壓水堆核電站結(jié)構(gòu)材料的腐蝕行為研究進展

陳 君，康 凱，馮 鉅，熊長奇，曹 丹，尹 杰

（1. 西華大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院，四川 成都 610039；2. 重慶長安汽車股份有限公司，重慶 400023）

隨著人類社會的快速發(fā)展，能源問題已日漸突出，其中新能源備受大眾關(guān)注。核能發(fā)電與傳統(tǒng)的水力發(fā)電、火力發(fā)電、風力發(fā)電等能源發(fā)電相比具有以下優(yōu)點：不會排SO2及其他有毒氣體造成空氣污染，不會產(chǎn)生造成全球溫室效應(yīng)的CO2，使用的燃料體積小(運輸以及儲存方便)，經(jīng)濟性能高等[1-2]。人們普遍認識到，核能在緩解日益增長的世界能源需求方面可以發(fā)揮關(guān)鍵作用，因而有些國家的核能發(fā)電在該國總發(fā)電量中占有很高的比例，如法國高達78%，比利時高達50%[3-4]。而我國作為能源需求大國，在今后的很長一段時間內(nèi)，中國核電事業(yè)在自主研發(fā)過程中將面臨各種挑戰(zhàn)。

核電站壓力容器、穩(wěn)壓器、安全殼等設(shè)備都是在苛刻的環(huán)境下使用，因此核電結(jié)構(gòu)材料在相關(guān)水環(huán)境中的腐蝕破壞行為引起了國際核工業(yè)界的高度重視。本文概述了目前應(yīng)用最多的壓水堆核電站，重點分析了壓水堆核電結(jié)構(gòu)材料在運行過程中出現(xiàn)的腐蝕類型、腐蝕影響因素以及腐蝕機理等，并探討了壓水堆核電結(jié)構(gòu)材料的發(fā)展趨勢。

1 壓水堆核電站概述

從上世紀50 年代至今，核電站經(jīng)過3 次的更新迭代，朝著更加經(jīng)濟和安全、產(chǎn)生更少核污染物的方向發(fā)展，將在2030 年左右完成第4 次更新迭代[3-4]。我國的核電站建設(shè)起步于上世紀80 年代，逐步建成并運行了秦山核電站、大亞灣核電站。在隨后的10 年時間里，我國核電站的建設(shè)進入了全面應(yīng)用階段，先后開發(fā)了秦山二期和三期、嶺澳一期及田家灣核電站，目前我國核電站發(fā)展正處于快速發(fā)展階段。根據(jù)調(diào)查表明，當前世界上正在服役的核電站堆型有：輕水反應(yīng)堆(light water reactor，LWR)，包括壓水反應(yīng)堆(pressurized water reactor，PWR)和沸水反應(yīng)堆(boiling water reactor，BWR)，這兩種各占60%和20%；重水反應(yīng)堆(heavy water reactor，HWR)，占10%；其它堆型占10%[5]。PWR 核電站的主要特點是：1)它的結(jié)構(gòu)十分緊湊，堆芯的功率和密度都很大；2)輕水價格低，降低了成本，并縮短了核電站的建設(shè)周期；3)PWR核電站技術(shù)相較成熟，成為國際上目前使用率最高的核電站堆型，占輕水反應(yīng)堆核電機組總數(shù)的75%[5]。據(jù)中廣核集團最新消息，陽江核電站6 號機組在順利完成168 h 滿負荷示范運行之后，正式投入商運，至此陽江核電站6 臺百萬千瓦級核電機組全面投產(chǎn)，成為全球最大的在運輕水壓水堆核電基地[6]。我國已建立的以及擬建的壓水反應(yīng)堆核電站的結(jié)構(gòu)如圖1[7]所示。

圖1 壓水堆核電站原理流程圖[7]

PWR 核電站主要由核島和常規(guī)島組成。其原理是使用冷卻劑(輕水)將熱能從反應(yīng)堆堆芯傳遞到蒸汽發(fā)生器，蒸汽發(fā)生器將熱量傳遞到二級回路系統(tǒng)以產(chǎn)生高溫和高壓蒸汽，從而驅(qū)動發(fā)電機產(chǎn)生電力。一回路為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，由反應(yīng)堆壓力容器、主泵、穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器等構(gòu)件組成，位于安全殼以內(nèi)；二回路由蒸汽發(fā)生器、冷凝泵、汽水分離器、汽輪機、蒸汽凝結(jié)器等構(gòu)件組成。一回路的壓力約為15.5 MPa，壓力殼冷卻劑進口溫度約為290 ℃，出口溫度約為325 ℃。二回路蒸汽壓力為6～7 MPa，蒸汽溫度為275～290 ℃，壓水堆的發(fā)電效率為33%～34%。因此，PWR 核電站的腐蝕大都發(fā)生在一、二回路。

