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核电厂凝汽器泄漏共性问题分析及防治

发布时间:2021-11-01 16:46
  核电厂某型凝汽器多次出现因钛管开裂导致海水泄漏问题,严重影响机组安全稳定运行。本文通过对历次事件规律统计分析和钛管金属学分析,确认钛管开裂问题均发生于单列运行或甩负荷工况下,钛管断口性质为疲劳开裂。通过研究该类型凝汽器设计准则,并与行业设计准则对比分析,发现该类型凝汽器在临界流速选取和实际流场不均匀性方面考虑不足,且当机组处于凝汽器单列运行工况下,机组运行功率过高,进一步促使钛管产生流体弹性激振问题。最后,通过加装防振条、预防性堵管以及单列运行机组功率控制等措施,有效降低了凝汽器海水泄漏风险。新设计的该型凝汽器也对此进行了改进,缩短了钛管跨距,从根本上提高了钛管产生流体弹性激振的安全裕度。 

【文章来源】:热力发电. 2020,49(12)北大核心

【文章页数】:6 页

【部分图文】:

核电厂凝汽器泄漏共性问题分析及防治


凝汽器结构Fig.1Structureofthecondenser

形貌,形貌,表面,事件


集水箱、闪蒸箱、水室、双联低加、减温/减压器、凝结水过滤装置及凝汽器抽气装置等组成。壳体内共设有4组管束模块来凝结汽轮机排汽,管束顶部外围采用Φ25mm×0.7mm的钛管,主凝结区及空冷区采用Φ25mm×0.5mm的钛管。2原因分析2.1历次事件规律分析针对CPR1000机组某型凝汽器6起海水泄漏事件进行统计分析,发现历次事件开裂钛管大多位于凝汽器钛管管束表层,该区域承受气流冲击强度最大。裂纹均位于凝汽器两支撑跨的中间位置,且钛管外表面可以发现明显的相互碰磨痕迹(图2)。经抽检同类位置的未开裂钛管,其表面也存在严重碰磨痕迹,表明钛管在开裂前已经存在碰磨现象。钛管发生开裂事件时,机组大多经过了甩负荷和单列运行等恶劣工况。通过以上分析可知,开裂钛管在运行过程中出现了大的振动,与周边钛管之间产生了相互碰磨。图2钛管表面磨损形貌Fig.2Abrasionimagesofthetitaniumtubes2.2钛管金属学分析为了明确凝汽器钛管的损伤机理,通过拔管取样对开裂钛管断口形貌进行微观观察,结果如图3所示。从扩展棱线的收敛方向可知断口源区呈线源特征,即裂纹源区位于钛管外表面一段连续的区域。由图3可见,裂纹从钛管外表面起裂,沿径向往内部扩展。图3b)中箭头所示裂纹扩展区可见疲劳条带,表明钛管的开裂性质为疲劳开裂。断口表面和裂纹源区均未发现腐蚀痕迹,表明钛管开裂与海水腐蚀无关。

微观形貌,裂纹扩展,微观形貌,断口


1662020年http://www.rlfd.com.cna)裂纹源区b)裂纹扩展区图3钛管断口微观形貌Fig.3Micro-imagesofthecrackedtitaniumtubes当钛管本身力学性能不足时,会导致钛管刚度下降,存在导致钛管振动过大的可能。为了研究钛管本身力学性能对钛管振动的影响,对开裂钛管进行力学性能测试,包括金相组织、力学强度测试、化学成分分析。对2根开裂钛管试样进行金相组织观察,结果如图4所示。由图4可见,基体金相组织为α相晶粒,基体金相组织未见腐蚀等异常现象。a)钛管1b)钛管2图4开裂钛管金相组织形貌Fig.4Themicrostructureofthecrackedtitaniumtubes对开裂钛管取样测试其化学成分,结果见表2。由表2可见,钛管化学成分中N、C、H等杂质元素含量均未超出ASTMB338标准要求,且未发现Cl等腐蚀性元素,化学成分分析结果未见异常。表2开裂钛管化学成分分析Tab.2chemicalcompositionofthecrackedtitaniumtubesw/%元素NCHFeOAlSiTi结果0.0170.0210.0050.180.170.100.01其余ASTMB3380.030.080.0150.300.25其余对开裂钛管进行力学性能分析,结果见表3。由表3可见,开裂钛管的屈服强度、抗拉强度、断后伸长率均满足ASTMB338标准要求,钛管力学性能未见异常。表3力学性能测试Tab.3Themechanicalpropertytestresult编号抗拉强度Rm/MPa屈服强度RP0.2/MPa断后伸长率A/%试样144739243.0试样243934040.2试样343733544.2试样445838634.6ASTMB338≥345275~450≥202.3钛管振动设计准则分析2.3.1钛管振动设计过程凝汽器钛管管束设

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本文编号:3470448

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