(19)中华 人民共和国 国家知识产权局 (12)发明 专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请 号 202111245037.7 (22)申请日 2021.10.26 (71)申请人 四川大学 地址 610000 四川省成 都市一环路南 一段 24号 (72)发明人 周新志　王海麟　朱加良　何正熙　 青先国　徐涛　董晨龙　刘丹会　 (74)专利代理 机构 昆明合众智 信知识产权事务 所 53113 代理人 刘静怡 (51)Int.Cl. G21C 17/032(2006.01) G21C 17/112(2006.01) G06F 30/27(2020.01) G06F 30/28(2020.01)G06F 113/08(2020.01) G06F 113/14(2020.01) G06F 119/08(2020.01) G06F 119/14(2020.01) (54)发明名称 核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超 声测量重构方法 (57)摘要 本发明涉及超声波测温领域， 特别是指核反 应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重 构方法， 解决了现有技术中测量误差大、 测量实 时性差和测量安全性低的问题。 本发 明包括以下 步骤： 构建主管道热段冷却剂空时域温度分层扩 散模型； 建立超声波传播速度与冷却剂三要素的 关系描述模型； 三维温度分布重构。 本发明通过 CFD和ELM相结合实现主管道热段冷却剂空时域 温度分层扩散模型的建立， 突破 “小样本‑多参 数”特征学习的快速收敛技术难题； 通过模拟实 验平台获取实验 数据， 结合机器学习方法得到超 声波冷却剂三要素关系描述模型； 建立基于误差 反馈机制的子温区动态整定优化方法。 权利要求书1页 说明书7页 附图3页 CN 113990539 A 2022.01.28 CN 113990539 A 1.核反应堆主管道热段冷却剂 温度分布的超声测量重构方法， 数据采集于主管道热段 周围的超声换能器， 其特 征在于： 包括以下步骤： A构建主管道热段冷却剂空时域温度分层扩散模型； 通过计算流体力学CFD对主管道热 段冷却剂进行热工水力模型建模； 采用极限学习机ELM预测主管道热段冷却剂的完整温度 分布； B建立超声波传播速度与冷却剂三要素的关系 描述模型传输特性与冷却剂多要素的关 系描述模型； C三维温度分布重构： (1)确定超声换 能器的拓扑结构及有效声波路径； (2)建立三维温 度分布的重构算法； (3)建立 三维重构温度场的误差分析模型。 2.根据权利要求1所述的核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重构方法， 其特征在于： 所述步骤B具体的是： (1)建立超声波声速与冷却剂三要素的关系式； (2)模拟 实验平台并获取实验数据； (3)采用机器学习 方法建立超声波声速与冷却剂温度、 压强、 浓 度之间的关系描述模型。 3.根据权利要求2所述的核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重构方法， 其特征在于： 所述模拟实验平台包括具有进 水口、 出水口和浓度控制装置的恒温槽、 控制压 力的金属管道， 所述金属管道还设置有超声换能器； 超声换能器连接微控 装置。 4.根据权利要求2所述的核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重构方法， 其特征在于： 所述机器学习的方法采用超过两个超声传输特性个体学习器学习和个体学习 器结合策略。 5.根据权利要求3或4所述的核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重构方 法， 其特征在于： 所述 步骤C还包括子温区划分还 包括反馈整定， 具体的是： 调整超声换能器拓扑结构： 基于多次流态实验的误差分布调 整超声换能器阵列拓扑结 构； 基于反馈机制的动态调整： 以重构误差为目标变量， 子温区的内圈半径Rir和径向角度θ 为控制变量， 确定最佳内圈半径Rir和径向角度 θ 。权　利　要　求　书 1/1 页 2 CN 113990539 A 2核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重构方 法 技术领域 [0001]本发明涉及超声波测温领域， 特别是指核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超 声测量重构方法。 背景技术 [0002]温度是衡量能量的重要指标， 在温度传导能量的应用场景中精确掌握温度的分布 规律对能量核算、 利用及应用场景的安全都至关重要。 [0003]核反应堆是一个复杂、 高效的核热转换装置， 主管道热段冷却剂具有高温、 高压、 高辐照、 高流速的特性， 同时由于堆芯各燃料组件的富集程度不同， 从不同的燃料通道流入 主管道热段的冷却剂温度存在差异， 主管道热段存在明显的温度分层现象。 核反应堆主管 道热段冷却剂温度直接反映了反应堆核功率和堆芯导热能力， 是反应堆安全保护和运行控 制中最重要的热工参数之一。 掌握主 管道热段冷却剂温度分布规律对于反应堆安全性和经 济性有着重要意 义。 [0004]而反应堆主管道热段冷却剂温度测量不准确和不及时导致的反应堆出力不足、 控 制棒动作频繁甚至非计划停 堆问题， 已成为严重制约进一步提升反应堆安全性和经济性的 重大瓶颈。 国内外研究数据表明， 压水堆堆芯出口的热分层温差可达到15℃， 离堆芯出口 1.5米的主 管道热段截面热分层温差仍然高达到  10℃， 并且分层状态随反应堆运行不断变 化， 导致准确及时测量具有代 表性的冷却剂热物理场十分困难。 [0005]现有技术中反应堆主管道冷却剂温度测量的方法普遍是热电阻法和超声波测温 法： [0006]热电阻点式测温技术存在如下问题： 1、 由于热段冷却剂存在动态变化的分层现 象， 且受反应堆主管道安装空间的制约， 因此存在代表性不够、 测量误差大的问题， 典型测 量误差达1.95℃(相当于5.5％的满功率)， 严重限制反应堆的运行能力； 2、 由于温度计存在 热惯性较大的问题， 温度测量通道响应时间超过  10s， 严重制约安全保护和控制的及时性； 3、 由于安装温度计需要在压力边界上开 孔， 降低了反应堆的固有安全性。 [0007]超声测温作为一种非接触式测温法， 具有响应及时、 安全性高的特点， 同时能够将 测得的线温度通过重构算法形成面温度甚至是体温度， 相较于传统的点式测温， 能大幅降 低温度分层带来的计算误差， 提高平均温度的测量精度。 但由于反应堆冷却剂的温度、 压强 和浓度存在动态变化特性， 目前尚未建立超声波传播速度与冷却剂多要素之间的复合关 系； 亦存在子温区划分不 合理分造成误差大的问题。 [0008]亟待出现一种可解决上述问题的新型的超声温度测量与重构方法。 发明内容 [0009]本发明提出的核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测量重构方法， 解决了 现有技术中测量 误差大、 测量实时性差和 测量安全性低的问题。 [0010]本发明的技术方案是这样实现的： 核反应堆主管道热段冷却剂温度分布的超声测说　明　书 1/7 页 3 CN 113990539 A 3