每年的4月24日，是世界腐蝕日（Corrosion Awareness Day），生活中，我們總聽到某某金屬材料生銹，這就是最常見的腐蝕現(xiàn)象。其實(shí)，腐蝕無處不在，對(duì)于材料來說，它就像“癌癥”一樣頑固而且危害巨大。

    核能作為清潔、高效、經(jīng)濟(jì)的能源，在世界范圍內(nèi)獲得廣泛發(fā)展。一些核電發(fā)達(dá)國(guó)家中核能發(fā)電量占總發(fā)電量30%以上，而我國(guó)核能發(fā)電量?jī)H占2%左右，發(fā)展空間巨大。

    發(fā)展核電，安全問題至關(guān)重要。20世紀(jì)70至80年代美國(guó)三里島和烏克蘭切爾貝諾利核電站事故、2011年日本福島核電站事故震驚世界，極大地制約核電健康穩(wěn)定發(fā)展。

    核電安全與其關(guān)鍵設(shè)備材料的服役性能密切相關(guān)。目前，我國(guó)已研發(fā)了具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的先進(jìn)百萬千瓦級(jí)壓水堆（PWR）核電技術(shù)“華龍一號(hào)”，已在國(guó)內(nèi)開始建設(shè)并成功出口至拉丁美洲。

    圖1為PWR核電站結(jié)構(gòu)示意圖以及系統(tǒng)材料使用情況。鎳基合金、不銹鋼、低合金鋼、鋯合金為主要的核電結(jié)構(gòu)材料。PWR核電站一回路典型的服役環(huán)境為292-327℃、15.5 MPa的B/Li高溫高壓水，二回路典型的服役環(huán)境為180-291℃、1-7.6 MPa的高溫高壓水。在如此苛刻的服役環(huán)境條件下，一些壓力邊界（壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主管道等）可能發(fā)生環(huán)境致裂，主要損傷形式有均勻腐蝕、點(diǎn)蝕、應(yīng)力腐蝕、腐蝕疲勞等。

    這里的均勻腐蝕也叫全面腐蝕，腐蝕分布整個(gè)金屬材料表面。在PWR核電站中，與高溫高壓水環(huán)境接觸的304、316LN、308/309等奧氏體不銹鋼，鎳基合金等均會(huì)發(fā)生均勻腐蝕。在正常運(yùn)行條件下，奧氏體不銹鋼一般生成外層為大顆粒的Fe3O4，內(nèi)層為致密的FeCr2O4、Cr2O3氧化膜；鎳基合金一般生成外層針狀/纖維狀富Ni氧化物，內(nèi)層為致密的富Cr氧化物。一般均勻腐蝕對(duì)核電關(guān)鍵設(shè)備的腐蝕損傷很小；但均勻腐蝕導(dǎo)致的Fe、Cr、Ni離子溶出或氧化膜脫落，會(huì)增加一回路環(huán)境中的輻射劑量，增加運(yùn)營(yíng)成本。

    點(diǎn)蝕指在金屬表面局部出現(xiàn)縱深發(fā)展的腐蝕小坑，其余區(qū)域不腐蝕或發(fā)生輕微腐蝕。在PWR核電站中，抗腐蝕性能良好的奧氏體不銹鋼、鎳基合金在高溫高壓水環(huán)境中有可能發(fā)生點(diǎn)蝕，例如點(diǎn)蝕萌生于316LN不銹鋼表面MnS夾雜物周圍、萌生于690合金TiN夾雜物周圍等。點(diǎn)蝕坑的形成，會(huì)導(dǎo)致材料表面發(fā)生應(yīng)力集中，一般點(diǎn)蝕是應(yīng)力腐蝕、腐蝕疲勞裂紋的優(yōu)先萌生位置，可能對(duì)核電關(guān)鍵設(shè)備造成嚴(yán)重的腐蝕損傷。

