---核电环境下流体加速腐蚀行为及其研究进展

核电厂海水管道法兰面缝隙腐蚀原因分析及解决措施

摘要：重要厂用水系统（SEC）的功能是把由设备冷却水系统（RRI）收集的热负荷输送到最终热阱–海水。用海水来冷却RRI系统的RRI/SEC板式热交换器。某核电机组SEC系统管道材质为碳钢P265GH，内壁采用725-H45-ZF101重防腐涂料，干膜厚度800μm，外加电流阴极保护。某机组在首次大修腐蚀检查中发现SEC系统部分管道法兰面发生了严重的腐蚀，本文针对该问题做了原因分析，并开展了针对性的维修。

关键词：核电厂海水管道；法兰面缝隙；腐蚀原因；解决措施

1 管道腐蚀状态监测方法的基本概述

物理监测法以及化学监测法是管道腐蚀状态监测作业中最常见的监测方法，前者主要通过对锈蚀位置的电阻、热传导以及电磁等参数进行测定来反映实际腐蚀状态，具体主要包括涡流法、射线法以及红外热像法。虽说物理监测法已在实际作业中得到了相对广泛的应用，但结合实际工作现状分析还是化学监测法要更具优势。值得注意的是，化学监测法不仅可以准确测定出管道及相关设备的腐蚀程度，而且能够准确展现出实际腐蚀过程的内在机理信息。随着各类辅助技术的不断完善，电化学腐蚀状态监测技术已成为了金属无损监测中应用最为广泛的技术，也正在逐渐受到重视。未来相信其应用范围将得到进一步拓展，但需要强调的是以“电位监测技术”为主的现场管道腐蚀监测方式可能在特定情况下无法反映出管道的实际腐蚀状态。

2基本概况

重要厂用水系统（SEC）的功能是把由设备冷却水系统（RRI）收集的热负荷输送到最终热阱–海水。用海水来冷却RRI系统的RRI/SEC板式热交换器。某核电机组SEC系统管道材质为碳钢P265GH，内壁采用725-H45-ZF101重防腐涂料，干膜厚度800μ m，外加电流阴极保护。某机组在首次大修腐蚀检查中发现SEC系统部分管道法兰面发生了严重的腐蚀，本文针对该问题做了原因分析，并开展了针对性的维修。

田湾核电站核岛设备冷却水系统缓蚀剂的电化学行为研究

第３４卷第５期　

２　０　ｌ　３年１　０月　核动力工程　

Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　Ｖ０１．３４．ＮＯ．５　

Ｏ　Ｃ　ｔ．２　０　ｌ　３　

文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０５．０１６０．０５　

田湾核电站核岛设备冷却水系统　

缓蚀剂的电化学行为研究　

刘金华　，龚宾　，姜峨　，马韦刚　，韩斌２，温菊花　，谢银燕　

１．中国核动力研究设计院，成都，６１００４１；２．中核集团江苏核电有限公司，江苏连云港，２２２０００　

摘要：针对田湾核电站核岛设备冷却水系统（ＫＡＡ）发生的腐蚀问题，采用电化学方法研究缓蚀剂对铜　和不锈钢的腐蚀电化学行为和缓蚀机理。结果表明：甲基苯骈三氮唑（ＴＴＡ）＋磷酸钠复配方案在含有微量氯　离子和模拟恶劣水质条件下对铜具有较为理想的缓蚀性能。同时，缓蚀剂中的磷酸钠提高了不锈钢的击穿电　位，因而提高了不锈钢的抗腐蚀性能。　关键词：核岛设备冷却水系统；电化学；缓蚀剂　中图分类号：ＴＧ１７４　文献标志码：Ａ　

