基于腐蚀性能的碳钢管道使役时间评价方法

佟 硕，李昱鹏，张 伟，朱小鹏，雷明凯

（大连理工大学材料科学与工程学院，辽宁 大连 116024）

基于腐蚀性能的碳钢管道使役时间评价方法

佟 硕，李昱鹏，张 伟，朱小鹏，雷明凯

（大连理工大学材料科学与工程学院，辽宁 大连 116024）

核电厂管道系统腐蚀程度监测和预测使役时间是核电厂安全性能评估的重要内容之一。文章介绍了采用Mössbauer谱分析碳钢管道腐蚀产物，超声无损检测确定管壁剩余厚度，依据统计学原理，计算各类管道系统管壁腐蚀程度的分布和理论腐蚀速率，用于评估管道在下一生产周期的安全状态和使役寿命。

核电厂管道；使役寿命；应力腐蚀；流动加速腐蚀；Mössbauer谱；超声无损检测

核电厂的设计使役时间通常为30～40年。在过去的40年间，尽管核泄漏、爆炸等重大事故极少发生，但因管道腐蚀等原因引起的泄漏事故仍有出现。目前，将第三代核电厂的使役寿命设计为60年，将正在运行的第二代核电厂的使役时间延长10～20年，有效地检测和预防易耗系统的破坏和失效，是现今核电建设与运行管理面临的关键性问题之一。

碳钢由于其良好的力学性能和较低的成本，已被广泛应用于核电厂的管道系统。核电装备的基本腐蚀形式包括：应力腐蚀、辐射腐蚀、晶间腐蚀、流动加速腐蚀、均匀腐蚀及微生物腐蚀等。碳钢管道的腐蚀损坏形式主要为应力腐蚀和流动加速腐蚀。文章介绍了应力腐蚀和流动加速腐蚀机理，总结了典型的碳钢管道系统腐蚀现象，着重评述基于统计学的碳钢管道使役时间评价方法和实用案例，旨在为运行和在建核电厂管道系统的使役寿命评价提供参考，达到安全、高效、低成本的核电厂管道系统60年的使役目标。

1 碳钢管道的腐蚀行为及其检测

1.1 管道腐蚀形式

应力腐蚀和流体加速腐蚀是碳钢管道在使役环境所承受的两种主要腐蚀形式。应力腐蚀是在拉应力作用下，金属在腐蚀介质中引起的破坏，通常均穿过晶粒，即所谓穿晶腐蚀，是由残余或外加应力导致的应变和腐蚀联合作用产生的材料破坏过程。应力腐蚀导致材料的断裂称为应力腐蚀断裂。流动加速腐蚀是一种由于管道中介质的流动加速了碳钢和低合金钢腐蚀的形式，由于边界层中溶解铁不断向水中迁移，处于不饱和状态，使表面氧化膜以一定速率溶解，材料不断发生腐蚀。

应力腐蚀断裂一般有3个特征：拉应力、腐蚀介质和材料性质。其中，拉应力可以是外加载荷造成的，也可以是残余应力，如焊接应力、铸造应力、热处理应力、形变应力、装配应力等。产生应力腐蚀的介质一般是特定的，每种材料只对某些特定的腐蚀介质敏感产生应力腐蚀。碳钢管道的应力腐蚀介质，通常有苛性钠、海水或海洋大气等。Hwang等[1]对核电厂碳钢管道在喷丸处理下的应力腐蚀与防护进行了研究，喷丸处理对于碳钢管道应力腐蚀裂纹长度增加起到很好的阻止作用，但对于防止裂纹的深度拓展没有效果。Ni基合金等的使用可提高耐应力腐蚀开裂性能。François等[2]研究表明，15%的Cr-Ni合金仍易于在腐蚀介质中受应力腐蚀开裂的影响，合金Inconel 600和182失效是最常见的问题，如蒸汽发生器管、反应槽顶和压强器喷嘴出现裂纹和渗漏，将导致频繁的维修和替换。含有更高Cr的替代合金Inconel 690/52和152具有更强的耐应力腐蚀开裂性能，但是伴随辐射作用的增强，应力腐蚀开裂仍然是压水堆和沸水堆的主要腐蚀问题。

