1、第21卷第2期2001年6月核科學與工程VoL21No.2ChineseJournalofNuclearSciencearidEngineeringJun.2(X)1流速加速腐蝕引起的碳鋼管壁減薄唐詢然（泰山第三核電有限公司）摘要：論述了核電廠商能碳鋼系統中流速加速腐濁（FAC）引起的碳鋼管壁減薄.介紹了問題的出現.FAC的腐蝕機理及其影響因素，CANDU6核電站一回路出口供水管管壁減薄的原因.以及奏山三期CANDU機組解決出口供水管管壁減薄的改近措施.以保證核電廠安全可靠經濟地運行:=關鍵園：流速加速腐濁（FAC）;碳鋼：管壁減薄1概述80年代美國PWR核電站二回路相繼發生了幾起嚴重的管道破

2、裂事故。1985年3月9日Tejan核電廠加熱器排水泵直徑14英寸的出口管破裂；1985年3月16日Haddam核電廠1B給水加熱器正常水位控制閥后的管道破裂；1986年12月9日Surry核電廠與主給水察的集管T型相接的18英寸的入口水管迎頭處破裂，從破口釋放出的高溫蒸汽和水的混合物,造或了汽輪機廠房設備嚴重破壞,甚至人員嚴重燒傷。這些事件引起了美國核管會和核工業界的嚴重關注、成立了專門小組進行調查，并責成各核電廠制定詳細的檢查計劃在停堆換料期間進行擴大檢查。檢查結果表明這些管道破裂事故是由于流速加速腐蝕（FlowAcceleratedCorrosion簡稱FAC）引起的碳鋼管道局部位置壁厚

3、嚴重減薄而造成的。隨后世界許多國家對FAC的腐蝕機理進行了廣泛研究，取得了許多研究成果，從而找到了解決這一問題的措施，CANDU核電廠的主熱傳輸系統也是碳鋼系統，因此加拿大有關部門也進行了相應的調查和試驗研究。1996年在PointL-epreau和G-2核電站對出口供水管的擴大檢查確認了CANDU核電站主熱傳輸系統亦存在嚴重的FAC問題，檢查發現出口供水管第一彎頭外脊處管壁減薄速率比設計允許腐蝕率高得多.不能滿足設計壽命的要求。為此制定了詳細的試驗計劃和定期檢查計劃，以尋找解決這一問題的措施,-秦山三期1996年底了解到這一情況后，要求加方針對這一問題制定合適的改進措施并制定工程驗證試驗計劃

4、，以驗證這些改進措施的有效性。2FAC的機理Berge模型能較好地解釋FACc圖1和公式1說明了這-模型，圖1為高能系統中碳鋼管道的縱剖面.碳鋼表面覆蓋了一層FesQ保護膜.在遠離這層膜的區域主體水流速較高，而靠近氧化膜的邊界層流速較低，如果水中溶解鐵未達到飽和，邊界層中的溶解鐵不斷向水中遷移，因而邊界層中的溶解鐵也處于不飽和狀態,從而使Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解,另外氧化膜孔隙內充填有水，金屬基體腐蝕產生的鐵高子通過這個通道直接擴散到氧化膜外的邊界層，這三個區域（水、邊界層、氧化膜）不斷發生溶解鐵的遷移，而高速流動的水又將遷移于水中的溶解鐵帶走，從而碳鋼表面不斷腐蝕。作者簡介：唐炯然U

5、944）,男，1967年畢業于清華大學反應堆材彰專業，現為秦山第三核電有限公司高級工程師,主律水at單做L3.m/s在特定的運行條件下(溫度.pH值、流速等)，這三個區域中的鐵遷移速率達到-穩定值,軾化膜不斷溶解而在金屬表面又不斷生成，在此過程進行到大約100小時時其厚度達到一個不變的值(約邛中】厚)，此時腐蝕速率預計為：=2KdS-C)l(+2Kd/Kni)(1)圖1FAC模取中可溶性鐵遷移機理Fig.1!>sso)vabletransportmechanixninFACmodel其中：，"'為碳鋼的腐蝕率;Kd為在特定運行條件下，水中FegOv的溶解速率常數：Km為

