压水堆核电厂腐蚀控制的探讨
试析核电站化学水处理过程中的腐蚀与防护
试析核电站化学水处理过程中的腐蚀与防护摘要：在核电站水处理工作当中，经常会存在一定的腐蚀情况，并因此对实际工作的开展产生了较大的影响。
在本文中，将就核电站化学水处理过程中的腐蚀与防护进行一定的研究。
关键词：核电站；化学水处理；腐蚀；防护1引言在核电站运行中，化学水处理是其中的一项重点内容，即根据不同在水质方面的需求对其进行化学处理与分配。
在化学水处理当中，需要能够做好处理当中相关设备的防腐管理，以此保障设备的正常生产运行，其中，做好适合材料的选择十分关键，在此基础上通过科学检查维修方式的应用实现腐蚀控制目标。
2材料耐蚀性2.1金属材料对于金属材料来说，其在耐蚀性方面的表现有：第一，对于低合金钢以及碳钢来说，其无法应用在次氯酸以及盐酸介质当中。
316L不锈钢、清通以及高硅铁等则能够应用在常温环境的盐酸当中。
而钛对于次氯酸以及稀盐酸在耐蚀性方面则具有较好的表现；第二，在常温环境当中，碳钢在耐碱性能方面具有较好的表现。
在25℃环境温度中，50%浓度NaOH的腐蚀速率在0.05mm/a以下；第三，在大气当中，因金属会出现锈层，则将因此使金属腐蚀速率受到一定的抑制情况。
对于普通碳钢锈层来说，其在保护作用方面相对有限，对于具有P、Cu等金属加入的钢锈层则具有较好的保护效果。
在大气环境当中，不锈钢具有较强的耐蚀性，但如不锈钢具有较低的含铬量，在户外环境当中则依然会发生锈蚀情况，主要以点蚀的方式呈现；第四，在大气环境当中，锌是具有稳定特征的金属，其原因即在其表面具有一层汗水盐基性碳酸锌腐蚀产物的覆盖。
对此，则可以将金属锌喷涂在碳钢表面位置，以此对好的耐大气腐蚀性进行获得。
在实际进行喷涂处理前，需要保证目标表面在粗糙度方面能够满足要求。
2.2非金属材料第一，玻璃钢制品以及橡胶制品是同盐酸介质具有较多接触的设备；第二，对于玻璃钢设备来说，其是由玻璃纤维同树脂经过混合缠绕粘结形成的，其耐蚀性高低同基体树脂的耐蚀性具有关联。
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究
DOI：10.16660/ki.1674-098X.2019.15.127核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究①吴玉彬 安洋(海南核电有限公司 海南昌江 572733)摘 要：世界上目前已经建立的核电厂大约有近五百座，绝大多数都是压水堆核电厂。
核电厂水化学的问题研究，一直是世界上核电事业研究的重中之重。
核电厂水化学的问题往往不像机械设备，仪器仪表之类的立即发生事故，容易被忽视。
尤其是水化学腐蚀问题。
如果不对此类问题给予相应的重视，核电厂水化学的腐蚀很容易造成难以预测的后果，甚至破坏反应堆。
本文针对核电厂二回路水质问题进行了研究，其目的在于探讨核电厂二回路的腐蚀机理以及预防措施。
关键词：二回路 腐蚀 核电厂中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2019)05(c)-0127-02①作者简介：吴玉彬（1991—），男，汉族，河南安阳人，本科，助理工程师，研究方向：核电厂水化学控制。
安洋（1991—），男，汉族，湖南岳阳人，本科，助理工程师，研究方向：核电厂水处理技术。
