低溫環(huán)境下的流動(dòng)加速腐蝕

張 賢，邵 杰

（國核電力規(guī)劃設(shè)計(jì)研究院，北京 100095）

1 目前對(duì)流動(dòng)加速腐蝕的學(xué)術(shù)研究

流動(dòng)加速腐蝕（FAC）是一種可以導(dǎo)致敏感系統(tǒng)中碳鋼材料大量損失的一種產(chǎn)生管道壁面材料剝蝕機(jī)理［1-3］。FAC通常在90～230℃才導(dǎo)致破壞，這個(gè)結(jié)論已經(jīng)被大量的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)及眾多學(xué)者所證實(shí)。FAC破壞程度（破壞率）與溫度的對(duì)應(yīng)關(guān)系通常被簡(jiǎn)化成為一個(gè)鐘形曲線，其最大值出現(xiàn)在150到175℃之間。圖1所示的就是流動(dòng)加速腐蝕速率與溫度對(duì)應(yīng)關(guān)系的示意圖。值得注意的是，實(shí)際管道發(fā)生流動(dòng)加速腐蝕與溫度的曲線關(guān)系是由眾多因素共同決定的。

盡管通常認(rèn)為90到230℃才會(huì)產(chǎn)生FAC破壞，但在高于和低于這個(gè)溫度范圍內(nèi)也會(huì)有FAC破壞的產(chǎn)生。有學(xué)者觀察到了沸水堆容器排水管線的FAC破壞的發(fā)生［4］，且在排水管線中水溫高達(dá)290℃。在蒸汽發(fā)生器里面也有FAC的產(chǎn)生，其中管內(nèi)水溫也高達(dá)290℃。在CANDU堆的出口送料機(jī)上也發(fā)生了FAC破壞，而這些送料機(jī)一般在315℃情況下運(yùn)行。

圖1 流動(dòng)加速腐蝕與溫度的關(guān)系曲線

最近也出現(xiàn)了一些關(guān)于低溫情況下FAC破壞的報(bào)道。之前的研究在溫度低于90℃的情況下很少對(duì)FAC破壞進(jìn)行實(shí)驗(yàn)觀測(cè)，因此本文將對(duì)低溫流動(dòng)加速腐蝕的影響進(jìn)行探討。

2 低溫流動(dòng)加速腐蝕的運(yùn)行情況

文中將低溫定義為低于90℃的溫度。近些年來，有一些零星的關(guān)于低溫情況下FAC導(dǎo)致材料損耗的報(bào)道，有一些報(bào)道證實(shí)此類低溫FAC破壞出現(xiàn)的頻率要比預(yù)期的高。下面是一些電站運(yùn)行時(shí)出現(xiàn)的低溫流動(dòng)加速腐蝕的實(shí)際情況。

2.1 壓水堆核電站的運(yùn)行情況

（1）South Texas核電站。South Texas核電站是一個(gè)兩臺(tái)機(jī)組的壓水堆電站，其坐落于墨西哥灣，靠近美國德州的Palacios。兩臺(tái)機(jī)組本質(zhì)上是一樣的。1號(hào)機(jī)組與1988年開始商業(yè)運(yùn)行。2號(hào)機(jī)組于1989年開始商業(yè)運(yùn)行。2004年，運(yùn)行人員發(fā)現(xiàn)了凝結(jié)水化學(xué)精處理容器的下游管線出現(xiàn)損耗。簡(jiǎn)要的來說，水從容器內(nèi)流出，經(jīng)過一個(gè)水平的管子進(jìn)入一個(gè)含有樹脂收集器的容器。從那里水垂直流出，經(jīng)過一個(gè)大小頭（縮小管徑），一個(gè)蝶閥，另一個(gè)大小頭（放大管徑），一段管子再經(jīng)過另一個(gè)蝶閥，管線布置情況見圖2。

