張興田

(中核核電運(yùn)行管理有限公司，海鹽 314300)

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核電廠設(shè)備典型腐蝕損傷及其防護(hù)技術(shù)

張興田

(中核核電運(yùn)行管理有限公司，海鹽 314300)

介紹了核電廠設(shè)備防腐蝕設(shè)計(jì)情況及其特點(diǎn)。選取核電廠設(shè)備材料的典型腐蝕損傷案例并論述其失效模式及根本原因?；谠O(shè)備可靠性理論從固有可靠性和使用可靠性角度對(duì)核電材料標(biāo)準(zhǔn)、核電設(shè)備防腐蝕設(shè)計(jì)、設(shè)備制造和使用等方面進(jìn)行討論；對(duì)核電廠設(shè)備防腐蝕技術(shù)提出了改進(jìn)意見(jiàn)。

腐蝕；防腐蝕設(shè)計(jì)；設(shè)備可靠性；核電材料標(biāo)準(zhǔn)；核電廠

核電廠是一個(gè)高度復(fù)雜的系統(tǒng)。核安全明確要求核電廠不能發(fā)生任何由于技術(shù)原因、人為原因和自然災(zāi)害造成的，會(huì)對(duì)工作人員、公眾和環(huán)境產(chǎn)生傷害的放射性危害，因此必須持續(xù)保持核電站系統(tǒng)和設(shè)備的安全和可靠運(yùn)行。

核電廠生產(chǎn)運(yùn)行工程經(jīng)驗(yàn)表明，保障核電廠安全、可靠和經(jīng)濟(jì)運(yùn)行的三大技術(shù)支撐是人員操作規(guī)范性、設(shè)備可靠性和材料完整性。其中，材料完整性也是設(shè)備可靠性的支撐，更是核安全的關(guān)鍵支撐。

國(guó)外核電廠曾經(jīng)發(fā)生過(guò)多起重要設(shè)備材料腐蝕損傷事件。如2000年瑞典Ringhals PWR核電廠4號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆壓力容器(RPV)接管安全端Inconel 182合金發(fā)生枝晶間應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂(SCC)；2001年南非Koeberg PWR核電廠2號(hào)機(jī)組燃料廠房?jī)?nèi)安全注入系統(tǒng)的304L不銹鋼管道發(fā)生大氣氯離子晶間SCC[1]；2002年美國(guó)Davis-Besse PWR核電廠發(fā)生一次側(cè)應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂(PWSCC)導(dǎo)致控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)(CRDM)接管嘴Inconel 600反應(yīng)堆冷卻劑滲漏，進(jìn)而導(dǎo)致RPV上封頭硼酸腐蝕；2004年日本Mihama PWR核電廠3號(hào)機(jī)組因流動(dòng)加速腐蝕(FAC)導(dǎo)致汽水管道爆裂。目前，核電廠因重要設(shè)備材料完整性失效(包括腐蝕損傷)導(dǎo)致的超過(guò)10%功率波動(dòng)或非計(jì)劃停機(jī)停堆事件仍有發(fā)生，這造成了很大的經(jīng)濟(jì)損失。

本工作以采用法國(guó)RCC[2]系列規(guī)范設(shè)計(jì)和建造的秦山第二核電廠(即秦山二期)4臺(tái)PWR 650MWe核電機(jī)組30多個(gè)堆年重要設(shè)備材料典型腐蝕損傷事件為例，扼要介紹核電廠設(shè)備材料防腐蝕設(shè)計(jì)情況，包括其特點(diǎn)、環(huán)境介質(zhì)控制和主要材料選材情況。從核電廠營(yíng)運(yùn)需求角度，根據(jù)生產(chǎn)運(yùn)行過(guò)程中已發(fā)生或潛在的故障模式，提出并討論重點(diǎn)相關(guān)課題，并對(duì)其基于工業(yè)技術(shù)交叉應(yīng)用提出若干腐蝕防護(hù)技術(shù)改進(jìn)的設(shè)想和展望。

1　核電廠設(shè)備材料防腐蝕設(shè)計(jì)簡(jiǎn)況

核電廠設(shè)備材料防腐蝕設(shè)計(jì)是一項(xiàng)龐雜的系統(tǒng)工程，以環(huán)境介質(zhì)為線索，可方便地了解核電廠防腐蝕設(shè)計(jì)的基本情況、核心內(nèi)容及特殊問(wèn)題。

核電廠材料腐蝕的環(huán)境介質(zhì)主要有反應(yīng)堆冷卻劑、蒸汽、汽水兩相流、除鹽水、消防和生活飲用水、海水、大氣和氫氣。

核電廠設(shè)備材料可分為核材料和結(jié)構(gòu)材料，材料的性能可分為輻照、力學(xué)和腐蝕性能。核電廠設(shè)備材料需根據(jù)使用要求合理選材。反應(yīng)堆冷卻劑一回路和二回路材料的主要降質(zhì)模式見(jiàn)圖1。表1為秦山二期某PWR核電機(jī)組環(huán)境介質(zhì)及其控制以及材料選材情況。

