CN105448359B - 一种核电厂疲劳监测***及方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电厂疲劳监测***及方法，属于核电技术领域。所述***包括：温度数据获取子***，用于测量疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；核电厂数字化仪控子***，用于获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；疲劳监测服务器，用于接收温度数据获取子***传送的外壁面温度参数及核电厂数字化仪控子***传送的流体温度参数和流体压力参数，并基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。本发明通过对核电厂典型疲劳敏感区域的金属管道或设备进行实时监测，以获得管道或设备的真实疲劳状态，用以对可能存在疲劳损坏的管道或设备进行预警。

Description

一种核电厂疲劳监测***及方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种核电厂疲劳监测***及方法。
背景技术
金属疲劳是指材料、零构件在交变应力作用下，在一处或几处逐渐产生局部永久性累积损伤，经一定循环次数后产生裂纹或突然发生完全断裂的过程。机械零件在交变压力作用下，经过一段时间后，在局部高应力区形成微小裂纹，再由微小裂纹逐渐扩展以致断裂。当材料和结构受到多次重复变化的载荷作用后，应力值虽然始终没有超过材料的强度极限，甚至比弹性极限还低的情况下就可能发生破坏，这种在交变载荷重复作用下材料和结构的破坏现象，就叫做金属的疲劳破坏。疲劳破坏具有在时间上的突发性，在位置上的局部性及对环境和缺陷的敏感性等特点，故疲劳破坏常不易被及时发现且易于造成事故。
早在100多年以前，人们就发现了金属疲劳给各个方面带来的损害。但由于技术的落后，还不能查明疲劳破坏的原因。直到显微镜和电子显微镜相继出现之后，使人类在揭开金属疲劳秘密的道路上不断取得新的成果，并且有了巧妙的办法来对付这个大敌。对金属材质的管道或设备进行疲劳监测，根据监测数据科学的使用金属管道和设备能够有效地避免一些突发灾难。
在核电领域，管道和设备通常采用金属材质，对管道或设备进行疲劳监测，对于核电厂的安全运行尤为重要。核电厂管道和设备由于内部流体温度的变化和不均匀会产生热应力，这种应力载荷不同幅度的变化，会使得管道和设备的金属产生热疲劳。同时地震、压力、环境因子等对金属疲劳都有一定影响。随着核电技术的不断发展，核电厂的寿命管理成为一个越来越重要的问题，而金属管道和设备的疲劳监测是核电厂寿命管理中的一个重要组成部分，如何对核电厂金属管道和设备进行疲劳监测成为亟需解决的问题。
发明内容
本发明针对现有技术中存在的缺乏对核电厂金属管道或设备进行疲劳监测的方案的技术问题，提供一种核电厂疲劳监测***及方法，可以对核电厂典型疲劳敏感区域的金属管道或设备进行实时监测，以获得管道或设备的真实疲劳状态，用以对可能存在疲劳损坏的管道或设备进行预警。
一方面，本发明方案提供了一种核电厂疲劳监测***，包括：
温度数据获取子***，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；
核电厂数字化仪控子***，用于获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；
疲劳监测服务器，用于接收由所述温度数据获取子***传送的所述外壁面温度参数，以及接收由所述核电厂数字化仪控子***传送的所述流体温度参数和所述流体压力参数，并基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可选的，所述温度数据获取子***包括：
温度传感器，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获得测量温度数据；
温度补偿模块，与所述温度传感器和所述疲劳监测服务器连接，用于对所述测量温度数据进行温度补偿处理，以获取所述外壁面温度参数。
可选的，所述疲劳监测服务器包括：
温度场计算模块，用于基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数，计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果；
疲劳计算模块，用于基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可选的，所述至少一个核电厂疲劳敏感区域包括热流体和冷流体混合的管道区域；所述管道区域包括直管道和三通管道；所述温度场计算模块包括：
直管道温度场计算单元，用于采用温度场反演法计算获得所述直管道的内壁面温度计算结果；
三通管道温度场计算单元，用于采用混合函数法计算获得所述三通管道的内壁面温度计算结果。
可选的，所述疲劳计算模块包括：
公式法计算单元，用于采用公式法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
格林函数法计算单元，用于采用格林函数法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
有限元法计算单元，用于采用有限元法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可选的，所述疲劳监测***还包括：
力学计算模块，与所述疲劳监测服务器连接，用于对所述管道或设备的真实疲劳状态进行计算处理，以获得核电厂运行优化建议信息。
另一方面，本发明方案还提供了一种核电厂疲劳监测方法，包括以下步骤：
