一种核电站反应堆堆内构件的智能监测方法和系统与流程

1.本发明涉及核电站智能监测技术领域，具体涉及一种核电站反应堆堆内构件的智能监测方法和系统。


背景技术：

2.本部分的陈述仅仅是提供了与本发明相关的背景技术信息，不必然构成在先技术。
3.反应堆堆内构件是核电站的重要设备，由堆芯支承结构和内部结构组成。堆芯支承结构是指在反映堆压力容器内直接支承或约束堆芯(燃料组件和相关组件)的结构。内部结构是指在反应堆压力容器内除了堆芯支承结构、燃料组件和相关组件以及堆芯仪表套管组件以外的结构。这些结构安装在反应堆压力容器内，容纳并支承堆芯，与反应堆压力容器、控制棒驱动机构、燃料组件和相关组件等设备组合在一起实现反应堆功能。
4.反应堆堆内构件的安全可靠运行堆核电厂的安全性、经济性有至关重要的影响。根据反应堆堆内构件的失效模式分析，其主要发生的故障表现为堆内构件部件如吊篮、围板组件等的环境疲劳失效，二次支承结构等的高周疲劳失效，紧固件应力松弛，导向筒、压紧弹性环磨损以及堆内构件内部部件松动脱落和异物等。现有的对反应堆堆内构件的监测大多是设置新增多个传感器进行采集监测，但是若是多个反应堆的监测，对其一一新增传感器进行监测，大大增加了监测的额外的时间以及工作量，并且监测的效率并不高。


技术实现要素：

5.本发明为了解决上述问题，提出了一种核电站反应堆堆内构件的智能监测方法和系统，针对现有只对单一内容进行监测的问题，提供一种更全面的智能监测系统。
6.根据一些实施例，本发明采用如下技术方案：
7.一种核电站反应堆堆内构件的智能监测系统，包括瞬态识别模块、设备紧固件应力松弛监测模块以及设备流场数字孪生模块，所述瞬态识别模块、设备紧固件应力松弛监测模块以及设备流场数字孪生模块与显示模块相连，所述显示模块用于切换各个监测模块的入口，手动输入控制各个模块完成相应的监测计算。
8.进一步的，还包括设备总体运行概览模块，所述设备总体运行概览模块为堆构件监测数据总览，所述数据从各个监测模块中导入。
9.进一步的，还包括数据及文件管理模块，所述数据及文件管理模块为堆内构件在设计、制造、运行时的各项文件及参数的汇总。
10.进一步的所述设备流场数字孪生模块中所需一次侧进出口温度、压力、流量数据来自于现有的数据库，根据该输入数据计算堆内构件流场分布结果和相关流场数据。
11.进一步的，所述设备流场数字孪生模块与设备流致振动监测模块相连，所述设备流致振动监测模块所需的流速数据由所述设备流场数字孪生模块的计算输出的流场数据得到，通过输入数据计算堆内构件流致振动相关数据。
12.进一步的，所述紧固件应力松弛监测模块中所需的快中子注量、修正领先因子、累计辐照剂量由每次抽取辐照监督管进行试验的结果以及基于试验的计算结果得到。
13.进一步的，还包括导向筒磨损监测模块和压紧弹性环磨损监测模块，所述导向筒磨损监测模块中所需的导向筒磨损量、磨损位置偏移量数据由每次大修时得到数据并进行输入。
14.进一步的，所述的压紧弹性环磨损监测模块中所需的压紧弹性环磨损量、磨损位置偏移量数据，由每次大修时得到数据并进行输入。
15.根据一些实施例，本发明采用如下技术方案：
16.一种核电站反应堆堆内构件的智能监测方法，包括通过设备总体运行概览模块进入各个监测模块，当进行设备流致振动计算时，通过选择框选择输入的流畅，选择当前流场或其余任意时间计算得到的流场，通过选择框选择需要进行计算的组件，点击按钮开始计算，并生成流致振动预测值与许用值。
17.进一步的，在设备瞬态识别模块中，可通过选择框选择运行瞬态列表和历史瞬态统计，并显示瞬态分析结果、不同系统和筛选条件以及瞬态类别，名称和发生次数，并进行统计。
18.与现有技术相比，本发明的有益效果为：
19.本发明作为一套可用于热工性能监测、流致振动监测、疲劳监测、松动件监测、应力松弛监测、磨损评价和瞬态识别的一体化堆内构件智能监测软件，可用于堆内构件的全生命周期管理，在系统的安装过程中，没有添加新的传感器，安装更为简便。同时，该系统可对无法监测的磨损情况，流场分布情况等数据进行监测，并对紧固件应力松弛情况进行预测，大大减少了堆内构件检修所需要的时间，提高了核电站的经济效益。
