結構材料的腐蝕與應力腐蝕開裂（簡稱應力腐蝕，SCC）、反應堆壓力容器的中子輻照脆化、不斷提高的燃料可靠性與事故容錯要求被譽為水冷反應堆的三大材料挑戰^[1]。與另兩者相比，結構材料的腐蝕問題又因涉及范圍廣泛、影響因素眾多、失效機理復雜而尤為引人注目。據統計，核電廠老化管理范圍內涉及腐蝕的關注對象占總數的60%以上^[2-3]，而腐蝕造成的經濟損失更是達到核電成本的17.9%，是火電的3.5倍^[4]。因此，為有效預防和緩解核電廠中材料的腐蝕問題，須開展合理可行的腐蝕防護設計，并實施覆蓋核電廠全生命周期的腐蝕老化管理，以確保其正常、安全、經濟地運行。

本工作針對世界主流的壓水堆核電廠，闡述了典型的結構材料種類及其潛在腐蝕類型，并以水化學控制和防護涂層設計為例介紹了常見的腐蝕防護設計手段，最后概述了核電廠全生命周期老化管理理念及系統性老化管理方法在腐蝕防護上的應用和實踐^[5-7]。限于篇幅，文章不涉及具體的材料科學和腐蝕機理討論，而是從工程角度梳理材料、環境、防護、管理間的相互關系。

1　壓水堆結構材料

1.1　鋯合金

由于在擁有較小熱中子吸收截面的同時兼具良好的燃料相容性、機械性能、導熱性能、加工性能、耐中子輻照性能以及耐高溫水、汽腐蝕性能，鋯合金被認為是承受高溫、高壓、中子輻照、一回路腐蝕介質等嚴苛工況的燃料包殼最理想的材料，構成了核電廠的第一道實體屏障。此外，鋯合金還用作具有相似工況的堆芯結構材料，如定位格架、導向管、中子通量測量管等，它的應用也被認為是核電廠在選材方面有別于常規電廠最主要的特征。

目前核電廠使用的鋯合金主要有鋯-錫系與鋯-鈮系兩類，分別以Zr-2、Zr-4及Zr-2.5Nb為代表，這三種材料也是唯一納入ASTM B350/B350M-11和國標GB/T26314－2010的核級鋯合金。為適應逐漸增長的燃料高燃耗要求，國際上又開發了ZIR-LO（美國，鋯-錫-鈮系）、M5（法國，鋯-錫系）等新型鋯合金^[8]，這兩類合金的耐輻照性能和耐高溫腐蝕性能都得到了顯著提高^[9-11]，并已分別用作三代核電AP1000和EPR的燃料包殼^[12]。我國從國外引進以上成熟鋯合金并國產化的同時^[13]，也自主開發了鋯-錫-鈮系合金NZ2（N18）與NZ8（N36），這兩種鋯合金的性能達到甚至超過了國外同類產品^[14-15]，這為實現我國核電“走出去”發展戰略提供了重要支撐。

1.2　鎳基合金

鎳基合金是指鎳元素含量超過50%（質量分數，下同）的合金，核電廠中使用的多為鎳、鉻、鐵三元系合金。鎳基合金憑借較奧氏體不銹鋼更優異的耐應力腐蝕性能而用于堆內構件、控制棒驅動機構、蒸汽發生器傳熱管等部件及其焊材。然而試驗表明^[16]，上述三元鎳基合金對應力腐蝕免疫的鎳元素含量區間為25%～65%，并且實踐亦證明鎳元素含量≥72%、首個用作蒸汽發生器傳熱管的鎳基金（600MA）在一回路高溫純水環境中會發生應力腐蝕開裂^[17]，且其在二回路介質中還會產生點蝕、耗蝕、凹陷等^[18]。因此為滿足核電廠的安全使用要求，需合理控制鎳基合金的化學成分和熱處理工藝以提高產品的可靠性。

