流速加速腐蝕引起的碳鋼管壁減薄 (1).docx

1、第21卷第2期2001年6月核科學(xué)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?nèi)唬ㄌ┥降谌穗娪邢薰荆┱赫撌隽撕穗姀S商能碳鋼系統(tǒng)中流速加速腐濁（FAC）引起的碳鋼管壁減薄.介紹了問(wèn)題的出現(xiàn).FAC的腐蝕機(jī)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(jī)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(jīng)濟(jì)地運(yùn)行:=關(guān)鍵園：流速加速腐濁（FAC）;碳鋼：管壁減薄1概述80年代美國(guó)PWR核電站二回路相繼發(fā)生了幾起嚴(yán)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(jī)廠房設(shè)備嚴(yán)重破壞,甚至人員嚴(yán)重?zé)齻＿@些事件引起了美國(guó)核管會(huì)和核工業(yè)界的嚴(yán)重關(guān)注、成立了專門(mén)小組進(jìn)行調(diào)查，并責(zé)成各核電廠制定詳細(xì)的檢查計(jì)劃在停堆換料期間進(jìn)行擴(kuò)大檢查。檢查結(jié)果表明這些管道破裂事故是由于流速加速腐蝕（FlowAcceleratedCorrosion簡(jiǎn)稱FAC）引起的碳鋼管道局部位置壁厚

3、嚴(yán)重減薄而造成的。隨后世界許多國(guó)家對(duì)FAC的腐蝕機(jī)理進(jìn)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(wèn)題的措施，CANDU核電廠的主熱傳輸系統(tǒng)也是碳鋼系統(tǒng)，因此加拿大有關(guān)部門(mén)也進(jìn)行了相應(yīng)的調(diào)查和試驗(yàn)研究。1996年在PointL-epreau和G-2核電站對(duì)出口供水管的擴(kuò)大檢查確認(rèn)了CANDU核電站主熱傳輸系統(tǒng)亦存在嚴(yán)重的FAC問(wèn)題，檢查發(fā)現(xiàn)出口供水管第一彎頭外脊處管壁減薄速率比設(shè)計(jì)允許腐蝕率高得多.不能滿足設(shè)計(jì)壽命的要求。為此制定了詳細(xì)的試驗(yàn)計(jì)劃和定期檢查計(jì)劃，以尋找解決這一問(wèn)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(duì)這一問(wèn)題制定合適的改進(jìn)措施并制定工程驗(yàn)證試驗(yàn)計(jì)劃

4、，以驗(yàn)證這些改進(jìn)措施的有效性。2FAC的機(jī)理Berge模型能較好地解釋FACc圖1和公式1說(shuō)明了這-模型，圖1為高能系統(tǒng)中碳鋼管道的縱剖面.碳鋼表面覆蓋了一層FesQ保護(hù)膜.在遠(yuǎn)離這層膜的區(qū)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(dá)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(tài),從而使Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解,另外氧化膜孔隙內(nèi)充填有水，金屬基體腐蝕產(chǎn)生的鐵高子通過(guò)這個(gè)通道直接擴(kuò)散到氧化膜外的邊界層，這三個(gè)區(qū)域（水、邊界層、氧化膜）不斷發(fā)生溶解鐵的遷移，而高速流動(dòng)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(jiǎn)介：唐炯然U

5、944）,男，1967年畢業(yè)于清華大學(xué)反應(yīng)堆材彰專業(yè)，現(xiàn)為秦山第三核電有限公司高級(jí)工程師,主律水a(chǎn)t單做L3.m/s在特定的運(yùn)行條件下(溫度.pH值、流速等)，這三個(gè)區(qū)域中的鐵遷移速率達(dá)到-穩(wěn)定值,軾化膜不斷溶解而在金屬表面又不斷生成，在此過(guò)程進(jìn)行到大約100小時(shí)時(shí)其厚度達(dá)到一個(gè)不變的值(約邛中】厚)，此時(shí)腐蝕速率預(yù)計(jì)為：=2KdS-C)l(+2Kd/Kni)(1)圖1FAC模取中可溶性鐵遷移機(jī)理Fig.1!>sso)vabletransportmechanixninFACmodel其中：，"'為碳鋼的腐蝕率;Kd為在特定運(yùn)行條件下，水中FegOv的溶解速率常數(shù)：Km為