附图说明
20.构成本发明的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。
21.图1是反应堆堆内构件设备总体运行情况概览；
22.图2是反应堆堆内构件流场数字孪生模块；
23.图3是反应堆堆内构件流致振动监测模块；
24.图4是反应堆堆内构件松动部件监测模块；
25.图5是反应堆堆内构件疲劳损伤监测模块；
26.图6是反应堆堆内构件紧固件应力松弛监测模块；
27.图7是反应堆堆内构件磨损监测模块；
28.图8是反应堆堆内构件瞬态识别模块；
29.图9是反应堆堆内构件数据及文件管理模块；
具体实施方式：
30.下面结合附图与实施例对本发明作进一步说明。
31.应该指出，以下详细说明都是例示性的，旨在对本发明提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本发明所属技术领域的普通技术人员通常
理解的相同含义。
32.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发明的示例性实施方式。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，当在本说明书中使用术语“包含”和/或“包括”时，其指明存在特征、步骤、操作、器件、组件和/或它们的组合。
33.实施例1
34.本发明的一种实施例中提供了一种核电站反应堆堆内构件的智能监测系统，包括设备总体运行情况概览模块、设备流场数字孪生模块、设备流致振动监测模块、设备松动件监测模块、设备疲劳损伤监测模块、设备紧固件应力松弛监测模块、设备磨损监测模块、瞬态识别模块及数据及文件管理模块。
35.上述的各个监测模块与显示模块连接，所述显示模块用于对选择界面进行显示，用于各个监测模块的进入，用于切换各个监测模块的入口，手动输入控制各个模块完成相应的监测计算。
36.所述设备总体运行概览模块为堆构件监测数据总览，所述数据从各个监测模块中导入。
37.所述数据及文件管理模块为堆内构件在设计、制造、运行时的各项文件及参数的汇总。
38.所述设备流场数字孪生模块中所需一次侧进出口温度、压力、流量数据来自于现有的数据库，根据该输入数据计算堆内构件流场分布结果和相关流场数据，现有的数据库存在于已有的rcs系统，无需新增测点获取别的数据，根据该输入数据计算堆内构件流场分布结果和相关流场数据。
39.设备松动部件监测模块中，所需的各位置的松动件信号由核电站已安装的松动件监测系统导入。
40.设备疲劳损伤监测模块中，所需的各部件疲劳累积因子由核电站已安装的疲劳监测系统导入。
41.所述松动件监测系统和疲劳监测系统是核电站堆本体已经安装的一套软硬件系统，用于监测反应堆冷却剂系统(rcs)中出现的松动部件撞击事件以及疲劳瞬态事件。
42.所述设备流场数字孪生模块与设备流致振动监测模块相连，所述设备流致振动监测模块所需的流速数据由所述设备流场数字孪生模块的计算输出的流场数据得到，通过输入数据计算堆内构件流致振动相关数据。
43.所述紧固件应力松弛监测模块中所需的快中子注量、修正领先因子、累计辐照剂量由每次抽取辐照监督管进行试验的结果以及基于试验的计算结果得到。
44.还包括导向筒磨损监测模块和压紧弹性环磨损监测模块，所述导向筒磨损监测模块中所需的导向筒磨损量、磨损位置偏移量数据由每次大修时得到数据并进行输入。压紧弹性环磨损监测模块中所需的压紧弹性环磨损量、磨损位置偏移量数据，由每次大修时得到数据并进行输入。
45.利用已有的监测数据以及定期在役检查得到的数据，对相关流致振动、应力松弛预测分析进行计算。
46.所设备整体运行情况概览显示功能，对包括但不限于进出口接管的压力、温度实
