新兴铸管股份有限公司
Xinxing Ductile Iron Pipes Co.
国家材料腐蚀与防护科学数据中心分中心-智慧铸管-耐蚀钢铁材料数据中心
National Materials Corrosion and Protection Data Center
Intelligent Ductile Iron Pipe-Corrosion Resistant Steels Data Center
中文 | Eng 管理后台 数据审核 登录 反馈
“华龙一号”的腐蚀与防护
2017-04-25 11:19:19 作者:谭季波 来源:中国科学院沈阳分院

  每年的4月24日,是世界腐蚀日(Corrosion Awareness Day),生活中,我们总听到某某金属材料生锈,这就是最常见的腐蚀现象。其实,腐蚀无处不在,对于材料来说,它就像“癌症”一样顽固而且危害巨大。

 

timg (3)


  核能作为清洁、高效、经济的能源,在世界范围内获得广泛发展。一些核电发达国家中核能发电量占总发电量30%以上,而我国核能发电量仅占2%左右,发展空间巨大。


  发展核电,安全问题至关重要。20世纪70至80年代美国三里岛和乌克兰切尔贝诺利核电站事故、2011年日本福岛核电站事故震惊世界,极大地制约核电健康稳定发展。


  核电安全与其关键设备材料的服役性能密切相关。目前,我国已研发了具有自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆(PWR)核电技术“华龙一号”,已在国内开始建设并成功出口至拉丁美洲。


  图1为PWR核电站结构示意图以及系统材料使用情况。镍基合金、不锈钢、低合金钢、锆合金为主要的核电结构材料。PWR核电站一回路典型的服役环境为292-327℃、15.5 MPa的B/Li高温高压水,二回路典型的服役环境为180-291℃、1-7.6 MPa的高温高压水。在如此苛刻的服役环境条件下,一些压力边界(压力容器、蒸汽发生器、主管道等)可能发生环境致裂,主要损伤形式有均匀腐蚀、点蚀、应力腐蚀、腐蚀疲劳等。


  这里的均匀腐蚀也叫全面腐蚀,腐蚀分布整个金属材料表面。在PWR核电站中,与高温高压水环境接触的304、316LN、308/309等奥氏体不锈钢,镍基合金等均会发生均匀腐蚀。在正常运行条件下,奥氏体不锈钢一般生成外层为大颗粒的Fe3O4,内层为致密的FeCr2O4、Cr2O3氧化膜;镍基合金一般生成外层针状/纤维状富Ni氧化物,内层为致密的富Cr氧化物。一般均匀腐蚀对核电关键设备的腐蚀损伤很小;但均匀腐蚀导致的Fe、Cr、Ni离子溶出或氧化膜脱落,会增加一回路环境中的辐射剂量,增加运营成本。


  点蚀指在金属表面局部出现纵深发展的腐蚀小坑,其余区域不腐蚀或发生轻微腐蚀。在PWR核电站中,抗腐蚀性能良好的奥氏体不锈钢、镍基合金在高温高压水环境中有可能发生点蚀,例如点蚀萌生于316LN不锈钢表面MnS夹杂物周围、萌生于690合金TiN夹杂物周围等。点蚀坑的形成,会导致材料表面发生应力集中,一般点蚀是应力腐蚀、腐蚀疲劳裂纹的优先萌生位置,可能对核电关键设备造成严重的腐蚀损伤。

 

1
 
图1 压水堆核电站结构示意图


  应力腐蚀是指敏感材料在腐蚀环境中,在恒定应力的作用下发生失效的现象。应力腐蚀是核电结构材料(奥氏体不锈钢、镍基合金)发生环境致裂失效的主要形式。图2为美国V. C. Summer 核电站安全端发生应力腐蚀开裂案例。在模拟核电站一回路水环境中,奥氏体不锈钢应力腐蚀裂纹一般沿晶界萌生与扩展;对于核电关键设备焊接部位,由于残余应力高,同时可能由于焊接导致奥氏体不锈钢晶界贫Cr,应力腐蚀敏感性高。由于应力腐蚀萌生一直难以预测、应力腐蚀裂纹扩展速率快,可能导致核电关键设备瞬间失效断裂,产生灾难性后果。


