上一次大修和本次大修之间的有效满功率年;
(T2)将所有的Vt数据按升序排列,并赋予每个数据相应的秩序,以最小数据的秩序为1开始,以最大数据的秩序为NT结尾,Vt为负值时,设为0,对每一个Vt以及其对应的秩序使用中位秩公式计算出相应的中位秩比例:
Figure FDA0002792025730000023
(T3)做出Vt的分布,得到磨损速率v的保守分布;
(T4)取v保守分布中第m分位数对应的v值作为下一次大修周期内v的预测值。
5.根据权利要求4所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于:所述评估方法还包括步骤(6)依次计算所有需要评估的传热管,得到蒸汽发生器管束的磨损状态,确定需要进行维修处理的传热管。
6.根据权利要求1至5任一项所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于:步骤(3)中,通过涡流检测或超声检测的方法测定传热管的磨损缺陷深度h。
7.根据权利要求1至5任一项所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于:Z1、Z2、Z3和Z4通过蒙特卡洛法确定,包括如下步骤:
(S1)按照N(0,1)分布随机生成106个Z1,以相同的方法生成106个Z2、Z3及Z4
(S2)将Z1、Z2、Z3和Z4代入公式(0-1)得到106个对应的PB值;
(S3)将所有的PB值按降序排列,取排序在m×106位置的数值作为PB值。
8.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器管束磨损评估方法,其特征在于:步骤(2)中,90%≤m≤99%。
CN201811236069.9A 2018-10-23 2018-10-23 蒸汽发生器管束磨损评估方法 Active CN109443964B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811236069.9A CN109443964B (zh) 2018-10-23 2018-10-23 蒸汽发生器管束磨损评估方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811236069.9A CN109443964B (zh) 2018-10-23 2018-10-23 蒸汽发生器管束磨损评估方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109443964A CN109443964A (zh) 2019-03-08
CN109443964B true CN109443964B (zh) 2021-03-02

Family

ID=65547225

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201811236069.9A Active CN109443964B (zh) 2018-10-23 2018-10-23 蒸汽发生器管束磨损评估方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109443964B (zh)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110968957B (zh) * 2019-12-11 2023-05-02 苏州热工研究院有限公司 核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法
CN112685948B (zh) * 2021-01-21 2023-05-30 苏州热工研究院有限公司 一种蒸汽发生器完整性评估方法
CN113177274B (zh) * 2021-04-20 2022-04-12 三门核电有限公司 一种核电厂蒸汽发生器传热管磨损增长综合预测方法
CN113836709B (zh) * 2021-09-15 2023-05-30 苏州热工研究院有限公司 堆芯指套管磨损速率的评估方法
CN115539933A (zh) * 2022-09-19 2022-12-30 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电站蒸汽发生器的监测方法及系统

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100960723B1 (ko) * 2008-01-25 2010-05-31 삼성중공업 주식회사 대빙 마모 시험기
CN101907543A (zh) * 2010-08-11 2010-12-08 中国水利水电科学研究院 测量管材耐压强度及抗爆破能力的方法及设备
KR101220474B1 (ko) * 2009-12-11 2013-01-10 한전케이피에스 주식회사 윤활코팅을 위한 볼트 표면 가공장치
CN103175732A (zh) * 2013-03-18 2013-06-26 苏州热工研究院有限公司 一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架
CN103604713A (zh) * 2013-11-21 2014-02-26 西南交通大学 一种蒸汽发生器传热管的多向微动磨损装置及试验方法
CN103698236A (zh) * 2013-12-10 2014-04-02 中广核工程有限公司 一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法
CN105804030A (zh) * 2016-03-14 2016-07-27 河海大学 一种整定爆破膜启爆压力的方法
CN106033496A (zh) * 2015-03-20 2016-10-19 福建福清核电有限公司 蒸汽发生器设计裕度计算方法
CN106547955A (zh) * 2016-10-18 2017-03-29 苏州大学 油气管道爆破失效判定方法
CN108170924A (zh) * 2017-12-21 2018-06-15 西安交通大学 一种用于核电厂蒸汽发生器传热管堵流工况模型建立方法
CN108225931A (zh) * 2017-12-22 2018-06-29 苏州大学 弯管爆破压力安全评估方法
CN108520135A (zh) * 2018-03-31 2018-09-11 大连理工大学 一种腐蚀管道Folias膨胀系数计算内压荷载的方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102006062348B4 (de) * 2006-12-22 2016-10-06 Mitsubishi Hitachi Power Systems Europe Gmbh Oberflächengestrahlte Dampferzeugerbauteile oder Kraftwerkskomponenten

