核电厂二回路主要管道流动加速腐蚀研究
发布时间：2020-07-18 08:08
【摘要】：核电厂二回路系统中的管道一般采用碳钢或含铬碳钢制造,受到高温高压水的流动加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion,下面简称FAC)作用,其管壁厚度的减薄对管路的安全运行是一个严重的潜在威胁。本文旨在开展CAP1400常规岛二回路管道材质流动加速腐蚀(FAC)研究。本试验搭建了单相FAC台架,台架在管内压力3.0MPa、流体温度为150℃、流体流速为3.0m/s、流体PH值为9.5、流体中含氧量≤2.0ug/L的试验工况下运行。试验研究了采用不同管道材质(A335P11、20#碳钢和A106B碳钢)的弯管、变径、三通试验段的腐蚀减薄现象以及减薄速率。得到了这三种试验段最易发生FAC的位置处的腐蚀减薄速率,观察了试验后三个试验段内表面的表面形貌。实验结果表明:(1)发生FAC最严重的部位是弯管内弧面(最大减薄速率0.071mm/y)、变径管的渐缩管段出口处(最大减薄速率0.055mm/y)以及三通管测试段的辅出水口处(最大减薄速率0.067mm/y)。变径管段的整体减薄速率是最小的,而弯管段与三通段的减薄速率相对较快。(2)对比这三种材料的结果可以发现20#碳钢和A106B碳钢的腐蚀减薄速率明显大于A335P11合金钢。因为A335P11合金钢的Cr含量明显更高,而合金中Cr元素含量的增加会有效地提高其抗FAC性能。利用ANSYS FLUENT对试验段内流体进行了模拟,得出了试验段内的流场分布以及剪切应力分布,通过计算得到了试验段内的传质系数。模拟结果表明:(1)弯管内流体进入管道后,流体在弯管弯曲段沿径向发生流速及压力分层现象。内弧壁面的剪切应力沿着流体流动方向呈先增大后减小的趋势;同时外弧壁面的剪切应力沿着流体流动方向呈先减小后增大的趋势。内弧壁面的剪切应力总体上大于外弧壁面。同时弯管中传质系数最大的地方也在弯曲段内弧面。(2)在变径管的渐扩段,流体的速度逐渐减小,而压强逐渐增大;在渐缩段,流体的速度不断增大,而压强不断减小。同上,变径管中沿着流体流向,剪切应力和传质系数呈现先减小后增大的变化趋势。(3)三通管在两个出口的分叉口处压力较大;在两个出口的分叉口处的流体流速也较快。这表明在分叉口处剪切应力和传质系数较大,所受到的冲刷腐蚀较为严重。并且三通管段分叉口处剪切应力和传质系数是整个试验段中最大的。模拟结果的流线图表明流体在经过分叉口时一部分流体在对分叉口冲刷之后形成局部回流,产生漩涡,同时对管内壁形成一定的冲刷腐蚀。在三通管的辅出水口处由于部分流体回流,导致该处流场非常地不稳定,有较强的湍流,也是易发生FAC的位置。(4)管道内壁面传质系数受管内参数的影响。随着流速的增加,传质系数随之增加;传质系数不受系统压力的影响;随着温度的增加,管内壁面传质系数随之增加。
【学位授予单位】：上海交通大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TM623
【图文】：
图 1-1 美国 Surry 核电厂凝结水管道 DN450 弯管破裂 US Surry nuclear power plant condensate pipeline DN450 elbow 9 号日本美滨（Mihama）核电厂 3 号机组的二回路突然断裂，造成承包商员工 5 死 6 伤。约 885 吨蒸汽主控仪表板和其他安全相关设备。断裂造成蒸汽发生堆自动停堆。断裂管线是碳钢制造，铬含量小于 10.0mm ，断裂最薄处厚度仅为 0.4mm，如图 1-2 所流速为 2.2 m/s，管内含氨流体在温度为 25℃时 pH 为化学调节剂。经过事后分析直接原因是冷凝管流量加速腐蚀，破裂段的实际 FAC 速率约为 0.5mm/1000
图 1-1 美国 Surry 核电厂凝结水管道 DN450 弯S Surry nuclear power plant condensate pipeline DN 9 号日本美滨（Mihama）核电厂 3 号机组突然断裂，造成承包商员工 5 死 6 伤。约 88控仪表板和其他安全相关设备。断裂造成堆自动停堆。断裂管线是碳钢制造，铬含10.0mm ，断裂最薄处厚度仅为 0.4mm，如速为 2.2 m/s，管内含氨流体在温度为 25为化学调节剂。经过事后分析直接原因是冷加速腐蚀，破裂段的实际 FAC 速率约为 0.5
图 1-3 美浜核电站的管线排布Fig 1-3 Pipeline Arrangement of Mihama Nuclear Power Station在具有旋转流动影响的弯头和孔口的水隧道中进行了模拟子图像测速法（PIV）测量速度场；在雷诺数为 Re = 3 1和没有旋流的状况下采用苯甲酸溶解法测量质量传递速率图 1-4 实验装置示意图Fig 1-4 Diagram of experimental device
【学位授予单位】：上海交通大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TM623
【图文】：
图 1-1 美国 Surry 核电厂凝结水管道 DN450 弯管破裂 US Surry nuclear power plant condensate pipeline DN450 elbow 9 号日本美滨（Mihama）核电厂 3 号机组的二回路突然断裂，造成承包商员工 5 死 6 伤。约 885 吨蒸汽主控仪表板和其他安全相关设备。断裂造成蒸汽发生堆自动停堆。断裂管线是碳钢制造，铬含量小于 10.0mm ，断裂最薄处厚度仅为 0.4mm，如图 1-2 所流速为 2.2 m/s，管内含氨流体在温度为 25℃时 pH 为化学调节剂。经过事后分析直接原因是冷凝管流量加速腐蚀，破裂段的实际 FAC 速率约为 0.5mm/1000
图 1-1 美国 Surry 核电厂凝结水管道 DN450 弯S Surry nuclear power plant condensate pipeline DN 9 号日本美滨（Mihama）核电厂 3 号机组突然断裂，造成承包商员工 5 死 6 伤。约 88控仪表板和其他安全相关设备。断裂造成堆自动停堆。断裂管线是碳钢制造，铬含10.0mm ，断裂最薄处厚度仅为 0.4mm，如速为 2.2 m/s，管内含氨流体在温度为 25为化学调节剂。经过事后分析直接原因是冷加速腐蚀，破裂段的实际 FAC 速率约为 0.5
图 1-3 美浜核电站的管线排布Fig 1-3 Pipeline Arrangement of Mihama Nuclear Power Station在具有旋转流动影响的弯头和孔口的水隧道中进行了模拟子图像测速法（PIV）测量速度场；在雷诺数为 Re = 3 1和没有旋流的状况下采用苯甲酸溶解法测量质量传递速率图 1-4 实验装置示意图Fig 1-4 Diagram of experimental device
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10 游文泉,韩祖z
本文编号：2760636
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