（核電副總工告訴你，防護這活到底該咋干?。?/p>

　　本文作者張興田副總工，高級工程師，現(xiàn)任秦山二期核電廠副總工程，從事核電廠材料和設(shè)備可靠性技術(shù)研發(fā)工作。

　　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Incone1182合金發(fā)生枝晶間應(yīng)力腐蝕開裂（SCC）；2011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Incone1600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（FCE）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。

　　圖1一回路和二回路材料的主要降質(zhì)模式

　　表１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3rnrn。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，換料水池中充人停堆含硼水，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)量分數(shù)高達0.32％。可以判定換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。

　　圖2裂紋的顯微形貌

　　與換料水池鋼覆面接觸的混凝土添加劑由氯一偏共聚乳液(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(一CH2一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，氯一偏共聚乳液會產(chǎn)生HCl，HCl遇水電解形成Cl一促使不銹鋼覆面發(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。

　　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)Z2CNDl8—12(控氮)、尺寸323.9mmX28.58mm，插塞孔尺寸M27mmX1.5mm?，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。

　　圖3管材截面裂紋尖端顯微形貌

　　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，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Φ406mmX11mm／ST45.8-Ill／5.5m·s-1和Φ406.4mmX23.83mm／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)量分數(shù)分別為0.01％和0.025％。表面腐蝕產(chǎn)物為Fe3O4，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EquipmentReliabilityProcessDeion(INPOAP-913V2，簡稱INPOAP913)識別和組織核電廠設(shè)備可靠性相關(guān)活動。筆者分析認為，INPOAP913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。可靠性工程控制的核心思想，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核電材料標準

　　材料性能是核電廠設(shè)備設(shè)計輸人的關(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準來規(guī)范。有關(guān)核電材料標準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Z2CNDl8—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

　　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爭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oCrl7Ni4Cu4Nb的研制，并形成了國家標準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)oCrl7Ni4Cu4Bb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％，鏟鐵素體含量(質(zhì)量分數(shù)，下同)小于1％。西屋公司采用的17-4PH標準，要求鐵素體含量≤5％，實測葉輪機原裝葉片的鐵素體含量為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／T 8732--2014標準《汽輪機葉片作用鋼》標準中要求0Crl7Ni4Cu4Nb的爭鐵素體含量不得超過5％。爭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，0Crl7Ni4Cu4Nb中的爭鐵素體含量越低越好。爭鐵素體可改善OCrl7Ni4Cu4Nb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0Crl7Ni4Cu4Nb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(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)和工況考慮不當造成的。核電設(shè)備防腐蝕設(shè)計不當?shù)牡湫桶咐校?/p>

　　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，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Z2CN18-12N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，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準的“耐腐蝕評定試驗方法”（簡稱標準方法）對材料進行耐腐蝕評定。這需要充分認識研究對象的腐蝕機理以選取合適的試驗方法。通常使用國標和美標制定的標準試驗方法，但這些方法具有局限性，用標準方法檢驗認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

　?。?）一回路對于ＰＷＲ核電廠一回路水化學(xué)，20世紀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風險的措施。

　　筆者認為，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。

　?。?）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Koeberg PWR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／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（CUT）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－508ｃ1.3ａ）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。