核动力装置MNPP-C05-L13.ppt

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,核动力装置,*,船舶核动力装置,Marine Nuclear Power Plants,核科学与技术学院,（,V2009.04.04,）,MNPP-C04-L13,5.3,一回路系统的腐蚀特点,一回路系统中常用的材料有锆合金、不锈钢、镍基合金、钛合金,锆合金的腐蚀,不锈钢的腐蚀,3/3/2026,2,核动力装置,（,1,）锆合金的腐蚀,锆,-2,和锆,-4,合金属于锆锡合金,锆,-2,合金（,1.55Sn,，,0.15Fe,，,0.10Cr,，,0.05Ni,）由于含镍，吸氢能力很强，易发生氢脆现象,锆,-4,合金（,1.55Sn,，,0.20Fe,，,0.10Cr,，,Ni,0.007,）的含镍量降低，但机械性能与锆,-2,合金相当，吸氢量仅为锆,-2,合金的,1/31/2,锆合金在高温水中表面生成氧化膜，具有良好的抗腐蚀作用，但氧化膜增加到一定厚度时，腐蚀速度突然增加，随后又逐渐减缓，并趋于定值,3/3/2026,3,核动力装置,氢脆现象,锆,-2,合金和水反应产生氢气，部分氢气穿过氧化膜扩散到锆合金中被吸收,被吸收的氢通过热扩散在金属中的低温处浓集，当局部浓集的氢超过氢在锆中的溶解度时，会在晶格边界和晶面上析出氢化锆，使锆的脆性增加，形成氢脆现象,氢化锆可降低金属的机械性能，并使金属的腐蚀加剧,3/3/2026,4,核动力装置,影响锆合金腐蚀的主要因素,温度：,温度升高，达到转折点时间缩短，腐蚀加剧,冷却剂流速：,010m/s,范围内，对腐蚀没有太大影响,中子通量：,影响较小,热通量：,热通量大则腐蚀加剧，吸氢量也增加,pH,值：,碱性溶液会加速腐蚀，,pH,值,11.3,时影响不明显,卤素离子：,微量氟离子能显著增大锆合金的初始腐蚀速率和吸氢量,3/3/2026,5,核动力装置,（,2,）不锈钢的腐蚀,在高温高压除气水中一段时间后，能够在表面形成一层尖晶石型氧化膜，起到保护作用,应力腐蚀,不锈钢在含有氯化物的水溶液中，在应力作用下发生脆性破裂，即不锈钢氯离子应力腐蚀。,腐蚀特点,当金属在小于强度极限的应力作用下，且无明显的外观变化时而遭到破坏。,3/3/2026,6,核动力装置,图,5-6,不锈钢在,300,水中的腐蚀过程,3/3/2026,7,核动力装置,不锈钢应力腐蚀的,机理,在加工不良处（如划痕）发生电化学腐蚀；,腐蚀产物与,Cl,作用产生氯化物进入介质，使金属不能形成保护膜，腐蚀向深处发展；,在应力作用下裂缝处应力比较集中，使奥氏体组织向,相转变，裂缝加深而突然破裂。,相组织：由于含金元素不足或材料在弯曲、轧延、冷冲时由于晶格扭曲时发生相变形成,3/3/2026,8,核动力装置,影响,不锈钢应力腐蚀的主要,因素,pH,值：,pH=67,氯离子应力腐蚀最敏感，,pH,则腐蚀,因为,pH,，,OH-,，阻碍腐蚀进行。,Cl,、,O,2,：,Cl,、,O,2,腐蚀,，而且互相影响,材料应力情况：只在拉应力下发生，裂纹与最大主应力方向垂直。应力大，腐蚀敏感性大，易发生破裂。应力包括：外加载荷、热应力、加工残余应力。,金属表面状态：有划痕，凹坑均增大应力腐蚀，故表面光洁度要求很高。,温度影响,其它,3/3/2026,9,核动力装置,图,5-7,产生应力腐蚀破裂的氧和氯离子浓度,曲线右上方为出现应力腐蚀的范围，左下方为未发现出现破裂的范围,介质中氯离子浓度低，或者溶氧浓度低，都不足以引起应力腐蚀破裂,3/3/2026,10,核动力装置,5.4,二回路系统腐蚀特点,二回路系统中常用的材料有碳钢、不锈钢、镍基合金、钛合金,凝给水系统的腐蚀特点,蒸汽发生器中的腐蚀特点,3/3/2026,11,核动力装置,（,1,）凝给水系统腐蚀特点,凝给水系统大部分管系和设备采用碳钢结构，工作介质为凝水和蒸汽发生器给水,由于凝水系统在运行过程中处于负压状态，如果密封不严会使空气和海水漏入，污染凝水,最常见的腐蚀现象是溶氧腐蚀和游离二氧化碳腐蚀,3/3/2026,12,核动力装置,溶解氧腐蚀的原理,铁与水中溶解的氧发生如下反应：,2Fe+O,2,+2H,2,O=2Fe(OH),2,这是一种不稳定化合物，很容易发生以下反应：,4Fe(OH),2,+2H,2,O+O,2,=4Fe(OH),3,Fe(OH),2,+2Fe(OH),3,=Fe,3,O,4,+4H,2,O,3/3/2026,13,核动力装置,溶解氧腐蚀的特点,金属表面形成许多小鼓包，直径为,130mm,不等。表皮颜色为黄褐色或砖红色，次层为黑色粉末状，底部为腐蚀坑。