6、在特定運(yùn)行條件下，產(chǎn)生的局部質(zhì)量遷移系數(shù)；S為在冷卻劑化學(xué)條件下Fe3O4的溶解度；C為在特定運(yùn)行條件下水中溶解鐵的實(shí)際濃度，3影響FAC速率的因素從上述FAC機(jī)理模型可以看出影響FAC速率的因素有如下幾個(gè)方面：(1) 水流速水流速越高，局部擾動(dòng)越厲害.則溶解鐵的遷移越容易，F(xiàn)AC速率越高.因此在管道的彎頭外樣處，由于閥門(mén)開(kāi)度使閥門(mén)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(qū)域，實(shí)踐證明正是在這些部位發(fā)生了嚴(yán)重的管壁減薄.甚至導(dǎo)致運(yùn)行中發(fā)生嚴(yán)衣的破裂卓故。(2) 溫度及pH值世界許多國(guó)家對(duì)Fe3O4在商溫水中溶解度進(jìn)行了詳細(xì)的研究，結(jié)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(jù)系統(tǒng)功能要求由設(shè)計(jì)決定的；因此需要根據(jù)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(zhì)實(shí)踐表明由FAC產(chǎn)生嚴(yán)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(dāng)?shù)腃r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(huì)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(guó)采用含Cr量高的碳鋼如2.25Cr-lMo來(lái)替代原采用的SA106B碳鋼管以解決二回路高能碳鋼系統(tǒng)的FAC問(wèn)題,單相凌兩相凌兩相漆56Ws20M皿SQ60Wf«SQ，O核電站敗據(jù)0.00010.0010.01aiiioCr#*/M圖2時(shí)于單相流或兩相流,FAC速率與碳銅成分的關(guān)系Fig.2RelationbetweenFACrateandcaHxxisledcompositionregardingsingle-phaseflowordoub

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

10、冷卻劑中溶解鐵濃度下降。當(dāng)經(jīng)過(guò)堆芯加熱冷卻劑溫度重新回升到310C時(shí).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(jī)理而產(chǎn)生腐蝕，腐蝕最嚴(yán)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(gè)位置冷卻劑的鐵溶解度和實(shí)際鐵濃度差值較大，而水流不穩(wěn)定呈湍流狀,因此可溶性鐵的溶解、擴(kuò)散、遷移加速°水流速度越高的管子FAC越嚴(yán)重c1996年和1997年P(guān)ointLepreau電站和G-2電站檢查的結(jié)果表明該處最高FAC速率約0.130mm/EFPY(等效滿功率年)，比設(shè)計(jì)預(yù)計(jì)的壽期內(nèi)允許腐蝕量1.25mm快得多。虔統(tǒng)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(nèi)倍段清潔.U形彎曾調(diào)冷段內(nèi)沉積D進(jìn)口供水管上的沉積E加上佛租F進(jìn)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(jìn)措施鑒于CANDU6機(jī)組已是成熟的商業(yè)電站，由電站功能所決定的冷卻劑進(jìn)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(dāng)調(diào)整冷卻劑中的pHa值來(lái)加以改進(jìn)。如上所述提高管材中Cr含量，改進(jìn)表面保護(hù)

12、膜的性質(zhì)是提高抗FAC能力的主要措施、5.1適當(dāng)提高管材中0含CANDU機(jī)組中供水管，集管和主管道均采用SA-106B碳鋼，材料技術(shù)規(guī)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(shù)規(guī)范要求。這樣不會(huì)對(duì)設(shè)計(jì)、加工工藝和反應(yīng)堆運(yùn)行帶來(lái)不利影響<根據(jù)目前研究成果，碳鋼中Cr含量0.04%.抗FAC性能就會(huì)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(shí)際加工過(guò)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(dāng)調(diào)整冷卻劑pHa值CAM)li6機(jī)組主熱傳輸系統(tǒng)冷卻劑pH