  腐蚀疲劳是指材料在交变应力与腐蚀环境交互作用下,加速失效的现象。在PWR核电站中,一些压力边界(主管道、蒸汽发生器、压力容器)可能遭受腐蚀疲劳损伤。如果核电关键设备发生腐蚀疲劳断裂,可能导致灾难性后果。腐蚀疲劳寿命是可预测的,工业中通常利用S-N(应力/应变-疲劳寿命)曲线来预测结构件的腐蚀疲劳寿命。目前,美国阿贡国家实验室建立了核电结构材料在高温高压水环境中的S-N曲线,用来设计核电站的运行寿命,评价核电关键设备的腐蚀疲劳损伤。中国科学院金属研究所也正在建立包含国产核电结构材料的S-N曲线。

 

2
 
图2美国V. C. Summer 核电站安全端应力腐蚀开裂


  腐蚀损伤伴随核电站的整个服役寿命,核电工业界对此尤其重视。目前,主要通过改善水化学环境(如在水溶液中加Zn)以及研发抗腐蚀损伤优良的结构材料(如利用690合金替换600合金)来抑制核电关键设备的腐蚀损伤。


  然而,核电站中的腐蚀问题极其复杂,模拟测试难度大,还存在很多疑问需要深入系统研究,例如:如何预测材料应力腐蚀萌生寿命?如何评价微动磨损对蒸汽发生器用690合金传热管腐蚀疲劳性能的影响?检测到初期缺陷后或材料自身在使用前就存在的微小缺陷如何发展,还能安全稳定使用多久?制造过程中如何控制材料缺陷的临界值?材料在使用过程中如何退化、如何预测其安全服役寿命?采用何种措施可以延长其服役安全性与寿命?因此,还有许多问题需要研究人员的努力创新,不断深入研究来回答。总之,核能是具有潜在风险的洁净能源,通过加大研发投入,掌握材料的腐蚀损伤规律,系统地制定和优化材料与装备制造、服役性能评价与安全分析标准,其风险是可控的。

 

 

 

 

更多关于材料方面、材料腐蚀控制、材料科普等方面的国内外最新动态,我们网站会不断更新。希望大家一直关注国家材料腐蚀与防护科学数据中心http://www.ecorr.org

免责声明:本网站所转载的文字、图片与视频资料版权归原创作者所有,如果涉及侵权,请第一时间联系本网删除。

关于国家科技资源服务平台

国家科技基础条件平台中心是科技部直属事业单位,致力于推动科技资源优化配置,实现开放共享,其主要职责是:承担国家科技基础条件平台建设项目的过程管理和基础性工作;承担国家科技基础条件平台建设发展战略、规范标准、管理方式、运行状况和问题的研究,以及国际合作与宣传、培训等工作;承担科技基础条件门户系统的建设与运行管理工作;参与对在建和已建国家科技基础条件平台项目的考核评估和运行监督工作。

国家科技资源服务平台相关网站


国家材料腐蚀与防护科学数据中心

国家高能物理科学数据中心

国家基因组科学数据中心

国家微生物科学数据中心

国家空间科学数据中心

国家天文科学数据中心

国家对地观测科学数据中心

国家极地科学数据中心

国家青藏高原科学数据中心

国家生态科学数据中心

国家冰川冻土沙漠科学数据中心

国家计量科学数据中心

国家地球系统科学数据中心

国家人口健康科学数据中心

国家基础学科公共科学数据中心

国家农业科学数据中心

国家林业和草原科学数据中心

国家气象科学数据中心

国家地震科学数据中心

国家海洋科学数据中心