S1、测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；
S2、获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；
S3、基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可选的，所述步骤S1包括子步骤：
S11、测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获得测量温度数据；
S12、对所述测量温度数据进行温度补偿处理，以获取所述外壁面温度参数。
可选的，所述步骤S3包括子步骤：
S31、基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数，计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果；
S32、基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可选的，所述至少一个核电厂疲劳敏感区域包括热流体和冷流体混合的管道区域；所述管道区域包括直管道和三通管道；所述步骤S31包括：
采用温度场反演法计算获得所述直管道的内壁面温度计算结果；
采用混合函数法计算获得所述三通管道的内壁面温度计算结果。
可选的，所述步骤S32包括：
采用公式法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
采用格林函数法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
采用有限元法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可选的，疲劳监测方法还包括步骤：
S4、对所述管道或设备的真实疲劳状态进行计算处理，以获得核电厂运行优化建议信息。
本发明方案提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：
由于在本发明方案中，核电厂疲劳监测***包括：温度数据获取子***、核电厂数字化仪控子***和疲劳监测服务器。温度数据获取子***测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；核电厂数字化仪控子***获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；疲劳监测服务器接收由所述温度数据获取子***传送的所述外壁面温度参数，以及接收由所述核电厂数字化仪控子***传送的所述流体温度参数和所述流体压力参数，并基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。有效地解决了现有技术中缺乏对核电厂金属管道或设备进行疲劳监测的方案的技术问题。实现了对核电厂典型疲劳敏感区域进行实时监测，以获得管道和设备的真实疲劳状态，用以对可能存在疲劳损坏的管道和设备进行预警；进一步，根据不同疲劳敏感区域的疲劳状态，优化核电厂的运行工况；进而为核电厂的延寿提供数据支撑。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术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，还可以根据提供的附图获得其他的附图。
图1为本发明实施例提供的第一种核电厂疲劳监测***结构框图；
图2为本发明实施例提供的第二种核电厂疲劳监测***结构框图；
图3为本发明实施例提供的第三种核电厂疲劳监测***结构框图；
图4为本发明实施例提供的第四种核电厂疲劳监测***结构框图；
图5为本发明实施例提供的第一种核电厂疲劳监测方法流程图；
图6为本发明实施例提供的第二种核电厂疲劳监测方法流程图；
图7为本发明实施例提供的第三种核电厂疲劳监测方法流程图。
具体实施方式
本发明实施例通过提供一种核电厂疲劳监测***，解决了现有技术中缺乏对核电厂金属管道或设备进行疲劳监测的方案的技术问题，该***可以对核电厂典型疲劳敏感区域的金属管道或设备进行实时监测，以获得管道或设备的真实疲劳状态，用以对可能存在疲劳损坏的管道或设备进行预警。
本发明实施例的技术方案为解决上述技术问题，总体思路如下：
本发明实施例提供了一种核电厂疲劳监测***，包括：温度数据获取子***，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；核电厂数字化仪控子***，用于获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；疲劳监测服务器，用于接收由所述温度数据获取子***传送的所述外壁面温度参数，以及接收由所述核电厂数字化仪控子***传送的所述流体温度参数和所述流体压力参数，并基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
可见，本发明方案采用测量疲劳敏感区域管道或设备外壁面温度，结合核电厂其他测温、测压、流量测量等信息，对所述管道或设备金属疲劳状态进行分析。有效地解决了现有技术中缺乏对核电厂金属管道或设备进行疲劳监测的方案的技术问题。实现了对核电厂典型疲劳敏感区域进行实时监测，以获得管道和设备的真实疲劳状态，用以对可能存在疲劳损坏的管道和设备进行预警；进一步，根据不同疲劳敏感区域的疲劳状态，优化核电厂的运行工况；进而为核电厂的延寿提供数据支撑。
为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明，应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。
实施例一