2 PWR 核電站結(jié)構(gòu)材料的腐蝕問題

PWR 核電站結(jié)構(gòu)部件一般經(jīng)歷比較復(fù)雜的使用環(huán)境，其概括如下：暴露于較高的溫度、較高的中子劑量、輻射損傷以及腐蝕性環(huán)境等[8-9]。在復(fù)雜的環(huán)境作用下，這些結(jié)構(gòu)材料的腐蝕問題是核反應(yīng)堆在長期使用過程中面臨的一個重要問題，設(shè)備和結(jié)構(gòu)材料的腐蝕失效對PWR 核電站的安全運行有不利的影響。為了保障核電站的安全可靠性，核電結(jié)構(gòu)材料不僅要保證具有良好的強度、優(yōu)異的耐蝕性、高疲勞性和韌性，而且對于堆芯的材料還必須具有良好的抗輻照脆化性能、熱穩(wěn)定性、化學(xué)穩(wěn)定性和輻射穩(wěn)定性等[10-12]。PWR 核電結(jié)構(gòu)材料包括不銹鋼、鎳基合金、低合金鋼、鋯合金等。由于不銹鋼具有良好的抗疲勞性、耐腐蝕性、輻照敏感性低等優(yōu)點，在PWR 核電站一回路的主管道、主泵、閥門、壓板、反應(yīng)堆頂蓋等結(jié)構(gòu)中，70%以上使用的是不銹鋼[13]。而低合金鋼相對廉價，故穩(wěn)壓器、壓力容器、安全殼等大多采用低合金鋼[14]。這些結(jié)構(gòu)和設(shè)備都處于十分復(fù)雜和惡劣的環(huán)境中，如腐蝕環(huán)境、高溫、高壓、高快中子通量、氯離子和輻射損傷等[11]。對于PWR 核電站，其結(jié)構(gòu)材料主要的腐蝕失效形式包括應(yīng)力腐蝕、點蝕、電偶腐蝕、均勻腐蝕、輻照腐蝕、晶間腐蝕、縫隙腐蝕、腐蝕疲勞等[15-21]。本文重點介紹壓水堆結(jié)構(gòu)材料失效事件中最多且危害最嚴重的3 種腐蝕類型，即應(yīng)力腐蝕、點蝕和電偶腐蝕。

2.1 應(yīng)力腐蝕

2.1.1 應(yīng)力腐蝕特征與機理

應(yīng)力腐蝕(stress corrosion cracking，SCC)是管道、核反應(yīng)堆壓力容器等發(fā)生腐蝕失效的最重要原因，20%～40%的失效案例都與應(yīng)力腐蝕有關(guān)[22-25]。SCC 是在拉應(yīng)力和特定的腐蝕環(huán)境共同作用后所產(chǎn)生的低應(yīng)力脆斷現(xiàn)象，通常會引起結(jié)構(gòu)材料裂紋的萌生和擴展，宏觀形貌表現(xiàn)為脆性破壞，導(dǎo)致結(jié)構(gòu)破壞從而承載力降低。如圖2 所示，應(yīng)力腐蝕失效是應(yīng)力與復(fù)雜的反應(yīng)堆環(huán)境的共同作用下而產(chǎn)生的，是一定的腐蝕環(huán)境、足夠的拉伸載荷和敏感材料協(xié)同作用的結(jié)果[26]。SCC 是限制PWR 和BWR 設(shè)備材料服役壽命的主要降質(zhì)機理[27]。SCC比全面腐蝕更加具有危險性，因為SCC 可以導(dǎo)致結(jié)構(gòu)材料突然失效，使得結(jié)構(gòu)材料的機械強度大幅降低，一個細微的裂紋就會導(dǎo)致整個結(jié)構(gòu)遭到破壞。

圖2 應(yīng)力腐蝕破裂關(guān)系[26]

