核電站常規(guī)島系統(tǒng)管道應(yīng)對流動加速腐蝕設(shè)計策略研究

黃家運，胥炎橙

(中國電力工程顧問集團華東電力設(shè)計院有限公司，上海 200063)

根據(jù)中國核能行業(yè)協(xié)會統(tǒng)計數(shù)據(jù)，截至2021年9月30日，我國大陸地區(qū)已投入商業(yè)運行的核電機組共51臺，裝機容量為53 485.95 MW。2021年1-9月，核電設(shè)備利用小時數(shù)為5 682.01 h，發(fā)電量3 027.09億kW·h，上網(wǎng)電量2 839.94億kW·h，同比2020年增加12.11%和12.39%。隨著雙碳目前的推進，后續(xù)核電項目的建設(shè)將進一步加速，對于核電機組運行的安全可靠性要求將繼續(xù)加強。

目前我國運行的核電機組，根據(jù)不同堆型的換料周期進行維修保養(yǎng)，同時對于一些關(guān)鍵設(shè)備及部件還進行運行在役檢查，其中對于汽水管道的流動加速腐蝕(FAc)問題引起的危害越來越得到各方的重視，已有電廠在檢查中發(fā)現(xiàn)常規(guī)島二回路的凝結(jié)水管道、給水再循環(huán)管道和加熱器疏水管道中存在因流動加速腐蝕引起管道壁厚減薄問題，甚至部分管道不得不進行更換。因此，對于常規(guī)島汽水管道的流動加速腐蝕問題的研究也成為各方關(guān)注的焦點，如能在項目的設(shè)計階段充分考慮流動加速腐蝕問題，研究流動加速腐蝕的機理和特征，從設(shè)計方案上進行優(yōu)化，可大幅降低后續(xù)運行階段流動加速腐蝕的影響，大大提高電廠運行的經(jīng)濟性和可靠性。

1 流動加速腐蝕的機理和特征

1.1 流動加速腐蝕的由來

流動加速腐蝕最初源于上世紀80年代，美國核電站常規(guī)島相繼發(fā)生了一些事故： 1)1985年，美國特洛伊(Trojan)核電站低加疏水泵出口14英寸接管發(fā)生破裂；2)1985年，美國Haddam核電站1號給水加熱器正常疏水調(diào)節(jié)閥后管道發(fā)生破裂；3)1989年，美國薩里(Surry)核電站2號機組與主給水泵的集管T型相接的18英寸的入口給水管彎頭處發(fā)生破裂。

對于前兩個事故，當(dāng)時人們就能夠理解。第一個事故，疏水泵運行時因為參數(shù)或流量的改變，極易在水泵葉輪處產(chǎn)生汽蝕，進而影響到水泵出口管道。第二個事故，由于加熱器疏水管道疏水調(diào)節(jié)閥前后壓差過大或管道布置原因，閥后壓力可能在臨界壓力以下，從而在水中產(chǎn)生汽泡，進而產(chǎn)生兩相流。美國的設(shè)計公司的做法是修改這部分管道材料，由碳鋼管改成低合金鋼管。如果仍采用碳鋼管，則需要放大管徑，加厚管壁，并在電廠壽期內(nèi)加強監(jiān)督，一旦發(fā)現(xiàn)管壁減薄過大，則馬上更換。

美國薩里核電站2號機組給水管道材料是ASTM A106B，管道外徑457.2 mm，壁厚12.5 mm。給水工作壓力2.55 MPa，工作溫度190.5 ℃，給水正常流速5.34 m/s，給水的pH 為8.8～9.2。事故發(fā)生前為滿負荷運行，由于主蒸汽閥門關(guān)閉，造成給水管道瞬間壓力升高，管道破裂。破裂管道斷口最薄處壁厚僅1.5 mm，其他部分壁厚2.8～8.9 mm，減少了3.6～11 mm。對一臺運行了76 000 h的機組來說，這一處給水管道壁厚每年平均減少約1 mm左右。