6、在特定運行條件下，產生的局部質量遷移系數；S為在冷卻劑化學條件下Fe3O4的溶解度；C為在特定運行條件下水中溶解鐵的實際濃度，3影響FAC速率的因素從上述FAC機理模型可以看出影響FAC速率的因素有如下幾個方面：(1) 水流速水流速越高，局部擾動越厲害.則溶解鐵的遷移越容易，FAC速率越高.因此在管道的彎頭外樣處，由于閥門開度使閥門后水流直沖的管壁處，不同直徑管道不合理的連接處，都是FAC速率較高的局部區域，實踐證明正是在這些部位發生了嚴重的管壁減薄.甚至導致運行中發生嚴衣的破裂卓故。(2) 溫度及pH值世界許多國家對Fe3O4在商溫水中溶解度進行了詳細的研究，結果表明冷卻劑溫度及pH值決定了

7、冷卻劑中F今Q的溶解度，該值越大.可能造成(SC)差值較大,Fe3O4溶解速率V較大、而使FAC速率較大.而冷卻劑溫度是根據系統功能要求由設計決定的；因此需要根據冷卻劑溫度范圍選擇合適的pH值，以使FejO,的溶解度盡可能小，從而盡量減小FAC速率c(3)碳鋼表面狙化膜的性質實踐表明由FAC產生嚴重的管壁減薄的碳鋼均屬于SA106B含CK).Q2%的碳鋼，這種含Cr極低的碳鋼表面只有Fe3O4氧化膜,它在高溫水中可以溶解，因而抗FAC性能較差.研究表明,在碳鋼中加入適當的Cr可以顯著地改善碳鋼抗FAC的性能。如圖2所示，馥鋼中Cr含最>0.04%rFAC速率迅速下降。這是由于碳鋼表面氧化

8、膜中含Cr量增加到一定程度就會形成Fej2CrOd尖晶石氧化膜，它在高溫水中的溶解度比&3。4低得多，因而可以大大降低FAC速度，因而美國采用含Cr量高的碳鋼如2.25Cr-lMo來替代原采用的SA106B碳鋼管以解決二回路高能碳鋼系統的FAC問題,單相凌兩相凌兩相漆56Ws20M皿SQ60Wf«SQ，O核電站敗據0.00010.0010.01aiiioCr#*/M圖2時于單相流或兩相流,FAC速率與碳銅成分的關系Fig.2RelationbetweenFACrateandcaHxxisledcompositionregardingsingle-phaseflowordoub

9、le-phaseflow4CANDU出口供水管壁減薄的原因CANDU熱傳輸系統反應堆冷卻劑人口溫度266t,出口溫度310V,進出口溫差高達44冷卻劑流速較高(最高達17.6m/s);冷卻劑pHa為10.2-10.8;該系統管道材料亦采用SA-106B,其中Cr含量也為0.02%左右，管道內表面只能形成FejO4保護膜，因而具備FAC的各種條件，圖3顯示了CANDU熱傳輸系統溶解鐵遷移的模型。溶解鐵隨冷卻劑在系統中遷移是當310V的冷卻劑進入蒸汽發生器后溫度開始下降，當溫度降到一定程度后冷卻劑中溶解挾變成過飽和而產生沉積，所以溶解鐵在蒸汽發生器冷段.主管道冷段，入口供水管及入口端部件內產生沉積

10、冷卻劑中溶解鐵濃度下降。當經過堆芯加熱冷卻劑溫度重新回升到310C時.冷卻劑中的溶解鐵又變成不飽和，因此在出口供水管,出口集管及主管道熱段由于FAC機理而產生腐蝕，腐蝕最嚴重的是靠近出口端部件的供水碳鋼管，尤其是第一彎頭的外脊處。在這個位置冷卻劑的鐵溶解度和實際鐵濃度差值較大，而水流不穩定呈湍流狀,因此可溶性鐵的溶解、擴散、遷移加速°水流速度越高的管子FAC越嚴重c1996年和1997年PointLepreau電站和G-2電站檢查的結果表明該處最高FAC速率約0.130mm/EFPY(等效滿功率年)，比設計預計的壽期內允許腐蝕量1.25mm快得多。虔統為沿PHTS的涪g禳度(pH=1

11、0.3)A襯管的清清表面B出口供水管的潭速!函<怕CSG內倍段清潔.U形彎曾調冷段內沉積D進口供水管上的沉積E加上佛租F進口W京剝壓力管上的沉租GH包殼和壓力僮清潔圖3沿看CANDUPHTS的鐵遷移概況Fig.3FexO4transportalongCANDUPHTS5秦山CANDU電站解決出口供水管管壁減薄的改進措施鑒于CANDU6機組已是成熟的商業電站，由電站功能所決定的冷卻劑進出口的水溫,每糧管道的流速是不能改變的。按照以上影響因素，秦山CANDU電站解決出口供水管管壁減薄的措施只能從提高管材中Cr含量和適當調整冷卻劑中的pHa值來加以改進。如上所述提高管材中Cr含量，改進表面保護