2　核電廠重要設(shè)備材料典型腐蝕損傷案例

2.1換料水池鋼覆面氯離子穿晶應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂

反應(yīng)堆換料水池鋼覆面由304L不銹鋼焊接而成，厚度3 mm。環(huán)形槽位于反應(yīng)堆堆腔，環(huán)形槽內(nèi)圈的密封環(huán)與壓力容器突沿相連，外圈為J形槽，通過(guò)不銹鋼支撐環(huán)與密封環(huán)連接形成環(huán)形槽。在反應(yīng)堆換料期間，換料水池中充入停堆含硼水，換料結(jié)束后將含硼水排空并進(jìn)行沖洗和烘干等操作；反應(yīng)堆正常運(yùn)行期間換料水池處于無(wú)水干燥狀態(tài)。

在秦山二期1號(hào)機(jī)組109換料大修期間換料水池充水后發(fā)現(xiàn)鋼覆面的引漏管有水；液體滲透檢查(PT)和反滲透法(只用PT滲透劑)均檢出J形槽和其他部位的鋼覆面在焊縫、熱影響區(qū)等多處存在裂紋。反饋到2號(hào)機(jī)組，在2號(hào)機(jī)組208換料大修期間對(duì)換料水池鋼覆面進(jìn)行檢查，也發(fā)現(xiàn)有類似缺陷。

對(duì)切割取樣的J型槽鋼覆面進(jìn)行理化分析,結(jié)果表明，附著物主要為硅酸鹽，含有氯元素；接觸混凝土側(cè)的殘余應(yīng)力為5.4～6.1 MPa的拉應(yīng)力；裂紋穿晶擴(kuò)展，采用金相顯微鏡可觀察到樹(shù)枝狀裂紋，見(jiàn)圖2。裂紋斷口上覆蓋大量泥狀花樣腐蝕產(chǎn)物，腐蝕產(chǎn)物中氯含量高，斷口上可見(jiàn)大量河流花樣和魚(yú)骨狀花樣，表現(xiàn)為脆性解理斷裂特征，裂紋尖端存在氯元素，斷口氯元素的質(zhì)量分?jǐn)?shù)高達(dá)0.32%?？梢耘卸〒Q料水池鋼覆面缺陷的失效類型為典型的不銹鋼應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂。

與換料水池鋼覆面接觸的混凝土添加劑由氯-偏共聚乳液(氯以有機(jī)物形式存在)替代丙烯酸樹(shù)脂含水乳化液或苯乙烯含水乳化液。參考具有相同官能團(tuán)(-CH2-CH-Cl)的聚氯乙烯在高能射線輻照下的降解過(guò)程及機(jī)理[3]，在中子射線及γ射線輻照下，氯-偏共聚乳液會(huì)產(chǎn)生HCl，HCl遇水電解形成Cl-促使不銹鋼覆面發(fā)生氯離子應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂。在施工中沒(méi)有按照技術(shù)要求涂防塵防護(hù)油漆，使防水層沙漿中分解出的氯直接與不銹鋼覆面接觸，加速了鋼覆面的應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂進(jìn)程。

2.2插塞焊縫晶間應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂

2012年秦山二期1號(hào)機(jī)組110換料大修期間對(duì)插塞焊縫(焊縫編號(hào)M13)實(shí)施滲透檢測(cè)，在插塞孔周邊管道母材上檢出5處線性顯示。M13屬核1級(jí)，工藝管道材質(zhì)Z2CND18-12(控氮)、尺寸323.9 mm×28.58 mm，插塞孔尺寸M27 mm×1.5 mm?，F(xiàn)場(chǎng)取樣對(duì)材料進(jìn)行失效分析。

插塞孔內(nèi)螺紋和插塞外螺紋基本被磨平，表明存在過(guò)盈配合。斷口存在大量分布不均勻的腐蝕產(chǎn)物。管材截面裂紋起源于插塞孔附近，沿晶擴(kuò)展，在裂紋中部及尖端可見(jiàn)少量分支形態(tài)的微裂紋，其擴(kuò)展方式同樣為沿晶擴(kuò)展，見(jiàn)圖3。插塞截面裂紋擴(kuò)展方式與管材相同。插塞孔模擬加工及硬度測(cè)試結(jié)果表明插塞孔處管材和插塞局部發(fā)生了應(yīng)變硬化。插塞孔應(yīng)力分布及大小計(jì)算結(jié)果顯示,在插塞和插塞孔過(guò)盈配合情況下進(jìn)行焊接，插塞孔近外表面處應(yīng)力最高。

表1　PWR核電機(jī)組環(huán)境介質(zhì)和設(shè)備或部件材料(秦山二期)

