核电站二回路管道系统的FAC资料
FAC损伤导致壁厚减薄的检测方法
监测壁厚 的准确性 ， 引入 了有限元分析方法 和封 闭的阻抗模型 ， 并使用超声测量壁厚的方法 进行 了验证实验 。结果表明 ，模 型的预测结果与 实验 结果 吻合得非 常好 ，带有 Ｅ ． Ｐ ＳＤＣ Ｄ的
ＷｉＭ 和 Ｎａ Ｍ 可 以应用于电站的 Ｆ Ｃ老化管理 。 Ｒ Ｒ Ａ
１ 引 言
５ ９
据Ｄ Ｐ Ｃ Ｄ技术 ， 建立 了一个新的筛选和检测 Ｆ Ｃ Ａ 敏感部位的方法 （ １。首先 ，用常规 Ｆ Ｃ预 图 ） Ａ
测程序初步选 出可能对 Ｆ Ｃ敏感的部位 ， Ａ 再用超 声测量壁厚技术确定需要优先考虑的部位 。对于 没有使用超声技术进行壁厚测量的部位 ，可以选 用本 文介绍 的宽量程监控技术 （ Ｒ ） ＷｉＭ 。如果 ＷｉＭ 结果显示存在 Ｆ Ｃ的敏感区域 ， Ｒ Ａ 那么就可
Ｉ ｕｔａ Ｓｆ ｙ ｅｃ ０ ５。最近 ，管道壁厚减薄已经成为备受关注的问题 ，一般要 ｎ ｓ ｉ ａｅ ｎ￣２０ ） ｄ ｒ ｌ ｔ Ａｇ 求运营者进行专门的Байду номын сангаас全检查。 由于压水堆核电站二回路中错综复杂的管道系统非常多 ，故要检查所有碳钢管道需
要花费大量的时间。 因此 ， 人们普遍选用预测 Ｆ Ｃ现象发生部位和程度的计算机程序来 Ａ 筛选出对 Ｆ ＡＣ敏感 的区域 ，比如美国 Ｅ Ｒ Ｐ Ｉ的 Ｃ Ｅ Ｋ Ｒ Ｈ Ｃ ＷＯ Ｋ，德国 ＳＭＥ Ｓ公司的 Ｉ Ｎ Ｗ Ｔ Ｅ ，法国 Ｅ Ｆ公司的 Ｂ ＴＣ Ｃ Ｒ ＡＨ Ｃ Ｄ Ｒ －ＩＥ Ｏ等（ｈｘｌｔ １ １９） Ｃ ｅａ ｅａ ，９ ６。然后 ，用超声测量壁 ． 厚技术来实地检测这些区域的壁厚 ，查找出壁厚减薄最严重 的区域。 但是 ， 这些计算机预测程序往往不够准确（ｈｘｌｔ１ １９ ） 而且 ， Ｃ ｅａｅａ ，９６ ， ． 仅对筛选出的 Ｆ Ｃ敏感部位 ， Ａ 也需要花费大量的时间来逐个点地进行检测。 有时一个典型的 Ｆ Ｃ预测 Ａ 程序会给出 ４ ０－ ０ ０ ００ ５０ 个需要检测的部件。 ４ 但事实上 ， 在核电站停堆换料期间仅有约 ６ ０ ０ 个部件能被检测。因此 ，很有必要寻找更快的检测程序 。
核电站二回路管道系统的FAC
三、FAC影响因素
在 圆 齿 形 表 面 形 貌 形 成 之 前 ， 微 型 缺 陷 必 须 达 到 一 个 临 界 尺 寸 才 能 长 大 。 缺 陷 尺 寸 用沿流体流动方向缺陷长度表征，用Xcrit表示。对于圆形孔洞， Xcrit由下面公式表 示：
Xcrit＝
式中，dH是流体直径（对4于 d常H 规 R管e (路7 / 8几) 何形状dH等于管体直径）。
➢ 管路形状的影响
三、FAC影响因素
管道尺寸和形状直接影响流体速度进而影响局部传质速率。如果一个构件的几何形状 能够加速流体流动和湍流程度，则这样的构件会受到更为严重的流动加速腐蚀。流动加 速腐蚀倾向与发生在存在流体动力学干扰的部位，主要是含有蒸汽和水的构件内部或临 接的下游。这些部位包括弯头、弯头、减压器、三通、管道入口、控制节流阀下游、阀 门等。
二、FAC机理
(2)金属表面生成的亚铁离子通过多孔的氧化膜层扩散到主体溶液当中。假设氧化膜层 中不存在网状环流和水流，亚铁离子的扩散是由于浓度梯度控制的。步骤（1）中 产生的H2也经过铁基体和氧化物孔洞扩散到主体溶液当中。上述的两个过程与均匀 腐蚀的这类过程一致。
(3)受溶液中的H＋的还原作用，磁铁矿膜在氧化膜/水界面处发生溶解，H＋来自金属/ 氧化物界面。
➢第一个过程是在氧化膜/水界面产生溶解的亚铁离子，该过程 可分为三个同时发生的反应：
(1)铁在铁/磁铁矿界面的游离氧水溶液中氧化，反应方程如下：
Fe＋2H2O =Fe2＋＋2OH-+H2 =Fe(OH)2+H2 3Fe＋4H2O =Fe3O4＋4H2 一般认为，有1/2的Fe2＋在基体铁/氧化物界面转变为磁铁矿。
• 1.2 FAC事件统计
➢ 据WANO统计，1999年至2007年之间，世界核电行业共发生37起FAC事 件。
材料与水化学第讲核电厂二回路水化学
注意：根据系统设备的材料综合分析
回路系统设备 Steam Cycle Components
HP Turbine Moisture Separator/Reheater LP Turbines
Generator
Condenser
Condensate
Steam Generator
Feedwater
HP Heaters
Deaerator
LP Heaters
热交换器管束、壳侧和管道的材料
Materials of Construction – Heat Exchanger Tubes, Shells and Piping
冷凝器 管束 壳体和管板 低压加热器 LP Heaters 管束 壳体和管板 管束 壳体和管板 管束 壳体和管板 抽气管线 海军铜, 铝铜, Cu-Ni合金, 不锈钢, 钛合金 碳钢, 铝铜 Cu-Ni 合金, 不锈钢 碳钢 碳钢, 不锈钢 碳钢 碳钢, 不锈钢 碳钢 碳钢; 不锈钢替换件
SG二次侧壳体内表面涂有M1防腐涂层，主要成份为环己胺 (C6H11-NH2)，其中含有较高浓度的氯离子 按照《蒸汽发生器去除防腐程序》要求，SG二次侧第一次注 入容积2/3的60℃以上的热水浸泡后排空，第二次再注满热水 浸泡后排空，重复直至防腐层去除干净 2003年11月，俄调试单位(ATE)在对SG二次侧去防腐冲洗过 程中，对1号SG按照程序要求冲洗两次，而对其余3台只注水 冲洗一次
