压水堆核电厂二回路管道设计应对FAC策略

胡海彬

(中国电力工程顾问集团华东电力设计院有限公司，上海 200063)

0 引言

我国核电建设正处于飞速发展阶段，核电站运行的安全、可靠性是核电站设计最重要的原则。核电站中流动加速腐蚀(FAC)问题的危害已得到重视，本文根据关于FAC现象的研究和结论，在核电厂项目工程常规岛设计中考虑应对FAC的策略，对常规岛主要管道的材料、规格的选择进行分析论证，在保证机组运行安全、可靠性的同时，兼顾电厂建设的经济性，合理地进行主要管道系统的设计。

1 流动加速腐蚀(FAC)

美国电力研究院EPRI把流动加速腐蚀定义为：“碳钢或低合金钢表面正常氧化保护层溶解至水/汽水混合物流的过程”。

据统计1986年至1997年欧美各核电站发生多起管路系统和过流部件失效的事故，最终定性为因FAC引起的失效方式[1]。FAC是造成核电站管路系统及其他过流部件频繁失效的主要原因，尤以压水堆核电站二回路管路系统最为严重。

1.1 FAC的机理

FAC是一个化学腐蚀的过程，从动态的角度上理解，碳钢表面覆盖了一层 Fe3O4保护膜，在远离这层保护膜的区域的主流区的流速较高，而靠近氧化膜的流体边界层的流速较低，边界层中已经溶解的铁不断地向主流区中迁移，水中溶解的铁处于不饱和状态，氧化膜中的铁就会溶解到未饱和的边界层中，从而使 Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解，而高速流动的水又将迁移于水中的溶解铁带走，从而产生了碳钢表面的不断腐蚀[2]。

1.2 影响FAC的主要因素

FAC是一个复杂的过程，很难模拟在电厂运行工况和环境下FAC的实验过程。目前虽然 提 出 了 如 Berge、Sanchez-Caldera、Steady-State、Chexal-Horowitz等各种FAC模型和FAC计算机数值模拟等分析方法，但均不能精确预测FAC的发生和发展[3]。

借鉴国外核电发达国家的先进经验和研究成果，可以确定以下几个影响FAC的主要因素：

1)管道材料的因素：主要是钢材的化学成分；

2)流体介质的因素：主要包括介质的温度、pH值、含氧量、流体含汽率等；

3)流体动力学因素：主要包括流速、流道形状等。

1.3 流动加速腐蚀工程实例

国内外早期建设的压水堆核电站中，主蒸汽、主给水、凝结水、疏水和部分抽汽系统的管道主要选用碳钢材料。在某个投产运行仅5 a的压水堆核电站工程中，汽轮机抽汽管道的壁厚发生大幅度减薄现象， 壁厚减薄发生在汽轮机二级抽汽管道上，管道规格φ377×8 mm，材料Q235B。在电厂进行的管道壁厚检测中发现，抽汽管道汇流三通处下游的管段壁厚由设计的8 mm减薄至3.7～5.15 mm，并且在后续运行的3 a中，管系的大小头、弯头处也均发生壁厚大幅减薄的现象，最大减薄量达到6 mm。

管道内介质为9%湿度的蒸汽，运行压力1.66 MPa，运行温度203℃，最大保证出力工况下管内介质流速约37 m/s，短时间内管系出现明显的冲蚀—腐蚀(erosion corrosion)现象，结合FAC的机理和发生的各项因素，综合分析事件发生的特征，可以认为这是个比较典型的因FAC引起的失效。针对管系设计中材料选用和流速偏大的问题，修改管道规格为φ426×10 mm，将运行工况介质流速降到30 m/s以下，并将材料改为控铬碳钢，取得了较好效果，管系运行多年未再有壁厚大幅减薄的反馈。

2 压水堆核电站常规岛应对FAC发生的策略

在压水堆二回路汽水管道设计中，针对影响FAC的各项因素，充分考虑相应的措施和方法，在管道材料的选择、管道规格的选择、介质流速的控制以及管道布置的设计等方面作了深入的研究和细致的工作。

2.1 管道材料的选择

对于可能存在发生FAC隐患的相关管系中，材料的选取是至关重要的。为避免或缓解FAC现象的发生，需对下列二回路系统管道材料为碳钢或低合金钢、温度在90～260℃之间的单相水和汽水两相高能管道的化学成分(尤其是铬含量)进行控制：

