佟 碩，李昱鵬，張 偉，朱小鵬，雷明凱

（大連理工大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院，遼寧 大連 116024）

基于腐蝕性能的碳鋼管道使役時間評價方法

佟 碩，李昱鵬，張 偉，朱小鵬，雷明凱

（大連理工大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院，遼寧 大連 116024）

核電廠管道系統(tǒng)腐蝕程度監(jiān)測和預(yù)測使役時間是核電廠安全性能評估的重要內(nèi)容之一。文章介紹了采用M?ssbauer譜分析碳鋼管道腐蝕產(chǎn)物，超聲無損檢測確定管壁剩余厚度，依據(jù)統(tǒng)計學(xué)原理，計算各類管道系統(tǒng)管壁腐蝕程度的分布和理論腐蝕速率，用于評估管道在下一生產(chǎn)周期的安全狀態(tài)和使役壽命。

核電廠管道；使役壽命；應(yīng)力腐蝕；流動加速腐蝕；M?ssbauer譜；超聲無損檢測

核電廠的設(shè)計使役時間通常為30～40年。在過去的40年間，盡管核泄漏、爆炸等重大事故極少發(fā)生，但因管道腐蝕等原因引起的泄漏事故仍有出現(xiàn)。目前，將第三代核電廠的使役壽命設(shè)計為60年，將正在運(yùn)行的第二代核電廠的使役時間延長10～20年，有效地檢測和預(yù)防易耗系統(tǒng)的破壞和失效，是現(xiàn)今核電建設(shè)與運(yùn)行管理面臨的關(guān)鍵性問題之一。

碳鋼由于其良好的力學(xué)性能和較低的成本，已被廣泛應(yīng)用于核電廠的管道系統(tǒng)。核電裝備的基本腐蝕形式包括：應(yīng)力腐蝕、輻射腐蝕、晶間腐蝕、流動加速腐蝕、均勻腐蝕及微生物腐蝕等。碳鋼管道的腐蝕損壞形式主要為應(yīng)力腐蝕和流動加速腐蝕。文章介紹了應(yīng)力腐蝕和流動加速腐蝕機(jī)理，總結(jié)了典型的碳鋼管道系統(tǒng)腐蝕現(xiàn)象，著重評述基于統(tǒng)計學(xué)的碳鋼管道使役時間評價方法和實用案例，旨在為運(yùn)行和在建核電廠管道系統(tǒng)的使役壽命評價提供參考，達(dá)到安全、高效、低成本的核電廠管道系統(tǒng)60年的使役目標(biāo)。

1 碳鋼管道的腐蝕行為及其檢測

1.1 管道腐蝕形式

應(yīng)力腐蝕和流體加速腐蝕是碳鋼管道在使役環(huán)境所承受的兩種主要腐蝕形式。應(yīng)力腐蝕是在拉應(yīng)力作用下，金屬在腐蝕介質(zhì)中引起的破壞，通常均穿過晶粒，即所謂穿晶腐蝕，是由殘余或外加應(yīng)力導(dǎo)致的應(yīng)變和腐蝕聯(lián)合作用產(chǎn)生的材料破壞過程。應(yīng)力腐蝕導(dǎo)致材料的斷裂稱為應(yīng)力腐蝕斷裂。流動加速腐蝕是一種由于管道中介質(zhì)的流動加速了碳鋼和低合金鋼腐蝕的形式，由于邊界層中溶解鐵不斷向水中遷移，處于不飽和狀態(tài)，使表面氧化膜以一定速率溶解，材料不斷發(fā)生腐蝕。

應(yīng)力腐蝕斷裂一般有3個特征：拉應(yīng)力、腐蝕介質(zhì)和材料性質(zhì)。其中，拉應(yīng)力可以是外加載荷造成的，也可以是殘余應(yīng)力，如焊接應(yīng)力、鑄造應(yīng)力、熱處理應(yīng)力、形變應(yīng)力、裝配應(yīng)力等。產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕的介質(zhì)一般是特定的，每種材料只對某些特定的腐蝕介質(zhì)敏感產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕。碳鋼管道的應(yīng)力腐蝕介質(zhì)，通常有苛性鈉、海水或海洋大氣等。Hwang等[1]對核電廠碳鋼管道在噴丸處理下的應(yīng)力腐蝕與防護(hù)進(jìn)行了研究，噴丸處理對于碳鋼管道應(yīng)力腐蝕裂紋長度增加起到很好的阻止作用，但對于防止裂紋的深度拓展沒有效果。Ni基合金等的使用可提高耐應(yīng)力腐蝕開裂性能。Fran?ois等[2]研究表明，15%的Cr-Ni合金仍易于在腐蝕介質(zhì)中受應(yīng)力腐蝕開裂的影響，合金Inconel 600和182失效是最常見的問題，如蒸汽發(fā)生器管、反應(yīng)槽頂和壓強(qiáng)器噴嘴出現(xiàn)裂紋和滲漏，將導(dǎo)致頻繁的維修和替換。含有更高Cr的替代合金Inconel 690/52和152具有更強(qiáng)的耐應(yīng)力腐蝕開裂性能，但是伴隨輻射作用的增強(qiáng)，應(yīng)力腐蝕開裂仍然是壓水堆和沸水堆的主要腐蝕問題。