唐迥然等[3-5]分别对岭澳核电站和秦山核电站的流动加速腐蚀的机理和防护进行了研究。流动加速腐蚀的影响因素有3个：材料特性、流体力学和环境因素。其中，材料表面的氧化膜性质，由于碳钢表面为Fe3O4氧化膜的溶解扩散，导致流动加速腐蚀加剧。若金属材料中Cr含量大于0.04%，会生成Fe3-xMxO4（M=Ni、Co、Cr）尖晶石氧化膜，可降低流动加速腐蚀速率。当介质流速加快时，溶液中铁离子的扩散作用加剧，氧化层溶解速度加快。当介质温度在130～150 ℃时，流动加速腐蚀速率最大，温度低于50 ℃或高于250 ℃时，腐蚀速率显著降低。pH=8～9时，随着pH升高，流动加速腐蚀速率下降，pH大于9.5时，流动加速腐蚀速率随着pH的升高，下降得更为显著。溶解氧浓度小于10 μg/kg流动加速腐蚀严重，溶解氧浓度在10～40 μg/kg流动加速腐蚀速率大大降低，其浓度大于90 μg/kg流动加速腐蚀可以忽略不计。将碳钢弯管、三通和缩管等部件用AISI 304L不锈钢管件代替，并且加入吗啉、联胺、液氨等pH调节剂，可以控制流动加速腐蚀速率。Kain等[6]针对核电厂一回路和二回路中的流动加速腐蚀进行了研究。由流体冲刷造成的机械磨损导致腐蚀层减薄，离子在金属界面和流体中的扩散加速了流动加速腐蚀速率。假设腐蚀反应速度较快，且腐蚀产物在流体中的溶解度较低，则腐蚀速率可以表示为：

式中：CR为腐蚀速率；k为传质系数；CW为金属界面的离子饱和浓度；CB为流体中离子饱和浓度。

流动加速腐蚀在一回路和二回路中均有发生。在一回路管道中通常发生单相流动加速腐蚀，在二回路管道中通常发生双相流动加速腐蚀。

1.2 管道腐蚀的检测

对管道的维护和保养中，腐蚀产物的测量以及对管道腐蚀程度的检测是衡量管道质量，评估使役时间的重要依据。腐蚀产物的测量可使用Mössbauer谱测量进行精密分析，管道的腐蚀程度，即腐蚀后的管壁剩余厚度，可使用超声无损探伤方法测量。

（1）Mössbauer谱测量腐蚀产物

碳钢管道的腐蚀产物以铁的氧化物为主。Mössbauer谱作为一种针对57Fe等为分析对象的测量手段，其能量分辨率可达到10-13，超精密测量在管道腐蚀产物检测中发挥了重要的作用。Mössbauer谱的测量均以57Co（Rh）为放射源，96%的He和4%的CH4为计数气体，生成500 MBq强度的γ射线，在常温下对样品进行分析。其主要特点是高分辨率、高灵敏度、抗扰性能强、无损检测以及操作方便。