根據(jù)以上結(jié)果，判定插塞孔處管材和插塞裂紋處存在較大的應(yīng)變硬化，導(dǎo)致晶間應(yīng)力腐蝕裂紋的萌生和擴(kuò)展。

根據(jù)國(guó)內(nèi)外核電廠多起失效案例，非敏化不銹鋼晶間應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂部件的共同點(diǎn)是部件整體或局部發(fā)生了應(yīng)變硬化。在管材及插塞基材顯微組織中未觀察到滑移帶，表明材料的真應(yīng)變小于12%，即插塞和管材的局部應(yīng)變引起的加工硬化機(jī)制為位錯(cuò)強(qiáng)化。PWR核電廠一回路水中氧和參與化學(xué)反應(yīng)的合金元素快速反應(yīng)，生成的氧化物由于體積膨脹和對(duì)位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)的阻礙使得晶界處應(yīng)力進(jìn)一步集中，最后導(dǎo)致晶界強(qiáng)度降低，裂紋以沿晶擴(kuò)展的方式發(fā)展。

2.3熱交換器鈦板海水液固兩相流沖刷腐蝕

秦山二期核電機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行后，常規(guī)島閉式冷卻水系統(tǒng)(SRI系統(tǒng)，除鹽水)與設(shè)備輔助冷卻水系統(tǒng)(SEN系統(tǒng)，海水)的板式熱交換器(SRI/SEN板式熱交換器)頻繁發(fā)生因鈦板穿孔和鈦板橡膠密封墊失效引起的海水泄漏故障，鈦板的海水進(jìn)口區(qū)和導(dǎo)流區(qū)局部減薄。對(duì)設(shè)備失效的原因進(jìn)行分析。結(jié)果表明：鐵板失效的直接原因是海水液固兩相流沖刷腐蝕(腐蝕性磨損)；根本原因是針對(duì)秦山二期SEN系統(tǒng)的特定海水水質(zhì)，板間流速設(shè)計(jì)值過(guò)高，在鈦板海水進(jìn)口區(qū)和分流區(qū)范圍的海水流速位于沖刷腐蝕門坎速率下限附近，海水懸浮物和泥沙沉積形成的局部堵塞使局部流速進(jìn)一步增大，在流速高于門坎速率的局部區(qū)域，沖刷腐蝕導(dǎo)致鈦板減薄直至穿孔。

2.4主給水管道流動(dòng)加速腐蝕(FAC)

2012年,機(jī)組109大修期間對(duì)二回路部分管線進(jìn)行了管壁超聲波測(cè)厚，發(fā)現(xiàn)兩臺(tái)主給水泵系統(tǒng)(APA)前置泵后的第一個(gè)彎頭和兩臺(tái)主給水流量調(diào)節(jié)閥后的直管段發(fā)生了壁厚減薄超標(biāo)，隨即對(duì)這兩個(gè)彎頭和兩個(gè)管段實(shí)施了更換處理。

彎頭和閥后直管段的尺寸、材料和給水流速分別為φ406 mm×11 mm/ST45.8-Ⅲ/5.5 m·s-1和φ406.4 mm×23.83 mm/TU48C(RCCM-M1141)/5.1 m·s-1，運(yùn)行水溫分別為149 ℃和230 ℃，實(shí)測(cè)壁厚分別為6.9～8.2 mm和16.8～18 mm。

對(duì)更換下的彎頭和直管段進(jìn)行理化分析，結(jié)果表明:彎頭和閥后直管段材料實(shí)測(cè)化學(xué)成分均符合規(guī)范要求，但鉻含量較低，彎頭和閥后直管中鉻的質(zhì)量分?jǐn)?shù)分別為0.01%和0.025%。表面腐蝕產(chǎn)物為Fe3O4，無(wú)其他有害元素(如S、Cl)和物相。金相組織為正常的鐵素體+滲碳體，微觀形貌呈“馬蹄坑”狀，在高倍下均發(fā)現(xiàn)每個(gè)“馬蹄坑”底部存在不同程度的氧化膜破裂形貌，呈旋渦狀發(fā)展，表明在流體作用下基體表面氧化膜不斷地溶解與再生成，流體在凹坑內(nèi)呈旋渦狀，氧化膜破裂區(qū)也主要沿旋渦狀分布于各凹坑內(nèi)部，為典型的單相流FAC形貌。

3　核電廠設(shè)備腐蝕防護(hù)存在的問(wèn)題

核電廠系統(tǒng)設(shè)備可靠性，指系統(tǒng)或設(shè)備在規(guī)定時(shí)間區(qū)間內(nèi)和規(guī)定條件下能完成規(guī)定功能的能力。設(shè)備材料腐蝕與防護(hù)屬于系統(tǒng)設(shè)備可靠性范疇。國(guó)內(nèi)外核電廠目前大多參考美國(guó)核電運(yùn)行研究所(INPO)發(fā)布的Equipment Reliability Process Description(INPO AP-913V2，簡(jiǎn)稱INPO AP913)識(shí)別和組織核電廠設(shè)備可靠性相關(guān)活動(dòng)。筆者分析認(rèn)為,INPO AP913側(cè)重設(shè)備管理及使用可靠性，并未形成包括固有可靠性分析和基于可靠性原理的體系?？煽啃怨こ炭刂频暮诵乃枷耄峭ㄟ^(guò)分析得出設(shè)備材料發(fā)生腐蝕的根本原因，并針對(duì)根本原因采取措施，設(shè)備可靠性就會(huì)得到提高。