1 二回路水化学控制的目的和意义核电厂二回路的水化学控制问题，一直是核电厂工程师们研究的主要问题之一。
优化二回路水质的控制。
主要有三个目的。
（1）保护蒸汽发生器传热管不受二次侧水的腐蚀和引起积垢问题。
（2）防止水管道腐蚀速率过快。
（3）防止由于水质问题所带来的设备腐蚀。
2 二回路中水杂质危害与解决措施二回路中存在这许多杂质，这些杂质如果处理不好，很容易造成设备的腐蚀。
其杂质主要来源于冷凝器的水透过缝隙，点蚀孔，裂纹等渗入其中。
由于水质来源有海水湖水等，二回路中存在的Mg +,K +,Ca +等会产生结垢问题。
同时，二回路的水中存在一些酸性离子，如So 42-，Cl -等，这些离子使得二回路管道发生腐蚀。
2.1 水杂质带来的危害蒸汽发生器在二回路中是非常重要的器件。
二回路的水质不好，会对蒸汽发生器带来非常大的影响。
压水堆核电厂长寿命化的腐蚀损伤问题
第 22 卷第 11 期 2001 年 11 月
腐蚀与防护
CORROSION & PRO TECTION
Vol. 22 No. 11 November 2001
压水堆核电厂长寿命化的腐蚀损伤问题
丁亚平 , 徐雪莲
(上海核工程研究设计院 ,上海 200233)
摘 要 : 对压水堆核电厂运行过程中发生的设备老化或降级问题及其原因进行调查 、分析 ,提出了核电厂长 寿命化的若干关键问题 。分析表明 ,中子辐照脆化 、腐蚀损伤 、疲劳及磨损引起核电厂不可更换部件及更换困难部 件的老化 、降级是制约或极大程度影响电厂寿命的关键问题 。本文就关键问题之一的腐蚀损伤所引起的设备降级 及解决对策作一介绍和探讨 。
德国没有特殊规定核电厂的运行寿命 ,也没有 公开过设计寿命 。与法国一样 ,每隔 10 年作定期安 全审查 ,表明德国同样期望核电站的长寿命化 。
从日本 、美国等国家大量核电厂老化研究的成 果以及商业堆运行经验来看 ,核电厂的主要老化机 制是 :中子辐照脆化 、腐蚀损伤 、疲劳和磨损 ,它们也 是核电厂寿命的关键技术问题 ,以下就其中之一的 腐蚀损伤问题及其技术对策和今后研究课题作一 探讨 。
查。
堆内构件
主管道 主泵 蒸汽发生器
稳压器 安全壳
①核电厂起 、停堆的温度 、压 力变 化 引 起 疲 劳 和 流 致 振 动引起的高周疲劳 。
压水堆核电站一回路系统水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机理
压水堆核电站一回路系统水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机理作者：王森来源：《中国科技纵横》2016年第10期【摘要】压水堆核电站中镍基合金、不锈钢等的腐蚀对维修工作带来不利影响，严重时还会影响压水堆核电站的安全可靠运行。
从压水堆核电站实际运行现状看，其在核电关键材料使用中很容易出现腐蚀问题使管壁出现减薄，或发生失效影响安全，这就要求做好材料和其服役水质条件的控制工作。
本文主要对压水堆核电材料在高温高压条件下的电化学行为、材料表面膜特征在高温高压条件下的表现以及材料腐蚀的影响因素进行探析。
【关键词】压水堆核电站一回路系统不锈钢镍基合金腐蚀机理作为核电站一回路系统中主要的金属材料，镍基合金、不锈钢等材料在应用中，因长时间处于15MPa 、300℃、的高压高温条件下，很容易出现点蚀、晶间腐蚀、应力腐蚀和流动加速腐蚀（FAC）以及开裂等情况。
