核電站腐蝕行為與研究進展　　

       隨著核能發電量的比重逐年增加，核電已經成為我國電力的主要支柱之一，核電站系統設備的腐蝕與防護問題也越來越受到了重視。

　　自我國第-座民用核電機組秦山核電站于1991年發電以來，核能發電及有效利用步入了快速發展階段，目前我國已投入商運的核電機組有15臺，總裝機容量約1255萬千瓦，而在建核電項目總裝機容量達3400萬千瓦，核能發電量的比重在逐年增加，核電與火電、水電-起已構成了我國電力三大支柱。

　　壓水堆核電站系統設備用材種類較多，主要的材料包括燃料包殼用鋯合金材料、堆內構件用不銹鋼材料、反應堆壓力容器采用低合金鋼A508III鋼、主管道采用控氮316L不銹鋼、蒸汽發生器傳熱管采用鎳基合金以及眾多的異種金屬焊接材料等。同時，一回路的溫度壓力等運行工況較為苛刻。以大亞灣為例，-回路的設計壓力是17.23MPa,設計溫度是343℃ ,運行時的水化學環境是硼酸濃度在2300ppm左右，氫氧化鋰濃度范圍是0.4~2.7ppm,PH控制在7.1~7.4左右。在如此高溫高壓的運行環境下，系統設備材料要經受長期服役安全考驗，尤其是隨著系統設備運行時間的延長，上述材料會暴露出眾多的腐蝕問題。

　　一、一回路系統的腐蝕問題

　　一回路系統設備的主要腐蝕問題有：硼酸腐蝕（BAC）、-回路水環境下的應力腐蝕開裂（PWSCC）、腐蝕疲勞（CF）、輻照促進應力腐蝕開裂等。

　　二、二回路系統的腐蝕問題

　　二回路系統主要的腐蝕問題是流動加速腐蝕失效（FAC），多座核電站均發生了嚴重的FAC事故，尤其是2005年日本美濱核電站，由于給水管路破裂造成了5死6傷的重大事故。

　   三、蒸汽發生器傳熱管腐蝕研究

　　蒸汽發生器傳熱管占-回路承壓邊界總面積的近80%,其破損會使反應堆冷卻劑泄漏進二回路水中，照成核污染。傳熱管的SCC是SG最主要的失效模式。690TT傳熱管的應力腐蝕主要的腐蝕位置有U形彎管內壁SCC、管板上部脹管位置-回路水引起的內壁SCC、管和支撐板縫隙泥渣引起的傳熱管外壁SCC、管板上部脹管位置泥渣引起的外壁SCC四類。其中水化學雜質引起的應力腐蝕是目前的研究焦點。

　　結束語

　　腐蝕失效是核電站系統設備失效的最主要模式，核電站的腐蝕問題已引起廣泛關注。隨著我國核電機組建設數量的增加以及在運機組壽期的增長，腐蝕問題將逐漸暴漏，核電材料腐蝕機理和緩解措施的研發將能夠幫助我們了解核電系統設備的運行規律，對提高核安全管理水平起到重要作用。

責任編輯：劉傳

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