CN111462927B - 核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质 - Google Patents
核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质 Download PDFInfo
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Abstract
本发明涉及百万千瓦级核电站反应堆技术领域,具体涉及一种核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质。所述方法包括:获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;视频图像包括中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像;根据中心区域图像和外围区域图像,确定热套管法兰与适配器贯穿件的管座之间的磨损状态。本发明实现了高剂量环境下对于热套管法兰与适配器贯穿件之间的磨损状态的精确测量,节约了人力成本,缩短了检查时间,降低了个人及集体剂量。
Description
技术领域
本发明涉及百万千瓦级核电站反应堆技术领域,具体涉及一种核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质。
背景技术
反应堆压力容器是百万千瓦级压水堆核电站的核心部件,且反应堆压力容器的内部构件,比如热套管、热套管法兰、适配器贯穿件、控制棒导向杆等均与反应堆运行息息相关。目前,在反应堆的运行过程中,反应堆压力容器的热套管法兰可能会与适配器贯穿件发生磨损,严重情况下会导致热套管法兰磨损下沉脱落,导致控制棒导向杆的卡涩,影响核电机组正常停堆;且该位置具有高放射性,因此人员无法长时间停留。
现有技术中,通过人工对热套管法兰与适配器贯穿件的磨损状态进行检查时,由于反应堆压力容器顶盖内部的剂量率一般情况下为10msv/h(1ms=1000usv),而每日单人允许接受的剂量为800usv,因此,根据该限值,每日每人可工作时间约为5分钟;如果通过人工对热套管法兰与适配器贯穿件的磨损状态进行检查,初步估算则完成61根热套管(一个热套管对应一个热套管法兰)的测量工作将需要10人,工作6天,集体剂量将达到约60msv,耗费大量人力,且检查时间长;同时,由于人员剂量很快达到限值,不能开展后续其它放射性工作,亦不符合核电站辐射防护最优化原则。
发明内容
本发明针对现有技术中人工检查热套管法兰与适配器贯穿件的磨损状态存在的剂量大、耗费人力过多、检查时间长的问题,提供一种核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质。
一种核电站热套管法兰磨损的测量方法,包括:
获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述核电站反应堆压力容器包括控制棒驱动机构、热套管法兰、热套管、适配器贯穿件和控制棒驱动杆;所述适配器贯穿件包括安装在所述控制棒驱动机构上的管座、连接所述管座的管身以及穿过所述管身并延伸至所述管座的容纳空间,所述热套管法兰安装在所述容纳空间对应于所述管座的部位,所述热套管的一端连接所述热套管法兰,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥;所述控制棒驱动杆的一端穿过所述热套管法兰安装在所述控制棒驱动机构上,另一端穿过所述热套管并伸出;所述热套管的中心轴垂直于水平面,所述热套管包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管;所述视频图像包括所述中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及所述外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像;所述第一位置点为所述热套导锥远离所述热套管的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点为所述适配器贯穿件的管身远离所述管座一端的贯穿件下沿对应的位置点;
根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态。
一种核电站热套管法兰磨损的测量系统,
包括拍摄装置和控制模块;所述核电站反应堆压力容器包括控制棒驱动机构、热套管法兰、热套管、适配器贯穿件和控制棒驱动杆;所述适配器贯穿件包括安装在所述控制棒驱动机构上的管座、连接所述管座的管身以及穿过所述管身并延伸至所述管座的容纳空间,所述热套管法兰安装在所述容纳空间对应于所述管座的部位,所述热套管的一端连接所述热套管法兰,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥;所述控制棒驱动杆的一端穿过所述热套管法兰安装在所述控制棒驱动机构上,另一端穿过所述热套管并伸出;所述热套管的中心轴垂直于水平面,所述热套管包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管;所述控制模块包括:
获取模块,用于获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述视频图像包括所述中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及所述外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像;所述第一位置点为所述热套导锥远离所述热套管的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点为所述适配器贯穿件的管身远离所述管座一端的贯穿件下沿对应的位置点;
确定模块,用于根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态。
一种计算机设备,包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机可读指令,所述处理器执行所述计算机可读指令时实现上述核电站热套管法兰磨损的测量方法。
一种计算机可读存储介质,所述计算机可读存储介质存储有计算机可读指令,所述计算机可读指令被处理器执行时实现上述核电站热套管法兰磨损的测量方法。
本发明提供的核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质,获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述核电站反应堆压力容器包括控制棒驱动机构、热套管法兰、热套管、适配器贯穿件和控制棒驱动杆;所述适配器贯穿件包括安装在所述控制棒驱动机构上的管座、连接所述管座的管身以及穿过所述管身并延伸至所述管座的容纳空间,所述热套管法兰安装在所述容纳空间对应于所述管座的部位,所述热套管的一端连接所述热套管法兰,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥;所述控制棒驱动杆的一端穿过所述热套管法兰安装在所述控制棒驱动机构上,另一端穿过所述热套管并伸出;所述热套管的中心轴垂直于水平面,所述热套管包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管;所述视频图像包括所述中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及所述外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像;所述第一位置点为所述热套导锥远离所述热套管的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点为所述适配器贯穿件的管身远离所述管座一端的贯穿件下沿对应的位置点;根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态。
本发明无需人工测量,而是通过远程控制实现了高剂量环境下对于热套管法兰与适配器贯穿件之间的磨损状态的精确测量,弥补了现有检查技术的空白;同时,本发明避免了人员进入核电站反应堆压力容器的顶盖内部高剂量环境内检查,人员无需进入顶盖底部,仅需要远程采集数据即可符合核电站辐射防护最优化原则;并且,大大节约了人力成本,缩短了检查时间(实际使用过程中证明,检查窗口从6天减少到了2天,大大提升了检查效率),降低了个人及集体剂量(人员集体剂量从60msv降低到3msv),并且本发明会持续在核电站大修中使用,受益巨大。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例的技术方案,下面将对本发明实施例的描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明一实施例中核电站反应堆压力容器的结构示意图;
图2是本发明一实施例中核电站反应堆压力容器的部分结构示意图;
图3本发明一实施例中计算机设备的示意图。
附图标记说明:
1、核电站反应堆压力容器;11、控制棒驱动机构;12、热套管法兰;13、热套管;131、中心热套管;132、外围热套管;14、适配器贯穿件;141、管座;142、管身;143、第二位置点;15、控制棒驱动杆;16、热套导锥;161、第一位置点。
具体实施方式
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、完整地描述,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作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。
本发明提供的核电站热套管法兰磨损的测量方法,如图1和图2所示,包括以下步骤:
获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器1中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述核电站反应堆压力容器1包括控制棒驱动机构11、热套管法兰12、热套管13(作为优选,此处的热套管13是指本次通过视频图像进行测量过程中的被检测对象,该被检测对象为反应堆压力容器1顶盖上的61个控制棒驱动机构11热套管13,且61个控制棒驱动机构11热套管13均匀分布在多个同心圆上)、适配器贯穿件14和控制棒驱动杆15;所述适配器贯穿件14包括安装在所述控制棒驱动机构11上的管座141、连接所述管座141的管身142以及穿过所述管身142并延伸至所述管座141的容纳空间,所述热套管法兰12安装在所述容纳空间对应于所述管座141的部位,所述热套管13的一端连接所述热套管法兰12,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥16;所述控制棒驱动杆15的一端穿过所述热套管法兰12安装在所述控制棒驱动机构11上,另一端穿过所述热套管13并伸出;所述热套管13的中心轴垂直于水平面,所述热套管13包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管131以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管132;可理解地,反应堆压力容器是压水堆核电站的核心部件,其内部的热套管13可以引导控制棒驱动杆15上下运动。