稳压器波动管热分层试验方法

文档序号:799239 发布日期:2021-04-13 浏览:3次 >En<

阅读说明:本技术 稳压器波动管热分层试验方法 (Thermal stratification test method for voltage stabilizer fluctuation tube ) 是由 章济 李国健 冯利法 褚凯 孙浈 管正刚 杨涛 李青华 李扬 曾道英 陈晓飞 于 2019-10-10 设计创作,主要内容包括:本发明公开了一种稳压器波动管热分层试验方法,包括:分别在待试验的稳压器波动管上设置温度传感器组和位移传感器组;利用温度传感器组和位移传感器组监测稳压器波动管的温度数据和位移数据,并根据温度数据计算温差数据;判断温差数据和位移数据是否均符合预设参数要求,并基于温度数据中的温度参数数据集构建待试验稳压器波动管的流体分析模型,截取流体分析模型处于不同工况下各个温度传感器组所处位置处的横截面作为温度检测面,以验证波动管热分层效果。本发明通过对待试验稳压器波动管热分层温度的实时监测获得了波动管热分层的实时监测相关数据,进而判断待试验的稳压器波动管是否满足疲劳设计要求。(The invention discloses a thermal stratification test method for a voltage stabilizer surge tube, which comprises the following steps: respectively arranging a temperature sensor group and a displacement sensor group on a fluctuation tube of the voltage stabilizer to be tested; monitoring temperature data and displacement data of a fluctuation tube of the voltage stabilizer by using a temperature sensor group and a displacement sensor group, and calculating temperature difference data according to the temperature data; and judging whether the temperature difference data and the displacement data meet the preset parameter requirements or not, constructing a fluid analysis model of the fluctuation pipe of the voltage stabilizer to be tested based on a temperature parameter data set in the temperature data, and intercepting the cross section of the fluid analysis model at the position of each temperature sensor group under different working conditions as a temperature detection surface so as to verify the thermal stratification effect of the fluctuation pipe. According to the invention, the real-time monitoring related data of the thermal stratification of the fluctuation tube is obtained by monitoring the thermal stratification temperature of the fluctuation tube of the voltage stabilizer to be tested in real time, so that whether the fluctuation tube of the voltage stabilizer to be tested meets the fatigue design requirement is judged.)

稳压器波动管热分层试验方法

技术领域

本发明涉及核电站核一级设备调试技术领域,尤其涉及一种稳压器波动管热分层试验方法。

背景技术

核电技术领域中,稳压器波动管(简称波动管)用于将稳压器和主冷却剂管道热段连接起来,是稳压器控制主系统压力的主要传输通道,属于核电站重要的核安全一级管道之一。

由于稳压器中的冷却剂温度高,密度低,占据波动管截面的上部;主管道中的冷却剂温度低,密度高,占据波动管截面的下部,工程上将上述现象称为稳压器波动管热分层。波动管内的热分层现象会引起管壁温度分层,从而使波动管截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,产生非预期的位移和支撑载荷。这一现象有可能对波动管的完整性构成威胁,对核电厂的正常运行产生安全隐患。

稳压器波动管在投入核电厂使用之前需对其进行严格的试验,因此需要比较完善的稳压器波动管热分层试验方法,然而现有市场上并未有较规范的稳压器波动管热分层试验方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是现阶段还没有比较完善的稳压器波动管热分层试验方法,若将稳压器波动管直接投入使用可能出现由于波动管热分层而引起的设备破损。

为了解决上述技术问题,本发明提供了一种稳压器波动管热分层试验方法,包括:

分别在所述待试验稳压器波动管的第一类预设位置安装温度传感器组,并在所述待试验稳压器波动管的第二类预设位置安装位移传感器组;

所有所述温度传感器组和所述位移传感器组按预设测量方式测量预设条件下所述待试验稳压器波动管第一类预设位置的温度数据和第二类预设位置的位移数据,并根据所述温度数据计算温差数据;

判断所述温差数据和所述位移数据是否均符合预设参数要求,若符合则基于所述温度数据中的温度参数数据集构建所述待试验稳压器波动管的流体分析模型,否则判定所述待实验稳压器波动管的热分层试验失败;

