CN110909505B - 核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，通过***接口从电厂数据库读入电厂数字化控制***采集的一回路***流体温度数据T_w(t)，作为瞬态温度场计算的输入，通过温度场方程计算圆柱壳体或球壳体的内壁面温度瞬态，作为后续热应力计算的输入。优点在于：本发明适用于核电厂设备和管道的瞬态温度场求解方法，该方法采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程，利用一回路***流体温度数据快速的计算瞬态温度场，该方法不需要结构壁面温度作为计算输入，从而无需在一回路设备或管道的外壁面增加温度测量仪表，减少了疲劳监测***对电厂设计和现场布置的影响，降低了***的施工和维护成本。

Description

核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法

技术领域

本发明涉及核电厂设备和管道的疲劳监测、寿命评估、运行维护技术领域，尤其涉及核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法。

背景技术

核电厂一回路设备和管道作为防止反射性泄漏的屏障，保持结构完整性对保证反应堆安全稳定运行具有重要意义。一回路设备和管道长期在高温高压工况下工作，经历复杂的压力瞬态和温度瞬态变化，因此疲劳是一回路设备和管道的主要失效机理之一。

核电厂疲劳监测和寿命评估***是为实时监测一回路设备和管道的疲劳状态而研发的在线监测***，通过获取的核电厂实际运行数据信息，计算给出考虑和不考虑冷却剂环境影响的疲劳损伤系数，监测设备和管道敏感部位的疲劳结果，从而评估设备和管道的疲劳寿命。

对一回路设备和管道，热应力是导致结构疲劳破坏的重要因素之一。确定设备和管道的瞬态温度场，是计算结构中的热应力，进而进行疲劳分析，对设备和管道的疲劳状态进行评估的关键步骤。

目前，国外已有多个该类核电厂疲劳监测***投入应用，其中得到较多应用的疲劳监测***主要有FatiguePro、WESTEMS、FAMOS、SACOR，见表1。国内除本产品(核电厂疲劳监测和寿命评估***，FAMOLES)外，未见同类产品应用，相关专利及专利申请主要有“一种核电厂疲劳监测***及方法”，“一种蒸汽发生器在线疲劳寿命监测装置及方法”，“一种管道三通区域在线疲劳寿命监测装置及方法”，“一种在线监测核级设备和管道疲劳损伤的方法”，见表2。

表1国外已开发的核电厂疲劳监测***汇总表

表2国内核电厂疲劳监测***相关专利汇总表

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国外已应用监测***产品中，WESTEMSTM、FAMOS和SACOR均需要安装热电偶，获取疲劳敏感区域结构外壁面的温度，以结构外壁面温度和内部流体介质温度作为输入来确定疲劳评估位置的结构温度场。FatiguePro可以按照客户要求，在关注部位安装热电偶。对在役运行电厂，安装热电偶需要现场进行大量升级改造，将极大地增加疲劳监测***的应用成本。

国内核电厂疲劳监测相关专利中，“一种核电厂疲劳监测***及方法”(专利1)、“一种管道三通区域在线疲劳寿命监测装置及方法”(专利申请3)需要在设备或管道的疲劳敏感区域布置温度传感器/温度计，测量外壁面温度，并以外壁面温度作为输入之一来确定内壁面温度。

“一种蒸汽发生器在线疲劳寿命监测装置及方法”(专利2)需要在蒸汽发生器的疲劳敏感部位布置温度计，测量金属壁面温度，并通过一次侧冷却剂温度、二次侧饱和蒸汽温度与监测点应力分量对照表，一系列对应时间间隔的离散温度响应，给水温度与蒸汽温度之间的温差用傅里叶级数展开为平均温度、线性温度及非线性温度等方法确定温度载荷引起的热应力。

“一种在线监测核级设备和管道疲劳损伤的方法”(专利申请4)将流体温度、压力数据作为输入，应用格林函数和高散的温度曲线求取热应力。

上述专利1、专利2、专利申请3均涉及在设备或管道的疲劳敏感部位布置温度传感器/温度计，这将对电厂设备或管道的原有设计、安装、布置进行变更，极大地增加疲劳监测***的应用成本。

专利1和专利申请3采用金属外壁面温度作为输入之一，通过计算确定金属内壁面温度。其方法需要布置温度传感器/温度计测量金属外壁面温度。这将对电厂设备或管道的原有设计、安装、布置进行变更，极大地增加疲劳监测***的应用成本。

