压水堆二回路工况下碱化剂对结构材料腐蚀的影响

利用长期浸泡的方法分析研究了压水堆二回路工况下A508Ⅲ和A106Gr.B低合金钢在乙醇胺（ETA）+二甲胺（DMA）、ETA、氨（NH₃·H₂O） 3种碱化剂中的均匀腐蚀行为,并利用扫描电镜、X射线光电子能谱和AES等技术分析了氧化膜的结构和组分。结果表明,在2 000 h试验后,A508Ⅲ试样在NH₃·H₂O中的腐蚀速率为0.15 mg/(dm²·h),而在ETA+DMA条件下的腐蚀速率为0.087 mg/(dm²·h),较在NH₃·H₂O中降低约42%。对于A106Gr.B材料,ETA+DMA环境的腐蚀速率相对于NH₃·H₂O环境下降约29.01%,说明复合碱化剂条件下,试样更耐蚀。氧化膜结构分析表明,氧化膜主要以Fe和O为主,ETA+DMA环境下的氧化膜厚度较薄,结构更加致密,氧化膜内含有N元素,说明胺分子参与了氧化膜的生成。复合碱化剂下材料耐蚀性提高的主要原因是由于复合碱化剂中的胺挥发性小于NH₃·H₂O,液相冷却剂pH值升高,减缓了Fe的氧化反应,另外胺分子易通过吸附作用吸附于氧化膜表面,降低了金属氧化反应的活化能,提高了材料的耐蚀性能。复合碱化剂与二回路设备材料具有较好的相容性,能有效降低设备材料的腐蚀速率,对于二回路水化学处理方法的改进有积极意义。     

新型碱化剂对PWR二回路材料防腐蚀作用

新型碱化剂(ETAEthanolamine-乙醇胺)具有低挥发性、强碱性、低热分解率的特性,现在世界上已有60%以上核电厂应用ETA代替NH3调节冷却水的pH,使二回路供水系统铁含量下降20%～30%,汽-水两项流区域铁含量下降50%,大大降低了SG二次侧内腐蚀产物的沉积量。对延长SG使用寿命,减少停堆维修时间,保证核电站功率稳定方面起到重要作用。试验采用与秦山核电站(300MWe)二回路相同的材料,并参考其运行条件,在模拟二回路运行条件的试验装置上完成ETA对腐蚀作用研究。在凝结水净化系统试验装置上完成含ETA水对凝水净化系统性能的影响的评定。得出…     

3 新型碱化剂对PWR二回路材料防腐蚀作用

新型碱化剂（ETAEthanolamine-乙醇胺）具有低挥发性、强碱性、低热分解率的特性，现在世界上已有60％以上核电厂应用ETA代替NH3调节冷却水的pH，使二回路供水系统铁含量下降20％～30％，汽-水两项流区域铁含量下降50％，大大降低了SG二次侧内腐蚀产物的沉积量。对延长SG使用寿命，减少停堆维修时间，保证核电站功率稳定方面起到重要作用。     

压水堆—回路水质标准的腐蚀依据

一回路水质标准的依据是结构材料的腐蚀性能。本文介绍了高温水中硼、锂、氧、氯、酸碱性、氢和氟等对结构材料的腐蚀数据,据此推荐水质标准各项指标。     

美国压水堆核电站二回路水化学优化

ＰＷＲ核电站二回路水化学控制近期变化的目标是减少蒸汽发生器腐蚀和性能降级，本文讨论了美国ＰＷＲ核电站已经研究和应用的水化学方案。其目的在于消除或减少蒸汽发生器损坏，降低腐蚀和二回路其它设备的运行和维护费用。     

典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析

压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3 165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。     

FeCrAl铁素体不锈钢在压水堆水化学偏离工况下的应力腐蚀行为

采用慢应变速率拉伸（SSRT）试验方法,研究了FeCrAl铁素体不锈钢在偏离压水堆正常工况下的应力腐蚀行为。结果表明,在含有微量Cu²⁺与Cl^-的高温水介质中,应变速率为2×10^-7s^-1时,FeCrAl铁素体不锈钢将发生显著的应力腐蚀开裂;其在含Cu²⁺和Cl^-的高温水介质中的应力腐蚀开裂主要由点蚀导致。     

压水堆二回路系统水化学监测和控制

在压水堆运行中，控制和了解蒸汽发生器的化学环境对蒸汽发生器的可靠性是至关重要的。合适的化学控制和校正运行的完成减少了腐蚀，减少因腐蚀现象而造成的停堆和功率的降低。最近发布的二次侧水化学导则已经被许多运行压水堆的电站采用。自从电站运行人员和电站化学工作者认识到每天的突吸取样没有给出二回路系统有代表性的真实的长期的化学状态，于是把更多的重点放在在线的仪器上。这里叙述了西屋公司先进的在线化学监测系统和一     

压水堆核电站二回路蒸汽循环及其改进

本文分析了压水堆核电站二回路饱和蒸汽循环的系统热效率及汽轮机高、低压缸排汽湿度与新蒸汽初参数、汽轮机分缸压力比之间的关系．在与他和蒸汽循环比较的基础上，分析了微过热蒸汽循环的系统热效率和高、低压缸排汽湿度受新蒸汽初压、初温及汽轮机分缸压力比的影响。在此基础上，给出了两种循环的比较结果及循环的最佳运行参数范围。     

