“華龍一號”的腐蝕與防護(hù)
一、核電站的腐蝕因素
核能作為清潔、高效、經(jīng)濟的能源,在世界范圍內(nèi)獲得廣泛發(fā)展。一些核電發(fā)達(dá)國家中核能發(fā)電量占總發(fā)電量30%以上,而我國核能發(fā)電量僅占2%左右,發(fā)展空間巨大。發(fā)展核電,安全問題至關(guān)重要。20世紀(jì)70至80年代美國三里島和烏克蘭切爾貝諾利核電站事故、2011年日本福島核電站事故震驚世界,極大地制約核電健康穩(wěn)定發(fā)展。核電安全與其關(guān)鍵設(shè)備材料的服役性能密切相關(guān)。目前,我國已研發(fā)了具有自主知識產(chǎn)權(quán)的先進(jìn)百萬千瓦級壓水堆(PWR)核電技術(shù)“華龍一號”,已在國內(nèi)開始建設(shè)并成功出口至拉丁美洲。
圖1為PWR核電站結(jié)構(gòu)示意圖以及系統(tǒng)材料使用情況。鎳基合金、不銹鋼、低合金鋼、鋯合金為主要的核電結(jié)構(gòu)材料。PWR核電站一回路典型的服役環(huán)境為292-327℃、15.5 MPa的B/Li高溫高壓水,二回路典型的服役環(huán)境為180-291℃、1-7.6 MPa的高溫高壓水。在如此苛刻的服役環(huán)境條件下,一些壓力邊界(壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主管道等)可能發(fā)生環(huán)境致裂,主要損傷形式有均勻腐蝕、點蝕、應(yīng)力腐蝕、腐蝕疲勞等。
這里的均勻腐蝕也叫全面腐蝕,腐蝕分布整個金屬材料表面。在PWR核電站中,與高溫高壓水環(huán)境接觸的304、316LN、308/309等奧氏體不銹鋼,鎳基合金等均會發(fā)生均勻腐蝕。在正常運行條件下,奧氏體不銹鋼一般生成外層為大顆粒的Fe3O4,內(nèi)層為致密的FeCr2O4、Cr2O3氧化膜;鎳基合金一般生成外層針狀/纖維狀富Ni氧化物,內(nèi)層為致密的富Cr氧化物。一般均勻腐蝕對核電關(guān)鍵設(shè)備的腐蝕損傷很?。坏鶆蚋g導(dǎo)致的Fe、Cr、Ni離子溶出或氧化膜脫落,會增加一回路環(huán)境中的輻射劑量,增加運營成本。
點蝕指在金屬表面局部出現(xiàn)縱深發(fā)展的腐蝕小坑,其余區(qū)域不腐蝕或發(fā)生輕微腐蝕。在PWR核電站中,抗腐蝕性能良好的奧氏體不銹鋼、鎳基合金在高溫高壓水環(huán)境中有可能發(fā)生點蝕,例如點蝕萌生于316LN不銹鋼表面MnS夾雜物周圍、萌生于690合金TiN夾雜物周圍等。點蝕坑的形成,會導(dǎo)致材料表面發(fā)生應(yīng)力集中,一般點蝕是應(yīng)力腐蝕、腐蝕疲勞裂紋的優(yōu)先萌生位置,可能對核電關(guān)鍵設(shè)備造成嚴(yán)重的腐蝕損傷。
圖1 壓水堆核電站結(jié)構(gòu)示意圖
應(yīng)力腐蝕是指敏感材料在腐蝕環(huán)境中,在恒定應(yīng)力的作用下發(fā)生失效的現(xiàn)象。應(yīng)力腐蝕是核電結(jié)構(gòu)材料(奧氏體不銹鋼、鎳基合金)發(fā)生環(huán)境致裂失效的主要形式。圖2為美國V. C. Summer 核電站安全端發(fā)生應(yīng)力腐蝕開裂案例。在模擬核電站一回路水環(huán)境中,奧氏體不銹鋼應(yīng)力腐蝕裂紋一般沿晶界萌生與擴展;對于核電關(guān)鍵設(shè)備焊接部位,由于殘余應(yīng)力高,同時可能由于焊接導(dǎo)致奧氏體不銹鋼晶界貧Cr,應(yīng)力腐蝕敏感性高。由于應(yīng)力腐蝕萌生一直難以預(yù)測、應(yīng)力腐蝕裂紋擴展速率快,可能導(dǎo)致核電關(guān)鍵設(shè)備瞬間失效斷裂,產(chǎn)生災(zāi)難性后果。
腐蝕疲勞是指材料在交變應(yīng)力與腐蝕環(huán)境交互作用下,加速失效的現(xiàn)象。在PWR核電站中,一些壓力邊界(主管道、蒸汽發(fā)生器、壓力容器)可能遭受腐蝕疲勞損傷。如果核電關(guān)鍵設(shè)備發(fā)生腐蝕疲勞斷裂,可能導(dǎo)致災(zāi)難性后果。腐蝕疲勞壽命是可預(yù)測的,工業(yè)中通常利用S-N(應(yīng)力/應(yīng)變-疲勞壽命)曲線來預(yù)測結(jié)構(gòu)件的腐蝕疲勞壽命。目前,美國阿貢國家實驗室建立了核電結(jié)構(gòu)材料在高溫高壓水環(huán)境中的S-N曲線,用來設(shè)計核電站的運行壽命,評價核電關(guān)鍵設(shè)備的腐蝕疲勞損傷。中國科學(xué)院金屬研究所也正在建立包含國產(chǎn)核電結(jié)構(gòu)材料的S-N曲線。
圖2美國V. C. Summer 核電站安全端應(yīng)力腐蝕開裂
二、核電站的腐蝕影響
腐蝕損傷伴隨核電站的整個服役壽命,核電工業(yè)界對此尤其重視。目前,主要通過改善水化學(xué)環(huán)境(如在水溶液中加Zn)以及研發(fā)抗腐蝕損傷優(yōu)良的結(jié)構(gòu)材料(如利用690合金替換600合金)來抑制核電關(guān)鍵設(shè)備的腐蝕損傷。
然而,核電站中的腐蝕問題極其復(fù)雜,模擬測試難度大,還存在很多疑問需要深入系統(tǒng)研究,例如:如何預(yù)測材料應(yīng)力腐蝕萌生壽命?如何評價微動磨損對蒸汽發(fā)生器用690合金傳熱管腐蝕疲勞性能的影響?檢測到初期缺陷后或材料自身在使用前就存在的微小缺陷如何發(fā)展,還能安全穩(wěn)定使用多久?制造過程中如何控制材料缺陷的臨界值?材料在使用過程中如何退化、如何預(yù)測其安全服役壽命?采用何種措施可以延長其服役安全性與壽命?因此,還有許多問題需要研究人員的努力創(chuàng)新,不斷深入研究來回答??傊?,核能是具有潛在風(fēng)險的潔凈能源,通過加大研發(fā)投入,掌握材料的腐蝕損傷規(guī)律,系統(tǒng)地制定和優(yōu)化材料與裝備制造、服役性能評價與安全分析標(biāo)準(zhǔn),其風(fēng)險是可控的。
三、夢能服務(wù)與支持
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