對這樣一根壓力、溫度都不高，流速也不高的單相液體管道，卻仍然在運行若干年后在某些部位發(fā)生了腐蝕現(xiàn)象，從而引起了美國和全世界核工業(yè)界的關(guān)注和研究。

因為美國是世界上最早大規(guī)模建設(shè)商用核電站的國家，所以能最先發(fā)現(xiàn)這些問題。另一核電大國法國，在第一臺900 MW核電機組上也發(fā)現(xiàn)一些部件上出現(xiàn)了明顯的磨蝕損壞，這些部件包括給水加熱器、閥門、管道、汽水分離再熱器等，但是產(chǎn)生上述問題的電廠的水質(zhì)，如給水電導(dǎo)率、含氧量及pH等均符合當(dāng)時的水質(zhì)標準。因此美國薩里核電站2號機組事故也引起了法國電力公司(EDF)的重視。

1.2 流動加速腐蝕的機理及特征

美國電力研究院EPRI在上世紀把流動加速腐蝕(Flow Accelerated Corrosion，F(xiàn)Ac)定義為：碳鋼或低合金鋼表面正常氧化保護層溶解至水/汽水混合物的過程。在我國，流動加速腐蝕是2020年經(jīng)全國科學(xué)技術(shù)名詞審定委員會審定發(fā)布的電力名詞，其定義為：在形成了四氧化三鐵的碳鋼表面,高速純水和汽水兩相流對金屬表面產(chǎn)生的一種腐蝕，主要腐蝕形式是金屬的局部減薄。

流動加速腐蝕是一個化學(xué)腐蝕的過程，從動態(tài)的角度上理解，如圖1所示，碳鋼表面覆蓋了一層 Fe3O4保護膜，在遠離這層保護膜的區(qū)域的主流區(qū)的流速較高，而靠近氧化膜的流體邊界層的流速較低，如果主流區(qū)中溶解的鐵未達到飽和，則邊界層中已經(jīng)溶解的鐵不斷地向主流區(qū)中遷移，因而邊界層中的溶解的鐵也處于不飽和狀態(tài)，而氧化膜中的鐵就會溶解到未飽和的邊界層中，從而使 Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解。另外氧化膜孔隙內(nèi)充填有水，金屬基體腐蝕產(chǎn)生的鐵離子通過這個通道直接擴散到氧化膜外的邊界層，這三個區(qū)域(主流區(qū)、邊界層、氧化膜)不斷發(fā)生溶解鐵的遷移，而高速流動的水又將遷移于水中的溶解鐵帶走，從而產(chǎn)生了碳鋼表面的不斷腐蝕。

圖1 流動加速腐蝕機理圖Fig. 1 The flow accelerated corrosion mechanism

根據(jù)國內(nèi)外由于核電站事故后觀察，流動加速腐蝕有其獨特的外貌特征。在單相流體條件下，當(dāng)腐蝕速率較高時，金屬表面會出現(xiàn)馬蹄坑特征的腐蝕形態(tài)，整體上看為貝殼狀或橘皮狀腐蝕形貌；在汽-液雙相流體條件下，管道表面的沖刷腐蝕形貌為條帶或虎紋狀。

由于流動加速腐蝕是一個持續(xù)的過程，因此其對運行管道的危害非常大，由流動加速腐蝕導(dǎo)致管道減薄而引起管道泄漏和破裂，而破裂的管道放出高能水或蒸汽將造成不可預(yù)估的損失。美國的阿肯色州核電站2號機組和日本美濱核電站3號機組均分別發(fā)生過二回路疏水管道和凝結(jié)水管道因流動加速腐蝕產(chǎn)生的管道破裂事故。

2 影響流動加速腐蝕的主要因素

FAc是一個復(fù)雜的過程，很難模擬在電廠運行工況和環(huán)境下FAc的實驗過程。目前雖然提出了如Berge、Sanchez-Caldera、Steady-State、Chexal-Horowitz等各種FAc模型和FAc計算機數(shù)值模擬等分析方法，但均不能精確預(yù)測FAc的發(fā)生和發(fā)展。