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100960723B1 (ko) * 2008-01-25 2010-05-31 삼성중공업 주식회사 대빙 마모 시험기
KR101220474B1 (ko) * 2009-12-11 2013-01-10 한전케이피에스 주식회사 윤활코팅을 위한 볼트 표면 가공장치
CN101907543A (zh) * 2010-08-11 2010-12-08 中国水利水电科学研究院 测量管材耐压强度及抗爆破能力的方法及设备
CN103175732A (zh) * 2013-03-18 2013-06-26 苏州热工研究院有限公司 一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架
CN103604713A (zh) * 2013-11-21 2014-02-26 西南交通大学 一种蒸汽发生器传热管的多向微动磨损装置及试验方法
CN103698236A (zh) * 2013-12-10 2014-04-02 中广核工程有限公司 一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法
CN106033496A (zh) * 2015-03-20 2016-10-19 福建福清核电有限公司 蒸汽发生器设计裕度计算方法
CN105804030A (zh) * 2016-03-14 2016-07-27 河海大学 一种整定爆破膜启爆压力的方法
CN106547955A (zh) * 2016-10-18 2017-03-29 苏州大学 油气管道爆破失效判定方法
CN108170924A (zh) * 2017-12-21 2018-06-15 西安交通大学 一种用于核电厂蒸汽发生器传热管堵流工况模型建立方法
CN108225931A (zh) * 2017-12-22 2018-06-29 苏州大学 弯管爆破压力安全评估方法
CN108520135A (zh) * 2018-03-31 2018-09-11 大连理工大学 一种腐蚀管道Folias膨胀系数计算内压荷载的方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN109443964A (zh) 2019-03-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109443964B (zh) 蒸汽发生器管束磨损评估方法
CN101162234A (zh) 汽轮机高温部件的剩余寿命预测方法
CN112284897B (zh) 核电机组蒸汽发生器传热管微振磨损损伤处理方法
CN102444885A (zh) 避免电站锅炉管系炉内超温爆管的方法
JP4630745B2 (ja) 流れ加速腐食減肉速度の算出方法及び余寿命診断法
Di Maio et al. Condition-based probabilistic safety assessment of a spontaneous steam generator tube rupture accident scenario
Fleming et al. Database development and uncertainty treatment for estimating pipe failure rates and rupture frequencies
WO2024061196A1 (zh) 一种核电站蒸汽发生器的智能监测方法及系统
CN107895194B (zh) 一种核电厂主冷却剂系统故障诊断方法
Cheng et al. Review and categorization of existing studies on the estimation of probabilistic failure metrics for Reactor Coolant Pressure Boundary piping and steam generator tubes in Nuclear Power Plants
Mathon et al. Predicting tube repair at French nuclear steam generators using statistical modeling
Kim et al. Evaluation of Creep Properties of Alloy 690 Steam Generator Tubes at High Temperature Using Tube Specimen
Nguyen et al. A Data-Driven approach for predicting the remaining useful life of steam generators
Kim et al. A new repair criterion for steam generator tubes with axial cracks based on probabilistic integrity assessment
CN110968957B (zh) 核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法
Lee et al. Thinned pipe management program of Korean NPPs
CN112685948B (zh) 一种蒸汽发生器完整性评估方法
CN112259271A (zh) 一种用于核电站dcs的堆芯热功率计算方法和装置
Bartholome et al. Leak-before-break behavior of nuclear piping systems
Cho et al. Probabilistic Assessment of CANDU Reactor Core for Risk of Pressure Tube Failure due to Presence of In-Service Flaws
Fleming et al. Evaluation of design, leak monitoring, and nde strategies to assure pbmr helium pressure boundary reliability
Cizelj et al. Reliability of Degraded Steam Generator Tubes
Miranda et al. Structural integrity and leaking assessment of angra 1 steam generator tubing using statistical methods-past and present
Jin et al. Regulatory Perspectives on Fitness for Service Assessments of CANDU Pressure Boundary Components
Francisco et al. A Bayesian updating of crack distributions in steam generator tubes

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant