CN115440400A - 一种核电站反应堆压力容器的监测方法及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站反应堆压力容器的监测方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于反应堆压力容器监测技术领域。包括获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测；获取裂纹信息，根据裂纹信息，获取裂纹拓展预测分析数据；获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。能够对反应堆压力容器进行全面监测，提升了反应堆压力容器的安全性和可靠性；解决了现有技术中存在“无法及时发现反应堆压力容器存在的问题，存在安全风险”的问题。
Description
技术领域
本申请涉及核电站反应堆压力容器监测技术领域，特别是涉及一种核电站反应堆压力容器的监测方法及系统。
背景技术
本部分的陈述仅仅是提到了与本申请相关的背景技术，并不必然构成现有技术。
反应堆压力容器是核电站的重要设备，与反应堆冷却剂系统的其它设备一起构成反应堆冷却剂承压边界，并容纳反应堆堆芯和相关的支承(即堆内构件)以及冷却剂。它引导冷却剂沿堆内构件穿过堆芯，并保持一定数量的冷却剂冷却堆芯。冷却剂从进口接管流入，循环流过堆芯，经出口接管流出以带走热量，并将其传递给蒸汽发生器。压力容器通过筒体上的进出口接管与主管道连接。安注接管在事故工况下直接向压力容器注水，以维持堆芯冷却。
反应堆压力容器的安全可靠运行对核电厂的安全性、经济性有至关重要的影响。根据反应堆压力容器的失效模式分析，其主要发生的故障表现为压力容器顶盖、筒体、主螺栓的疲劳失效和密封面的泄漏等。然而，现在在反应堆压力容器的使用过程中，无法随时监测反应堆压力容器的状态，无法第一时间发现或预测反应堆压力容器出现的问题，存在发生安全事故的潜在风险。
发明内容
为了解决现有技术的不足，本申请提供了一种核电站反应堆压力容器的监测方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，通过设计辐照老化计算算法和裂纹拓展分析算法等，对相关辐照老化、裂纹扩展预测分析进行计算，与其他监测模块集成，实现对反应堆压力容器的全面监测。
第一方面，本申请提供了一种核电站反应堆压力容器的监测方法；
一种核电站反应堆压力容器的监测方法，包括：
获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；
获取辐照初始监测参数，通过辐照老化计算算法，获取辐照老化数据；
获取裂纹信息，通过裂纹拓展分析算法，获取裂纹拓展预测分析数据；
获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。
第二方面，本申请提供了一种核电站反应堆压力容器的监测系统；
一种核电站反应堆压力容器的监测系统，包括：
泄漏监测模块，被配置为：获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；
辐照老化监测模块，被配置为：获取辐照初始监测参数，通过辐照老化计算算法，获取辐照老化数据；
裂纹拓展分析模块，被配置为：获取裂纹信息，通过裂纹拓展分析算法，获取裂纹拓展预测分析数据；
PT在线监测和评估模块，被配置为：获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。
第三方面，本申请提供了一种电子设备；
一种电子设备，包括存储器和处理器以及存储在存储器上并在处理器上运行的计算机指令，所述计算机指令被处理器运行时，完成上述核电站反应堆压力容器的监测方法的步骤。
第四方面，本申请提供了一种计算机可读存储介质；
一种计算机可读存储介质，用于存储计算机指令，所述计算机指令被处理器执行时，完成上述核电站反应堆压力容器的监测方法的步骤。
与现有技术相比，本申请的有益效果是：
1、本申请提供的技术方案，针对核电站反应堆压力容器运行过程中状态监测的需求，设置了不同的监测模块，可用于核电站反应堆压力容器的泄漏监测、辐照老化监测、PT在线监测和评估和裂纹拓展分析等，对反应堆压力容器实现全生命周期管理，便于第一时间发现或预测反应堆压力容器出现的问题，降低发生安全事故的风险；
2、本申请还可用于核电站反应堆压力容器的瞬态识别、疲劳监测、松动件监测和数据及文件管理，便于实时了解核电站反应堆压力容器的状态变化，监控核电站反应堆压力容器的运行状态；