圖2 South Texas電廠化學(xué)精處理管線布置

觀察結(jié)果展示了垂直管段入口處的破壞情況，以及第一個(gè)蝶閥大小頭（縮小管徑）的上游和大小頭（放大管徑）的下游。兩臺(tái)機(jī)組都發(fā)現(xiàn)在相同的位置出現(xiàn)破損。圖3顯示的是破壞區(qū)域照片的樣本。此外，運(yùn)行人員在樹脂收集器內(nèi)部也發(fā)現(xiàn)有剝蝕現(xiàn)象產(chǎn)生。

通過失效分析發(fā)現(xiàn)，這個(gè)FAC導(dǎo)致的破損是由于水的低氧中性的環(huán)境造成的。該結(jié)論是基于破損表面排除其他破損機(jī)理（例如，空化）的形態(tài)學(xué)分析基礎(chǔ)上得到的。通過超聲波技術(shù)（UT）測(cè)量壁厚可以估算出材料的損失大為3mm，即最大的年平均磨損量約是0.3mm／年。

圖3 破壞區(qū)域的樣本分析照片

（2）Palo Verde核電站。Palo Verde核電站是一座位于亞利桑那州（美國西南部）Tonopah城的具有三臺(tái)機(jī)組的壓水堆電站。三臺(tái)機(jī)組本質(zhì)上是一樣的。1號(hào)機(jī)組和2號(hào)機(jī)組于1986年開始商業(yè)運(yùn)行。3號(hào)機(jī)組于1988年開始商業(yè)運(yùn)行。

2003年，Palo Verde電站1號(hào)機(jī)組在凝結(jié)水化學(xué)精處理器的樹脂收集器下游出現(xiàn)了磨損。這些收集器位于精處理器容器的下游。2號(hào)機(jī)組也在相似的位置出現(xiàn)磨損。這些在一些容器上出現(xiàn)的磨損需要進(jìn)行焊接修補(bǔ)，而在另一些容器上出現(xiàn)的磨損則需要加入內(nèi)襯。三臺(tái)機(jī)組的收集器都使用不銹鋼材料進(jìn)行了替換。損壞區(qū)域的樣本照片見圖4。

圖4 樹脂收集器磨損的表面

圖4中的磨損情況有兩個(gè)值得注意的特點(diǎn)。圖4中，磨損都是沿垂直線發(fā)生的，相似的線性磨損也出現(xiàn)在樹脂收集器的側(cè)面。對(duì)于這個(gè)線性磨損的出現(xiàn)似乎沒有一個(gè)直觀的解釋。

圖5中，在照片底部的焊接處似乎出現(xiàn)了剝蝕。收集器的其他焊接處也有類似的情況發(fā)生?，F(xiàn)在還不清楚是否在低溫系統(tǒng)中會(huì)出現(xiàn)類似的焊接破壞。該電站出現(xiàn)的低溫流動(dòng)加速腐蝕的磨損率約為0.17mm／年。

（3）Vogtle核電站。Vogtle核電站是一座擁有兩臺(tái)壓水堆機(jī)組的電廠。它位于佐治亞州（美國南部）的Augusta附近。兩臺(tái)機(jī)組完全一樣并且實(shí)質(zhì)上具有同樣的運(yùn)行參數(shù)。1號(hào)機(jī)組于1987年五月開始商業(yè)運(yùn)行，2號(hào)機(jī)組于1989年五月開始商業(yè)運(yùn)行。

圖5 焊接處的磨損

Vogtle核電站的蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)有兩臺(tái)除鹽器。當(dāng)水流過第一臺(tái)除鹽器時(shí)（一個(gè)陽離子樹脂床），氨離子和其他陽離子被除去，排污水成為一個(gè)含有弱硫酸和鹽酸的酸性污水。這個(gè)酸性污水隨后被第二個(gè)混床除鹽器所中和。由于在陽離子樹脂床和混床除鹽器之間的管子內(nèi)流動(dòng)的是酸性水，所以管壁的材料損失可以認(rèn)為是化學(xué)侵蝕。同時(shí)，在混床除鹽器的下游也可觀察到大量的管壁材料損失。這個(gè)除鹽器的下游條件與上面討論的機(jī)組相比僅僅是尺寸上較小而已，其他的條件基本相同。電廠在下游的管線上進(jìn)行了幾個(gè)組件的觀測(cè)。根據(jù)本機(jī)組經(jīng)驗(yàn)，相關(guān)的管子將在以后的三個(gè)停機(jī)期內(nèi)更換成不銹鋼的。圖6顯示的是損壞的碳鋼彎管。