高压加热器 HP Heater
汽水分离再热器
蒸汽发生器的材料
Materials of Construction – Steam Generators
Steam separators- carbon steel, 300-series stainless steel Anti-vibration bars - carbon steel, stainless steel Tube bundle – Alloy 600TT, 690TT, 800Mod, Monel 400 Tube support structure - carbon steel, 400-series stainless steel Shell and shroud - carbon steel
核电厂二回路管道应对流动加速腐蚀机理研究
抽汽 、疏 水 、给 水 、汽 水分 离 再 热 器 管 道 等 ） 中普
遍存 在 。根据 全 世界 超过 １ ２ ０ ０ ０堆 ・ 年 的统计 数据 表 明 ，Ｆ ＡＣ约 占据 核 电 站 管 道 失 效 的 ３ ３ ％ ，在 所 有管 道失 效 因素 中名 列第 一位 Ｊ 。 为确 保核 电站二 回路 管 道 安全 ，预 防 和减 少 因 Ｆ ＡＣ导致 事故 的发 生 ，有 必 要 从 工 程 设 计 、安 装 、 在线 监督 等方 面加强 管理 。本 文 重 点 探讨 在 设 计 过 程 中考 虑减缓 流 动加 速腐 蚀 所 采取 的措 施 ，以及 建 立管 道 的监督 检 查制 度 ，以预 防和 减 小 这类 管 道 的 失效 ，为 同类 核 电厂 的 二回路管 理 工 程设 计 和在 役
Ａ ｂｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ：Ｂａ ｓ ｅｄ ｏｎ ｔ ｈ ｅ ｌｏｗ ｆ Ａｃ ｃ ｅ ｌ ｅ ｒ ａ ｔ ｅｄ Ｃｏ ｒ ｒ ｏ ｓ ｉ ｏ ｎ ｏｎ ｔ ｈｅ Ｓ ｅ ｃ ｏ ｎｄ ａ ｒ ｙ ｌ ｏ ｏ ｐ Ｐｉ ｐ ｉ ｎｇ ｏ ｆ Ｎｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ｐｌ ａ ｎ ｔ ，ｔ ｈｉ ｓ Ｐａ ｐ ｅ ｒ Ｄｉ ｓ ｃ ｕｓ ｓ ｅ ｄ Ａｂｏ ｕｔ ｔ ｈ ｅ Ｍｅ ｃ ｈａ ｎ ｉ ｓ ｍ ，Ｉ ｎｔ ｒ ｏ ｄｕ ｃ ｅ ｔ ｈｅ ｉ ｎ Ｓ ｅ ｒ ｖ ｉ ｃ ｅ Ｉ ｎｓ ｐｅ ｃ ｔ ｉ ｏｎ Ｄｅｖ ｅ ｌ ｏ ｐｍ ｅ ｎ ｔ ｉ ｎ Ｄｉ ｆ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎｔ Ｃｏ ｕｎ ｔ ｒ ｙ ａ ｎ ｄ ａ ｌ ｓ ｏ ｉ ｎ Ｃｈ ｉ ｎ ａ．Ｔｏ ｄｅ ａ ｌ ｗｉ ｔ ｈ ＦＡＣ ，ｔ ｈ ｉ ｓ Ｐａ — ｐｅ ｒ Ｄｉ ｓ ｃ ｕｓ ｓ ｅ ｄ ｔ ｈ ｅ ｗａ ｙｓ ｔ ｈ ａ ｔ ｃ ａ ｎ ｂｅ Ａｐ ｐｌ ｉ ｅ ｄ ｉ ｎ ｔ ｈｅ Ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ Ｐｒ ｏ ｃ ｅ ｓ ｓ ａ ｎｄ Ｐｒ ｅ ｓ ｅ ｎ ｔ ｈｅ ｔ Ａｖａ ｉ ｌ ａ ｂｌ ｅ Ｓｃ ｈｅ ｍｅ ｔ ｏ Ｍｉ ｎ ｉ ｍｉ ｚ ｅ ｉ ｔ Ｄｕｒ ｉｎｇ ｔ ｈｅ ｉ ｎ Ｓｅ ｒ ｖ— ｉ ｃ ｅ Ｉ ｎｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ，Ｗ ｈ ｃ ｉ ｈ ｃ ａ ｎ ｂ ｅ ａ Ｒｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎ ｃ ｅ ｆ ｏ ｒ ｓ ｕ ｃ ｈ ｋ ｉ ｎ ｄ ｏ ｆ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏｗｅ ｒ Ｐｌ ａ ｎ ｔ ． Ｋｅ ｙ ｗｏｒ ｄｓ：ｎ ｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏｗｅ ｒ ｐｌ ａ ｎ ｔ ；ｆ ｌｏｗ ａ ｃ ｃ ｅ ｌ ｅ ｒ ａ ｔ ｅ ｄ ｃ ｏ ｒ ｒ ｏｓ ｉ ｏ ｎ；２ｎ ｄ ｌ ｏｏ ｐ ｐ ｉ ｐｉ ｎｇ
压水堆核电厂二回路热力系统初步说明
压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书目录目录 (1)摘要 (1)1、设计要求 (1)2、设计内容 (1)3、热力系统原则方案 (2)3.1 汽轮机组 (2)3.2 蒸汽再热系统 (2)3.3 给水回热系统 (2)4、主要热力参数选定 (3)4.1 一回路冷却剂的参数选择 (3)4.2 二回路工质的参数选择 (3)4.2.1 蒸汽初参数的选择 (3)4.2.2 蒸汽终参数的选择 (3)4.2.3 蒸汽中间再热参数的选择 (3)4.2.4 给水回热参数的选择 (3)5、热力计算方法与步骤 (4)5.1 计算步骤如下面的流程图 (4)5.2 根据流程图而写出的计算式 (5)6、你热力计算数据 (8)6.1 已知条件和给定参数 (8)6.2 主要热力参数选定 (9)6.3 热平衡计算结果表格 (13)6.4 程序及运行结果 (14)6.4.1 用MATLAB程序如下。
(14)6.4.2 运算结果如下图所示。
