核电厂水池覆面钢板在硼酸溶液中的腐蚀行为

2018-08-06,,,,,

腐蚀与防护 2018年7期

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(1. 中国核电工程有限公司，北京 100840； 2. 中国科学院金属研究所，沈阳 110016)

核电厂换料水池和乏燃料水池位于安全壳外的核岛厂房内，用于临时储存从反应堆卸出的乏燃料。在反应堆维修、换料、事故期间，燃料组件从反应堆移到乏燃料水池。由于乏燃料仍然有衰变余热，需要进行长期冷却，以防止燃料组件裸露，避免乏燃料熔化或释放大量的放射性物质[1]。乏燃料水池一般使用水池冷却净化系统进行冷却，最终热阱为大海。

目前国内以M310型为基础的压水堆核电站沿用了法国二代核电成熟工艺，水池覆面钢板采用超低碳奥氏体不锈钢304L/Z2CN18-10，而AP1000堆型采用了美国西屋的技术，水池覆面钢板采用节镍型双相不锈钢S32101。反应堆水池和乏燃料水池内均为硼酸溶液，运行条件下水温通常为40～60 ℃。不同燃料元件对贮存水池水质的要求不同，以秦山核电厂为例，乏燃料水池介质要求pH为4.0～6.0、含硼2 000～2 500 mg/L、氯离子质量浓度<0.5 mg/L的去离子水，水池覆面钢板背面与混凝土接触，一般混凝土砂浆中氯化物的总含量应控制在200 mg/L以内。此外，当乏燃料水池中含有氧化性的硼酸溶液被硼箱净化系统净化时，阳树脂中的磺酸基被H2O2氧化脱落进而分解生成硫酸根(SO42-)并进入乏燃料水池中，这可能会使溶液中的SO42-含量升高。水池覆面钢板在安装过程中存在大量焊接和弯折结构，特殊的结构形式由于缝隙和残余应力的存在有可能会引发点蚀，进而导致应力腐蚀开裂(SCC)。根据现有国内外核电站的运行经验反馈，运行电厂的水池覆面钢板在焊缝附近的泄漏事故时有发生，以某核电厂为例，运行过程中钢板焊缝附近发现裂纹导致泄漏，失效分析结果表明，产生裂纹的主要原因为背面混凝土析出氯离子导致的应力腐蚀开裂[2]。

为了研究水池覆面材料在实际运行环境中的耐蚀性，分别对S30403不锈钢，S32101不锈钢和S32205不锈钢三种材料进行了晶间腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀试验，研究了这三种材料在给定试验条件下的耐蚀性，以期为后续核电厂水池覆面的设计改进和选材提供理论依据。