时变化曲线等数据进行实时汇总显示，对主要监测模块的实时数据进行监测和报警。数据及文件管理模块，可调用反应堆堆内构件在设计、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。
47.作为一种实施例，本发明的反应堆堆内构件的监测过程包括：
48.步骤1：通过设备总体运行概览模块进入各个监测模块，切换集团/厂址/机组，显示当前机组名称、显示进出口的温度、流量实时变化曲线，对主要监测模块的实时数据进行监测和报警，当出现异常情况时，发出警报并发送报警信息。
49.步骤2：在设备流场数字孪生模块中，可通过按钮进行流场计算，利用流场数据以及漩涡脱落、湍流激励的计算方法，得到一回路流场的流速、温度等计算结果；在选择框选择对应的物理量，如流速、温度，显示两个相互垂直的纵截面对应的物理量云图。在选择框选择时间、位置，在选择框选择物理量后，生成任意对应的物理量云图。
50.步骤3：在设备流致振动监测模块中，可通过选择框选择输入的流场，可选择当前流场或其余任意时间计算得到的流场，通过选择框选择需要计算的组件，如吊篮、导向筒、二次支承组件等，点击按钮开始计算，并显示组件预测节点示意图，生成流致振动预测值与许用值，然后显示组件预测报警区域。
51.步骤4：在设备松动部件监测模块中，选择松动件报警事件的定位结果和质量估计结果，并显示堆本体视图，并标明松动件传感器位置，当发生后松动件报警事件后，报警触发的传感器测点位置显示为红色；在选择框处选择原始波形，定位分析，质量估计，可得到相应的分析结果，然后显示松动件报警事件历史列表。
52.步骤5：在设备疲劳损伤监测模块中，首先通过设备、管道在水环境下疲劳极限位置筛选，然后监测电厂重要设备及管道的疲劳损伤现象，基于传递函数的疲劳累计因子计算方法，开展瞬态载荷下的疲劳累计因子实时计算。软件显示堆内构件视图，视图中标识疲劳监测点部位，并显示监测点的实时疲劳疲劳损伤因子值，包括序号、监测点、描述、cuf(asme规范疲劳损伤因子)、eaf(环境影响疲劳损伤因子)、计算时间、状态等信息，对疲劳因子进行监控和报警。在选择框处选择对应的部位和时间后，可在区域显示历史的疲劳损伤因子曲线。
53.进一步的，在设备紧固件应力松弛监测模块中，通过收集各种rvi材料的应力松弛系数，在中子注量和预紧力已知的情况下，可以估算辐照导致的设备紧固件应力松弛情况。选择紧固件的累积应力松弛列表，显示堆内构件视图及紧固件位置；在选择框处选择单个紧固件和起始时间，可得到紧固件应力松弛历史变化曲线。
54.在设备磨损监测模块中，可通过选择框选择时间(下次大修或寿期末)；显示导向筒磨损情况云图；显示不同磨损量的导向筒的数量；在文本框处输入想查看的导向筒的排号列号，显示该导向筒管的磨损预测情况；点击按钮导出导向筒磨损情况相关报告；然后显示压紧弹性环在历次大修期间的高度平均测量值。
55.在设备瞬态识别模块中，需要对瞬态进行管理，即瞬态的实时监测及瞬态的统计分析。通过核电厂实时监测系统与经过训练的人工神经网络瞬态识别算法，对发生的瞬态事件自动进行记录，将其归入每一类瞬态。软件可通过选择框选择运行瞬态列表和历史瞬态统计；显示瞬态分析结果以及显示不同系统和筛选条件；显示瞬态类别，名称和发生次
数、显示瞬态类别统计；最后显示瞬态类型统计。
56.在数据及文件管理模块中，可通过按钮查看设计、制造、运行阶段堆内构件的各项参数，显示对应的各项参数值和表格；为各阶段与堆内构件有关文件，在设计阶段为设计图册、设计说明书、维修手册，在制造阶段为竣工图、完工报告、维修手册，在运行阶段为运行规程、在役检查报告，点击对应按钮可调用相关文件进行查看。
57.实施例2
58.本发明的一种实施例中提供了一种核电站反应堆堆内构件的智能监测方法，基于实施例1中所述的监测系统，如图1所示，包括设备总体运行情况概览模块、设备流场数字孪生模块、设备流致振动监测模块、设备松动件监测模块、设备疲劳损伤监测模块、设备紧固件应力松弛监测模块、设备磨损监测模块、瞬态识别模块及数据及文件管理模块。
