胡海彬
(中國電力工程顧問集團(tuán)華東電力設(shè)計院有限公司,上海 200063)
我國核電建設(shè)正處于飛速發(fā)展階段,核電站運(yùn)行的安全、可靠性是核電站設(shè)計最重要的原則。核電站中流動加速腐蝕(FAC)問題的危害已得到重視,本文根據(jù)關(guān)于FAC現(xiàn)象的研究和結(jié)論,在核電廠項目工程常規(guī)島設(shè)計中考慮應(yīng)對FAC的策略,對常規(guī)島主要管道的材料、規(guī)格的選擇進(jìn)行分析論證,在保證機(jī)組運(yùn)行安全、可靠性的同時,兼顧電廠建設(shè)的經(jīng)濟(jì)性,合理地進(jìn)行主要管道系統(tǒng)的設(shè)計。
美國電力研究院EPRI把流動加速腐蝕定義為:“碳鋼或低合金鋼表面正常氧化保護(hù)層溶解至水/汽水混合物流的過程”。
據(jù)統(tǒng)計1986年至1997年歐美各核電站發(fā)生多起管路系統(tǒng)和過流部件失效的事故,最終定性為因FAC引起的失效方式[1]。FAC是造成核電站管路系統(tǒng)及其他過流部件頻繁失效的主要原因,尤以壓水堆核電站二回路管路系統(tǒng)最為嚴(yán)重。
FAC是一個化學(xué)腐蝕的過程,從動態(tài)的角度上理解,碳鋼表面覆蓋了一層 Fe3O4保護(hù)膜,在遠(yuǎn)離這層保護(hù)膜的區(qū)域的主流區(qū)的流速較高,而靠近氧化膜的流體邊界層的流速較低,邊界層中已經(jīng)溶解的鐵不斷地向主流區(qū)中遷移,水中溶解的鐵處于不飽和狀態(tài),氧化膜中的鐵就會溶解到未飽和的邊界層中,從而使 Fe3O4氧化膜以一定的速率溶解,而高速流動的水又將遷移于水中的溶解鐵帶走,從而產(chǎn)生了碳鋼表面的不斷腐蝕[2]。
FAC是一個復(fù)雜的過程,很難模擬在電廠運(yùn)行工況和環(huán)境下FAC的實驗過程。目前雖然 提 出 了 如 Berge、Sanchez-Caldera、Steady-State、Chexal-Horowitz等各種FAC模型和FAC計算機(jī)數(shù)值模擬等分析方法,但均不能精確預(yù)測FAC的發(fā)生和發(fā)展[3]。
借鑒國外核電發(fā)達(dá)國家的先進(jìn)經(jīng)驗和研究成果,可以確定以下幾個影響FAC的主要因素:
1)管道材料的因素:主要是鋼材的化學(xué)成分;
2)流體介質(zhì)的因素:主要包括介質(zhì)的溫度、pH值、含氧量、流體含汽率等;
3)流體動力學(xué)因素:主要包括流速、流道形狀等。
國內(nèi)外早期建設(shè)的壓水堆核電站中,主蒸汽、主給水、凝結(jié)水、疏水和部分抽汽系統(tǒng)的管道主要選用碳鋼材料。在某個投產(chǎn)運(yùn)行僅5 a的壓水堆核電站工程中,汽輪機(jī)抽汽管道的壁厚發(fā)生大幅度減薄現(xiàn)象, 壁厚減薄發(fā)生在汽輪機(jī)二級抽汽管道上,管道規(guī)格φ377×8 mm,材料Q235B。在電廠進(jìn)行的管道壁厚檢測中發(fā)現(xiàn),抽汽管道匯流三通處下游的管段壁厚由設(shè)計的8 mm減薄至3.7~5.15 mm,并且在后續(xù)運(yùn)行的3 a中,管系的大小頭、彎頭處也均發(fā)生壁厚大幅減薄的現(xiàn)象,最大減薄量達(dá)到6 mm。