690合金是目前核電廠中使用最廣泛的鎳基合金^[19]，自20世紀80年代末首次用作蒸汽發生器傳熱管以來^[20]，成為美國與法國新建核電廠的首選材料。作為600合金的改良產品，690合金通過減少鎳含量（60%）、增加鉻含量（30%）使材料的耐腐蝕性能得到顯著提高。除600（多數老電廠）和690合金外，800合金是另一種大量應用且可靠性得到證實的鎳基合金，多用于德國電廠和加拿大CANDU重水堆。但根據化學成分劃分，嚴格意義上800合金并不屬于鎳基合金，而是介于鎳基合金與奧氏體不銹鋼之間的一種合金^[21]。歷史上，800合金是繼600合金后第二種用作蒸汽發生器傳熱管的鎳基合金，也是我國首臺核電機組秦山一期壓水堆蒸汽發生器的傳熱管材。

1.3　不銹鋼

不銹鋼是核電廠應用最廣泛的結構材料，與一回路冷卻劑接觸的設備和部件70%以上是由不銹鋼制造的。按組織分，核電廠涉及的不銹鋼主要包括奧氏體、馬氏體、奧氏體-鐵素體雙相不銹鋼三大類。奧氏體不銹鋼輻照敏感性低、焊接性好^[22]，但耐晶間腐蝕、應力腐蝕、局部腐蝕能力差，所以普遍用作接觸一回路高純介質的主管道、主泵泵殼，及反應堆壓力容器表面的堆焊層等；馬氏體不銹鋼強度高、耐磨性好，但焊接性與耐蝕性差，故常用作控制棒驅動機構、蒸汽發生器支撐件、壓緊彈簧等；雙相不銹鋼兼具奧氏體與鐵素體的優點，且耐蝕性優異，因此常在主管道、堆內構件等部位應用，但需關注其熱老化傾向^[23]。

核電廠使用的不銹鋼大多是已在其他工業領域普及的成熟牌號，如304/304L、316/316L、321等奧氏體不銹鋼，1Cr13、403馬氏體不銹鋼，2101、2205雙相不銹鋼等（限于篇幅這些材料的特點不再展開介紹）。應指出，不銹鋼等級并非越高越好，設計中在考慮安全性的同時亦需兼顧經濟性，從而選擇最合適的材料。此外，通過對不銹鋼化學成分及制造、熱處理、表面處理、焊接等工藝的改進，一些傳統不銹鋼的固有缺陷可得到改善^[24]，材料可靠性顯著提高。如316LN 超低碳控氮奧氏體不銹鋼，通過添加氮元素，使其強度與耐蝕性均有所上升^[25]，目前已用作AP1000 主管道材料，我國也實現了國產化^[26]。

1.4　低合金鋼

盡管低合金鋼的耐蝕性與耐輻照性遜于上述三類材料，但憑借在機械性能與價格方面的優勢，成為了反應堆壓力容器、蒸汽發生器、穩壓器等主設備筒體材料的首選。同時，為克服耐腐蝕性較差這一缺點，低合金鋼通常不直接與高溫、高壓的一回路冷卻劑接觸，而是在表面堆焊一層不銹鋼或鎳基合金；至于耐輻照性不佳的問題，則主要通過控制銅、磷、鎳等輻照脆化促進元素的含量加以改善^[27]。根據監管和設計要求^[28-31]，對于核電廠中安全性排首位的反應堆壓力容器^[32]，仍需通過試驗與計算求得無延性轉變參考溫度和應力強度因子以進行安全評估，并設置輻照監督管持續監測輻照引起的材料機械性能變化。

目前在核電廠廣泛使用的低合金鋼為錳-鎳-鉬型SA533B與SA508Cl.3，分別用作板材和鍛件，與傳統低合金鋼相比，其性能有了較大提升。我國最早的秦山一期壓水堆以及在建的AP1000核電機__組，反應堆壓力容器筒體均由SA508Cl.3整體鍛成，并且一律不設縱向焊縫^[33]。由于筒體需與各種材質的部件相連，SA533B和SA508Cl.3同不銹鋼或鎳基合金的異種金屬鋼焊接接頭的性能與可靠性研究成為當下業界熱點^[34-39]。

