核电站碳钢管道壁厚减薄原因

　　文/  马娜，王理·反应堆燃料及材料国家级重点实验室，秦金光·江苏核电有限公司

　　本文以某核电站大修时发现壁厚减薄超标而更换下来的管道件为研究对象，通过成分分析、微观形貌分析和氧化膜分析等手段，结合管道的运行工况环境分析，最终明确了这些管道的壁厚减薄模式分别为冲刷腐蚀、流动加速腐蚀和汽蚀，并提出针对性改进措施建议。
 

　　核电站二回路的主蒸气管道、主给水管线、凝结水管线、疏水管线、部分抽气管线等用材主要是碳钢。近年来，许多核电站出现了二回路碳钢管道壁厚减薄现象，并由此引发了不少安全事故。1986年发生在美国Surry核电站中的冷凝水管道弯头破裂事故，以及2004年发生在日本Mihama核电站中的给水管道破裂事故，均造成了人员伤亡。研究表明，这些管道发生破裂都是管道出现严重的壁厚减薄导致的。

　　某核电站在大修的超声检查中发现，二回路中部分小规格（管径小于50mm）的弯管、弯头和孔板出现了破口或壁厚减薄现象。针对此情况，在被更换下的壁厚减薄管道中选取了一些典型管段进行分析，并根据分析结果给出应对措施建议。由于管道样品较多，本文仅给出具有代表性的两个弯管和一个孔板管道样品的分析过程。

　　样品选取

　　本文选取了三个样品进行分析：1号为疏水系统中的弯管，2号为给水系统中的弯管，3号为疏水系统中的孔板。比较1号、2号弯管，研究流速对于壁厚减薄的影响；比较1号弯管、3号孔板，研究管内流体状态对壁厚减薄的影响。三个管道样品材料均为20G优质碳钢，其样品尺寸信息和服役工况如表1所示。
 

　　1号弯管位于该核电站2号机组主蒸汽系统的高压疏水管线系统中，高压疏水器前，控制阀后。主蒸汽系统压力远高于疏水系统的压力，故高压管线疏水系统中流速较高。从该核电站系统流程图册中可以发现，在1号机组的相同位置设置有节流孔板，相应弯管并未发生壁厚减薄现象。而1号弯管所在的2号机组相应位置并未设置节流孔板，弯管发生明显壁厚减薄。

　　2号弯管位于给水系统的低压加热器和高压加热器之间，除氧器之后，属于给水泵出口逆止阀的旁路管道，弯管下游为一个旁路阀。一般情况下，旁路阀是闭合的，当给水泵单向阀出现故障或进行检修时才打开旁路阀，给水通过旁路阀进入高压加热器。特殊情况下，流体可以经该旁路进入除氧器，对除氧器进行清洗。由上述分析可知：2号弯管内为经过除氧的给水，水质较好，且水温较高；弯管内长期有给水存在，可以传质，但是由于旁路阀不常打开，故传质速度较慢。

　　3号节流孔板位于1号机组的高压管线疏水线上，控制阀后，疏水器前，与1号弯管位置类似。孔板前后焊缝间长度为75mm，孔径为10mm，孔长22mm，两侧为120度梯形过渡，核电站二回路蒸汽管道中的凝结水经疏水管线汇入高压疏水器内，由于主蒸汽系统压力远高于疏水系统的压力，故管中流速较高。

 1/4    1 2 3 4 下一页 尾页