截取所述流体分析模型处于不同截取条件下时各个所述温度传感器组所处位置处的横截面作为温度检测面,并基于所述温度检测面比较不同截取条件下各个温度传感器组测得的数据是否均在预设误差范围内,若是则判定所述待试验稳压器波动管热分层试验成功,所述待试验稳压器波动管满足疲劳设计要求,否则判定所述待试验稳压器波动管热分层试验失败,所述待试验稳压器波动管不满足疲劳设计要求,其中所有所述截取条件均包含在预设条件中。

优选地,所述预设条件包括:

与所述待试验稳压器波动管连接的核电厂主回路处于升温阶段;以及

与所述待试验稳压器波动管连接的核电厂主回路处于冷却阶段,

其中,所述升温阶段包括所述核电厂主回路温度依次升到预设升温数据组中的各个升温点的阶段;

所述冷却阶段包括所述稳压器温度依次降到预设降温数据组中的各个降温点的阶段。

优选地,所述预设升温数据组中的升温点包括250°F、350°F和450°F,所述预设降温数据组中的降温点包括450°F和350°F。

优选地,所述预设测量方式包括:

当所有所述温度传感器组中的任一温度传感器的温度变化值大于温度变化阈值2°或任一所述温度传感器组中设定的顶部温度传感器和底部温度传感器温差值大于温差阈值2°F时,所有所述温度传感器组和位移传感器组进行一次数据记录;

当所有所述位移传感器组中的任一位移传感器的位移值变化大于位移变化阈值0.1inch时,所有所述温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录;

当所述核电厂主回路温度依次升到预设升温数据组中的各个升温点或降到预设降温数据组中的各个降温点后,所述核电厂主回路均会暂停升温或降温预设时间段,当所述核电厂主回路完成暂停预设时间段后所有所述温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录;

当在预设间断时间段内所有所述温度感器组和位移传感器组均未进行数据记录,则所述待试验稳压器波动管的所有温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录。

优选地,所述待试验稳定器波动管在电厂模式6运行情况下,所述温度变化阈值和所述温差阈值可扩大到±10°F,所述位移变化阈值可扩大到±0.5inch。

优选地,设定所述核电厂主回路完成暂停预设时间段后所有所述温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录时的条件为预设截取条件。

优选地,将所有所述温度传感器组进行一次数据记录得到的数据作为一组温度子数据,则所述温度数据包括多组温度子数据;

根据所述温度数据计算预设温差数据包括:

将每组所述温度子数据中每个所述温度传感器组中相邻两温度传感器记录的数据做差得到相邻传感器温差数据组;

将所述预设升温数据组中相邻两升温点相同温度传感器记录的数据做差,并将所述预设降温数据组中相邻两降温点相同温度传感器记录的数据作差得到相邻温点温差数据组。

优选地,判断所述预设温差数据和所述位移数据是否均符合预设参数要求包括:

判断所述相邻传感器温差数据组内的相邻传感器温差数据是否均小于预设相邻传感器温差阈值,若是则对所述相邻温点温差数据组进行判断,否则判定所述预设温差数据不符合预设参数要求;

判断所述相邻温点温差数据组内的相邻温点温差数据是否均小于预设相温点温差阈值,若是则判定所述预设温差数据符合预设参数要求,否则判定所述预设温差数据不符合预设参数要求;

判断所述位移数据是否小于预设位移阈值,若是则判定所述位移数据符合预设参数要求否则判定所述位移数据不符合预设参数要求。

优选地,将所有所述温度传感器组进行一次数据记录得到的数据作为一组温度子数据,则所述温度数据包括多组温度子数据;

所述第一类预设位置包括所述待试验稳压器波动管的首端和末端,

所述温度数据中的温度参数数据集为每组温度子数据中设置于所述待试验稳压器波动管的首端和末端的温度传感器组测量得到的温度参数数据形成的集合。

优选地,利用ANSYS的计算流体动力学CFD软件建立流体分析模型。

与现有技术相比,上述方案中的一个或多个实施例可以具有如下优点或有益效果:

应用本发明实施例提供的稳压器波动管热分层试验方法,通过在稳压器波动管的多个位置设置温度传感器组和位移传感器组,并将温度传感器组和位移传感器组检测到的稳压器波动管在不同条件下的温度数据和位移数据与稳压器波动管预设阈值进行比较,初步判断待试验稳压器波动管的合格性;之后再基于温度数据中的温度参数数据集构建待试验稳压器波动管的流体分析模型,截取不同截取条件下的温度检测面,并将截取条件下温度传感器测得的数据与温度检测面上对应的参数数据进行比较,进一步判断待试验稳压器波动管热分层试验成功,待试验稳压器波动管满足疲劳设计要求。通过对待试验稳压器波动管热分层温度的实时监测,获得了波动管热分层的实时监测相关数据,进而判断待试验稳压器波动管热分层试验成功,待试验稳压器波动管不满足疲劳设计要求。

本发明的其它特征和优点将在随后的说明书中阐述,并且部分地从说明书中变得显而易见,或者通过实施本发明而了解。本发明的目的和其他优点可通过在说明书、权利要求书以及附图中所特别指出的结构来实现和获得。

附图说明

附图用来提供对本发明的进一步理解,并且构成说明书的一部分,与本发明的实施例共同用于解释本发明,并不构成对本发明的限制。在附图中:

图1示出了本发明实施例一稳压器波动管热分层试验方法的流程示意图;

图2示出了本发明实施例一稳压器波动管热分层试验方法中待试验稳压器波动管上温度传感器组和位移传感器组的一种设置方式。

具体实施方式

以下将结合附图及实施例来详细说明本发明的实施方式,借此对本发明如何应用技术手段来解决技术问题,并达成技术效果的实现过程能充分理解并据以实施。需要说明的是,只要不构成冲突,本发明中的各个实施例以及各实施例中的各个特征可以相互结合,所形成的技术方案均在本发明的保护范围之内。

由于稳压器中的冷却剂温度高,密度低,占据波动管截面的上部;主管道中的冷却剂温度低,密度高,占据波动管截面的下部,工程上将上述现象称为稳压器波动管热分层。波动管内的热分层现象会引起管壁温度分层,从而使波动管截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,产生非预期的位移和支撑载荷。这一现象有可能对波动管的完整性构成威胁,对核电厂的正常运行产生安全隐患。

稳压器波动管在投入核电厂使用之前需对其进行严格的试验,因此需要比较完善的稳压器波动管热分层试验方法,然而现有市场上并未有较规范的稳压器波动管热分层试验方法。

实施例一

为解决现有技术存在的技术问题,本发明实施例提供了一种稳压器波动管热分层试验方法。

图1示出了本发明实施例一稳压器波动管热分层试验方法的流程示意图;参考图1所示,本发明实施例稳压器波动管热分层试验方法包括如下步骤。

步骤S101,分别在待试验稳压器波动管的第一类预设位置设置温度传感器组,并在待试验稳压器波动管的第二类预设位置设置位移传感器组。

具体地,将待试验稳压器波动管安装在稳压器和反应堆主回路之间,以实现在电厂热试期间对待试验稳压器波动管进行波动管热分层试验。具体在待试验稳压器波动管的第一类预设位置分别设置温度传感器组,并在待试验稳压器波动管的第二类预设位置设置位移传感器组。图2示出了本发明实施例一稳压器波动管检测方法中待试验稳压器波动管上温度传感器组和位移传感器组的一种设置方式。参考图2所示,优选地,本实施例设置待试验稳压器波动管的首端、末端、拐弯处等10处为第一类预设位置(第一类预设位置的设置可参考图2),并在第一类预设位置依次设置温度传感器组T1~温度传感器组T10。其中每个温度传感器组包含五个温度传感器,该五个温度传感器均匀的环向安装在半个待试验稳压器波动管上。需要说明的是,每组温度传感器组均包括在待试验稳压器波动管上相对安装的一对温度传感器设定其中的一个为顶部传感器,另一个底部传感器。温度传感器的温度检测范围为70°F至700°F,精确度为±1°F。同时优选地,本实施例选取待试验稳压器波动管的8处关键位置为第二类预设位置(第二类预设位置的设置可参考图2),并在第二类预设位置依次设置位移传感器组D1~位移传感器组D8。其中位移测量在上述每个位置上的水平方向和垂直方向上进行与管道轴线垂直以保证在待试验稳压器波动管管道不同轴向位置提供位移测量。选取的位移传感器位移量程为±5inch(±127mm),精确度为±0.1inch(±2.54mm)。

