流速加速腐蚀引起的碳钢管壁减薄 (1).docx

1、第21卷第2期2001年6月核科学与工程VoL21No.2ChineseJournalofNuclearSciencearidEngineeringJun.2(X)1流速加速腐蚀引起的碳钢管壁减薄唐询然（泰山第三核电有限公司）摘要：论述了核电厂商能碳钢系统中流速加速腐浊（FAC）引起的碳钢管壁减薄.介绍了问题的出现.FAC的腐蚀机理及其影响因素，CANDU6核电站一回路出口供水管管壁减薄的原因.以及奏山三期CANDU机组解决出口供水管管壁减薄的改近措施.以保证核电厂安全可靠经济地运行:=关键园：流速加速腐浊（FAC）;碳钢：管壁减薄1概述80年代美国PWR核电站二回路相继发生了几起严重的管道破

2、裂事故。1985年3月9日Tejan核电厂加热器排水泵直径14英寸的出口管破裂；1985年3月16日Haddam核电厂1B给水加热器正常水位控制阀后的管道破裂；1986年12月9日Surry核电厂与主给水察的集管T型相接的18英寸的入口水管迎头处破裂，从破口释放出的高温蒸汽和水的混合物,造或了汽轮机厂房设备严重破坏,甚至人员严重烧伤。这些事件引起了美国核管会和核工业界的严重关注、成立了专门小组进行调查，并责成各核电厂制定详细的检查计划在停堆换料期间进行扩大检查。检查结果表明这些管道破裂事故是由于流速加速腐蚀（FlowAcceleratedCorrosion简称FAC）引起的碳钢管道局部位置壁厚

3、严重减薄而造成的。随后世界许多国家对FAC的腐蚀机理进行了广泛研究，取得了许多研究成果，从而找到了解决这一问题的措施，CANDU核电厂的主热传输系统也是碳钢系统，因此加拿大有关部门也进行了相应的调查和试验研究。1996年在PointL-epreau和G-2核电站对出口供水管的扩大检查确认了CANDU核电站主热传输系统亦存在严重的FAC问题，检查发现出口供水管第一弯头外脊处管壁减薄速率比设计允许腐蚀率高得多.不能满足设计寿命的要求。为此制定了详细的试验计划和定期检查计划，以寻找解决这一问题的措施,-秦山三期1996年底了解到这一情况后，要求加方针对这一问题制定合适的改进措施并制定工程验证试验计划

4、，以验证这些改进措施的有效性。2FAC的机理Berge模型能较好地解释FACc图1和公式1说明了这-模型，图1为高能系统中碳钢管道的纵剖面.碳钢表面覆盖了一层FesQ保护膜.在远离这层膜的区域主体水流速较高，而靠近氧化膜的边界层流速较低，如果水中溶解铁未达到饱和，边界层中的溶解铁不断向水中迁移，因而边界层中的溶解铁也处于不饱和状态,从而使Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解,另外氧化膜孔隙内充填有水，金属基体腐蚀产生的铁高子通过这个通道直接扩散到氧化膜外的边界层，这三个区域（水、边界层、氧化膜）不断发生溶解铁的迁移，而高速流动的水又将迁移于水中的溶解铁带走，从而碳钢表面不断腐蚀。作者简介：唐炯然U

5、944）,男，1967年毕业于清华大学反应堆材彰专业，现为秦山第三核电有限公司高级工程师,主律水at单做L3.m/s在特定的运行条件下(温度.pH值、流速等)，这三个区域中的铁迁移速率达到-稳定值,轼化膜不断溶解而在金属表面又不断生成，在此过程进行到大约100小时时其厚度达到一个不变的值(约邛中】厚)，此时腐蚀速率预计为：=2KdS-C)l(+2Kd/Kni)(1)图1FAC模取中可溶性铁迁移机理Fig.1!>sso)vabletransportmechanixninFACmodel其中：，"'为碳钢的腐蚀率;Kd为在特定运行条件下，水中FegOv的溶解速率常数：Km为

