核电站材料流动加速腐蚀失效分析和计算模拟研究
核电站面临的腐蚀问题及对策苏州院刘飞华
我国核电站面临的腐蚀问题及对策刘飞华1，任爱1，费克勋1，杨帆21 苏州热工研究院，2 大亚湾核电站运营有限责任公司摘要：本文从核电站设备和结构所处环境的角度综述了核电站面临的腐蚀问题，以及这些腐蚀问题对核电站安全运行造成的影响，并提出了宏观解决这些腐蚀问题的策略。
关键词：核电站腐蚀安全核电站由于其环境条件、运行工况的特殊行，对设备和结构的安全性和可靠性提出了更高的要求。
腐蚀作为材料失效的三大模式（断裂、磨损和腐蚀）之一，同样也是核电站设备和结构失效的主要模式。
从国内外核电站的运行经验和相关的报道来看，腐蚀不仅使与海水、酸碱盐等腐蚀性介质接触的常规设备的正常运行造成了严重的影响，同样也使核安全屏障相关部件，特别是那些在核电站整个寿期内不能更换的部件（反应堆压力容器和安全壳）的完整性遭受到破坏，使核安全受到了威胁。
美国Davis-Besse 事件以来，腐蚀对核电站的影响在世界范围内引起了更加高度的关注。
1．核电站面临的腐蚀问题及经验反馈大部分核电站都是利用工艺水来传递热量，利用海水作为核电站最终的冷却源，为了能满足工艺的要求，还需要利用很多化学物质来进行水处理，核电站面临各种各样的腐蚀环境。
下面将从核电站设备面临的各种不同腐蚀性环境来讨论核电站的腐蚀问题。
1.1 一回路高温高压硼酸水环境压水堆核电站（PWR—回路包含了核电站最重要的设备，有反应堆压力容器（RPV、蒸汽发生器、稳压器、堆内构件、一回路管道、主泵等。
这些设备的可靠性关系到整个核电站的安全和运行，例如包容燃料堆芯、维持一回路压力边界、冷却对芯、防止放射性物质泄漏。
现今PWF核电站的设计寿命一般为40 年，在这40 年的寿期中，反应堆压力容器和安全壳是不能更换的，如果它们损坏就意味着核电站的关闭；蒸汽发生器、主泵、稳压器、一回路管道虽然能够更换，但更换所需的时间长，维修费用大。
从过去的运行经验看，蒸汽发生器传热管的腐蚀破坏和一回路存在600合金的部件的一回路水应力腐蚀开裂（PWSCC是困扰核电站安全运行的首要问题。
模拟核电电站事故研究
模拟核电电站事故研究一、引言核电站的事故一直备受瞩目，尤其是福岛核电站的事故，引发了世界范围的关注和反思。
为了保障核电站的安全，模拟核电电站事故研究已经成为必要的研究方向。
本文将从模拟原理、模拟方法、实验结果以及未来发展等方面来探讨模拟核电电站事故研究。
二、模拟原理模拟核电电站事故的原理是通过计算机模拟，对核电站在不同情况下的反应与安全性进行评估。
模拟程序包括：1）核能释放模型，用于模拟核电站事故时的核能释放过程，以便确定暴露于此种事件下的人员的辐射剂量；2）传输及延迟模型，用于评估核电站事故所产生的辐射能量对周围环境的影响；3）建筑耐震学模型，用于评估建筑的破坏及核燃料的向外泄漏等安全问题；4）冷却系统模型，用于评估冷却系统的可靠性和维护情况等；5）人员撤离模型，用于评估人员撤离的流畅性和安全性，确保人员的迅速疏散；6）辐射监测模型，用于预测不同区域内辐射的强度和分布。
三、模拟方法模拟核电电站事故的方法包括三方面：1）计算物理学方法，该方法基于核反应理论，模拟不同情况下核燃料的释放和反应过程；2）计算流体力学方法，该方法用于模拟冷却液体在冷却系统中的流动和换热过程；3）计算机视觉技术方法，该方法用于实时监测核电站的状态。
四、实验结果模拟核电电站事故的实验结果显示，与传统的安全评估方法相比，模拟方法更加精细，可对更多因素进行考虑。
例如在福岛核电站事故中，模拟方法可以准确地模拟出事故发生时建筑受损的情况以及核燃料在不同环境下的释放程度。
此外，模拟方法还能预测事故发生后周围环境的辐射等级，以便进行紧急疏散和救援。