需要说明的是,温度传感器组包含的温度传感器个数还可为其它合理数值。

步骤S102,所有温度传感器组和位移传感器组按预设测量方式测量预设条件下待试验稳压器波动管第一类预设位置的温度数据和第二类预设位置的位移数据,并根据温度数据计算温差数据。

具体地,在进行测量前要先确保已安装的各个温度传感器组和位移传感器组正常使用并记录安装位置,安装好各个传感器组后恢复待试验稳压器波动管的管道监测位置的保温。同时各个温度传感器组应保证良好的保温,并注意附近的冷空气强制循环。

设置待试验稳压器波动管处于预设条件下,并利用设置的温度传感器组和位移传感器组通过测量方式测量待试验稳压器波动管的温度数据和位移数据。

具体预设条件的设置是通过控制与待试验稳压器波动管连接的核电厂主回路温度来实现的,具体包括设置核电厂主回路处于升温阶段和冷却阶段。其中,升温阶段包括核电厂主回路温度依次升到预设升温数据组中的各个升温点的阶段;冷却阶段包括稳压器温度依次降到预设降温数据组中的各个降温点的阶段。需要说明的是,当核电厂主回路升温到每个升温点或降温到每个降温点后均会暂停升温或降温预设时间段,以准确的检测到待试验稳压器波动管在该升温点或降温点的温度数据和位移数据,同时也避免待试验稳压器波动管升温或降温太快造成待试验稳压器波动管的高应力和局部塑性变形等问题。优选地,预设时间段为1小时。优选地,预设升温数据组中的升温点包括250°F、350°F和450°F,预设降温数据组中的降温点包括450°F和350°F。

温度传感器组和位移传感器组通过测量方式测量待试验稳压器波动管的温度数据和位移数据具体包括:

当所有温度传感器组中的任一温度传感器的温度变化值大于温度变化阈值2°或任一温度传感器组中设定的顶部温度传感器和底部温度传感器温差值大于温差阈值2°F(1.11℃)时,所有温度传感器组和位移传感器组进行一次数据记录。当所有位移传感器组中的任一位移传感器的位移值变化大于位移变化阈值0.1inch(2.54mm)时,所有温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录。当核电厂主回路温度依次升到预设升温数据组中的各个升温点或降到预设降温数据组中的各个降温点后,核电厂主回路均会暂停升温或降温预设时间段,当核电厂主回路完成暂停预设时间段后所有温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录;当在预设间断时间段内所有温度感器组和位移传感器组均未进行数据记录,则所述待试验稳压器波动管的所有温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录。优选地,预设间断时间段为24小时。

需要说明的是,当待试验稳定器波动管在电厂模式6情况下运行,温度变化阈值和温差阈值可扩大到±10°F,且位移变化阈值可扩大到±0.5inch。

获取到温度数据后需根据温度数据计算预设温差数据,以便于后续进行预设参数要求的判定。

具体地,为了更好的说明根据温度数据计算预设温差数据的过程,设定所有温度传感器组进行一次数据记录得到的数据作为一组温度子数据,则温度数据包括多组温度子数据。则根据温度数据计算预设温差数据具体包括:将每组温度子数据中每个温度传感器组中相邻两温度传感器记录的数据做差得到相邻传感器温差数据组;将预设升温数据组中所有相邻两升温点相同温度传感器记录的数据做差,并将预设降温数据组中所有相邻两降温点相同温度传感器记录的数据做差得到相邻温点温差数据组,将得到的相邻传感器温差数据组和相邻温点温差数据组作为预设温差数据。需要说明的是,预设升温数据组中的升温点温度从小到大依次排列,预设降温数据组中的降温点温度从大到小依次排列。

步骤S103,判断温差数据和位移数据是否均符合预设参数要求,若是则转步骤S104,否则转到步骤S107。

具体地,判断相邻传感器温差数据组内的相邻传感器温差数据是否均小于预设相邻传感器温差阈值,若是则对相邻温点温差数据组进行判断,否则判定预设温差数据不符合预设参数要求;判断相邻温点温差数据组内的相邻温点温差数据是否均小于预设相温点温差阈值,若是则判定预设温差数据符合预设参数要求,否则判定预设温差数据不符合预设参数要求;判断位移数据是否小于预设位移阈值,若是则判定位移数据符合预设参数要求,否则判定位移数据不符合预设参数要求;优选地,预设温点温差阈值为300°F。进一步地预设温差数据的判断为:判断位移数据是否小于预设位移阈值,若是则判定位移数据符合预设参数要求,转步骤S104;否则转步骤S107。优选地,预设位移阈值可根据客户要求进行设置。

