低温环境下的流动加速腐蚀

张 贤，邵 杰

（国核电力规划设计研究院，北京 100095）

1 目前对流动加速腐蚀的学术研究

流动加速腐蚀（FAC）是一种可以导致敏感系统中碳钢材料大量损失的一种产生管道壁面材料剥蚀机理［1-3］。FAC通常在90～230℃才导致破坏，这个结论已经被大量的实验数据及众多学者所证实。FAC破坏程度（破坏率）与温度的对应关系通常被简化成为一个钟形曲线，其最大值出现在150到175℃之间。图1所示的就是流动加速腐蚀速率与温度对应关系的示意图。值得注意的是，实际管道发生流动加速腐蚀与温度的曲线关系是由众多因素共同决定的。

尽管通常认为90到230℃才会产生FAC破坏，但在高于和低于这个温度范围内也会有FAC破坏的产生。有学者观察到了沸水堆容器排水管线的FAC破坏的发生［4］，且在排水管线中水温高达290℃。在蒸汽发生器里面也有FAC的产生，其中管内水温也高达290℃。在CANDU堆的出口送料机上也发生了FAC破坏，而这些送料机一般在315℃情况下运行。

图1 流动加速腐蚀与温度的关系曲线

最近也出现了一些关于低温情况下FAC破坏的报道。之前的研究在温度低于90℃的情况下很少对FAC破坏进行实验观测，因此本文将对低温流动加速腐蚀的影响进行探讨。

2 低温流动加速腐蚀的运行情况

文中将低温定义为低于90℃的温度。近些年来，有一些零星的关于低温情况下FAC导致材料损耗的报道，有一些报道证实此类低温FAC破坏出现的频率要比预期的高。下面是一些电站运行时出现的低温流动加速腐蚀的实际情况。

2.1 压水堆核电站的运行情况

（1）South Texas核电站。South Texas核电站是一个两台机组的压水堆电站，其坐落于墨西哥湾，靠近美国德州的Palacios。两台机组本质上是一样的。1号机组与1988年开始商业运行。2号机组于1989年开始商业运行。2004年，运行人员发现了凝结水化学精处理容器的下游管线出现损耗。简要的来说，水从容器内流出，经过一个水平的管子进入一个含有树脂收集器的容器。从那里水垂直流出，经过一个大小头（缩小管径），一个蝶阀，另一个大小头（放大管径），一段管子再经过另一个蝶阀，管线布置情况见图2。

图2 South Texas电厂化学精处理管线布置

观察结果展示了垂直管段入口处的破坏情况，以及第一个蝶阀大小头（缩小管径）的上游和大小头（放大管径）的下游。两台机组都发现在相同的位置出现破损。图3显示的是破坏区域照片的样本。此外，运行人员在树脂收集器内部也发现有剥蚀现象产生。

通过失效分析发现，这个FAC导致的破损是由于水的低氧中性的环境造成的。该结论是基于破损表面排除其他破损机理（例如，空化）的形态学分析基础上得到的。通过超声波技术（UT）测量壁厚可以估算出材料的损失大为3mm，即最大的年平均磨损量约是0.3mm／年。

图3 破坏区域的样本分析照片

（2）Palo Verde核电站。Palo Verde核电站是一座位于亚利桑那州（美国西南部）Tonopah城的具有三台机组的压水堆电站。三台机组本质上是一样的。1号机组和2号机组于1986年开始商业运行。3号机组于1988年开始商业运行。

2003年，Palo Verde电站1号机组在凝结水化学精处理器的树脂收集器下游出现了磨损。这些收集器位于精处理器容器的下游。2号机组也在相似的位置出现磨损。这些在一些容器上出现的磨损需要进行焊接修补，而在另一些容器上出现的磨损则需要加入内衬。三台机组的收集器都使用不锈钢材料进行了替换。损坏区域的样本照片见图4。

图4 树脂收集器磨损的表面

图4中的磨损情况有两个值得注意的特点。图4中，磨损都是沿垂直线发生的，相似的线性磨损也出现在树脂收集器的侧面。对于这个线性磨损的出现似乎没有一个直观的解释。

图5中，在照片底部的焊接处似乎出现了剥蚀。收集器的其他焊接处也有类似的情况发生。现在还不清楚是否在低温系统中会出现类似的焊接破坏。该电站出现的低温流动加速腐蚀的磨损率约为0.17mm／年。

（3）Vogtle核电站。Vogtle核电站是一座拥有两台压水堆机组的电厂。它位于佐治亚州（美国南部）的Augusta附近。两台机组完全一样并且实质上具有同样的运行参数。1号机组于1987年五月开始商业运行，2号机组于1989年五月开始商业运行。

图5 焊接处的磨损

Vogtle核电站的蒸汽发生器排污系统有两台除盐器。当水流过第一台除盐器时（一个阳离子树脂床），氨离子和其他阳离子被除去，排污水成为一个含有弱硫酸和盐酸的酸性污水。这个酸性污水随后被第二个混床除盐器所中和。由于在阳离子树脂床和混床除盐器之间的管子内流动的是酸性水，所以管壁的材料损失可以认为是化学侵蚀。同时，在混床除盐器的下游也可观察到大量的管壁材料损失。这个除盐器的下游条件与上面讨论的机组相比仅仅是尺寸上较小而已，其他的条件基本相同。电厂在下游的管线上进行了几个组件的观测。根据本机组经验，相关的管子将在以后的三个停机期内更换成不锈钢的。图6显示的是损坏的碳钢弯管。

