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核电厂二回路管道流动加速腐蚀性能研究

作 者: 伊成龙
导 师: 张乐福
学 校: 上海交通大学
专 业: 核能科学与工程
关键词: 流动加速腐蚀 核电站 P11 二回路管道 饱和蒸气 剪切力
分类号: TL334
类 型: 硕士论文
年 份: 2012年
下 载: 53次
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内容摘要


压水堆核电站为了保护蒸汽发生器(SG),其二回路水质要求为高pH和低溶解氧,而二回路碳钢管道在此工况下却容易发生流动加速腐蚀等问题。流动加速腐蚀(Flowacceleratedcorrosion,简称FAC)为碳钢或低合金钢管道在流动的单相水或汽液两相流下发生壁厚减薄的现象。本次研究的目的在于以低实验成本获得含Cr量不同的三种碳钢管道材料在高流速饱和蒸汽工况下的FAC腐蚀性能曲线。研究采用了管状和片状两种试样:直径Φ2mm以上管状和Φ9mm片状试样。实验温度273℃,压力5.8MPa,流量20kg/h,加热功率约为24kW。管内饱和蒸汽流速可达60m/s,pH值、溶解氧等水化学参数可控。采用腐蚀称重法和扫描电子显微镜(SEM)对冲刷后的SA106B-0Cr、SA106B-0.2Cr和SA335-P11进行分析,同时采用Ansys CFD&CFX对实验段、带孔板直管和弯管进行模拟。实验和模拟结果表明,P11片状试样在高速湿蒸气中的腐蚀速率较低,表面氧化膜不完整,出现表明珠光体优先腐蚀现象。而SA1060B-0Cr和SA1060B-0.2Cr试样表明出现较多点蚀坑,与水质中含有的微量氯离子有关。P11管状试样入口段出现明显的FAC腐蚀形貌,试样中段稍弱,末端几乎消失,实验段温降以及干度下降对管状实验结果的影响很大,估算P11钢FAC发生的临界干度为92%左右。P11片状试样在高速冲刷下随着干度和流速下降,腐蚀速率亦降低且最高年减薄率低于0.16mm。不同管径、孔板内径和流速对孔板管道下游的影响不同。相同管径下,孔板的内径越小,其下游的峰值越大且极大值点远离孔板位置。孔板下游一倍管径至两倍管径之间出现剪切力极大值点,为FAC危险区域,应在核电站大修期间重点检查。片状冲刷时试样表面的剪切力随着角度增加而增加,冲刷角度对于试样FAC影响很大。90°冲刷下试样表面形成冲刷环,其分布与实验结果吻合较好。

全文目录


摘要  5-7
ABSTRACT  7-10
目录  10-12
第一章 绪论  12-24
  1.1 研究背景  12-14
  1.2 流动加速腐蚀机理  14-18
    1.2.1 FAC 概念  14-15
    1.2.2 腐蚀特征  15-16
    1.2.3 影响因素  16-17
    1.2.4 减弱措施  17-18
  1.3 国内外研究现状  18-22
    1.3.2 国外FAC 的研究现状  18-21
    1.3.3 国内FAC 的研究现状  21-22
  1.4 课题的研究目的和意义  22-23
  1.5 本章小结  23-24
第二章 实验方案设计  24-36
  2.1 实验回路设计  24-30
    2.1.1 设计目的  24
    2.1.2 回路设计  24-27
    2.1.3 实验材料  27-28
    2.1.4 水化学控制  28-30
  2.2 实验段的设计  30-33
  2.3 实验准备  33-34
  2.4 实验注意事项  34
  2.5 实验数据的采集  34-35
  2.6 本章小结  35-36
第三章 实验结果与讨论  36-63
  3.1 三种片状实验结果  36-45
  3.2 P11 管状实验结果  45-52
  3.3 P11 片状实验结果  52-61
  3.6 本章小结  61-63
第四章 FAC 数值模拟  63-91
  4.1 模型选择  63-66
    4.1.1 FAC 模型  63-64
    4.1.2 溶解度的计算  64-65
    4.1.3 传值系数的计算  65-66
  4.2 不同流道结构FAC 模拟  66-84
    4.2.1 直管段流场模拟  67-70
    4.2.2 直管段孔板模拟  70-75
    4.2.3 直角弯管段模拟  75-79
    4.2.4 片状试样模拟  79-84
  4.3 模型计算结果  84-89
    4.3.1 传质系数K  84-86
    4.3.2 溶解度Ceq  86-87
    4.3.3 腐蚀速率预测结果  87-89
  4.4 本章小结  89-91
第五章 总结与展望  91-93
  5.1 全文总结  91-92
  5.2 研究展望  92-93
参考文献  93-96
致谢  96-97
攻读硕士学位期间已发表或录用的论文  97

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中图分类: > 工业技术 > 原子能技术 > 核反应堆工程 > 反应堆热工水力学及其设计、计算 > 反应堆流体力学
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