(17)7、热力系统图 (21)8、结果分析与结论 (22)9、参考文献 (22)摘要二回路系统是压水堆核电厂的重要组成部分，其主要功能是将反应堆一回路系统产生并传递过来的热量转化为汽轮机转动的机械能，并带动发电机组的转动，最终产生电能。
二回路系统的组成以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水泵、给水加热器等主要设备以及连接这些设备的汽水管道构成的热力循环，实现能量的传递和转换。
反应堆内核燃料裂变产生的热量由流经堆芯的冷却剂带出，在蒸汽发生器中传递给二回路工质，二回路工质吸热后产生一定温度和压力的蒸汽，通过蒸汽系统输送到汽轮机高压缸做功或耗热设备的使用，汽轮机高压缸做功后的乏汽经汽水分离再热器再热后送入低压缸继续做功，低压缸做功后的废气排入冷凝器中，由循环冷却水冷凝成水，经低压给水加热器预热，除氧后用高压给水加热器进一步加热，后经过给水泵增压送入蒸汽发生器，开始下一次循环。
二回路汽水循环系统流动加速腐蚀机理分析与管理措施
二回路汽水循环系统流动加速腐蚀机理分析与管理措施摘要：以田湾核电站为例，二回路汽水循环系统内部为流动的高温、高压蒸汽或凝结水，为了全面和深入的掌握二回路汽水循环系统可能发生的腐蚀问题，包括内部的流动加速腐蚀（FAC），外部的海洋性大气腐蚀和保温层下腐蚀等。
本文以FAC为例，并结合大修期间的腐蚀检查，从FAC机理和影响因素的角度详细阐述相关的腐蚀问题，以及对应的减缓或消除FAC的管理措施。
关键词：二回路汽水循环系统、流动加速腐蚀1.引言田湾核电站二回路汽水循环系统主要包括蒸汽系统、给水系统、凝结水系统和疏水系统等。
二回路的管道和设备运行时，内部为流动的高温、高压蒸汽或凝结水，高温设备外部包覆保温层，低温设备外部涂装防腐涂层。
腐蚀问题主要表现为内部的流动加速腐蚀（FAC），外部的海洋性大气腐蚀和保温层下腐蚀等。
本文以FAC为例，从机理及其影响因素的角度详细阐述二回路汽水循环系统腐蚀的问题、以及相应的管理措施。
2.FAC机理在机组运行过程中，管壁内表面覆盖了一层Fe3O4保护膜，在运离保护膜区域的主流区，其流体流速较快，而靠近氧化膜流体边界层的流速较慢，如果主流区中溶解的铁离子未达到饱和，则边界层中已经溶解的铁离子会不断向主流区中迁移，因而在边界层中溶解的铁也处于不饱和状态，故氧化膜中的铁就会溶解到未饱和的边界层中，使Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解。
另外氧化膜的孔隙内填有水，金属基体腐蚀产生的铁离子可通过通道直接扩散到氧化膜外的边界层。
这三个区域（主流区、边界层、氧化膜）不断发生溶解铁的迁移，而高速流动的水又将迁移于水中的溶解铁带走，从而导致管件内表面的不断腐蚀，这个过程称为FAC发生的机理。
3.FAC的影响因素结合FAC发生过程中所需的条件，可确定影响FAC的因素有三类，即流体动力学因素、环境因素及金属学因素。
各因素对FAC的作用情况如下：3.1流体动力学因素该因素包括流速、管壁粗糙度、管路几何形状和流体含汽率等。
浅析核电厂二回路系统管道洁净化施工
４ ． ２对施工场所进行分 区管理 ４ ． ４ － ３管道 配 管在 专用 场地 进行 ，管道 对 口前 ，清 除距 管 口 ０ １ ５ ａｍ 范 围 内管 道 内 、 ｒ 外壁上 的毛刺 、 铁锈 、 铁渣、 油污等 ， 检 查 ４ ． ２ ． １ Ｉ 类 工作 区 ： 将 汽轮机平 台 、 润滑油 和 Ｅ Ｈ油 安装 区域 、 １ 转动设备及精密设备进行解体 的区域 、 主蒸汽 系统 以及 汽轮机 导气 并 清理 管 内异 物 。
管 道 施 工 区域 划 为 Ｉ 类工作 区， 对 该 类 区域 管 理 要 求 如 下 ： ４ ． ４ ． ４管 道坡 口预 制 采 用 机 械 加 工 方 式 进 行 ， 现 场 制 作 的 三 通 应 ａ ． 所 有工作人员不得携 带食物 、 饮料 、 香烟 、 火 柴 等 物 品进 入 工 认 真 清 除焊 渣 、 焊瘤 、 药皮等杂物 ， 保证其通径 。
科 技 论 坛
・ ９ ３・
浅析核 电厂 二 回路 系统管道 洁 净化 施工
张 伟 （ 中 电投 电 力 工程 有 限公 司烟 台分 公 司 ， 山东 海阳 ２ ６ ５ １ ０ ０ ）
摘
要： 核 电厂二 回路 系统对安装环境及清 洁度要 求较 高 ， 本文 阐述 了通过对 工作场 所分类管理和对 系统管道分级管理来控制洁净
化 施 工的 措 施 。
关键词 ： 核 电厂 ； 二 回路 系统 ； 洁净化
１ 核 电厂 二 回路 系统 洁 净 化 施 工 的 范 围 及 特 点 核电厂二回路系统洁净化施工 的管道包括主蒸汽 系统 、 主给水 表 １ 结水系统 、 加热器疏 水排气系统 、 闭式 冷却水 系统 、 定子 冷却 水系统 、 油系统 、 氢气 和二 氧化碳系统等 ， 这 些系统 对安装环境 、 安装工艺和清洁度要求较高 。
核电厂二回路热力系统.pdf
低压给水加热系统的功能是利用汽轮机低压缸抽汽加热凝 结水，以提高循环热效率，共有四级低加。
高压加热器利用高压缸抽汽加热给水，以提高循环热 效率。
共有两级高加。 回热系统中的热交换设备主要是给水加热器和除氧器。给