图6 Vogtle电站排污管道弯管腐蚀照片

2.2 沸水堆核电站的运行情况

（1）核电站。Daini核电站是一座拥有四台沸水堆机组的核电站，这些机组于1982年至1987年间开始商业运行。

Daini一号机组的控制棒驱动系统存在损坏。管道壁面减薄出现在一个孔板的下游管道上。图7展示的是这个破损的管道的外观。

图7 Daini电站控制棒驱动系统损坏外观

这个扇形表面是FAC造成的，空化不太可能造成这样的破坏［5］。值得注意的是控制棒驱动水源来自凝结水系统的注氧点，就意味着驱动水的含氧量要低于凝结水／给水系统的下游部分。

（2）Nine MilePoint 核 电 站。Nine Mile Point是一座由两台沸水堆组成的双机组沸水堆核电站，其坐落于安大略湖边。1号机组于1969年开始商业运行，2号机组比1号机组大很多并于1988年开始商业运行。

在2002年期间，1号机组的反应堆厂房的闭式循环冷却水系统上出现了3个泄露点。这些泄露点都出现在有螺纹配合的小截面管子上。调查采用了超声技术对壁面的厚度进行了大量测量，并且选择性的拆除了一些组件方便使用管道镜或者拆卸的方法观察另外一些组件的内部情况。经过观察的结果分析，安全壳干井内大部分的螺纹连接件应该被替换。

调查的结果还显示，存在几种腐蚀机理的共同作用，包括隙间腐蚀、电化学腐蚀、一般性腐蚀以及FAC腐蚀。可以在大量不同几何形状的组件上观察到FAC的作用。观察结果证明一般性腐蚀是整个腐蚀作用的主要机理，而出现的泄露是管道上的螺纹造成的壁面厚度减薄导致的。

确定FAC破坏的主要证据，是基于排除其他可能的机理上，对破坏区域的形态学分析。图8所示的是破坏的表面，图中的圆齿形或者“桔皮”的形态说明FAC起到了作用。

图8 Nine Mile Point的1号机组磨损处

3 腐蚀机理

当关于低温情况下几个反映堆的凝结水系统的管道出现破坏之后，对于何种原因造成这个破坏引起了大量的讨论。

对于腐蚀机理的判断，主要是从腐蚀造成的破坏的表面形态上来判断。而从形态学方面来说，FAC会造成一种圆齿形表面。这种表面通常称之为“桔皮”或者“连锁马蹄形凹坑”。这些圆齿的大小取决于运行的条件。从上述电站发生的磨损的形态上来看，可以发现低温破坏的情况是由很多单独的凹坑或“草皮块”组成。在肉眼可视的范围内，图片中的破坏与FAC破坏外观上没有什么相似性，但从微观上来看，情况就不同了。

图9显示的是单相流体的FAC破坏表面形态的显微照片［6］。这个照片显示的是典型的圆齿坑的显微照片，而圆齿坑的大小依赖于运行条件。图10是福岛Daini电站破坏处表面形态的显微照片，可见这个破坏表面的显微形态与单相流体的FAC破坏的形态非常相似。

图9 单相流FAC破坏的表面形态

图10 Daini电站破坏处的表面形态

因而，可以认为上述的腐蚀主要是由于低温情况下的流动加速腐蚀造成的。

由于在2005年Mihama电站的3号机组发生了灾难性的事故，日本开始对核电站进行大量的检测，以确保能够检测出FAC磨损的地方。在检测期间，发现在化学精处理器出口下游和胺注入位置之前那段管子出现了FAC破坏。这些区域现被定为强制检查范围。

4 结论和建议

通过上述分析，可以发现无论是压水堆还是沸水堆，都会在低于90℃的情况下发生FAC造成的腐蚀。对于控制低温情况下的FAC，需要注意以下几个问题：

（1）电站操作人员应进行敏感性评估，如果有必要，应该对树脂收集器以及化学精处理器出口下游和胺注入位置之前那段管子进行监测。对于那些全天候运行的化学精处理器更应该多加注意；

（2）可以将胺注入位置重新调整到更靠上游的位置，这样不仅可以降低被低温磨损破坏的程度同时也可以减少铁元素的损失；

（3）压水堆电站运行人员应进行敏感性评估，如果有必要应对蒸汽发生器排污除盐器下游管线进行监测；

（4）沸水堆的运行人员应该进行一个评估来确保凝结水、给水，以及辅助系统的所有低含氧区域都进行FAC磨损评估。进一步来说，沸水堆的运行人员在凝结水系统注入氧气的时候应该意识到氧气注入位置有可能会对上游管线产生破坏。必要的分析和监测有时是需要的。

［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］ 严卓奇.流量加速腐蚀对核电站二回路材料影响及对策的研究 ［D］.上海：上海交通大学，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.