五、未来发展模拟核电电站事故的研究将在未来得到进一步发展。
首先，研究人员将继续提高模拟程序的精度和效率，以确保准确评估核电站安全性。
其次，将继续推进资料共享和多模型之间的整合，以便更好地应对不同的核电站事故情况。
最后，研究人员将致力于开发更加完善的救援和应对方案，以充分准备和应对核电站事故的发生。
核电厂二回路金属管道流动加速腐蚀与防护的研究进展
核电厂二回路金属管道流动加速腐蚀与防护的研究进展
乔睿鑫;董亮;陈建栋;邱晓波
【期刊名称】《腐蚀与防护》
【年(卷),期】2024(45)2
【摘要】综述了核电厂二回路管线的流动加速腐蚀研究现状。
介绍了流体动力学因素、环境因素、材料因素对流动加速腐蚀的影响机理及规律,总结了流动加速腐蚀常用的研究方法和防护措施,最后对存在的问题及未来研究的方向进行了探讨。
【总页数】8页(P10-17)
【作者】乔睿鑫;董亮;陈建栋;邱晓波
【作者单位】常州大学江苏省油气储运技术重点实验室;青岛雅合科技发展有限公司;无锡纽思铁科能源科技有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TG172
【相关文献】
1.压水堆核电机组二回路流动加速腐蚀的原因及处理措施
2.核电厂二回路管道应对流动加速腐蚀机理研究
3.核电站二回路汽水管道环焊缝根部流动加速腐蚀及检测
4.核电机组二回路碳钢给水管道节流孔板下游流动加速腐蚀数值模拟研究
5.聚丙烯酸对核电厂二回路管道材料流动加速腐蚀行为的影响
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核电站面临的腐蚀问题及对策(苏州院刘飞华)
我国核电站面临的腐蚀问题及对策刘飞华1，任爱1，费克勋1，杨帆21 苏州热工研究院，2 大亚湾核电站运营有限责任公司摘要：本文从核电站设备和结构所处环境的角度综述了核电站面临的腐蚀问题，以及这些腐蚀问题对核电站安全运行造成的影响，并提出了宏观解决这些腐蚀问题的策略。
关键词：核电站腐蚀安全核电站由于其环境条件、运行工况的特殊行，对设备和结构的安全性和可靠性提出了更高的要求。
腐蚀作为材料失效的三大模式（断裂、磨损和腐蚀）之一，同样也是核电站设备和结构失效的主要模式。
从国内外核电站的运行经验和相关的报道来看，腐蚀不仅使与海水、酸碱盐等腐蚀性介质接触的常规设备的正常运行造成了严重的影响，同样也使核安全屏障相关部件，特别是那些在核电站整个寿期内不能更换的部件（反应堆压力容器和安全壳）的完整性遭受到破坏，使核安全受到了威胁。
美国Davis-Besse事件以来，腐蚀对核电站的影响在世界范围内引起了更加高度的关注。
1．核电站面临的腐蚀问题及经验反馈大部分核电站都是利用工艺水来传递热量，利用海水作为核电站最终的冷却源，为了能满足工艺的要求，还需要利用很多化学物质来进行水处理，核电站面临各种各样的腐蚀环境。
下面将从核电站设备面临的各种不同腐蚀性环境来讨论核电站的腐蚀问题。
1.1 一回路高温高压硼酸水环境压水堆核电站（PWR）一回路包含了核电站最重要的设备，有反应堆压力容器（RPV）、蒸汽发生器、稳压器、堆内构件、一回路管道、主泵等。
这些设备的可靠性关系到整个核电站的安全和运行，例如包容燃料堆芯、维持一回路压力边界、冷却对芯、防止放射性物质泄漏。
现今PWR核电站的设计寿命一般为40年，在这40年的寿期中，反应堆压力容器和安全壳是不能更换的，如果它们损坏就意味着核电站的关闭；蒸汽发生器、主泵、稳压器、一回路管道虽然能够更换，但更换所需的时间长，维修费用大。
从过去的运行经验看，蒸汽发生器传热管的腐蚀破坏和一回路存在600合金的部件的一回路水应力腐蚀开裂（PWSCC）是困扰核电站安全运行的首要问题。
