。筆者認為即使權衡服役性能要求和經濟性，也應進一步提高材料的純凈度
。
2)核電材料規(guī)范對組織和相結構的要求不夠明確
以RRCC_M為例
，RCC-M第Ⅱ卷材料篇中分門別類給出了碳鋼(M1000)、合金鋼(M2000)
、不銹鋼(M3000)
、特殊合金(M4000)、其他材料(M5000)和鑄鐵件(M6000)共六大類材料的要求
。僅有少量鋼種提出了爭鐵素體含量測定和晶粒大小要求。國內核電材料采購通常是由設計院根據規(guī)范和文件編制采購技術要求或采購技術規(guī)格書
，由核電廠業(yè)主
、設計院與材料加工制備廠協(xié)商確定。這種方式的靈活性
，可能導致相同牌號材料的質量差異較大，或者不同制造廠重復“試制”
，可能造成材料不滿足使用要求的情況發(fā)生。國內核電廠曾發(fā)生過因非金屬夾雜物尺寸較大導致控制棒驅動機構Ω密封環(huán)在一回路水壓試驗后PT檢出線性顯示等事件
。
3)核電材料國產化有待根據工程經驗反饋持續(xù)完善并期待形成核心技術
核電材料國產化需要進行充分試驗和理論分析
，且其性能需要相對較長時間的工程驗證。核電材料需要不斷改進而形成核心技術
。即使是早在1988年就完成了替代進口材料17—4PH的國產汽輪機葉片用鋼oCrl7Ni4Cu4Nb的研制
，并形成了國家標準GB／T8732—1988
，但核電汽輪機運行工程經驗表明其服役性能迄今仍不令人滿意
。近幾年，采用國產oCrl7Ni4Cu4Bb的核電汽輪機低壓轉子次末級葉片發(fā)生了三次葉片斷裂事故
。實測葉片材料的屈強比高達0.83(推算ASME要求90％屈強比<0.7)
，葉片最大應力的理論計算值已達到其屈服強度的90％
，鏟鐵素體含量(質量分數
，下同)小于1％。西屋公司采用的17-4PH標準，要求鐵素體含量≤5％
，實測葉輪機原裝葉片的鐵素體含量為4 %～5％
，葉輪機原裝葉片用于秦山二期，未發(fā)生過葉片斷裂事故
。升版后的GB／T 8732--2014標準《汽輪機葉片作用鋼》標準中要求0Crl7Ni4Cu4Nb的爭鐵素體含量不得超過5％。爭鐵素體含量較多會降低強度
，在較高熱加工溫度(約1200℃)進行鍛
、軋時的生產效率較高但可能發(fā)生熱加工裂紋，因此在實際生產中
，0Crl7Ni4Cu4Nb中的爭鐵素體含量越低越好
。爭鐵素體可改善OCrl7Ni4Cu4Nb的焊接性和塑性
，殘余奧氏體有利于改善塑韌性
，控制核電汽輪機低壓轉子部件應力腐蝕的關鍵技術之一是可采用較低屈服強度的材料。另外
，國內對0Crl7Ni4Cu4Nb斷裂力學行為的研究工作也較少
。
3.1.2核電設備防腐蝕設計
核電廠常規(guī)島的設備材料發(fā)生過多起因防腐蝕設計不當(主要是結構設計和／或材料選材)導致材料發(fā)生腐蝕損傷的事件
。這主要是由于對核電廠特定腐蝕介質和工況考慮不當造成的
。核電設備防腐蝕設計不當的典型案例有：
1)SRI／SEN板式熱交換器板間流速設計值過高，導致鈦板故障頻發(fā)
；
2)二回路部分汽水管道的材料選材不當
，導致管道帶壓堵漏頻發(fā)；
3)SEC泵海水泥沙造成設備材料沖蝕腐蝕
；
4)防腐蝕施工和腐蝕檢查的可達性。
3.1.3核電設備制造
設備制造導致的固有可靠性問題
，主要包括制造質量控制不夠嚴格
，制造檢驗技術落后，制造工藝技術欠缺等
。筆者曾研究國內外奧氏體不銹鋼Z2CN18-10和Z2CN18-12N管材的制造質量
，歸納出如下問題需要關注：