參考相關(guān)可靠性理論，設(shè)備材料腐蝕損傷相關(guān)可靠性可劃分為兩大類，即固有可靠性和使用可靠性。固有可靠性(即固有性質(zhì))指在設(shè)備制造過(guò)程中確立的可靠性，包括設(shè)計(jì)、材料、制造及檢驗(yàn)；使用可靠性(即服役行為)與系統(tǒng)設(shè)備使用條件相關(guān)，包括運(yùn)行(工藝參數(shù)，環(huán)境)和維修(檢查和維修)。

核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，核島設(shè)備防腐蝕設(shè)計(jì)較為成功，常規(guī)島的設(shè)備材料主要是在固有可靠性方面存在待改進(jìn)問(wèn)題。

本工作主要結(jié)合秦山二期的實(shí)際情況探討設(shè)備材料腐蝕損傷相關(guān)固有可靠性和使用可靠性問(wèn)題。

3.1固有可靠性

3.1.1 核電材料標(biāo)準(zhǔn)

材料性能是核電廠設(shè)備設(shè)計(jì)輸入的關(guān)鍵數(shù)據(jù)，眾多廠家生產(chǎn)的材料的固有可靠性需要用材料標(biāo)準(zhǔn)來(lái)規(guī)范。有關(guān)核電材料標(biāo)準(zhǔn)方面存在的問(wèn)題如下：

1) 核電材料規(guī)范對(duì)部分材料化學(xué)成分控制范圍過(guò)寬、殘余元素控制不足

如RCC-M M3304規(guī)定Z2CND18-12(控氮)鋼的化學(xué)成分有C、Si、Mn、P、S、Cr、Ni、Mo、Cu和N，實(shí)際設(shè)計(jì)時(shí)增加了對(duì)Co、B和Ta+Nb元素的控制。大量試驗(yàn)結(jié)果表明，30余種元素對(duì)奧氏體不銹鋼氯脆敏感性有影響[4-8]。筆者認(rèn)為即使權(quán)衡服役性能要求和經(jīng)濟(jì)性，也應(yīng)進(jìn)一步提高材料的純凈度。

2) 核電材料規(guī)范對(duì)組織和相結(jié)構(gòu)的要求不夠明確

以RRCC-M為例，RCC-M第Ⅱ卷材料篇中分門別類給出了碳鋼(M1000)、合金鋼(M2000)、不銹鋼(M3000)、特殊合金(M4000)、其他材料(M5000)和鑄鐵件(M6000)共六大類材料的要求。僅有少量鋼種提出了δ-鐵素體含量測(cè)定和晶粒大小要求。國(guó)內(nèi)核電材料采購(gòu)?fù)ǔＪ怯稍O(shè)計(jì)院根據(jù)規(guī)范和文件編制采購(gòu)技術(shù)要求或采購(gòu)技術(shù)規(guī)格書，由核電廠業(yè)主、設(shè)計(jì)院與材料加工制備廠協(xié)商確定。這種方式的靈活性，可能導(dǎo)致相同牌號(hào)材料的質(zhì)量差異較大，或者不同制造廠重復(fù)“試制”，可能造成材料不滿足使用要求的情況發(fā)生。國(guó)內(nèi)核電廠曾發(fā)生過(guò)因非金屬夾雜物尺寸較大導(dǎo)致控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)Ω密封環(huán)在一回路水壓試驗(yàn)后PT檢出線性顯示等事件。

3) 核電材料國(guó)產(chǎn)化有待根據(jù)工程經(jīng)驗(yàn)反饋持續(xù)完善并期待形成核心技術(shù)

核電材料國(guó)產(chǎn)化需要進(jìn)行充分試驗(yàn)和理論分析，且其性能需要相對(duì)較長(zhǎng)時(shí)間的工程驗(yàn)證。核電材料需要不斷改進(jìn)而形成核心技術(shù)。