水加热器一般为表面式热交换设备。 蒸汽进入加热器壳体流经换热管束外表面，加热在管束里 流动的水，其本身凝结成疏水经疏水管线排出加热器。 凝结水经进口水室流入换热管束被蒸汽加热，经出口水室 流出完成加热过程。 加热器传热效率与加热器的传热面积、传热管子的清洁度、 给水流速、加热蒸汽和给水的温度等因素有关。 一般把位 于凝结水泵以后和除氧器以前的给水加热器处于凝结水泵出 口压力下工作，称为低压给水加热器；位于主给水泵出口以 后的给水加热器处于给水泵高压力下工作，称为高压给水加 热器。
对一个全部采用逐级自流的疏 水系统，高压加热器逐级自流疏 水至除氧器；对于除氧器前面几 级低加加热器，疏水最终导入凝 汽器。
这种自流疏水系统，不增添任何设备，系统简单，但经济 性差。这是由于从较高压力的加热器的疏水流到较低压力的加 热器时，部分闪蒸蒸汽就排挤了一部分低压加热蒸汽，即减少 了汽轮机的较低压力抽汽量。若保持汽轮机功率不变，势必增 加凝汽循环发电量，最后增加了在凝汽器中的热损失。同时， 疏水经过最后一级加热器排入凝汽器，热量被循环水带走，从 而又引起额外的热损失。若逐级自流的疏水，最后不排到凝汽 器，而是送入热阱或凝结水泵入口，则经济性会有所改善。
采用疏水泵使得系统复杂，投资增 加，耗厂用电，维修运行费用提高。因 此，一般在低压的热器末级或次末级使 用。例如，我国大亚湾核电厂，二回路 系统第3、4级低压加热器的疏水经疏水 泵送入第3、4级低压加热器之间的凝结 水管道中。
第七章压水堆核电站的二回路系统及设备
第七章压水堆核电站的二回路系统及设备第七章压水堆核电站的二回路系统及设备7.1 主蒸汽系统主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。
与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。
三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。
穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。
如图7.1所示。
在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。
主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。
大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。
在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。
在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。
此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。
管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。
两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。
(1)主蒸汽隔离阀主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。
正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。
隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。
氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。
大亚湾核电站二回路系统图
大亚湾核电站二回路系统图一．蒸汽系统：1主蒸汽系统2汽轮机旁路排放系统2.1向冷凝器排放系统2.2向除氧器排放系统2.3向大气排放系统3汽水分离再热器系统（2个）功能：1.除去高压缸排气中约98%的水分2.提高进入低压缸的蒸汽温度，使之成为过热蒸汽3.1再热蒸汽系统3.2抽泣再热系统（来自高压缸）3.3汽水分离器3.4再热器放弃系统3.5再热器泄压系统5 汽轮机轴封系统功能：汽轮机启动时，向主汽轮机的高压缸，低压缸端部轴封，给水泵汽轮机端部轴封及汽轮机截止阀和调节阀密封供汽，防止空气进入气缸影响抽真空5.1压力控制器5.2分离器5.3轴封蒸汽凝汽器5.4轴封蒸汽凝汽器疏水箱5.5排气风机5.6调节风门5.7管线6汽轮机蒸汽和疏水系统功能：（1 向汽轮机高压缸公报和蒸汽2把高压缸排气送到汽水分离再热器3自汽水分离再热器想低压缸供过热蒸汽4启动时排除暖机过程中形成的水5连续运行时排除验证其流动方向分离出的水6在瞬态过程中排出饱和蒸汽形成的水）6.1蒸汽回路系统6.2疏水回路系统7 蒸汽转换器系统功能（）8 辅助蒸汽分配系统二．给水加热系统（功能：（1 与冷凝器抽中控系统CVI和循环水系统CRF一起为汽轮机建立和维持真空2 将进入冷凝器的蒸汽凝结成水3 将凝结水从冷凝器热井中抽出，生涯后经低压加热器送到除氧器4接受各疏水箱来的水5 向其他设备提供冷却水和轴封用水）1凝结水抽取系统1.1三台并联冷凝器1.2三台凝结水泵1.3两个疏水接受箱1.4汽轮机疏水箱1.5凝结水过滤器1.6除氧气水位控制阀1.7再循环控制阀1.8冷凝器补水控制阀2低压给水加热器系统功能：利用汽轮机低压缸抽汽加热给水，提高记住热力循环的效率2.1凝结水系统2.2抽气系统2.3疏水系统2.4排气系统2.5泄压装置3给水除氧器系统功能：1 对给水进行除氧和加热，向主给水泵连续提供含氧量低于3ug/kg 的给水2 保证给水泵所需的净正吸入压头，并贮存一定水量3 