【技术实现步骤摘要】
一种核电站用分散剂的高温分散性能评价方法及装置
[0001]本专利技术涉及核电厂蒸汽发生器的沉积物管理
,具体涉及一种核电站用分散剂的高温分散性能评价方法及装置。
技术介绍
[0002]压水堆核电站通常采用两种措施来使蒸汽发生器(SG)内表面上沉积物最小化:源项控制和末端清除;前者宗旨是减少进入SG的给水中腐蚀产物的量,后者则是利用化学或机械手段从SG去除现有沉积物(例如化学清洗、水力冲洗等)。采用以上措施可以使SG主给水中腐蚀产物含量显著降低,然而在机组正常功率运行期间腐蚀产物一旦进入SG,就没有有效的化学措施可用于抑制其在SG二次侧的沉积;因此,进入SG的腐蚀产物高达90%均沉积在其表面上。滞留在SG二次侧的泥渣若长时间未清除,则会导致SG传热管传热效率的降低、SG出口压力的下降等问题,严重情况下甚至导致传热管的腐蚀穿孔等,威胁SG的安全运行。为此,核电领域发展了一种在核电机组功率运行期间抑制腐蚀产物沉积的分散剂积污控制技术;常规做法是在核电机组功率运行期间将分散剂在线添加至SG给水系统中,以抑制腐蚀产物的沉积并防止腐蚀产物粘附到SG构件表面上,并最终通过SG排污系统有效地将腐蚀产物从SG中排出。这种技术主要依靠分散剂产品对腐蚀产物的高效分散性能。现有分散剂的评价方法主要集中于其阻垢性能,如国家标准GB/T 16632
‑
2008“水处理剂阻垢性能的测定碳酸钙沉积法”;但是,核电站用分散剂的作用对象大部分是铁氧化物(如Fe3O4等)颗粒,其应用工况多为高温高压(如280℃饱和蒸汽)条件。< ...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.一种核电站用分散剂的高温分散性能评价装置,其特征在于:包括釜体,釜体包括加热炉,加热炉上部盖有釜盖,釜盖上分别连接有釜内出气管、釜内取样管、釜内进样管、测温套管和釜内进气管,压力表、爆破式安全阀和压力变送器通过管线连接釜盖,釜盖的中间连接有搅拌器,釜内进样管通过管线连接针阀,针阀通过管线连接计量泵,计量泵通过管线连接弹簧式安全阀;进样管线上压力表通过管线与水箱连接;釜内取样管通过管线与冷却器的一端以及一个球阀连接,釜内取样管与冷却器之间设置球阀,冷却器的另一端与球阀连接;测温套管与控制柜连接,控制柜与压力变送器和搅拌器连接。2.如权利要求1所述的一种核电站用分散剂的高温分散性能评价装置,其特征在于:所述的测温套管、釜内取样管和釜内进气管插入到加热炉的下部,釜内进样管和釜内出气管插入到加热炉的上部。3.如权利要求1所述的一种核电站用分散剂的高温分散性能评价装置,其特征在于:所述的搅拌器的转轴和搅拌桨深入到加热炉的底部。4.一种核电站用分散剂的高温分散性能评价方法,其特征在于,包含以下步骤:步骤1:溶液配置及物料准备;步骤2:试验装置的调试及运行;步骤3:取样样品的测试及分析。5.如权利要求4所述的一种核电站用分散剂的高温分散性能评价方法,其特征在于:所述的步骤1包括配置浓度为200~1000μg/L的联氨溶液,用10%氨水调溶液pH
25℃
至8~10,标记为“溶液A”,作为背景溶液;配置ppb~ppm级别浓度的分散剂溶液,用氨水或乙醇胺调溶液pH
25℃
至8~10,标记为“溶液B”,作为分散剂试验溶液;配置纳米级或微米级铁氧化物溶液,标记为“溶液C”。6.如权利要求4所述的一种核电站用分散剂的高温分散性能评价方法,其特征在于,所述的步骤2包括如下:步骤21:依次将“溶液A”和定量“溶液C”倒入清洗干净的高压釜内,搅拌混匀,此时釜内氧化物颗粒相应元素浓度值记录为C。将定量“溶液A”倒入在线补给装置的水箱中,用于装置运行期间高压釜内液体的补给;步骤22:按照高压釜操作规程拧紧釜盖,将进/出导气管、搅拌、在线补给、在线取样装置连接组装完毕。步骤23:关闭液体取样/补给阀门,打开进/出气阀,在进气阀处连接氮气储存装置,向釜内通入N2以除去釜内空气和液体中溶解氧,除氧完毕后依次关闭N2气瓶、出气阀、进气阀;步骤24:打开搅拌装置,设置较低的搅拌速率(20~100r/min),对釜内液体进行低速搅拌。步骤25:按照高压釜温度设定程序设置升温速率和运行温度,待釜内液体升温至设定温度且温度/压力稳定后,每隔一定时间在线取样一次,每次将取出来的样品转入干净的取样瓶中,分别标...
【专利技术属性】
技术研发人员:刘佳露,但体纯,陈银强,桂春,吴申奥,操容,王骏,叶张瀚,李江鹏,张君伟,
申请(专利权)人:中核武汉核电运行技术股份有限公司,
类型:发明
国别省市:
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。