蒸汽系统(主蒸汽、抽汽、辅助蒸汽、主蒸汽疏水)

水系统(凝结水、给水、加热器疏水和汽水分离再热器(MSR)疏水)

2.1.1 主蒸汽、主给水管道

一般情况下，与核岛接口的常规岛主蒸汽和主给水管道材料与核岛管道材料相同。可以采用控铬优质碳素钢或低合金钢。

当采用碳钢材料时，需控制碳钢材料中的铬含量，对于主蒸汽、主给水管道的铬含量建议在0.15%以上。碳钢管化学成分中的铬含量由材料标准中的不加控制(规范标准中要求不大于某一数值)调整为确定铬含量范围。例如，ASME标准中A106B碳钢管允许铬含量最高至0.4%，没有最小要求，建议在采购技术规格书中增加最小铬含量(如0.2%)作为特殊订货条款和特别质量保证的强制要求，以保证合适的材料安装在受FAC影响的系统中。

2.1.2 抽汽管道

由于压水堆核电厂运行参数的特点，汽轮机各级抽汽介质一般为带有一定湿度的蒸汽。根据抽汽管道的介质特点，建议采用低合金钢材料。

各研究机构的研究成果表明，随铬含量的增加，其相应的抗冲蚀和腐蚀的能力明显上升。德国KWU研究了低合金钢铬含量对冲蚀和腐蚀的影响，在特定的工作条件下，0.4%的铬含量已有很好的抗冲蚀和腐蚀的能力[4]。

另外，根据西屋公司的工程经验，对于抽汽管道来说，如采用碳钢材料，大约是20 a的寿命，在核电站寿命期内需更换1～2次，如采用1.00%～1.50% 铬含量的低合金钢材料，可达到约40 a的寿命。如采用更高铬含量的合金钢材料则可以满足核电站整个寿命期的运行。在近阶段设计和建造的压水堆核电站中，抽汽管道采用低合金钢材料已达成共识，可以根据工程实际需求以及平衡电站运行和建设经济性确定最终选材。

2.1.3 疏水管道

处于两相流工况的管道，包括疏水管道以及调节阀、节流孔板等下游易产生紊流和汽化的管道，应选用Cr-Mo钢或不锈钢代替碳钢材料。

美国 《先进轻水堆电力公司要求文件》(utility requirements document, URD)中关于核电站常规岛二回路汽水系统的材料提出如下要求：“对于暴露在湿蒸汽、闪发流体而会引发显著的冲刷的所有元件，应采用耐腐蚀/冲刷的材料。耐腐蚀/冲刷的程度应按元件所处的温度、含湿量、湿蒸汽的流速条件而定。除了碳和锰之外，没有添加过合金的碳素钢，不能用于这种场合。”

综上所述，根据以往的设计经验和运行反馈，在设计上对常规岛汽水系统的管道进行区分，针对不同的介质和运行工况选择不同的材料：

单相流体一般采用碳钢管的材料，铬含量控制在0.15%～0.40%；

带一定湿度的蒸汽管道采用低合金钢材料，常用材料有A335 P11 (1.00%～1.50% 铬)、A335 P22(1.90% ～ 2.60% 铬 )；

对于两相流以及调节阀、节流孔板等下游易产生紊流和汽化的管道采用合金钢材料或不锈钢材料。

2.2 流速和管道规格的选择

法国CIRICO 试验台对引起磨蚀的有关规律进行了研究，根据各项实验结果表明：在流速及Re值较高时，碳钢的腐蚀速率就明显加速，因此流速是造成这种腐蚀的主要因素[5]。

常规岛二回路汽水管道管径的选取应满足要求的设计通流量，控制流速在合理的范围，避免高流速引起的管道腐蚀。并且，在计算壁厚时应适当考虑腐蚀、磨损的影响。某核电工程常规岛二回路主要汽水管道的运行参数以及管道材料选取和推荐的流速范围，见表1所列。

表1 主要汽水管道的推荐流速(以某核电工程参数为例)

