容器流体加速腐蚀电磁超声导波检验技术

流体加速腐蚀是核电站容器筒体在运行期间一种常见缺陷,常规检验方式是在核电站停堆期间进行超声测厚,效率较低。使用小曲率缓变缺陷模拟流体加速腐蚀缺陷,利用壁厚变化时产生的超声导波频散变化,采用电磁超声导波穿透法对此类型缺陷进行检验。在含模拟缺陷的试块上对该方法进行试验验证,结果表明:本方法可实现缓变类型缺陷的有效检验。

管道内壁凸起诱发的流体加速腐蚀模拟计算

介绍了流体加速腐蚀的发生机理,对化工厂一则因焊缝内壁凸起诱发的流体加速腐蚀失效案例进行流体动力学数值模拟。计算结果表明,焊缝下游流体加速腐蚀速率与流体湍动能有密切联系,流体湍流程度越剧烈,流体加速腐蚀的速率愈大。

核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理

管道流体加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion)是核电厂和常规电厂碳钢或低合金钢材料汽水管道的一个重要的老化机理,历史上曾发生过美国萨里核电站2号机组和日本美滨核电站3号机组管道破裂等导致人员伤亡的严重事故;本文简要总结了核电厂管道流体加速腐蚀的经验教训、机理及其老化管理的一些方法和对策。

核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理

核电厂与普通电厂在运营管理的过程中要额外重视管道的老化问题,核电厂内管道流体加速腐蚀会对管道的使用寿命产生较强的影响,对于核电厂的生产以及相关人员的安全产生较为严重的威胁。为此,做好核电厂管道的腐蚀问题以及老化管理的问题,对于核电厂的高效、稳定以及安全的运营有非常积极的意义。本文分析了基于流体加速腐蚀的原理以及影响因素,进行管道老化的原因分析,基于此提出了相应的解决和优化措施。

核电环境下流体加速腐蚀行为及其研究进展

多年来流体加速腐蚀问题一直困扰着核电工业。在核电环境下,流体加速腐蚀是碳钢或低合金钢表面保护性的氧化膜在水流或多相混合物液流冲刷作用下发生溶解、破坏,从而引起管壁减薄的过程。流体加速腐蚀主要发生在管形装置中有强烈湍流的部位,减薄区域在工作压力、水流突然冲击或启动加载等冲击力的作用下发生破坏,对于大型装置可能发生突然爆裂,流体加速腐蚀特征是大面积的壁厚减薄而非局部腐蚀。在单相流体条件下,当腐蚀速率较高时,金属表面出现马蹄形、扇贝形、桔子瓣形的腐蚀形貌;在两相流条件下,管道的腐蚀形貌是"虎皮纹"。本文针对与核安全密切相关的流体加速腐蚀问题,从流体加速腐蚀的行为、机制和主要影响因素方面进行综述。在流体加速腐蚀过程中,其主要影响因素是通过改变金属表面氧化膜性能、离子扩散状态等过程,影响流体加速腐蚀速率。尽管流体加速腐蚀是造成核电设备损坏的主要问题之一,但在已有经验和研究的基础上,采用合理的防护方法可以提高设备可靠性,如改良水化学成分可降低腐蚀速率,可以更换敏感区和损坏区的材料等。

碳钢管道流体加速腐蚀速率模型研究

本文对流体加速腐蚀的机理和影响因素进行了概括和总结,对比研究了理论模型和经验模型优缺点,认为理论模型所需参数较多,且未考虑氧浓度和流体速度对腐蚀速率的影响,并不适用于实际应用。利用Kastner经验模型分析了流体温度、pH值、氧浓度、管道形状、流体速度等因素对腐蚀速率的影响,并验证了模型的有效性。认为Kastner经验模型可用于化工厂碳钢管道的流体加速腐蚀速率预测。

工厂管道内流体的加速腐蚀老化的管理研究

作为核电厂与普通电厂碳钢与低合金钢材料汽水管道老化的重要机理,管道流体加速腐蚀不仅对管道的寿命产生严重影响,而且还威胁着电厂生产安全和人民人身安全。基于此,本文通过对流体加速腐蚀的概念进行阐述和分析,在结合流体加速腐蚀机理和影响因素的基础上,以广东核电集团为例,对其流体加速腐蚀老化的管理策略展开了深入研究。

超临界机组疏水系统发生流动加速腐蚀的影响因素以及预防

电厂汽水管道运行中流动加速腐蚀(FAC)现象普遍存在,危及电厂安全。随着机组参数的提高,针对超临界机组,通过模拟与现场实时数据分析得到疏水系统与给水系统一样存在较高的流动加速腐蚀现象。流体动力学、环境和材料因素是造成流动加速腐蚀的主要因素。由沧东电厂660 MW超临界机组的实时数据分析得到p H值、电导率、含氧量对其疏水系统发生流动加速腐蚀的影响关系,结合其采用的水处理方式,分析超临界机组疏水系统发生FAC的机理和原因,给出预防和抑制超临界机组疏水系统发生流动加速腐蚀的有效措施。

Davis-Besse核电厂流动加速腐蚀失效事件反馈及共模特性分析

针对2015年Davis-Besse 1号机组流体加速腐蚀导致管道破裂并引起手动紧急停堆事件,从直接原因、根本原因、次要原因三个方面进行事件反馈原因分析,并对Davis-Besse事件采取的改进措施和引发的经验教训进行总结。为避免Davis-Besse事件的重发,对国内类似电站机组进行共模特性分析,并提出了几点具体的措施和建议。

大亚湾及岭澳核电站旁路给水隔离阀导流环缺损原因分析

对大亚湾及岭澳核电站所有的旁路给水隔离阀进行解体检查时,发现导流环均存在不同程度的缺损。对缺损的导流环进行宏观形貌、化学成分、金相、扫描电镜、流体力学模拟等分析。结果表明,导流环的介质流速超出厂家要求限值从而使导流环发生流体加速腐蚀和空泡腐蚀。根据导流环缺损原因,提出了相应的纠正措施。