,腐蚀部位,给水管道、疏水管道，停止工作后水未疏干的管道。,3/3/2026,14,核动力装置,游离的,CO,2,腐蚀原理,当水中溶有,CO,2,时，腐蚀速率显著提高。这是由于：,CO,2,溶于水中形成碳酸，碳酸分步电离，水呈酸性。,CO,2,+H,2,O=H,2,CO,3,H,2,CO,3,=H,+,+HCO,3,HCO,3,=H,+,+CO,3,2,阳极生成,Fe Fe,2+,+2e,阴极生成,2H,+,+2e H,2,3/3/2026,15,核动力装置,图,5-8,水中,CO2,浓度对,pH,值和电导率的影响,3/3/2026,16,核动力装置,游离的,CO,2,腐蚀特征,腐蚀产物是易溶的，金属表面不易形成氧化膜，腐蚀产物进入凝水和给水，并随水进入蒸汽发生器内，使炉水品质变坏。,多发生在凝水管道和设备中；,在,pH7,的区域：如果水中有,O,2,和,CO,2,同时存在，腐蚀会更加剧烈。因为,O,2,的电极电位高，易形成阴极；,CO,2,使水呈酸性，破坏保护膜。,给水泵叶轮。由于除盐水碱性偏低，易使,pH8,时，,Ca,3,(PO,4,),2,迅速转化为碱式磷酸钙,10Ca,2+,+6PO,4,3,+2OH,Ca,10,(OH),2,(PO,4,),6,这是一种松软泥垢，可以通过排污排掉。另外可以促使老水垢疏松。,运行中炉水要维持足够的,PO,4,3-,浓度，可以理论计算，实际都凭经验确定,3/3/2026,29,核动力装置,2.,协调磷酸盐法,向炉水内添加酸式磷酸盐（,NaHPO,4,，,NaH,2,PO,4,），使炉水中维持一定的,PO,4,3-,浓度，又能清除游离碱。,Na,2,HPO,4,+,NaOH,Na,3,PO,4,+H,2,O,NaH,2,PO,4,+2NaOH Na,3,PO,4,+2H,2,O,只要清除,NaOH,就不会产生碱性腐蚀，但可以水解形成,NaOH,Na,3,PO,4,+H,2,O,NaOH,+Na,2,HPO,4,当炉水蒸发浓缩时，,NaOH,浓度增高，反应向左进行，,NaOH,浓度自动降低，故不会产生碱性腐蚀。,3/3/2026,30,核动力装置,炉水中,NaOH,的来源,当水中有碳酸盐时，主要是,NaHCO,3,和,Na,2,CO,3,的分解,NaHCO,3,NaOH,+CO,2,Na,2,CO,3,+H,2,O 2NaOH+CO,2,碳酸盐与磷酸盐相互作用,3Ca(HCO,3,),2,+2Na,3,PO,4,6NaOH+6CO,2,+Ca,3,(PO,4,),2,游离,NaOH,是产生碱性腐蚀的根源。,3/3/2026,31,核动力装置,图,5-13,炉水中,PO,4,3-,与,PH,值的关系,炉水中的,pH,值应控制在曲线以下,0.3pH,处为宜,pH,值在曲线以上，说明水中还有游离的,NaOH,pH,值在曲线以下，说明水中有磷酸三纳和酸式磷酸盐,3/3/2026,32,核动力装置,3.,全挥发处理,对采用镍基合金的蒸汽发生器采用磷酸盐处理还不能满足要求，还会产生腐蚀；,如果给水和凝水的水质控制很严，进入蒸汽发生器的杂质就很少，可以通过排污去除；,现代核电站都着重于对凝给水进行炉外处理。,3/3/2026,33,核动力装置,（,1,）全挥发处理,向给水中加联氨，或环已氨等全挥发物质，这些添加物在蒸汽发生器运行参数下是全挥发的，不出现局部浓缩，而是通过管道进入汽轮机、冷凝器中，又随凝给水进入蒸汽发生器构成循环。,目的,除去水中的溶解,O,2,；,控制给水的,PH,值。,3/3/2026,34,核动力装置,（,2,）零固体处理,对给水进行深度除盐，使给水硬度为零，总固体小于,0.51.0,；,零固体处理法在直流和直流蒸汽发生器中已经使用，在凝水管路中串联离子交换器进行,100%,的离子交换净化，可以防止蒸汽发生器内结垢；,采用此法也要与全挥发法同时使用，用此除氧和调整,pH,值。,3/3/2026,35,核动力装置,5.6,船舶核动力装置的水质监督制度,1.,反应堆冷却剂的水质监督指标及控制,反应堆及一回路系统在工作寿期内的安全运行具有重要影响；正确制定水质指标并在运行中严加控制，是确保冷却剂水质的基本前提。,2.,蒸汽发生器炉水的水质指标和控制,二回路的水质控制对蒸汽发生器的工作可靠性有直接影响，需要控制的对象包括炉水、给水和补充水,3/3/2026,36,核动力装置,思考题,1.,锆合金的腐蚀特点是什么？,2.,不锈钢的腐蚀特点是什么？,3.,凝给水系统的腐蚀特点是什么？,4.,蒸汽发生器传热管的腐蚀特点是什么？,5.,水垢形成的原因是什么,?,6.,什么是炉水处理,?,常用的处理方法有哪些,?,3/3/2026,37,核动力装置,