每年的4月24日，是世界腐蝕日（Corrosion Awareness Day），生活中，我們總聽到某某金屬材料生銹，這就是最常見的腐蝕現象。其實，腐蝕無處不在，對于材料來說，它就像“癌癥”一樣頑固而且危害巨大。

    核能作為清潔、高效、經濟的能源，在世界范圍內獲得廣泛發展。一些核電發達國家中核能發電量占總發電量30%以上，而我國核能發電量僅占2%左右，發展空間巨大。

    發展核電，安全問題至關重要。20世紀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定發展。

    核電安全與其關鍵設備材料的服役性能密切相關。目前，我國已研發了具有自主知識產權的先進百萬千瓦級壓水堆（PWR）核電技術“華龍一號”，已在國內開始建設并成功出口至拉丁美洲。

    圖1為PWR核電站結構示意圖以及系統材料使用情況。鎳基合金、不銹鋼、低合金鋼、鋯合金為主要的核電結構材料。PWR核電站一回路典型的服役環境為292-327℃、15.5 MPa的B/Li高溫高壓水，二回路典型的服役環境為180-291℃、1-7.6 MPa的高溫高壓水。在如此苛刻的服役環境條件下，一些壓力邊界（壓力容器、蒸汽發生器、主管道等）可能發生環境致裂，主要損傷形式有均勻腐蝕、點蝕、應力腐蝕、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，與高溫高壓水環境接觸的304、316LN、308/309等奧氏體不銹鋼，鎳基合金等均會發生均勻腐蝕。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，內層為致密的富Cr氧化物。一般均勻腐蝕對核電關鍵設備的腐蝕損傷很?。坏鶆蚋g導致的Fe、Cr、Ni離子溶出或氧化膜脫落，會增加一回路環境中的輻射劑量，增加運營成本。

    點蝕指在金屬表面局部出現縱深發展的腐蝕小坑，其余區域不腐蝕或發生輕微腐蝕。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境中有可能發生點蝕，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，會導致材料表面發生應力集中，一般點蝕是應力腐蝕、腐蝕疲勞裂紋的優先萌生位置，可能對核電關鍵設備造成嚴重的腐蝕損傷。

    圖1 壓水堆核電站結構示意圖

    應力腐蝕是指敏感材料在腐蝕環境中，在恒定應力的作用下發生失效的現象。應力腐蝕是核電結構材料（奧氏體不銹鋼、鎳基合金）發生環境致裂失效的主要形式。圖2為美國V. C. Summer 核電站安全端發生應力腐蝕開裂案例。在模擬核電站一回路水環境中，奧氏體不銹鋼應力腐蝕裂紋一般沿晶界萌生與擴展；對于核電關鍵設備焊接部位，由于殘余應力高，同時可能由于焊接導致奧氏體不銹鋼晶界貧Cr，應力腐蝕敏感性高。由于應力腐蝕萌生一直難以預測、應力腐蝕裂紋擴展速率快，可能導致核電關鍵設備瞬間失效斷裂，產生災難性后果。

    腐蝕疲勞是指材料在交變應力與腐蝕環境交互作用下，加速失效的現象。在PWR核電站中，一些壓力邊界（主管道、蒸汽發生器、壓力容器）可能遭受腐蝕疲勞損傷。如果核電關鍵設備發生腐蝕疲勞斷裂，可能導致災難性后果。腐蝕疲勞壽命是可預測的，工業中通常利用S-N（應力/應變－疲勞壽命）曲線來預測結構件的腐蝕疲勞壽命。目前，美國阿貢國家實驗室建立了核電結構材料在高溫高壓水環境中的S-N曲線，用來設計核電站的運行壽命，評價核電關鍵設備的腐蝕疲勞損傷。中國科學院金屬研究所也正在建立包含國產核電結構材料的S-N曲線。

    圖2美國V. C. Summer 核電站安全端應力腐蝕開裂

    腐蝕損傷伴隨核電站的整個服役壽命，核電工業界對此尤其重視。目前，主要通過改善水化學環境（如在水溶液中加Zn）以及研發抗腐蝕損傷優良的結構材料（如利用690合金替換600合金）來抑制核電關鍵設備的腐蝕損傷。

    然而，核電站中的腐蝕問題極其復雜，模擬測試難度大，還存在很多疑問需要深入系統研究，例如：如何預測材料應力腐蝕萌生壽命？如何評價微動磨損對蒸汽發生器用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展，還能安全穩定使用多久？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新，不斷深入研究來回答。總之，核能是具有潛在風險的潔凈能源，通過加大研發投入，掌握材料的腐蝕損傷規律，系統地制定和優化材料與裝備制造、服役性能評價與安全分析標準，其風險是可控的。

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責任編輯：劉洋

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