在此背景下，便需对材料在高压高温环境下的变化情况进行分析，尤其应明确该环境下的材料腐蚀机理，以此使材料腐蚀问题得以解决。
因此，本文对核电站一回路系统中材料腐蚀机理的研究，具有十分重要的意义。
1核电材料在高温高压条件下的电化学行为在一回路系统高温高压环境下，核电材料在水介质中发生腐蚀主要以电化学腐蚀为主。
这种电化学腐蚀情况在实际测试过程中极为困难，所以需考虑在电极与测试系统方面进行研究。
以热力学角度为根据，在电化学行为分析中可进行电位-pH图的构建，在此基础上需做好pH 值和温度的调整。
如常见的Fe，25℃、pH=7左右条件下，主要以Fe2O3和Fe2+的形式存在，而Fe2O3、Fe3O4则是高压高温水中的主要存在形式，充分说明试验过程中pH值与温度的影响极为明显。
以镍基合金、不锈钢为材料，将其置于25-200℃温度环境，能够发现在温度上升的情况下，不锈钢维钝电流密度将随电位区间的变窄而增加，说明钝化膜稳定性受温度的上升而减弱。
假定温度保持在300℃的情况时，阳极电流密度会大于100µA/cm³，此时钝化区将会消失，材料表面出现的腐蚀产物膜会保护基体，但其相比钝化膜，保护效果极差。
核电厂设备典型腐蚀损伤及其防护技术
核电厂设备典型腐蚀损伤及其防护技术摘要：目的：对核电厂中设备的典型腐蚀损伤问题进行分析，并提出防护技术。
方法：首先从核电材料的腐蚀性入手，对当前核电设备腐蚀防护问题进行分析，最后提出核电腐蚀防护措施。
结果：核电设备的腐蚀问题是可以通过防护技术来加以防止的。
结论：对核电设备材料加以规范，检测材料的腐蚀性能以及做好防腐设计等，是防止核电厂设备发生腐蚀损伤的重要措施。
关键词：核电厂设备；腐蚀损伤；防护技术1 核电材料腐蚀与防护研究概述我国核电机组以压水堆为主，在役和在建核电机组中，压水堆核电站占到95%以上。
压水堆核电站的设备分为核岛设备､常规岛设备与BOP（核电站配套子项）设备三大类。
按照设备服役工况或使用功能的不同，可分为核一级、核二级、核三级和非核级。
有核级要求的设备及部件，其所用材料称为核电关键材料。
尽管核岛主设备的关键材料有优良的综合性能，但由于在高温、高辐照等特殊环境中工作，因腐蚀、特别是应力腐蚀导致的设备及部件失效实例并不少见。
应力腐蚀导致的设备及部件失效给核电站带来巨大的经济损失，也给核电安全运行带来潜在的威胁。
有核电的世界各国都投入大量经费用于开展核岛主设备材料的腐蚀与防护研究工作。
因此，核电设备防腐蚀的战略是：⑴从筛选设备制造材料下手，筛选耐腐性优异、性价比又高的材料加工海洋设备，这样的海洋设备几乎不存在腐蚀问题——这是金属防腐蚀的“内因”，根治腐蚀、“治本”；但成本昂贵，一次性投资大，目前采用者极其稀罕。
⑵从给设备穿“防腐蚀衣”下手，普通金属（如：碳钢）涂装保护性覆盖层（涂层、涂料、内衬、耐腐蚀金属膜等），也即：碳钢+保护性覆盖层——这是金属防腐蚀的“外因”、“治标”；成本低，易上马，立竿见影，目前普及率极高。
⑶从处理介质下手，例如：钙镁沉积法等。
⑷选用防腐蚀添加剂，如：缓蚀剂等。
2 核电厂设备腐蚀防护存在的问题2.1 核电材料标准不规范材料的性能是核电厂设备输入的关键，核电的材料标准或多或少的存在些问题。
国内外压水堆核电厂硼酸腐蚀管理调研