2　常見腐蝕類型

2.1　均勻腐蝕

均勻腐蝕的直接危害是使核電廠設備或部件壁厚減薄，接近甚至低于臨界值，由此產生泄漏或破裂的風險。好在均勻腐蝕機理明確、預測簡單，設計時留有適當的腐蝕裕量就可以控制。均勻腐蝕的間接危害在于其釋放的腐蝕產物會隨流動介質發生遷移，既有可能在局部區域濃集引發局部腐蝕，如蒸汽發生器傳熱管與管板、支撐板間的環向縫隙會因二回路腐蝕產物聚集而導致傳熱管凹陷；又會在一回路流經堆芯時受裂變中子作用轉變成放射性核素，增加整個回路的放射性。

核電廠中均勻腐蝕極為普遍，除了常規的低合金鋼、碳鋼在高溫高壓水/汽、大氣、酸/堿溶液、海水等環境中的腐蝕外，還包括鋯合金燃料包殼的高溫水腐蝕、蒸汽發生器鎳基合金傳熱管的腐蝕、反應堆壓力容器低合金鋼/碳鋼部件的硼酸腐蝕等特有的均勻腐蝕類型^[40]。例如，日本福島核事故發生爆炸的主要原因，正是由于鋯合金燃料包殼在高溫水蒸汽中產生的氫氣沒有消除所致^[41]；美國DavisBesse核電廠反應堆壓力容器頂蓋外表面的硼酸腐蝕更是業界眾所周知的案例^[27]。不過總體而言，均勻腐蝕對核電廠的安全影響程度并不嚴重，通過合理的選材與防腐蝕設計即可得到有效緩解。

2.2　點蝕與縫隙腐蝕

點蝕與縫隙腐蝕通常出現于表面有鈍化膜的金屬材料，如奧氏體不銹鋼等，在氧化性環境中的氯離子作用下，以小陽極大陰極的自催化腐蝕形式沿材料厚度方向發展直至穿孔破裂^[42]。并且這一過程發展迅速又不易察覺，故一旦發生點蝕或縫隙腐蝕，危害極為嚴重。點蝕與縫隙腐蝕的間接危害在于其形成的材料表面局部缺陷易成為引發應力腐蝕等其他局部腐蝕類型的起始位置。

鑒于核電廠一回路水質控制極為嚴格，點蝕與縫隙腐蝕主要發生在二、三回路，常見部位有：啟停堆引起的設備或部件表面積液區，部件連接處的結構縫隙，設備或管道表面的結垢物、腐蝕產物、保溫層、老化的防腐蝕涂層底部，蒸汽發生器管板上的泥渣堆積處等。氯離子的來源包括海水、空氣、化學試劑或清洗液、設備或管道襯里等。例如，美國IndianPoint、Millstone，韓國Kori等核電廠均有過點蝕引起的蒸汽發生器傳熱管大面積堵管事件^[43]；我國嶺澳核電廠1、2號機組常規島冷卻水系統的二次濾網也發生過海水環境中的點蝕與縫隙腐蝕失效案例^[44]。因此，在核電廠的設計、制造、安裝和運行過程中應盡量避免形成縫隙結構或滯液區，并嚴格控制水質，以預防點蝕與縫隙腐蝕。

2.3　晶間腐蝕

晶間腐蝕亦稱晶間侵蝕，通常發生于敏化引起晶間貧鉻的奧氏體不銹鋼和鎳基合金，是一種從材料表面開始沿晶界向內部全面擴展的腐蝕。同點蝕與縫隙腐蝕一樣，受晶間腐蝕影響的材料表面并無明顯腐蝕跡象，且難以憑借渦流探傷等手段檢出^[45]，但晶粒間的結合力已顯著降低，一旦在外力作用下就會完全破裂，產生突發性失效。晶間腐蝕同易混淆的沿晶應力腐蝕開裂的區別在于，前者的腐蝕形貌是大量的晶間裂紋，而后者則是往深處發展并伴有分支的一條或多條主裂紋。