借鑒國外核電國家的先進經(jīng)驗和研究成果，可以確定以下幾個影響FAc的主要因素：

1)金屬的因素：主要是鋼材的化學(xué)成分；

2)環(huán)境的因素：主要包括溫度、pH、含氧量、還原劑等；

3)流體動力學(xué)因素：主要包括流速、流型、幾何形狀、流體含汽率等。

2.1 金屬含鉻量的影響

根據(jù)國內(nèi)外機構(gòu)的研究成果表明，隨含鉻量的增加，其相應(yīng)的抗腐蝕的能力明顯上升。當(dāng)材料的含鉻量增加到13%時，幾乎可以不受腐蝕的影響。

德國KWU公司研究了低合金鋼含鉻量對腐蝕的影響(圖2)，從圖中可見，在特定的工作條件下，0.4%的含鉻量已有很好的抗腐蝕的能力。

壓水堆核電站二回路常規(guī)島部分的汽水管道大部分均采用碳鋼和低合金鋼，因此對于含鉻量的控制對于預(yù)防和減緩FAc發(fā)生非常重要。

圖2 含鉻量對腐蝕的影響Fig. 2 The effect of chromium content on corrosion

2.2 溫度的影響

溫度也是影響FAc重要因素之一，且對于單一液相流和兩相流，F(xiàn)Ac速率發(fā)生的峰值也不同。

根據(jù)英國中央電力研究實驗室的試驗結(jié)果表明，對于單一液相流，在100～140 ℃之間，F(xiàn)Ac發(fā)生速率逐步增加，當(dāng)流體溫度在130～140 ℃時，F(xiàn)Ac發(fā)生速率達到峰值(如圖3)；而對于汽液兩相流，在100～225 ℃之間，F(xiàn)Ac發(fā)生速率增加較快，當(dāng)管道內(nèi)介質(zhì)溫度在150～200 ℃時，F(xiàn)Ac發(fā)生速率達到峰值(如圖4)。

圖3 液相下FAc速率與溫度的關(guān)系Fig.3 The relationship between the FAc rate and temperature in the liquid phase

圖4 汽液兩相下FAc溫度影響系數(shù)Fig. 4 The temperature influence coefficient of FAc in the vapor-liquid phase

從以上研究結(jié)果表明，在單一液相或氣液兩相下，溫度在140～200 ℃之間的管道，F(xiàn)Ac發(fā)生的速率很高，而在壓水堆核電站二回路常規(guī)島系統(tǒng)中，相當(dāng)一部分管道內(nèi)的介質(zhì)均在這個工作溫度范圍內(nèi)，因此出現(xiàn)FAc的現(xiàn)象非常普遍，必須引起我們高度重視。

2.3 流體動力學(xué)的影響

法國電力公司(EDF)曾建立了一個CIRICO試驗臺，對引起磨蝕的有關(guān)規(guī)律進行研究。通過各項實驗，得出關(guān)于流體動力方面的幾項重要結(jié)論：

1)在進行傳質(zhì)系數(shù)影響(或介質(zhì)流速的影響)的實驗時發(fā)現(xiàn)，水的傳質(zhì)系數(shù)在<1.0 mm/s(Re<150 000)時，腐蝕速率的增加與傳質(zhì)系數(shù)的增加呈直線關(guān)系，但當(dāng)水的傳質(zhì)系數(shù)>1.0 mm/s(Re>150 000) 時，腐蝕速率的增加與傳質(zhì)系數(shù)的增加就偏離直線，呈三次方地增加。也就是說，在流速及Re值較高時，碳鋼的腐蝕速率就明顯加速，因此流速是這種腐蝕的核心。

2)實驗證明，在考慮流速的因素時，還要考慮到設(shè)備、管道的設(shè)計和布置的實際情況。即使流速不很高，也會產(chǎn)生強烈的紊流，也會引起FAc。