请参考图1，本申请实施例提供了一种核电厂疲劳监测***，包括：
温度数据获取子***1，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域A的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；
核电厂数字化仪控子***2，用于获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；
疲劳监测服务器3，用于接收由所述温度数据获取子***1传送的所述外壁面温度参数，以及接收由所述核电厂数字化仪控子***2传送的所述流体温度参数和所述流体压力参数，并基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
进一步，请参考图2，所述温度数据获取子***1包括：
温度传感器11，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域A的管道或设备的外壁面温度，以获得测量温度数据；
温度补偿模块12，与所述温度传感器11和所述疲劳监测服务器3连接，用于对所述测量温度数据进行温度补偿处理，以获取所述外壁面温度参数。
在具体实施过程中，温度传感器11可采用热电偶，分布安装在至少一个核电厂疲劳敏感区域A的管道或设备的外壁面，直接测量管道或设备的外壁面温度；其中，温度传感器11可采用焊接的方式固定并紧贴在待测管道或设备的外壁面上。在具体实施过程中，核电厂数字化仪控子***2设置在数字化仪控机柜中，疲劳监测服务器3设置在疲劳监测服务器机柜中；疲劳监测服务器机柜与温度传感器11和数字化仪控机柜通过电缆进行数据传输；考虑到温度传感器11所获取的测量温度数据需要通过一定距离的传输才能到达疲劳监测服务器3，并且在电子元器件中，其他条件不变的情况下，其输出信号会随着温度的变化而发生漂移，为了减小这种现象，可采取一定的算法或措施对输出结果进行修正，达到一定范围内消除温度变化对元器件输出信号影响的目的，在温度传感器11与疲劳监测服务器3的数据传输线缆上设置温度补偿模块12。具体的，温度补偿模块12可通过温度补偿导线的方式对温度传感器11所获取的测量温度数据进行补偿，以使疲劳监测服务器3接收到温度补偿后获得的外壁面温度参数。
进一步，请参考图3，疲劳监测服务器3包括：
温度场计算模块31，用于基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数，计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果；
疲劳计算模块32，用于基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
在具体实施过程中，疲劳监测服务器3可设置人机交互界面，并提供用户自定义数据接口，用户可通过该自定义数据接口向疲劳监测服务器3输入试验所需的环境影响因子、地震载荷等参数，以计算管道或设备在不同环境工况下的疲劳状态。
在具体实施过程中，核电厂疲劳敏感区域A随着机组不同运行工况的变化，存在冷流体和热流体混合的现象，可能带来金属温度波动。金属温度波动带来金属的疲劳问题。所述至少一个核电厂疲劳敏感区域A包括热流体和冷流体混合的管道区域；对于疲劳敏感区域A的管道区域，温度传感器11布置在热管段出口管嘴、热管段波动管线管嘴、热管段弯头、上充管线管嘴、安注管嘴、余热排出管嘴、稳压器波动管线管嘴、波动管弯头、稳压器喷淋管线/管嘴、稳压器上下封头等存在冷热水交汇的区域，以测量这些区域的管道外壁面温度，并送入疲劳监测服务器3中进行计算处理。
进一步，请参考图3，所述热流体和冷流体混合的管道区域包括直管道和三通管道；所述温度场计算模块31包括：
直管道温度场计算单元311，用于采用温度场反演法计算获得所述直管道的内壁面温度计算结果；
三通管道温度场计算单元312，用于采用混合函数法计算获得所述三通管道的内壁面温度计算结果。
进一步，仍请参考图3，所述疲劳计算模块32包括：
公式法计算单元321，用于采用公式法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
格林函数法计算单元322，用于采用格林函数法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
有限元法计算单元323，用于采用有限元法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
具体的，在疲劳计算模块32中设置有三个计算单元，即公式法计算单元321、格林函数法计算单元322和有限元法计算单元323。其中，公式法计算单元321计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态的逻辑较简单、计算结果的精度较低、计算速度最快；格林函数法计算单元322计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态的逻辑较复杂、计算结果的精度稍高、计算速度稍慢；有限元法计算单元323计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态的逻辑最复杂、计算结果的精度最高、计算速度最慢。用户可根据实际计算需要选择合适的计算单元获得所述管道或设备的真实疲劳状态。上述关于计算结果精度、速度、逻辑复杂度的比较限于本申请所提及的公式法、格林函数法和有限元法三者之间。
需要指出的是，本实施例中所提及的反演法、混合函数法、公式法、格林函数法和有限元法均为现有算法，技术较成熟，但本方案的重点不在于算法本身，而在与疲劳监测***的搭建、运行和实施。
此外，在具体实施过程中，请参考图4，本方案疲劳监测***还包括：