１）使用廢鋼進行冶煉
，導致很多問題發(fā)生
，尤其是雜質含量控制問題
。
?div id="4qifd00" class="flower right">
。玻╁懺毂炔蛔悖?div id="jfovm50" class="index-wrap">，采用煤氣加熱代替精煉電爐導致表面增碳，小直徑管道內壁增碳嚴重
，大管徑管道用擴管工藝代替正常的軋制或者拉拔工藝
，固溶處理加熱速率偏離和保溫時間較短，晶粒度偏粗
，屈服強度過高等問題。
3.2使用可靠性
設備材料使用可靠性
，包括運行方面的環(huán)境相容性
、工藝參數是否在設計范圍和系統(tǒng)健康監(jiān)督，維修方面的材料完整性
、預防性維修優(yōu)化和維修質量控制等
。
偏離設計運行的常見案例是截止閥長期作為調節(jié)閥使用
，例如汽輪機旁排系統(tǒng)（CET）截止閥
，由此導致閥門遭受異常沖刷損壞，多次發(fā)生故障
。
4
、核電廠設備材料防腐蝕技術的改進
4.1核電材料用戶規(guī)范
針對核電材料規(guī)范對部分材料化學成分控制范圍過寬、殘余元素控制不足以及對組織和相結構的要求不夠明確等欠缺
，以及眾多生產廠家的技術和質保能力參差不齊等問題，筆者提議建立一套核電行業(yè)共享的核電材料用戶規(guī)范（采購規(guī)范）
。此規(guī)范需符合核電廠設計和建造規(guī)范要求
，具有先進性、專用性和適用性
，并且應比采購技術規(guī)格書更為詳細地規(guī)定核電設備材料要求，并定期（５a）進行復查和更新
。
4.2 設備防腐蝕可靠性設計
對于核電廠關鍵設備的防腐蝕設計，建設開發(fā)并應用基于故障樹分析（FTA）
、故障模式及影響分析（FMEA）和失效概率分析（FPA）的設備防腐蝕可靠性設計技術
。
FTA
、FMEA和FPA具有較強的邏輯關系。
FTA分析哪些設備發(fā)生故障會導致機組≥10％功率波動或停機停堆
，FMEA分析這些設備存在哪些功能重要故障模式及其影響
，FPA分析重要功能故障模式發(fā)生的概率
。根據以上分析結果進行防腐蝕設計，可進一步提升設備運行性能
。
4.3工程協(xié)調控制
工程協(xié)調控制主要應用各工業(yè)領域均適用的工程控制論的基本理論和方法
，協(xié)調控制一個系統(tǒng)各組成部分之間的相互關系及整個系統(tǒng)的綜合行為，從而可能達到工程控制論期望實現的“用不可靠元件構造一個可靠的系統(tǒng)”的目的
。通過工程協(xié)調控制提高系統(tǒng)可靠性的基本方法
，是采用冗余原則（增加基數）、增設性質不同的獨立功能和避免疊加效應
，包括串聯
、并聯、串并混聯
、橋聯等實現方式
，可以用于核電廠設備材料腐蝕防護。
以SEC系統(tǒng)設備和管道為例
。SEC系統(tǒng)管道采用冗余設計
，分Ａ、Ｂ兩列
，一列運行
、一列備用；在SEC泵上游設置有吸水暗渠沉積海泥砂
，因此SEC管道海水的泥沙含量降低了５０％以上，SEC系統(tǒng)板式熱交換器的鈦板不像常規(guī)島SEN海水系統(tǒng)的板式熱交換器那樣遭受嚴重的液（海水）
、固（泥砂）兩相流沖刷腐蝕
，即有效避免了“疊加效應”。
SEC泵進
、出口管道同時采用外加電流和犧牲陽極保護
，防腐蝕效果良好（并聯）
。位于管溝和核島的SEC管道采用三層涂層保護（串聯）
；按照“增設性質不同的獨立功能”的方法，該管段宜增設犧牲陽極保護