目前,在反应堆运行过程中,热套管法兰12会与适配器贯穿件14的管座141发生磨损,严重情况下会导致热套管法兰12磨损下沉脱落,导致控制棒导向杆卡涩,影响机组正常停堆;因此需要对该位置的热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态进行检测;由于该位置的高放射性,本发明需要在高剂量环境下,通过拍摄装置对于热套管法兰12与适配器贯穿件14之间的磨损状态进行远程精确测量。
所述视频图像包括所述中心热套管131的第一位置点161至第二位置点143之间的中心区域图像以及所述外围热套管132的第一位置点161至第二位置点143之间的外围区域图像;所述第一位置点161为所述热套导锥16远离所述热套管13的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点143为所述适配器贯穿件14的管身142远离所述管座141一端的贯穿件下沿对应的位置点。在本发明中,拍摄第一位置点161和第二位置点143之间的区域图像,可以根据该部分图像确定热套管13是否下沉(也即,热套管法兰12与适配器贯穿件14之间发生磨损之后,热套管13会带动热套导锥16一起下沉,但此时,第二位置点143并不会发生变化)。
根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态。可以理解地,通常反应堆压力容器顶盖内部的所有热套管13在初始安装后是处在同一条水平线上的(也即,初始安装后各热套管的第一位置点161均会处于与水平面平行的同一水平线上,但第二位置点143自反应堆压力容器顶盖伸出的长度一致,该第二位置点143在反应堆运行过程中不会发生变化,但第一位置点161可能会因为热套管法兰12的磨损而下沉),此时,若热套管13在反应堆运行期间受热工水力影响发生振动,从而发生热套管法兰12与适配器贯穿件14的管座141磨损,导致热套管13下沉时,此时,下沉的热套管13上的第一位置点161的高度会低于并未下沉的热套管13的第一位置点161的高度;并且,在实际运行过程中,下沉的热套管13主要集中在反应堆压力容器的中心区域,而其外围区域的热套管13发生磨损情况比较轻微;因此,可以通过视频装置采集视频图像,对视频图像进行分析,将外围热套管132的外围区域图像和中心热套管131的中心区域图像进行水平对比,如热套管13存在下沉,则会在图像上突出出来,进而判断热套管13是否存在下沉情况。本发明的上述实施例可以无需人工测量,而是通过远程控制拍摄装置拍摄的视频图像,进而实现高剂量环境下对于热套管法兰12与适配器贯穿件14之间的磨损状态的精确测量,弥补了现有检查技术的空白;同时,本发明避免了人员进入核电站反应堆压力容器1的顶盖内部高剂量环境内检查,人员无需进入顶盖底部,仅需要远程采集数据即可符合核电站辐射防护最优化原则;并且,大大节约了人力成本,缩短了检查时间(实际使用过程中证明,检查窗口从6天减少到了2天,大大提升了检查效率),降低了个人及集体剂量(人员集体剂量从60msv降低到3msv),并且本发明会持续在核电站大修中使用,受益巨大。本发明通过整体测量,可以准确测得所有61根热套管13的下沉情况,对于磨损严重的热套管13,可以提前进行维修更换,避免由于热套管法兰12磨损导致热套管13脱落后,引起机组异常停堆,影响核安全。同时,本发明省去了大量人工检查的工作,节省约4天的检查工期,同时,从辐射防护角度考虑,单次大修检查减少约57mSv集体辐照剂量;目前,本发明已成功应用于核电站的大修现场,应用效果良好。
在一实施例中,所述根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态,包括:
在所述外围区域图像中的所有所述外围热套管132中,将第一位置点161处于最高位置的所述外围热套管132标记为基准热套管13,并获取所述基准热套管13的第一位置点161的第一高度位置;
获取所述中心区域图像中的各所述中心热套管131的第一位置点161的第二高度位置,并判断所述第二高度位置是否低于所述第一高度位置;
在所述第二高度位置低于所述第一高度位置时,确定所述中心热套管131处于已下沉状态,并将处于已下沉状态的所述中心热套管131对应的所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态记录为已磨损。在一实施例中,所述判断所述第二高度位置是否低于所述第一高度位置之后,还包括:在判断所述第二高度位置并未低于所述第一高度位置时,确定所述中心热套管131处于未下沉状态,并将未处于已下沉状态的所述中心热套管131对应的所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态记录为未磨损。