即使是早在1988年就完成了替代進(jìn)口材料17-4PH的國(guó)產(chǎn)汽輪機(jī)葉片用鋼0Cr17Ni4Cu4Nb的研制,并形成了國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)GB/T8732-1988，但核電汽輪機(jī)運(yùn)行工程經(jīng)驗(yàn)表明其服役性能迄今仍不令人滿意。近幾年,采用國(guó)產(chǎn)0Cr17Ni4Cu4Bb的核電汽輪機(jī)低壓轉(zhuǎn)子次末級(jí)葉片發(fā)生了三次葉片斷裂事故。實(shí)測(cè)葉片材料的屈強(qiáng)比高達(dá)0.83(推算ASME要求90%屈強(qiáng)比<0.7)，葉片最大應(yīng)力的理論計(jì)算值已達(dá)到其屈服強(qiáng)度的90%，δ-鐵素體含量(質(zhì)量分?jǐn)?shù),下同)小于1%。西屋公司采用的17-4PH標(biāo)準(zhǔn)，要求δ-鐵素體含量≤5%，實(shí)測(cè)葉輪機(jī)原裝葉片的δ-鐵素體含量為4%～5%，葉輪機(jī)原裝葉片用于秦山二期,未發(fā)生過(guò)葉片斷裂事故。升版后的GB/T 8732-2014標(biāo)準(zhǔn)《汽輪機(jī)葉片作用鋼》標(biāo)準(zhǔn)中要求0Cr17Ni4Cu4Nb的δ-鐵素體含量不得超過(guò)5%。δ-鐵素體含量較多會(huì)降低強(qiáng)度，在較高熱加工溫度(約1 200 ℃)進(jìn)行鍛、軋時(shí)的生產(chǎn)效率較高但可能發(fā)生熱加工裂紋，因此在實(shí)際生產(chǎn)中，0Cr17Ni4Cu4Nb中的δ-鐵素體含量越低越好。δ-鐵素體可改善0Cr17Ni4Cu4Nb的焊接性和塑性，殘余奧氏體有利于改善塑韌性，控制核電汽輪機(jī)低壓轉(zhuǎn)子部件應(yīng)力腐蝕的關(guān)鍵技術(shù)之一是可采用較低屈服強(qiáng)度的材料。另外，國(guó)內(nèi)對(duì)0Cr17Ni4Cu4Nb斷裂力學(xué)行為的研究工作也較少。

3.1.2 核電設(shè)備防腐蝕設(shè)計(jì)

核電廠常規(guī)島的設(shè)備材料發(fā)生過(guò)多起因防腐蝕設(shè)計(jì)不當(dāng)(主要是結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和/或材料選材)導(dǎo)致材料發(fā)生腐蝕損傷的事件。這主要是由于對(duì)核電廠特定腐蝕介質(zhì)和工況考慮不當(dāng)造成的。核電設(shè)備防腐蝕設(shè)計(jì)不當(dāng)?shù)牡湫桶咐校?/p>

1) SRI/SEN板式熱交換器板間流速設(shè)計(jì)值過(guò)高，導(dǎo)致鈦板故障頻發(fā);

2) 二回路部分汽水管道的材料選材不當(dāng),導(dǎo)致管道帶壓堵漏頻發(fā);

3) SEC泵海水泥沙造成設(shè)備材料沖蝕腐蝕;

4) 防腐蝕施工和腐蝕檢查的可達(dá)性。

3.1.3 核電設(shè)備制造

設(shè)備制造導(dǎo)致的固有可靠性問(wèn)題，主要包括制造質(zhì)量控制不夠嚴(yán)格，制造檢驗(yàn)技術(shù)落后，制造工藝技術(shù)欠缺等。筆者曾研究國(guó)內(nèi)外奧氏體不銹鋼Z2CN18-10和Z2CND18-12N管材的制造質(zhì)量，歸納出如下問(wèn)題需要關(guān)注：

1) 使用廢鋼進(jìn)行冶煉，導(dǎo)致很多問(wèn)題發(fā)生，尤其是雜質(zhì)含量控制問(wèn)題。

2) 鍛造比不足3，采用煤氣加熱代替精煉電爐導(dǎo)致表面增碳，小直徑管道內(nèi)壁增碳嚴(yán)重，大管徑管道用擴(kuò)管工藝代替正常的軋制或者拉拔工藝，固溶處理加熱速率偏離和保溫時(shí)間較短，晶粒度偏粗，屈服強(qiáng)度過(guò)高等問(wèn)題。

3.2使用可靠性

設(shè)備材料使用可靠性，包括運(yùn)行方面的環(huán)境相容性、工藝參數(shù)是否在設(shè)計(jì)范圍和系統(tǒng)健康監(jiān)督，維修方面的材料完整性、預(yù)防性維修優(yōu)化和維修質(zhì)量控制等。

偏離設(shè)計(jì)運(yùn)行的常見(jiàn)案例是截止閥長(zhǎng)期作為調(diào)節(jié)閥使用，例如汽輪機(jī)旁排系統(tǒng)(CET)截止閥，由此導(dǎo)致閥門遭受異常沖刷損壞，多次發(fā)生故障。

4　核電廠設(shè)備材料防腐蝕技術(shù)的改進(jìn)

4.1核電材料用戶規(guī)范

針對(duì)核電材料規(guī)范對(duì)部分材料化學(xué)成分控制范圍過(guò)寬、殘余元素控制不足以及對(duì)組織和相結(jié)構(gòu)的要求不夠明確等欠缺，以及眾多生產(chǎn)廠家的技術(shù)和質(zhì)保能力參差不齊等問(wèn)題，筆者提議建立一套核電行業(yè)共享的核電材料用戶規(guī)范(采購(gòu)規(guī)范)。此規(guī)范需符合核電廠設(shè)計(jì)和建造規(guī)范要求，具有先進(jìn)性、專用性和適用性，并且應(yīng)比采購(gòu)技術(shù)規(guī)格書更為詳細(xì)地規(guī)定核電設(shè)備材料要求，并定期(5 a)進(jìn)行復(fù)查和更新。