Slugeň等[7-9]利用Mössbauer谱对捷克斯洛伐克Bohunice核电站蒸汽发生器管道系统的腐蚀产物进行了分析。试验对核电站SG35、SG46机组不同部分包含腐蚀产物的50个试样进行了检测，其中，SG35管道为Cr含量17%～19%的STN 17247奥氏体不锈钢，SG46管道为Cr含量0.25%的STN 12022碳钢。图1给出了SG46和SG35腐蚀产物Fe3O4的Mössbauer谱图。由于Cr含量的提高使得生成Fe3-xMxO4（M=Ni、Co、Cr）尖晶石氧化膜产物，SG35中仅含有少量Fe3O4，图1（b）谱图的峰值强度明显低于图1（a）。Homonnay等[10-11]对匈牙利Paks核电站蒸汽发生器热交换管不同位置的4组样品进行了Mössbauer谱分析，材料为0Cr18Ni11Ti奥氏体不锈钢，图2给出了4组不同位置样品腐蚀产物的Mössbauer谱图。由于位置不同，4组样品按测量结果可分为两类。图2中（a)、(c）峰值较高，腐蚀产物中含有较高含量的Fe3O4，该位置的管道受到的腐蚀程度较大；图2中（b)、(d）峰值较低，管道的腐蚀程度较小，且Ni、Co、Cr等元素对Fe3O4中铁离子的取代形成了Fe3-xMxO4（M=Ni、Co、Cr）尖晶石，导致了Fe3O4含量的降低。与Slugeň等[9-11]的研究结果相参照，Cr、Ni含量高的不锈钢管道生成的Fe3O4腐蚀产物相对较少，更有利于流动加速腐蚀的防护。

（2）超声无损检测管壁剩余厚度

超声检测是一种能够确定材料缺陷并可测量零部件厚度的无损检测方法。由声发射源发出频率范围0.1～15 MHz，甚至达到50 MHz的超声脉冲向材料内部传播，检测其缺陷和特性。由于不需破坏管道测量腐蚀程度，在探测核电站管道腐蚀方面具有有效的作用。

图1 捷克斯洛伐克Bohunice核电站SG46、SG35管道腐蚀产物Mössbauer谱图[7]Fig.1 Mössbauer spectroscopy of the corrosion product in the SG46, SG35 pipelines of steam generator at Bohunice Nuclear Power Plant in Czech Slovakia[7](a) SG46 STN 12022碳钢管道； (b) SG35 STN 17247奥氏体不锈钢管道

图2 匈牙利Paks核电站蒸汽发生器奥氏体不锈钢热交换管腐蚀产物Mössbauer谱图[9]Fig.2 Mössbauer spectroscopy of the corrosion product of austenitic stainless steel pipelines of the steam generator at Paks Nuclear Power Plant in Hungary[9]

林莉等[12-13]介绍了超声探伤技术在核电装备零部件中的应用。超声探伤分为反射方式和透射方式，其中反射方式的精确度相对较高。短脉冲经由脉冲发射器通过探头送入试样，信号处理系统把从试样中的缺陷或者边界返回的回波，输出在示波器上，并将其振幅和传播时间显示出来。缺陷尺寸由传播时间和声波在试样中的传播速度计算出。Diaz等[14]将相控阵超声检测技术用于包括异种焊接材料的核反应器管道系统组件，分别对蒸汽发生器喷嘴和波动管线利用2.0 MHz、1.5 MHz以及1.0 MHz探针测量，总结出使用声场模型可以更有效地修改检测参数，先进的相控阵探针能够更好地在轴向和周向检测小口径管道零部件。

2 碳钢管道的使役时间评价

对各个管道的腐蚀程度进行数据记录并分类，依据统计学原理将相同管件的数据进行处理，确定分布规律，计算理论腐蚀速率。在此基础上预测管道的使役寿命，形成完整的核电厂管道腐蚀数据库，达到集记录、分析、预防、验证和预测于一体的功能。

2.1 数据采集

1989年，中国台湾马鞍山核电站开始针对碳钢管道侵蚀/腐蚀造成事故的可能性，在监管机构的要求下实施碳钢管壁厚度损耗的测量[15]。在每个核电厂机组中检测了超过2 000个管道组件，其中300～500个管道组件在停产期间经超声探测。将被检测的组件包括给水、凝水、抽水、加热器排水、再热器排水系统中的直管、弯管、三通和扩管以及缩管进行了测量点的划分，以便于归纳整理。

2.2 评价方法

在数据采集的基础上，对每个管道的各测量点进行了腐蚀厚度分析，以统计学为手段计算出最薄点出现的位置分布。检测程序的评估方法建立在测量数据的基础上，由侵蚀/腐蚀造成的磨损厚度差Tec，表示为：