步骤S104,基于温度数据中的温度参数数据集构建待试验稳压器波动管的流体分析模型。

具体地,当将所有温度传感器组进行一次数据记录得到的数据作为一组温度子数据,即设定温度数据包括多组温度子数据时,且由于在待试验稳压器波动管上设置温度传感器组时设置第一类预设位置包括待试验稳压器波动管的首端和末端,待试验稳压器波动管的首端和末端均设置有温度传感器组。基于此将每组温度子数据中设置于待试验稳压器波动管的首端和末端的温度传感器组测量得的数据设定为温度参数数据,则温度参数数据集即为温度数据中多个温度子数据中设置于待试验稳压器波动管的首端和末端的温度传感器组测量得到的温度参数数据组合形成的集合。而后基于温度参数数据集构建待试验稳压器波动管的流体分析模型,其中待试验稳压器波动管的流体分析模型是利用ANSYS中的计算流体动力学CFD软件构建而成。

步骤S105,截取流体分析模型处于不同截取条件下时各个温度传感器组所处位置处的横截面作为温度检测面,并基于温度检测面比较不同截取条件下各个温度传感器组测得的数据是否均在预设误差范围内,若是则转步骤S106,否则转步骤S107。

具体地,设置设核电厂主回路完成暂停预设时间段后所有温度感器组和位移传感器组进行一次数据记录时的条件为预设截取条件。分别设置流体分析模型处于预设截取条件,并截取对应时刻各个设置于待试验稳压器波动管所处位置处的横截面作为温度检测面。之后将截取的多个温度检测面分别与对应条件对应位置的温度传感器组测得的数据进行比较,以判断当前条件下各个温度传感器测得的数据是否均在预设误差范围内,则转步骤S106,否则转步骤S107。

在将温度传感器测得的数据和横截面上的数据进行对比时,应是相同条件下同位置处的对比。同时需要说明的是,由于待试验稳压器波动管的流体分析模型是基于温度参数数据集构建的,而温度参数数据集是由每组温度子数据中设置于待试验稳压器波动管的首端和末端的温度传感器组测量得到的温度参数数据形成的集合,因此在进行不同截取条件下各个温度传感器组测得的数据是否均在预设误差范围内的判断时,也可仅对不同截取条件下除设置于待试验稳压器波动管首端和末端的温度传感器组测得的数据进行是否均在预设误差范围内的判断。

步骤S106,判定待试验稳压器波动管热分层试验成功,待试验稳压器波动管满足疲劳设计要求,即符合工作要求。

步骤S107,判定待试验稳压器波动管热分层试验失败,待试验稳压器波动管不满足疲劳设计要求。

本发明实施例提供的稳压器波动管热分层试验方法,通过在稳压器波动管的多个位置设置温度传感器组和位移传感器组,并将温度传感器组和位移传感器组检测到的稳压器波动管在不同条件下的温度数据和位移数据与稳压器波动管预设阈值进行比较,初步判断待试验稳压器波动管的热分层试验成功;之后再基于温度数据中的温度参数数据集构建待试验稳压器波动管的流体分析模型,截取不同截取条件下的温度检测面,并将截取条件下温度传感器测得的数据与温度检测面上对应的参数数据进行比较,进一步判断待试验稳压器波动管的热分层试验成功,待试验稳压器波动管满足疲劳设计要求。通过对待试验稳压器波动管热分层温度的实时监测,获得了波动管热分层的实时监测相关数据,进而判断待试验稳压器波动管是否满足疲劳设计要求。

虽然本发明所公开的实施方式如上,但所述的内容只是为了便于理解本发明而采用的实施方式,并非用以限定本发明。任何本发明所属技术领域内的技术人员,在不脱离本发明所公开的精神和范围的前提下,可以在实施的形式上及细节上作任何的修改与变化,但本发明的保护范围,仍须以所附的权利要求书所界定的范围为准。

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