管道內(nèi)介質(zhì)為9%濕度的蒸汽,運(yùn)行壓力1.66 MPa,運(yùn)行溫度203℃,最大保證出力工況下管內(nèi)介質(zhì)流速約37 m/s,短時間內(nèi)管系出現(xiàn)明顯的沖蝕—腐蝕(erosion corrosion)現(xiàn)象,結(jié)合FAC的機(jī)理和發(fā)生的各項因素,綜合分析事件發(fā)生的特征,可以認(rèn)為這是個比較典型的因FAC引起的失效。針對管系設(shè)計中材料選用和流速偏大的問題,修改管道規(guī)格為φ426×10 mm,將運(yùn)行工況介質(zhì)流速降到30 m/s以下,并將材料改為控鉻碳鋼,取得了較好效果,管系運(yùn)行多年未再有壁厚大幅減薄的反饋。
在壓水堆二回路汽水管道設(shè)計中,針對影響FAC的各項因素,充分考慮相應(yīng)的措施和方法,在管道材料的選擇、管道規(guī)格的選擇、介質(zhì)流速的控制以及管道布置的設(shè)計等方面作了深入的研究和細(xì)致的工作。
對于可能存在發(fā)生FAC隱患的相關(guān)管系中,材料的選取是至關(guān)重要的。為避免或緩解FAC現(xiàn)象的發(fā)生,需對下列二回路系統(tǒng)管道材料為碳鋼或低合金鋼、溫度在90~260℃之間的單相水和汽水兩相高能管道的化學(xué)成分(尤其是鉻含量)進(jìn)行控制:
蒸汽系統(tǒng)(主蒸汽、抽汽、輔助蒸汽、主蒸汽疏水)
水系統(tǒng)(凝結(jié)水、給水、加熱器疏水和汽水分離再熱器(MSR)疏水)
2.1.1 主蒸汽、主給水管道
一般情況下,與核島接口的常規(guī)島主蒸汽和主給水管道材料與核島管道材料相同。可以采用控鉻優(yōu)質(zhì)碳素鋼或低合金鋼。
當(dāng)采用碳鋼材料時,需控制碳鋼材料中的鉻含量,對于主蒸汽、主給水管道的鉻含量建議在0.15%以上。碳鋼管化學(xué)成分中的鉻含量由材料標(biāo)準(zhǔn)中的不加控制(規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)中要求不大于某一數(shù)值)調(diào)整為確定鉻含量范圍。例如,ASME標(biāo)準(zhǔn)中A106B碳鋼管允許鉻含量最高至0.4%,沒有最小要求,建議在采購技術(shù)規(guī)格書中增加最小鉻含量(如0.2%)作為特殊訂貨條款和特別質(zhì)量保證的強(qiáng)制要求,以保證合適的材料安裝在受FAC影響的系統(tǒng)中。
2.1.2 抽汽管道
由于壓水堆核電廠運(yùn)行參數(shù)的特點,汽輪機(jī)各級抽汽介質(zhì)一般為帶有一定濕度的蒸汽。根據(jù)抽汽管道的介質(zhì)特點,建議采用低合金鋼材料。
各研究機(jī)構(gòu)的研究成果表明,隨鉻含量的增加,其相應(yīng)的抗沖蝕和腐蝕的能力明顯上升。德國KWU研究了低合金鋼鉻含量對沖蝕和腐蝕的影響,在特定的工作條件下,0.4%的鉻含量已有很好的抗沖蝕和腐蝕的能力[4]。
另外,根據(jù)西屋公司的工程經(jīng)驗,對于抽汽管道來說,如采用碳鋼材料,大約是20 a的壽命,在核電站壽命期內(nèi)需更換1~2次,如采用1.00%~1.50% 鉻含量的低合金鋼材料,可達(dá)到約40 a的壽命。如采用更高鉻含量的合金鋼材料則可以滿足核電站整個壽命期的運(yùn)行。在近階段設(shè)計和建造的壓水堆核電站中,抽汽管道采用低合金鋼材料已達(dá)成共識,可以根據(jù)工程實際需求以及平衡電站運(yùn)行和建設(shè)經(jīng)濟(jì)性確定最終選材。
2.1.3 疏水管道
處于兩相流工況的管道,包括疏水管道以及調(diào)節(jié)閥、節(jié)流孔板等下游易產(chǎn)生紊流和汽化的管道,應(yīng)選用Cr-Mo鋼或不銹鋼代替碳鋼材料。
