低溫環境下的流動加速腐蝕

張 賢，邵 杰

（國核電力規劃設計研究院，北京 100095）

1 目前對流動加速腐蝕的學術研究

流動加速腐蝕（FAC）是一種可以導致敏感系統中碳鋼材料大量損失的一種產生管道壁面材料剝蝕機理［1-3］。FAC通常在90～230℃才導致破壞，這個結論已經被大量的實驗數據及眾多學者所證實。FAC破壞程度（破壞率）與溫度的對應關系通常被簡化成為一個鐘形曲線，其最大值出現在150到175℃之間。圖1所示的就是流動加速腐蝕速率與溫度對應關系的示意圖。值得注意的是，實際管道發生流動加速腐蝕與溫度的曲線關系是由眾多因素共同決定的。

盡管通常認為90到230℃才會產生FAC破壞，但在高于和低于這個溫度范圍內也會有FAC破壞的產生。有學者觀察到了沸水堆容器排水管線的FAC破壞的發生［4］，且在排水管線中水溫高達290℃。在蒸汽發生器里面也有FAC的產生，其中管內水溫也高達290℃。在CANDU堆的出口送料機上也發生了FAC破壞，而這些送料機一般在315℃情況下運行。

圖1 流動加速腐蝕與溫度的關系曲線

最近也出現了一些關于低溫情況下FAC破壞的報道。之前的研究在溫度低于90℃的情況下很少對FAC破壞進行實驗觀測，因此本文將對低溫流動加速腐蝕的影響進行探討。

2 低溫流動加速腐蝕的運行情況

文中將低溫定義為低于90℃的溫度。近些年來，有一些零星的關于低溫情況下FAC導致材料損耗的報道，有一些報道證實此類低溫FAC破壞出現的頻率要比預期的高。下面是一些電站運行時出現的低溫流動加速腐蝕的實際情況。

2.1 壓水堆核電站的運行情況

（1）South Texas核電站。South Texas核電站是一個兩臺機組的壓水堆電站，其坐落于墨西哥灣，靠近美國德州的Palacios。兩臺機組本質上是一樣的。1號機組與1988年開始商業運行。2號機組于1989年開始商業運行。2004年，運行人員發現了凝結水化學精處理容器的下游管線出現損耗。簡要的來說，水從容器內流出，經過一個水平的管子進入一個含有樹脂收集器的容器。從那里水垂直流出，經過一個大小頭（縮小管徑），一個蝶閥，另一個大小頭（放大管徑），一段管子再經過另一個蝶閥，管線布置情況見圖2。

圖2 South Texas電廠化學精處理管線布置

觀察結果展示了垂直管段入口處的破壞情況，以及第一個蝶閥大小頭（縮小管徑）的上游和大小頭（放大管徑）的下游。兩臺機組都發現在相同的位置出現破損。圖3顯示的是破壞區域照片的樣本。此外，運行人員在樹脂收集器內部也發現有剝蝕現象產生。

通過失效分析發現，這個FAC導致的破損是由于水的低氧中性的環境造成的。該結論是基于破損表面排除其他破損機理（例如，空化）的形態學分析基礎上得到的。通過超聲波技術（UT）測量壁厚可以估算出材料的損失大為3mm，即最大的年平均磨損量約是0.3mm／年。

圖3 破壞區域的樣本分析照片

（2）Palo Verde核電站。Palo Verde核電站是一座位于亞利桑那州（美國西南部）Tonopah城的具有三臺機組的壓水堆電站。三臺機組本質上是一樣的。1號機組和2號機組于1986年開始商業運行。3號機組于1988年開始商業運行。

2003年，Palo Verde電站1號機組在凝結水化學精處理器的樹脂收集器下游出現了磨損。這些收集器位于精處理器容器的下游。2號機組也在相似的位置出現磨損。這些在一些容器上出現的磨損需要進行焊接修補，而在另一些容器上出現的磨損則需要加入內襯。三臺機組的收集器都使用不銹鋼材料進行了替換。損壞區域的樣本照片見圖4。

圖4 樹脂收集器磨損的表面

圖4中的磨損情況有兩個值得注意的特點。圖4中，磨損都是沿垂直線發生的，相似的線性磨損也出現在樹脂收集器的側面。對于這個線性磨損的出現似乎沒有一個直觀的解釋。

圖5中，在照片底部的焊接處似乎出現了剝蝕。收集器的其他焊接處也有類似的情況發生。現在還不清楚是否在低溫系統中會出現類似的焊接破壞。該電站出現的低溫流動加速腐蝕的磨損率約為0.17mm／年。

（3）Vogtle核電站。Vogtle核電站是一座擁有兩臺壓水堆機組的電廠。它位于佐治亞州（美國南部）的Augusta附近。兩臺機組完全一樣并且實質上具有同樣的運行參數。1號機組于1987年五月開始商業運行，2號機組于1989年五月開始商業運行。

圖5 焊接處的磨損

Vogtle核電站的蒸汽發生器排污系統有兩臺除鹽器。當水流過第一臺除鹽器時（一個陽離子樹脂床），氨離子和其他陽離子被除去，排污水成為一個含有弱硫酸和鹽酸的酸性污水。這個酸性污水隨后被第二個混床除鹽器所中和。由于在陽離子樹脂床和混床除鹽器之間的管子內流動的是酸性水，所以管壁的材料損失可以認為是化學侵蝕。同時，在混床除鹽器的下游也可觀察到大量的管壁材料損失。這個除鹽器的下游條件與上面討論的機組相比僅僅是尺寸上較小而已，其他的條件基本相同。電廠在下游的管線上進行了幾個組件的觀測。根據本機組經驗，相關的管子將在以后的三個停機期內更換成不銹鋼的。圖6顯示的是損壞的碳鋼彎管。