核電廠中晶間腐蝕并非普遍現象，主要集中在早期采用600MA 合金的蒸汽發生器傳熱管，是由傳熱管與管板、支撐板連接處的縫隙、或管板上泥渣堆積處等位置濃集的腐蝕介質所引起的，并往往伴隨沿晶應力腐蝕開裂一同發生^[2，46]，故常將兩者統稱為二次側應力腐蝕開裂（ODSCC）^[43]。不過自新建電廠停用600MA 合金制造蒸汽發生器傳熱管并采用全揮發水處理（AVT）以來，以上情況有了明顯改善。總體而言，通過改善材料成分和熱處理工藝并嚴格控制焊接工藝，核電廠使用的304、316系列奧氏體不銹鋼^[47-48]與690、800合金的敏化問題得到了有效解決^[49-52]，但仍有必要建立標準方法對合金材料的晶間腐蝕敏感性進行評估^[53]。

2.4　應力腐蝕開裂與腐蝕疲勞

據統計，核電廠20%～40%的腐蝕失效案例涉及應力腐蝕開裂^[54-55]，在所有腐蝕類型中排名第一。按產生原因劃分，核電廠應力腐蝕開裂主要包括輻照促進SCC（IASCC）、一次側SCC（PWSCC）、二次側SCC（ODSCC）三類，均是因其有別于其他工業領域的特殊運行工況所致。由于受腐蝕介質與拉應力的交互作用，即使兩者分別處在較低水平都會引發裂紋萌生，裂紋一旦達到臨界尺寸（孕育期）便會迅速擴展（擴展期）成穿晶或沿晶裂紋，最終導致材料發生脆性斷裂，而這一孕育期的時間跨度又因材料種類和腐蝕環境不同從幾分鐘至幾十年不等^[22，56]。所以應力腐蝕開裂的危害性多體現在其隱蔽性和突發性，并因此成為行業內的監管重點^{[27，43，56]}和研究熱點^[57-63]。

核電廠中應力腐蝕開裂多發生在堆內構件（多發生IASCC）、控制棒驅動機構（多發生PWSCC）、蒸汽發生器（多發生PWSCC、ODSCC）等設備的鎳基合金和不銹鋼^[64]，尤其是早期的600合金及其焊材。如上文提到的美國DavisBesse核電廠硼酸腐蝕事件，正是由于其控制棒驅動機構接管600合金因PWSCC產生穿透裂紋，進而導致一回路冷卻劑泄漏所引起^[56]。自采用690合金及其配套152/52焊材后，核電廠中鎳基合金的應力腐蝕開裂問題得到了明顯緩解，但仍需注意冷加工或焊接殘余應力的不利影響^[65]，并且該問題對不銹鋼同樣適用^[66]。此外，研究與實踐表明，對于如燃料包殼鋯合金的氫脆^[67]，二、三回路中奧氏體不銹鋼的氯脆^[68]，海水環境中鈦合金的氫脆^[69-70]等其他形式的應力腐蝕開裂亦需引起重視。

若引發腐蝕開裂的條件從靜態載荷變為交變載荷，則又產生了另一種腐蝕形式---腐蝕疲勞，亦常叫作環境疲勞，其主要特點在于產生的腐蝕裂紋伴有疲勞輝紋。起初，世界各國廣泛使用的ASME疲勞設計曲線并未充分考慮服役環境的影響，之后發現壓力邊界在特定環境與交變載荷的聯合作用下存在安全裕度不足的問題，故又通過試驗給出了環境疲勞校正因子犉en的計算方法并頒布了相關導則加以監管^[71]。這一腐蝕與力學的交叉問題目前仍是業界研究熱點^[72-73]。

