核电厂水池用不锈钢的腐蚀问题
核电厂常温水池主要有乏燃料水池和换料水池,它们自核电厂建成起开始服役,核电厂的服役寿命通常为40~60年,如若批准延寿,服役期限将更长,因此水池中不锈钢部件难免会出现腐蚀问题。
近年来,国内外核电厂已报道多起水池腐蚀泄漏事件,相关的腐蚀问题及研究引起了核工业和学术界的关注。上海材料研究所和国核电站运行服务技术有限公司的研究人员对国内外压水堆核电厂水池用不锈钢部件在服役期间出现的腐蚀问题和相关研究进行了综述,提出了需重点关注的事项,以期为国内核电站的服役管理提供参考依据。
核电厂水池结构及水化学 图1 乏燃料水池的结构和材料简示图 以乏燃料水池为例,其典型结构及部件材料见上图。乏燃料水池为顶部敞口的方形水池,基础结构是0.8~3m厚的钢筋混凝土,混凝土壁面包覆一层厚4~14mm的不锈钢作为衬里,称为覆面或覆板,二代核电站的覆面材料主要是304或304L奥氏体不锈钢,用同类的316不锈钢焊接;目前在役及在建、在研的三代核电站如AP1000和CAP1400主要采用S32101双相不锈钢覆面,用同类的2209等不锈钢焊接。不锈钢除用于覆面之外,还用于燃料组件、存储架和管道等。 乏燃料水池内的水化学环境因堆型及历史时期不同而不尽相同。早期欧美国家乏燃料水池采用纯水和硼酸水,之后主要采用含1950~2250mg/L B3+的硼酸水,水化学规范见表1。 表1西方压水堆核电站乏燃料水池内水质指标和我国的部分相关指标 我国现役大亚湾二代核电站的乏燃料水池采用含2300~2500mg/L B3+的硼酸水,杂质Cl-和F-限值<0.15mg/L,期望值<0.05mg/L,SO42-限值<0.3mg/L,期望值<0.05mg/L;在建的三代核电站CAP1400乏燃料水池采用含2300~2900mg/L B3+的硼酸水,这两种乏燃料水池中均不含LiOH。乏燃料水池中的硼酸水偏酸性,pH为4.0~6.0,水温一般低于50℃,短期异常或事故条件下水温会升高。 硼酸(H3BO3)是一种弱酸,在水中的溶解度随温度的升高而增加,当水温为0,25,80℃时,其溶解度分别约为0.4,0.9,3mol/L。虽然硼酸水对设备的腐蚀影响很小,但由于其他因素,诸如管道中水的停滞、钢覆面的缺陷以及异种金属间的电偶接触等均会对设备造成不同程度的腐蚀。此外,当硼酸水在局部区域蒸发浓缩后,其pH可能小于3,具有较强的腐蚀性。 美国橡树岭国家实验室于2012年发布的一项研究报告指出,压水堆乏燃料水池泄漏的硼酸水会导致钢筋混凝土发生腐蚀,表现形式为软化或侵蚀,原因是水泥浆体和共聚物中酸溶性成分遭到破坏。 我国核电厂工程人员也表示需重视背靠混凝土壁一侧钢覆面的完整性,这是因为泄漏至覆面与混凝土夹层区的硼酸水与混凝土的交互作用可能会形成特殊的水化学环境,从而引起更复杂、危害更大的腐蚀问题。
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