在本实施例中,在外围区域图像中设定一个第一位置点161处于最高位置的外围热套管132(第一位置点161处于最高位置的外围热套管132不会处于下沉状态,除非所有热套管13均同时下沉;且在第一位置点161处于最高位置的外围热套管132有多个时,可以随机选取一个作该基准热套管13即可,亦可以根据图像清晰度进行选择)作为基准热套管13;进而通过将该基准热套管13的第一位置点161的第一高度位置,以及各所述中心热套管131的第一位置点161的第二高度位置,确定是否存在下沉的中心热套管131。也即,由于中心热套管131易于下沉,因此为了计算数据更少,计算效率更高,因此可以通过本实施例首先确定中心热套管131是否下沉。
在另一实施例中,所述获取所述基准热套管13的第一位置点161的第一高度位置之后,还包括:
获取所述外围区域图像中除所述基准热套管13之外的其他所述外围热套管132的第一位置点161的第三高度值,并判断所述第一高度位置与所述第三高度值之间的第二高度差是否大于零;
在所述第一高度位置与所述第三高度值之间的第二高度差大于零时,确定所述外围热套管132处于已下沉状态,并将处于已下沉状态的所述外围热套管132对应的所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态记录为已磨损。
也即,在本实施例中,在外围区域图像中设定一个第一位置点161处于最高位置的外围热套管132作为基准热套管13之后;可以通过将该基准热套管13的第一位置点161的第一高度位置,以及其他各所述外围热套管132的第一位置点161的第三高度位置,确定是否存在下沉的外围热套管132。
在一实施例中,所述确定所述外围热套管132处于已下沉状态之后,还包括:
获取所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;
判断所述第一高度差是否超过预设警示值,在所述第一高度差超过预设警示值时,将超过所述预设警示值的所述第一高度差发送至预设的接收方,并提示所述接收方所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损程度高。
也即,在本实施例中,不仅可以检测所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141是否发生磨损,并且还可以根据精确测得的热套管13具体的下沉距离(也即所述第一高度差),从而根据该具体的下沉距离为跟踪检查或是维修更换提供精确数据,也即,在所述差值超过预设警示值(该警示值可以根据需求设定,比如,可以设定为热套管13需要进行维修更换时的下沉高度)时,将超过所述预设警示值的所述第一高度差发送至预设的接收方,以便于该接收方进行跟踪检查或者维修更换。
在一实施例中,所述获取所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差,包括:
自数据库中获取所述热套导锥16的实际高度值;所述实际高度值是指在与热套导锥16的中心轴平行的方向上,热套导锥16实际被测量出来的高度。每一个热套导锥16的实际高度值均相等,且实际高度值被存储在数据库中,以便在需要时随时进行调取。
获取所述视频图像中的所述热套导锥16的图像高度值,并获取所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差;可理解地,视频图像中的热套导锥16的中心轴垂直于水平面,因此,从视频图像中获取的热套导锥16的所述图像高度值,是在指在视频图像中测得的与热套导锥16的中心轴平行的方向上,该热套导锥16的高度。同理,所述图像高度差是指与热套导锥16的中心轴平行的方向上,在视频图像中测得的热套管13的第一高度位置与第二高度位置之间的图像高度差(第一高度位置是指所述基准热套管13的第一位置点161对应的高度位置;第二高度位置是指所述中心区域图像中的所述中心热套管131的第一位置点161的对应的高度位置)。
根据以下数学模型确定所述第一高度差:
B=A*b/a
其中,B为所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;A为所述热套导锥16的实际高度值;a为所述热套导锥16的图像高度值;b为所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差。
也即,在上述实施例中,通过上述方式对下沉的中心热套管131的下沉量(也即第一高度差)进行计算,从而为核电站决策何时启动精确检查提供参考。
在一实施例中,所述拍摄装置包括设置在所述反应堆压力容器中的移动机构以及安装在所述移动机构(图未示)上的内窥镜(图未示),所述移动机构带动所述内窥镜在所述反应堆压力容器中拍摄所述视频图像,所述视频图像中的所有所述热套管13的中心轴均垂直于水平面。也即,本发明中,需要通过内窥镜(亦可以为其他可以拍摄视频图像的摄像头等)从与水平面平行的方向上采集热套管13的水平状态的视频图像,然后通过图像对比计算确定热套管法兰12与适配器贯穿件14之间的磨损状态。可理解地,所述移动机构可以根据需求设置,而并不在此做限定,只要移动机构可以带动内窥镜旋转和平移、升降等,进而实现拍摄视频图像以对热套管法兰12与适配器贯穿件14之间的磨损状态进行监测即可。
在一实施例中,提供一种核电站热套管法兰磨损的测量系统,该核电站热套管法兰磨损的测量系统与上述实施例中核电站热套管法兰磨损的测量方法一一对应。