關(guān)于應(yīng)力腐蝕機理的理論很多[28-30]，通常認為當材料處于腐蝕環(huán)境中時會在表面形成一層保護膜，即鈍化膜。應(yīng)力作用于結(jié)構(gòu)材料表面時使得鈍化膜發(fā)生破裂，新形成的腐蝕孔洞和裂紋將結(jié)構(gòu)材料暴露于復(fù)雜的腐蝕環(huán)境中，裂紋尖端處的電極電位比鈍化膜處的低，因而發(fā)生陽極溶解。在應(yīng)力的持續(xù)作用下，再次形成的鈍化膜繼續(xù)發(fā)生破裂，裂紋擴展，最終在裂紋的尖端閉塞區(qū)形成孔洞，孔洞處應(yīng)力集中，出現(xiàn)脆性斷裂[28]。

SCC 的裂紋微觀形貌一般表現(xiàn)為3 種形態(tài)：沿晶型、穿晶型和混合型。圖3 為3 種裂紋形態(tài)示意圖[29]。SCC 裂紋起源于表面，一般呈現(xiàn)出樹枝狀，其擴展的方向大多垂直于主應(yīng)力方向。秦山第二核電廠1 號機組換料大修期間，對余熱排出管線射線插塞密封焊縫打磨時，液體滲透檢測發(fā)現(xiàn)插塞孔周邊管道奧氏體不銹鋼母材上沿插塞螺紋孔邊沿呈放射狀存在多處線性顯示。金相分析表明脆性斷口呈冰糖塊花樣，管道裂紋起源于近表面插塞孔螺紋根部位置，擴展方式以沿晶為主 (如圖4(a)所示)[30]。而Kang 等[31]研究的304 不銹鋼管道，在高溫高壓(358 °C 和157 bar)水環(huán)境中(2M Na2SO4和1M NaOH 的溶液)的SCC 形貌則以穿晶裂紋和混合型裂紋為主，裂紋在晶內(nèi)和晶界上擴展，尤其是穿晶裂紋(圖4(b))可以看到多條裂紋分支。

圖3 裂紋形態(tài)示意圖[29]

圖4 (a) 奧氏體不銹鋼管道沿晶裂紋形貌[30];(b) 304 不銹鋼管道穿晶裂紋形貌[31];(c) 304 不銹鋼管道混合型裂紋形貌[31]

2.1.2 應(yīng)力腐蝕的影響因素

1)應(yīng)力。應(yīng)力的來源包括外加載荷、裝配應(yīng)力和各種加工過程產(chǎn)生的殘余應(yīng)力，如焊接、冷加工、熱處理等，其中殘余應(yīng)力破壞力在應(yīng)力腐蝕中約占80%[28]。而在結(jié)構(gòu)材料的加工安裝過程中不可避免地產(chǎn)生殘余應(yīng)力，殘余應(yīng)力越大越易造成應(yīng)力腐蝕開裂。一般情況下，服役過程中應(yīng)力都很低，如果沒有腐蝕介質(zhì)的聯(lián)合作用，機件可以長期工作而不產(chǎn)生斷裂。

2)腐蝕介質(zhì)。應(yīng)力腐蝕只有在特定腐蝕介質(zhì)中才會發(fā)生，腐蝕介質(zhì)的存在會緩慢地造成結(jié)構(gòu)材料的腐蝕，當與應(yīng)力共同作用時就會加快腐蝕。而發(fā)生應(yīng)力腐蝕的環(huán)境都是特定的，每種材料只會在特定的介質(zhì)中發(fā)生應(yīng)力腐蝕，而其它材料可能對這種介質(zhì)沒有明顯反應(yīng)。表1 列出了一些材料相對應(yīng)的腐蝕介質(zhì)[32]。比如大部分的鋼材料在有Cl-的腐蝕環(huán)境中就容易發(fā)生應(yīng)力腐蝕，但鎳基合金對Cl-不敏感，相反在熱的NaOH 或 HF 蒸汽氣氛中具有腐蝕敏感性。南非核電站2 號機組的大修期間，電廠發(fā)現(xiàn)在換料水箱和低壓安注泵之間的安全注入管線上有穿透泄漏，證實在不銹鋼管道的一些位置存在的Cl-導(dǎo)致了應(yīng)力腐蝕[33]。奧氏體不銹鋼在早期的PWR 核電站中使用較多，而對它造成應(yīng)力腐蝕的介質(zhì)很多，較為常見的有以下幾種：Cl-、高溫高壓含氧高純水、硫酸溶液、H2S 水溶液、F-水溶液等，其中Cl-是奧氏體不銹鋼應(yīng)力腐蝕事故發(fā)生的主要因素。應(yīng)力腐蝕的速率與氯離子濃度有關(guān)，隨著Cl-的濃度增加而加快。因此，近年來世界上已有多座核電廠采用了一回路水中加Zn 處理技術(shù)來優(yōu)化水環(huán)境，以期預(yù)防和緩解SCC[34]。

