CN113418661A - 一种核电厂蒸汽发生器的监测方法及系统 - Google Patents

一种核电厂蒸汽发生器的监测方法及系统 Download PDF

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Abstract

本发明公开一种核电厂蒸汽发生器的监测方法,包括:建立蒸汽发生器模型,并在所述蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布;在蒸汽发生器的内部或外部预设探测点,用于检测所述探测点的实际放射性强度值Ai;根据所述模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定所述探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值Ai0;将实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器内是否发生泄漏。本发明还公开一种核电厂蒸汽发生器的监测系统。本发明可对蒸汽发生器进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器的传热管是否发生放射性泄漏。

Description

一种核电厂蒸汽发生器的监测方法及系统
技术领域
本发明属于核工程领域,具体涉及一种核电厂蒸汽发生器监测方法及系统。
背景技术
压水堆核电厂的蒸汽发生器的内部含有成千上万根传热管。传热管是一回路边界,然而,由于一回路冷却剂存在活化或者包壳破裂等原因,使得传热管存在放射性。一旦传热管泄漏,放射性就会泄漏至二回路,会影响核电厂安全运行。
目前,主要通过检测二回路蒸汽放射性是否超过限值来判断传热管是否泄漏(尤其是泄漏量较小时)。并且,当确认发生泄漏,需要及时对泄漏的传热管进行相应的检修处理。然而,由于传热管的数量繁多,如果每根传热管一一检测,效率低,难以快速定位发生泄漏的传热管的位置,导致检修过程过长,严重影响核电厂运行经济效益。
发明内容
本发明要解决的技术问题是针对现有技术存在的以上不足,提供一种核电厂蒸汽发生器的监测方法及系统,可对蒸汽发生器进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器的传热管是否发生放射性泄漏。
根据本发明的一个方面,提供一种核电厂蒸汽发生器的监测方法,其技术方案为:
一种核电厂蒸汽发生器的监测方法,包括:
建立蒸汽发生器模型,并在所述蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布;
在蒸汽发生器的内部或外部预设探测点,用于检测所述探测点的实际放射性强度值Ai
根据所述模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定所述探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值Ai0
将实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器内是否发生泄漏。
优选的是,在判断出蒸汽发生器内发生泄漏时,所述方法还包括:
在所述蒸汽发生器模型内模拟蒸汽发生器内不同位置的传热管发生泄漏时,其对应的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布;
根据所述模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定出所述探测点在不同位置的传热管发生泄漏时分别对应的多个泄漏放射性强度值Bjk
将实际放射性强度值Ai与各个泄漏放射性强度值Bjk分别进行比较,并根据Ai与Bjk的比较结果定位发生泄漏的位置。
优选的是,所述探测点的数量为多个,多个探测点均匀分布在反应堆正常运行时的蒸汽发生器的水位以下位置。
根据本发明的另一个方面,提供一种核电厂蒸汽发生器的监测系统,其技术方案为:
一种核电厂蒸汽发生器的监测系统,包括放射性探测单元、数据处理单元、以及用户交互单元,所述用户交互单元内预设有模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并传送模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据;
所述放射性探测单元,包括探测点监测器,所述探测点监测器设置在蒸汽发生器的内部或外部的探测点上,用于检测探测点的实际放射性强度值Ai,并传送检测到的实际放射性强度值Ai
所述数据处理单元包括第一数据处理模块,所述第一数据处理模块分别与所述用户交互单元和所述放射性探测单元电连接,用于根据用户交互单元传送的模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据计算出所述探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值AiO,再将放射性探测单元传送的实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,并根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器内是否发生泄漏。