专利2根据蒸汽发生器的结构特征，对不同疲劳敏感部位采用了不同的方法确定热载荷引起的热应力，包括：通过温度与监测点应力分量对照表线性插值确定监测点的热应力；利用一系列对应时间间隔的离散温度响应来确定温度变化的应力；将温差用傅里叶级数分解为平均温度、线性温度及非线性温度，再转换为相应的热应力。这些方法也需要布置温度传感器/温度计测量金属壁面温度，需要对电厂设备的原有设计、安装、布置进行变更，极大地增加疲劳监测***的应用成本。此外，这些方法均没有涉及金属内壁面温度的计算方法。

专利申请4采用流体温度作为输入，应用格林函数和高散的温度曲线计算热应力，该方法没有涉及金属内壁面温度的计算方法。由于流体与金属之间传热的惯性效应，流体温度与金属内壁面温度之间存在一定差异，直接应用流体温度代替金属内壁面温度进行热应力计算，将降低应力计算结果的准确性。

为解决上述问题，我们提出了核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法。

发明内容

本发明的目的是为了解决背景技术中的问题，而提出的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法。

为了实现上述目的，本发明采用了如下技术方案：核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，包括以下步骤：

1)通过***接口从电厂数据库读入电厂数字化控制***采集的一回路***流体温度数据T_w(t)，存储到***数据库中，作为瞬态温度场计算的输入；

2)由***数据库中读取一回路***流体温度数据T_w(t)，基于设备和管道疲劳监测评估点在***中所处的位置，结合设备和管道设计阶段的仿真分析结果，对一回路***流体温度数据T_w(t)进行加权处理，得到设备和管道疲劳监测评估点处的流体温度数据T_w'(t)；

3)由***数据库中读取预置的设备和管道的结构模型的几何参数、材料参数、热工参数，结构模型几何参数包括壳体的内径Ri、外径Ro，材料参数包括结构材料的热扩散系数a、热传导系数λ，热工参数包括热交换系数α；

4)将2)流体温度数据T_w'(t)和3)设备或设备的结构模型几何参数Ri、Ro，材料参数a、λ，热工参数α作为输入，通过壳体的瞬态温度场方程，计算设备或管道的瞬态温度场，壳体的瞬态温度方程：

R_i≤r≤R_o,t≥0

r＝R_i,t＞0

r＝R_o,t＞0

T＝T₀ ^*(r) R_i≤r≤R_o,t＝0；

5)求解4)瞬态温度场方程，得到壳体的结构瞬态温度场T(r,t)；

6)对结构瞬态温度T(r,t)，取r＝Ri，得到瞬态温度Ti(t)，用于***后续热应力计算和疲劳评估。

在上述的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法中，步骤1)中采集一回路***流体温度数据的方法为通过热电偶实测设备或管道中流体介质的温度，通过流体介质温度推导金属内壁面温度。

在上述的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法中，步骤3)中的壳体结构为圆柱或球。

在上述的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法中，步骤6)中的瞬态温度即是对应设备或管道内壁面的金属温度。

与现有的技术相比，本核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法的优点在于：

本发明适用于核电厂设备和管道的瞬态温度场求解方法，该方法采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程，利用一回路***流体温度数据快速的计算瞬态温度场，该方法不需要结构壁面温度作为计算输入，从而无需在一回路设备或管道的外壁面增加温度测量仪表，减少了疲劳监测***对电厂设计和现场布置的影响，降低了***的施工和维护成本。

附图说明

图1为本发明提出的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法的流程示意图；

图2为本发明提出的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法与有限元解的计算温度场结果比较示意图。

具体实施方式

以下实施例仅处于说明性目的，而不是想要限制本发明的范围。

实施例

参照图1-2，核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，包括包括以下步骤：

1)通过***接口从电厂数据库读入电厂数字化控制***采集的一回路***流体温度数据T_w(t)，存储到***数据库中，作为瞬态温度场计算的输入；

2)由***数据库中读取一回路***流体温度数据T_w(t)，基于设备和管道疲劳监测评估点在***中所处的位置，结合设备和管道设计阶段的仿真分析结果，对一回路***流体温度数据T_w(t)进行加权处理，得到设备和管道疲劳监测评估点处的流体温度数据T_w'(t)；

3)由***数据库中读取预置的设备和管道的结构模型的几何参数、材料参数、热工参数，结构模型几何参数包括壳体的内径Ri、外径Ro，材料参数包括结构材料的热扩散系数a、热传导系数λ，热工参数包括热交换系数α；

4)将2)流体温度数据T_w'(t)和3)设备或设备的结构模型几何参数Ri、Ro，材料参数a、λ，热工参数α作为输入，通过壳体的瞬态温度场方程，计算设备或管道的瞬态温度场，壳体的瞬态温度方程：