2.5　流動加速腐蝕

流動加速腐蝕因1986年美國Surry核電廠的嚴重傷亡事故而引起廣泛關注，并立即成為行業監管重點^[74-76]。與均勻腐蝕相似，流動加速腐蝕的危害在于造成設備或部件大面積壁厚減薄，但由于早期對該機理沒有足夠認知，設計時未采用同均勻腐蝕類似的預防手段，故產生了多起安全事故^[77-78]。后經研究表明，流動加速腐蝕涉及合金成分、溫度、流體形態、蒸汽質量、傳質系數、pH、溶解氧含量和聯胺含量八大影響因素，尤以合金成分（主要是鉻含量）作用最甚，故提高材料中的鉻含量也成為緩解流動加速腐蝕的首選方案。

流動加速腐蝕主要發生在液體單相流與氣/液兩相流環境中，如主蒸汽、抽汽、主給水、凝結水等系統的碳鋼管線^[79]，特別是管線上流體形態復雜的彎頭、彎管、三通、閥門、異徑管等部件。在核電廠老化管理中^[80]，除了上文提到的通過提高材料鉻含量進行預防外（包括老電廠敏感部件更換與新電廠選材設計），還可采用超聲壁厚檢查等手段監測腐蝕程度，并輔以流場分析技術^[81-83]及CHECWORKS、CICERO、COMSY等商用軟件進行數據管理和趨勢預測^[84-86]。總體而言，目前核電廠對流動加速腐蝕的管理已較為成熟。

3　腐蝕防護設計

3.1　水化學控制

壓水堆核電廠水化學控制是降低停堆輻射劑量、防止關鍵設備腐蝕降質最經濟、最有效的手段之一^[87]。

針對一回路，水化學控制的目的是^[88-89]：確保一回路系統壓力邊界的完整性；確保燃料包殼的完整性和燃料性能；減小堆芯外放射性水平；控制堆芯的反應性。常見的控制手段有冷卻劑注氫、硼鋰優化控制、過濾凈化和除氣等。其中，硼鋰控制腐蝕尤為重要，目前主要采用改進控制與協調控制兩種策略進行管理^[90]，見圖1。

一回路系統關注的有害雜質主要包括：

1）氯離子、氟離子、硫酸根離子

氯離子的危害在于高溫含氧水中會誘發奧氏體不銹鋼發生應力腐蝕開裂；氟離子引發SCC的能力弱于氯離子，多見于敏化奧氏體不銹鋼，但卻會加速鋯合金的腐蝕；硫酸根離子的影響同氯離子相仿，并且還會增加鎳基合金晶間腐蝕與應力腐蝕開裂的傾向；

2）懸浮固體

懸浮固體直接導致燃料包殼表面沉積以及由此引發的放射性水平上升，此外還會對主泵密封性和控制棒驅動機構的操作產生不利影響；

3）有機物

有機物在一回路環境中容易分解，從而產生含鹵素或硫元素的有害物質；

4）硅、鈣、鎂、鋁

這些金屬元素的氧化物和硅酸鹽的溶解度具有負溫度系數，在燃料元件棒的最熱部位會優先析出沉積，從而阻礙傳熱并導致活化物增加，且還易造成燃料包殼的腐蝕速率增大。

圖1　一回路系統硼鋰控制策略

Fig.1　Strategies of B-Li control in primary circuit：（a）modified chemistry （b）coordinated chemistry

隨著AP1000技術轉讓，核電廠一回路水化學加鋅技術也首次引入國內。通過加鋅可改變腐蝕膜結構，減少電廠劑量率、降低PWSCC風險、減少發生腐蝕積垢物導致的功率偏移和積垢引起的局部腐蝕風險^[91]。

二回路水化學控制的目的如下^[88-89]：減少設備腐蝕，延長使用壽命，尤其是減少蒸汽發生器傳熱管的腐蝕，以防止因傳熱管破裂而導致的放射性物質擴散；減少來自凝結水系統和給水系統的雜質和腐蝕產物進入蒸汽發生器；減少雜質和腐蝕產物在系統表面沉積。常見的控制手段有添加pH 調節劑，如氨水、各種胺類（ETA、DMA、3-MPA）、嗎啉等；添加聯氨控氧；排污凈化等。因上述添加劑易揮發，能起到降低鐵離子遷移、使縫隙環境保持中性等作用，故目前這一全揮發水處理方式在核電廠得到了廣泛運用。