力学计算模块4，与疲劳监测服务器3连接，用于对所述管道或设备的真实疲劳状态进行计算处理，以获得核电厂运行优化建议信息。
具体的，疲劳监测服务器3获得的管道或设备的疲劳状态，即管道或设备的疲劳使用系数(即工程材料检测时，对材料使用负寿命的一个测定系数)。在金属管道或设备设计阶段，规划要求其在整个寿命周期内的疲劳使用系数小于1，如果通过监测计算获得管道或设备在实际运行工况下，疲劳使用系数接近1，那么管道或设备可能发生疲劳损坏。现有相关法规和标准没有给出具体的报警值，在本方案中力学计算模块4根据核电厂金属管道或设备的设计运行寿命和预定整个寿命周期的疲劳监测次数，计算每次疲劳监测时应获得的标准疲劳使用系数，并在任意一次实际监测获得的疲劳使用系数大于该标准疲劳使用系数时，进行预警。例如，核电厂金属管道或设备运行寿命为60年，第一个十年疲劳使用系数为0.15，按此规律最后一个十年就是0.9，力学计算模块4可根据这一规律，计算并建议每10年测得疲劳使用系数超过0.15时进行预警。此外，力学计算模块4具备离线技术支持，即对获得的所述管道或设备的真实疲劳状态进行存储，并在需要时进行计算分析，而不要求疲劳监测服务器处于在线工作状态。
在具体实施过程中，本方案疲劳监测***会计算典型疲劳敏感区域的疲劳使用系数，由于疲劳使用系数接近1将存在金属管道或管道疲劳失效的巨大风险。现提供两种管道疲劳预警方法：
1、增量疲劳损伤预警法
此方法通过逐年对比疲劳使用系数增量，来识别由于操作不当或其他因素导致的疲劳使用系数增加过快的情况，并进行预警，以便引起电厂运行人员的重视。该方法如下：
1)第一年典型疲劳区域的疲劳使用系数为a1、第二年为a2，以此类推第n年为an；
2)第二年相对于第一年的增量为a2-a1＝b1、第三年相对于第二年的增量为a3-a2＝b2，以此类推第n+1年比第n年的增量为an+1-an＝bn；
3)电厂运行的n+1年的预警值为((b1+b2+….+bn)/n)*m，其中m为大于1的系数，如果希望阈值偏保守那么就使得m减小并接近1。
注：n代表电厂累计运行年，在预警值计算时建议n≥2。
2、预期疲劳损伤预警法
此方法为了预防可能存在的管道无法达到预期寿命的风险而进行预警。该方法如下：
1)第一年典型疲劳区域的疲劳使用系数为a1、第二年为a2，以此类推第n年为an；
2)第二年相对于第一年的增量为a2-a1＝b1、第三年相对于第二年的增量为a3-a2＝b2，以此类推第n+1年比第n年的增量为an+1-an＝bn；
3)设定电厂的预期运行年限为x年；
4)电厂到达预期运行年限的预警疲劳使用系数为y，其中y小于1，如果希望阈值偏保守那么就减小y值；
5)电厂运行n+1年的预警方法为((b1+b2+….+bn)/n)*x，计算结果大于y则预警。
总而言之，本发明方案采用直接测量疲劳敏感区域管道或设备外壁面温度，结合核电厂其他测温、测压、流量测量等信息，对所述管道或设备金属疲劳状态进行分析。有效地解决了现有技术中缺乏对核电厂金属管道或设备进行疲劳监测的方案的技术问题。实现了对核电厂典型疲劳敏感区域进行实时监测，以获得管道和设备的真实疲劳状态，用以对可能存在疲劳损坏的管道和设备进行预警；进一步，根据不同疲劳敏感区域的疲劳状态，优化核电厂的运行工况；进而为核电厂的延寿提供数据支撑。
实施例二
基于同一发明构思，请参考图5，本发明实施例还提供了一种核电厂疲劳监测方法，包括以下步骤：
S1、测量至少一个核电厂疲劳敏感区域A的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；
S2、获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；
S3、基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
在具体实施过程中，请参考图6，所述步骤S1包括子步骤：
S11、测量至少一个核电厂疲劳敏感区域A的管道或设备的外壁面温度，以获得测量温度数据；
S12、对所述测量温度数据进行温度补偿处理，以获取所述外壁面温度参数。
在具体实施过程中，仍请参考图6，所述步骤S3包括子步骤：
S31、基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数，计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果；
S32、基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
在具体实施过程中，核电厂疲劳敏感区域A随着机组不同运行工况的变化，存在冷流体和热流体混合的现象，可能带来金属温度波动。金属温度波动带来金属的疲劳问题。所述至少一个核电厂疲劳敏感区域A包括热流体和冷流体混合的管道区域；所述管道区域包括直管道和三通管道；所述步骤S31包括：
采用温度场反演法计算获得所述直管道的内壁面温度计算结果；
采用混合函数法计算获得所述三通管道的内壁面温度计算结果。
在具体实施过程中，所述步骤S32包括：
采用公式法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
采用格林函数法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
采用有限元法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
在具体实施过程中，请参考图7，疲劳监测方法还包括步骤：
S4、对所述管道或设备的真实疲劳状态进行计算处理，以获得核电厂运行优化建议信息。
根据上面的描述，上述疲劳监测方法应用于上述疲劳监测***，所以，该方法的实施原理在上述***中得到体现，在此就不再一一赘述了。