关键词 ：压 水堆 核 电厂 硼酸腐蚀 管理
硼 酸泄 漏 调研
中图分类号 ：Ｔ Ｇ１ ７ ２ ． ６ ＋ ３ 文献标 识码 ：Ａ 文章编号 ：１ ０ ． １ ３ ７ ２ ６ ０ ． ｃ ｎ ｋ ｉ ． １ １ — ２ ７ ０ ６ ｆ ｑ ． ２ ０ １ ４ ． ０ ９ ． ０ ２ １ ． ０ ５
Ｏ 引言
结 合实际情 况来 制定适 用于 自身 电厂 的硼酸 腐蚀 管 正 常情况 下 ，低浓度 的硼酸 溶液 被包 容在含 硼 理对 策 试 图通过 本次 调研 ，为压水 堆核 电厂编 制 水 系统 中且 与外 界 隔绝 ，氧气浓 度极 低 ，不会对 系 硼酸 腐蚀管 理程 序 构 建硼 酸腐蚀 管理体 系打下 一 统产 生硼 酸腐蚀 危害 。一 旦含硼 水从 主 回路 系统 或 定基 础 对 硼酸腐 蚀 管理人 员和技术 人 员起 一定参 其他 辅 助 系统 中泄漏 出来 ，特别 是非 定量 泄 漏…， 考作用
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈ ｉ ｓ ｐ ａ ｐ ｅ ｒ ｓ ｕ ｒ ｖ ｅ ｙ ｓ ｔ ｈ ｅ ｈ ｉ ｓ ｔ ｏ ｉｃ ｒ ａ ｌ ｅ ｖ ｅ ｎ ｔ ｓ ｏ ｆ ｂ ｏ ｉｃ ｒ ａ ｃ ｉ ｄ ｌ ｅ ａ ｋ ａ ｇ ｅ ／ ｂ ｏ ｉｃ ｒ ａ ｃ ｉ ｄ ｃ ｏ ｒ ｒ ｏ ｓ ｉ ｏ ｎ ｉ ｎ Ｐ Ｗ Ｒ
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浅谈核电厂化学水处理过程中的腐蚀与防护建议
浅谈核电厂化学水处理过程中的腐蚀与防护建议摘要：核电厂在化学层面上对原水进行处理，然后将处理过的水资源提供给不同的电站用户。
在进行水处理的过程中需要进行天然水过滤、混凝沉降、化学除盐等步骤，然后得出符合电厂用户使用要求的水资源。
一般用于生产的水，则是需要经过阴阳离子交互转换的步骤，然后再形成除盐水，最终进行分配。
核电站在进行运行的过程中，都会使用化学试剂来处理生产用水，然后得到相应的化学水，并且在核电站一二回热传递中起到基本介质的作用，但是在进行化学水生产的过程中也会产生一些废水，所以就要采取相应的防腐设施，从而避免化学废水腐蚀核电厂的相关设备。
关键词：化学水处理；腐蚀；防护一、材料耐腐蚀性简介（一）金属材料的耐腐蚀性介绍分析碱和水泥当中会存在着一定的硅酸钙，如果这两种材料中的硅酸钙相互作用发生反应，那么就会产生一种氢氧化钙，这种氢氧化钙本身的粘度比较低，并且还会同含碱的硅酸钠出现一定的融合现象，也会同氯酸钙发生一定的化学反应，进而生成氢氧化钙以及氯酸钠。
当混凝土被碱所侵蚀之后，那么就会导致一些化学产物出现，同时还会危害到混凝土的强度，导致混凝土的强度下降，不能够符合相关的施工标准，如果相应的化学产物本身具有着粘结强度比较低、体积大的特点，那么就会导致混凝土出现鼓胀的现象，并且还容易引发一些开裂或者是与内部钢筋分离的现象。
一般在盐酸介质环境中或者是次氯酸介质的环境中不要使用碳钢以及低合金钢这些类型的材料，一般青铜或者是硅铁可以在常温的盐酸环境下使用。
一般在大气层中金属会出现一层锈层，这种锈层会使金属的腐蚀速率降低，但是对于普通的碳钢材料来说，这种锈层的作用不大，不会产生比较明显的影响，在大气环境下，不锈钢材料本身具有比较良好的耐腐蚀性，但是如果是CrL3类型的不锈钢材料，如果长时间在大气环境中，也会出现一些腐蚀的现象，并且主要是以点腐蚀的形式表现出来。