6、在特定运行条件下，产生的局部质量迁移系数；S为在冷却剂化学条件下Fe3O4的溶解度；C为在特定运行条件下水中溶解铁的实际浓度，3影响FAC速率的因素从上述FAC机理模型可以看出影响FAC速率的因素有如下几个方面：(1) 水流速水流速越高，局部扰动越厉害.则溶解铁的迁移越容易，FAC速率越高.因此在管道的弯头外样处，由于阀门开度使阀门后水流直冲的管壁处，不同直径管道不合理的连接处，都是FAC速率较高的局部区域，实践证明正是在这些部位发生了严重的管壁减薄.甚至导致运行中发生严衣的破裂卓故。(2) 温度及pH值世界许多国家对Fe3O4在商温水中溶解度进行了详细的研究，结果表明冷却剂温度及pH值决定了

7、冷却剂中F今Q的溶解度，该值越大.可能造成(SC)差值较大,Fe3O4溶解速率V较大、而使FAC速率较大.而冷却剂温度是根据系统功能要求由设计决定的；因此需要根据冷却剂温度范围选择合适的pH值，以使FejO,的溶解度尽可能小，从而尽量减小FAC速率c(3)碳钢表面狙化膜的性质实践表明由FAC产生严重的管壁减薄的碳钢均属于SA106B含CK).Q2%的碳钢，这种含Cr极低的碳钢表面只有Fe3O4氧化膜,它在高温水中可以溶解，因而抗FAC性能较差.研究表明,在碳钢中加入适当的Cr可以显著地改善碳钢抗FAC的性能。如图2所示，馥钢中Cr含最>0.04%rFAC速率迅速下降。这是由于碳钢表面氧化

8、膜中含Cr量增加到一定程度就会形成Fej2CrOd尖晶石氧化膜，它在高温水中的溶解度比&3。4低得多，因而可以大大降低FAC速度，因而美国采用含Cr量高的碳钢如2.25Cr-lMo来替代原采用的SA106B碳钢管以解决二回路高能碳钢系统的FAC问题,单相凌两相凌两相漆56Ws20M皿SQ60Wf«SQ，O核电站败据0.00010.0010.01aiiioCr#*/M图2时于单相流或两相流,FAC速率与碳铜成分的关系Fig.2RelationbetweenFACrateandcaHxxisledcompositionregardingsingle-phaseflowordoub

9、le-phaseflow4CANDU出口供水管壁减薄的原因CANDU热传输系统反应堆冷却剂人口温度266t,出口温度310V,进出口温差高达44冷却剂流速较高(最高达17.6m/s);冷却剂pHa为10.2-10.8;该系统管道材料亦采用SA-106B,其中Cr含量也为0.02%左右，管道内表面只能形成FejO4保护膜，因而具备FAC的各种条件，图3显示了CANDU热传输系统溶解铁迁移的模型。溶解铁随冷却剂在系统中迁移是当310V的冷却剂进入蒸汽发生器后温度开始下降，当温度降到一定程度后冷却剂中溶解挟变成过饱和而产生沉积，所以溶解铁在蒸汽发生器冷段.主管道冷段，入口供水管及入口端部件内产生沉积

10、冷却剂中溶解铁浓度下降。当经过堆芯加热冷却剂温度重新回升到310C时.冷却剂中的溶解铁又变成不饱和，因此在出口供水管,出口集管及主管道热段由于FAC机理而产生腐蚀，腐蚀最严重的是靠近出口端部件的供水碳钢管，尤其是第一弯头的外脊处。在这个位置冷却剂的铁溶解度和实际铁浓度差值较大，而水流不稳定呈湍流状,因此可溶性铁的溶解、扩散、迁移加速°水流速度越高的管子FAC越严重c1996年和1997年PointLepreau电站和G-2电站检查的结果表明该处最高FAC速率约0.130mm/EFPY(等效满功率年)，比设计预计的寿期内允许腐蚀量1.25mm快得多。虔统为沿PHTS的涪g禳度(pH=1

