核電廠是一個高度復(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 , 會對工作人員、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)備的安全和可靠運行。

核電廠生產(chǎn)運行工程經(jīng)驗表明 , 保障核電廠安全、可靠和經(jīng)濟運行的三大技術(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。

國外核電廠曾經(jīng)發(fā)生過多起重要設(shè)備材料腐蝕損傷事件。如 2000 年瑞典 RinghalsPWR 核電廠 4 號機組反應(yīng)堆壓力容器（RPV） 接管安全端 Inconel182 合金發(fā)生枝晶間應(yīng)力腐蝕開裂 （SCC）；2001 年南非KoebergPWR 核電廠 2 號機組燃料廠房內(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;2002 年美國Davis-BessePWR 核電廠發(fā)生一次側(cè)應(yīng)力腐蝕開裂 （PWSCC） 導(dǎo)致控制棒驅(qū)動機構(gòu) （CRDM） 接管嘴 Inconel600 反應(yīng)堆冷卻劑滲漏 , 進而導(dǎo)致 RPV 上封頭硼酸腐蝕 ;2004 年日本 MihamaPWR 核電廠 3號機組因流動加速腐蝕 （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 10% 功率波動或非計劃停機停堆事件仍有發(fā)生 , 這造成了很大的經(jīng)濟損失。

本工作以采用法國 RCC 系列規(guī)范設(shè)計和建造的秦山第二核電廠 （ 即秦山二期 ）4 臺 PWR650MWe 核電機組 30 多個堆年重要設(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)計情況 , 包括其特點、環(huán)境介質(zhì)控制和主要材料選材情況。從核電廠營運需求角度 , 根據(jù)生產(chǎn)運行過程中已發(fā)生或潛在的故障模式 , 提出并討論重點相關(guān)課題 , 并對其基于工業(yè)技術(shù)交叉應(yīng)用提出若干腐蝕防護技術(shù)改進的設(shè)想和展望。

1 核電廠設(shè)備材料防腐蝕設(shè)計簡況

核電廠設(shè)備材料防腐蝕設(shè)計是一項龐雜的系統(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)計的基本情況、核心內(nèi)容及特殊問題。

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)模式見圖 1。表 1 為秦山二期某？PWR 核電機組環(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)力腐蝕開裂

反應(yīng)堆換料水池鋼覆面由 304L 不銹鋼焊接而成 , 厚度 3mm。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行沖洗和烘干等操作 ; 反應(yīng)堆正常運行期間換料水池處于無水干燥狀態(tài)。

在秦山二期 1 號機組 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 號機組 , 在 2號機組 208 換料大修期間對換料水池鋼覆面進行檢查 , 也發(fā)現(xiàn)有類似缺陷。

對切割取樣的 J 型槽鋼覆面進行理化分析 , 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 5.4~6.1MPa 的拉應(yīng)力 ; 裂紋穿晶擴展 , 采用金相顯微鏡可觀察到樹枝狀裂紋 , 見圖 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 , 斷口上可見大量河流花樣和魚骨狀花樣 , 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 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 （ 氯以有機物形式存在 ） 替代丙烯酸樹脂含水乳化液或苯乙烯含水乳化液。參考具有相同官能團 （-CH 2 -CH-Cl） 的聚氯乙烯在高能射線輻照下的降解過程及機理 ,在中子射線及 γ 射線輻照下 , 氯 - 偏共聚乳液會產(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)力腐蝕開裂。在施工中沒有按照技術(shù)要求涂防塵防護油漆 , 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)力腐蝕開裂進程。

圖2 裂紋的顯微形貌

圖3 管材截面裂紋尖端顯微形貌

2.2 插塞焊縫晶間應(yīng)力腐蝕開裂

2012 年秦山二期 1 號機組 110 換料大修期間對插塞焊縫 （ 焊縫編號 M13）實施滲透檢測 , 在插塞孔周邊管道母材上檢出 5 處線性顯示。M13 屬核 1 級 ,工藝管道材質(zhì) Z2CND18-12（ 控氮 ）、尺寸 323.9mm×28.58mm, 插塞孔尺寸M27mm×1.5mm?，F(xiàn)場取樣對材料進行失效分析。

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 , 沿晶擴展 , 在裂紋中部及尖端可見少量分支形態(tài)的微裂紋 , 其擴展方式同樣為沿晶擴展 , 見圖3。插塞截面裂紋擴展方式與管材相同。

插塞孔模擬加工及硬度測試結(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)力分布及大小計算結(jié)果顯示 , 在插塞和插塞孔過盈配合情況下進行焊接 , 插塞孔近外表面處應(yīng)力最高。