    圖1 壓水堆核電站結(jié)構(gòu)示意圖

    應(yīng)力腐蝕是指敏感材料在腐蝕環(huán)境中，在恒定應(yīng)力的作用下發(fā)生失效的現(xiàn)象。應(yīng)力腐蝕是核電結(jié)構(gòu)材料（奧氏體不銹鋼、鎳基合金）發(fā)生環(huán)境致裂失效的主要形式。圖2為美國(guó)V. C. Summer 核電站安全端發(fā)生應(yīng)力腐蝕開裂案例。在模擬核電站一回路水環(huán)境中，奧氏體不銹鋼應(yīng)力腐蝕裂紋一般沿晶界萌生與擴(kuò)展；對(duì)于核電關(guān)鍵設(shè)備焊接部位，由于殘余應(yīng)力高，同時(shí)可能由于焊接導(dǎo)致奧氏體不銹鋼晶界貧Cr，應(yīng)力腐蝕敏感性高。由于應(yīng)力腐蝕萌生一直難以預(yù)測(cè)、應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展速率快，可能導(dǎo)致核電關(guān)鍵設(shè)備瞬間失效斷裂，產(chǎn)生災(zāi)難性后果。

    腐蝕疲勞是指材料在交變應(yīng)力與腐蝕環(huán)境交互作用下，加速失效的現(xiàn)象。在PWR核電站中，一些壓力邊界（主管道、蒸汽發(fā)生器、壓力容器）可能遭受腐蝕疲勞損傷。如果核電關(guān)鍵設(shè)備發(fā)生腐蝕疲勞斷裂，可能導(dǎo)致災(zāi)難性后果。腐蝕疲勞壽命是可預(yù)測(cè)的，工業(yè)中通常利用S-N（應(yīng)力/應(yīng)變－疲勞壽命）曲線來預(yù)測(cè)結(jié)構(gòu)件的腐蝕疲勞壽命。目前，美國(guó)阿貢國(guó)家實(shí)驗(yàn)室建立了核電結(jié)構(gòu)材料在高溫高壓水環(huán)境中的S-N曲線，用來設(shè)計(jì)核電站的運(yùn)行壽命，評(píng)價(jià)核電關(guān)鍵設(shè)備的腐蝕疲勞損傷。中國(guó)科學(xué)院金屬研究所也正在建立包含國(guó)產(chǎn)核電結(jié)構(gòu)材料的S-N曲線。

    圖2美國(guó)V. C. Summer 核電站安全端應(yīng)力腐蝕開裂

    腐蝕損傷伴隨核電站的整個(gè)服役壽命，核電工業(yè)界對(duì)此尤其重視。目前，主要通過改善水化學(xué)環(huán)境（如在水溶液中加Zn）以及研發(fā)抗腐蝕損傷優(yōu)良的結(jié)構(gòu)材料（如利用690合金替換600合金）來抑制核電關(guān)鍵設(shè)備的腐蝕損傷。

    然而，核電站中的腐蝕問題極其復(fù)雜，模擬測(cè)試難度大，還存在很多疑問需要深入系統(tǒng)研究，例如：如何預(yù)測(cè)材料應(yīng)力腐蝕萌生壽命？如何評(píng)價(jià)微動(dòng)磨損對(duì)蒸汽發(fā)生器用690合金傳熱管腐蝕疲勞性能的影響？檢測(cè)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發(fā)展，還能安全穩(wěn)定使用多久？制造過程中如何控制材料缺陷的臨界值？材料在使用過程中如何退化、如何預(yù)測(cè)其安全服役壽命？采用何種措施可以延長(zhǎng)其服役安全性與壽命？因此，還有許多問題需要研究人員的努力創(chuàng)新，不斷深入研究來回答。總之，核能是具有潛在風(fēng)險(xiǎn)的潔凈能源，通過加大研發(fā)投入，掌握材料的腐蝕損傷規(guī)律，系統(tǒng)地制定和優(yōu)化材料與裝備制造、服役性能評(píng)價(jià)與安全分析標(biāo)準(zhǔn)，其風(fēng)險(xiǎn)是可控的。

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責(zé)任編輯：劉洋

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