核電副總工告訴你，防護這活到底該咋干！

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備可靠性技術(shù)研發(fā)工作。

核電廠是一個高度復雜的系統(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、設備可靠性和材料完整性。其中，材料完整性也是設備可靠性的支撐，更是核安全的關鍵支撐。

國外核電廠曾經(jīng)發(fā)生過多起重要設備材料腐蝕損傷事件。如2000年瑞典Ringhals PWR核電廠４號機組反應堆壓力容器（RPV）接管安全端Incone1 182合金發(fā)生枝晶間應力腐蝕開裂（SCC）；2011年南非Koeberg ＰWR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-Besse PWR核電廠發(fā)生一次側(cè)應力腐蝕開裂（PWSCC）導致控制棒驅(qū)動機構(gòu)（CRDM）接管嘴Incone1600反應堆冷卻劑滲漏，進而導致RPV上封頭硼酸腐蝕；2004年日本Mihama PWR核電廠３號機組因流動加速腐蝕（FCE）導致汽水管道爆裂。目前，核電廠因重要設備材料完整性失效（包括腐蝕損傷）導致的超過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多個堆年重要設備材料典型腐蝕損傷事件為例，扼要介紹核電廠設備材料防腐蝕設計情況，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課題，并對其基于工業(yè)技術(shù)交叉應用提出若干腐蝕防護技術(shù)改進的設想和展望。

1、核電廠設備材料防腐蝕設計簡況?

核電廠設備材料防腐蝕設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、力學和腐蝕性能。核電廠設備材料需根據(jù)使用要求合理選材。反應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力腐蝕開裂

反應堆換料水池鋼覆面由304L不銹鋼焊接而成，厚度3 rnrn。環(huán)形槽位于反應堆堆腔，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)的殘余應力為5.4～6.1 MPa的拉應力；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，加速了鋼覆面的應力腐蝕開裂進程。

2.2插塞焊縫晶間應力腐蝕開裂

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323.9 mm X 28.58 mm，插塞孔尺寸M27 mm X1.5mm?，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)生了應變硬化。插塞孔應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變硬化，導致晶間應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力腐蝕開裂部件的共同點是部件整體或局部發(fā)生了應變硬化。在管材及插塞基材顯微組織中未觀察到滑移帶，表明材料的真應變小于12％，即插塞和管材的局部應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反應的合金元素快速反應，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力進一步集中，最后導致晶界強度降低，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)和導流區(qū)局部減薄。對設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Φ406 mmX11 mm／ST45.8-Ill／5.5 m·s-1和Φ406.4 mmX23.83 mm／TU48C(RCCM-M1141)／

5.1 m·s-1，運行水溫分別為149℃和230℃，實測壁厚分別為6.9～8.2 mm和16.8～18 mm。

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、核電廠設備腐蝕防護存在的問題

核電廠系統(tǒng)設備可靠性，指系統(tǒng)或設備在規(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。設備材料腐蝕與防護屬于系統(tǒng)設備可靠性范疇。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Equipment Reliability Process Deion(INPO AP-913V2，簡稱INPO AP913)識別和組織核電廠設備可靠性相關活動。筆者分析認為，INPO AP913側(cè)重設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，設備可靠性就會得到提高。

參考相關可靠性理論，設備材料腐蝕損傷相關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))指在設備制造過程中確立的可靠性，包括設計、材料、制造及檢驗；使用可靠性(即服役行為)與系統(tǒng)設備使用條件相關，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，核島設備防腐蝕設計較為成功，常規(guī)島的設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備材料腐蝕損傷相關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備設計輸人的關鍵數(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)范對部分材料化學成分控制范圍過寬、殘余元素控制不足

如RCC-M M3304規(guī)定Z2CNDl8—12(控氮)鋼的化學成分有C、Si、Mn、P、S、Cr、Ni、Mo、Cu和N，實際設計時增加了對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)核電材料采購通常是由設計院根據(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，可能導致相同牌號材料的質(zhì)量差異較大，或者不同制造廠重復“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)子部件應力腐蝕的關鍵技術(shù)之一是可采用較低屈服強度的材料。另外，國內(nèi)對0Crl7Ni4Cu4Nb斷裂力學行為的研究工作也較少。