大气环境下的金属锌材料具有相对稳定的特点，这主要是由于金属锌材料的表面具有一层水分子盐基型碳酸锌腐蚀产物，所以如果能够在碳钢表面喷涂金属锌的话，就能够使碳钢的抗腐蚀性得到提升，在进行喷涂的过程中，相关人员还应该要检查好喷涂目标表面的粗糙程度，只有粗糙程度能够满足相关的要求才能进行喷涂。
核电厂腐蚀与防护探讨
核电厂腐蚀与防护探讨摘要：本文主要介绍了核电厂目前存在的典型腐蚀类型，阐述了核电厂的腐蚀机理与特点。
针对目前核电厂发生的典型腐蚀事例，提出了核电厂在腐蚀方面的防护措施，为国内核电厂腐蚀防护工作提供参考。
关键词：核电厂；腐蚀；典型；防护1.背景概述目前，我国正大力发展核电，由于核电行业的特殊性，导致核电产业的安全始终受到国家及整个核电领域的重视。
一般核电从建造到首次运行的周期为60个月，因为长时间的建造和运行周期，导致设备腐蚀的现象也慢慢开始显现。
核电站一个百万千万级的机组寿命周期大概为60年，机组长时间的运行导致我们必须对核电厂系统和设备的腐蚀老化引起足够的重视。
在核反应堆中所用的材料，尤其是堆芯材料（如燃料元件包壳）的工作环境是很恶劣的。
它们必须在强辐照场内，在高温、高压、高热流的介质中有良好的使用性能。
2.核电厂常见腐蚀类型在核电厂中局部的电化学腐蚀是较常见的，例如：应力腐蚀、点腐蚀、缝隙腐蚀、冲刷腐蚀和微动腐蚀等，而应力腐蚀是核电厂中影响较为严重的腐蚀类型。
2.1腐蚀机理与分类2.1.1腐蚀的定义材料和周围环境发生化学或电化学的作用而破坏。
核反应堆材料的腐蚀指堆用材料（主要为金属及合金）和堆内介质（氦、二氧化碳、水、钠等）相接触，发生化学、电化学变化或物理溶解而产生的破坏作用。
2.2点腐蚀点腐蚀简称点蚀（pitting corrosion），又称为小孔腐蚀，通常指具有易钝化特性的金属或合金表面在含有Cl?等有侵蚀性阴离子与氧化剂共存的溶液环境中发生的一类腐蚀。
点腐蚀是一种局部腐蚀，通常发生在材料表面不易发生腐蚀的地方，或者是存在轻微腐蚀的地方。
当介质中存在有氯离子时会造成氧化膜的局部破坏，如果坑底能得到介质中的氧，氧化膜可以得到修复，蚀坑就不会加深；但如果蚀坑较深，妨碍坑内外物质迁移，就会使坑内溶液发生浓缩，氯离子浓度逐渐增大，在坑内形成酸性的浓缩溶液，使腐蚀不断加深，直至穿孔【2】。
如图2-1所示。
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压水堆核电厂腐蚀控制的探讨
摘要：压水堆核电厂以水作为一回路冷却剂、慢化剂和二回路的工质，一回路冷却剂又是在强放射性辐照条件下工作。
因此，腐蚀现象在核电厂中更为严重和有害。
我们必须通过各种手段对一回路和二回路水进行化学处理及水质监测控制，减少二回路系统设备的均匀腐蚀以延长二回路设备的使用寿命及减少进入蒸汽发生器的腐蚀产物，同时防止蒸汽发生器传热管的局部腐蚀开裂导致的核安全第二道屏障失效。
关键词：水质腐蚀放射性
一、腐蚀的危害
在压水堆核电厂中，腐蚀所产生的后果比常规热电厂更为有害，表现在：
1.使一回路、二回路或设备结构完整性破坏。
如燃料元件破损使裂变产物泄漏到一回路，增加一回路冷却剂的放射性；蒸汽发生器传热管破裂，带放射性的冷却水污染了二次侧的水；凝汽器泄漏而使循环冷却水进入二回路。