接受其他部分来的疏水4 将不凝结的气体排放到主冷凝器或大气3.1 凝结水系统3.2加热蒸汽系统3.3再循环系统3.4排汽系统3.5卸压系统4主给水系统4.1汽动主给水系统（2台）4.2电动主给水系统5电动主给水润滑系统5.1润滑油回路5.2工作油回路5.3调节有回路6主给水流量控制系统6.1给水母管6.2给水调节站6.3给水流量测量三汽轮机调节系统1汽轮机调节油系统1.1调节油输送系统1.2油转送和输送系统1.3调节油处理系统1.4调节油负荷分配系统2 汽轮机润滑、顶轴和盘车系统2.1润滑油系统2.2顶轴油系统3汽机调节系统3.1微机调节器3.2操纵员终端3.3转速测量设备3.4汽机进汽阀4汽轮机保护系统4.1先导脱扣阀（2个）4.2危急脱扣阀4.3脱口引发装置4.4脱口复位装置4.5油回路5汽轮机排气口喷淋系统6蒸汽发生器排污系统7冷凝器真空系统7.1臭气系统（3）7.2真空破坏系统四常规岛冷却水系统1循环水系统及循环水过滤系统2循环水处理系统3辅助冷却水系统4常规岛闭路冷却水系统五发电机及其辅助系统1发电机2发电机钉子冷却水系统3发电机密封油系统4发电机氢气冷却系统5发电机励磁和电压调节系统。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1பைடு நூலகம்汽轮机工作原理
蒸汽的能量转换过程： 蒸汽热能蒸汽动能叶轮旋转的机械能
级：完成由热能到机械能转换的汽轮机基本工作单元， 在结构上由喷管（静叶栅）和其后的动叶栅所组成。 分为冲动级和反动级。
1－主轴 2－叶轮
转子 3－动叶栅
4－喷嘴（静叶栅） 5－汽缸 6－排汽口
• 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构： • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸，四个低压缸，均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合，用 于在电站正常运行工况、事故工况下排出一回路产生的 热量。
向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离 动作提供主蒸汽压力和流量信号。
4.3.2 系统描述
• 核岛部分 三条主蒸汽管道，每条管道上有以下设备： 7个安全阀 三个动力操作安全阀，整定压力8.3MPa 四个常规弹簧加载安全阀，整定压力8.7MPa 向大气排放的接头 主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀旁路管线
4.4.3 系统主要设备
• 减压阀 15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排 放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。
• 气动蒸汽排放控制阀 装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量 为10％～15％额定容量。
• 消音器 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器，以减小排 汽噪音。
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
FAC
对３个圆管试样称量后从进口段与中间段 分别切开 进 行 ＳＥＭ 表 面 扫 描 分 析，表 面 状 态 示 于 图 ５。
由图５ａ、ｂ可知，＃１ 管 状 试 样 进 口 段 的 鱼 鳞状 呈 现 鳞 尾 上 翘 且 鱼 鳞 状 密 集 的 现 象，此 与 流体高流速相关。而＃２ 管 状 试 样 所 冲 刷 出 的 进口 段 腐 蚀 状 况，其 表 面 的 鱼 鳞 状 氧 化 膜 较 为 平 缓 ，未 出 现 高 流 速 引 起 的 鳞 尾 上 翘 现 象 ，可 见
表１ 实验材料 ＳＡ３３５－Ｐ１１的化学成分 Ｔａｂｌｅ １ Ｃｏｍｐｏｓｉｔｉｏｎ ｏｆ ＳＡ３３５－Ｐ１１
元素
Ｃ Ｓ Ｐ Ｍｏ Ｃｒ
ｗ／％
０．１１ ０．０１５ ０．０１８ ０．４３ １．２９
元素
Ｍｎ Ｓｉ Ｎｉ Ｖ Ｃｕ
ｗ／％
０．４９ ０．０２６ ０．０２５
— ０．０１
本实验模拟 核 电 站 二 回 路 工 况，水 被 加 热 生成２７３ ℃的饱和 蒸 汽，进 入 气 囊 干 燥 后 进 入 实验段，通过控制蒸汽流 量 控 制 ＃１ 管 内 流 速。 实验中，通过加入氮气将溶解氧降低到 １０ｐｐｂ 以下，加 入 氨 水 控 制 常 温 下 ｐＨ 为 ９．５±０．１， 实 验 回 路 原 理 示 意 图 示 于 图 ２。
Ｒｅｓｅａｒｃｈ ｏｆ Ｆｌｏｗ Ａｃｃｅｌｅｒａｔｅｄ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｏｆ Ｐ１１ｉｎ Ｗｅｔ Ｓｔｅａｍ
ＹＩ Ｃｈｅｎｇ－ｌｏｎｇ１，ＺＨＡＮＧ Ｌｅ－ｆｕ１，ＸＵ Ｘｕｅ－ｌｉａｎ２
（１．Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｊｉａｏ Ｔｏｎｇ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００２４０，Ｃｈｉｎａ； ２．Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｒｅｓｅａｒｃｈ ＆ Ｄｅｓｉｇｎ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００２３３，Ｃｈｉｎａ）
