一种核电站反应堆压力容器的监测方法及系统

    公开(公告)号:CN115440400A

    公开(公告)日:2022-12-06

    申请号:CN202211170573.X

    申请日:2022-09-22

    Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器的监测方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质,属于反应堆压力容器监测技术领域。包括获取内外检漏管处的温度信息,将温度信息和温度阈值比较,监测内外检漏管处的状态;获取辐照初始监测参数和辐照数据进行老化监测;获取裂纹信息,根据裂纹信息,获取裂纹拓展预测分析数据;获取超越事件分析信息,根据超越事件分析信息和临界信息,获取超限时间分析结果。能够对反应堆压力容器进行全面监测,提升了反应堆压力容器的安全性和可靠性;解决了现有技术中存在“无法及时发现反应堆压力容器存在的问题,存在安全风险”的问题。

    一种核电厂压力温度限值实时监测系统

    公开(公告)号:CN113628770A

    公开(公告)日:2021-11-09

    申请号:CN202110948335.6

    申请日:2021-08-18

    Abstract: 本发明涉及核电厂检测技术领域,具体公开了一种核电厂压力温度限值实时监测系统,包括运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据处理模块以及数据输出模块,所述数据处理模块与运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据输出模块相互连接;所述运行限制曲线绘制模块绘制反应堆冷却剂运行限值曲线图,通过数据采集模块采集温度与压力数据,数据处理模块将温度与压力数据在运行限值曲线图中显示出来,最后通过数据输出模块输出数据,为后续脆性断裂分析计算提供技术支持;本发明能够在发生超限瞬态时根据运行年限快速初步判断反应堆冷却剂压力边界是否可接受,并自动生成超限瞬态压力温度时程数据为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。

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