美國 《先進(jìn)輕水堆電力公司要求文件》(utility requirements document, URD)中關(guān)于核電站常規(guī)島二回路汽水系統(tǒng)的材料提出如下要求:“對于暴露在濕蒸汽、閃發(fā)流體而會引發(fā)顯著的沖刷的所有元件,應(yīng)采用耐腐蝕/沖刷的材料。耐腐蝕/沖刷的程度應(yīng)按元件所處的溫度、含濕量、濕蒸汽的流速條件而定。除了碳和錳之外,沒有添加過合金的碳素鋼,不能用于這種場合?!?/p>
綜上所述,根據(jù)以往的設(shè)計經(jīng)驗和運(yùn)行反饋,在設(shè)計上對常規(guī)島汽水系統(tǒng)的管道進(jìn)行區(qū)分,針對不同的介質(zhì)和運(yùn)行工況選擇不同的材料:
單相流體一般采用碳鋼管的材料,鉻含量控制在0.15%~0.40%;
帶一定濕度的蒸汽管道采用低合金鋼材料,常用材料有A335 P11 (1.00%~1.50% 鉻)、A335 P22(1.90% ~ 2.60% 鉻 );
對于兩相流以及調(diào)節(jié)閥、節(jié)流孔板等下游易產(chǎn)生紊流和汽化的管道采用合金鋼材料或不銹鋼材料。
法國CIRICO 試驗臺對引起磨蝕的有關(guān)規(guī)律進(jìn)行了研究,根據(jù)各項實驗結(jié)果表明:在流速及Re值較高時,碳鋼的腐蝕速率就明顯加速,因此流速是造成這種腐蝕的主要因素[5]。
常規(guī)島二回路汽水管道管徑的選取應(yīng)滿足要求的設(shè)計通流量,控制流速在合理的范圍,避免高流速引起的管道腐蝕。并且,在計算壁厚時應(yīng)適當(dāng)考慮腐蝕、磨損的影響。某核電工程常規(guī)島二回路主要汽水管道的運(yùn)行參數(shù)以及管道材料選取和推薦的流速范圍,見表1所列。
表1 主要汽水管道的推薦流速(以某核電工程參數(shù)為例)
英國中央電力研究實驗室的試驗結(jié)果表明,對于碳鋼管道,單相流的腐蝕速率峰值出現(xiàn)在130~140℃之間。汽—液兩相流時,溫度影響峰值在150~200℃之間。研究表明,在惡劣的液相條件下,150~225℃之間仍能保持較高的沖蝕和腐蝕速率。
結(jié)合表1中各管道運(yùn)行參數(shù)可以看出,壓水堆核電站二回路蒸汽主要是帶一定濕度的飽和蒸汽,且水和蒸汽介質(zhì)的溫度在100~225℃之間,相當(dāng)一部分管道及管道附件處在出現(xiàn)FAC現(xiàn)象峰值的工作溫度范圍內(nèi)。
對于FAC敏感度較高的管線,尤其材料為碳鋼的管道,為減小FAC的發(fā)生速率,管道的流速的選取應(yīng)滿足表1推薦流速的限定要求,并在一定合理范圍內(nèi)盡可能降低介質(zhì)的流速。
管道規(guī)格的選取除了滿足表1的介質(zhì)流速限定外,還應(yīng)滿足管系的設(shè)計壓力和設(shè)計溫度的要求。對于FAC敏感度較高的管線,其壁厚的選取可以適當(dāng)考慮一定的腐蝕裕量。需要注意的是,由于導(dǎo)致FAC發(fā)生的因素較多,且一旦滿足發(fā)生條件,其發(fā)展相當(dāng)迅速,單純地依靠增加壁厚的方法效果和意義不大。
總之,管道流速的確定、管徑壁厚的選擇不僅要考慮腐蝕的因素,而且應(yīng)結(jié)合系統(tǒng)運(yùn)行的效率和經(jīng)濟(jì)性,進(jìn)行合理地選取,并且在今后的電廠運(yùn)行期間,應(yīng)借鑒核電廠先進(jìn)的管理經(jīng)驗,對高流速、高能管線給以極大重視,加強(qiáng)對此類管線的監(jiān)督、檢查工作,及早發(fā)現(xiàn)隱患,采取有效措施防止事故的發(fā)生。