核电厂常规岛管道FAC失效分析软件的应用研究
核电厂常规岛管道FAC失效分析软件的应用研究摘要：对比传统FAC敏感管道管理办法，本文综合考虑核电厂常规岛管道的运行工况、水质、几何构型、材质等因素，采用FAC失效分析软件，完成了三门核电1号机组FAC敏感管道的建模和分析计算，筛选出一批失效风险最高的管件，最终优化了FAC管件抽检数量与长周期计划，从而提升核电厂常规岛管道抽样检查的经济性、合理性。
关键词：FAC管理；失效分析；建模；优化一、引言针对核电厂常规岛管道的流体加速腐蚀（以下简称“FAC”）失效风险问题，国内核电厂一般采用粗放式的管理方式，即：根据机组历史运行经验反馈，将FAC管道分为I、II、III类敏感管道，再将三类管道的管件分别纳入不同的定期检查计划；这种管理方式并不能确保FAC敏感管道失效风险最高管件得到高频监督。
目前，国内也有少数核电厂正尝试将有限元软件ANSYS[1]应用于FAC管道失效分析和评定，但尚未实现体系化的实际应用。
本文综合考虑核电厂常规岛管道的热力、水质、几何构型、材质等FAC影响因素，采用FAC失效分析软件，对三门核电1号机组FAC敏感管道进行分析计算，最终优化了FAC长周期计划。
二、FAC失效分析软件的建模和基于设计参数的预测计算2.1 FAC失效分析软件应用思路FAC失效分析软件的应用过程包括：现场管道信息整理、预测模型构建、两次燃料循环的模型优化、预测模型应用后的实际效果评价等步骤，如下图所示：图1. FAC失效分析软件应用的思路由图1可见，该软件已经考虑了系统管道的热力、水质、几何构型、材质等FAC影响因素。
2.2 核电厂FAC敏感管道的建模过程基于图1的思路，FAC敏感管道的建模过程如下图所示：图2. 基于FAC失效分析软件的建模步骤图2所需的具体参数来自：系统流程图、管道等轴图、热平衡图、热工水力参数、水化学参数、管件已知壁厚、材料成分检测报告等；其中，第四步“管道模型构建”如下图所示：图3. 三门核电1号机组常规岛主给水系统管线等轴图与3D建模图由图3可见，根据系统流程图及管道等轴图，将管件按顺序依次连接，从而完成管道3D模型的搭建；至此，就建立了与现场管道实际安装情况吻合的热工水力模型和管道结构模型；然后，按图2的第五步计算出FAC敏感管件壁厚的腐蚀速率（mm/yr）；在此基础上，再设置一个临界筛选壁厚值，就可以计算得到后续各个燃料循环周期的预测壁厚值和剩余使用寿命。
核电厂二回路主要知识点复习总结
20. 汽动给水泵所配小汽轮机的驱动汽源
刚启动时使用新蒸汽，正常时使用来自汽水分离再热器的再热蒸汽
21. 辅助冷却水系统的功能
为常规岛闭路冷却水系统（SRI）的冷却器和冷凝器真空系统（CVI）的冷却器提供过滤的冷却水
快速开启是指收到快开信号时，阀门快速全开，这是为适应在瞬态工况下蒸汽排放的需求而设置的。四组阀都具有快开功能，而且快开信号优于调制开启信号
总结下来即，调制开，按调压，测温要求开到一定方式；快开，事故触发全开
排放顺序
1、 0-18% ，排凝汽器1组3阀依次开
2、 18-36% ，排凝汽器2组3阀同时开
24. 循环水处理系统的功能
通过电解水产生次氯酸钠溶液，用于保护与海水接触的系统设备不受氯化物和海洋生物污染
25. 汽分离再热器的功能
除去高压缸排气中约98%的水分；提高进入低压缸的蒸气温度，使之成为过热蒸气
26. 汽水分离再热器的疏水
A 汽水分离器分离出来的水汇集在MSR壳体底部，通过疏水泵送往除氧器或冷凝器（故障时）
二回路主要知识点复习
一、最重要知识点
1. 简述汽轮机保护系统的基本工作原理（描述机械脱扣信号和电气脱扣信号，这两类跳闸信号实现阀门关闭的路径）。
答：汽轮机保护系统通过两个并联的紧急脱扣阀和安装在阀门操作装置顶部的卸压电磁阀实现在事故工况下切断供向汽轮机蒸气阀门操作机构的动力油，从而达到保护功能。
B 压力控制模式，以蒸气母管压力作偏差信号，该模式用于低负荷且反应堆处于手动控制状态（稳定气压）
核电压水堆二回路简述
核电压水堆二回路简述一、定义二回路系统（常规岛系统）是指以汽轮机为核心组成的热力系统和辅助支持系统。
二、功能利用一回路产生的高温高压蒸汽在汽轮机里面膨胀做功，将蒸汽热能转换成汽轮机的旋转动能（机械能），并带动发电机将机械能转换成电能。
为实现热能向机械能的转换，压水堆核电站二回路热力系统一般采用蒸汽动力循环。
它采用以朗肯循环为基础的再热回热循环，以提高循环热效率，增加核电站的热经济性。
三、热力系统的特征以大亚湾核电站二回路为例：其热力循环方式采用了一次中间再热、七级回热的饱和蒸汽朗肯循环。
主要由三台蒸汽发生器、两台汽水分离再热器、一台汽轮机（包括一个高压缸、三个低压缸）、三台冷凝器、三台凝结水泵、四级低压给水加热器、一台除氧器、三台主给水泵（一台电动给水泵、两台汽动给水泵）、两级高压给水加热器等组成。
四、核汽轮机的特点1）新蒸汽参数低二回路新蒸汽参数取决于一回路冷却剂温度。
为了保证反应堆的安全稳定运行，不允许一回路冷却剂沸腾(过冷水)。
即一回路冷却剂温度取决于一回路压力，而一回路压力应按照反应堆压力容器的计算极限压力选取。
因此，压水堆核电站的蒸汽参数普遍要比火电厂低很多。