4.2設(shè)備防腐蝕可靠性設(shè)計(jì)

對(duì)于核電廠關(guān)鍵設(shè)備的防腐蝕設(shè)計(jì)，建設(shè)開(kāi)發(fā)并應(yīng)用基于故障樹(shù)分析(FTA)、故障模式及影響分析(FMEA)和失效概率分析(FPA)的設(shè)備防腐蝕可靠性設(shè)計(jì)技術(shù)。

FTA、FMEA和FPA具有較強(qiáng)的邏輯關(guān)系。FTA分析哪些設(shè)備發(fā)生故障會(huì)導(dǎo)致機(jī)組≥10%功率波動(dòng)或停機(jī)停堆，F(xiàn)MEA分析這些設(shè)備存在哪些功能重要故障模式及其影響，F(xiàn)PA分析重要功能故障模式發(fā)生的概率。根據(jù)以上分析結(jié)果進(jìn)行防腐蝕設(shè)計(jì)，可進(jìn)一步提升設(shè)備運(yùn)行性能。

4.3工程協(xié)調(diào)控制

工程協(xié)調(diào)控制主要應(yīng)用各工業(yè)領(lǐng)域均適用的工程控制論[9-11]的基本理論和方法，協(xié)調(diào)控制一個(gè)系統(tǒng)各組成部分之間的相互關(guān)系及整個(gè)系統(tǒng)的綜合行為，從而可能達(dá)到工程控制論期望實(shí)現(xiàn)的“用不可靠元件構(gòu)造一個(gè)可靠的系統(tǒng)”的目的。通過(guò)工程協(xié)調(diào)控制提高系統(tǒng)可靠性的基本方法，是采用冗余原則(增加基數(shù))、增設(shè)性質(zhì)不同的獨(dú)立功能和避免疊加效應(yīng)，包括串聯(lián)、并聯(lián)、串并混聯(lián)、橋聯(lián)等實(shí)現(xiàn)方式，可以用于核電廠設(shè)備材料腐蝕防護(hù)。

以SEC系統(tǒng)設(shè)備和管道為例。SEC系統(tǒng)管道采用冗余設(shè)計(jì)，分A、B兩列，一列運(yùn)行、一列備用；在SEC泵上游設(shè)置有吸水暗渠沉積海泥砂，因此SEC管道海水的泥沙含量降低了50%以上，SEC系統(tǒng)板式熱交換器的鈦板不像常規(guī)島SEN海水系統(tǒng)的板式熱交換器那樣遭受嚴(yán)重的液(海水)、固(泥砂)兩相流沖刷腐蝕，即有效避免了“疊加效應(yīng)”。SEC泵進(jìn)、出口管道同時(shí)采用外加電流和犧牲陽(yáng)極保護(hù)，防腐蝕效果良好(并聯(lián))。位于管溝和核島的SEC管道采用三層涂層保護(hù)(串聯(lián))；按照“增設(shè)性質(zhì)不同的獨(dú)立功能”的方法，該管段宜增設(shè)犧牲陽(yáng)極保護(hù)，在涂層局部失效時(shí)可以提供有效防護(hù)。

4.4定期檢查和在線監(jiān)測(cè)技術(shù)研發(fā)

研發(fā)有效的核電廠設(shè)備腐蝕損傷定期檢查技術(shù)和在線監(jiān)測(cè)技術(shù)，以及時(shí)了解腐蝕狀態(tài)，給出準(zhǔn)確診斷信息，并據(jù)此通過(guò)腐蝕介質(zhì)控制和工況參數(shù)調(diào)整保持系統(tǒng)設(shè)備良好的運(yùn)行狀態(tài)。

4.5材料耐腐蝕評(píng)定技術(shù)改進(jìn)

工程上一般采用標(biāo)準(zhǔn)的“耐腐蝕評(píng)定試驗(yàn)方法”(簡(jiǎn)稱標(biāo)準(zhǔn)方法)對(duì)材料進(jìn)行耐腐蝕評(píng)定。這需要充分認(rèn)識(shí)研究對(duì)象的腐蝕機(jī)理以選取合適的試驗(yàn)方法。通常使用國(guó)標(biāo)和美標(biāo)制定的標(biāo)準(zhǔn)試驗(yàn)方法，但這些方法具有局限性，用標(biāo)準(zhǔn)方法檢驗(yàn)認(rèn)為沒(méi)有晶間腐蝕傾向的材料，并不能保證其在引起晶間腐蝕的其他介質(zhì)中也不產(chǎn)生晶間腐蝕；反之有晶間腐蝕傾向的材料在許多環(huán)境中也未必會(huì)產(chǎn)生晶間腐蝕，即局限性較大。