唐迥然等[3-5]分別對嶺澳核電站和秦山核電站的流動加速腐蝕的機(jī)理和防護(hù)進(jìn)行了研究。流動加速腐蝕的影響因素有3個：材料特性、流體力學(xué)和環(huán)境因素。其中，材料表面的氧化膜性質(zhì)，由于碳鋼表面為Fe3O4氧化膜的溶解擴(kuò)散，導(dǎo)致流動加速腐蝕加劇。若金屬材料中Cr含量大于0.04%，會生成Fe3-xMxO4（M=Ni、Co、Cr）尖晶石氧化膜，可降低流動加速腐蝕速率。當(dāng)介質(zhì)流速加快時，溶液中鐵離子的擴(kuò)散作用加劇，氧化層溶解速度加快。當(dāng)介質(zhì)溫度在130～150 ℃時，流動加速腐蝕速率最大，溫度低于50 ℃或高于250 ℃時，腐蝕速率顯著降低。pH=8～9時，隨著pH升高，流動加速腐蝕速率下降，pH大于9.5時，流動加速腐蝕速率隨著pH的升高，下降得更為顯著。溶解氧濃度小于10 μg/kg流動加速腐蝕嚴(yán)重，溶解氧濃度在10～40 μg/kg流動加速腐蝕速率大大降低，其濃度大于90 μg/kg流動加速腐蝕可以忽略不計。將碳鋼彎管、三通和縮管等部件用AISI 304L不銹鋼管件代替，并且加入嗎啉、聯(lián)胺、液氨等pH調(diào)節(jié)劑，可以控制流動加速腐蝕速率。Kain等[6]針對核電廠一回路和二回路中的流動加速腐蝕進(jìn)行了研究。由流體沖刷造成的機(jī)械磨損導(dǎo)致腐蝕層減薄，離子在金屬界面和流體中的擴(kuò)散加速了流動加速腐蝕速率。假設(shè)腐蝕反應(yīng)速度較快，且腐蝕產(chǎn)物在流體中的溶解度較低，則腐蝕速率可以表示為：

式中：CR為腐蝕速率；k為傳質(zhì)系數(shù)；CW為金屬界面的離子飽和濃度；CB為流體中離子飽和濃度。

流動加速腐蝕在一回路和二回路中均有發(fā)生。在一回路管道中通常發(fā)生單相流動加速腐蝕，在二回路管道中通常發(fā)生雙相流動加速腐蝕。

1.2 管道腐蝕的檢測

對管道的維護(hù)和保養(yǎng)中，腐蝕產(chǎn)物的測量以及對管道腐蝕程度的檢測是衡量管道質(zhì)量，評估使役時間的重要依據(jù)。腐蝕產(chǎn)物的測量可使用M?ssbauer譜測量進(jìn)行精密分析，管道的腐蝕程度，即腐蝕后的管壁剩余厚度，可使用超聲無損探傷方法測量。

（1）M?ssbauer譜測量腐蝕產(chǎn)物

碳鋼管道的腐蝕產(chǎn)物以鐵的氧化物為主。M?ssbauer譜作為一種針對57Fe等為分析對象的測量手段，其能量分辨率可達(dá)到10-13，超精密測量在管道腐蝕產(chǎn)物檢測中發(fā)揮了重要的作用。M?ssbauer譜的測量均以57Co（Rh）為放射源，96%的He和4%的CH4為計數(shù)氣體，生成500 MBq強(qiáng)度的γ射線，在常溫下對樣品進(jìn)行分析。其主要特點是高分辨率、高靈敏度、抗擾性能強(qiáng)、無損檢測以及操作方便。

