【摘要】：核電廠二回路系統(tǒng)中的管道一般采用碳鋼或含鉻碳鋼制造,受到高溫高壓水的流動加速腐蝕(Flow Accelerated Corrosion,下面簡稱FAC)作用,其管壁厚度的減薄對管路的安全運行是一個嚴重的潛在威脅。本文旨在開展CAP1400常規(guī)島二回路管道材質流動加速腐蝕(FAC)研究。本試驗搭建了單相FAC臺架,臺架在管內(nèi)壓力3.0MPa、流體溫度為150℃、流體流速為3.0m/s、流體PH值為9.5、流體中含氧量≤2.0ug/L的試驗工況下運行。試驗研究了采用不同管道材質(A335P11、20#碳鋼和A106B碳鋼)的彎管、變徑、三通試驗段的腐蝕減薄現(xiàn)象以及減薄速率。得到了這三種試驗段最易發(fā)生FAC的位置處的腐蝕減薄速率,觀察了試驗后三個試驗段內(nèi)表面的表面形貌。實驗結果表明:(1)發(fā)生FAC最嚴重的部位是彎管內(nèi)弧面(最大減薄速率0.071mm/y)、變徑管的漸縮管段出口處(最大減薄速率0.055mm/y)以及三通管測試段的輔出水口處(最大減薄速率0.067mm/y)。變徑管段的整體減薄速率是最小的,而彎管段與三通段的減薄速率相對較快。(2)對比這三種材料的結果可以發(fā)現(xiàn)20#碳鋼和A106B碳鋼的腐蝕減薄速率明顯大于A335P11合金鋼。因為A335P11合金鋼的Cr含量明顯更高,而合金中Cr元素含量的增加會有效地提高其抗FAC性能。利用ANSYS FLUENT對試驗段內(nèi)流體進行了模擬,得出了試驗段內(nèi)的流場分布以及剪切應力分布,通過計算得到了試驗段內(nèi)的傳質系數(shù)。模擬結果表明:(1)彎管內(nèi)流體進入管道后,流體在彎管彎曲段沿徑向發(fā)生流速及壓力分層現(xiàn)象。內(nèi)弧壁面的剪切應力沿著流體流動方向呈先增大后減小的趨勢;同時外弧壁面的剪切應力沿著流體流動方向呈先減小后增大的趨勢。內(nèi)弧壁面的剪切應力總體上大于外弧壁面。同時彎管中傳質系數(shù)最大的地方也在彎曲段內(nèi)弧面。(2)在變徑管的漸擴段,流體的速度逐漸減小,而壓強逐漸增大;在漸縮段,流體的速度不斷增大,而壓強不斷減小。同上,變徑管中沿著流體流向,剪切應力和傳質系數(shù)呈現(xiàn)先減小后增大的變化趨勢。(3)三通管在兩個出口的分叉口處壓力較大;在兩個出口的分叉口處的流體流速也較快。這表明在分叉口處剪切應力和傳質系數(shù)較大,所受到的沖刷腐蝕較為嚴重。并且三通管段分叉口處剪切應力和傳質系數(shù)是整個試驗段中最大的。模擬結果的流線圖表明流體在經(jīng)過分叉口時一部分流體在對分叉口沖刷之后形成局部回流,產(chǎn)生漩渦,同時對管內(nèi)壁形成一定的沖刷腐蝕。在三通管的輔出水口處由于部分流體回流,導致該處流場非常地不穩(wěn)定,有較強的湍流,也是易發(fā)生FAC的位置。(4)管道內(nèi)壁面?zhèn)髻|系數(shù)受管內(nèi)參數(shù)的影響。隨著流速的增加,傳質系數(shù)隨之增加;傳質系數(shù)不受系統(tǒng)壓力的影響;隨著溫度的增加,管內(nèi)壁面?zhèn)髻|系數(shù)隨之增加。
【學位授予單位】：上海交通大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2017
【分類號】：TM623
【圖文】：

圖 1-1 美國 Surry 核電廠凝結水管道 DN450 彎管破裂 US Surry nuclear power plant condensate pipeline DN450 elbow 9 號日本美濱（Mihama）核電廠 3 號機組的二回路突然斷裂，造成承包商員工 5 死 6 傷。約 885 噸蒸汽主控儀表板和其他安全相關設備。斷裂造成蒸汽發(fā)生堆自動停堆。斷裂管線是碳鋼制造，鉻含量小于 10.0mm ，斷裂最薄處厚度僅為 0.4mm，如圖 1-2 所流速為 2.2 m/s，管內(nèi)含氨流體在溫度為 25℃時 pH 為化學調節(jié)劑。經(jīng)過事后分析直接原因是冷凝管流量加速腐蝕，破裂段的實際 FAC 速率約為 0.5mm/1000

圖 1-1 美國 Surry 核電廠凝結水管道 DN450 彎S Surry nuclear power plant condensate pipeline DN 9 號日本美濱（Mihama）核電廠 3 號機組突然斷裂，造成承包商員工 5 死 6 傷。約 88控儀表板和其他安全相關設備。斷裂造成堆自動停堆。斷裂管線是碳鋼制造，鉻含10.0mm ，斷裂最薄處厚度僅為 0.4mm，如速為 2.2 m/s，管內(nèi)含氨流體在溫度為 25為化學調節(jié)劑。經(jīng)過事后分析直接原因是冷加速腐蝕，破裂段的實際 FAC 速率約為 0.5

圖 1-3 美浜核電站的管線排布Fig 1-3 Pipeline Arrangement of Mihama Nuclear Power Station在具有旋轉流動影響的彎頭和孔口的水隧道中進行了模擬子圖像測速法（PIV）測量速度場；在雷諾數(shù)為 Re = 3 1和沒有旋流的狀況下采用苯甲酸溶解法測量質量傳遞速率圖 1-4 實驗裝置示意圖Fig 1-4 Diagram of experimental device

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10 游文泉,韓祖z

本文編號：2760636