反應堆壓力容器硼酸腐蝕評估及控制方法建議

趙繼松

摘 要：反應堆壓力容器（RPV）是核電站關鍵重要設備，硼酸泄露容易導致RPV母材、螺栓等部位發生腐蝕。對硼酸腐蝕的機理和硼酸腐蝕過程進行細致分析，提出RPV硼酸腐蝕評估方法，并給出開展RPV硼酸腐蝕控制方法建議。

關鍵詞：反應堆壓力容器 硼酸 腐蝕

中圖分類號：TL3 文獻標識碼：A 文章編號：1672-3791（2015）05（b）-0101-02

在壓水堆核電站一回路系統中加入少量的硼酸，用以控制中子反應性。在反應堆壓力容器（RPV）設計過程中，內壁堆焊有奧氏體不銹鋼，用于防止一回路硼酸腐蝕，但RPV的母材一般為低合金鋼材料制造而成，無論是西方PWR堆型的RPV材料為508-III鋼，還是俄羅斯WWER堆型的RPV材料為15Cr2NiMoVA鋼，都不具備抗硼酸腐蝕能力。

在一回路冷卻劑中的硼酸與RPV低合金鋼接觸后就發生硼酸腐蝕。現已在西方型反應堆上觀察到壓力容器頂蓋、密封環、封頭螺栓和儀表管等部位發生了因硼酸泄漏而導致材料腐蝕損傷的事件；在WWER型壓力容器控制棒驅動管嘴法蘭和壓力容器頂蓋封頭螺栓的絲扣周圍也發生了硼酸的少量泄露[1-3]。

1 硼酸腐蝕機理

硼酸被認為是一種弱酸，但當硼酸溶液泄漏至RPV頂蓋外表面和主螺栓等熱表面時，硼酸中的水蒸發，然后留下濃縮的硼酸溶液，最終形成硼酸結晶，在95℃下飽和硼酸溶液的pH值小于3，具有很強的腐蝕性。

引起硼酸耗蝕的因素包括雜質、氧氣、環境溫度、環境PH值、流體流速等。雜質會導致環境電導率上升，也會導致金屬表面鈍化膜破壞，從而導致腐蝕的增加。氧濃度會促進金屬表面Fe2O3的形成，加快腐蝕速率。高溫會使硼酸水溶液蒸發濃縮，加速金屬腐蝕，但水完全蒸發后，殘留的干燥硼酸晶體的腐蝕性并不是很強。硼酸PH值對RPV材料的腐蝕速率關系曲線見圖1，當pH升高到強堿性范圍也會加快腐蝕速率。硼酸水溶液/蒸氣對高溫金屬表面的沖刷會加快均勻腐蝕[4]。

硼酸腐蝕按照腐蝕的范圍可分為均勻腐蝕和局部腐蝕。局部腐蝕包括：電偶腐蝕、縫隙腐蝕、點蝕、晶間腐蝕及應力腐蝕。電偶腐蝕是針對異種鋼焊縫區域金屬材料不同，造成材料腐蝕速率增加。RPV中典型縫隙腐蝕環境是頂蓋法蘭密封面、法蘭接觸面等；縫隙腐蝕與縫隙中硼酸濃度變化、氧濃度、有害離子富集有關。圖2顯示了這些因素的共同作用機制。RPV的不銹鋼一般不會發生硼酸導致的晶間腐蝕。在存在富氧情況，縫隙區區域的應力會引發應力腐蝕。

2 硼酸腐蝕評價方法

在RPV服役過程中發生硼酸泄漏，須評估腐蝕部位是否違反該部件的最小設計裕度。如超過了最小設計厚度，則需要對進行更換或補焊。如果在探測到硼酸腐蝕后，部件的設計厚度仍在裕度內，則需要對部件是否可繼續運行進行狀態評估，以保證RPV在到達下次換料停堆期間的使用安全性。對部件運行進行狀態評估包括腐蝕現狀分析、可繼續運行狀態評估、評估部件降質程度是否滿足法規要求和建立補充性檢查或運行要求。

2.1 現狀分析

現狀分析是指對已發生的硼酸泄漏/腐蝕及材料降質情況進行分析，以確定部件的受損情況，主要包括信息收集和質量損失評估兩項工作內容。

信息收集是對RPV已發生泄漏事件的基本信息進行收集、整理，以確定硼酸泄漏程度和部件受腐蝕程度，收集內容包括硼酸泄漏漏點、硼酸液體流動速率及泄漏軌跡、發生硼酸泄漏部件及受硼酸泄漏影響的部件和區域等。美國EPRI針對水介質泄漏程度進行了量化分級，具體分為0級至5級。具體泄露程度分析見表1[5]。