90°弯管流动加速腐蚀的实验和数值模拟
90°弯管流动加速腐蚀的实验和数值模拟张凌翔;周克毅;徐奇;司晓东;林彤【摘要】针对超\\超超临界机组给水、疏水系统的流动加速腐蚀(FAC)问题,采用了实验和数值模拟相结合的方法来分析90°弯管的腐蚀情况.实验中,利用电化学方法测得不同入口速度下弯管的FAC速率,并对实验数据分析;利用数值模拟的方法,计算出不同入口速度下弯管的流场;最后,基于M.I.T模型,在常温条件下简化90°弯管的FAC模型,结合场协同理论从流体动力学角度分析了弯管不同位置的FAC分布的特点及影响因素,得出在沿流动方向上传质系数越高,指向截面中心的径向速度越大,弯管FAC速率越大.【期刊名称】《化工学报》【年(卷),期】2018(069)012【总页数】9页(P5173-5181)【关键词】数值模拟;模型简化;流体动力学;流动加速腐蚀;弯管【作者】张凌翔;周克毅;徐奇;司晓东;林彤【作者单位】东南大学能源与环境学院,江苏南京 210096;东南大学能源与环境学院,江苏南京 210096;东南大学能源与环境学院,江苏南京 210096;东南大学能源与环境学院,江苏南京 210096;东南大学能源与环境学院,江苏南京 210096【正文语种】中文【中图分类】TK224.9引言流动加速腐蚀（FAC）是指在碳钢或低合金管道中，由于单相流体或汽液双相流体的流动使得管壁表面的铁离子从表面脱离的现象[1-3]。
该腐蚀现象通常发生在超\超超临界机组的给水和疏水系统以及核电厂的二回路冷却系统，会使得管壁局部变薄，进而发生破裂[3]。
影响FAC的因素主要分为流体动力学因素、环境因素、材料因素和几何形状四类[4]。
流体动力学因素主要包括流速、Reynolds数、传质系数、剪切应力以及湍动量大小等；环境因素主要包括温度、pH和含氧量等；材料因素主要是指管壁基体材料中合金材料的含量；几何形状主要是指管道形状引起的流场差异。
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究核电厂的二回路是核反应堆系统中重要的部分之一，其主要作用是将蒸汽从汽轮发电机中释放，凝结成水回收利用。
而二回路中的水化学沉积和腐蚀问题对于核电厂的安全性和稳定性有着至关重要的影响。
二回路中的水化学沉积主要是指在水中溶解的离子沉积在管壁上形成的沉积物。
这些沉积物会在管道内形成结垢，降低传热效率，阻塞管道，还会导致系统压力的升高和机械设备的损坏。
造成二回路水化学沉积的主要原因是水中溶解的氧、硅、铁、钙等离子的存在。
当水中某些离子的浓度超过了其饱和度时，就会形成沉淀物而影响系统运行。
为了预防二回路水化学沉积问题的发生，首先需要对水进行化学分析，了解水中各种离子的浓度分布情况。
此外，在水循环系统中添加缓蚀剂、清洁剂等化学药剂可以起到很好的预防作用。
还可以通过定期清理、冲洗管道等方法，延长管道的使用寿命，降低二回路水化学沉积的发生。
二回路中的水腐蚀问题是指在水和构成管道、泵和阀门等设备的金属材料之间发生的化学反应。
水中的氧、二氧化碳和微量的杂质可与金属材料发生腐蚀反应，导致管道、泵、阀门等设备的损坏。
造成二回路水腐蚀的原因主要是水的酸碱性和氧气浓度。
在酸性条件下，金属表面容易被侵蚀，而在碱性条件下，水会发生不均匀的腐蚀，形成点蚀、裂缝等。
为了解决二回路水腐蚀问题，可以采取多种措施，如在水循环系统中添加腐蚀抑制剂，并控制水循环中的酸碱度和氧气浓度。
同时，定期进行管道、泵、阀门等设备的检查和维修，及时更换老化设备，在二回路水中添加适当的杀菌剂等措施。
总结二回路水化学沉积和腐蚀问题对于核电厂的运行安全和设备的寿命有着至关重要的影响。