59.如图1-图9所示，可通过(10)区域进入各具体监测模块，可在(11)区域切换集团/厂址/机组，显示当前机组名称，可在(12)区域显示进出口的温度、流量实时变化曲线，在(13)区域对主要监测模块的实时数据进行监测和报警，当出现异常情况时，在(14)区域出现报警信息。
60.在设备流场数字孪生模块中，可通过按钮(20)进行流场计算；在选择框(21)选择对应的物理量，如流速、温度，可在区域(22)显示两个相互垂直的纵截面对应的物理量云图。在选择框(23)选择时间，选择框(24)选择位置，选择框(25)和(26)选择物理量后，可在区域(27)处生成任意对应的物理量云图。
61.在设备流致振动监测模块中，可通过选择框(30)选择输入的流场，可选择当前流场或其余任意时间计算得到的流场，通过选择框(33)选择需要计算的组件，如吊篮、导向筒、二次支承组件等，点击按钮(31)开始计算，在区域(32)显示组件预测节点示意图，在区域(34)生成流致振动预测值与许用值，在区域(35)显示组件预测报警区域。
62.在设备松动部件监测模块中，在区域(40)处选择松动件报警事件的定位结果和质量估计结果，在区域(42)处显示堆本体视图，并标明松动件传感器位置，当发生后松动件报警事件后，报警触发的传感器测点位置显示为红色；在选择框(41)处选择原始波形，定位分析，质量估计，可得到相应的分析结果；在区域(43)处显示松动件报警事件历史列表。
63.在设备疲劳损伤监测模块中，在区域(50)处显示堆内构件视图，视图中标识疲劳监测点部位，在区域(51)处显示监测点的实时疲劳疲劳损伤因子值，包括序号、监测点、描述、cuf(asme规范疲劳损伤因子)、eaf(环境影响疲劳损伤因子)、计算时间、状态等信息，在区域(53)处对疲劳因子进行监控和报警。在选择框(52)处选择对应的部位和时间后，可在区域(54)显示历史的疲劳损伤因子曲线。
64.在设备紧固件应力松弛监测模块中，在区域(60)处选择紧固件的累积应力松弛列表，在区域(61)处显示堆内构件视图及紧固件位置；在选择框(62)处选择单个紧固件和起始时间，在区域(63)可得到紧固件应力松弛历史变化曲线。
65.在设备磨损监测模块中，可通过选择框(70)选择时间(下次大修或寿期末)；在区域(72)显示导向筒磨损情况云图；在区域(70)显示不同磨损量的导向筒的数量；在文本框(71)处输入想查看的导向筒的排号列号，显示该导向筒管的磨损预测情况；点击按钮(73)可导出导向筒磨损情况相关报告；在区域(74)显示压紧弹性环在历次大修期间的高度平均测量值。
66.在设备瞬态识别模块中，可通过选择框(80)选择运行瞬态列表和历史瞬态统计；在区域(81)显示瞬态分析结果；在区域(82)显示不同系统和筛选条件；在区域(82)显示瞬态类别，名称和发生次数；在区域(84)显示瞬态类别统计；在区域(85)显示瞬态类型统计。
67.在数据及文件管理模块中，可通过按钮(90)查看设计、制造、运行阶段堆内构件的各项参数，在区域(91)显示对应的各项参数值和表格；在区域(92)为各阶段与堆内构件有关文件，在设计阶段为设计图册、设计说明书、维修手册，在制造阶段为竣工图、完工报告、维修手册，在运行阶段为运行规程、在役检查报告，点击对应按钮可调用相关文件进行查看。
68.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。
69.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。
70.上述虽然结合附图对本发明的具体实施方式进行了描述，但并非对本发明保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本发明的技术方案的基础上，本领域技术人员不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形仍在本发明的保护范围以内。