１　前言　

田湾核电站的核岛设备冷却水系统（ＫＡＡ）　

是保证含放射性系统与工艺海水系统之间的安全　

屏障。２００９年对ＫＡＡ检查时发现冷却器铜质传热　

管发生破裂，在传热管表面有氧化铜沉积，系统　

冷却水中铜离子浓度偏高，最高达１．０６０　ｍｇ／Ｌ。　

由于热交换器的腐蚀，给电厂安全和稳定运行造　

成了影响。　

为减缓冷却水对系统设备的腐蚀，向冷却水　

加入缓蚀剂是一种有效的手段。甲基苯骈三氮唑　

（ＴＴＡ）是一种应用广泛的有机铜缓蚀剂，虽然　

对铜及铜合金缓蚀性能较好，但对不锈钢材料的　

缓蚀保护作用并不明显。如果同时加入磷酸盐，　

复配得到的缓蚀剂，将同时对铜和不锈钢起到缓　

蚀保护作用【ｌ卅。对于ＴＴＡ和磷酸盐的联合使用，　

国内外至今尚未有这方面的报道。　

本研究选用ＴＴＡ和磷酸钠（ＴＳＰ）的复配物作　

为缓蚀剂，以几种常用的铜缓蚀剂作为对比，采　

用电化学测试的方法，研究缓蚀剂对铜和不锈钢　

原位拉曼光谱技术研究600合金和690合金在模拟压水堆工况下的腐蚀行为

汪峰;Thomas M.Devine

【摘要】介绍了一种可用于核电材料在模拟压水堆工况下腐蚀行为研究的原位表征技术.设计并制作了原位拉曼观察用高压釜,通过在样品表面电化学沉积金颗粒的方法实现拉曼信号的增强.采用拉曼光谱技术研究了600合金以及690合金在高温高压水环境中的氧化膜特征.结果表明:当极化电位从-0.85 V(SHE,下同)增加到-0.5

V,600合金腐蚀氧化膜中的尖晶石含量显著增加,而690合金的氧化膜成分及含量均无明显变化.原位拉曼光谱技术可用于研究氧化膜随腐蚀时间的演变情况以及环境参数改变对氧化膜的影响等,具有可对比性强的特点,可以用来研究材料在模拟压水堆环境中的腐蚀行为.

【期刊名称】《腐蚀与防护》

【年(卷),期】2016(037)007

【总页数】5页(P549-553)

【关键词】原位拉曼光谱;高温高压水;腐蚀行为

【作者】汪峰;Thomas M.Devine

【作者单位】国核(北京)科学技术研究院核电燃料与材料研究所,北京100029;国家能源核级锆材研发中心,北京100029;加州大学伯克利分校材料科学与工程系,伯克利94720

【正文语种】中文【中图分类】TG172.82

压水堆核电站运行条件下，关键设备材料长期处于高温高压水环境中。由此产生的材料腐蚀问题，如燃料包壳锆合金材料的腐蚀[1-4]以及蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂(SCC)[5-7]等，是影响核电站安全运行的重要因素。高温高压水腐蚀所引起的部件材料环境失效对核电站安全运行构成威胁。

高温高压水腐蚀的典型特征是在材料表面生成氧化膜，氧化膜特征对于材料腐蚀行为具有十分重要的影响。研究表明，锆合金腐蚀动力学机制与氧化膜成份、厚度、应力、晶体结构等有关[8-10]；蒸汽发生器传热管用因科镍合金的SCC现象与其氧化膜的成份、微观结构、生成速率与溶解速率等都存在密切联系[11-13]。因此，围绕氧化膜的研究是深刻阐明并建立核电材料高温高压水腐蚀机制的关键所在。

一文让你看懂什么是流动腐蚀

1 流动腐蚀现象

流动腐蚀其实很常见，云南昆明附近有一个著名的石林景区，它就是大自然的流动腐蚀造成的喀斯特地貌，见图1。它的形成是由于在这片石灰岩地区的地表水长期溶蚀的结果。石灰岩的主要成分是碳酸钙CaCO3，在有水和二氧化碳时发生化学反应生成碳酸氢钙Ca(HCO3)2，后者可溶于水，于是空洞形成后随着雨水的不断溶蚀作用而逐步扩大最终形成了这样的神奇地貌。

图1 喀斯特地貌——大自然界的“流动腐蚀”

流动腐蚀在工业界也是一个很普遍的现象，它广泛存在于水利、电力、石油、化工、冶金等有流动介质存在的行业中，与一般的电化学腐蚀相比，由于额外引入了“流动”这个物理过程，所以在叠加了物理和电化学的耦合效果后导致了更加严重的腐蚀问题。图2 流动加速腐蚀引起的管道破裂