压水堆核电厂二回路放射性污染控制要求研究

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管处一二次侧泄漏将导致二回路系统放射性污染,影响向环境的气液态放射性流出物释放,需设置泄漏率监测系统和蒸汽发生器排污系统以使二回路系统水质和向环境的放射性释放控制在可接受的范围内。通过分析二回路系统中放射性的迁移途径,建立二回路系统源项及二回路气液态放射性流出物源项的计算模型。根据建立的计算模型和假设的二回路系统水质控制要求,确定蒸汽发生器传热管处泄漏率设计基准,并分析蒸汽发生器泄漏监测和蒸汽发生器排污系统的设计要求。     

压水堆核电厂二回路ETA水化学处理研究

秦山核电厂320 MW核电机组使用乙醇胺(ETA)替换氨作为二回路系统p H调节剂后,在给水p H相同的条件下,汽-水分离再热器(MSR)疏水、蒸汽发生器(SG)排污水的p H明显升高;汽-水两相中水相区域设备的腐蚀产物铁含量明显降低,流动加速腐蚀得到抑制,有效改善二回路系统的腐蚀状况;腐蚀产物向蒸汽发生器二次侧的转移得以降低;同时进一步提高凝水混床的周期制水量,减少了凝水混床树脂的再生次数及再生酸、碱的用量和耗水量,从而减轻运行人员的工作负担和再生废液对环境的污染。     

Inconel690(TT)合金在压水堆二回路水环境下的腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究

Inconel 690(TT)合金是压水反应堆蒸汽发生器传热管的关键材料之一,在压水反应堆工况下具有腐蚀疲劳开裂的风险。本文在裂纹尖端小范围屈服的条件下,研究了Inconel 690(TT)合金在模拟二回路水介质环境下的腐蚀疲劳裂纹扩展行为。研究发现:相对于室温情况下,模拟二回路水介质对疲劳裂纹扩展速率有最大3倍左右的加速作用;模拟二回水介质对疲劳裂纹扩展速率的加速作用受腐蚀疲劳裂纹非平面生长的影响,并与应力强度因子范围、最大应力强度因子及应力比密切相关。     

压水堆主回路失水事故下水锤与管道结构的相互作用分析

传统的水锤分析和管道动力响应计算是分开的,存在一定的缺陷。本文针对核电站主回路假想双端断裂时系统的受力和力矩分析这一问题,对破裂管道分充体和管道的耦合机制,引入描述流体－管道单元的１４个参数和１４个偏微分方程,利用特征线法对水锤和管道结构的相互耦合作用进行了模拟计算。计算得到了更为准确的水锤波和管道的受力和力矩,其波形和数值均与不考虑耦合作用时有所不同。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析     

法国压水堆安全壳在严峻工况下的行为

【《欧洲核能》1989年5—6月号报道】法国的900和1300MWe 压水堆(PWR)的安全壳,是准备对付常规设计事故的(最大的一回路主统系管线全部破裂)。这种情况是根据保守计算的压力和温度偏离额定值的结果确定的,这种压力和温度的偏离用来代表设计容许的最坏事故。不管怎样,一般认为,从安全角度看,     

压水堆主管道破裂工况下的非线性动力响应

在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道１１个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理,采用更新的Ｌａｇｒａｎｇｅ法（ＡＤＩＮＡ程序）对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研究,获得了较为的主管道运动位移随时间变化曲线。这一研究结果为虚拟支撑和管道的设计提供了依据。     

压水堆核电机组二回路给水系统弯头减薄原因分析

2012年3月,某核电厂大修期间对二回路部分管线进行了现场壁厚测量,发现电动主给水泵系统弯头存在壁厚减薄现象。文章对其中的一根弯头在实验室进行了失效分析。利用超声波测厚仪在实验室对换下的弯头进行壁厚测厚并利用等离子光谱发生仪等设备及分析手段对异常减薄部位和减薄一般部位进行了分析研究。结果表明管壁异常减薄是由于流动加速腐蚀（FAC）引起的。最后,根据分析结果,结合国内外的最新研究进展,对管道的管理及变更提出了建议。     

压水堆核电机组二回路热力系统经济性诊断理论的研究

利用加热单元和单元进水系数的概念,经过详细的理论分析和数学推导,提出了压水堆二回路各级抽汽的热工转换系数,利用该系数得出了压水堆二回路的热力系统经济性诊断的定量数学模型。并通过实例计算验证了本文所提出方法的准确性。     

热电联产压水堆机组二回路经济性定量分析理论的研究

针对热电联产压水堆核电机组采用新蒸汽再热和对外供应两种不等价的能量－热能和电能的特点,导出了热电联产压水堆机组二回路的热经济指标转换系数。利用该转换系数建立热电联产压水堆二回路热力系统的经济性定量分析数学模型,同时使热电联产压水堆机组二回路的经济性诊断方法与纯发电压水堆机组的诊断方法得以安全统一。实例计算证明,本文所提理论模型准确、可靠、简捷。     

压水堆核电机组二回路热力系统热经济性的矩阵分析方法

针对现有压水堆核电机组二回路热经济性分析方法,结合等效热降算法、矩阵算法与常规热平衡算法,经过理论分析和数学推导,构建了核电机组二回路汽水分布方程,导出了适合压水堆核电机组二回路热力系统热经济性定量分析的矩阵分析方程.该方程的结构与压水堆核电机组二回路的热力系统一一对应,构造容易,各项含义明确.实例计算证明,本文所提理论模型准确、可靠.     

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。