二回路系統關注的有害雜質主要包括^[92]：

1）鈉離子、鉀離子

兩者同屬于非揮發性雜質，在局部過熱區會濃集形成高pH 環境，引發晶間腐蝕或堿脆；

2）氯離子、硫酸根離子

氯離子會隨蒸汽部分揮發，導致原中性環境呈堿性而引起腐蝕；氯離子和硫酸根離子在冷停堆時會加速600合金局部腐蝕；還原態硫會誘發鎳基合金與奧氏體不銹鋼點蝕和晶間腐蝕；

3）銅和鉛

兩者均會形成氧化性環境促進局部腐蝕，如點蝕。鉛會誘發應力腐蝕開裂，或進入已形成的裂紋加速裂紋擴展^[93]。銅在停堆和濕保養時易氧化，腐蝕產物會隨給水遷移、沉積而加速其他設備腐蝕。

3.2　防護涂層設計

防護涂層作為核電廠設施、設備、構筑物表面的防護方式被廣泛使用，除提供基本的保護作用外，還需滿足電廠特殊的耐輻照、去污、事故后完整性等要求^[94]。其中安全殼用防護涂層對維持系統的安全與功能尤為重要，特別對非能動核電廠而言，因采用混凝土與鋼安全殼的雙層結構，內外表面的巨大差異及安全系統的功能要求使得對涂層的要求也極為嚴苛，主要包括^[95]：

1）耐輻照性能　三代核電的設計壽期為60a，壽期內安全殼廠房的輻照累積劑量最高達10⁷ Gy，這將對涂層的聚合物基體產生極強的破壞作用，造成涂層起皺、粉化，導致防護作用嚴重下降^[96]。因此要求所使用的涂層首先具有優異的耐輻照性能。

2）模擬設計基準事故下的完整性　考慮到失水事故條件下，瞬間產生的大量放射性高溫高壓水汽會作用于安全殼內壁，因此要求涂層在事故后仍能保持完整性，不得出現嚴重起泡、起皺、剝落等現象，避免碎片進入反應堆冷卻劑系統回路，導致管線、泵、噴嘴與循環濾網等堵塞，引發更嚴重的安全事故。同時，涂層還應具有較高的干膜密度，即使產生碎片也會迅速沉降，避免隨水流遷移而堵塞地坑濾網。

3）熱量傳輸性能　事故發生后，非能動安全殼冷卻系統利用鋼安全殼作為熱交換面，通過高溫高壓水汽在內表面冷凝使熱量傳遞給外表面，再以對流、輻射、傳遞等導熱機制由空氣和水冷卻。因此鋼安全殼內壁涂層應具有良好的熱傳輸性能。

4）潤濕特性　作為非能動核電廠的特征技術，事故時非能動安全殼冷卻系統利用重力使安全殼頂部水箱內的冷卻水噴淋，并沿安全殼外壁流下以帶走堆芯余熱。因此安全殼外壁涂層需具有良好的潤濕性，確保冷卻水膜具有較高的覆蓋率與均勻性。

5）去污能力　核電廠投運后，放射性塵埃和裂變氣體會在構筑物與設備表面持續吸附，導致環境輻射水平不斷提高。故停堆時進行現場作業前，需先去除表面的放射性沾污以使輻射水平降低到允許的限值，從而減輕人員受到的放射性傷害。因此，安全殼廠房尤其是有人員走動的區域，應在底漆上再涂覆面漆以提高表面的去污能力。

基于以上要求，非能動核電廠鋼安全殼內外表面主要選用無機鋅涂層，它兼具優異的導熱性、潤濕性、耐溫性、耐輻照性、耐腐蝕性和抗老化性，并與底材有良好的結合強度。經驗表明，近七成涂層失效由施工缺陷引起，因此需特別加強對涂層施工質量的控制。此外，為避免涂層受外部損傷以及由基材引起的破壞，還應按要求制定在役檢查大綱進行定期檢測與狀態評估，以確保涂層滿足功能和使用壽命的要求。

