核电高温高压水中材料腐蚀测试技术
2022-08-17
积极发展核电是减少环境污染、改变我国能源结构的重要举措。核能目前已经成为我国的主要基础能源之一，为了提高固有安全性与效率，人们在不断研究不同的核反应堆型。在现役的核反应堆中，90%以上的堆型是水堆，这种趋势在未来30～50年内不会发生根本性改变。我国核电的发展路线是以压水堆为主，且坚持自主设计、自主建造、自主运行、自主管理。目前在役核反应堆数量已经位于全球第三，在建处于全球第一。按照核能发展规划，15～20年后我国将成为全球第一的核能利用大国。
核能利用的首要问题是保障安全。国内外的统计结果表明，高温高压水中材料的腐蚀始终是影响核电装备服役安全性、可靠性与服役寿命的首要问题。只有对材料在核电高温高压水中的腐蚀损伤规律有系统全面的认识，才能有效保障核电站的安全性与可靠性。为了评定核电材料的抗均匀腐蚀、应力腐蚀、腐蚀疲劳、腐蚀磨损、缝隙腐蚀、辐照促进应力腐蚀等性能，澄清腐蚀机理[1]，获取各类材料的性能数据，以支撑设计、安全审评和优化制造工艺、运行参数，评价服役安全性与可靠性，需要大量的具备模拟核电服役环境和失效模式的试验设备开展实验研究[2]。国际上特别是核能发达国家对高温高压水中材料腐蚀研究非常重视[3,4,5]。
在20世纪八九十年代，国内研究机构主要利用静态高压釜测试材料在高温高压水环境中的腐蚀，由于不能严格控制水化学，测试结果与实际差异大;仅有的几台带高温高压水循环回路的测试系统也只能进行均匀腐蚀和应力腐蚀测试，功能较单一，缺乏原位在线测试功能。装备受制于人的被动局面不仅严重妨碍我国核电材料研究与核电站安全性、可靠性评价，而且严重阻碍了我国核电技术发展。国产关键材料在核电一回路水环境中服役损伤数据的缺乏，导致核电设计依赖国外数据和标准、核电装备制造依靠进口材料，大幅增加了建设成本，严重阻碍了我国核电技术自主化。对此，核电设计、制造、运行、安全审评单位以及管理部门非常重视。
国际上一直在探索模拟核电高温高压水中的服役条件下不同腐蚀损伤模式、原位测试技术与加速试验方法。美国对核电材料在高温高压水中腐蚀的数据积累最多，研究人员不仅在准确模拟核电站服役参数下进行试验研究，也研究模拟偏离运行条件参数下的材料腐蚀服役行为。通过实验室开展长时间的模拟腐蚀试验，获得材料的腐蚀损伤数据与规律，从而开展核电站的服役安全性与可靠性评价，进而预测和延长核电站的服役寿命。近年来，美国加强了辐照与腐蚀交互作用下材料损伤行为的实验室原位模拟试验研究[6]，在澄清材料腐蚀机理的同时，试图更准确地实现预测以及新材料的研发、选用与新制造工艺的评定。对近年来迅速发展的增材制造技术，美国针对核用材料开展了一系列研究[7]，并首次把3D打印工艺用于核工程部件上。法国较系统地研究了制造工艺参数对材料腐蚀行为的影响规律[8];近年来通过把飞行时间二次离子质谱(TOF-SIMS)与模拟核电高温高压水中的原位表面研究相结合，获得核电材料在微纳米尺度上的损伤行为规律[9]。日本就准确模拟核电站服役条件下的材料腐蚀损伤规律开展了大量的研究，近年来把核电高温高压水中长时间金属材料老化与应力腐蚀建立关联[10]，为核电站寿命预测提供了帮助;此外，日本也采用计算模拟技术从不同尺度进行理论计算，并进行多尺度关联[11]，试图提供更有价值的基础信息。英国近年来开发了模拟高温高压水与原位透射电镜结合的原位研究技术[12]，在微观损伤机理研究方面获得有价值信息。加拿大在高温高压水辐照水解后的水质变化及其对腐蚀的影响方面取得了良好进展[13]。可见，国际上一直在努力从材料、环境、载荷等多角度研究模拟核电站服役环境条件下的腐蚀损伤行为，特别是研发原位测试技术。
以原位划伤再钝化加速试验方法为例，1983年Burstein提出可以用划伤电化学评价应力腐蚀敏感性[14];Kwon等2000年在常压80℃水中进行了划伤再钝化试验[15]，证明了这种方法在较低温度下快速评价应力腐蚀敏感性的可行性。2004年Bosch等开展了高温高压水中(300℃，10 MPa)的划伤再钝化试验[16]，由于其测试技术不能有效模拟再钝化暂态，获得的结果难以实现与应力腐蚀的关联。