本领域内的技术人员应明白，本发明的实施例可提供为方法、***、或计算机程序产品。因此，本发明可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本发明可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
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，使得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。
尽管已描述了本发明的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例做出另外的变更和修改。所以，所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (12)

1.一种核电厂疲劳监测***，其特征在于，包括：
温度数据获取子***，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；
核电厂数字化仪控子***，用于获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；
疲劳监测服务器，用于接收由所述温度数据获取子***传送的所述外壁面温度参数，以及接收由所述核电厂数字化仪控子***传送的所述流体温度参数和所述流体压力参数，并基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果，进而基于所述内壁面温度计算结果和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
2.如权利要求1所述的核电厂疲劳监测***，其特征在于，所述温度数据获取子***包括：
温度传感器，用于测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获得测量温度数据；
温度补偿模块，与所述温度传感器和所述疲劳监测服务器连接，用于对所述测量温度数据进行温度补偿处理，以获取所述外壁面温度参数。
3.如权利要求1所述的核电厂疲劳监测***，其特征在于，所述疲劳监测服务器包括：
温度场计算模块，用于基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数，计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果；
疲劳计算模块，用于基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
4.如权利要求3所述的核电厂疲劳监测***，其特征在于，所述至少一个核电厂疲劳敏感区域包括热流体和冷流体混合的管道区域；所述管道区域包括直管道和三通管道；所述温度场计算模块包括：
直管道温度场计算单元，用于采用温度场反演法计算获得所述直管道的内壁面温度计算结果；
三通管道温度场计算单元，用于采用混合函数法计算获得所述三通管道的内壁面温度计算结果。
5.如权利要求3或4所述的核电厂疲劳监测***，其特征在于，所述疲劳计算模块包括：
公式法计算单元，用于采用公式法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
格林函数法计算单元，用于采用格林函数法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
有限元法计算单元，用于采用有限元法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
6.如权利要求1所述的核电厂疲劳监测***，其特征在于，所述疲劳监测***还包括：
力学计算模块，与所述疲劳监测服务器连接，用于对所述管道或设备的真实疲劳状态进行计算处理，以获得核电厂运行优化建议信息。
7.一种核电厂疲劳监测方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获取外壁面温度参数；
S2、获取所述管道或设备中流体温度参数和流体压力参数；
S3、基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果，进而基于所述内壁面温度计算结果和所述流体压力参数计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
8.如权利要求7所述的核电厂疲劳监测方法，其特征在于，所述步骤S1包括子步骤：
S11、测量至少一个核电厂疲劳敏感区域的管道或设备的外壁面温度，以获得测量温度数据；
S12、对所述测量温度数据进行温度补偿处理，以获取所述外壁面温度参数。
9.如权利要求7所述的核电厂疲劳监测方法，其特征在于，所述步骤S3包括子步骤：
S31、基于所述外壁面温度参数、所述流体温度参数和所述流体压力参数，计算获得所述管道或设备内壁面温度计算结果；
S32、基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
10.如权利要求9所述的核电厂疲劳监测方法，其特征在于，所述至少一个核电厂疲劳敏感区域包括热流体和冷流体混合的管道区域；所述管道区域包括直管道和三通管道；所述步骤S31包括：
采用温度场反演法计算获得所述直管道的内壁面温度计算结果；
采用混合函数法计算获得所述三通管道的内壁面温度计算结果。
11.如权利要求9或10所述的核电厂疲劳监测方法，其特征在于，所述步骤S32包括：
采用公式法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
采用格林函数法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态；
