反应堆压力容器硼酸腐蚀评估及控制方法建议

摘 要：反应堆压力容器（RPV）是核电站关键重要设备，硼酸泄露容易导致RPV母材、螺栓等部位发生腐蚀。对硼酸腐蚀的机理和硼酸腐蚀过程进行细致分析，提出RPV硼酸腐蚀评估方法，并给出开展RPV硼酸腐蚀控制方法建议。

关键词：反应堆压力容器 硼酸 腐蚀

中图分类号：TL3 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2015）05（b）-0101-02

在压水堆核电站一回路系统中加入少量的硼酸，用以控制中子反应性。在反应堆压力容器（RPV）设计过程中，内壁堆焊有奥氏体不锈钢，用于防止一回路硼酸腐蚀，但RPV的母材一般为低合金钢材料制造而成，无论是西方PWR堆型的RPV材料为508-III钢，还是俄罗斯WWER堆型的RPV材料为15Cr2NiMoVA钢，都不具备抗硼酸腐蚀能力。

在一回路冷却剂中的硼酸与RPV低合金钢接触后就发生硼酸腐蚀。现已在西方型反应堆上观察到压力容器顶盖、密封环、封头螺栓和仪表管等部位发生了因硼酸泄漏而导致材料腐蚀损伤的事件；在WWER型压力容器控制棒驱动管嘴法兰和压力容器顶盖封头螺栓的丝扣周围也发生了硼酸的少量泄露[1-3]。

1 硼酸腐蚀机理

硼酸被认为是一种弱酸，但当硼酸溶液泄漏至RPV顶盖外表面和主螺栓等热表面时，硼酸中的水蒸发，然后留下浓缩的硼酸溶液，最终形成硼酸结晶，在95℃下饱和硼酸溶液的pH值小于3，具有很强的腐蚀性。

引起硼酸耗蚀的因素包括杂质、氧气、环境温度、环境PH值、流体流速等。杂质会导致环境电导率上升，也会导致金属表面钝化膜破坏，从而导致腐蚀的增加。氧浓度会促进金属表面Fe2O3的形成，加快腐蚀速率。高温会使硼酸水溶液蒸发浓缩，加速金属腐蚀，但水完全蒸发后，残留的干燥硼酸晶体的腐蚀性并不是很强。硼酸PH值对RPV材料的腐蚀速率关系曲线见图1，当pH升高到强碱性范围也会加快腐蚀速率。硼酸水溶液/蒸气对高温金属表面的冲刷会加快均匀腐蚀[4]。

硼酸腐蚀按照腐蚀的范围可分为均匀腐蚀和局部腐蚀。局部腐蚀包括：电偶腐蚀、缝隙腐蚀、点蚀、晶间腐蚀及应力腐蚀。电偶腐蚀是针对异种钢焊缝区域金属材料不同，造成材料腐蚀速率增加。RPV中典型缝隙腐蚀环境是顶盖法兰密封面、法兰接触面等；缝隙腐蚀与缝隙中硼酸浓度变化、氧浓度、有害离子富集有关。图2显示了这些因素的共同作用机制。RPV的不锈钢一般不会发生硼酸导致的晶间腐蚀。在存在富氧情况，缝隙区区域的应力会引发应力腐蚀。

2 硼酸腐蚀评价方法

在RPV服役过程中发生硼酸泄漏，须评估腐蚀部位是否违反该部件的最小设计裕度。如超过了最小设计厚度，则需要对进行更换或补焊。如果在探测到硼酸腐蚀后，部件的设计厚度仍在裕度内，则需要对部件是否可继续运行进行状态评估，以保证RPV在到达下次换料停堆期间的使用安全性。对部件运行进行状态评估包括腐蚀现状分析、可继续运行状态评估、评估部件降质程度是否满足法规要求和建立补充性检查或运行要求。

2.1 现状分析

现状分析是指对已发生的硼酸泄漏/腐蚀及材料降质情况进行分析，以确定部件的受损情况，主要包括信息收集和质量损失评估两项工作内容。

信息收集是对RPV已发生泄漏事件的基本信息进行收集、整理，以确定硼酸泄漏程度和部件受腐蚀程度，收集内容包括硼酸泄漏漏点、硼酸液体流动速率及泄漏轨迹、发生硼酸泄漏部件及受硼酸泄漏影响的部件和区域等。美国EPRI针对水介质泄漏程度进行了量化分级，具体分为0级至5级。具体泄露程度分析见表1[5]。