3、本申请通过与其他监测系统打通数据来源并选择相应算法进行信息融合判断，不需要新增监测硬件传感器，可提高反应堆压力容器运行的安全性和可靠性。
附图说明
构成本申请的一部分的说明书附图用来提供对本申请的进一步理解，本申请的示意性实施例及其说明用于解释本申请，并不构成对本申请的不当限定。
图1为本申请实施例提供的流程示意图；
图2为本申请实施例提供的系统架构示意图；
图3为本申请另一实施例提供的系统架构示意图。
具体实施方式
应该指出，以下详细说明都是示例性的，旨在对本申请提供进一步的说明。除非另有指明，本申请使用的所有技术和科学术语具有与本申请所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。
需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本申请的示例性实施方式。如在这里所使用的，除非上下文另外明确指出，否则单数形式也意图包括复数形式，此外，还应当理解的是，术语“包括”和“具有”以及他们的任何变形，意图在于覆盖不排他的包含，例如，包含了一系列步骤或单元的过程、方法、系统、产品或设备不必限于清楚地列出的那些步骤或单元，而是可包括没有清楚地列出的或对于这些过程、方法、产品或设备固有的其它步骤或单元。
在不冲突的情况下，本发明中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。
实施例一
现有技术中，反应堆压力容器的安全可靠运行至关重要，缺乏根据反应堆压力容器的失效模式对反应堆压力容器进行监测的技术方案；因此，本申请提供了一种核电站反应堆压力容器的监测方法。
如图1所示，一种核电站反应堆压力容器的监测方法，包括：
S1、获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；其中，为了不新增新的硬件传感器，内、外侧检漏管处测量温度由核电厂已有的放射性液体废物处理系统系统导入。
S2、获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测；其中，辐照初始监测参数包括快中子注量、领先因子、上平台能量、RTNDT偏移值以及每一次抽取辐照监督管进行试验的结果。根据NB/T 20439-2017的方法得到基于试验的寿期末的压力容器带区材料上平台能量和RTNDT预测值，将其和设计值比较，监测反应堆压力容器的辐照老化状态。。
S3、获取裂纹信息，根据裂纹信息，获取裂纹拓展预测分析数据；其中，裂纹信息包括裂纹初始信息、环境、材料、母材厚度、材料无塑形转变温度、残余应力、应力场分布、裂纹尖端温度、系统压力和系统温度，裂纹初始信息为根据在役检查结果输入，环境、材料、母材厚度、材料无塑形转变温度为根据反应堆压力容器的设计值输入，残余应力、应力场分布、裂纹尖端温度为根据设计计算输入，为了不新增新的硬件传感器，通过现有的核电厂RCS系统获取系统压力和系统温度。
获取在役检查信息(缺陷位置、缺陷类型、缺陷尺寸)、RCS系统工艺参数(残余应力、应力场分布、裂纹尖端温度)和材料性能数据库中的数据(环境、材料、母材厚度、材料无塑形转变温度)，根据获取的数据，确定缺陷信息；根据缺陷信息中的缺陷部位选择规范；其中，规范包括ASME B&PVC-XI-附录A、ASME B&PVC-XI-附录C、ASME B&PVC-XI-附录O；基于设计瞬态的应力场分布、设计瞬态的裂尖温度场分布、焊接残余应力，根据选择的规范进行裂纹尺寸的预测。
S4、获取超越核电厂压力温度(P-T)运行限制事件的信息，包括随时间变化的温度和压力信息。根据超越事件分析信息和临界信息，分2步计算超限事件分析结果，首先通过当前堆年(EFPY)曲线对比初步判断，然后根据ASME XI附录E进行瞬态参数规则评定；其中，临界信息包括降温临界信息和升温临界信息。
进一步的，在一些实施例中，根据裂纹类型和时间范围，获取在役检查裂纹历史记录。
进一步的，在一些实施例中，还包括：
获取瞬态识别信号，获取运行瞬态曲线和瞬态线性化曲线，通过瞬态类别、瞬态类型、瞬态起始时间、瞬态结束时间进行排序或筛选显示运行瞬态列表，进行历史瞬态发生次数统计；
获取压力容器疲劳监测部位的疲劳累积因子，将各个疲劳累计因子与临界阈值比较，若疲劳累计因子达到临界阈值，输出报警信息；可查询压力容器疲劳监测部位的疲劳损伤因子历史数据；其中，疲劳监测部位包括放气管、最外侧CRDM、顶盖法兰、进口接管、出口接管、安注接管。
获取压力容器顶盖三处、底封头三处松动信号，进行松动事件监测，显示松动件报警状态，可查询具体报警事件的详细信息，包括时程、频谱信号，松动件的定位和质量估计信息；