12、膜的性質是提高抗FAC能力的主要措施、5.1適當提高管材中0含CANDU機組中供水管，集管和主管道均采用SA-106B碳鋼，材料技術規范允許Cr含量在0-0.40%之間，因此Cr含量可以提高到0.20%0.40%而不超越技術規范要求。這樣不會對設計、加工工藝和反應堆運行帶來不利影響<根據目前研究成果，碳鋼中Cr含量0.04%.抗FAC性能就會得到明顯的改善.因此秦山CANDU電站供水管管材Cr含量提高到0.20%0.40%是能夠顯著提高抗FAC性能的在實際加工過程中秦山CANDU電站供水管材Cr含量控制在0.30%左右，5.2適當調整冷卻劑pHa值CAM)li6機組主熱傳輸系統冷卻劑pH

13、a值技術要求為10.210.8,出口溫度310I,研究成果表明在310X?條件下.pHa10.0范圍內，pHa越高.FQ在冷卻劑中的溶解度越高-.因此在原技術要求范圍內適當調整冷卻劑plla值,在運行中盡量將其控制在10.210.4c5.3工程驗證試驗如上所述，秦山CANDU電站解決出口供水管管壁減薄的改進措施都是在原技術規范的范圍內適當調整。這些措施能否滿足泰山CANDIJ電站設計壽命40年的要求是秦山三期所關注的問題.為此秦山三期要求加方制定詳細的工程驗證試驗汁劃。該工程驗證試驗主要目的是驗證供水管管材Cr含最提高到0.20%0.40%后抗FAC性能能否滿足設計40年壽命的要求以及冷卻劑p

14、Ha值對FAC性能的影響c目前的試驗結果表明310r條件下不同pHa值對碳鋼腐蝕速率和Fe3O4溶解度的影響與以前的研究成果是一致的。這就為適當凋框冷卻劑pHa值緩解出口供水管的FAC問題提供了試驗依據c在水流速10m/s.溫度300r»pHa值為10.7的條件下，含GO.02%和0.24%的碳鋼材料的對比試驗已表明含GO.24%的碳鋼腐蝕速率低一倍多.預計在更高流速下這種改善將更加明顯°目前正在補充用奉山三期實際使用的含CE.30%的碳鋼進行低流速和高流速條件F的對比試驗。根據世界各國在低銘碳鋼FAC方面的研究成果及成熟的實際應用經坡和加拿大原子能有限公司針對秦山CAND

15、U項目進行的工程驗證試驗的階段成果，我們相信適當提高SA-106B碳鋼中的Cr含量和將來在運行中將冷卻劑pHa值控制在10.2-10.4的低限范圍.秦山CANDU電站供水管由于FAC引起的管壁減薄問題能夠得到有效控制，能夠滿足電站設計壽命40年的要求6結束語含Cr量極低的高能碳鋼管系，由于FAC造成的嚴重管壁減薄甚至發生嚴重的破裂事故是80年代中后期世界核電界出現的一個問題.受到了廣泛的重視。這也是一個復雜的現象FAC速率受到很多因素的影響，如管材，兒何形狀,熱工水力條件，運行溫度,pH值和溶解氧等。無論CANDU電站的主熱傳輸系統或是輕水堆二回路給水，疏水等高能碳鋼管系都應重視這一問題。我們

16、應實事求是，調查研究，在世界各國研究成果的基礎上搞清本電廠的基礎情況，分析可能出現的問題.制定嚴格的檢查監督計劃，使這一問題得到有效控制，以保證核電站安全可靠經濟地運行。參考文獻1 EmKioaA'ornwkxvInducedPipeWallThinningmUSNuclearPowerPlants.NLREG-1344.1989BumllKA.ModelingMow-AccderatwiConrowoninCANDUAECL=11397.OOG-95384,第四界潦速加速腐蝕國際對論會.19952 BumllKA,etal.TechnicalBastsiorTheFortyYearL

17、ifeofQtNSHANFeeder-AECLJ997HauKetal.QtNSHANCANDUProjectReportonFeederDesignatidPerformance.AECL.1997CarbonSteelpipeWallThinningCausedbyFlowAcceleratedCorrosionTANGJiongranIhrdQinshanNuclearPowerCompanyLu.'Abstract:CarbonsteelpipewallthinningcausedbyFACincarbonsteelsystemwithhighenergyinnuclearpowerplantsisdiscussed.Italsopresentsoccurrenceofthi