受損部件分析包括可拆卸部件和不可拆卸部件分析。若受腐蝕部件是可拆卸的，可按照清理部件表面的硼酸沉淀物，目視檢查，定量材料損失的過程進行評估。若受損部件是不可拆卸的，在清理硼酸沉淀物前需要對部件的受損情況進行初步判定。試驗表明，部件質量損失程度與發生硼酸泄漏環境和泄漏量有一定的關系，影響因素包括硼酸晶粒體積、部件材質、環境（溫度、壓力、硼酸濃度、連接接頭類型等）。通常少量硼酸沉淀物反映了硼酸泄漏程度較低，材料質量損失較少。

2.2 可繼續運行狀態評估

可繼續運行狀態評估考慮的因素有：腐蝕環境類型、最大腐蝕速率、下一計劃檢查時材料的腐蝕性能。RPV涉及到的環境有除氣水環境、環形縫隙的環境（如控制棒驅動管嘴焊縫周圍）和高溫且有硼酸滲出的環境，EPRI給出了碳鋼和低合金鋼最大腐蝕速率的規律和范圍（見表2），若同時存在多種環境類型，需進行綜合分析。

綜合分析以上因素，結合電站經驗和試驗數據得到最大腐蝕速率，計算材料在下一計劃檢查時的可能的最大腐蝕程度；這一計算應包含目前材料降質程度不確定性和繼續運行時材料可能出現的最大腐蝕速率。

2.3 評估部件降質程度是否滿足法規要求

完成受損部件可繼續使用的降質評價后，需進一步判定部件是否滿足法規規定的降質要求。這種評判方法適用于部件不再發生泄漏，且材料不會繼續受到腐蝕，評判對象包括腐蝕RPV螺栓、螺紋、法蘭、頂蓋或其他部件。對于RPV殼體材料，ASME III中NB-3332.1規定對于容器殼體發生局部腐蝕，若腐蝕坑小于（R：頂蓋半徑；t：頂蓋厚度），且腐蝕后殼體厚度滿足壓力載荷，則不需要進行強度分析。對法蘭的腐蝕評價不能用此方法，需先對受腐蝕部位進行應力分析，然后評估其是否滿足原設計要求。

3 RPV硼酸腐蝕評估與控制方法建議

RPV硼酸腐蝕控制工作不僅要進行技術分析評估，還需要利用其它管理方法加強對硼酸腐蝕控制，開展縱深防御工作，開展諸如概率安全分析評估，引入檢測裝置，提高對泄漏量敏度的檢測以降低泄漏量等工作。具體核電站應進行依據具體電站RPV的材料、結構、設計及相關運行經驗等，重點需要關注頂蓋外表面、主螺栓及螺紋孔等部位的硼酸腐蝕。根據對RPV硼酸腐蝕評估分析研究，認為RPV硼酸腐蝕檢查、分析、評估和控制工作主要內容如下：

（1）查找泄漏源頭及泄漏軌跡、判定硼酸泄漏程度。

（2）評估受硼酸腐蝕部件的質量損失，清理硼酸腐蝕產物。

（3）根據目前硼酸泄漏狀態、部件質量損失程度來判定受損部件是否可繼續使用，包括受損部件繼續使用時可能發生的降質情況、其降質程度是否滿足相關法規要求，若不滿足要求，則進行部件的更換、修補、維修等措施。

（4）從管理上加強已發生硼酸腐蝕及可能發生硼酸腐蝕部件的檢查，增加關注點的檢查次數，并采取其他措施加強運行管理，如在監測部位加裝檢測硼酸泄漏裝置等。

（5）此外，還需要關注國內外同類型核電站RPV發生硼酸腐蝕的信息，收集相關資料，通過分析、對比、總結來評估該電站相同部位發生硼酸腐蝕的可能性，并加強檢查。

參考文獻

[1] 欒景衛.關于Davis-Besse核電站事件的分析與認識[J].中國核電，2013，6（2）.

[2] Survey of Boric Acid Corrosion Events by Samantha Crane and William Cullen Materials Engineering Branch Office of Regulatory Research[J].US Nuclear Regulatory Commission.Rev，2004.

[3] IAEA-TECDOC-1556： Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety PWR pressure vessels，2007.

[4] Handbook of Corrosion Engineering[J]. McGraw-Hill，1999.

[5] Boric Acid Corrosion Guidebook， Revision 1：Managing Boric Acid Corrosion Issues at PWR Power Stations[J].EPRI report 100097，2001.