例如，目前常规电站大型汽轮机的蒸汽初参数都在16.5MPa，538℃以上，一些超临界机组的蒸汽参数已超过25MPa，600℃。
而压水堆核电站汽轮机的主蒸压力通常为6—7 MPa，初温度为260℃-285℃。
2）新蒸汽参数在一定范围内反滑变化这取决于核电厂的稳态运行特性。
3）循环热效率低最先进的压水堆核电站大功率湿蒸汽汽轮机的循环热效率可达36% ，约为先进火电机组的73%左右。
4）理想焓降小湿蒸汽汽轮机的理想焓降比高参数汽轮机的小很多。
总焓降，核汽轮机约为943 kJ／kg ；常规火电亚临界机组约为1544 kJ／kg；超临界机组约为1733 kJ／kg 。
5）大多数湿蒸汽汽轮机中没有中压缸低压缸约产生汽轮机全部功率的2／3，低压缸相对内效率对机组经济性的影响更大。
核电站二回路流动加速腐蚀(fac)的机理与防护技术
核电站二回路流动加速腐蚀(fac)的机理与防护技术核电站二回路流动加速腐蚀（FAC）是指在核反应堆冷却系统中，由于液体的流动而引起的金属材料的快速腐蚀。
由于它发生的地方恰好是反应堆冷却系统，所以它有时也被称为“反应堆腐蚀”或“核腐蚀”（NPC）。
FAC破坏了金属材料的强度和硬度，破坏了反应堆冷却系统的结构，并且会对系统的性能产生不利影响。
FAC的发生机理的研究表明，环境条件和组分的存在对其发生机理有很大的影响。
环境条件包括水的pH值、温度、压力以及悬浮物的浓度等因素。
这些环境条件也会影响化学反应的速度，从而影响FAC的发生。
此外，悬浮物的组分，如氧化铁、硫酸盐、氯化物等，也会影响FAC的发生。
它们会降低金属表面的电位，从而使金属表面更容易腐蚀。
FAC的机理可以概括如下：首先，液体的流动会在金属表面产生一层膜，此膜可以阻止金属表面的腐蚀。
然后，环境条件和悬浮物的存在会使金属表面的电位降低，从而使金属表面更容易腐蚀。
此外，液体的流动会造成流体变化，使金属表面的电位进一步降低，从而加速腐蚀的发生。
要有效地防止FAC的发生，需要采取相应的技术措施。
首先，应采取措施维持水的pH值在适宜的范围内，以减少氯化物等悬浮物的溶解度，从而减少FAC发生的可能性。
其次，应采取措施降低液体的温度和压力，以减少液体的流动，从而减少FAC的发生。
此外，应采取措施减少金属表面悬浮物的浓度，以减少金属表面的电位差，从而减少FAC的发生。
上述技术措施是防止FAC的发生的有效方法。
除此之外，还可以采用金属保护剂来消除FAC的发生。
金属保护剂是一种用于防止金属表面腐蚀的化学物质。
它可以减少金属表面的电位差，从而防止腐蚀的发生。
金属保护剂还可以形成一层膜，阻挡氧化物和其他腐蚀物质，从而防止金属表面的腐蚀。
综上所述，FAC是指在核反应堆冷却系统中，由于液体的流动而引起的金属材料的快速腐蚀。
FAC的发生机理的研究表明，环境条件和组分的存在对其发生机理有很大的影响，主要机理是液体的流动会造成金属表面的电位进一步降低，从而加速腐蚀的发生。
大亚湾核电站二回路系统和设备
0
1
4.4.3 系统主要设备
• 减压阀 15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排 放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。
• 气动蒸汽排放控制阀 装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量 为10％～15％额定容量。
• 消音器 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器，以减小排 汽噪音。
7
4.3.3 系统流程图
➢ 在机组启动时，与RCP配合，导出反应堆多余的热量 ，以维持一回路的温度和压力。
➢ 在热停堆和停堆冷却的最初阶段，排出主泵运转和裂 变产物衰变所产生的热量，直至余热排出系统投入运 行。
➢ 汽轮发电机组突然降负荷或汽轮机脱扣时，排走蒸汽 发生器内产生的过量蒸汽，避免蒸汽发生器超压。
• 半速机组与全速机组
4
4.3 主蒸汽系统
4.3.1 系统功能 • 将蒸汽发生器产生的蒸汽输送到下列设备和系统：
➢ 主汽轮机 ➢ 汽水分离再热器（GSS） ➢ 除氧器（ADG） ➢ 给水泵汽轮机（APP） ➢ 蒸汽旁路系统（GCT） ➢ 汽轮机轴封系统（CET） ➢ 其他辅助蒸汽用汽单元（STR）
4
4.5.2 系统结构
• 汽水分离器、第一级再热器和第二级再热器都安装在一个圆筒形 的压力容器内；
• 第一级再热器使用高压缸抽汽加热； • 第二级再热器使用新蒸汽加热。
5
6
4.6 汽轮机轴封系统
4.6.1 系统功能
➢ 对主汽轮机、给水泵汽轮机和蒸汽阀杆提供密封，用以防止 空气进入和蒸汽外漏。 阻止空气自负压轴封处漏入汽轮机和给水泵汽轮机； 防止高压缸内高湿度排汽自低压轴封漏出，磨损轴封； 防止给水泵汽轮机高压侧和主要阀门内的蒸汽从轴封处外漏 。
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step2
step3
二、FAC机理
2.2 FAC的作用机理
通常认为流动加速腐蚀是静止水中的均匀腐蚀的一种扩展，其区别在 于流动加速腐蚀的氧化膜/溶液界面存在流体运动。考虑到金属表面 多孔铁磁相膜的存在，流动加速腐蚀可以分解为两个耦合过程。
第一个过程是在氧化膜/水界面产生溶解的亚铁离子，该过程可分
呈现典型的磁铁矿黑色。
二、FAC机理
2.1 流动加速腐蚀的概念