R_i≤r≤R_o,t≥0

r＝R_i,t＞0

r＝R_o,t＞0

T＝T₀ ^*(r) R_i≤r≤R_o,t＝0；

5)求解4)瞬态温度场方程，得到壳体的结构瞬态温度场T(r,t)；

6)对结构瞬态温度T(r,t)，取r＝Ri，得到瞬态温度Ti(t)，用于***后续热应力计算和疲劳评估。

所述步骤1)中采集一回路***流体温度数据的方法为通过热电偶实测设备或管道中流体介质的温度，通过流体介质温度推导金属内壁面温度，热电偶是温度测量仪表中常用的测温元件，它直接测量温度，并把温度信号转换成热电动势信号，通过电气仪表(二次仪表)转换成被测介质的温度。

所述步骤3)中的壳体结构为圆柱或球，核电厂一回路主设备如反应堆压力容器和管道，基本上均属于圆柱形筒体或球形壳体结构。

所述步骤6)中的瞬态温度即是对应设备或管道内壁面的金属温度，其与设备或管道外壁面的金属温度大致相同。

本发明中，核电厂一回路主设备如反应堆压力容器和管道，基本上均属于圆柱形筒体或球形壳体结构，因此可以采用简化结构模型，通过圆柱坐标系或球坐标系中的解析方法对瞬态温度场进行推导求解。

核电厂疲劳监测和寿命评估***的温度场计算方法有别于传统的基于有限元数值仿真的方法，或通过热电偶实测金属外壁面温度推导内壁面温度的方法，而是采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程实现结构金属内壁面的瞬态温度计算。

通过上述计算方法能够在不增加一回路***的温度测量仪表的情况下快速且准确地计算得到设备或管道疲劳监测评估点的金属内壁面温度，能够适应在线监测***的快速和尽量少占计算机资源的在线计算准则。

利用有限元数值仿真，可计算圆柱壳体沿壁厚方向的温度分布，以有限元解为精度较高的参考解，本计算方法与有限元解的结果比较见图2，可见，两者相差很小。

本发明适用于核电厂设备和管道的瞬态温度场求解方法，该方法采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程，利用一回路***流体温度数据快速的计算瞬态温度场，该方法不需要结构壁面温度作为计算输入，从而无需在一回路设备或管道的外壁面增加温度测量仪表，减少了疲劳监测***对电厂设计和现场布置的影响，降低了***的施工和维护成本。

以上所述仅为本发明的较佳实施例，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (4)

1.核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，包括以下步骤：

1)通过***接口从电厂数据库读入电厂数字化控制***采集的一回路***流体温度数据T_w(t)，存储到***数据库中，作为瞬态温度场计算的输入；

2)由***数据库中读取一回路***流体温度数据T_w(t)，基于设备和管道疲劳监测评估点在***中所处的位置，结合设备和管道设计阶段的仿真分析结果，对一回路***流体温度数据T_w(t)进行加权处理，得到设备和管道疲劳监测评估点处的流体温度数据T_w'(t)；

3)由***数据库中读取预置的设备和管道的结构模型的几何参数、材料参数、热工参数，结构模型几何参数包括壳体的内径Ri、外径Ro，材料参数包括结构材料的热扩散系数a、热传导系数λ，热工参数包括热交换系数α；

4)将2)流体温度数据T_w'(t)和3)设备或设备的结构模型几何参数Ri、Ro，材料参数a、λ，热工参数α作为输入，通过壳体的瞬态温度场方程，计算设备或管道的瞬态温度场，壳体的瞬态温度方程：

T＝T₀ ^*(r) R_i≤r≤R_o,t＝0；

5)求解4)瞬态温度场方程，得到壳体的结构瞬态温度场T(r,t)；

6)对结构瞬态温度T(r,t)，取r＝Ri，得到瞬态温度Ti(t)，用于***后续热应力计算和疲劳评估。

2.根据权利要求1所述的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，其特征在于，所述步骤1)中采集一回路***流体温度数据的方法为通过热电偶实测设备或管道中流体介质的温度，通过流体介质温度推导金属内壁面温度。

3.根据权利要求1所述的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，其特征在于，所述步骤3)中的壳体结构为圆柱或球。

4.根据权利要求1所述的核电厂疲劳监测和寿命评估***的瞬态温度场计算方法，其特征在于，所述步骤6)中的瞬态温度即是对应设备或管道内壁面的金属温度。

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