获取反应堆压力容器设计和制造信息并存储以实时查阅，可调用反应堆压力容器在设计、制造、运行阶段的数据资料，包括设计阶段的设计图册、设计说明书、维修手册等，制造阶段的竣工图、完工报告、维修手册等，运行阶段的运行规程、在役检查报告等。
所有数据均可实时可视化。
实施例二
如图2所示，本实施例公开了一种核电站反应堆压力容器的监测系统，包括：
泄漏监测模块，被配置为：获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；
在泄漏监测模块中，包括用于实时显示内外检漏管处的温度的温度显示模块、用于显示实时温度曲线及出现温度异常的报警状态的告警模块、用于查询报警历史事件的报警历史事件查询模块，可点击查看异常事件温度曲线。
辐照老化监测模块，被配置为：获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测；
在辐照老化监测模块中，包括用于手动输入每次抽取辐照监督管获得的相关参数的输入模块、用于输入其他参数的其他参数输入模块、用于显示系统计算得到的实测参数是否在设计参数范围内的显示模块、用于查看具体分析的查看模块、用于在实际注量超过设计注量时进行重新计算分析申城相关参数的重新计算分析模块、用于展示上平台能量趋势及上平台数据列表的显示模块。
裂纹拓展分析模块，被配置为：获取裂纹信息，根据裂纹信息，获取裂纹拓展预测分析数据；
在裂纹拓展分析模块中，包括用于筛选裂纹类型，手动输入裂纹初始信息的裂纹信息获取模块、用于选择“基于设计瞬态”、“基于瞬态识别系统”两种分析方法查看裂纹扩展分析结果的分析模块、用于筛选裂纹类型、时间范围，查询在役检查裂纹历史记录的裂纹历史记录查询模块。
PT在线监测和评估模块，被配置为：获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。
在PT在线监测和评估模块中，包括用于展示降温临界线、升温临界线、升温未临界线实时展示压力容器压力温度临界轨迹线的临界信息展示模块、用于展示超越事件列表的超越事件列表展示模块，可选择、查询事件发生时间、处理状态等、用于进行超越事件分析的超越时间分析模块，展示线性化曲线，时间步数据列表，计算方法的超限事件分析结果。
如图3所示，进一步的，在一些实施例中，还包括：
瞬态识别模块，被配置为：获取瞬态识别信号，获取运行瞬态曲线和瞬态线性化曲线，通过瞬态类别、瞬态类型、瞬态起始时间、瞬态结束时间进行排序或筛选显示运行瞬态列表，进行历史瞬态发生次数统计；
在瞬态识别模块中，包括用于实时展示压力容器测点数据的测点数据展示模块、用于展示运行瞬态列表的运行瞬态列表展示模块，可筛选、排序、显示瞬态曲线并导出数据、用于显示历史瞬态发生次数统计表的历史瞬态发生次数统计表显示模块。
疲劳监测模块，被配置为：获取压力容器疲劳监测部位的疲劳累积因子，将各个疲劳累计因子与临界阈值比较，若疲劳累计因子达到临界阈值，输出报警信息；可查询压力容器疲劳监测部位的疲劳损伤因子历史数据；
在疲劳监测模块中，包括标识疲劳监测部位的压力容器展示模块、用于当疲劳因子超过临界值时，显示报警的告警模块、用于展示疲劳监测部位的疲劳损伤因子值列表的疲劳损伤因子显示模块、用于展示选取监测部位在选取时间范围内的疲劳损伤因子历史变化曲线的疲劳损伤因子历史变化曲线显示模块。
松动件监测模块，被配置为：获取压力容器各位置的松动信号，进行松动事件监测，显示松动件报警状态，可查询具体报警事件的详细信息，包括时程、频谱信号，松动件的定位和质量估计信息；
在松动件监测模块中，包括用于显示压力容器松动件监测部位示意图，当出现松动事件，显示报警状态的报警显示模块、用于显示松动件报警事件列表的松动件报警时间列表显示模块，可筛选时间、监测点，查看详情、用于可选取松动件报警事件的定位结果和质量估计结果的结果显示模块、用于可选取松动件报警事件的时程和频谱曲线的选取模块。
数据及文件管理模块，被配置为：获取反应堆压力容器设计和制造信息并存储以实时查阅，可调用反应堆压力容器在设计、制造、运行阶段的数据资料，包括设计阶段的设计图册、设计说明书、维修手册等，制造阶段的竣工图、完工报告、维修手册等，运行阶段的运行规程、在役检查报告等；
在数据及文件管理模块中，包括用于可点击链接打开调阅设计相应的文件的设计文件调阅模块、用于可点击链接打开调阅制造相应的文件的制造文件调阅模块、用于可点击链接打开调阅运行相应的文件的运行文件调阅模块。
此处需要说明的是，上述泄漏监测模块、辐照老化监测模块、裂纹拓展分析模块、PT在线监测和评估模块、瞬态识别模块、疲劳监测模块、松动件检测模块、数据及文件管理模块对应于实施例一中的步骤，上述模块与对应的步骤所实现的示例和应用场景相同，但不限于上述实施例一所公开的内容。需要说明的是，上述模块作为系统的一部分可以在诸如一组计算机可执行指令的计算机系统中执行。