經(jīng)過多年對FAC的研究和壓水堆核電站的實際運(yùn)行經(jīng)驗的總結(jié),F(xiàn)AC經(jīng)常發(fā)生在節(jié)流件的下游或者流動發(fā)生突變的部位,如節(jié)流裝置、膨脹節(jié)、彎頭、異徑管、三通等部位。因此,在管道的布置和管件的選取上,要注意考慮FAC的影響:
1)盡量限制小半徑彎管和彎頭的使用,宜采用大半徑彎管,并選用合適的管道坡度;
2)管道有獨(dú)立的疏水管線,避免疏水管線合并,當(dāng)疏水管線必須合并時采用帶分支的母管或聯(lián)箱。
3)在滿足系統(tǒng)設(shè)計、設(shè)備布置、管道撓性和熱膨脹要求的條件下盡可能減少彎頭、大小頭的數(shù)量。
除了在壓水堆核電站二回路管道設(shè)計上綜合考慮管道選材、介質(zhì)流速控制、管道規(guī)格和優(yōu)化布置等措施來降低FAC發(fā)生的風(fēng)險外,鑒于壓水堆核電站影響FAC發(fā)生因素的多樣性和復(fù)雜性,且FAC發(fā)生進(jìn)展迅速,造成的后果嚴(yán)重,還需要在核電站運(yùn)行期間加強(qiáng)對所有FAC敏感系統(tǒng)和材料的監(jiān)測和管理。為配合核電站的后期運(yùn)行和管理,在建設(shè)投資允許的前提下,在FAC易發(fā)管系和部件特定位置處設(shè)計可拆卸保溫結(jié)構(gòu),以便于在電站全壽命期間對FAC敏感區(qū)域的管道、部件FAC腐蝕情況的監(jiān)測。
一般情況下,符合以下條件的管道系統(tǒng)需加強(qiáng)FAC的檢測:
1)溫度≥93℃;
2)管道材料鉻含量<1.25%;
3)兩相流,蒸汽濕度≥0.5%;
4)運(yùn)行時間≥2%機(jī)組運(yùn)行時間。
在易受FAC影響的系統(tǒng)中,流量擾動區(qū)域如節(jié)流孔、異徑管、彎管、三通、閥門以及泵進(jìn)出口等特定區(qū)域范圍設(shè)置可拆卸保溫,以便機(jī)組運(yùn)行期間采用超聲波進(jìn)行管道壁厚的測量。測量范圍需包絡(luò)管件外形尺寸,并根據(jù)不同的介質(zhì)流向和管件類型,延伸至1~2倍的管徑范圍處。
從核電廠的運(yùn)行實際經(jīng)驗表明,F(xiàn)AC是造成核電站管路系統(tǒng)及其他過流部件頻繁失效的主要原因,壓水堆核電站二回路的水管路和濕蒸汽管路中尤為嚴(yán)重。防止核電站常規(guī)島設(shè)備和管道FAC的發(fā)生是關(guān)系到核電站長期安全可靠運(yùn)行的重要問題。
根據(jù)以上的分析論證,結(jié)合核電廠項目的設(shè)計情況,在工程設(shè)計中采取有效的措施來應(yīng)對流動加速腐蝕:
1) 在容易發(fā)生FAC的管道系統(tǒng)中采用含有一定鉻元素的低合金鋼或控制最低鉻含量的碳鋼材料。
2) 嚴(yán)格控制相關(guān)管線中的介質(zhì)流速,綜合考慮運(yùn)行的安全性和經(jīng)濟(jì)性,合理地進(jìn)行管徑和壁厚的選取。
3) 在管道布置上,充分考慮FAC的因素,優(yōu)化管線布置和部件幾何形狀、尺寸,減少湍流的發(fā)生。
4) 在其他方面,采取可拆卸保溫的設(shè)計以配合壓水堆核電站全壽命周期的FAC監(jiān)測和管理。