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(中国原子能科学研究院,北京 102413)

安全性、经济性和稳定性是核电站运行的重要前提条件，尤其自2011年日本福岛核事故之后，核电站运行的安全性更是重中之重。压水堆(PWR)核电站一回路结构材料的腐蚀失效，直接影响到核电站关键设备的安全性和实际使用寿命，是核电材料最主要的失效方式之一[1-3]。寻求有效措施以抑制核电站一回路结构材料在服役期间的腐蚀和应力腐蚀开裂(SCC)，是目前核电材料腐蚀领域的研究重点、热点和难点。其中，向 PWR一回路冷却剂中加锌，形成加锌水化学(ZWC)环境，是最有效的抑制结构材料腐蚀失效的方法之一。国外针对加锌水化学技术已经开展了大量的研究工作，积累了大量的基础数据和运行经验[4-6]，但国内有关该技术领域的研究和应用才刚刚起步，我国正在兴建的第三代AP1000核电机组准备采用ZWC技术。本工作综合分析了国外压水堆加锌概况、加锌对结构材料均匀腐蚀和氧化膜及应力腐蚀等的影响，力图为我国核电站采用ZWC技术提供借鉴。

1 压水堆核电站加锌概况

20世纪90年代，在以600MA合金为主要蒸汽发生器传热管材料的PWR核电站中，发生了多起SCC事件，这对PWR核电站运行的安全性和经济性造成了严重的影响。因此，迫切需要优化核电站水化学环境，以降低腐蚀事件的发生的频率。1994年，美国PWR核电站Farley-2首次采用ZWC技术，之后美国越来越多的PWR核电站采用ZWC技术,见图1。同时，日本及欧洲各国也开始在PWR核电站中采用ZWC技术。随着ZWC技……