2.4 其他因素的影響

(1)在溶解氧含量很低，還原性全揮發(fā)處理的條件下，碳鋼內(nèi)表面形成雙層Fe3O4氧化膜，這層膜由致密的內(nèi)伸Fe3O4層和多孔疏松的Fe3O4外延層構(gòu)成。當(dāng)局部流體條件發(fā)生惡化時，由于外延層不耐水流的沖擊，而水作為氧化劑其氧化能力較弱，不能將表面的鐵離子氧化為穩(wěn)定的、具有保護作用的、致密的Fe2O3氧化膜，F(xiàn)e3O4外延層在H+作用下溶解就會發(fā)生FAc。此時增加管路中的溶解氧含量，當(dāng)達到一定值時，溶解氧會促使Fe2O3氧化膜的生成，從而使FAc速率下降甚至得到完全抑制。試驗表明，當(dāng)溶解氧小于10×10-9時腐蝕嚴重，隨著溶解氧增加，F(xiàn)Ac發(fā)生速率下降，而當(dāng)溶解氧達到30×10-9時，F(xiàn)Ac腐蝕速率急劇下降。但是核電站蒸汽發(fā)生器中由于傳熱管存在不耐氧腐蝕的合金，因此對于二回路中的含氧量有嚴格的要求。

(2)最新的研究結(jié)果表明，適當(dāng)提高常規(guī)島二回路給水的pH，也可減緩碳鋼FAc的發(fā)生。pH在8以上時，隨著pH的升高，F(xiàn)Ac發(fā)生速率下降，而當(dāng)pH控制在9.6以上是，F(xiàn)Ac發(fā)生速率會急劇減小。

3 核電站常規(guī)島應(yīng)對FAc發(fā)生的設(shè)計策略

上文探究了FAc發(fā)生機理和影響FAc的各項因素，深刻了解壓水堆核電站常規(guī)島FAc產(chǎn)生的危害，因此在壓水堆核電站常規(guī)島的設(shè)計中，我們要重視FAc問題。下文從影響FAc發(fā)生的因素著手，分析研究在常規(guī)島設(shè)計中，應(yīng)對FAc發(fā)生可采取的各種策略，從而避免FAc的發(fā)生或減小FAc發(fā)生對汽水管道的影響，從而保證核電站機組的安全可靠運行。

3.1 管道材料的選擇

美國URD(Utility Requirements Docu￣ment)中關(guān)于核電站常規(guī)島給水、蒸汽和凝結(jié)水系統(tǒng)的材料提出如下要求：“對于暴露在濕蒸汽、閃發(fā)流體而會引發(fā)顯著的沖刷的所有元件，應(yīng)采用耐腐蝕/沖刷的材料。耐腐蝕/沖刷的程度應(yīng)按該元件所處的溫度、含濕量、濕蒸汽的流速條件而定。除了碳和錳之外，沒有予加過合金添加劑的碳素鋼，不能用于這種場合?！?/p>

根據(jù)上文分析，核電站常規(guī)島中諸多汽水管道存在發(fā)生FAc發(fā)生的條件，為避免或緩解FAc現(xiàn)象的發(fā)生，對下列常規(guī)島范圍內(nèi)相關(guān)系統(tǒng)管道材料為碳鋼或低合金鋼、介質(zhì)溫度在90～260 ℃之間的、單相和兩相高能管道的化學(xué)成分應(yīng)進行控制，尤其是鉻的含量。

1)蒸汽系統(tǒng)，包括主蒸汽、抽汽、輔助蒸汽及主蒸汽疏水等；

2)水系統(tǒng)，包括凝結(jié)水、給水、加熱器疏水和MSR疏水等。

根據(jù)核電站以往的設(shè)計經(jīng)驗和經(jīng)驗反饋，并考慮一定經(jīng)濟性，我們在設(shè)計上對常規(guī)島二回路汽水管道進行區(qū)分，針對不同的介質(zhì)和運行工況選擇不同的材料，采取了以下設(shè)計措施從而減少FAc的發(fā)生。