所述核电站热套管法兰磨损的测量系统,包括拍摄装置和控制模块;所述核电站反应堆压力容器1包括控制棒驱动机构11、热套管法兰12、热套管13、适配器贯穿件14和控制棒驱动杆15;所述适配器贯穿件14包括安装在所述控制棒驱动机构11上的管座141、连接所述管座141的管身142以及穿过所述管身142并延伸至所述管座141的容纳空间,所述热套管法兰12安装在所述容纳空间对应于所述管座141的部位,所述热套管13的一端连接所述热套管法兰12,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥16;所述控制棒驱动杆15的一端穿过所述热套管法兰12安装在所述控制棒驱动机构11上,另一端穿过所述热套管13并伸出;所述热套管13的中心轴垂直于水平面,所述热套管13包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管131以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管132;所述控制模块包括:
获取模块,用于获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器1中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述视频图像包括所述中心热套管131的第一位置点161至第二位置点143之间的中心区域图像以及所述外围热套管132的第一位置点161至第二位置点143之间的外围区域图像;所述第一位置点161为所述热套导锥16远离所述热套管13的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点143为所述适配器贯穿件14的管身142远离所述管座141一端的贯穿件下沿对应的位置点;
确定模块,用于根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态。
在一实施例中,所述确定模块包括:
标记单元,在所述外围区域图像中的所有所述外围热套管132中,将第一位置点161处于最高位置的所述外围热套管132标记为基准热套管13,并获取所述基准热套管13的第一位置点161的第一高度位置;
第一获取单元,用于获取所述中心区域图像中的各所述中心热套管131的第一位置点161的第二高度位置,并判断所述第二高度位置是否低于所述第一高度位置;
确定模块,用于在所述第二高度位置低于所述第一高度位置时,确定所述中心热套管131处于已下沉状态,并将处于已下沉状态的所述中心热套管131对应的所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损状态记录为已磨损。
在一实施例中,所述确定模块还包括:
第二获取单元,用于获取所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;
提示单元,用于判断所述第一高度差是否超过预设警示值,在所述第一高度差超过预设警示值时,将超过所述预设警示值的所述第一高度差发送至预设的接收方,并提示所述接收方所述热套管法兰12与所述适配器贯穿件14的管座141之间的磨损程度高。
在一实施例中,所述第二获取单元包括:
第一获取子单元,用于自数据库中获取所述热套导锥16的实际高度值;
第二获取子单元,用于获取所述视频图像中的所述热套导锥16的图像高度值,并获取所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差;
确定子单元,用于根据以下数学模型确定所述第一高度差:
B=A*b/a
其中,B为所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;A为所述热套导锥16的实际高度值;a为所述热套导锥16的图像高度值;b为所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差。
关于核电站热套管法兰磨损的测量系统的具体限定可以参见上文中对于核电站热套管法兰磨损的测量方法的限定,在此不再赘述。上述核电站热套管法兰磨损的测量系统中的各个模块可全部或部分通过软件、硬件及其组合来实现。上述各模块可以硬件形式内嵌于或独立于计算机设备中的处理器中,也可以以软件形式存储于计算机设备中的存储器中,以便于处理器调用执行以上各个模块对应的操作。
在一个实施例中,提供了一种计算机设备,该计算机设备可以是服务器,其内部结构图可以如图3所示。该计算机设备包括通过系统总线连接的处理器、存储器、网络接口和数据库。其中,该计算机设备的处理器用于提供计算和控制能力。该计算机设备的存储器包括非易失性存储介质、内存储器。该非易失性存储介质存储有操作系统、计算机可读指令和数据库。该内存储器为非易失性存储介质中的操作系统和计算机可读指令的运行提供环境。该计算机可读指令被处理器执行时以实现一种核电站热套管法兰磨损的测量方法。
在一个实施例中,提供了一种计算机设备,包括存储器、处理器及存储在存储器上并可在处理器上运行的计算机可读指令,处理器执行计算机可读指令时实现上述核电站热套管法兰磨损的测量方法。
在一个实施例中,提供了一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机可读指令,计算机可读指令被处理器执行时实现上述核电站热套管法兰磨损的测量方法。
