一种核电站立式蒸汽发生器液位控制方法以及系统

    公开(公告)号:CN110879620B

    公开(公告)日:2023-06-27

    申请号:CN201911134213.2

    申请日:2019-11-19

    IPC分类号: G05D9/12

    摘要: 本发明提供了一种核电站立式蒸汽发生器液位控制方法以及系统,该方法包括步骤:S1、建立蒸汽发生器的液位整定值曲线,并获取多个典型功率负荷下的分数阶PID控制器参数的参考值;S2、获取电厂当前功率负荷,计算当前功率负荷下的分数阶PID控制器参数的整定值,并根据液位整定值曲线获取当前功率负荷下的液位整定值;S3、按照整定后的分数阶PID控制器进行蒸汽发生器的给水流量控制;S4、获取蒸汽发生器的真实液位,判断真实液位与液位整定值的差值是否在许可范围内;若否,则更新电厂当前功率负荷,并返回步骤S2,直至差值在许可范围内。本发明引进了分数阶PID控制器,并给出参数整定方法,能够减少跟踪误差,满足蒸汽发生器的水位控制要求。

    核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备

    公开(公告)号:CN106529834B

    公开(公告)日:2022-09-06

    申请号:CN201611115448.3

    申请日:2016-12-07

    IPC分类号: G06Q10/06 G06Q50/06

    摘要: 本发明涉及核电站安全技术领域,公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括:获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态;根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估,以获取全部核电站安全参数的安全等级;以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理,以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术,本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性,提升了核电站的安全性和可靠性。

    一种核电站安全参数显示方法以及系统

    公开(公告)号:CN110322978B

    公开(公告)日:2021-05-18

    申请号:CN201910480498.9

    申请日:2019-06-04

    IPC分类号: G21D3/00 G21D3/04 G21C17/00

    摘要: 本发明提供了一种核电站安全参数显示方法以及系统,该显示方法包括:采集现场测量参数;根据现场测量参数计算获取多个安全参数,并计算每一安全参数的相对变化幅值;创建并显示第一级主画面,其包括正多边形状的稳定区域和外边界;以稳定区域的中心为原点建立极坐标系,确定稳定区域每个顶点的角坐标为每一安全参数的角坐标,并根据相对变化幅值计算每一安全参数的半径坐标;依次连接每一安全参数的坐标点构成动态多边形,并在动态多边形的每个顶点处显示安全参数的实际值。本发明提供的核电站安全参数显示系统以及方法能够直观展示各个安全参数的相对变化,同时能够有效融合现场测量参数提供更多的信息量,具有良好的技术效果。

    核电站弯管热疲劳敏感区管壁温度测量方法

    公开(公告)号:CN111141400A

    公开(公告)日:2020-05-12

    申请号:CN201911226230.9

    申请日:2019-12-04

    IPC分类号: G01K7/02 G21C17/017

    摘要: 本发明公开一种核电站弯管热疲劳敏感区管壁温度测量方法,其包括以下步骤:步骤1)在弯管下游的水平管道设置一个测温带,测温带从水平管道顶部至水平管道底部每隔30度角布置一个温度测量点,共布置7个测温点,测量7个温度测量点的外壁面温度并判断各个温度测量点的外壁面温度不同;以及步骤2)利用线性插值法计算弯管热疲劳敏感区域内外壁面的温度,确定温度分布情况。本发明核电站弯管热疲劳敏感区管壁温度测量方法提供了一种间接无损的方法来测量弯管热疲劳敏感区管道内外壁的温度分布情况,采用较少的外部测量点即可获取管道弯头区域的温度场分布情况;弯管热疲劳敏感区温度场计算仅采用较少计算量的线性差值方法,可较大幅度提高计算效率。

    核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法

    公开(公告)号:CN110349686A

    公开(公告)日:2019-10-18

    申请号:CN201910635715.7

    申请日:2019-07-15

    IPC分类号: G21C17/003

    摘要: 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法,其包括以下步骤:1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X0和力学性能参数值Y0;2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X;以及3)根据函数关系式δ(Y)=A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y,其中,电磁性能变化率δ(X)=|X-X0|/X0,力学性能变化率δ(Y)=|Y-Y0|/Y0,A、B、C为计算系数。相对于现有技术,本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法不仅可实现实时、多次无损测量,而且数据精确,测试操作的安全性好,还可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度。

    一种核电厂小型管道泄漏检测装置及其检测方法

    公开(公告)号:CN110118307A

    公开(公告)日:2019-08-13

    申请号:CN201910304208.5

    申请日:2019-04-16

    IPC分类号: F17D5/02

    摘要: 本发明提供了一种核电厂小型管道泄漏检测装置及其检测方法,该泄漏检测装置包括:至少三个依次连接的万向节;两个充气装置,其分别安装在位于两端的万向节上,用于在充气后接触管道内壁,形成隔离腔室;连接板,其安装在位于中间的万向节上,连接板和两个充气装置之间连接有压电致动器组件,用于进行万向节的方向控制;多个压力传感器,其包括安装在所述隔离腔室内的第一压力传感器和多个安装在所述隔离腔室外的第二压力传感器,用于测量对应位置的压力,根据所述隔离腔室内和隔离腔室外的压力衰减对比判定管道是否存在泄漏。本发明提供的泄漏检测装置及其检测方法,能够满足小型管道的泄漏检测需求,检测能力强,具有良好的技术效果。

    一种核电厂小型管道振动应力测量及疲劳寿命评估方法

    公开(公告)号:CN110108455A

    公开(公告)日:2019-08-09

    申请号:CN201910280645.8

    申请日:2019-04-09

    发明人: 凌君 谭珂 赵建光

    摘要: 本发明提供了一种核电厂小型管道振动应力测量及疲劳寿命评估方法,包括步骤:S1、在管道上安装多个沿其轴向间隔设置的位移传感器,每一所述位移传感器作为一个测量点;S2、通过位移传感器获取测量点的振动位移值,并采用勾股定理根据测量点的水平位置信息计算当前时刻管道振动变形的曲率半径;S3、获取待测量管道的结构参数,并根据所述结构参数和曲率半径计算当前时刻管道振动的弯曲应力;S4、通过位移传感器获取任一测量点的实时振动位移值及其频率信息,采用Miner线性累计理论计算管道振动的线性累计损伤,并计算管道的剩余寿命。本发明采用非接触式测量方式,实现了管道振动弯曲应力和疲劳寿命的快速计算,具有良好的技术效果。