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展。

根據(jù)國內(nèi)外核電廠多起失效案例 ,非敏化不銹鋼晶間應(yīng)力腐蝕開裂部件的共同點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制為位錯強化。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位錯運動的阻礙使得晶界處應(yīng)力進一步集中 , 最后導(dǎo)致晶界強度降低 ,裂紋以沿晶擴展的方式發(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組投入商業(yè)運行后，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 , 鈦板的海水進口區(qū)和導(dǎo)流區(qū)局部減薄。對設(shè)備失效的原因進行分析。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 ）； 根本原因是針對秦山二期 SEN 系統(tǒng)的特定海水水質(zhì) ,板間流速設(shè)計值過高 , 在鈦板海水進口區(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 主給水管道流動加速腐蝕（FAC）

2012 年 , 機組 109 大修期間對二回路部分管線進行了管壁超聲波測厚 , 發(fā)現(xiàn)兩臺主給水泵系統(tǒng) （APA） 前置泵后的第一個彎頭和兩臺主給水流量調(diào)節(jié)閥后的直管段發(fā)生了壁厚減薄超標(biāo) , 隨即對這兩個彎頭和兩個管段實施了更換處理。

彎頭和閥后直管段的尺寸、材料和給水流速分別為 406mm×11mm/ST45.8 -Ⅲ/5.5m·s -1 和 406.4mm×23.83mm/TU48C（RCCM-M1141）/?5.1m·s -1 , 運行水溫分別為 149℃和 230℃ , 實測壁厚分別為 6.9~8.2mm 和 16.8~18mm。對更換下的彎頭和直管段進行理化分析 , 結(jié)果表明 : 彎頭和閥后直管段材料實測化學(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Fe 3 O 4 , 無其他有害元素 （ 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“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)備腐蝕防護存在的問題

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)備材料腐蝕與防護屬于系統(tǒng)設(shè)備可靠性范疇。國內(nèi)外核電廠目前大多參考美 國 核 電 運 行 研 究 所 （INPO） 發(fā) 布 的EquipmentReliabilityProcessDe-scription（INPOAP-913V2, 簡稱 INPO?AP913） 識別和組織核電廠設(shè)備可靠性相關(guān)活動。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?, 是通過分析得出設(shè)備材料發(fā)生腐蝕的根本原因 , 并針對根本原因采取措施 , 設(shè)備可靠性就會得到提高。

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)備制造過程中確立的可靠性 , 包括設(shè)計、材料、制造及檢驗 ; 使用可靠性 （ 即服役行為 ） 與系統(tǒng)設(shè)備使用條件相關(guān) , 包括運行 （ 工藝參數(shù) , 環(huán)境 ） 和維修 （ 檢查和維修 ）。

核電廠運行經(jīng)驗表明 , 核島設(shè)備防腐蝕設(shè)計較為成功 , 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問題。

本工作主要結(jié)合秦山二期的實際情況探討設(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)來規(guī)范。有關(guān)核電材料標(biāo)準(zhǔn)方面存在的問題如下 :

1） 核電材料規(guī)范對部分材料化學(xué)成分控制范圍過寬、殘余元素控制不足如RCC-MM3304 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,?實際設(shè)計時增加了對 Co、B 和 Ta+Nb 元素的控制。

大量試驗結(jié)果表明 ,30 余種元素對奧氏體不銹鋼氯脆敏感性有影響。筆者認(rèn)為即？使？權(quán)衡服役性能要求和經(jīng)濟性 , 也應(yīng)進一步提高材料的純凈度。

2） 核電材料規(guī)范對組織和相結(jié)構(gòu)的要求不夠明確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- 鐵素體含量測定和晶粒大小要求。國內(nèi)核電材料采購?fù)ǔＪ怯稍O(shè)計院根據(jù)規(guī)范和文件編制采購技術(shù)要求或采購技術(shù)規(guī)格書 , 由核電廠業(yè)主、設(shè)計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。國內(nèi)核電廠曾發(fā)生過因非金屬夾雜物尺寸較大導(dǎo)致控制棒驅(qū)動機構(gòu) Ω 密封環(huán)在一回路水壓試驗后 PT 檢出線性顯示等事件。

3） 核電材料國產(chǎn)化有待根據(jù)工程經(jīng)驗反饋持續(xù)完善并期待形成核心技術(shù)核電材料國產(chǎn)化需要進行充分試驗和理論分析 , 且其性能需要相對較長時間的工程驗證。核電材料需要不斷改進而形成核心技術(shù)。