本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程,是可以通过计算机可读指令来指令相关的硬件来完成,所述的计算机可读指令可存储于一非易失性计算机可读取存储介质中,该计算机可读指令在执行时,可包括如上述各方法的实施例的流程。其中,本发明所提供的各实施例中所使用的对存储器、存储、数据库或其它介质的任何引用,均可包括非易失性和/或易失性存储器。非易失性存储器可包括只读存储器(ROM)、可编程ROM(PROM)、电可编程ROM(EPROM)、电可擦除可编程ROM(EEPROM)或闪存。易失性存储器可包括随机存取存储器(RAM)或者外部高速缓冲存储器。作为说明而非局限,RAM以多种形式可得,诸如静态RAM(SRAM)、动态RAM(DRAM)、同步DRAM(SDRAM)、双数据率SDRAM(DDRSDRAM)、增强型SDRAM(ESDRAM)、同步链路DRAM(SLDRAM)、存储器总线直接RAM(RDRAM)、直接存储器总线动态RAM(DRDRAM)、以及存储器总线动态RAM(RDRAM)等。
所属领域的技术人员可以清楚地了解到,为了描述的方便和简洁,仅以上述各功能单元或模块的划分进行举例说明,实际应用中,可以根据需要而将上述功能分配由不同的功能单元或模块完成,即将所述装置的内部结构划分成不同的功能单元或模块,以完成以上描述的全部或者部分功能。
以上所述实施例仅用以说明本发明的技术方案,而非对其限制;尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明,本领域的普通技术人员应当理解:其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改,或者对其中部分技术特征进行等同替换;而这些修改或者替换,并不使相应技术方案的本质脱离本发明各实施例技术方案的精神和范围,均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (11)
1.一种核电站热套管法兰磨损的测量方法,其特征在于,包括:
获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述核电站反应堆压力容器包括控制棒驱动机构、热套管法兰、热套管、适配器贯穿件和控制棒驱动杆;所述适配器贯穿件包括安装在所述控制棒驱动机构上的管座、连接所述管座的管身以及穿过所述管身并延伸至所述管座的容纳空间,所述热套管法兰安装在所述容纳空间对应于所述管座的部位,所述热套管的一端连接所述热套管法兰,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥;所述控制棒驱动杆的一端穿过所述热套管法兰安装在所述控制棒驱动机构上,另一端穿过所述热套管并伸出;所述热套管的中心轴垂直于水平面,所述热套管包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管;所述视频图像包括所述中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及所述外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像;所述第一位置点为所述热套导锥远离所述热套管的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点为所述适配器贯穿件的管身远离所述管座一端的贯穿件下沿对应的位置点;
根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态;
所述根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态,包括:
在所述外围区域图像中的所有所述外围热套管中,将第一位置点处于最高位置的所述外围热套管标记为基准热套管,并获取所述基准热套管的第一位置点的第一高度位置;
获取所述中心区域图像中的各所述中心热套管的第一位置点的第二高度位置,并判断所述第二高度位置是否低于所述第一高度位置;
在所述第二高度位置低于所述第一高度位置时,确定所述中心热套管处于已下沉状态,并将处于已下沉状态的所述中心热套管对应的所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态记录为已磨损。
2.如权利要求1所述的核电站热套管法兰磨损的测量方法,其特征在于,所述确定所述外围热套管处于已下沉状态之后,还包括:
获取所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;
判断所述第一高度差是否超过预设警示值,在所述第一高度差超过预设警示值时,将超过所述预设警示值的所述第一高度差发送至预设的接收方,并提示所述接收方所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损程度高。
3.如权利要求2所述的核电站热套管法兰磨损的测量方法,其特征在于,所述获取所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差,包括:
自数据库中获取所述热套导锥的实际高度值;
获取所述视频图像中的所述热套导锥的图像高度值,并获取所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差;
根据以下数学模型确定所述第一高度差:
B=A*b/a
其中,B为所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;A为所述热套导锥的实际高度值;a为所述热套导锥的图像高度值;b为所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差。