英国中央电力研究实验室的试验结果表明，对于碳钢管道，单相流的腐蚀速率峰值出现在130～140℃之间。汽—液两相流时，温度影响峰值在150～200℃之间。研究表明，在恶劣的液相条件下，150～225℃之间仍能保持较高的冲蚀和腐蚀速率。

结合表1中各管道运行参数可以看出，压水堆核电站二回路蒸汽主要是带一定湿度的饱和蒸汽，且水和蒸汽介质的温度在100～225℃之间，相当一部分管道及管道附件处在出现FAC现象峰值的工作温度范围内。

对于FAC敏感度较高的管线，尤其材料为碳钢的管道，为减小FAC的发生速率，管道的流速的选取应满足表1推荐流速的限定要求，并在一定合理范围内尽可能降低介质的流速。

管道规格的选取除了满足表1的介质流速限定外，还应满足管系的设计压力和设计温度的要求。对于FAC敏感度较高的管线，其壁厚的选取可以适当考虑一定的腐蚀裕量。需要注意的是，由于导致FAC发生的因素较多，且一旦满足发生条件，其发展相当迅速，单纯地依靠增加壁厚的方法效果和意义不大。

总之，管道流速的确定、管径壁厚的选择不仅要考虑腐蚀的因素，而且应结合系统运行的效率和经济性，进行合理地选取，并且在今后的电厂运行期间，应借鉴核电厂先进的管理经验，对高流速、高能管线给以极大重视，加强对此类管线的监督、检查工作，及早发现隐患，采取有效措施防止事故的发生。

2.3 管道布置

经过多年对FAC的研究和压水堆核电站的实际运行经验的总结，FAC经常发生在节流件的下游或者流动发生突变的部位，如节流装置、膨胀节、弯头、异径管、三通等部位。因此，在管道的布置和管件的选取上，要注意考虑FAC的影响：

1)尽量限制小半径弯管和弯头的使用，宜采用大半径弯管，并选用合适的管道坡度；

2)管道有独立的疏水管线，避免疏水管线合并，当疏水管线必须合并时采用带分支的母管或联箱。

3)在满足系统设计、设备布置、管道挠性和热膨胀要求的条件下尽可能减少弯头、大小头的数量。

2.4 配合运行管理的管道设计和措施

除了在压水堆核电站二回路管道设计上综合考虑管道选材、介质流速控制、管道规格和优化布置等措施来降低FAC发生的风险外，鉴于压水堆核电站影响FAC发生因素的多样性和复杂性，且FAC发生进展迅速，造成的后果严重，还需要在核电站运行期间加强对所有FAC敏感系统和材料的监测和管理。为配合核电站的后期运行和管理，在建设投资允许的前提下，在FAC易发管系和部件特定位置处设计可拆卸保温结构，以便于在电站全寿命期间对FAC敏感区域的管道、部件FAC腐蚀情况的监测。

一般情况下，符合以下条件的管道系统需加强FAC的检测：

1)温度≥93℃；

2)管道材料铬含量＜1.25%；

3)两相流，蒸汽湿度≥0.5%；

4)运行时间≥2%机组运行时间。

在易受FAC影响的系统中，流量扰动区域如节流孔、异径管、弯管、三通、阀门以及泵进出口等特定区域范围设置可拆卸保温，以便机组运行期间采用超声波进行管道壁厚的测量。测量范围需包络管件外形尺寸，并根据不同的介质流向和管件类型，延伸至1～2倍的管径范围处。

3 结论

从核电厂的运行实际经验表明，FAC是造成核电站管路系统及其他过流部件频繁失效的主要原因，压水堆核电站二回路的水管路和湿蒸汽管路中尤为严重。防止核电站常规岛设备和管道FAC的发生是关系到核电站长期安全可靠运行的重要问题。

根据以上的分析论证，结合核电厂项目的设计情况，在工程设计中采取有效的措施来应对流动加速腐蚀：

1) 在容易发生FAC的管道系统中采用含有一定铬元素的低合金钢或控制最低铬含量的碳钢材料。

2) 严格控制相关管线中的介质流速，综合考虑运行的安全性和经济性，合理地进行管径和壁厚的选取。

3) 在管道布置上，充分考虑FAC的因素，优化管线布置和部件几何形状、尺寸，减少湍流的发生。

4) 在其他方面，采取可拆卸保温的设计以配合压水堆核电站全寿命周期的FAC监测和管理。