即使是早在 1988 年就完成了替代進口材料 17-4PH 的國產(chǎn)汽輪機葉片用鋼 0Cr17Ni4Cu4Nb 的研制 , 并形成了國 家 標(biāo) 準(zhǔn) GB/T8732-1988, 但 核 電 汽輪機運行工程經(jīng)驗表明其服役性能迄今仍不令人滿意。近幾年 , 采用國產(chǎn)0Cr17Ni4Cu4Bb 的核電汽輪機低壓轉(zhuǎn)子次末級葉片發(fā)生了三次葉片斷裂事故。

實測葉片材料的屈強比高達 0.83（ 推算ASME 要求 90% 屈強比 <0.7）， 葉片最大應(yīng)力的理論計算值已達到其屈服強度的 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%,實測葉輪機原裝葉片的 δ- 鐵素體含量為 4%~5%, 葉輪機原裝葉片用于秦山二期 , 未發(fā)生過葉片斷裂事故。升版后的GB/T8732-2014 標(biāo)準(zhǔn)《汽輪機葉片作用鋼》標(biāo)準(zhǔn)中要求 0Cr17Ni4Cu4Nb 的 δ-鐵素體含量不得超過 5%。δ- 鐵素體含量較多會降低強度 , 在較高熱加工溫度 （ 約 1200℃ ） 進行鍛、軋時的生產(chǎn)效率較高但可能發(fā)生熱加工裂紋 , 因此在實際生產(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度的材料。另外 , 國內(nèi)對 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

核電廠常規(guī)島的設(shè)備材料發(fā)生過多起因防腐蝕設(shè)計不當(dāng) （ 主要是結(jié)構(gòu)設(shè)計和 / 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)計不當(dāng)?shù)牡湫桶咐?:1）SRI/SEN 板式熱交換器板間流速設(shè)計值過高 , 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)致的固有可靠性問題 ,主要包括制造質(zhì)量控制不夠嚴(yán)格 , 制造檢驗技術(shù)落后 , 制造工藝技術(shù)欠缺等。筆者曾研究國內(nèi)外奧氏體不銹鋼Z2CN18-10 和 Z2CND18-12N 管材的制造質(zhì)量 , 歸納出如下問題需要關(guān)注 :1）使用廢鋼進行冶煉 , 導(dǎo)致很多問題發(fā)生 , 尤其是雜質(zhì)含量控制問題。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間較短 , 晶粒度偏粗 , 屈服強度過高等問題。

3.2 使用可靠性

設(shè)備材料使用可靠性 , 包括運行方面的環(huán)境相容性、工藝參數(shù)是否在設(shè)計范圍和系統(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)計運行的常見案例是截止閥長期作為調(diào)節(jié)閥使用 , 例如汽輪機旁排系統(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

4.1 核電材料用戶規(guī)范

針對核電材料規(guī)范對部分材料化學(xué)成分控制范圍過寬、殘余元素控制不足以及對組織和相結(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（ 采購規(guī)范 ）。此規(guī)范需符合核電廠設(shè)計和建造規(guī)范要求 , 具有先進性、專用性和適用性 , 并且應(yīng)比采購技術(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 （5a） 進行復(fù)查和更新。

4.2 設(shè)備防腐蝕可靠性設(shè)計

對于核電廠關(guān)鍵設(shè)備的防腐蝕設(shè)計 , 建設(shè)開發(fā)并應(yīng)用基于故障樹分析（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)計技術(shù)。FTA、FMEA 和 FPA 具有較強的邏輯關(guān)系。FTA 分析哪些設(shè)備發(fā)生故障會導(dǎo)致機組≥ 10% 功率波動或停機停堆 ,FMEA 分析這些設(shè)備存在哪些功能重要故障模式及其影響 ,FPA 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)果進行防腐蝕設(shè)計 , 可進一步提升設(shè)備運行性能。

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的基本理論和方法 , 協(xié)調(diào)控制一個系統(tǒng)各組成部分之間的相互關(guān)系及整個系統(tǒng)的綜合行為 , 從而可能達到工程控制論期望實現(xiàn)的“用不可靠元件構(gòu)造一個可靠的系統(tǒng)”的目的。通過工程協(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)等實現(xiàn)方式 , 可以用于核電廠設(shè)備材料腐蝕防護。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 , 分 A、B兩列 , 一列運行、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、出口管道同時采用外加電流和犧牲陽極保護 , 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 （ 串聯(lián) ）； 按照“增設(shè)性質(zhì)不同的獨立功能”的方法 ,該管段宜增設(shè)犧牲陽極保護 , 在涂層局部失效時可以提供有效防護。

4.4定期檢查和在線監(jiān)測技術(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)測技術(shù) , 以及時了解腐蝕狀態(tài) , 給出準(zhǔn)確診斷信息 , 并據(jù)此通過腐蝕介質(zhì)控制和工況參數(shù)調(diào)整保持系統(tǒng)設(shè)備良好的運行狀態(tài)。