优选的是,本系统还包括蒸汽发生器模型和模拟单元,所述模拟单元与所述用户交互单元电连接,其用于在所述蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到所述模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并将之传送给所述用户交互单元。
优选的是,所述用户交互单元内还预设有模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据;
所述数据处理单元还包括第二数据处理模块,所述第二数据处理模块分别与所述用户交互单元和所述放射性探测单元电连接,用于根据用户交互单元传送的所述模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据计算出所述探测点在蒸汽发生器内不同位置的传热管发生泄漏时分别对应的多个泄漏放射性强度值Bjk,再将放射性探测单元传送的实际放射性强度值Ai与各个泄漏放射性强度值Bjk进行比较,并根据Ai与Bjk的比较结果定位发生泄漏的位置。
优选的是,所述用户交互单元还包括显示模块,用于显示所述第一数据处理模块输出的判断结果和所述第二数据处理模块输出的发生泄漏的位置。
优选的是,所述模拟单元还用于在所述蒸汽发生器模型内模拟蒸汽发生器内不同位置的传热管发生泄漏时,其对应的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,并将之发送给所述用户交互单元。
优选的是,本系统还包括存储单元,所述存储单元与所述放射性探测单元电连接,用于存储放射性探测单元检测得到的实际放射性强度值Ai的历史数据;
所述数据处理单元还包括第三数据处理模块,所述第三数据处理模块用于根据放射性探测单元检测得到的实际放射性强度值Ai计算出实际放射性响应三维分布,所述存储单元还与所述第三数据处理模块电连接,用于存储所述实际放射性响应三维分布的历史数据。
优选的是,本系统还包括报警单元,所述数据处理单元还与所述报警单元电连接,用于在判断结果为蒸汽发生器内发生泄漏时发送报警控制信号给所述报警单元,所述报警单元用于根据数据处理单元的报警控制信号发出报警声。
本发明的核电厂蒸汽发生器的监测方法及系统,可对蒸汽发生器进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器的传热管是否发生放射性泄漏,从而使工作人员及时对传热管进行检修,进而及时控制解决放射性泄漏问题,提高核电厂运行安全性。并且,进一步还可以对发生泄漏的位置进行定位,提高检修效率,大大减少检修时长和检修人员的工作量,提高核电厂的经济效益。
附图说明
图1为本发明实施例中核电厂蒸汽发生器的监测方法示意图
图2为本发明实施例中核电厂蒸汽发生器的监测系统的结构示意图。
图中:1-蒸汽发生器;2-传热管;3-放射性探测单元;4-数据处理单元;5-用户交互单元。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好的理解本发明的技术方案,下面将结合本发明中的附图,对本发明中的技术方案进行清楚、完整的描述,显然,所描述的实施例是本发明的一部分实施例,而不是全部实施例。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的前提下所获得的所有其它实施例,都属于本发明的保护范围。
在本发明的描述中,需要说明的是,属于“上”等指示方位或位置关系是基于附图所示的方位或者位置关系,仅是为了便于和简化描述,而并不是指示或者暗示所指的装置或者元件必须设有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或者暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个所述特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是两个或两个以上,除非另有明确具体的限定。
在本发明的描述中,需要说明的是,除非另有明确的规定和限定,术语“连接”、“设置”、“安装”、“固定”等应做广义理解,例如可以是固定连接也可以是可拆卸地连接,或者一体地连接;可以是直接相连,也可以是通过中间媒介间接相连,还可以是两个元件内部的连通。对于本领域技术人员而言,可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
实施例1
如图1所示,本实施例公开一种核电厂蒸汽发生器的监测方法,包括:
S1,建立蒸汽发生器模型,并在蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器1内的放射性响应三维分布,以得到模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布;
S2,在蒸汽发生器模型内预设探测点,用于检测探测点的实际放射性强度值Ai
S3,根据模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值Ai0
S4,将实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器内的传热管是否发生泄漏。
具体来说,当实际放射性强度值Ai大于正常放射性强度值Ai0时,则确定蒸汽发生器1内的传热管2发生泄漏;否则,蒸汽发生器1内的传热管2未发生泄漏。并且,对探测点所在位置的实际放射性强度值Ai0的检测为连续性检测,进而可实时判断蒸汽发生器1内的传热管2是否发生泄漏,即可实现在线监测。在实际操作中,也可以根据实际情况按一定的处理频率对实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,这样可以大大减少数据处理的量。
与现有技术方法相比,本方法可对蒸汽发生器1进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器内的传热管是否发生放射性泄漏,从而使工作人员及时对传热管进行检修,确保核电厂运行安全。
在一些实施方式中,在判断出蒸汽发生器内发生泄漏时,本方法还包括:
S5,在蒸汽发生器模型内模拟蒸汽发生器1内不同位置的传热管2发生泄漏时,其对应的蒸汽发生器2内的放射性响应三维分布,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布;
S6,根据模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定出探测点在不同位置的传热管2发生泄漏时分别对应的多个泄漏放射性强度值Bjk
S7,将实际放射性强度值Ai与各个泄漏放射性强度值Bjk分别进行比较,并根据Ai与Bjk的比较结果定位发生泄漏的位置。
其中,j表示预设的发生泄漏的位置,j为正整数,即j=1、2、3、......,k表示蒸汽发生器内的不同位置,k为正整数,即k=1、2、3、......,也就是说,泄漏放射性强度值Bjk表示j位置发生泄漏时蒸汽发生器内的不同位置k处的放射性响应强度。一般来说,预设的发生泄漏的位置j越多、以及同一个预设发生泄漏位置j条件下蒸汽发生器内选取模拟的放射性响应强度的位置k越多,越有利于提高后续对发生泄漏位置的定位的准确度。将实际放射性强度值Ai与不同位置j的传热管发生泄漏时蒸汽发生器内的不同位置k分别对应的泄漏放射性强度值Bjk逐个进行比较,当实际放射性强度值Ai等于泄漏放射性强度值Bjk时,则该Bjk所表示的预设发生泄漏的位置为发生泄漏的位置。比如,B23=Ai时,则j=2所表示的预设的发生泄漏的位置即为发生泄漏的位置。
考虑到在实际操作中,可能存在多个Bjk等于Ai,即预设探测点对多个预设发生泄漏的位置的放射性响应相同,此时,可通过工作人员现场检测等方式进一步确定泄漏位置。比如,若存在B23、B67、B89均等于Ai,则j=2、6、8所代表的预设的发生泄漏的位置都有可能为发生泄漏的位置,则工作人员对j=2、6、8这三个位置的传热管进行检测,进一步确定发生泄漏的位置。
相比于现有技术方法,本方法还可以对发生泄漏的位置进行定位,可提高检修效率,大大减少检修时长和检修人员的工作量。
在一些实施方式中,如图2所示,探测点设于在反应堆正常运行时的蒸汽发生器1的水位以下位置,其数量可以一个,也可以为多个,即i=1、2、3、......,具体可根据实际需求进行调整。
具体来说,当预设探测点的数量为多个,即i=2、3、......,多个预设探测点可分布在蒸汽发生器1的内部,也可以分布在蒸汽发生器1的外部,还可以一部分设于蒸汽发生器1内部,另一部分设于蒸汽发生器1的外部。通设置多个预设探测点,可以通过由不同的预设探测点监测判断的结果之间的相互校验,提高判断的准确度。当预设探测点的数量为一个,该预设探测点可分布在蒸汽发生器1的内部,也可以分布在蒸汽发生器1的外部。
本实施例的核电厂蒸汽发生器监测方法,可对蒸汽发生器进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器的传热管是否发生放射性泄漏,从而使工作人员及时对传热管进行检修,进而及时控制解决放射性泄漏问题,提高核电厂运行安全性。并且,进一步还可以对发生泄漏的位置进行定位,提高检修效率,大大减少检修时长和检修人员的工作量,提高核电厂的经济效益。
实施例2
如图2所示,本实施例公开一种核电厂蒸汽发生器的监测系统,包括放射性探测单元3、数据处理单元4、以及用户交互单元5,其中:
用户交互单元5内预设有模拟的未发生泄漏时的蒸汽发生器1内的放射性响应三维分布数据,以得到模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布,并传送模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据;
放射性探测单元3,包括探测点监测器,探测点监测器设置在蒸汽发生器的内部或外部的探测点上,用于检测探测点的实际放射性强度值Ai,并传送检测到的实际放射性强度值Ai
数据处理单元4包括第一数据处理模块,第一数据处理模块与放射性探测单元3电连接,用于接收放射性探测单元3检测到的实际放射性强度值Ai,第一数据处理模块还与用户交互单元5电连接,用于接收用户交互单元5传送的模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并根据模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据计算出探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值AiO,再将实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,并根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器1内的传热管2是否发生泄漏。
具体来说,当实际放射性强度值Ai大于正常放射性强度值Ai0时,则确定蒸汽发生器1内的传热管2发生泄漏;否则,蒸汽发生器1内的传热管2未发生泄漏。并且,放射性探测单元对探测点的实际放射性强度值Ai0进行连续性检测,第一数据处理模块连续对实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,从而可实时判断蒸汽发生器1内的传热管2是否发生泄漏,实现在线监测。在实际操作中,也可以根据实际情况按一定的处理频率对实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,这样可以大大减少数据处理的量。
相比于现有技术,本系统通过对探测点的所在位置的实际放射性强度值Ai进行连续检测,并进行数据处理,从而可对蒸汽发生器1进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器1的传热管2是否发生放射性泄漏,从而使工作人员及时对传热管2进行检修,确保核电厂运行安全。
本实施例中,数据处理单元可以为电脑等任意具有运行数据处理逻辑程序的终端。探测点监测器优选为涂硼计数管、电离室,具体可以根据放射性强度的范围进行选择。
在一些实施方式中,本系统还包括蒸汽发生器模型和模拟单元,模拟单元与用户交互单元电连接,其用于在蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并将之传送给用户交互单元。本实施例中,模拟单元优选采用蒙特卡洛程序。
在一些实施方式中,用户交互单元5内还预设有模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,并传送模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据;
数据处理单元4还包括第二数据处理模块,第二数据处理模块分别与用户交互单元和放射性探测单元电连接,用于接收用户交互单元5传送的模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并根据模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据计算出探测点在蒸汽发生器1内不同位置的传热管2发生泄漏时分别对应的多个泄漏放射性强度值Ajk,再将放射性探测单元传送的实际放射性强度值Ai与各个泄漏放射性强度值Ajk进行比较,并根据Ai与Ajk的比较结果定位发生泄漏的位置。
其中,j表示预设的发生泄漏的位置,j为正整数,即j=1、2、3、......,k表示蒸汽发生器1内的不同位置,k为正整数,即k=1、2、3、......,也就是说,泄漏放射性强度值Bjk表示j位置发生泄漏时蒸汽发生器1内不同位置k处的放射性响应强度。一般来说,预设的发生泄漏的位置j越多、以及同一个预设发生泄漏位置j条件下蒸汽发生器1内选取模拟的放射性响应强度的位置k越多,越有利于提高后续对发生泄漏位置的定位的准确度。将实际放射性强度值Ai与不同位置j的传热管2发生泄漏时蒸汽发生器1内的不同位置k对应的泄漏放射性强度值Bjk逐个进行比较,当实际放射性强度值Ai等于泄漏放射性强度值Bjk时,则该Bjk所表示的预设发生泄漏的位置为发生泄漏的位置。比如,B23=Ai时,则j=2所表示的预设的发生泄漏的位置即为发生泄漏的位置。
考虑到在实际操作中,可能存在多个Bjk等于Ai,即预设探测点对多个预设发生泄漏的位置的放射性响应相同,此时,可通过工作人员现场检测等方式进一步确定泄漏位置。比如,若存在B23、B67、B89均等于Ai,则j=2、6、8所代表的预设的发生泄漏的位置都有可能为发生泄漏的位置,则工作人员对j=2、6、8这三个位置的传热管2进行检测,进一步确定发生泄漏的位置。
