阅读说明：本技术 一种核电厂压力温度限值实时监测系统 (Real-time monitoring system for pressure and temperature limit of nuclear power plant ) 是由 陶宏新 贺寅彪 刘畅 李晨 于 2021-08-18 设计创作，主要内容包括：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。(The invention relates to the technical field of nuclear power plant detection, and particularly discloses a nuclear power plant pressure and temperature limit real-time monitoring system which comprises an operation limit curve drawing module, a data acquisition module, a data processing module and a data output module, wherein the data processing module is connected with the operation limit curve drawing module, the data acquisition module and the data output module; the operation limit curve drawing module draws a reactor coolant operation limit curve graph, the data acquisition module acquires temperature and pressure data, the data processing module displays the temperature and pressure data in the operation limit curve graph, and the data output module outputs the data to provide technical support for subsequent brittle fracture analysis and calculation; the method can rapidly and preliminarily judge whether the pressure boundary of the reactor coolant is acceptable according to the operation age when the over-limit transient state occurs, and automatically generate the over-limit transient pressure temperature time course data to provide technical support for the subsequent brittle fracture analysis and calculation.)

一种核电厂压力温度限值实时监测系统

技术领域

本发明涉及核电厂检测技术领域，具体为一种核电厂压力温度限值实时监测系统。

背景技术

核电厂安全分析报告技术规格书中规定了反应堆冷却剂系统压力和温度(P-T)限值，压力和温度曲线规定了正常运行的允许范围。可监测核电厂一回路压力和温度指示以确定运行是否处于允许范围以内时，这些曲线通常用作升温或降温操作期间的运行指导。

核电厂运行时可能会发生超出压力温度(P-T)运行限制的事件，违反运行限制条件的后果是可能会引起反应堆冷却剂压力边界的脆性破坏，也许会导致无法隔离的泄漏或失水事故。因此不仅要求在短时间内使运行恢复到限值以内，还需要作出评价，以确定反应堆冷却剂系统是否可继续运行。

发明内容

本发明的目的在于提供一种核电厂压力温度限值实时监测系统，以解决上述背景技术中提出的问题。

为实现上述目的，本发明提供如下技术方案：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，为为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。

优选的，所述运行限制曲线绘制模块在全设计寿命周期内每十年作为一个周期，并针对每个周期分别绘制反应堆冷却剂压力-温度限值曲线。

优选的，所述反应堆冷却剂压力-温度限值曲线包括升温曲线图和降温曲线图，在全设计寿命周期内每十年作为一个周期。

优选的，所述数据采集模块包括温度传感器和压力传感器，所述温度传感器设置在反应堆压力容器的进口接管处，所述压力传感器设置在稳压器位置，并确定采样频率。

优选的，所述数据处理模块捕捉到的温度信号均值达到数据采集模块±3倍方差之外时，判断为异常信号，将数据剔除。

优选的，所述数据处理模块计算最近一小时内温度信号的变化速率，当一小时内温度变化超过56℃时，判断为非预期瞬态。

优选的，所述数据处理模块温度和压力实时数据显示超出规定的运行限值曲线时，根据核电厂实际运行满功率年判断是否超出对应年限的压力温度限值曲线，若未超出判断为虽超过运行限值但可接受，若超出则判断为非预期瞬态。

优选的，所述数据输出模块对超过运行限值的事件和判断为非预期瞬态的事件输出压力温度时程数据并自动进行瞬态线性化处理。

与现有技术相比，本发明的有益效果是：本发明可以直观地给出压力温度运行轨迹，当发生超限瞬态时能够根据运行年限快速初步判断反应堆冷却剂压力边界具有足够的结构完整性，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。

附图说明

图1为本发明的结构示意图；

图中标号：1、运行限制曲线绘制模块；2、数据采集模块；3、数据处理模块；4、数据输出模块。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

请参阅图1，本发明提供一种技术方案：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1、数据采集模块2、数据处理模块3以及数据输出模块4，所述数据处理模块3与运行限制曲线绘制模块1、数据采集模块2、数据输出模块4相互连接；所述运行限制曲线绘制模块1绘制反应堆冷却剂运行限值曲线图，通过数据采集模块2采集温度与压力数据，数据处理模块3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4输出数据，为为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。

进一步的，所述运行限制曲线绘制模块1在全设计寿命周期内每十年作为一个周期，并针对每个周期分别绘制反应堆冷却剂压力-温度限值曲线。

进一步的，所述反应堆冷却剂压力-温度限值曲线包括升温曲线图和降温曲线图，在全设计寿命周期内每十年作为一个周期。

进一步的，所述数据采集模块2包括温度传感器和压力传感器，所述温度传感器设置在反应堆压力容器的进口接管处，所述压力传感器设置在稳压器位置，并确定采样频率。

进一步的，所述数据处理模块3捕捉到的温度信号均值达到数据采集模块2±3倍方差之外时，判断为异常信号，将数据剔除。

进一步的，所述数据处理模块3计算最近一小时内温度信号的变化速率，当一小时内温度变化超过56℃时，判断为非预期瞬态。

进一步的，所述数据处理模块3温度和压力实时数据显示超出规定的运行限值曲线时，根据核电厂实际运行满功率年判断是否超出对应年限的压力温度限值曲线，若未超出判断为虽超过运行限值但可接受，若超出则判断为非预期瞬态。

进一步的，所述数据输出模块4对超过运行限值的事件和判断为非预期瞬态的事件输出压力温度时程数据并自动进行瞬态线性化处理。

工作原理：运行限制曲线绘制模块1在全设计寿命周期内确定若干时间点，具体实施中可以选择将10年作为一个周期，针对每个周期分别绘制反应堆冷却剂压力-温度限值曲线，具体包括升温曲线图和降温曲线图。数据采集模块2分别在反应堆压力容器每个进口接管设置温度传感器，在稳压器位置设置压力传感器并确定采样频率。数据处理模块3接入数据采集模块2采集的数据，并将数据显示在运行限值曲线图中；为了方便观察，数据点按照逝去的时间范围颜色不同；当监测数据捕捉到的温度信号均值达到数据采集模块2±3倍方差之外时，判断为异常信号，将数据剔除；计算最近一小时内温度信号的变化速率，当一小时内温度变化超过56℃时，判断为非预期瞬态；若温度和压力实时数据显示超出规定的运行限值曲线时，根据核电厂实际运行满功率年判断是否超出对应年限的压力温度限值曲线，若未超出判断为虽超过运行限值但可接受；若超出则判断为非预期瞬态。数据输出模块4对超过运行限值的事件和判断为非预期瞬态的事件输出压力温度时程数据并自动进行瞬态线性化处理，为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。

当发生超限瞬态时能够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。

尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。