式中：Tn为第n次测量的管壁剩余厚度；T1为首次测量厚度；Ts为原始厚度。

腐蚀率定义为：

式中：H为2次检测之间的运行小时数。可接受的腐蚀厚度为：

式中：Tm是满足生产要求的最小厚度。因此，剩余操作时间为：

计算得剩余周期：

式中：K为安全因子（1.5＜K＜2.5）；Oc为预估的下一个生产周期的运行小时数；Lr为该管道的预测使役寿命。

2.3 评价结果

表1给出了按各个不同的管道系统分类的管道直径、参考温度、参考流量、蒸汽量、测量的管壁剩余厚度Tn、原始厚度Ts、预测腐蚀率Wr数据。根据式（2）～式（6）计算出各个管道的可用年限Lr。并以此为依据在每个停产周期将无法在下个生产周期内达到最低使用条件的管道进行替换。经过Ting等[15]对分析结果与实际替换记录相验证，与预期相符。此评价方法优点在于可以准确掌握管道腐蚀情况，最大限度地将管道使用至腐蚀界限，既可以保证核电站的安全运营，又可以有效地降低成本。

表1 中国台湾马鞍山核电站管道系统参数及腐蚀预测[15]Table 1 Parameters and corrosion prediction of the pipeline assemblies at Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan[15]

3 结束语

随着材料和设计、制造水平的不断提高，以及腐蚀防护手段的不断进步，核电厂管道系统的使役时间会不断延长，科学的检测、评价和预测使役寿命日益重要。通过提高各个不同管道部件的抗腐蚀性能，减少应力腐蚀及流动加速腐蚀造成的损害，建立完善的集监督、检测、替换为一体的管理机制，不断充实、完善管道系统的使役数据库，完全能够将事故抢修变为计划检修更换。需要指出的是，对于突发事件，如个别部件的特殊腐蚀加剧等情况，则难以起到对事故的预防作用。在今后的工作实践中，应将应力腐蚀和流动加速腐蚀的腐蚀行为特点与统计学方法有机结合，个体防腐与统计监管相配合，达到更完善的安全目标，营造一个安全、高效、低成本的生产环境，确保核电厂核心装备安全使役时间60年目标的实现。

[1] Hwang S S, Choi M S, Kim J S. Stress corrosion crack length and depth evolution on pulled SG tubes from a PWR[J]. Nuclear Engineering and Design, 2004, 229: 199-204.

[2] François C, Didier C, Damien F. Corrosion issues of nuclear industry today[J]. Materials Today, 2008, 11: 32-37.

[3] 唐炯然. 流速加速腐蚀引起的碳钢管壁减薄[J]. 核科学与工程, 2001, 21（2）：189-192.（TANG Jiongran. Thinning of carbon steel pipe wall caused by flow accelerated corrosion[J]. Nuclear Science and Engineering, 2001, 21(2):189-192.）

[4] 黄琨. 岭澳核电站二期给水管道流动加速腐蚀的控制与改进[J]. 科技信息, 2009, 27: 698-699.（HUANG Kun. Control and improvement of feedwater pipe fl ow accelerated corrosion in Ling Ao II[J]. Scientific Information, 2009, 27:698-699.）

[5] 赵亮，胡建群，吴志刚. 秦山第三核电厂二回路管道流动加速腐蚀控制[R]. 压力管道技术研究进展精选集——第四届全国管道技术学术会议. 中国安徽黄山, 2010: 251-255.（ZHAO Liang, HU Jian-qun, WU Zhi-gang. Control of pipe flow accelerated corrosion in the secondary loop of the Third Qinshan Nuclear Power Plant[R]. Collection of Technical Research Progress of Pressure Pipe——The fourth national pipe technique conference. Huangshan, Anhui, China,2010:251-255.）

[6] Kain V, Roychowdhury S, Ahmedabadi P, Barua D. Flow accelerated corrosion: Experience from examination of components from nuclear power plants[J]. Engineering Failure Analysis, 2011, 18: 2028-2041.

