摘要
在核电厂中,二回路碳钢管道的流动加速腐蚀(FAC)对安全生产造成很大影响。根据工程经验和实验室数据,采用Cr含量超过0.1%的碳钢管道可大幅减轻或避免FAC。Cr含量大于1%的SA335-P11钢以其较好的性价比而多被推荐用于核电站蒸汽管道。为了确认P11钢表面氧化膜在高流速湿蒸汽作用下的稳定性,本文采用小型管状试样进行了FAC实验,得到了试样的减重规律和内表面的腐蚀形貌。实验结果表明,试样入口部分形成了明显的FAC形貌,表面氧化膜破坏严重,而在试样的中部,FAC不明显。CFD模拟结果表明,试样入口处局部流速较平均流速高约24%,表面剪切力大,与实验结果一致。
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单位上海核工程研究设计院; 上海交通大学