11、0.3)A衬管的清清表面B出口供水管的潭速!函<怕CSG内倍段清洁.U形弯曾调冷段内沉积D进口供水管上的沉积E加上佛租F进口W京剥压力管上的沉租GH包壳和压力僮清洁图3沿看CANDUPHTS的铁迁移概况Fig.3FexO4transportalongCANDUPHTS5秦山CANDU电站解决出口供水管管壁减薄的改进措施鉴于CANDU6机组已是成熟的商业电站，由电站功能所决定的冷却剂进出口的水温,每粮管道的流速是不能改变的。按照以上影响因素，秦山CANDU电站解决出口供水管管壁减薄的措施只能从提高管材中Cr含量和适当调整冷却剂中的pHa值来加以改进。如上所述提高管材中Cr含量，改进表面保护

12、膜的性质是提高抗FAC能力的主要措施、5.1适当提高管材中0含CANDU机组中供水管，集管和主管道均采用SA-106B碳钢，材料技术规范允许Cr含量在0-0.40%之间，因此Cr含量可以提高到0.20%0.40%而不超越技术规范要求。这样不会对设计、加工工艺和反应堆运行带来不利影响<根据目前研究成果，碳钢中Cr含量0.04%.抗FAC性能就会得到明显的改善.因此秦山CANDU电站供水管管材Cr含量提高到0.20%0.40%是能够显著提高抗FAC性能的在实际加工过程中秦山CANDU电站供水管材Cr含量控制在0.30%左右，5.2适当调整冷却剂pHa值CAM)li6机组主热传输系统冷却剂pH

13、a值技术要求为10.210.8,出口温度310I,研究成果表明在310X?条件下.pHa10.0范围内，pHa越高.FQ在冷却剂中的溶解度越高-.因此在原技术要求范围内适当调整冷却剂plla值,在运行中尽量将其控制在10.210.4c5.3工程验证试验如上所述，秦山CANDU电站解决出口供水管管壁减薄的改进措施都是在原技术规范的范围内适当调整。这些措施能否满足泰山CANDIJ电站设计寿命40年的要求是秦山三期所关注的问题.为此秦山三期要求加方制定详细的工程验证试验汁划。该工程验证试验主要目的是验证供水管管材Cr含最提高到0.20%0.40%后抗FAC性能能否满足设计40年寿命的要求以及冷却剂p

14、Ha值对FAC性能的影响c目前的试验结果表明310r条件下不同pHa值对碳钢腐蚀速率和Fe3O4溶解度的影响与以前的研究成果是一致的。这就为适当凋框冷却剂pHa值缓解出口供水管的FAC问题提供了试验依据c在水流速10m/s.温度300r»pHa值为10.7的条件下，含GO.02%和0.24%的碳钢材料的对比试验已表明含GO.24%的碳钢腐蚀速率低一倍多.预计在更高流速下这种改善将更加明显°目前正在补充用奉山三期实际使用的含CE.30%的碳钢进行低流速和高流速条件F的对比试验。根据世界各国在低铭碳钢FAC方面的研究成果及成熟的实际应用经坡和加拿大原子能有限公司针对秦山CAND

15、U项目进行的工程验证试验的阶段成果，我们相信适当提高SA-106B碳钢中的Cr含量和将来在运行中将冷却剂pHa值控制在10.2-10.4的低限范围.秦山CANDU电站供水管由于FAC引起的管壁减薄问题能够得到有效控制，能够满足电站设计寿命40年的要求6结束语含Cr量极低的高能碳钢管系，由于FAC造成的严重管壁减薄甚至发生严重的破裂事故是80年代中后期世界核电界出现的一个问题.受到了广泛的重视。这也是一个复杂的现象FAC速率受到很多因素的影响，如管材，儿何形状,热工水力条件，运行温度,pH值和溶解氧等。无论CANDU电站的主热传输系统或是轻水堆二回路给水，疏水等高能碳钢管系都应重视这一问题。我们

16、应实事求是，调查研究，在世界各国研究成果的基础上搞清本电厂的基础情况，分析可能出现的问题.制定严格的检查监督计划，使这一问题得到有效控制，以保证核电站安全可靠经济地运行。参考文献1 EmKioaA'ornwkxvInducedPipeWallThinningmUSNuclearPowerPlants.NLREG-1344.1989BumllKA.ModelingMow-AccderatwiConrowoninCANDUAECL=11397.OOG-95384,第四界潦速加速腐蚀国际对论会.19952 BumllKA,etal.TechnicalBastsiorTheFortyYearL

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