一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置制造方法及图纸

本发明专利技术公开了一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置，本发明专利技术通过主管道温度传感器测量数据，准确计算压力容器进出口位置温度场，用于计算疲劳使用系数，同时通过溶氧量传感器实时监测进入压力容器冷却剂的含氧量，并利用辐照监督数据对弹性模量和材料硫含量进行修正，最后利用疲劳使用系数修正方法实现疲劳使用系数的自动修正，提高了计算的精准度和可靠性。本发明专利技术还通过先进行瞬态识别再进行疲劳计算的方式，有效减少了计算数据量，提高了数据处理效率，减少了硬件资源的消耗。耗。耗。

【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置


[0001]本专利技术属于核反应堆压力容器运行状态监测
，具体涉及一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法、设备和装置。

技术介绍

[0002]核电厂中核反应堆压力容器装载着核燃料，是核电厂重要的安全屏障。核反应堆压力容器的安全状态直接关系到核电厂的安全运行，对于压力容器的疲劳使用系数计算与监测是核电厂安全审查和延寿过程中重点关注的内容。当前对核反应堆压力容器的疲劳使用系数计算方法主要有两种方式，一种方式是利用设计阶段的假设温度瞬态与机械外载进行有限元分析计算，该方法考虑的保守假设过多，并且无法准确的考虑冷却剂环境对材料疲劳性能的影响。另一种方式是采用核电厂一回路系统的温度传感器，通过格林函数等快速计算方法实现对关键位置的疲劳计算。在上述两种方法中，对冷却剂环境对疲劳的影响均需要采用Fen系数的方式进行，无法准确的考虑冷却剂环境对材料疲劳性能的影响，从而导致计算结果的准确性和可靠性较差。

技术实现思路

[0003]为了解决现有核反应堆压力容器的疲劳状态监测技术无法准确的考虑冷却本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，其特征在于，包括：实时获取核反应堆压力容器主管道热段和主管道冷段的温度数据以及稳压器的压力数据；利用瞬态发生时的压力数据计算得到压力容器上因压力变化产生的应力；获取与瞬态发生时的温度和压力数据相同时刻的核反应堆压力容器主管道流速数据，并根据所述主管道流速数据计算得到压力容器内壁面换热系数；利用瞬态发生时的温度数据和所述内壁面换热系数，计算得到压力容器上因温度变化产生的热应力；将压力容器上因压力变化的应力和因温度变化产生的热应力线性叠加，得到压力容器的总应力；获取上一次辐照监督历史数据中压力容器材料的弹性模量数据，若尚无辐照监督历史数据，则采用出厂数据；根据压力容器的总应力和弹性模量数据计算得到压力容器当前疲劳使用系数；根据压力容器的总应力计算得到监测位置的应变率；获取压力容器主管道冷却剂中游离氧含量数据以及上一次辐照监督历史数据中压力容器的硫含量数据，并基于所述应变率、温度、游离氧含量数据和硫含量数据计算得到考虑冷却剂环境的疲劳修正系数；利用所述疲劳修正系数对压力容器当前疲劳使用系数进行修正得到考虑冷却剂环境的疲劳使用系数。2.根据权利要求1所述的一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，其特征在于，还包括：利用温度和压力数据变化情况来实现瞬态数据的获取。3.根据权利要求2所述的一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，其特征在于，利用温度和压力数据变化情况来实现瞬态数据的获取，具体为：当温度和压力发生波动，且波动范围超过阈值时，则判定瞬态发生，进行瞬态数据的记录和储存。4.根据权利要求1所述的一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，其特征在于，温度和压力数据的获取可直接通过压力容器主管道热段温度传感器、冷段温度传感器和稳压器上的压力传感器获得。5.根据权利要求1所述的一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，其特征在于，温度和压力数据的获取可通过核反应堆冷却剂系统获得。6.根据权利要求1所述的一种核反应堆压力容器疲劳状态监测方法，其特征在于，当前疲劳使用系数计算过程具体如下：根据弹性模量数据对总应力状态进行修正，获得用于疲劳...

【专利技术属性】
技术研发人员：白晓明，艾红雷，王新军，谢海，郑连纲，卢喜丰，张毅雄，熊夫睿，石凯凯，邵雪娇，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：