筆者研究認(rèn)為，需針對(duì)工程實(shí)際服役環(huán)境進(jìn)行耐腐蝕試驗(yàn)，試驗(yàn)結(jié)果可以評(píng)價(jià)材料在工程實(shí)際情況下的耐蝕性。

4.6核電廠水化學(xué)改進(jìn)

(1) 一回路

對(duì)于PWR核電廠一回路水化學(xué)，20世紀(jì)90年代以來(lái)包括美國(guó)、法國(guó)和日本等在內(nèi)的研究結(jié)果表明(國(guó)內(nèi)也有單位進(jìn)行研究)，在一回路添加微量的鋅(約10 μg/kg)可有效改善結(jié)構(gòu)材料表面氧化膜的微觀結(jié)構(gòu)形態(tài)，提高材料耐蝕性，減少腐蝕產(chǎn)物轉(zhuǎn)移，降低一回路放射性水平。PWR核電廠一回路加鋅始于1994年西屋公司和EPRI在美國(guó)Farley核電廠2號(hào)機(jī)組進(jìn)行的試驗(yàn)；1996年德國(guó)Biblis核電廠B機(jī)組應(yīng)用并長(zhǎng)期跟蹤一回路加鋅對(duì)輻射劑量率的影響，此后陸續(xù)在國(guó)外部分核電廠得到應(yīng)用，沒(méi)有發(fā)現(xiàn)不良效果；目前國(guó)內(nèi)僅AP1000核電機(jī)組在設(shè)計(jì)上采用加鋅。EPRI于2006年發(fā)布加鋅導(dǎo)則[12]，推薦將一回路加鋅作為降低輻射劑量率和PWSCC風(fēng)險(xiǎn)的措施。

筆者認(rèn)為，一回路需連續(xù)加藥以保持鋅含量，這需要增加一套相應(yīng)的裝置，鋅的存在也會(huì)使化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(RCV)凈化床的運(yùn)行變得復(fù)雜。從秦山二期四臺(tái)核電機(jī)組三十多堆年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)來(lái)看，一回路放射性水平處于很低水平，集體劑量的(WANO)指標(biāo)一直優(yōu)于中值水平，若有應(yīng)用需求應(yīng)進(jìn)行系統(tǒng)性的工程論證。

(2) 二回路

目前國(guó)際上流行的二回路pH控制劑包括乙醇胺(ETA)、嗎啉和氨等。秦山二期設(shè)計(jì)上采用氨處理，使得汽水分離再熱器(MSR)和高壓加熱器疏水等管線的pH偏低，不利于汽水管道材料抗FAC，從每次換料大修獲取的汽水管道壁厚監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)和蒸氣發(fā)生器(SG)二次側(cè)沖洗泥渣數(shù)據(jù)可以反映出pH偏低的影響程度。也有部分國(guó)家核電廠采用高氨處理工藝。高氨處理也會(huì)導(dǎo)致SG排污凈化系統(tǒng)的除鹽床樹(shù)脂更換周期較短。近年來(lái)ETA因其較強(qiáng)的堿性和低揮發(fā)性而得到越來(lái)越多的應(yīng)用，秦山一期率先應(yīng)用ETA。在嚴(yán)格論證了ETA與二回路材料的相容性及對(duì)相關(guān)樹(shù)脂的影響后，秦山二期已在國(guó)內(nèi)率先采用氨+ETA混合控制模式，有效提高了疏水的pH，給水鐵含量下降30%，MSR疏水鐵含量下降80%以上，實(shí)施效果良好。

4.7沿海核電廠不銹鋼海洋大氣氯離子腐蝕

2001年,南非Koeberg PWR核電廠2號(hào)機(jī)組燃料廠房?jī)?nèi)安全注入等系統(tǒng)管道發(fā)生貫穿性穿孔泄漏[12]，盡管未產(chǎn)生核事故，但因更換長(zhǎng)度186 m管道非計(jì)劃停堆56 d。泄漏原因是由于核燃料廠房通風(fēng)系統(tǒng)沒(méi)有有效去除氯離子的方法，貫穿件也未封堵，導(dǎo)致設(shè)備表面每月都有0.57～70 μg/cm2氯離子沉積，使未經(jīng)固熔熱處理的304L有縫鋼管遭受海洋大氣氯離子晶間應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂。

大氣環(huán)境中不銹鋼的外應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂(ESCC)[12-14]是需要高度關(guān)注的問(wèn)題。ESCC發(fā)生在有保溫材料和裸露的不銹鋼表面；前者主要是雨水等通過(guò)外部的保溫材料達(dá)到不銹鋼表面，雨水和保溫層中氯離子凝聚在不銹鋼表面從而引起ESCC，損傷部位多見(jiàn)于焊縫熱影響區(qū)(HAZ)，斷裂形態(tài)雖有穿晶裂紋但大部分屬于晶間斷裂。針對(duì)無(wú)保溫層的ESCC，筆者推薦采用表面涂層(不銹鋼油漆、樹(shù)脂涂層噴涂)的方法予以防護(hù)；針對(duì)有保溫層的ESCC，除選擇合適保溫材料以防止雨水進(jìn)入等措施之外，筆者推薦先在不銹鋼表面包一層鋁箔。