圖6 Vogtle電站排污管道彎管腐蝕照片

2.2 沸水堆核電站的運(yùn)行情況

（1）核電站。Daini核電站是一座擁有四臺(tái)沸水堆機(jī)組的核電站，這些機(jī)組于1982年至1987年間開始商業(yè)運(yùn)行。

Daini一號(hào)機(jī)組的控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)存在損壞。管道壁面減薄出現(xiàn)在一個(gè)孔板的下游管道上。圖7展示的是這個(gè)破損的管道的外觀。

圖7 Daini電站控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)損壞外觀

這個(gè)扇形表面是FAC造成的，空化不太可能造成這樣的破壞［5］。值得注意的是控制棒驅(qū)動(dòng)水源來自凝結(jié)水系統(tǒng)的注氧點(diǎn)，就意味著驅(qū)動(dòng)水的含氧量要低于凝結(jié)水／給水系統(tǒng)的下游部分。

（2）Nine MilePoint 核 電 站。Nine Mile Point是一座由兩臺(tái)沸水堆組成的雙機(jī)組沸水堆核電站，其坐落于安大略湖邊。1號(hào)機(jī)組于1969年開始商業(yè)運(yùn)行，2號(hào)機(jī)組比1號(hào)機(jī)組大很多并于1988年開始商業(yè)運(yùn)行。

在2002年期間，1號(hào)機(jī)組的反應(yīng)堆廠房的閉式循環(huán)冷卻水系統(tǒng)上出現(xiàn)了3個(gè)泄露點(diǎn)。這些泄露點(diǎn)都出現(xiàn)在有螺紋配合的小截面管子上。調(diào)查采用了超聲技術(shù)對(duì)壁面的厚度進(jìn)行了大量測(cè)量，并且選擇性的拆除了一些組件方便使用管道鏡或者拆卸的方法觀察另外一些組件的內(nèi)部情況。經(jīng)過觀察的結(jié)果分析，安全殼干井內(nèi)大部分的螺紋連接件應(yīng)該被替換。

調(diào)查的結(jié)果還顯示，存在幾種腐蝕機(jī)理的共同作用，包括隙間腐蝕、電化學(xué)腐蝕、一般性腐蝕以及FAC腐蝕。可以在大量不同幾何形狀的組件上觀察到FAC的作用。觀察結(jié)果證明一般性腐蝕是整個(gè)腐蝕作用的主要機(jī)理，而出現(xiàn)的泄露是管道上的螺紋造成的壁面厚度減薄導(dǎo)致的。

確定FAC破壞的主要證據(jù)，是基于排除其他可能的機(jī)理上，對(duì)破壞區(qū)域的形態(tài)學(xué)分析。圖8所示的是破壞的表面，圖中的圓齒形或者“桔皮”的形態(tài)說明FAC起到了作用。

圖8 Nine Mile Point的1號(hào)機(jī)組磨損處

3 腐蝕機(jī)理

當(dāng)關(guān)于低溫情況下幾個(gè)反映堆的凝結(jié)水系統(tǒng)的管道出現(xiàn)破壞之后，對(duì)于何種原因造成這個(gè)破壞引起了大量的討論。

對(duì)于腐蝕機(jī)理的判斷，主要是從腐蝕造成的破壞的表面形態(tài)上來判斷。而從形態(tài)學(xué)方面來說，F(xiàn)AC會(huì)造成一種圓齒形表面。這種表面通常稱之為“桔皮”或者“連鎖馬蹄形凹坑”。這些圓齒的大小取決于運(yùn)行的條件。從上述電站發(fā)生的磨損的形態(tài)上來看，可以發(fā)現(xiàn)低溫破壞的情況是由很多單獨(dú)的凹坑或“草皮塊”組成。在肉眼可視的范圍內(nèi)，圖片中的破壞與FAC破壞外觀上沒有什么相似性，但從微觀上來看，情況就不同了。