Slugeň等[7-9]利用M?ssbauer譜對捷克斯洛伐克Bohunice核電站蒸汽發(fā)生器管道系統(tǒng)的腐蝕產(chǎn)物進(jìn)行了分析。試驗對核電站SG35、SG46機(jī)組不同部分包含腐蝕產(chǎn)物的50個試樣進(jìn)行了檢測，其中，SG35管道為Cr含量17%～19%的STN 17247奧氏體不銹鋼，SG46管道為Cr含量0.25%的STN 12022碳鋼。圖1給出了SG46和SG35腐蝕產(chǎn)物Fe3O4的M?ssbauer譜圖。由于Cr含量的提高使得生成Fe3-xMxO4（M=Ni、Co、Cr）尖晶石氧化膜產(chǎn)物，SG35中僅含有少量Fe3O4，圖1（b）譜圖的峰值強(qiáng)度明顯低于圖1（a）。Homonnay等[10-11]對匈牙利Paks核電站蒸汽發(fā)生器熱交換管不同位置的4組樣品進(jìn)行了M?ssbauer譜分析，材料為0Cr18Ni11Ti奧氏體不銹鋼，圖2給出了4組不同位置樣品腐蝕產(chǎn)物的M?ssbauer譜圖。由于位置不同，4組樣品按測量結(jié)果可分為兩類。圖2中（a)、(c）峰值較高，腐蝕產(chǎn)物中含有較高含量的Fe3O4，該位置的管道受到的腐蝕程度較大；圖2中（b)、(d）峰值較低，管道的腐蝕程度較小，且Ni、Co、Cr等元素對Fe3O4中鐵離子的取代形成了Fe3-xMxO4（M=Ni、Co、Cr）尖晶石，導(dǎo)致了Fe3O4含量的降低。與Slugeň等[9-11]的研究結(jié)果相參照，Cr、Ni含量高的不銹鋼管道生成的Fe3O4腐蝕產(chǎn)物相對較少，更有利于流動加速腐蝕的防護(hù)。

（2）超聲無損檢測管壁剩余厚度

超聲檢測是一種能夠確定材料缺陷并可測量零部件厚度的無損檢測方法。由聲發(fā)射源發(fā)出頻率范圍0.1～15 MHz，甚至達(dá)到50 MHz的超聲脈沖向材料內(nèi)部傳播，檢測其缺陷和特性。由于不需破壞管道測量腐蝕程度，在探測核電站管道腐蝕方面具有有效的作用。

圖1 捷克斯洛伐克Bohunice核電站SG46、SG35管道腐蝕產(chǎn)物M?ssbauer譜圖[7]Fig.1 M?ssbauer spectroscopy of the corrosion product in the SG46, SG35 pipelines of steam generator at Bohunice Nuclear Power Plant in Czech Slovakia[7](a) SG46 STN 12022碳鋼管道； (b) SG35 STN 17247奧氏體不銹鋼管道

圖2 匈牙利Paks核電站蒸汽發(fā)生器奧氏體不銹鋼熱交換管腐蝕產(chǎn)物M?ssbauer譜圖[9]Fig.2 M?ssbauer spectroscopy of the corrosion product of austenitic stainless steel pipelines of the steam generator at Paks Nuclear Power Plant in Hungary[9]

林莉等[12-13]介紹了超聲探傷技術(shù)在核電裝備零部件中的應(yīng)用。超聲探傷分為反射方式和透射方式，其中反射方式的精確度相對較高。短脈沖經(jīng)由脈沖發(fā)射器通過探頭送入試樣，信號處理系統(tǒng)把從試樣中的缺陷或者邊界返回的回波，輸出在示波器上，并將其振幅和傳播時間顯示出來。缺陷尺寸由傳播時間和聲波在試樣中的傳播速度計算出。Diaz等[14]將相控陣超聲檢測技術(shù)用于包括異種焊接材料的核反應(yīng)器管道系統(tǒng)組件，分別對蒸汽發(fā)生器噴嘴和波動管線利用2.0 MHz、1.5 MHz以及1.0 MHz探針測量，總結(jié)出使用聲場模型可以更有效地修改檢測參數(shù)，先進(jìn)的相控陣探針能夠更好地在軸向和周向檢測小口徑管道零部件。

2 碳鋼管道的使役時間評價

對各個管道的腐蝕程度進(jìn)行數(shù)據(jù)記錄并分類，依據(jù)統(tǒng)計學(xué)原理將相同管件的數(shù)據(jù)進(jìn)行處理，確定分布規(guī)律，計算理論腐蝕速率。在此基礎(chǔ)上預(yù)測管道的使役壽命，形成完整的核電廠管道腐蝕數(shù)據(jù)庫，達(dá)到集記錄、分析、預(yù)防、驗證和預(yù)測于一體的功能。

2.1 數(shù)據(jù)采集

1989年，中國臺灣馬鞍山核電站開始針對碳鋼管道侵蝕/腐蝕造成事故的可能性，在監(jiān)管機(jī)構(gòu)的要求下實施碳鋼管壁厚度損耗的測量[15]。在每個核電廠機(jī)組中檢測了超過2 000個管道組件，其中300～500個管道組件在停產(chǎn)期間經(jīng)超聲探測。將被檢測的組件包括給水、凝水、抽水、加熱器排水、再熱器排水系統(tǒng)中的直管、彎管、三通和擴(kuò)管以及縮管進(jìn)行了測量點的劃分，以便于歸納整理。