图2是日本美滨核电厂发生的一起由于流体对腐蚀的影响而引发的管道破裂的事故图片。在2004年8月9日，该核电厂的3号机组正在满功率运行，计划8月14日开始进行年度停堆检修，因此200多人在汽机厂房进行大修前的准备工作。下午15时22分，二回路凝结水系统4台低压加热器至除氧器的直径560mm碳钢管道突然破裂，大破口使得温度140℃、压力0.95MPa、流量约1700m3/h的高温水倾泄到汽机厂房，在大气压下迅速汽化成的高温蒸汽造成在其附近工作的四名工人死亡，七人被灼伤。据事后分析，该蒸汽泄漏事故管道破口的位置正好在流量测量装置下游附近，其管道内部流体的湍流度很高，流动对管道的腐蚀起到了明显的加速作用，所以在核电行业内把这种腐蚀类型称为流动加速腐蚀。

图3 铜管的冲刷腐蚀现象

这里有另一个流动腐蚀的案例，某电厂的凝汽器入口管道采用铜合金制成，受到循环冷却水中的悬浮物、泥砂等固体颗粒硬物的冲击、摩擦。长时间运行后，入口端铜管前段弯管的下游管道内壁粗糙，虽无明显腐蚀坑，但表面粗糙，黄铜基体裸露，铜管减薄。冲刷腐蚀的阳极过程是铜的溶解，阴极过程是氧的还原。腐蚀坑内无腐蚀产物，表面呈铜合金的本色。

核电用结构材料SCC裂纹扩展的研究现状

张克乾;唐占梅;胡石林;张平柱

【摘要】详细介绍了核电用结构材料应力腐蚀开裂(SCC)裂纹扩展行为研究的最新进展,总结了应力因素、材料因素和水电化学因素等对SCC裂纹扩展的影响,在溶解滑移模型的基础上解释了不同影响因素对裂纹扩展的影响机理,并提出了未来研究的方向与趋势.

【期刊名称】《腐蚀与防护》

【年(卷),期】2019(040)003

【总页数】8页(P157-163,219)

【关键词】结构材料;应力腐蚀;裂纹扩展;影响因素

【作者】张克乾;唐占梅;胡石林;张平柱

【作者单位】中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京102413

【正文语种】中文

【中图分类】TG174

我国核电发展堆型为压水堆(PWR)，它主要由一回路系统和二回路系统构成。一回路系统中的管道构件、压力容器、传热管等结构材料主要有镍基690、600合金及焊接金属镍基52/152合金，奥氏体304、316不锈钢以及800合金、碳钢等。这些材料服役于核电站高温高压水环境中，还要承受堆芯辐射对材料的腐蚀，再加上材料残余应力的多重作用，材料的腐蚀敏感性大大增加[1]。

在核电站腐蚀类型中，应力腐蚀开裂(SCC)是导致核电站停堆或事故的主要环境失效形式，核电站的运行经验表明，SCC占整个湿态事故的80%以上。对结构材料的SCC裂纹扩展进行研究可以了解SCC的裂纹扩展行为和机理，揭示各因素对SCC裂纹扩展速率的影响机制，发展SCC裂纹扩展理论，建立定量评测以及预测SCC发展的模型，对于预测反应堆材料SCC裂纹扩展深度以及发展抑制、缓解SCC的应用技术有重要意义。故本工作对反应堆用结构材料的SCC裂纹扩展的研究现状进行了总结，以期为相关研究提供借鉴。

1 SCC裂纹扩展的理论模型

目前关于SCC的机理研究较多，也提出了一些模型，但迄今为止还没有完整而统一的论述。这是因为：SCC裂尖处于大块金属中，无法在原子尺度被直接观察到；断裂表面经常被腐蚀，无法观察到裂纹尖端的动态变化过程。对于SCC 裂纹扩展机理的研究模型目前主要有滑移溶解模型[2-4]、环境耦合断裂模型[5]和氢脆理论[6]等。

核电厂金属材料流动加速腐蚀

首先，核电厂中使用的金属材料通常是高强度、高温合金，因为核反应堆中会有高温高压工作介质，所以要求金属具有良好的耐高温、耐腐蚀性能。然而，即使是高温合金也会在极端条件下发生腐蚀。例如，核电厂中的冷却剂，水和氢气具有高温、高压和腐蚀性，容易导致金属材料的腐蚀。

其次，辐射是核电厂中一个重要的因素。辐射会导致金属材料中的原子、分子产生裂变，形成各种有害的放射性物质。这些放射性物质会与金属表面产生反应，并形成新的化合物，从而导致金属材料的腐蚀。此外，辐射还会导致金属材料晶粒的退化和疏松，降低其力学性能，使材料更容易发生腐蚀。