3)材料。材料性能是核電站設(shè)備設(shè)計的關(guān)鍵數(shù)據(jù)，需選用抗SCC 性能較優(yōu)的結(jié)構(gòu)材料。比如，早期PWR 核電站的蒸汽發(fā)生器傳熱管用的奧氏體不銹鋼，其抗SCC 能力較差，后期的主管道則通過優(yōu)化成分和生產(chǎn)工藝基本上避免了SCC 的發(fā)生。這些優(yōu)化措施包括降低碳含量來減弱“敏化”的傾向，在奧氏體組織中形成少量的鐵素體相來抑制應(yīng)力腐蝕。再后來，奧氏體不銹鋼逐漸被鎳基合金替代，但早期主設(shè)備部件如反應(yīng)堆壓力容器的頂蓋及底部貫穿件等使用的600 鎳基合金，其抗SCC 能力仍不理想，隨后又開發(fā)出了690 和800 合金[30,35-36]。

表1 應(yīng)力腐蝕材料對應(yīng)的腐蝕介質(zhì)[32]

2.2 點蝕

2.2.1 點蝕的特征與機理

點蝕(Pitting Corrosion)也稱小孔腐蝕，是一種局部腐蝕類型，是在金屬材料表面產(chǎn)生穿孔性腐蝕，常常導(dǎo)致核電站結(jié)構(gòu)材料腐蝕失效。產(chǎn)生點蝕必須滿足3 個條件[37]：1)鈍性金屬材料；2)由金屬基體中的夾雜物、位錯等缺陷引起鈍化膜局部弱化；3)特定的腐蝕介質(zhì)。金屬材料表面的鈍化膜溶解，逐步形成腐蝕孔，造成局部表面凹陷而處于局部活性陽極狀態(tài)，它的剖面形式如圖5 所示[37]。發(fā)生點蝕后，會導(dǎo)致整體結(jié)構(gòu)的破壞。

目前，針對不銹鋼點蝕的形核機理，比較經(jīng)典的理論模型有3 種：吸附模型、鈍化膜穿透模型以及局部鈍化膜破壞模型。點蝕產(chǎn)生過程的離子吸附模型如下[38]：1)首先是侵蝕性離子如Cl-等吸附在金屬表面。這種吸附行為并不是全面發(fā)生在材料表面上的，而是優(yōu)先吸附在鈍化膜的缺陷位置處，且表現(xiàn)出隨機性、不可重復(fù)性。2)侵蝕性離子會使鈍化膜的組成成分和本身特質(zhì)發(fā)生改變，使該處鈍化膜的離子電導(dǎo)和溶解速度遠大于沒有產(chǎn)生吸附的表面，從而形成小孔腐蝕活性點，即孔核[39]。3)鈍化膜的變薄使電場強度增大，因此孔核處鈍化膜的成膜速度遠大于孔核以外的區(qū)域。4)根據(jù)電極電位、緊靠孔核處的溶液層中Cl-濃度和pH 值，孔核處的鈍化膜可以再鈍化，以致孔核消失而在別處形成新的孔核，也可以是原來的孔核繼續(xù)長大。

鈍化膜穿透模型是由Hoar 等[40]提出，他們認為在溶液介質(zhì)中，不銹鋼表面會形成一層由Fe/Cr氧化物組成的鈍化膜，并處在“形成-破壞”的動態(tài)平衡中。當溶液介質(zhì)中存在侵蝕性陰離子(如Cl-、Br-)時，這些陰離子由于離子半徑小而容易從鈍化膜的薄弱點(夾雜物、合金相等位置)穿透界面進入鈍化膜，其致密性和完整性進一步遭到破壞，保護能力顯著降低。這些薄弱點便成為點蝕的形核中心。