4.5 材料耐腐蝕評定技術(shù)改進

工程上一般采用標(biāo)準(zhǔn)的“耐腐蝕評定試驗方法”（ 簡稱標(biāo)準(zhǔn)方法 ） 對材料進行耐腐蝕評定。這需要充分認(rèn)識研究對象的腐蝕機理以選取合適的試驗方法。通常使用國標(biāo)和美標(biāo)制定的標(biāo)準(zhǔn)試驗方法 , 但這些方法具有局限性 , 用標(biāo)準(zhǔn)方法檢驗認(rèn)為沒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)境中也未必會產(chǎn)生晶間腐蝕 , 即局限性較大。

筆者研究認(rèn)為 , 需針對工程實際服役環(huán)境進行耐腐蝕試驗 , 試驗結(jié)果可以評價材料在工程實際情況下的耐蝕性。

4.6 核電廠水化學(xué)改進

（1） 一回路

對于 PWR 核電廠一回路水化學(xué) ,20世紀(jì) 90 年代以來包括美國、法國和日本等在內(nèi)的研究結(jié)果表明 （ 國內(nèi)也有單位進行研究 ）， 在一回路添加微量的鋅（ 約 10μg/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 Farley核電廠 2 號機組進行的試驗 ;1996 年德國 Biblis 核電廠 B 機組應(yīng)用并長期跟蹤一回路加鋅對輻射劑量率的影響 , 此后陸續(xù)在國外部分核電廠得到應(yīng)用 , 沒有發(fā)現(xiàn)不良效果 ; 目前國內(nèi)僅 AP1000 核電機組在設(shè)計上采用加鋅。EPRI 于 2006 年發(fā)布加鋅導(dǎo)則 , 推薦將一回路加鋅作為降低輻射劑量率和 PWSCC 風(fēng)險的措施。

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 , 鋅的存在也會使化學(xué)和容積控制系統(tǒng) （RCV） 凈化床的運行變得復(fù)雜。從秦山二期四臺核電機組三十多堆年的運行經(jīng)驗來看 , 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)進行系統(tǒng)性的工程論證。

（2） 二回路

目前國際上流行的二回路 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。也有部分國家核電廠采用高氨處理工藝。高氨處理也會導(dǎo)致 SG排污凈化系統(tǒng)的除鹽床樹脂更換周期較短。近年來 ETA 因其較強的堿性和低揮發(fā)性而得到越來越多的應(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相關(guān)樹脂的影響后 , 秦山二期已在國內(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 KoebergPWR 核電廠2 號機組燃料廠房內(nèi)安全注入等系統(tǒng)管道發(fā)生貫穿性穿孔泄漏 , 盡管未產(chǎn)生核事故 , 但因更換長度 186m 管道非計劃停堆 56d。泄漏原因是由于核燃料廠房通風(fēng)系統(tǒng)沒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 0.57~70μg/cm 2 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)力腐蝕開裂。

大氣環(huán)境中不銹鋼的外應(yīng)力腐蝕開裂 （ES-CC） 是需要高度關(guān)注的問題。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外部的保溫材料達到不銹鋼表面 , 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。針對無保溫層的ESCC, 筆者推薦采用表面涂層 （ 不銹鋼油漆、樹脂涂層噴涂）的方法予以防護；針對有保溫層的 ESCC, 除選擇合適保溫材料以防止雨水進入等措施之外 , 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)生均勻腐蝕或點蝕 , 奧氏體不銹鋼可能發(fā)生 SCC 和點蝕。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問題，常常造成跑冒滴漏。有必要深入開展核電廠設(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涂層的研發(fā)。

4.9 不銹鋼堆焊層長期服役行為

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。

4.10 SG泥渣含量

運行過程中 SG 二次側(cè)中雜質(zhì) （ 主要是二回路腐蝕產(chǎn)物 Fe 3 O 4 ） 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行了歷時 7a的布點監(jiān)測 , 根據(jù)監(jiān)督結(jié)果建立的計算模型計算得出的每個燃料循環(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)合歷年來的二回路水化學(xué)、材質(zhì)等的改進情況 , 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)計有關(guān) ,但主要與 SG 排污設(shè)計相關(guān) , 今后的 SG設(shè)計優(yōu)化需關(guān)注這一問題。

5 結(jié)束語

腐蝕防護是核電廠設(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組運行的腐蝕相關(guān)功能性缺陷的工作量依然很大。本工作從核電廠營運需求視角 , 根據(jù)生產(chǎn)運行過程中易發(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)對腐蝕防護技術(shù)改進措施和研發(fā)方向進行了探討和展望。