3.1.2核電設備防腐蝕設計

核電廠常規(guī)島的設備材料發(fā)生過多起因防腐蝕設計不當(主要是結(jié)構(gòu)設計和／或材料選材)導致材料發(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。核電設備防腐蝕設計不當?shù)牡湫桶咐校?/p>

1)SRI／SEN板式熱交換器板間流速設計值過高，導致鈦板故障頻發(fā)；

2)二回路部分汽水管道的材料選材不當，導致管道帶壓堵漏頻發(fā)；

3)SEC泵海水泥沙造成設備材料沖蝕腐蝕；

4)防腐蝕施工和腐蝕檢查的可達性。

3.1.3核電設備制造

設備制造導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注：

１）使用廢鋼進行冶煉，導致很多問題發(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)是否在設計范圍和系統(tǒng)健康監(jiān)督，維修方面的材料完整性、預防性維修優(yōu)化和維修質(zhì)量控制等。

偏離設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，由此導致閥門遭受異常沖刷損壞，多次發(fā)生故障。

4、核電廠設備材料防腐蝕技術(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)范需符合核電廠設計和建造規(guī)范要求，具有先進性、專用性和適用性，并且應比采購技術(shù)規(guī)格書更為詳細地規(guī)定核電設備材料要求，并定期（５a）進行復查和更新。

4.2 設備防腐蝕可靠性設計

對于核電廠關鍵設備的防腐蝕設計，建設開發(fā)并應用基于故障樹分析（FTA）、故障模式及影響分析（FMEA）和失效概率分析（FPA）的設備防腐蝕可靠性設計技術(shù)。

FTA、FMEA和FPA具有較強的邏輯關系。

FTA分析哪些設備發(fā)生故障會導致機組≥10％功率波動或停機停堆，F(xiàn)MEA分析這些設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)果進行防腐蝕設計，可進一步提升設備運行性能。

4.3工程協(xié)調(diào)控制

工程協(xié)調(diào)控制主要應用各工業(yè)領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)）、增設性質(zhì)不同的獨立功能和避免疊加效應，包括串聯(lián)、并聯(lián)、串并混聯(lián)、橋聯(lián)等實現(xiàn)方式，可以用于核電廠設備材料腐蝕防護。

以SEC系統(tǒng)設備和管道為例。SEC系統(tǒng)管道采用冗余設計，分Ａ、Ｂ兩列，一列運行、一列備用；在SEC泵上游設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”。

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“增設性質(zhì)不同的獨立功能”的方法，該管段宜增設犧牲陽極保護，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核電廠水化學改進

（1）一回路對于ＰＷＲ核電廠一回路水化學，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用，沒有發(fā)現(xiàn)不良效果；目前國內(nèi)僅AP1000核電機組在設計上采用加鋅。EPRI于2006年發(fā)布加鋅導則，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的裝置，鋅的存在也會使化學和容積控制系統(tǒng)（RCV）凈化床的運行變得復雜。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，若有應用需求應進行系統(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用，秦山一期率先應用ETA。在嚴格論證了ETA與二回路材料的相容性及對相關樹脂的影響后，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，導致設備表面每月都有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力腐蝕開裂。

大氣環(huán)境中不銹鋼的外應力腐蝕開裂（ES-CC）是需要高度關注的問題。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備或管道外表面發(fā)生的腐蝕現(xiàn)象?？諝庵兴值蜏啬Y(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備和管道CUI相關研究，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

核電廠一回路設備碳鋼表面普遍采用309Ｌ／308Ｌ堆焊層，但有關16ＭＮＤ5（或ＡＳ－508ｃ1.3ａ）和309Ｌ／308Ｌ堆焊層組成的復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、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，也與SG設計有關，但主要與SG排污設計相關，今后的SG設計優(yōu)化需關注這一問題。

5、結(jié)束語

腐蝕防護是核電廠設備材料完整性控制的重要工作，是核安全的關鍵支撐。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。