4　腐蝕老化管理

依據核電廠全生命周期老化管理理念^[97]，腐蝕老化管理的主要目的是確保能正確預防、及時探測、有效緩解腐蝕引起的安全功能降級。實踐中應參考戴明PDCA 循環（計劃-實施-檢查-行動），形成系統性的腐蝕老化管理方法，包括對腐蝕的認知，腐蝕老化管理大綱的建立和優化，相關設備/部件的運行和使用，腐蝕的檢查、監測和評估，以及腐蝕的維護和維修共五個部分，詳見圖2。

圖2　系統性的腐蝕老化管理方法

Fig.2　Systematic ageing management method for corrosion

老化管理大綱（AMPs，Ageing Management Programmes ）是記載上述系統性老化管理方法的載體，屬于實施有效老化管理的綱領性文件，應能起到協調包括維修、在役檢查、監督、運行、技術支持等電廠各種大綱已有的作用。然而老化管理大綱的范圍通常是設備或部件，純粹以腐蝕命名的老化管理大綱在美國通用老化經驗反饋報告（GALL）^[2]與IAEA 國際通用老化經驗反饋導則（IGALL）^[98]中均只有硼酸腐蝕、硼酸腐蝕引起的反應堆冷卻劑壓力邊界部件開裂（鎳基合金）和材料損失、流動加速腐蝕以及選擇性腐蝕4條（以上僅針對壓水堆），更多情況是作為其他老化管理大綱所監管的對象之一，如水化學、在役檢查、蒸汽發生器、機械設備外表面監測等，體現出核電廠腐蝕老化管理普遍性和通用性的特點。

隨著我國秦山一期接近設計壽期末尾，運行許可證延續申請的安全論證工作是現階段的當務之急^[99]。依據相關監管要求，老化管理審查和時限老化分析是安全評估報告的核心內容。就腐蝕而言，老化管理的工作方法和模式已較為成熟，并已有一系列現成的老化管理大綱，然而對于如何開展與腐蝕相關的時限老化分析則仍處于摸索階段。參考國外經驗，腐蝕相關的時限老化分析通常就“腐蝕裕量”一項，針對的是設備因腐蝕引起壁厚減薄，進而導致強度降低不滿足設計要求的情況。不難發現，這主要涉及均勻腐蝕和流動加速腐蝕兩種機理，并且在美國已獲批準的執照更新案例中亦如此。因此對我國而言，建議新建核電廠在設計階段就為這兩種腐蝕機理制定覆蓋全生命周期的老化管理大綱，以為今后運行許可證延續申請時開展時限老化分析提前布局。

5　結語

商用核電廠的設計宗旨是安全性與經濟性的統一，寧可犧牲一定的經濟性也要確保絕對的安全性這一傳統觀念已不再完全適用。具體到腐蝕問題，無限制地提高材料等級并非正確解決手段。針對不同的材料與工況組合，采用合理的腐蝕防護設計并實施有效的腐蝕老化管理是當前國內外的主流方案。然而由于覆蓋核電廠全生命周期，即從設計、制造和建造、調試、運行（包括設計壽期和運行許可證延續）、直至退役，并涉及材料、腐蝕、化學、力學、設備設計、失效分析等多個學科，核電廠腐蝕防護設計與老化管理離不開設計院、科研院校、設備制造廠、業主、工程公司、運行服務公司等各利益相關方的共同參與和努力。尤其在國家提出清潔能源、智能制造、大數據等“十三五”重點規劃的大背景下，通過開發并采用更加新型與高效的設備制造方式及數字化設計和管理模式，可以提高腐蝕防護設計與老化管理的有效性，從而確保核電廠的整體安全性，是實現我國核電＂走出去＂發展戰略的有力支撐。