鈍化膜局部破壞模型指出[37]，在不銹鋼中存在的少量MnS 雜質(zhì)會破壞不銹鋼表面鈍化膜的連續(xù)性。MnS 容易與溶液中的侵蝕性陰離子發(fā)生反應(yīng)，造成MnS 脫落，原MnS 所在的位置就會成為缺陷處，進一步發(fā)展成為點蝕的形核點。

2.2.2 點蝕的影響因素

圖5 常見的點蝕剖面形式[36]

影響PWR 核電結(jié)構(gòu)材料點蝕的因素主要有環(huán)境因素(氯化物、溶解氧濃度、溶液的溫度、pH 值等)和材料因素(材料的表面狀態(tài)不均勻性及含碳量等)[41-44]。在環(huán)境介質(zhì)因素中Cl-雖然不是誘發(fā)點蝕的必要條件，但Cl-的存在極大地促進了點蝕誘發(fā)過程，提高了點蝕敏感性[43]。在所有這些侵蝕性陰離子中，Cl-由于直徑更小而更具穿透性。溶解氧是PWR 一回路水環(huán)境中非常重要的水化學(xué)參數(shù)之一，溶解氧對不同結(jié)構(gòu)材料點蝕的影響也不盡相同。不銹鋼在氧含量高的鹽鹵溶液中具有更高的點蝕電位，說明溶解氧能夠使不銹鋼表面鈍化膜更加致密，鈍化膜的修復(fù)能力更強，因此較高的溶解氧含量會抑制不銹鋼的點蝕形核[44]。但對于690TT 鎳基合金，溶解氧會使材料發(fā)生內(nèi)外氧化，內(nèi)層氧化膜疏松多孔，不能對基體起到良好的保護作用，并且消耗了Cr，使該合金喪失了高Cr 優(yōu)勢，腐蝕坑深度最大可達716 nm(圖6)[45]。為減輕溶解氧影響，通常會向一回路的水中通入氫氣。而一般來說，溶液pH 值越低，其點蝕電流越大，蝕坑體積越大，點蝕越容易發(fā)生。溫度越高，點蝕破裂電位越負，鈍化膜的穩(wěn)定性和保護性減弱[45]。關(guān)于材料因素的影響，一般隨著碳含量的增加，不銹鋼的點蝕敏感性增加[42]。

圖6 690TT 合金在325 ℃、氧濃度為0.75×10-6 的高溫高壓純H2O 中浸泡720 h 后形成的氧化膜截面形貌[45]

2.3 電偶腐蝕

2.3.1 電偶腐蝕的特征及機理

電偶腐蝕(Galvanic Corrosion)又被稱作異金屬接觸腐蝕，是局部腐蝕的一種。它通常發(fā)生在異種金屬的交界處，由于各自的電極電位不同而形成腐蝕原電池，導(dǎo)致腐蝕速度加快。電偶電流滿足歐姆定律：

式中：Ec、Ea為電偶對陰、陽極電位；Re為電解質(zhì)電阻；Rm為金屬導(dǎo)體電阻；Pc, a為電偶形成后的極化率。其中腐蝕電位較低的金屬會發(fā)生陽極極化，導(dǎo)致溶解速度增加而腐蝕，具有較高腐蝕電位的金屬則發(fā)生陰極極化而被保護。一般Re、Rm都很小，因此電偶電流的大小取決于電位差(Ec-Ea)、極化率Pc, a。通常當腐蝕電位差大于 0.25 V 時，產(chǎn)生的電偶腐蝕較嚴重，陽極金屬的腐蝕損失增加[46-53]。其原理如圖7 所示[52]。PWR 核電站目前大多數(shù)都建在沿海，其中熱循環(huán)系統(tǒng)具有材質(zhì)多樣、連接點多且復(fù)雜等特點，因此電偶腐蝕總是伴隨著核電站設(shè)計、運行、維修等過程，對核電站的設(shè)備維護和安全運行造成極大風險[46]。如圖8 所示，在3.5%NaCl 溶液中，與不銹鋼偶接的偶對中，自腐蝕電位較低的低合金鋼 16MND5 作為陽極被加速腐蝕，電偶腐蝕較嚴重，而單獨腐蝕的16MND5 腐蝕形貌沒有偶聯(lián)試樣均勻，但腐蝕較輕[47]。

圖7 電偶腐蝕原理[52]

