核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护

介绍了与腐蚀有关的传热管破损或损伤及其可能产生的原因。针对对我国核电站蒸汽发生器传热管提出了防止腐蚀的措施。对于新的或运行中的蒸汽发生器，解决传热管的腐蚀破损的工作主要集中在改进传热管材料，降低应力和改变腐蚀环境等方面。     

核电厂蒸汽发生器SA213T22传热管高温氧化试验研究

基于成膜温度、氧气压力、保温时间,分析了核电厂蒸汽发生器SA213T22传热管高温氧化膜形成的影响因素。借助金相显微镜、SEM、XRD技术,摸索出了最佳的高温氧化膜成型工艺。结果表明,生长的氧化膜具有致密、均匀、Fe3O4含量高的特点。     

蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例分析

通过对某核电厂奥氏体不锈钢蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例的分析,介绍了应力腐蚀事件发现的过程、开展的主要检验试验和结果以及相关的分析工作。最后,对进一步处理和运行期间需要考虑的问题进行了讨论。     

水蒸汽含量对SA213T91钢650 ℃氧化行为的影响

研究了ASME213 T91钢(T91钢)650℃下在(Ar+H2O)气氛中不同含量的水蒸汽中的高温氧化行为.T91钢在5%、7%和10%Ar+H2O气氛中氧化10 h的氧化动力学曲线表明,在含5%H2O气氛中氧化时,动力学符合抛物线规律,在其余两种浓度下氧化遵从分阶段抛物线规律.随水蒸汽含量的增大,氧化速度明显增大.在T91钢表面形成了多层结构的氧化膜.氧化膜组成从外到内依次为Fe2O3,Fe3O4和(Fe,Cr)3O4.探讨了不同含量的水蒸汽对T91钢氧化行为的影响机理     

屏式过热器SA213T91管屏膜流焊接技术

SA213T91钢管制成的膜式壁管屏膜流焊接结束后在收弧位置出现了较多的收弧裂纹,在局部焊缝中心MT探伤发现纵向线性显示,并在后续手工气保焊返修后焊缝收弧位置MT探伤又发现了大量的线性显示。针对上述问题进行分析,找到缺陷产生原因,并提出解决措施,为SA213T91钢管制成的膜式壁管屏在大型循环流化床锅炉中的应用奠定了基础。     

蒸汽发生器传热管涡流检测能力试验

蒸汽发生器传热管的涡流检测对核电站的安全运行十分重要。由于传热管存在的缺陷大部分为降质缺陷,且较常见的类型为体积效应较小的缺陷。RSEM规范中要求涡流检测可以发现体积为1mm3的缺陷,对涡流检验系统的能力进行了试验分析,结果表明其检测能力可以满足国际标准的规定。     

蒸汽发生器传热管超声检测缺陷的识别

对蒸汽发生器传热管超声检测报警管材的缺陷进行统计和分析,对典型的5类缺陷分别采用金相显微镜进行表面宏观观察和缺陷深度测量,从而确定缺陷产生的原因.结果显示:蒸汽发生器传热管实际生产过程中的缺陷多以纵向缺陷为主,横向缺陷较为少见,且多为外表面缺陷;缺陷的深度与缺陷处最大超声波幅不是线性关系.     

核电站蒸汽发生器传热管涡流信号的有限元仿真

为研究核电站蒸汽发生器传热管缺陷与涡流阻抗信号的关系,以通用有限元分析软件ANSYS为支持平台开发了涡流信号仿真程序,界面友好,使用方便,用户只要输入相应参数,即可获得计算结果。蒸汽发生器传热管标准人工缺陷的涡流信号的仿真结果与实测结果吻合良好。     

蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能测定

为获得中国生产蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能数据,对690合金的热膨胀系数、比热容、热扩散率、热导率、弹性模量和泊松比进行了测定和分析。结果表明:690合金在100~350℃的平均热膨胀系数为11.97×10-6/℃;在350℃以下,690合金的热膨胀系数、比热容、热扩散率和热导率随温度的升高而增加,但其弹性模量和泊松比均随温度升高而减小。用最小二乘法建立了690合金在350℃内的热膨胀系数、热扩散率、热导率、弹性模量和泊松比与温度之间的函数关系。     