2.水中腐蚀产物沉积在回路的发热部位，如一回路燃料元件棒表面，二回路蒸汽发生器二次侧传热管束表面，致使热传导不良，而积垢部位过热、杂质浓缩进一步促进腐蚀等而损坏。
3.腐蚀产物因受放射性辐照而活化，变成放射性核素。
在设备操作过程中，这些放射性产物部分积聚在管道的表面、带沟槽的机件、泵和结构复杂的零件上，增大放射性剂量。
二、核电厂中常用的水质控制方法
1、控制补水水质
电站在正常运行期间，二回路热力系统总是有各种各样的水汽损失，比如一些设备冷却用水、SG水质差时不回收直接排放掉、向ASG001BA补水、在线仪表用水、化学取样排放掉以及系统或设备本身漏水汽损失等，因此需不定期向凝汽器补水。
依靠淡水厂的砂滤池、活性炭滤池预处理净化处理，去除源水中的悬浮固体和部分有机物，再次通过设置在YA厂房的除盐水生产系统中的双滤料过滤器、超滤装置、反渗透装置、一级混床、二级混床进一步净化处理得到水质和水量符合要求的除盐水，提供给各个生产厂房。
2、添加化学药品
二回路水处理采用全挥发法，将氨和联氨等挥发性物质直接加入给水系统，用于清除给水中的溶解氧和控制PH值，这种水化学与系统和结构材料相适应，在没有杂质进入的情况下，能提供对系统管材的防护；通过控制系统中氨和联氨的浓度，使二回路系统保证最佳PH值和最小的溶解氧含量，维持系统处于电化学还原性环境，降低二回路系统的腐蚀，减少腐蚀产物的转移，保护蒸汽发生器。
一回路由冷停堆状态向热停堆状态转换时，在运行规程规定的约80度的平台加入联胺N2H4来除氧，添加LiOH控制一回路的PH值减少腐蚀。
正常运行时，通过混床循环净化一回路水质，以及根据B-Li曲线通过阳床定期祛除10B 与热中子反应生成的7Li控制一回路PH值；调节RCV002BA覆盖的H2压力控制一回路中的氢浓度，抑制水的辐照分解，减少一回路氧含量，从而减少一回路腐蚀以及腐蚀产物向堆芯转移，降低一回路的放射性腐蚀活化产物。
3、回路水质净化
为进一步保证水质和缩短机组启动的时间，设置了凝结水精处理系统。
通过系统中设置的前置阳床和混床，进行混合离子的交换净化二回路水质。
特别是当凝汽器发生海水泄漏、机组启动过程中，凝结水精处理系统在净化二回路水质过程发挥了重要的作用。
由于蒸发器是一回路向二回路泄漏的压力边界，结构复杂有大量的传热管和支撑板，内部水存在沸腾状态，杂质很容易附着在管板和和传热管上，发生浓缩结垢腐蚀，破坏传热管使之破裂引起一回路向二回路泄漏，导致放射性物质扩散，因此设置了蒸发器排污系统及时的将蒸发器内的盐类杂质和腐蚀产物排出。
在正常运行期间，通过连续排污降低蒸发器内腐蚀产物的沉淀和累积，在机组启动或凝汽器发生海水泄漏时，通过加大排污量和保持ATE全处理流量使水质快速恢复到允许运行范围内。
三、总结
可以说通过以上几个方面的水质处理，并加强水质的分析监督，强化员工的个人技能水平，严格遵照各项操作章程，切切实实完成水质处理任务，是能确保核电厂设备的安全稳定运行，减少回路设备的腐蚀和放射性扩散的风险。
参考文献
[1] 郑锦培. 火力电厂锅炉启动水质改善.能源环境，2012.
[2]李培元. 火力发电厂水处理及水质控制（2版）[M].北京：中国电力出版社，2008.
作者简介：刘金华1982.10 男汉江苏本科中级职称反应堆运行。