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方案

本发明专利技术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。本发明专利技术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。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及三通结构内部信息监测的
，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。
技术介绍
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。
技术实现思路
本专利技术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。本专利技术就上述技术问题而提出的技术方案如下：本专利技术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。在本专利技术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To和射管的流体温度Ti；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Vo和射管入口流速Vi。在本专利技术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Vo和射管入口流速Vi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。在本专利技术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＝Vi/Vo。在本专利技术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 = T - T o T i - T o , ]]>其中，T为三通构件内某点的内壁面温度。在本专利技术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Vo和射管入口流速Vi。在本专利技术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To和射管的流体温度Ti。在本专利技术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。本专利技术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。由于在本专利技术方案中，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。本专利技术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，本专利技术的技术方案基于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为本文档来自技高网...

【技术保护点】
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。

【技术特征摘要】
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(To)和射管的流体温度(Ti)；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(Vo)和射管入口流速(Vi)。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(Vo)和射管入口流速(Vi)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＝Vi/Vo。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(Ti-TO)+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(Vo)和射管入口流速(Vi)。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(To)和射管的流体温度(Ti)。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...

【专利技术属性】
技术研发人员：凌君，何大宇，刘洪涛，章贵和，孟阿军，刘浪，陈蓉，刘新，王骄亚，彭华清，毛庆，王海军，刘其寿，
申请(专利权)人：中广核工程有限公司，西安交通大学，
类型：发明
国别省市：广东;44