，在涂層局部失效時可以提供有效防護
。
4.4定期檢查和在線監(jiān)測技術研發(fā)研發(fā)
有效的核電廠設備腐蝕損傷定期檢查技術和在線監(jiān)測技術，以及時了解腐蝕狀態(tài)
，給出準確診斷信息，并據此通過腐蝕介質控制和工況參數調整保持系統(tǒng)設備良好的運行狀態(tài)
。
4.5材料耐腐蝕評定
技術改進工程上一般采用標準的“耐腐蝕評定試驗方法”（簡稱標準方法）對材料進行耐腐蝕評定
。這需要充分認識研究對象的腐蝕機理以選取合適的試驗方法
。通常使用國標和美標制定的標準試驗方法，但這些方法具有局限性
，用標準方法檢驗認為沒有晶間腐蝕傾向的材料，并不能保證其在引起晶間腐蝕的其他介質中也不產生晶間腐蝕
；反之有晶間腐蝕傾向的材料在許多環(huán)境中也未必會產生晶間腐蝕
，即局限性較大。
筆者研究認為
，需針對工程實際服役環(huán)境進行耐腐蝕試驗
，試驗結果可以評價材料在工程實際情況下的耐蝕性。
4.6核電廠水化學改進
?div id="jpandex" class="focus-wrap mb20 cf">。?）一回路對于ＰＷＲ核電廠一回路水化學，20世紀90年代以來包括美國
、法國和日本等在內的研究結果表明（國內也有單位進行研究）
，在一回路添加微量的鋅（約10μｇ／ｋｇ）可有效改善結構材料表面氧化膜的微觀結構形態(tài)，提高材料耐蝕性
，減少腐蝕產物轉移
，降低一回路放射性水平
。ＰＷＲ核電廠一回路加鋅始于1994年西屋公司和EPRI在美國Farley核電廠２號機組進行的試驗
；1996年德國Biblis核電廠Ｂ機組應用并長期跟蹤一回路加鋅對輻射劑量率的影響，此后陸續(xù)在國外部分核電廠得到應用
，沒有發(fā)現不良效果
；目前國內僅AP1000核電機組在設計上采用加鋅。EPRI于2006年發(fā)布加鋅導則
，推薦將一回路加鋅作為降低輻射劑量率和PWSCC風險的措施。
筆者認為
，一回路需連續(xù)加藥以保持鋅含量
，這需要增加一套相應的裝置，鋅的存在也會使化學和容積控制系統(tǒng)（RCV）凈化床的運行變得復雜
。從秦山二期四臺核電機組三十多堆年的運行經驗來看，一回路放射性水平處于很低水平
，集體劑量的（WANO）指標一直優(yōu)于中值水平
，若有應用需求應進行系統(tǒng)性的工程論證
。
?div id="m50uktp" class="box-center"> 。?）二回路目前國際上流行的二回路ｐＨ控制劑包括乙醇胺（ETA）
、嗎啉和氨等。秦山二期設計上采用氨處理
，使得汽水分離再熱器（MSR）和高壓加熱器疏水等管線的ｐＨ偏低
，不利于汽水管道材料抗FAC，從每次換料大修獲取的汽水管道壁厚監(jiān)測數據和蒸氣發(fā)生器（SG）二次側沖洗泥渣數據可以反映出ｐＨ偏低的影響程度
。也有部分國家核電廠采用高氨處理工藝。高氨處理也會導致SG排污凈化系統(tǒng)的除鹽床樹脂更換周期較短
。近年來ETA因其較強的堿性和低揮發(fā)性而得到越來越多的應用
，秦山一期率先應用ETA。在嚴格論證了ETA與二回路材料的相容性及對相關樹脂的影響后
，秦山二期已在國內率先采用氨＋ETA混合控制模式
，有效提高了疏水的ｐＨ，給水鐵含量下降30％
，MSR疏水鐵含量下降80％以上，實施效果良好
。
4.7沿海核電廠不銹鋼海洋大氣氯離子腐蝕
2001年
，南非Koeberg PWR核電廠２號機組燃料廠房內安全注入等系統(tǒng)管道發(fā)生貫穿性穿孔泄漏，盡管未產生核事故