13、a值技術(shù)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(nèi)，pHa越高.FQ在冷卻劑中的溶解度越高-.因此在原技術(shù)要求范圍內(nèi)適當(dāng)調(diào)整冷卻劑plla值,在運(yùn)行中盡量將其控制在10.210.4c5.3工程驗(yàn)證試驗(yàn)如上所述，秦山CANDU電站解決出口供水管管壁減薄的改進(jìn)措施都是在原技術(shù)規(guī)范的范圍內(nèi)適當(dāng)調(diào)整。這些措施能否滿足泰山CANDIJ電站設(shè)計(jì)壽命40年的要求是秦山三期所關(guān)注的問(wèn)題.為此秦山三期要求加方制定詳細(xì)的工程驗(yàn)證試驗(yàn)汁劃。該工程驗(yàn)證試驗(yàn)主要目的是驗(yàn)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(shè)計(jì)40年壽命的要求以及冷卻劑p

14、Ha值對(duì)FAC性能的影響c目前的試驗(yàn)結(jié)果表明310r條件下不同pHa值對(duì)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(dāng)?shù)蚩蚶鋮s劑pHa值緩解出口供水管的FAC問(wèn)題提供了試驗(yàn)依據(jù)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(duì)比試驗(yàn)已表明含GO.24%的碳鋼腐蝕速率低一倍多.預(yù)計(jì)在更高流速下這種改善將更加明顯°目前正在補(bǔ)充用奉山三期實(shí)際使用的含CE.30%的碳鋼進(jìn)行低流速和高流速條件F的對(duì)比試驗(yàn)。根據(jù)世界各國(guó)在低銘碳鋼FAC方面的研究成果及成熟的實(shí)際應(yīng)用經(jīng)坡和加拿大原子能有限公司針對(duì)秦山CAND

15、U項(xiàng)目進(jìn)行的工程驗(yàn)證試驗(yàn)的階段成果，我們相信適當(dāng)提高SA-106B碳鋼中的Cr含量和將來(lái)在運(yùn)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(wèn)題能夠得到有效控制，能夠滿足電站設(shè)計(jì)壽命40年的要求6結(jié)束語(yǔ)含Cr量極低的高能碳鋼管系，由于FAC造成的嚴(yán)重管壁減薄甚至發(fā)生嚴(yán)重的破裂事故是80年代中后期世界核電界出現(xiàn)的一個(gè)問(wèn)題.受到了廣泛的重視。這也是一個(gè)復(fù)雜的現(xiàn)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(yùn)行溫度,pH值和溶解氧等。無(wú)論CANDU電站的主熱傳輸系統(tǒng)或是輕水堆二回路給水，疏水等高能碳鋼管系都應(yīng)重視這一問(wèn)題。我們

16、應(yīng)實(shí)事求是，調(diào)查研究，在世界各國(guó)研究成果的基礎(chǔ)上搞清本電廠的基礎(chǔ)情況，分析可能出現(xiàn)的問(wèn)題.制定嚴(yán)格的檢查監(jiān)督計(jì)劃，使這一問(wèn)題得到有效控制，以保證核電站安全可靠經(jīng)濟(jì)地運(yùn)行。參考文獻(xiàn)1 EmKioaA'ornwkxvInducedPipeWallThinningmUSNuclearPowerPlants.NLREG-1344.1989BumllKA.ModelingMow-AccderatwiConrowoninCANDUAECL=11397.OOG-95384,第四界潦速加速腐蝕國(guó)際對(duì)論會(huì).19952 BumllKA,etal.TechnicalBastsiorTheFortyYearL

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