圖9顯示的是單相流體的FAC破壞表面形態(tài)的顯微照片［6］。這個(gè)照片顯示的是典型的圓齒坑的顯微照片，而圓齒坑的大小依賴于運(yùn)行條件。圖10是福島Daini電站破壞處表面形態(tài)的顯微照片，可見這個(gè)破壞表面的顯微形態(tài)與單相流體的FAC破壞的形態(tài)非常相似。

圖9 單相流FAC破壞的表面形態(tài)

圖10 Daini電站破壞處的表面形態(tài)

因而，可以認(rèn)為上述的腐蝕主要是由于低溫情況下的流動(dòng)加速腐蝕造成的。

由于在2005年Mihama電站的3號(hào)機(jī)組發(fā)生了災(zāi)難性的事故，日本開始對(duì)核電站進(jìn)行大量的檢測(cè)，以確保能夠檢測(cè)出FAC磨損的地方。在檢測(cè)期間，發(fā)現(xiàn)在化學(xué)精處理器出口下游和胺注入位置之前那段管子出現(xiàn)了FAC破壞。這些區(qū)域現(xiàn)被定為強(qiáng)制檢查范圍。

4 結(jié)論和建議

通過上述分析，可以發(fā)現(xiàn)無論是壓水堆還是沸水堆，都會(huì)在低于90℃的情況下發(fā)生FAC造成的腐蝕。對(duì)于控制低溫情況下的FAC，需要注意以下幾個(gè)問題：

（1）電站操作人員應(yīng)進(jìn)行敏感性評(píng)估，如果有必要，應(yīng)該對(duì)樹脂收集器以及化學(xué)精處理器出口下游和胺注入位置之前那段管子進(jìn)行監(jiān)測(cè)。對(duì)于那些全天候運(yùn)行的化學(xué)精處理器更應(yīng)該多加注意；

（2）可以將胺注入位置重新調(diào)整到更靠上游的位置，這樣不僅可以降低被低溫磨損破壞的程度同時(shí)也可以減少鐵元素的損失；

（3）壓水堆電站運(yùn)行人員應(yīng)進(jìn)行敏感性評(píng)估，如果有必要應(yīng)對(duì)蒸汽發(fā)生器排污除鹽器下游管線進(jìn)行監(jiān)測(cè)；

（4）沸水堆的運(yùn)行人員應(yīng)該進(jìn)行一個(gè)評(píng)估來確保凝結(jié)水、給水，以及輔助系統(tǒng)的所有低含氧區(qū)域都進(jìn)行FAC磨損評(píng)估。進(jìn)一步來說，沸水堆的運(yùn)行人員在凝結(jié)水系統(tǒng)注入氧氣的時(shí)候應(yīng)該意識(shí)到氧氣注入位置有可能會(huì)對(duì)上游管線產(chǎn)生破壞。必要的分析和監(jiān)測(cè)有時(shí)是需要的。

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［2］ 嚴(yán)卓奇.流量加速腐蝕對(duì)核電站二回路材料影響及對(duì)策的研究 ［D］.上海：上海交通大學(xué)，2007.

［3］ REMY F N，BOUCHACOURT M，F(xiàn)low-assisted corrosion：a method to avoid damage［J］.Nuclear Engineering and Design，1992（133）：23-30.

［4］ An Evaluation of Flow-Accelerated Corrosion in the Bottom Head Drain Lines of Boiling Water Reactors，Epri Report 1013013，March 2006.

［5］ Investigation into Flow Accelerated Corrosion at Low Temperatures，Epri Report 1013474，November 2006.

［6］ CHEXAL B，ET AL，F(xiàn)low-Accelerated Corrosion in Power Plants，Epri Report，Tr-106611-R1，July 1998.