实施例三
本发明实施例三提供一种电子设备，包括存储器和处理器以及存储在存储器上并在处理器上运行的计算机指令，计算机指令被处理器运行时，完成上述核电站反应堆压力容器的监测方法的步骤。
实施例四
本发明实施例四提供一种计算机可读存储介质，用于存储计算机指令，所述计算机指令被处理器执行时，完成上述核电站反应堆压力容器的监测方法的步骤。
本发明是参照根据本发明实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
上述实施例中对各个实施例的描述各有侧重，某个实施例中没有详述的部分可以参见其他实施例的相关描述。
以上所述仅为本申请的优选实施例而已，并不用于限制本申请，对于本领域的技术人员来说，本申请可以有各种更改和变化。凡在本申请的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本申请的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，包括：
获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；
获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测；
获取裂纹信息，根据裂纹信息，获取裂纹拓展预测分析数据；
获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。
2.如权利要求1所述的核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，所述辐照初始监测参数包括快中子注量、领先因子、上平台能量、RTNDT偏移值以及每一次抽取辐照监督管进行试验的结果。
3.如权利要求1所述的核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，所述裂纹信息包括裂纹初始信息、环境、材料、母材厚度、材料无塑形转变温度、残余应力、应力场分布、裂纹尖端温度、系统压力和系统温度。
4.如权利要求1所述的核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，所述临界信息包括降温临界信息、升温临界信息、升温末临界信息和压力温度临界信息。
5.如权利要求1所述的核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，还包括：
根据裂纹类型和时间范围，获取在役检查裂纹历史记录。
6.如权利要求1所述的核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，所有数据均可实时可视化。
7.如权利要求1所述的核电站反应堆压力容器的监测方法，其特征是，还包括：
获取反应堆压力容器设计和制造信息并存储以实时查阅。
8.一种核电站反应堆压力容器的监测系统，其特征是，包括：
泄漏监测模块，被配置为：获取内外检漏管处的温度信息，将温度信息和温度阈值比较，监测内外检漏管处的状态；
辐照老化监测模块，被配置为：获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测；裂纹拓展分析模块，被配置为：获取裂纹信息，根据裂纹信息，获取裂纹拓展预测分析数据；
PT在线监测和评估模块，被配置为：获取超越事件分析信息，根据超越事件分析信息和临界信息，获取超限时间分析结果。
9.一种电子设备，其特征在于，包括存储器和处理器以及存储在存储器上并在处理器上运行的计算机指令，所述计算机指令被处理器运行时，完成权利要求1-7任一项所述的步骤。
10.一种计算机可读存储介质，其特征在于，用于存储计算机指令，所述计算机指令被处理器执行时，完成权利要求1-7任一项所述的的步骤。
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| CB02 | Change of applicant information | ||
| CB02 | Change of applicant information |
Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd. |
|
| WW01 | Invention patent application withdrawn after publication |
Application publication date: 20221206 |