2.3.2 電偶腐蝕的影響因素

影響電偶腐蝕速度的因素主要包括幾何因素和環(huán)境因素[53]。幾何影響有陰陽極的面積比和距離，偶對中的陰極和陽極的面積相對大小，對腐蝕速度影響很大。一般情況下，隨著陰極對陽極面積比值的增加，腐蝕速度增加。而根據(jù)腐蝕電化學(xué)原理，增大電偶對的間距就是增大了帶電離子的擴散距離，相當于增大了溶液電阻，使得電解液中的傳質(zhì)過程受到阻礙，因而電偶電流密度越小。

圖8 3.5%NaCl 溶液中腐蝕后的微觀形貌

環(huán)境因素主要包括腐蝕介質(zhì)的溫度、氧含量、導(dǎo)電性、pH 值等。溫度升高，會加速電化學(xué)反應(yīng)速度，從而加速電偶腐蝕。含氧量對于不同種類的金屬，其影響是不同的，對碳鋼和低合金鋼等不發(fā)生鈍化的金屬，氧含量增加會加速陰極去極化過程，使金屬腐蝕速度增加。但對于壓水堆核電站中廣泛使用的不銹鋼等易鈍化金屬，氧含量增加有利于鈍化膜的形成和修補，增強其穩(wěn)定性。在低電導(dǎo)的溶液中，電偶腐蝕會集中在連接點周圍，造成嚴重的局部腐蝕[53]。

電偶腐蝕往往會誘發(fā)和加速應(yīng)力腐蝕、點蝕等其他局部腐蝕行為，從而加速核電設(shè)備的破壞。它是一種危害極大的腐蝕形式，在核電站中一旦發(fā)生則極有可能造成嚴重后果。

3 展望

隨著能源安全問題關(guān)注度的逐漸提高，以及PWR 核電站的迅猛發(fā)展，核電已經(jīng)成為我國乃至世界的焦點。我國正迎來核電開工建設(shè)的高潮期，核電結(jié)構(gòu)材料，主要是用鋼產(chǎn)業(yè)將迎來很好的發(fā)展機遇。但PWR 核電站在建造和運行過程中其結(jié)構(gòu)材料出現(xiàn)的以應(yīng)力腐蝕為代表的腐蝕問題嚴重影響核電站的安全運行。今后研究人員的工作重點可能集中在以下幾個方面：

1)我國的核電工業(yè)尚未形成完整的核電產(chǎn)業(yè)體系，許多關(guān)鍵部件仍需進口。在大力引進國外先進核電機組和消化吸收先進技術(shù)的同時，應(yīng)盡快提高PWR 核電關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料(尤其是核電用鋼)的國產(chǎn)化，著手建立其選材標準和評價體系。

2)目前大量的研究工作大都針對PWR 核電站結(jié)構(gòu)材料在高溫高壓環(huán)境下的腐蝕問題[21,31,34,54 -55]，但是專門針對在建以及停堆情況下常溫環(huán)境中腐蝕問題的研究還較少。另外，科技工作者對環(huán)境變化(如季節(jié)變化)引起的應(yīng)力腐蝕開裂的長期行為的關(guān)注也不夠。由于核電站大多沿海建設(shè)，在建、維修以及運行期間都要受到含有Cl-氣氛的海洋環(huán)境的影響?？梢姂?yīng)針對PWR 核電站結(jié)構(gòu)材料在常溫環(huán)境中發(fā)生SCC 傾向性及環(huán)境因素的影響進行系統(tǒng)研究，這對于其安全運行和監(jiān)管意義重大。

3)PWR 核電設(shè)備異種材料連接復(fù)雜多樣，因此需高度重視焊接接頭材料的腐蝕情況，如不銹鋼焊件上應(yīng)力腐蝕開裂的起始時間以及預(yù)先存在的缺陷對應(yīng)力腐蝕開裂起始和擴展的影響，接頭處發(fā)生電偶腐蝕的傾向性等。

安全地利用核電，關(guān)系到我國經(jīng)濟的發(fā)展，能源結(jié)構(gòu)的調(diào)整。從目前世界上PWR 核電的發(fā)展狀況以及我國能源政策的調(diào)整來看，建設(shè)經(jīng)濟、安全、環(huán)保、可持續(xù)性的核電站必然是未來的發(fā)展趨勢。只有加強經(jīng)驗反饋，有效利用失效案例，促使設(shè)計、制造和安裝等環(huán)節(jié)的改進和優(yōu)化，才能確保核電能源的安全利用。