2.2 評價方法

在數(shù)據(jù)采集的基礎(chǔ)上，對每個管道的各測量點進(jìn)行了腐蝕厚度分析，以統(tǒng)計學(xué)為手段計算出最薄點出現(xiàn)的位置分布。檢測程序的評估方法建立在測量數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上，由侵蝕/腐蝕造成的磨損厚度差Tec，表示為：

式中：Tn為第n次測量的管壁剩余厚度；T1為首次測量厚度；Ts為原始厚度。

腐蝕率定義為：

式中：H為2次檢測之間的運(yùn)行小時數(shù)?？山邮艿母g厚度為：

式中：Tm是滿足生產(chǎn)要求的最小厚度。因此，剩余操作時間為：

計算得剩余周期：

式中：K為安全因子（1.5＜K＜2.5）；Oc為預(yù)估的下一個生產(chǎn)周期的運(yùn)行小時數(shù)；Lr為該管道的預(yù)測使役壽命。

2.3 評價結(jié)果

表1給出了按各個不同的管道系統(tǒng)分類的管道直徑、參考溫度、參考流量、蒸汽量、測量的管壁剩余厚度Tn、原始厚度Ts、預(yù)測腐蝕率Wr數(shù)據(jù)。根據(jù)式（2）～式（6）計算出各個管道的可用年限Lr。并以此為依據(jù)在每個停產(chǎn)周期將無法在下個生產(chǎn)周期內(nèi)達(dá)到最低使用條件的管道進(jìn)行替換。經(jīng)過Ting等[15]對分析結(jié)果與實際替換記錄相驗證，與預(yù)期相符。此評價方法優(yōu)點在于可以準(zhǔn)確掌握管道腐蝕情況，最大限度地將管道使用至腐蝕界限，既可以保證核電站的安全運(yùn)營，又可以有效地降低成本。

表1 中國臺灣馬鞍山核電站管道系統(tǒng)參數(shù)及腐蝕預(yù)測[15]Table 1 Parameters and corrosion prediction of the pipeline assemblies at Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan[15]

3 結(jié)束語

隨著材料和設(shè)計、制造水平的不斷提高，以及腐蝕防護(hù)手段的不斷進(jìn)步，核電廠管道系統(tǒng)的使役時間會不斷延長，科學(xué)的檢測、評價和預(yù)測使役壽命日益重要。通過提高各個不同管道部件的抗腐蝕性能，減少應(yīng)力腐蝕及流動加速腐蝕造成的損害，建立完善的集監(jiān)督、檢測、替換為一體的管理機(jī)制，不斷充實、完善管道系統(tǒng)的使役數(shù)據(jù)庫，完全能夠?qū)⑹鹿蕮屝拮優(yōu)橛媱潤z修更換。需要指出的是，對于突發(fā)事件，如個別部件的特殊腐蝕加劇等情況，則難以起到對事故的預(yù)防作用。在今后的工作實踐中，應(yīng)將應(yīng)力腐蝕和流動加速腐蝕的腐蝕行為特點與統(tǒng)計學(xué)方法有機(jī)結(jié)合，個體防腐與統(tǒng)計監(jiān)管相配合，達(dá)到更完善的安全目標(biāo)，營造一個安全、高效、低成本的生產(chǎn)環(huán)境，確保核電廠核心裝備安全使役時間60年目標(biāo)的實現(xiàn)。

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Evaluation Method of Service Lifetime of Carbon Steel Pipeline Based on Corrosion Performance

TONG Shuo, LI Yu-peng, ZHANG Wei, ZHU Xiao-peng, LEI Ming-kai
(Surface Engineering Laboratory, School of Materials Science and Engineering, Dalian University of Technology, Dalian of Liaoning Prov. 116024, China)

The evaluation of corrosion related degradations and service lifetime of the pipeline systems in nuclear power plant is crucial for the safety. This paper introduces the identif i cation of corrosion products by M?ssbauer spectroscopy and the thickness measurement by ultrasonic non-destructive test. The measured data of the pipeline systems is calculated by statistical method to point out its corrosion behavior and the corrosion rate in nuclear power plant. As a consequence, the theoretical service lifetime has been presented for evaluating the safety in the next production circle.

pipeline of nuclear power plant；service lifetime；stress corrosion；f l ow accelerated corrosion；M?ssbauer spectroscopy；ultrasonic non-destructive test

TL33Article character：A

1674-1617(2013)03-0203-06

TL33

A

1674-1617(2013)03-0203-06

2013-04-10

佟 碩（1984—），男，滿族，遼寧大連人，碩士，從事核電裝備表面工程研究。