在一些实施方式中,用户交互单元还包括显示模块,用于显示第一数据处理模块输出的判断结果和第二数据处理模块输出的发生泄漏的位置。
相比于现有技术方法,本系统可以对发生泄漏的位置进行定位并进行显示,可提高检修效率,大大减少检修时长和检修人员的工作量。
在一些实施方式中,模拟单元还用于在蒸汽发生器模型内模拟的蒸汽发生器1内不同位置的传热管发生泄漏时,其对应的蒸汽发生器1内的放射性响应三维分布,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,并将之发送给用户交互单元。
在一些实施方式中,本系统还包括存储单元(图中未示出),存储单元与放射性探测单元3电连接,用于存储放射性探测单元3检测得到的实际放射性强度值Ai的历史数据;数据处理单元还包括第三数据处理模块,第三数据处理模块用于根据放射性探测单元3检测得到的实际放射性强度值Ai计算出实际放射性响应三维分布,存储单元还与第三数据数据处理模块电连接,用于存储实际放射性响应三维分布的历史数据。
当然,存储单元还可以分别与第一数据数据处理模块、第二数据处理模块电连接,用于存储实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较的结果的历史数据和存储实际放射性强度值Ai与泄漏放射性强度值Bjk进行比较的结果的历史数据。
在一些实施方式中,本系统还包括报警单元(图中未示出),报警单元与数据处理单元电连接,数据处理单元还用于在判断结果为蒸汽发生器内发生泄漏时发送报警控制信号给所述报警单元,报警单元用于根据数据处理单元的发送报警信号发出报警提示(如发出报警声)。
在一些实施方式中,放射性探测单元3的数量可以为一套,也可以为多套,具体可根据实际需求进行调整。各套放射性探测单元3的探测点监测器设于所述蒸汽发生器1的水位以下位置。
具体来说,当放射性探测单元3的数量为多套时,各套放射性探测单元3的探测点监测器可分布在蒸汽发生器1的内部,也可以分布在蒸汽发生器1的外部,还可以一部分设于蒸汽发生器1内部,另一部分设于蒸汽发生器1的外部。通过在不同位置分别设置放射性探测单元3,可以对由不同位置上的的放射性探测单元监测判断的结果之间进行相互校验,以提高判断的准确度。当放射性探测单元3的数量为一个,该放射性探测单元3的探测点监测器可分布在蒸汽发生器1的内部,也可以分布在蒸汽发生器1的外部。
本实施例的核电厂蒸汽发生器的监测系统,可对蒸汽发生器进行在线监测,能够快速判断蒸汽发生器的传热管是否发生放射性泄漏,从而使工作人员及时对传热管进行检修,进而及时控制解决放射性泄漏问题,提高核电厂运行安全性。并且,进一步还可以对发生泄漏的位置进行定位,提高检修效率,大大减少检修时长和检修人员的工作量,提高核电厂的经济效益。
可以理解的是,以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式,然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言,在不脱离本发明的精神和实质的情况下,可以做出各种变型和改进,这些变型和改进也视为本发明的保护范围。

Claims (10)

1.一种核电厂蒸汽发生器的监测方法,其特征在于,包括:
建立蒸汽发生器模型,并在所述蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布;
在蒸汽发生器的内部或外部预设探测点,用于检测所述探测点的实际放射性强度值Ai
根据所述模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定所述探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值Ai0
将实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器内是否发生泄漏。
2.根据权利要求1所述的核电厂蒸汽发生器的监测方法,其特征在于,在判断出蒸汽发生器内发生泄漏时,所述方法还包括:
在所述蒸汽发生器模型内模拟蒸汽发生器内不同位置的传热管发生泄漏时,其对应的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布;
根据所述模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,确定出所述探测点在不同位置的传热管发生泄漏时分别对应的多个泄漏放射性强度值Bjk
将实际放射性强度值Ai与各个泄漏放射性强度值Bjk分别进行比较,并根据Ai与Bjk的比较结果定位发生泄漏的位置。
3.根据权利要求2所述的核电厂蒸汽发生器的监测方法,其特征在于,所述探测点的数量为多个,多个探测点均匀分布在反应堆正常运行时的蒸汽发生器的水位以下位置。
4.一种核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,包括放射性探测单元(3)、数据处理单元(4)、以及用户交互单元(5),
