核电站腐蚀行为与研究进展　　

随着核能发电量的比重逐年增加，核电已经成为我国电力的主要支柱之一，核电站系统设备的腐蚀与防护问题也越来越受到了重视。

　　自我国第-座民用核电机组秦山核电站于1991年发电以来，核能发电及有效利用步入了快速发展阶段，目前我国已投入商运的核电机组有15台，总装机容量约1255万千瓦，而在建核电项目总装机容量达3400万千瓦，核能发电量的比重在逐年增加，核电与火电、水电-起已构成了我国电力三大支柱。

　　压水堆核电站系统设备用材种类较多，主要的材料包括燃料包壳用锆合金材料、堆内构件用不锈钢材料、反应堆压力容器采用低合金钢A508III钢、主管道采用控氮316L不锈钢、蒸汽发生器传热管采用镍基合金以及众多的异种金属焊接材料等。同时，一回路的温度压力等运行工况较为苛刻。以大亚湾为例，-回路的设计压力是17.23MPa,设计温度是343℃ ,运行时的水化学环境是硼酸浓度在2300ppm左右，氢氧化锂浓度范围是0.4~2.7ppm,PH控制在7.1~7.4左右。在如此高温高压的运行环境下，系统设备材料要经受长期服役安全考验，尤其是随着系统设备运行时间的延长，上述材料会暴露出众多的腐蚀问题。

　　一、一回路系统的腐蚀问题

　　一回路系统设备的主要腐蚀问题有：硼酸腐蚀（BAC）、-回路水环境下的应力腐蚀开裂（PWSCC）、腐蚀疲劳（CF）、辐照促进应力腐蚀开裂等。

　　二、二回路系统的腐蚀问题

　　二回路系统主要的腐蚀问题是流动加速腐蚀失效（FAC），多座核电站均发生了严重的FAC事故，尤其是2005年日本美滨核电站，由于给水管路破裂造成了5死6伤的重大事故。

　 三、蒸汽发生器传热管腐蚀研究

　　蒸汽发生器传热管占-回路承压边界总面积的近80%,其破损会使反应堆冷却剂泄漏进二回路水中，照成核污染。传热管的SCC是SG最主要的失效模式。690TT传热管的应力腐蚀主要的腐蚀位置有U形弯管内壁SCC、管板上部胀管位置-回路水引起的内壁SCC、管和支撑板缝隙泥渣引起的传热管外壁SCC、管板上部胀管位置泥渣引起的外壁SCC四类。其中水化学杂质引起的应力腐蚀是目前的研究焦点。

　　结束语

　　腐蚀失效是核电站系统设备失效的最主要模式，核电站的腐蚀问题已引起广泛关注。随着我国核电机组建设数量的增加以及在运机组寿期的增长，腐蚀问题将逐渐暴漏，核电材料腐蚀机理和缓解措施的研发将能够帮助我们了解核电系统设备的运行规律，对提高核安全管理水平起到重要作用。