另外，核电厂中的金属材料在长期高温、高压下，容易发生热应力、热疲劳和蠕变等问题。这些问题会导致材料表面出现裂纹和亮斑，使腐蚀介质更容易侵蚀金属材料，加剧腐蚀反应。因此，核电厂需要不断进行材料检测和修补，以保证材料的安全可靠性。

为了防止金属材料的腐蚀，核电厂采取了以下措施：

首先，选用耐高温、耐腐蚀性能好的金属材料。核电厂中使用的金属材料通常都是经过严格选材的，具有良好的耐高温、耐腐蚀性能，能够在极端条件下保持较好的稳定性。

其次，进行表面处理和涂层保护。核电厂通常会对金属材料进行表面处理，如喷涂耐腐蚀涂层、电镀、热处理等，以增加材料的耐腐蚀性能。同时，核电厂还会对金属材料进行定期的表面保护，以延长材料的使用寿命。再次，加强材料监测和精细管理。核电厂会对金属材料进行定期监测，检测材料表面是否有腐蚀迹象，并根据监测结果采取相应的维修和更换措施。此外，核电厂还会加强对材料的管理，确保材料的使用和维护过程符合相关的要求和规范。

总之，核电厂中金属材料的流动加速腐蚀是由于高温、高压、辐射等多种极端条件造成的。为了减少腐蚀的发生，核电厂采取了选材、表面处理、监测和管理等一系列措施，以提高金属材料的耐腐蚀性能和使用寿命。

核电厂金属材料流动加速腐蚀 2

核电厂金属材料流动加速腐蚀

核电是当代一种重要的清洁能源形式，它通过核裂变或核聚变产生热能，并将其转化为电能。尽管核电有很多优点，但是核电厂金属材料流动加速腐蚀问题一直是一个严重的挑战。金属材料在核电厂中扮演着重要的角色，它们用于承载和保护反应堆、管道、容器和设备等元件。由于在高温、高压和放射性环境下工作，这些金属材料往往会受到流动加速腐蚀的影响，从而影响核电厂的安全性和运行稳定性。

我们需要了解什么是核电厂金属材料流动加速腐蚀。流动加速腐蚀是指在流体流动作用下金属材料表面因受到腐蚀而产生的一种现象。这种腐蚀现象通常发生在高速流动的液体或气体中，因为流动能够加速腐蚀剂与金属表面发生化学反应。在核电厂中，这种流动加速腐蚀现象可能会对金属材料表面造成严重的损害，导致金属失效，甚至危及核电厂的安全。

流动加速腐蚀的发生与许多因素有关，其中温度、压力、流速、腐蚀剂浓度等是主要的影响因素。在核电厂中，高温、高压、放射性环境和流体流动是造成金属材料流动加速腐蚀的主要原因。由于反应堆中工作温度高达数百摄氏度，而且反应介质中常含有酸性物质或氧化性物质，这些条件都会加剧金属材料的腐蚀速率。高温高压条件下的流动会加速金属表面与腐蚀剂的接触，从而增加金属材料的腐蚀程度。

在核电厂中，受流动加速腐蚀影响最为严重的金属材料主要包括不锈钢、碳钢、镍基合金等。这些金属材料在核电厂中广泛应用于反应堆的压力容器、管道、换热器、汽轮机等关键设备中，因此它们的腐蚀问题直接关系到核电厂的安全性和可靠性。不锈钢在高温高压条件下容易发生应力腐蚀开裂，而碳钢和镍基合金则容易受到流动加速腐蚀的影响，从而降低其使用寿命和安全性能。

为了解决核电厂金属材料流动加速腐蚀的问题，我们需要采取一系列的措施来加强对金属材料的保护。要对金属材料进行合理的材料选择和防护措施。在核电厂中，需要选择具有良好抗腐蚀性能和高温高压稳定性的金属材料，如316L不锈钢、铬钼钢、钛合金等。还需要对金属表面进行表面处理和涂层保护，以增强其耐腐蚀能力。

某核电厂针对国外多个核电厂流体加速腐蚀失效事件的反馈及共模分析

摘要：流体加速腐蚀（FAC）是核电厂二回路管道失效的主要方式。某核电厂针对国外19世纪末20世纪初国外典型的失效事件进行系统的原因分析和总结，并根据该核电站流体加速腐蚀管理情况进行反馈和对比研究，简要总结了该核电站的FAC管理特点。

