核电站弯管热疲劳敏感区管壁温度测量方法

    公开(公告)号:CN111141400B

    公开(公告)日:2021-08-24

    申请号:CN201911226230.9

    申请日:2019-12-04

    Abstract: 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:CN110349686B

    公开(公告)日:2020-09-01

    申请号:CN201910635715.7

    申请日:2019-07-15

    Abstract: 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。

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