1)對于單相流體采用碳鋼的管道，對其中化學(xué)成分中鉻的含量進行了嚴格界定。比如A106B碳鋼材料，按照ASME標準，A106B碳鋼管僅規(guī)定了鉻含量最高至0.4%，并沒有最小鉻含量標準的要求。根據(jù)上述鉻含量對FAc影響的分析，結(jié)合工程經(jīng)驗，我們可在A106B碳鋼采購規(guī)范中增加最小鉻含量不低于0.2%的要求，作為特殊訂貨條款和特別質(zhì)量保證的強制條件，從而保證合適的材料安裝在受FAc影響的系統(tǒng)中；

2)對于存在兩相流體的系統(tǒng)管道，優(yōu)先選用低合金鋼或不銹鋼材料，同時對于其中的鉻含量也給予相應(yīng)的規(guī)定，如對于合金鋼材料A335P11，規(guī)定鉻含量范圍為1.0%～1.5%；對于材料A335P22，規(guī)定鉻含量范圍為1.9%～2.6%；不銹鋼材料優(yōu)選06Cr19Ni10；

3)對于調(diào)節(jié)閥、節(jié)流孔板等下游易產(chǎn)生紊流和汽化的管道采用06Cr19Ni10不銹鋼材料。

3.2 介質(zhì)流速和管道規(guī)格的選擇

常規(guī)島汽水管道的管徑的選取應(yīng)滿足要求的設(shè)計通流量，控制流速在合理的范圍，避免高流速引起的管道腐蝕；同時在計算管道壁厚時應(yīng)適當(dāng)考慮腐蝕、磨損的影響。

壓水堆核電站的蒸汽主要是帶一定濕度的飽和蒸汽，且水和蒸汽介質(zhì)的溫度在100～225 ℃之間，對于FAc敏感度較高的管線，尤其材料為碳鋼的管道，為減小FAc的發(fā)生速率，管道的流速的選取應(yīng)滿足推薦流速的限定要求，并在一定合理范圍內(nèi)盡可能降低介質(zhì)的流速。

根據(jù)《核電站常規(guī)島汽水管道設(shè)計技術(shù)規(guī)范》(NB/T 20193—2012)，表1為給出了采用三代核電“華龍一號”堆型技術(shù)常規(guī)島主要汽水管道的推薦流速。

表1 常規(guī)島主要汽水管道的推薦流速

根據(jù)《核電站常規(guī)島汽水管道設(shè)計技術(shù)規(guī)范》(NB/T 20193—2012)的規(guī)定，在設(shè)計壓力和設(shè)計溫度下管子所需的最小壁厚按下列公式計算：

式中，Sm——管子最小壁厚，單位為毫米(mm)；

p——設(shè)計壓力，單位為兆帕(MPa)；

[σ]t——鋼材在設(shè)計溫度許用應(yīng)力，單位為兆帕(MPa)；

D0——管子外徑，單位為毫米(mm)，取用包括管徑正偏差的最大外徑；

Y——溫度修正系數(shù)，取值0.4；

η——許用應(yīng)力的修正系數(shù)，對于無縫鋼管η=1.0；對于縱縫焊接鋼管，按有關(guān)制造技術(shù)條件檢驗合格者，其η值按表1(NB/T 20193)取用；對于螺旋焊縫鋼管，按GB/T 3091標準制造和無損檢驗合格者，η=0.9。對于采用國外牌號的焊接鋼管，其許用應(yīng)力的修正系數(shù)按相應(yīng)的管子產(chǎn)品技術(shù)條件中規(guī)定的數(shù)據(jù)選?。?/p>

C——考慮腐蝕、磨損和機械強度要求的附加厚度，單位為毫米(mm)。

公式中C值即為考慮FAc等因素影響而計算中增加的附加厚度，對于存在FAc發(fā)生較高的汽水系統(tǒng)，C值在選取時，可適當(dāng)加大。管道內(nèi)為單相流體時，C一般可取1～2 mm；管道內(nèi)存在汽水兩相流時，C值一般可取3～4 mm。

