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核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护 总被引:7,自引:1,他引:7
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。 相似文献
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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 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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 总被引:1,自引:0,他引:1
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. 相似文献
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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. 相似文献
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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。 相似文献
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