核电站换热器腐蚀失效原因分析

通过对大亚湾、岭澳核电站换热器失效案例进行调研,分析了引起核电站换热器腐蚀失效的原因,并进行机理分析,最后对核电站换热器的防腐蚀管理及维修策略管理提出建议。     

核电站蒸汽发生器传热管用Inconel合金在高温高压水中的腐蚀行为研究

研究了核电站蒸汽发生器传热管用合金材料在模拟压水堆一回路水环境中形成的腐蚀氧化膜,首次获得了原位振动光谱。Inconel 600合金的拉曼谱中存在3个峰,540 和610 cm^-1拉曼峰源自于表面生成的Cr₂O₃氧化膜,670 cm^-1峰对应于表面生成的FeCr₂O₄尖晶石产物,随着电位的增加,670 cm^-1峰的相对强度显著增强。Inconel 690合金的表面氧化膜由Cr₂O₃构成,不含NiO或尖晶石成份。Inconel 600合金发生应力腐蚀开裂 (SCC) 的敏感性与其表面氧化膜的变化存在关联性。Inconel 690合金尚未发现SCC现象,这与其表面生成的稳定的氧化膜有关。     

核电蒸汽发生器锻件应用RCC-M标准与ASME标准取样方式的差异

总结了RCC-M及ASME标准中对核电蒸汽发生器主要锻件取样方式的要求,比较了两者的差异,目的是进一步理解两个标准有关核电蒸发器锻件取样的要求,以便在生产中正确地使用标准.     

电站用T22及与T91管高温蒸汽氧化的失效分析

对T22、T91钢锅炉再热器管高温水蒸气氧化失效进行分析;利用能谱分析仪测试分析氧化皮截面合金元素的浓度变化.结果表明:T22、T91钢管在高温蒸汽环境下产生的氧化皮恶化其传热性能,导致管壁有一定的超温现象;氧化皮可分为双层结构,内层为含Cr的保护性氧化膜,外层主要为Fe2O3氧化物,内外层之间存在着大量的细小空洞缺陷;外氧化层有较明显的剥落,剥落的外氧化层聚集在弯头处导致管壁的过热、过烧,从而导致爆管.     

核电厂板式热交换器的泄漏原因

采用冲刷腐蚀试验研究了某核电厂SEM板式热交换器的泄漏原因。结果表明:穿孔泄漏的直接原因是海水中泥沙含量大;泥沙等在流道内沉积,造成流道变窄,使得流速增大是穿孔泄漏的根本原因。     

核电站蒸汽发生器管板锻件热处理质量控制研究

以某百万千瓦级核电站蒸汽发生器管板锻件的生产为例,针对管板锻件的特点,研究热处理工序中影响产品质量的主要因素,系统地分析如何控制其热处理过程的关键环节,从而获得满足产品使用要求的优质产品.     

某核电站蒸汽发生器杂质隐藏返回研究

压水堆核电站运行过程中,蒸汽发生器二次侧流动受限区域的表面污垢及缝隙中的有害杂质离子(如Cl-,SO42-,Ca2+,Mg2+,Al3+等)因水的蒸发会出现局部浓缩.通过监测机组停运期间的水化学可以推断机组正常运行期间蒸汽发生器二次侧的杂质浓缩情况.本文分析和评估了某核电站降功率、降温期间蒸汽发生器的3次杂质隐藏返回试验数据.结果表明,隐藏区内的Al3+浓度逐年增加;根据隐藏返回数据得到的高温pH值(pHT)在正常的耐腐蚀pH值范围内;建议机组降温的时间应该进一步延长,以便杂质离子尤其是阴离子完全返回进入大空间溶液并通过排污水系统排出.     

核电厂设备典型腐蚀损伤及其防护技术

介绍了核电厂设备防腐蚀设计情况及其特点。选取核电厂设备材料的典型腐蚀损伤案例并论述其失效模式及根本原因。基于设备可靠性理论从固有可靠性和使用可靠性角度对核电材料标准、核电设备防腐蚀设计、设备制造和使用等方面进行讨论;对核电厂设备防腐蚀技术提出了改进意见。     

新建机组三压式余热锅炉EDTA高温法化学清洗

三压式余热锅炉由于系统较复杂存在清洗周期长,控温难等清洗难点,针对这些难点采取了乙二胺四乙酸(EDTA)高温法化学清洗对其清洗,结果表明,采用该方法具有清洗效果好,清洗工艺简单和清洗时间短等优点,最终完成了天津陈塘庄燃机电厂三压式余热锅炉EDTA高温法化学清洗。     

田湾核电站卧式蒸汽发生器传热管役前涡流检测技术

田湾核电站蒸汽发生器为卧式结构,弯头数量较立式蒸汽发生器多很多,因此其涡流检测方法与众不同。介绍了卧式蒸汽发生器的结构及探头的选用,剖析了检测中发现的主要问题及争论焦点,如缺陷的判断、外壁缺陷的判定、磁性区域信号的排除以及内外壁缺陷的区分等。讨论了由探头直径过小和标定原因引起的误差,确定了田湾核电站卧式蒸汽发生器传热管的缺陷管数量、缺陷的位置及性质,最后采用统计方法肯定了检测结论的可靠性。