，但因更換長度186ｍ管道非計劃停堆56ｄ
。泄漏原因是由于核燃料廠房通風系統(tǒng)沒有有效去除氯離子的方法
，貫穿件也未封堵
，導致設備表面每月都有0.57~70μｇ／cm2氯離子沉積，使未經固熔熱處理的304Ｌ有縫鋼管遭受海洋大氣氯離子晶間應力腐蝕開裂
。
大氣環(huán)境中不銹鋼的外應力腐蝕開裂（ES-CC）是需要高度關注的問題
。ESCC發(fā)生在有保溫材料和裸露的不銹鋼表面；前者主要是雨水等通過外部的保溫材料達到不銹鋼表面
，雨水和保溫層中氯離子凝聚在不銹鋼表面從而引起ESCC
，損傷部位多見于焊縫熱影響區(qū)（HAZ）
，斷裂形態(tài)雖有穿晶裂紋但大部分屬于晶間斷裂
。針對無保溫層的ESCC，筆者推薦采用表面涂層（不銹鋼油漆
、樹脂涂層噴涂）的方法予以防護
；針對有保溫層的ESCC，除選擇合適保溫材料以防止雨水進入等措施之外
，筆者推薦先在不銹鋼表面包一層鋁箔
。
4.8設備和管道保溫層下腐蝕
保溫層下腐蝕（CUT）是指在帶保溫層的設備或管道外表面發(fā)生的腐蝕現象?div id="4qifd00" class="flower right">
？諝庵兴值蜏啬Y等可在保溫層與金屬表面形成潮濕環(huán)境
，碳鋼和低合金鋼金屬在此類薄層電解液膜中易發(fā)生均勻腐蝕或點蝕，奧氏體不銹鋼可能發(fā)生SCC和點蝕
。
秦山二期檢查發(fā)現的設備和管道CUI主要發(fā)生在DEG（核島冷凍水系統(tǒng)）和DEL（電氣廠房冷凍水系統(tǒng)）
。M310型核電廠一般采用冷凍水系統(tǒng)向通風系統(tǒng)的冷卻盤管提供７℃冷凍水（進口12℃除鹽水）；其他如蒸汽排放裝置管道和閥門也可能存在CUI問題
，常常造成跑冒滴漏。有必要深入開展核電廠設備和管道CUI相關研究
，包括保溫層下薄層電解液膜環(huán)境碳鋼表面專用核級涂層的研發(fā)
。
4.9不銹鋼堆焊層長期服役行為
核電廠一回路設備碳鋼表面普遍采用309Ｌ／308Ｌ堆焊層，但有關16ＭＮＤ5（或ＡＳ－508ｃ1.3ａ）和309Ｌ／308Ｌ堆焊層組成的復合體的長期服役行為的研究較少
，有必要深入研究其在反應堆冷卻劑中
，存在輻照條件下的腐蝕行為。
4.10 SG泥渣含量運行過程中
SG二次側中雜質（主要是二回路腐蝕產物Fe3O4）以重力沉降
![45c1ac7a1f364b02aedd697dc204d5e9[1].jpeg](http://www.chujianchulian.com/uploadfile/202206/2ce94cb135b0e25.jpg "1518161410479741.jpeg")
![ceaec369182644ab810212075790016b[1].jpeg](http://www.chujianchulian.com/uploadfile/202206/87a25d401e3f691.jpg "1518161386987603.jpeg")
![d25f5116ac8f4ba8aa541e66a1d119bf[1].jpeg](http://www.chujianchulian.com/uploadfile/202206/4bd90e401e62ab7.jpg "1518161424254709.jpeg")
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