由于導(dǎo)致FAc發(fā)生的因素較多，且一旦滿足發(fā)生條件，其發(fā)展相當(dāng)迅速，單純地依靠增加壁厚的方法效果和意義不大。

總之，管道流速的確定、管徑壁厚的選擇不僅要考慮腐蝕的因素，而且應(yīng)結(jié)合系統(tǒng)運行的效率和經(jīng)濟性，進行合理地選取，并且在今后的電廠運行期間，應(yīng)借鑒核電站先進的管理經(jīng)驗，對高流速、高能管線給以極大重視，加強對此類管線的監(jiān)督、檢查工作，及早發(fā)現(xiàn)隱患，采取有效措施防止事故的發(fā)生。

3.3 管道布置設(shè)計

根據(jù)國內(nèi)外對多年對FAc的研究和壓水堆核電站的實際運行經(jīng)驗的總結(jié)，F(xiàn)Ac經(jīng)常發(fā)生在節(jié)流件的下游或者流動發(fā)生突變的部位，如節(jié)流裝置、膨脹節(jié)、彎頭、大小頭、三通等部位。因此在管道的布置和管件的選取上，要注意考慮FAc的影響，可采取以下設(shè)計措施：

1)盡量限制小彎曲半徑的彎管和彎頭的使用，宜采用大半徑彎管和合適的管道坡度；

2)管道的每個疏水點應(yīng)設(shè)置獨立的疏水管線，避免疏水管線合并。當(dāng)疏水管線必須合并時，盡量設(shè)置帶分支的疏水母管或疏水聯(lián)箱;

3)在滿足系統(tǒng)設(shè)計、設(shè)備布置、管道撓性和熱膨脹要求的條件下盡可能減少彎頭、大小頭的數(shù)量，管道布置應(yīng)確保介質(zhì)流動通暢。

3.4 給水pH控制

根據(jù)適當(dāng)提高常規(guī)島二回路給水的pH可減緩碳鋼FAc的發(fā)生的研究成果，可將合適的化學(xué)添加劑注入到二回路水系統(tǒng)中來控制其pH。

根據(jù)核島設(shè)計方提出的二回路水化學(xué)技術(shù)條件，結(jié)合相關(guān)研究成果，將二回路常規(guī)島給水的pH設(shè)定為9.6～9.8(期望值)，可大幅度降低FAc發(fā)生的速率。為達到上述目的，在常規(guī)島設(shè)計中，可配置一套加藥系統(tǒng)，采用氨作為堿化劑，注入到凈凝結(jié)水泵出口母管與主凝結(jié)水泵出口母管匯合點的下游以及除氧器下降管等位置，從而保持二回路水系統(tǒng)的pH保持在預(yù)定的范圍，采用具有揮發(fā)性的氨作為堿化劑，可確保無游離的苛性堿，消除苛性應(yīng)力腐蝕的可能性。

4 結(jié)論

從核電站的運行實際經(jīng)驗表明，F(xiàn)Ac是造成核電站管路系統(tǒng)及其他過流部件頻繁失效的主要原因，壓水堆核電站常規(guī)島的水管路和濕蒸汽管路中尤為嚴重。防止核電站常規(guī)島汽水管道FAc的發(fā)生是關(guān)系到核電站長期安全可靠運行的重要問題。

根據(jù)以上的分析論證，結(jié)合具體項目的設(shè)計情況，在工程設(shè)計中采取以下有效的措施來應(yīng)對FAc：

1) 在容易發(fā)生FAc的管道系統(tǒng)中采用含有一定鉻元素的低合金鋼或控制最低鉻含量的碳鋼材料;

2) 嚴格控制相關(guān)管線中的介質(zhì)流速，綜合考慮運行的安全性和經(jīng)濟性，合理地進行管徑和壁厚的選取，適當(dāng)選取腐蝕附加厚度值;

3) 在管道布置上，充分考慮FAc的因素，優(yōu)化管線布置和部件幾何形狀、尺寸，減少湍流的發(fā)生;

4) 在二回路水系統(tǒng)中配置加藥裝置，注入堿化劑氨，將常規(guī)島二回路水系統(tǒng)的pH控制在9.6以上，可大幅減緩碳鋼管FAc的發(fā)生。