[7] Slugeň V, Lipka J, Tóth I, Hašcík J, Hinca, Lehota M, Smiesko I. Application of Mössbauer spectroscopy in phase analysis of corrosion products from nuclear power plants[J]. Czechoslovak Journal of Physics, 2001, 51: 909-916.

[8] Lipka J, Slugeň V, Toth I, Hascik J, Lehota M. Phase analysis of corrosion products from nuclear power plants[J]. Hyperf i ne Interactions, 2002, 139-140: 501-511.

[9] Slugeň V, Lipka J, Tóth I, Hašcík J, Hinca, Lehota M. Corrosion of steam generator pipelines analysed using Mössbauer spectroscopy[J]. Nuclear Engineering and Design, 2005, 235: 1969-1976.

[10] Homonnay Z, Kuzmann E, Varga K, Dobránszky J, Vértes A, Baradlai P, Hirschberg G, Schunk J, Tilky P. A Mössbauer study of austenitic steel originating from the steam generator of a VVER-440 type nuclear reactor, Paks, Hungary[J]. Hyperfine Interactions, 2002：139-140: 215-222.

[11] Homonnay Z, Szilágyi PÁ, Kuzmann E, Varga K, Németh Z, Radó K, Schunk J, Tilky P, Patck G. Corrosion study of heat exchanger tubes in pressurized water cooled nuclear reactors by conversion electron Mössbauer spectroscopy[J]. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2007, 273: 85-90.

[12] 赵岁花，林莉，张东辉，等. 压水堆核电站主管道CCASS焊缝声学性能数值计算[J]. 无损探伤, 2011, 35（4）: 11-14.（ZHAO Sui-hua, LIN Li, ZHANG Donghui, et. al. Numerical computation for CCASS seam acoustic property of the primary pipe of PWR nuclear power plant [J]. Non-Destructive Examination, 2011, 35(4): 11-14.）

[13] 徐志辉，林莉，李喜孟，等. 基于功率谱分析的表面涂层厚度超声无损测量方法[J]. 中国表面工程, 2004, 17（6）: 7-9：14.（XU Zhi-hui, LIN Li, LI Xi-meng, et. al. Ultrasonic non-destructive measuring method for surface coating thickness based on power spectral analysis[J]. Chinese Surface Engineering, 2004, 17(6):7-9:14.）

[14] Diaz A A, Crawford S L, Cinson A D, Anderson M T. An evaluation of ultrasonic phased array testing for reactor piping system components containing dissimilar metal welds[R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission under a Related Services Agreement with the U.S. Department of Energy, November，2009.

[15] Ting K, Ma Y P. The evaluation of erosion/corrosion problems of carbon steel piping in Taiwan PWR nuclear power plant[J]. Nuclear Engineering and Design, 1999, 190: 231-243.

Evaluation Method of Service Lifetime of Carbon Steel Pipeline Based on Corrosion Performance

TONG Shuo, LI Yu-peng, ZHANG Wei, ZHU Xiao-peng, LEI Ming-kai
(Surface Engineering Laboratory, School of Materials Science and Engineering, Dalian University of Technology, Dalian of Liaoning Prov. 116024, China)

The evaluation of corrosion related degradations and service lifetime of the pipeline systems in nuclear power plant is crucial for the safety. This paper introduces the identif i cation of corrosion products by Mössbauer spectroscopy and the thickness measurement by ultrasonic non-destructive test. The measured data of the pipeline systems is calculated by statistical method to point out its corrosion behavior and the corrosion rate in nuclear power plant. As a consequence, the theoretical service lifetime has been presented for evaluating the safety in the next production circle.

pipeline of nuclear power plant；service lifetime；stress corrosion；f l ow accelerated corrosion；Mössbauer spectroscopy；ultrasonic non-destructive test

TL33Article character：A

1674-1617(2013)03-0203-06

TL33

A

1674-1617(2013)03-0203-06

2013-04-10

佟 硕（1984—），男，满族，辽宁大连人，硕士，从事核电装备表面工程研究。