为了预防这些问题的发生，需要对水进行化学分析，加强管道、泵、阀门等设备的维护保养，增加水中缓蚀剂、腐蚀抑制剂等药剂的投加量。
通过这些措施，可以有效地保障核电厂的安全和稳定运行。
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究1. 引言在核能开发领域，反应堆是重要的能源生产工具。
然而，放射性物质的存在以及高温、高压、高辐照等多种环境因素对反应堆材料的耐腐蚀性能提出了极高的要求。
镍基合金作为一种重要的反应堆材料，在复杂的辐照环境下，面临着压力应力腐蚀、辐照引起的各种变形以及脆化等多方面的挑战。
本文将针对多维合环境下反应堆中使用的镍基合金进行研究，探索其辐照加速腐蚀失效机理。
2. 镍基合金的研究现状（1）镍基合金在反应堆中的应用反应堆压水容器、循环水系统以及燃料元件等都采用镍基合金作为材料。
镍基合金在高温高压下具有良好的耐腐蚀性能，可以有效地抵御腐蚀、热应力等多种因素对材料的损害。
（2）镍基合金的腐蚀与失效然而，在多维合环境下，镍基合金也会出现各种程度的腐蚀现象，从而导致材料失效。
反应堆中的辐射环境、高温、高压下的腐蚀、加速过程中的变形等都会影响镍基合金的耐腐蚀性能。
腐蚀后，反应堆材料内部表面发生了各种化学反应，从而导致微观结构的改变，引发了材料的失效。
3. 反应堆环境下镍基合金的腐蚀失效机理（1）辐射效应反应堆辐射会对镍基合金的中微子反应、离子辐照等造成影响，从而导致材料的变形和腐蚀。
辐射造成了材料内的位错和晶粒缺陷，使得学风更加松散，其排列密度降低，从而形成了自耗辐射阻力。
自耗辐射阻力是阻碍新位错或缺陷的移动和重新排列的障碍，从而导致了材料的加速失效。
（2）腐蚀效应在反应堆中，除了辐射因素外，高温、高压下的腐蚀也是导致镍基合金失效的主要因素。
在水中，反应堆中的氧化成分、硫化成分及杂质等都会对反应堆材料造成腐蚀。
同时，反应堆材料表面致密的表面保护层也可能被破坏，从而导致材料局部腐蚀和失效。
（3）变形效应反应堆材料的变形是由于温度变化、压力变化、辐射等引起的。
变形会导致材料的应力集中，从而引起材料的腐蚀和失效。
例如，在通常情况下，镍基合金制品的塑性损伤主要是由于微观应力集中所导致。
核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理
核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理(腐蚀与防护第27 卷第2 期2006 年2 月)束国刚1 , 薛飞1 , 遆文新1 , 汪小龙1 , 陆念文1 , 刘鹏2 , 戴忠华2(1. 广东核电集团苏州热工研究院,苏州215004 ; 2. 广东核电集团大亚湾核电运营管理有限公司,深圳518124)摘要: 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。
关键词: 流体加速腐蚀; 管道破裂; 老化管理中图分类号: TG172. 8 ; TM623. 8 文献标识码: B 文章编号: 10052748X (2006) 022*******FLOW ACCEL ERA TED CORROSION AND A GIN G MANA GEMEN TIN NUCL EAR POWER PLAN TSSHU Guo2gang1 , XUE Fei1 , TI Wen2xin1 , WANG Xiao2long1 , LU Nian2wen1 ,LIU Peng2 , DAI Zhong2hua2(1. CGNPC Suzhou Nuclear Power Research Institute , Suzhou 215004 , China ;2. CGNPC Daya Bay Nuclear Operations and Management Co. , Ltd. , Shenzhe n 518124 , China)Abstract : Flow Accelerated Corrosion ( FAC) is an important aging mechanism for water and water/ steam pipingmade of carbon steel or low alloy steel in both nuclear power plant s and foss il power plant s. Accident s in Surry Unit2 in USA and Mihama Unit3 in J apan , caused by pipe rupture due to FAC , led to severe casualties. Theexperience , mechanism and countermeasures about the aging management of FAC in nuclear power plant s aresummarized in this paper.Key words : Flow accelerated corrosion ; Pipe rupture accident ; Aging manag ement1 概述核电厂主给水管线、凝结水管线、疏水管线、部分抽汽管线等主要是由碳钢制造的。
核电站主泵的主轴、堆焊层和护环材料的抗腐蚀性能分析
本 文 以 拟 作 为 主 轴 、 堆 焊 层 和 护 环 的 １ｒ７ ｉ、Ｅ ＮＣ一 、１ ｒ８ ｉ ｉ 种 材料 为研 究 Ｃ ｌＮ２ Ｒ ｉｒ３ ＣｌＮ９ Ｔ３ 对 象 。 通 过试 验 研 究 ，系统 的分 析 了主轴 、堆 焊
向溶液中通入 １ ｈ的高纯度 Ｎ ， ： 然后将试样浸泡 １ ｈ 后 ，进行循 环扫描 。根据循 环极 化 曲线 形状 ，以及 点蚀保护电位 Ｅ 一 自腐蚀 电位 Ｅ 值来评价材料 一 的抗 点蚀能 力 【 １ ］ 。
力腐蚀 ，且均匀腐蚀速率仅为 ０ ３ｍ ｍ ． ｍ。分析结果对主泵的主轴 、堆焊层和护环 的设计和选材具有重要指导意义 。 ２
关键词 ： 核 电站用泵
主泵
主轴
护环
均匀 腐蚀
应 力腐蚀
电偶 腐蚀
点 蚀
１ 引 言
压 水 堆 一 回路 冷 却 剂循 环 泵 （ 主泵 ） 是 核 安
层和护环 ３ 种材料 的点蚀行为 ，主轴一 堆焊层电偶
表 １ 主轴 、护环和堆焊层材料牌号和化学成分 （ ｔ％） ｗ．
材 料 Ｃ Ｓ ｉ Ｍｎ Ｓ Ｐ Ｃ ｒ Ｎ ｉ Ｔ ｉ Ｆ ｅ
主轴 （ ｒ７ ｉ） １Ｃ ｌ Ｎ２ 护环 （ ｒ８ ｉＴ） １Ｃ １ Ｎ９ ｉ 堆焊层 （ＲＮＣ ＿ ） Ｅ ｉｒ３
层一 护环电偶对发生电偶腐蚀 的电流密度分别为 ０１９ｚ ／ｍ 、０ ３ ］Ｍｃ ． ／Ａｃ ： ． ９ｚ ｍ ，属于电偶腐蚀敏感性评价等级 中的 Ａ级 ， ２ ０
两种 电偶对具有很好的耐电偶腐蚀性能 ；主轴一 堆焊层一 护环焊接接头在 ３ ０℃的高温水 中腐蚀 ３ ０ 后 ，没有发生应 ０ ００ｈ
置 ３ｒｎ以后 开 始 测 量 ，记 录 电偶 电流 一 间 曲 ０ｉ ａ 时 线 ，阴 、 阳极 的开路 电位 及 电偶 电位 ，试验 结 束
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究
多维合环境下反应堆用镍基合金辐照加速腐蚀失效机理研究随着核电站的建设和运行，反应堆用材料的可靠性和安全性问题日益引起人们的关注。