所述用户交互单元内预设有模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并传送模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据;
所述放射性探测单元,包括探测点监测器,所述探测点监测器设置在蒸汽发生器的内部或外部的探测点上,用于检测探测点的实际放射性强度值Ai,并传送检测到的实际放射性强度值Ai
所述数据处理单元包括第一数据处理模块,所述第一数据处理模块分别与所述用户交互单元和所述放射性探测单元电连接,用于根据用户交互单元传送的模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据计算出所述探测点在未发生泄漏时的正常放射性强度值AiO,再将放射性探测单元传送的实际放射性强度值Ai与正常放射性强度值Ai0进行比较,并根据Ai与Ai0的比较结果判断蒸汽发生器内是否发生泄漏。
5.根据权利要求4所述的核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,还包括蒸汽发生器模型和模拟单元,
所述模拟单元与所述用户交互单元电连接,其用于在所述蒸汽发生器模型内模拟未发生泄漏时的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到所述模拟的未发生泄漏时的放射性响应三维分布数据,并将之传送给所述用户交互单元。
6.根据权利要求4或5所述的核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,所述用户交互单元内还预设有模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据;
所述数据处理单元还包括第二数据处理模块,所述第二数据处理模块分别与所述用户交互单元和所述放射性探测单元电连接,用于根据用户交互单元传送的所述模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布数据计算出所述探测点在蒸汽发生器内不同位置的传热管发生泄漏时分别对应的多个泄漏放射性强度值Bjk,再将放射性探测单元传送的实际放射性强度值Ai与各个泄漏放射性强度值Bjk进行比较,并根据Ai与Bjk的比较结果定位发生泄漏的位置。
7.根据权利要求6所述的核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,所述用户交互单元还包括显示模块,用于显示所述第一数据处理模块输出的判断结果和所述第二数据处理模块输出的发生泄漏的位置。
8.根据权利要求6所述的核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,所述模拟单元还用于在所述蒸汽发生器模型内模拟蒸汽发生器内不同位置的传热管发生泄漏时,其对应的蒸汽发生器内的放射性响应三维分布,以得到模拟的发生泄漏时的放射性响应三维分布,并将之发送给所述用户交互单元。
9.根据权利要求8所述的核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,还包括存储单元,
所述存储单元,与所述放射性探测单元电连接,用于存储放射性探测单元检测得到的实际放射性强度值Ai的历史数据;
所述数据处理单元还包括第三数据处理模块,所述第三数据处理模块用于根据放射性探测单元检测得到的实际放射性强度值Ai计算出实际放射性响应三维分布,
所述存储单元还与所述第三数据处理模块电连接,用于存储所述实际放射性响应三维分布的历史数据。
10.根据权利要求6所述的核电厂蒸汽发生器的监测系统,其特征在于,还包括报警单元,
所述数据处理单元还与所述报警单元电连接,用于在判断结果为蒸汽发生器内发生泄漏时发送报警控制信号给所述报警单元,所述报警单元用于根据数据处理单元的报警控制信号发出报警声。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114171218A (zh) * 2021-11-23 2022-03-11 中核核电运行管理有限公司 一种核电厂凝汽器泄漏检测系统

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4960079A (en) * 1989-08-03 1990-10-02 Marziale Michael L Acoustic leak detection system
JPH0587973A (ja) * 1991-05-07 1993-04-09 Toshiba Corp 原子炉監視装置
US6192352B1 (en) * 1998-02-20 2001-02-20 Tennessee Valley Authority Artificial neural network and fuzzy logic based boiler tube leak detection systems