4.如权利要求1所述核电站热套管法兰磨损的测量方法,其特征在于,所述判断所述第二高度位置是否低于所述第一高度位置之后,还包括:
在判断所述第二高度位置并未低于所述第一高度位置时,确定所述中心热套管处于未下沉状态,并将未处于已下沉状态的所述中心热套管对应的所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态记录为未磨损。
5.如权利要求1所述的核电站热套管法兰磨损的测量方法,其特征在于,所述获取所述基准热套管的第一位置点的第一高度位置之后,还包括:
获取所述外围区域图像中除所述基准热套管之外的其他所述外围热套管的第一位置点的第三高度值,并判断所述第一高度位置与所述第三高度值之间的第二高度差是否大于零;
在所述第一高度位置与所述第三高度值之间的第二高度差大于零时,确定所述外围热套管处于已下沉状态,并将处于已下沉状态的所述外围热套管对应的所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态记录为已磨损。
6.如权利要求1所述的核电站热套管法兰磨损的测量方法,其特征在于,所述拍摄装置包括设置在所述反应堆压力容器中的移动机构以及安装在所述移动机构上的内窥镜,所述移动机构带动所述内窥镜在所述反应堆压力容器中拍摄所述视频图像,所述视频图像中的所有所述热套管的中心轴均垂直于水平面。
7.一种核电站热套管法兰磨损的测量系统,其特征在于,包括拍摄装置和控制模块;所述核电站反应堆压力容器包括控制棒驱动机构、热套管法兰、热套管、适配器贯穿件和控制棒驱动杆;所述适配器贯穿件包括安装在所述控制棒驱动机构上的管座、连接所述管座的管身以及穿过所述管身并延伸至所述管座的容纳空间,所述热套管法兰安装在所述容纳空间对应于所述管座的部位,所述热套管的一端连接所述热套管法兰,另一端自所述容纳空间伸出并设置有热套导锥;所述控制棒驱动杆的一端穿过所述热套管法兰安装在所述控制棒驱动机构上,另一端穿过所述热套管并伸出;所述热套管的中心轴垂直于水平面,所述热套管包括位于反应堆压力容器的中心区域的中心热套管以及位于反应堆压力容器的中心区域外围的外围热套管;所述控制模块包括:
获取模块,用于获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中,自与水平面平行的方向拍摄的视频图像;所述视频图像包括所述中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及所述外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像;所述第一位置点为所述热套导锥远离所述热套管的一端的导锥下沿对应的位置点,所述第二位置点为所述适配器贯穿件的管身远离所述管座一端的贯穿件下沿对应的位置点;
确定模块,用于根据所述中心区域图像和所述外围区域图像,确定所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态;
所述确定模块包括:
标记单元,在所述外围区域图像中的所有所述外围热套管中,将第一位置点处于最高位置的所述外围热套管标记为基准热套管,并获取所述基准热套管的第一位置点的第一高度位置;
第一获取单元,用于获取所述中心区域图像中的各所述中心热套管的第一位置点的第二高度位置,并判断所述第二高度位置是否低于所述第一高度位置;
确定模块,用于在所述第二高度位置低于所述第一高度位置时,确定所述中心热套管处于已下沉状态,并将处于已下沉状态的所述中心热套管对应的所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损状态记录为已磨损。
8.如权利要求7所述的核电站热套管法兰磨损的测量系统,其特征在于,所述确定模块还包括:
第二获取单元,用于获取所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;
提示单元,用于判断所述第一高度差是否超过预设警示值,在所述第一高度差超过预设警示值时,将超过所述预设警示值的所述第一高度差发送至预设的接收方,并提示所述接收方所述热套管法兰与所述适配器贯穿件的管座之间的磨损程度高。
9.如权利要求8所述的核电站热套管法兰磨损的测量系统,其特征在于,所述第二获取单元包括:
第一获取子单元,用于自数据库中获取所述热套导锥的实际高度值;
第二获取子单元,用于获取所述视频图像中的所述热套导锥的图像高度值,并获取所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差;
确定子单元,用于根据以下数学模型确定所述第一高度差:
B=A*b/a
其中,B为所述第一高度位置与所述第二高度位置之间的第一高度差;A为所述热套导锥的实际高度值;a为所述热套导锥的图像高度值;b为所述视频图像中的第一高度位置和所述第二高度位置之间的图像高度差。
10.一种计算机设备,包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机可读指令,其特征在于,所述处理器执行所述计算机可读指令时实现如权利要求1至6任一项所述核电站热套管法兰磨损的测量方法。
11.一种计算机可读存储介质,所述计算机可读存储介质存储有计算机可读指令,其特征在于,所述计算机可读指令被处理器执行时实现如权利要求1至6任一项所述核电站热套管法兰磨损的测量方法。
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