4.8設(shè)備和管道保溫層下腐蝕

保溫層下腐蝕(CUI)是指在帶保溫層的設(shè)備或管道外表面發(fā)生的腐蝕現(xiàn)象。空氣中水分低溫凝結(jié)等可在保溫層與金屬表面形成潮濕環(huán)境，碳鋼和低合金鋼金屬在此類薄層電解液膜中易發(fā)生均勻腐蝕或點(diǎn)蝕，奧氏體不銹鋼可能發(fā)生SCC和點(diǎn)蝕[13-14]。秦山二期檢查發(fā)現(xiàn)的設(shè)備和管道CUI主要發(fā)生在DEG(核島冷凍水系統(tǒng))和DEL(電氣廠房冷凍水系統(tǒng))。M310型核電廠一般采用冷凍水系統(tǒng)向通風(fēng)系統(tǒng)的冷卻盤管提供7 ℃冷凍水(進(jìn)口12 ℃除鹽水)；其他如蒸汽排放裝置管道和閥門也可能存在CUI問(wèn)題，常常造成跑冒滴漏。有必要深入開(kāi)展核電廠設(shè)備和管道CUI相關(guān)研究，包括保溫層下薄層電解液膜環(huán)境碳鋼表面專用核級(jí)涂層的研發(fā)。

4.9不銹鋼堆焊層長(zhǎng)期服役行為

核電廠一回路設(shè)備碳鋼表面普遍采用309L/308L堆焊層，但有關(guān)16MND5(或AS-508cl.3a)和309L/308L堆焊層組成的復(fù)合體的長(zhǎng)期服役行為的研究較少,有必要深入研究其在反應(yīng)堆冷卻劑中,存在輻照條件下的腐蝕行為。

4.10SG泥渣含量

運(yùn)行過(guò)程中SG二次側(cè)中雜質(zhì)(主要是二回路腐蝕產(chǎn)物Fe3O4)以重力沉降、沸騰和紊流沉積等方式在管板、支撐板和傳熱管的表面以及傳熱管與支撐板間隙中沉積，形成結(jié)垢和泥渣堆積，嚴(yán)重時(shí)可能發(fā)生SG水位不穩(wěn)定，傳熱性能下降和傳熱管腐蝕，以及在功率變化期間雜質(zhì)隱藏返回現(xiàn)象。

筆者對(duì)秦山二期二回路系統(tǒng)管道流體中鐵離子及其分布情況進(jìn)行了歷時(shí)7 a的布點(diǎn)監(jiān)測(cè)，根據(jù)監(jiān)督結(jié)果建立的計(jì)算模型計(jì)算得出的每個(gè)燃料循環(huán)沉積在SG管板上和泥渣收集器中的泥渣量與換料大修期間SG泥渣沖洗數(shù)據(jù)完全吻合，結(jié)合歷年來(lái)的二回路水化學(xué)、材質(zhì)等的改進(jìn)情況，判斷泥渣量既與二回路中腐蝕產(chǎn)物量高低有關(guān),也與SG設(shè)計(jì)有關(guān)，但主要與SG排污設(shè)計(jì)相關(guān)，今后的SG設(shè)計(jì)優(yōu)化需關(guān)注這一問(wèn)題。

5　結(jié)束語(yǔ)

腐蝕防護(hù)是核電廠設(shè)備材料完整性控制的重要工作，是核安全的關(guān)鍵支撐。當(dāng)前，核電廠在日常和換料大修期間處理影響機(jī)組運(yùn)行的腐蝕相關(guān)功能性缺陷的工作量依然很大。本工作從核電廠營(yíng)運(yùn)需求視角，根據(jù)生產(chǎn)運(yùn)行過(guò)程中易發(fā)生或潛在故障模式比較系統(tǒng)地提出了需要高度關(guān)注的課題，并基于可靠性理論和交叉技術(shù)對(duì)腐蝕防護(hù)技術(shù)改進(jìn)措施和研發(fā)方向進(jìn)行了探討和展望。

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Corrosion Damage Cases and Corrosion Protection Technology of Components in Nuclear Power Plant

ZHANG Xing-tian

(CNNC Nuclear Power Operation Management Co., Ltd., Haiyan 314300, China)

The design and features of component corrosion protection in nuclear power plants are introduced. Some corrosion damage cases of components, these failure modes and root causes discussed. Nuclear power material standards, corrosion protection design, manufacture and usage of components are discussed from the perspective of inherent reliability and use reliability of reliability theory.

corrosion; design of corrosion protection; component reliability; nuclear power material standard; nuclear power plant

10.11973/fsyfh-201607002

2016-05-12

張興田(1954-),高級(jí)工程師,從事核電廠材料和設(shè)備可靠性技術(shù)研發(fā)工作,13819375052,zhangxt@cnnp.com.cn

TG174

B

1005-748X(2016)07-0527-07