圖6 Vogtle電站排污管道彎管腐蝕照片

2.2 沸水堆核電站的運行情況

（1）核電站。Daini核電站是一座擁有四臺沸水堆機組的核電站，這些機組于1982年至1987年間開始商業運行。

Daini一號機組的控制棒驅動系統存在損壞。管道壁面減薄出現在一個孔板的下游管道上。圖7展示的是這個破損的管道的外觀。

圖7 Daini電站控制棒驅動系統損壞外觀

這個扇形表面是FAC造成的，空化不太可能造成這樣的破壞［5］。值得注意的是控制棒驅動水源來自凝結水系統的注氧點，就意味著驅動水的含氧量要低于凝結水／給水系統的下游部分。

（2）Nine MilePoint 核 電 站。Nine Mile Point是一座由兩臺沸水堆組成的雙機組沸水堆核電站，其坐落于安大略湖邊。1號機組于1969年開始商業運行，2號機組比1號機組大很多并于1988年開始商業運行。

在2002年期間，1號機組的反應堆廠房的閉式循環冷卻水系統上出現了3個泄露點。這些泄露點都出現在有螺紋配合的小截面管子上。調查采用了超聲技術對壁面的厚度進行了大量測量，并且選擇性的拆除了一些組件方便使用管道鏡或者拆卸的方法觀察另外一些組件的內部情況。經過觀察的結果分析，安全殼干井內大部分的螺紋連接件應該被替換。

調查的結果還顯示，存在幾種腐蝕機理的共同作用，包括隙間腐蝕、電化學腐蝕、一般性腐蝕以及FAC腐蝕。可以在大量不同幾何形狀的組件上觀察到FAC的作用。觀察結果證明一般性腐蝕是整個腐蝕作用的主要機理，而出現的泄露是管道上的螺紋造成的壁面厚度減薄導致的。

確定FAC破壞的主要證據，是基于排除其他可能的機理上，對破壞區域的形態學分析。圖8所示的是破壞的表面，圖中的圓齒形或者“桔皮”的形態說明FAC起到了作用。

圖8 Nine Mile Point的1號機組磨損處

3 腐蝕機理

當關于低溫情況下幾個反映堆的凝結水系統的管道出現破壞之后，對于何種原因造成這個破壞引起了大量的討論。

對于腐蝕機理的判斷，主要是從腐蝕造成的破壞的表面形態上來判斷。而從形態學方面來說，FAC會造成一種圓齒形表面。這種表面通常稱之為“桔皮”或者“連鎖馬蹄形凹坑”。這些圓齒的大小取決于運行的條件。從上述電站發生的磨損的形態上來看，可以發現低溫破壞的情況是由很多單獨的凹坑或“草皮塊”組成。在肉眼可視的范圍內，圖片中的破壞與FAC破壞外觀上沒有什么相似性，但從微觀上來看，情況就不同了。

圖9顯示的是單相流體的FAC破壞表面形態的顯微照片［6］。這個照片顯示的是典型的圓齒坑的顯微照片，而圓齒坑的大小依賴于運行條件。圖10是福島Daini電站破壞處表面形態的顯微照片，可見這個破壞表面的顯微形態與單相流體的FAC破壞的形態非常相似。

圖9 單相流FAC破壞的表面形態

圖10 Daini電站破壞處的表面形態

因而，可以認為上述的腐蝕主要是由于低溫情況下的流動加速腐蝕造成的。

由于在2005年Mihama電站的3號機組發生了災難性的事故，日本開始對核電站進行大量的檢測，以確保能夠檢測出FAC磨損的地方。在檢測期間，發現在化學精處理器出口下游和胺注入位置之前那段管子出現了FAC破壞。這些區域現被定為強制檢查范圍。

4 結論和建議

通過上述分析，可以發現無論是壓水堆還是沸水堆，都會在低于90℃的情況下發生FAC造成的腐蝕。對于控制低溫情況下的FAC，需要注意以下幾個問題：

（1）電站操作人員應進行敏感性評估，如果有必要，應該對樹脂收集器以及化學精處理器出口下游和胺注入位置之前那段管子進行監測。對于那些全天候運行的化學精處理器更應該多加注意；

（2）可以將胺注入位置重新調整到更靠上游的位置，這樣不僅可以降低被低溫磨損破壞的程度同時也可以減少鐵元素的損失；

（3）壓水堆電站運行人員應進行敏感性評估，如果有必要應對蒸汽發生器排污除鹽器下游管線進行監測；

（4）沸水堆的運行人員應該進行一個評估來確保凝結水、給水，以及輔助系統的所有低含氧區域都進行FAC磨損評估。進一步來說，沸水堆的運行人員在凝結水系統注入氧氣的時候應該意識到氧氣注入位置有可能會對上游管線產生破壞。必要的分析和監測有時是需要的。

［1］ SCOTTINI R，WASSINK C H P，KOOREN T，Condition assessment of components susceptible to flow accelerated corrosion［C］.Lyon：FAC2008International conference，2008：1173-1781.

［2］ 嚴卓奇.流量加速腐蝕對核電站二回路材料影響及對策的研究 ［D］.上海：上海交通大學，2007.

［3］ REMY F N，BOUCHACOURT M，Flow-assisted corrosion：a method to avoid damage［J］.Nuclear Engineering and Design，1992（133）：23-30.

［4］ An Evaluation of Flow-Accelerated Corrosion in the Bottom Head Drain Lines of Boiling Water Reactors，Epri Report 1013013，March 2006.

［5］ Investigation into Flow Accelerated Corrosion at Low Temperatures，Epri Report 1013474，November 2006.

［6］ CHEXAL B，ET AL，Flow-Accelerated Corrosion in Power Plants，Epri Report，Tr-106611-R1，July 1998.