受损部件分析包括可拆卸部件和不可拆卸部件分析。若受腐蚀部件是可拆卸的，可按照清理部件表面的硼酸沉淀物，目视检查，定量材料损失的过程进行评估。若受损部件是不可拆卸的，在清理硼酸沉淀物前需要对部件的受损情况进行初步判定。试验表明，部件质量损失程度与发生硼酸泄漏环境和泄漏量有一定的关系，影响因素包括硼酸晶粒体积、部件材质、环境（温度、压力、硼酸浓度、连接接头类型等）。通常少量硼酸沉淀物反映了硼酸泄漏程度较低，材料质量损失较少。

2.2 可继续运行状态评估

可继续运行状态评估考虑的因素有：腐蚀环境类型、最大腐蚀速率、下一计划检查时材料的腐蚀性能。RPV涉及到的环境有除气水环境、环形缝隙的环境（如控制棒驱动管嘴焊缝周围）和高温且有硼酸渗出的环境，EPRI给出了碳钢和低合金钢最大腐蚀速率的规律和范围（见表2），若同时存在多种环境类型，需进行综合分析。

综合分析以上因素，结合电站经验和试验数据得到最大腐蚀速率，计算材料在下一计划检查时的可能的最大腐蚀程度；这一计算应包含目前材料降质程度不确定性和继续运行时材料可能出现的最大腐蚀速率。

2.3 评估部件降质程度是否满足法规要求

完成受损部件可继续使用的降质评价后，需进一步判定部件是否满足法规规定的降质要求。这种评判方法适用于部件不再发生泄漏，且材料不会继续受到腐蚀，评判对象包括腐蚀RPV螺栓、螺纹、法兰、顶盖或其他部件。对于RPV壳体材料，ASME III中NB-3332.1规定对于容器壳体发生局部腐蚀，若腐蚀坑小于（R：顶盖半径；t：顶盖厚度），且腐蚀后壳体厚度满足压力载荷，则不需要进行强度分析。对法兰的腐蚀评价不能用此方法，需先对受腐蚀部位进行应力分析，然后评估其是否满足原设计要求。

3 RPV硼酸腐蚀评估与控制方法建议

RPV硼酸腐蚀控制工作不仅要进行技术分析评估，还需要利用其它管理方法加强对硼酸腐蚀控制，开展纵深防御工作，开展诸如概率安全分析评估，引入检测装置，提高对泄漏量敏度的检测以降低泄漏量等工作。具体核电站应进行依据具体电站RPV的材料、结构、设计及相关运行经验等，重点需要关注顶盖外表面、主螺栓及螺纹孔等部位的硼酸腐蚀。根据对RPV硼酸腐蚀评估分析研究，认为RPV硼酸腐蚀检查、分析、评估和控制工作主要内容如下：

（1）查找泄漏源头及泄漏轨迹、判定硼酸泄漏程度。

（2）评估受硼酸腐蚀部件的质量损失，清理硼酸腐蚀产物。

（3）根据目前硼酸泄漏状态、部件质量损失程度来判定受损部件是否可继续使用，包括受损部件继续使用时可能发生的降质情况、其降质程度是否满足相关法规要求，若不满足要求，则进行部件的更换、修补、维修等措施。

（4）从管理上加强已发生硼酸腐蚀及可能发生硼酸腐蚀部件的检查，增加关注点的检查次数，并采取其他措施加强运行管理，如在监测部位加装检测硼酸泄漏装置等。

（5）此外，还需要关注国内外同类型核电站RPV发生硼酸腐蚀的信息，收集相关资料，通过分析、对比、总结来评估该电站相同部位发生硼酸腐蚀的可能性，并加强检查。

参考文献

[1] 栾景卫.关于Davis-Besse核电站事件的分析与认识[J].中国核电，2013，6（2）.

[2] Survey of Boric Acid Corrosion Events by Samantha Crane and William Cullen Materials Engineering Branch Office of Regulatory Research[J].US Nuclear Regulatory Commission.Rev，2004.

[3] IAEA-TECDOC-1556： Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety PWR pressure vessels，2007.

[4] Handbook of Corrosion Engineering[J]. McGraw-Hill，1999.

[5] Boric Acid Corrosion Guidebook， Revision 1：Managing Boric Acid Corrosion Issues at PWR Power Stations[J].EPRI report 100097，2001.