在单相液态流条件下，当腐蚀速率较高时，金属表面会出现典型 的马蹄铁形状的蚀坑，形成扇贝形状或桔子瓣形的腐蚀形貌。扇贝形
腐蚀形貌常出现在发生严重管壁减薄的大直径管道内表面。在双相流
条件下，大型管道表面的流动加速腐蚀形态是 ―老虎花纹‖状形貌。
Date
1976 1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988
Surry 1
Catawba Susquehanna 1 Zion 1 Turkey Point 3 Millstone 2
Rupture of low pressure heater drain line in feedwater line
中。假设氧化膜层中不存在网状环流和水流，亚铁离子的扩散是
由于浓度梯度控制的。步骤（1）中产生的H2也经过铁基体和氧化 物孔洞扩散到主体溶液当中。上述的两个过程与均匀腐蚀的这类
过程一致。
(3)受溶液中的H＋的还原作用，磁铁矿膜在氧化膜/水界面处发生溶解 ，H＋来自金属/氧化物界面。
1 1 4 Fe3O 4 (2 b)H H 2 Fe(OH ) (b2 b ) ( b)H 2 O 3 3 3
材料 ：碳钢 温度 : 140oC 流速 : 2.2m/s 氧含量 : <5ppb 水化学 : AVT (pH8.5-9.7)
一、FAC背景
1.2 FAC事件统计
Plant Name
Oconee 3 Browns Ferry 1 Oconee 2 Calvert Cliffs Handdam Neck Surry 2 Trojan 2 Surry 2
薄后最薄处只有1.4mm。
一、FAC背景
1.1 典型FAC事件-2
日本Mihama FAC 失效位置示意图
破裂位置
5人死亡，6人受伤！！
一、FAC背景
Mihama FAC 失效
28 年从未检测 开裂时最薄处壁厚 1.4 mm （原厚度10 mm） FAC 速率 = 0.34 mm year-1
一、FAC背景
1.3 FAC的危害
压力容器和管道的降级； 电站降功率或者停堆； 人员伤害； 经济损失。
二、FAC机理
2.1流动加速腐蚀的概念
流动加速腐蚀（Flow-accelerated corrosion，简称FAC）就是碳 钢或低合金钢表面保护性的氧化膜在水流或气液两相流作用下发生 溶解、破坏的过程。由于氧化膜的不断减薄，保护性能下降，腐蚀 速率上升，最后达到一种平衡状态——腐蚀速率和溶解速率趋于一 致，并保持这个稳定的腐蚀速率持续下去。金属表面局部区域的氧 化膜非常薄，几乎相当于金属的裸露表面。一般情况下，腐蚀表面
1991 1992 1993 1994 1995
Fort Calhoun
Mihama
extraction steam line
condensate line downstream of an orifice
1997
2004
一、FAC背景
1.2 FAC事件统计
据WANO统计，1999年至2007年之间，世界核 电行业共发生37起FAC事件。
核电站二回路管道系统的FAC
苏州院寿命中心化学及状态评估研究所 2012年08月
提纲
一、FAC背景 二、FAC机理 三、FAC影响因素 四、FAC分析
五、FAC有效管理
一、FAC背景
1.1 典型FAC事件-1
1986年12月9日，美国Surry核电厂2号机组凝结水管线 上的一个18英寸弯头运行时突然破裂，造成4死4伤的严
Damage
Leak in extraction line Rupture of discharge line MSR drain line Failure of expander in reheater drain line Rupture of elbow in cold reheat steam line Rupture of feedwater heater line Rupture of feedwater line elbow Leak in main feedwater line E/C wear of elbow in main feedwater line
E/C wear of feedwater line E/C wear of feedwater line Leak in moisture separator line Leak in moisture separator line Heater drain recirculation line
1990
单相流：圆齿状、波状或桔皮状
两相流：老虎斑纹
二、FAC机理
2.2 FAC的作用机理
Fe Fe2 step1
氧化膜中的扩散 Fe
2
流体边界层中的扩散 2 Fe3O4 Fe
氧化膜的形成 DO 氧化膜的溶解 + H
Fe 的扩散
2+
为三个同时发生的反应： (1)铁在铁/磁铁矿界面的游离氧水溶液中氧化，反应方程如下： Fe＋2H2O =Fe2＋＋2OH-+H2 =Fe(OH)2+H2 3Fe＋4H2O =Fe3O4＋4H2
一般认为，有1/2的Fe2＋在基体铁/氧化物界面转变为磁铁矿。
二、FAC机理
(2)金属表面生成的亚铁离子通过多孔的氧化膜层扩散到主体溶液当
重后果。最后190个部件被更换。Surry核电厂的FAC事
故唤起了世界核电对FAC的重视。
一、FAC背景
1.1 典型FAC事件-2
2004年8月9日，日本美滨核电厂3号机组低压加 热器到除氧器之间的凝结水管道破裂，11名工
人被严重烫伤，其中五人死亡。事后检查发现
，由于FAC作用使得原来约10mm厚度的管道减