CN1867876A (zh) * 2003-10-16 2006-11-22 Abb公司 检测连续过程中的系统部件的故障
CN103344983A (zh) * 2013-06-19 2013-10-09 田志恒 核反应堆蒸汽发生器泄漏监测系统及方法
CN203533216U (zh) * 2013-03-14 2014-04-09 清华大学 燃气管网泄漏源实时定位分析系统
CN105757456A (zh) * 2016-03-25 2016-07-13 金泽核创(北京)国际能源技术服务有限公司 一种核电厂主蒸汽管道泄漏在线监测系统
CN109712727A (zh) * 2018-10-16 2019-05-03 陕西卫峰核电子有限公司 一种主蒸汽管道辐射监测方法及装置
WO2020118533A1 (zh) * 2018-12-11 2020-06-18 中广核工程有限公司 核电站泄漏监测报警方法及报警系统
CN111507018A (zh) * 2020-04-30 2020-08-07 西安交通大学 N16核素在蒸汽发生器二次侧迁移时间的三维求解模型建立方法
CN111540490A (zh) * 2020-04-16 2020-08-14 福建福清核电有限公司 一种监测压水堆核电机组蒸汽发生器泄漏位置的方法
CN112037946A (zh) * 2020-07-21 2020-12-04 岭东核电有限公司 一种用于核电站蒸汽发生器的泄漏检测方法和装置

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4960079A (en) * 1989-08-03 1990-10-02 Marziale Michael L Acoustic leak detection system
JPH0587973A (ja) * 1991-05-07 1993-04-09 Toshiba Corp 原子炉監視装置
US6192352B1 (en) * 1998-02-20 2001-02-20 Tennessee Valley Authority Artificial neural network and fuzzy logic based boiler tube leak detection systems
CN1867876A (zh) * 2003-10-16 2006-11-22 Abb公司 检测连续过程中的系统部件的故障
CN203533216U (zh) * 2013-03-14 2014-04-09 清华大学 燃气管网泄漏源实时定位分析系统
CN103344983A (zh) * 2013-06-19 2013-10-09 田志恒 核反应堆蒸汽发生器泄漏监测系统及方法
CN105757456A (zh) * 2016-03-25 2016-07-13 金泽核创(北京)国际能源技术服务有限公司 一种核电厂主蒸汽管道泄漏在线监测系统
CN109712727A (zh) * 2018-10-16 2019-05-03 陕西卫峰核电子有限公司 一种主蒸汽管道辐射监测方法及装置
WO2020118533A1 (zh) * 2018-12-11 2020-06-18 中广核工程有限公司 核电站泄漏监测报警方法及报警系统
CN111540490A (zh) * 2020-04-16 2020-08-14 福建福清核电有限公司 一种监测压水堆核电机组蒸汽发生器泄漏位置的方法
CN111507018A (zh) * 2020-04-30 2020-08-07 西安交通大学 N16核素在蒸汽发生器二次侧迁移时间的三维求解模型建立方法
CN112037946A (zh) * 2020-07-21 2020-12-04 岭东核电有限公司 一种用于核电站蒸汽发生器的泄漏检测方法和装置

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
周新建等: "泄漏监测系统中放射性监测方法的标准化设计研究", 《自动化仪表》 *
周新建等: "泄漏监测系统中放射性监测方法的标准化设计研究", 《自动化仪表》, no. 11, 20 November 2015 (2015-11-20) *
解苑明等: "核电站蒸汽发生器泄漏监测—氮-16辐射监测仪概述", 《中国核电》 *
解苑明等: "核电站蒸汽发生器泄漏监测—氮-16辐射监测仪概述", 《中国核电》, vol. 3, no. 1, 31 March 2010 (2010-03-31) *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114171218A (zh) * 2021-11-23 2022-03-11 中核核电运行管理有限公司 一种核电厂凝汽器泄漏检测系统

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