关键词：流体加速腐蚀，FAC大纲管理，FAC专用软件

Feedback And Common Mode Analysis of Flow Accelerated Corrosion

Failure Events in A Nuclear Power Plant

XU Xing-xing DING Qing-yue CHAN Lu-lu LIU En-kai

(Yangjiang Nuclear Power Co,Ltd , Yangjiang Guangdong 529500,China)

Abstract:Flow accelerated corrosion(FAC) is the main failure mode

of secondary pipeline in nuclear power plant . The nuclear power plant

systematically analyzes the causes of typical failure evens at the end

of the 19th century and the 20th century,carries out feedback and

comparative research according to the flow accelerated corrosion of

the nuclear power plant,and briefly summarizes the fac management

characteristics of the nuclear power plant.

核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理

核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理(腐蚀与防护第27 卷第2 期 2006 年2 月)

束国刚1 , 薛飞1 , 遆文新1 , 汪小龙1 , 陆念文1 , 刘鹏2 , 戴忠华2

(1. 广东核电集团苏州热工研究院,苏州215004 ; 2. 广东核电集团大亚湾核电运营管理有限公司,深圳518124)

摘要: 管道流体加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion) 是核电厂和常规电厂碳钢或低合金钢材料汽水管道的一

个重要的老化机理,历史上曾发生过美国萨里核电站2 号机组和日本美滨核电站3 号机组管道破裂等导致人员伤

亡的严重事故;本文简要总结了核电厂管道流体加速腐蚀的经验教训、机理及其老化管理的一些方法和对策。

关键词: 流体加速腐蚀; 管道破裂; 老化管理

中图分类号: TG172. 8 ; TM623. 8 文献标识码: B 文章编号: 10052748X(2006) 0220072205

FLOW ACCEL ERA TED CORROSION AND A GIN G MANA GEMEN T

IN NUCL EAR POWER PLAN TS

SHU Guo2gang1 , XUE Fei1 , TI Wen2xin1 , WANG Xiao2long1 , LU Nian2wen1 ,

LIU Peng2 , DAI Zhong2hua2

(1. CGNPC Suzhou Nuclear Power Research Institute , Suzhou 215004 , China ;

2. CGNPC Daya Bay Nuclear Operations and Management Co. , Ltd. , Shenzhen 518124 , China)

Abstract : Flow Accelerated Corrosion ( FAC) is an important aging mechanism for water and water/ steam piping

核电厂金属材料流动加速腐蚀 3

核电厂金属材料流动加速腐蚀

核电站是一种大型的电力生产机构，它所采用的核能技术，以其高效、环保等优点成为了未来电力生产的主要来源。然而，核电站设备的安全问题一直备受关注，特别是金属材料流动加速腐蚀问题。本文将就该问题进行探讨。

核电站中存在大量的金属材料，比如说反应堆压力容器、管道、泵等，这些金属材料在核反应堆中长期的辐射、高温、高压等条件下容易发生流动加速腐蚀。这种腐蚀是由于金属骨架上的化学性质发生了变化，使得金属材料的物理和化学性质发生了变化，导致了金属材料的损失，从而影响到设备的运行和安全。

二、流动加速腐蚀的危害

金属材料流动加速腐蚀对核电站的运行和安全造成了极大的威胁。具体来说，对核电站的泄漏、爆炸、渗漏等问题将会导致整个设备出现难以预料的倒塌事故，因此在核电站的建设和运行中不能忽视金属材料流动加速腐蚀的问题。

为了防止金属材料流动加速腐蚀，可以采取下列的措施：

1. 采用高强度材料。高强度钢材、合金材料等都能够克服流动加速腐蚀，提高设备的安全性。

2. 选择合适的工艺。选择合适的工艺不仅能够降低流速，从而减轻金属材料的损失，还可以减少金属材料的损坏。

3. 进行定期维护。定期维护可以检查设备状况，及时发现和处理问题，以保证设备的正常运行和安全性。

4. 精确的测量与监测。通过精确的测量与监测金属材料的状态，及时发现问题以及及时采取措施以解决问题，具体包括对金属材料进行长期的、精确的预测、控制、调节。

综上所述，金属材料流动加速腐蚀对核电站的运行和安全造成了很大的威胁，因此在核电站的建设和运行中必须要对流动加速腐蚀进行足够的注意和管理。要实现这一点，需要各方协作，采取多种措施进行防范和处理，并定期进行检查和维护。只有这样，我们才能够确保核电站的安全运行，为人类的未来做出贡献。