其中，镍基合金由于其优异的抗腐蚀、高温稳定性和良好的耐腐蚀性能，在反应堆中得到了广泛应用。
但是，在多维合环境下，如辐照、高温、氧化和腐蚀等多种因素的共同作用下，镍基合金材料的耐腐蚀性能将受到影响，失效现象也会频繁发生。
本文主要介绍反应堆用镍基合金在辐照加速腐蚀失效机理的研究进展，并针对其中一些重要的方面进行阐述。
一、辐照对镍基合金腐蚀性能的影响反应堆中的辐照环境会对镍基合金材料的微观结构和化学成分产生影响，从而影响其腐蚀性能。
如一些研究表明，辐照会加速晶界腐蚀、孔洞腐蚀和应力腐蚀开裂等失效过程。
此外，辐照还会产生氦（He）或氢（H）等气体，导致材料的膨胀和改变腐蚀性能。
二、腐蚀环境对镍基合金腐蚀性能的影响反应堆中，腐蚀环境一般由高温、高压、酸碱溶液或气体等多种因素组成。
这些腐蚀环境对镍基合金材料的腐蚀性能具有重要影响。
如高温和酸性环境下，可以导致表面氧化和锈层的破坏，加速材料的腐蚀过程。
另外，一些存在于环境中的杂质和杂质元素，如氯（Cl）或氟（F）等，也会显著影响镍基合金材料的腐蚀性能。
三、多维合环境下镍基合金的辐照加速腐蚀失效机理研究在反应堆的多维合环境下，镍基合金材料的腐蚀失效机理非常复杂，需要通过实验和模拟等手段进行研究。
对于辐照加速腐蚀失效机理的研究，主要包括以下几个方面的内容：1. 组织结构和化学成分对腐蚀失效的影响组织结构和化学成分对腐蚀失效机理具有重要影响。
一些研究表明，在某些环境下，材料的微观结构和化学成分会影响其氧化膜的形态和性质，从而影响了腐蚀率和腐蚀失效的形式。
2. 辐照对腐蚀失效机理的影响辐照会影响镍基合金材料的微观结构，从而导致腐蚀失效机理发生改变。
一些研究表明，辐照会导致微观结构的失稳和孔洞的形成，从而促进了腐蚀失效的发生。
3. 腐蚀环境对腐蚀失效机理的影响不同的腐蚀环境会导致不同的腐蚀失效机理。
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核电站材料流动加速腐蚀失效分析和计算模拟研究∗
刘春波姜胜利胡红祥郑玉贵
（中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳 110016）
摘要：流动加速腐蚀（FAC）是核电站尤其是二回路中最为常见的失效机制之一。
FAC导致过流管线和液体容器的壁面减薄，如未及时发现，最终可能会突然发生破裂，导致高温液体和蒸汽外泄，损坏周围的设备，严重时还会造成人员伤亡。
FAC所引发的美国Surry核电站和日本的Mihama核电站事故都曾导致过重大的人员伤亡和经济损失。
我国投资建设的第一批核电站到现在都已运行了近20年，FAC问题正在逐渐突显，制定适合我国的FAC风险评估方法势在必行。
本文从我国某核电站发生的FAC失效实例出发，借助光学显微镜、SEM/EDS、XPS等研究了现场样品的表面形貌，腐蚀产物膜的结构和元素组成等。
对比准静态水中得到的样品，分析了FAC典型形貌与材料本身以及材料表面的流体运动状况之间的关系。
进而对FAC的机理有了更深入的认识，由腐蚀产物膜深度元素分布的分析结果，提出在FAC过程中，尤其对于Cr含量较低的碳钢体系，可能存在材料的非法拉第损失。
借助计算流体力学方法，可以预测FAC发生的部位，提高现场超声测厚的针对性。
此外，FAC过程还可能与空蚀、电偶腐蚀等其他过程同时发生，造成核电站二回路元件局部损伤并最终失效。
最后，分别从核电站二回路管路设计、FAC敏感部位预测、监测等方面，提出了降低我国核电站FAC事故风险的几点建议。
关键词：流动加速腐蚀核电模型CFD模拟
∗国家重点基础研究发展计划（“973”项目，项目编号2011CB610504）资助。