采用有限元法，基于所述管道或设备内壁面温度计算结果、所述流体压力参数、环境影响因子和地震载荷，计算获得所述管道或设备的真实疲劳状态。
12.如权利要求7所述的核电厂疲劳监测方法，其特征在于，疲劳监测方法还包括步骤：
S4、对所述管道或设备的真实疲劳状态进行计算处理，以获得核电厂运行优化建议信息。
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106680001B (zh) * 2016-10-25 2019-09-17 核动力运行研究所 一种管道三通区域在线疲劳寿命监测装置及方法
CN106653113B (zh) * 2016-10-25 2018-08-21 核动力运行研究所 一种蒸汽发生器在线疲劳寿命监测装置及方法
CN107332917B (zh) * 2017-07-07 2020-11-06 东阳市琰安建筑工程有限公司 具有故障判断的地下管廊空间环境数据采集方法和***
CN109979622B (zh) * 2017-12-27 2021-02-09 核动力运行研究所 核电厂稳压器疲劳寿命在线监测评估***与方法
CN110828011B (zh) * 2019-11-04 2021-11-23 广东核电合营有限公司 核电厂管道热疲劳监测***
CN110991884A (zh) * 2019-12-03 2020-04-10 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂疲劳监测和寿命评估***
CN110909505B (zh) * 2019-12-03 2023-03-28 上海核工程研究设计院股份有限公司 核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法
CN110993132B (zh) * 2019-12-05 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂支持疲劳监测功能的瞬态监测方法
CN112504348B (zh) * 2020-12-11 2023-07-25 厦门汇利伟业科技有限公司 一种融合环境因素的物体状态显示方法和***
CN112765797A (zh) * 2021-01-08 2021-05-07 深圳中广核工程设计有限公司 一种直管道内壁面温度测量及瞬态识别方法和计算机终端

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103175732A (zh) * 2013-03-18 2013-06-26 苏州热工研究院有限公司 一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架
CN103698236A (zh) * 2013-12-10 2014-04-02 中广核工程有限公司 一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法
CN104331539A (zh) * 2014-10-11 2015-02-04 中广核工程有限公司 一种核电站管道热分层效应疲劳评价方法及***
CN104464851A (zh) * 2014-12-19 2015-03-25 大连理工大学 一种用于核电站一回路高温管道热疲劳原型监测装置及其监测方法
CN104733061A (zh) * 2015-04-01 2015-06-24 阿海珐有限公司 用于进行疲劳监测和疲劳评估的装置和方法
CN104865404A (zh) * 2015-06-17 2015-08-26 王三名 一种声学多普勒流速测量仪和流速测量方法
CN204651011U (zh) * 2014-12-19 2015-09-16 大连理工大学 一种用于核电站一回路高温管道热疲劳原型监测装置

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103175732A (zh) * 2013-03-18 2013-06-26 苏州热工研究院有限公司 一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架
CN103698236A (zh) * 2013-12-10 2014-04-02 中广核工程有限公司 一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法
CN104331539A (zh) * 2014-10-11 2015-02-04 中广核工程有限公司 一种核电站管道热分层效应疲劳评价方法及***
CN104464851A (zh) * 2014-12-19 2015-03-25 大连理工大学 一种用于核电站一回路高温管道热疲劳原型监测装置及其监测方法
CN204651011U (zh) * 2014-12-19 2015-09-16 大连理工大学 一种用于核电站一回路高温管道热疲劳原型监测装置
CN104733061A (zh) * 2015-04-01 2015-06-24 阿海珐有限公司 用于进行疲劳监测和疲劳评估的装置和方法
CN104865404A (zh) * 2015-06-17 2015-08-26 王三名 一种声学多普勒流速测量仪和流速测量方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
在役环境下典型核设备疲劳累积使用因子的计算;刘攀 等;《核动力工程》;20141031;第35卷(第5期);168-171 *

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