核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价

2023年12月14日发(作者：klia)

第42卷第1期2021年1月腐蚀与防护CORROSION

&

PROTECTIONVol.

42

No.

1January

20211X）1

：1（）.

11973/fsyfh-202101014核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价但体纯赵传礼'，桂春'（1.中核集团核动力运行研究所，武汉430223；

2.中核核电运行管理有限公司，海盐314300）摘要：基于实际运行数据对某核电厂蒸汽发生器（SG）相关主要水化学参数的长期监督结果进行了趋势分析与评

价。结果表明，机组自满功率商运以来SG二次侧水质运行状态总体良好，1/2号机组SG排污水系统杂质离子

（Na+、S（）r、C1_

）运行燃料循环内平均浓度随运行堆年逐年降低并趋于稳定，分别达到0.

5/0.

4卩g/L、l.

3/

1.6

Mg/L.0.9/0.8

Mg/L；主给水系统总Fe运行燃料循环内平均浓度随运行堆年逐年降低并趋于稳定，达到0.

9/

0.7卩g/L；主给水系统溶解氧（DO）年均浓度均控制在期望值（3

Mg/L）以下，但随运行堆年的增加呈现缓慢上升的趋

势，泥渣沉积量上升与二次侧溶解氧含量升高呈现正相关性。对极限水化学条件可能引起的SG传热管腐蚀风险进

行了评价，对有利于保持SG运行可靠性的水质运行工况控制及其优化提出了相关措施建议。关键词：蒸汽发生器；水化学；评价中图分类号：TG172

文献标志码：A

文章编号：1005-748X（2021）01-0066-07Long-term

Monitoring

Results

and

Evaluation

of

Water

Chemistry

Parameters

Related

to

Steam

Generator

for

a

Nuclear

Power

PlantDAN

Tichun1

,

ZHAO

Chuanli2,

GUI

Chun1(1.

Rearch

Institute

of

Nuclear

Power

Operation

(RINPO),

CNNC»

Wuhan

430223

♦

China

；2.

CNNC

Nuclear

Power

Operations

Management

Co.

,

Ltd.

»

Haiyan

314300,

China)Abstract：

Bad

on

the

practical

operating

data,

the

trend

analysis

and

evaluation

of

the

long-term

monitoring

results

of

the

main

water

chemistry

parameters

related

to

the

steam

generator

(SG)

for

a

nuclear

power

plant

were

carried

out.

The

evaluation

results

show

that

since

the

units

started

to

run

at

full

power

stage»

the

SG

condary

side

water

quality

was

generally

in

good

condition»

and

the

annual

average

concentration

of

impurity

ions

(Na'

,

S()t2

♦

Cl

)

in

the

blow-down

system

of

unit

1/2

decread

with

operating

reactor

year

and

tended

to

stabilize»

reaching

0. 5/0.

4

^g/

L.

1.

3/1.

6

pg/L,

and

0.

9/0.

8

ptg/L

respectively；

the

annual

average

concentration

of

Fe

in

the

main

water

supply

system

decread

with

operating

reactor

year

and

tended

to

stabilize*

reaching

0.

9/0.

7

ptg/L；

the

annual

average

concentration

of

dissolved

oxygen

(DO)

in

the

main

water

supply

system

controlled

below

the

expected

value

(3

p.g/

L),

but

with

the

increa

in

operating

years,

it

showed

a

slow

upward

trend»

and

the

increa

in

sludge

deposition

was

positively

correlated

with

the

increa

in

dissolved

oxygen

content

on

the

condary

side.

The

possible

risk

of

corrosion

of

SG

heat

transfer tubes

caud

by

very

deviated

water

chemical

conditions

was

evaluated.

Relevant

measures

and

suggestions

were

propod

for

the

control

and

optimization

of

water

quality

operating

conditions

that

are

conducive

to

maintaining

the

reliability

of

SG

words:

steam

generator；

water

chemistry；

evaluation蒸汽发生器（SG）是核反应堆机组的主要设备，

是老化管理的重要对象之一。运行经验反馈表明，

作为SG关键部件.其腐蚀降质是SG的典型老化降

质形式.直接影响传热管的结构完整性。水质状态

是影响传热管腐蚀降质的重要因素•亦是二回路系

随着核电厂的长期运行，核设备及部件不可避免会

出现种类、程度不一的老化降质甚至失效。传热管收稿日期:2020-06-28通信作者：但体纯（1981-）.高级工程师.博士，从事材料腐蚀与化学控制优化研究，************,dantc@cnnp.

com. cn

统运行期间实施监测与控制的重点。世界核电厂运

营者协会（WANO）制定的化学性能指标较全面地

反映了

SG二次侧大空间的水质控制状况⑴。本工

作结合核安全导则HAD103-11*1核动力厂定期安全

审查”中系统/设备实际老化状态评价的相关要求，

・66・但体纯.等：核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价对某核电厂采用800合金传热管的SG的水质情况

进行长期跟踪记录，在整理2003年1月至2013年

间水质状况监测结果；对于排污水系统.以单个机组

4台SG排污总管水质监测结果代表4台SG各自

的排污水大空间水质监测结果，1、2号机组4台SG

7月间二回路运行水质监测数据的基础上，通过估

算主要杂质离子在运行燃料循环堆年的加权平均浓

排污水系统、二回路主给水系统监测的水化学参数

度、异常水质状态，对SG相关主要水化学参数的长

期监督结果进行趋势分析与评价。对水质运行工况

及监测总时间跨度如表1所示。以实际监测得到的

数据为样本，以燃料循环为单元按监测日期进行综

合整理，计算SG正常功率运行时，各运行燃料循环

控制及其优化提出了相关措施建议，以期保持SG

的服役可靠性。内离子含量的平均值。将运行化学技术规范中二回

路热力系统各种化学控制参数中行动限值规定范围

以内的值均取为正常值，平均值为单个燃料循环内

1

SG的相关水质监测情况1.

1

试验概况根据某核电厂反应堆机组SG采用800合金传

对监测时间的加权平均值。对于溶解氧、总铁等参

数，由于实验室监测结果更为准确.且在线监测超标

时.一般辅以实验室分析，因此这2种参数主要取实

验室监测结果。热管的设计及运行特点，对于主给水系统，以6号高

压加热器出口水质监测结果代表SG给水入口大空

表1反应堆机组SG

-回路取样系统及水化学参数Tab.

1

Sampling

system

and

water

chemical

parameters

in

SG

condary

loop

of

power

plant

reactor

unit系统名称水化学参数监测的运行年限__________水化学控制规范要求

期望值范围超标限值范围Al3+、Ca2+、C「、D2O、F-、K+、1号机组：2003.02.17-2013.

07.03Na+

<2

|zg/kgNa+>70

Mg/kg；Cr>100

Mg/

kg；S04I.2~>100

pg/kg；N?Hi<

Mg2+、Na+、Fe、SO/-、Zn、pH、排污水系统Cl"

<

5

Mg/kg；

SO/—

07.035

/ig/kg；N2H4

25

〜50

pig/kg；SiOz<50

卩g/kg；pH

为25

或>50

Mg/kg(2OO5

年

10

月以前为大于200

Mg/kg)；SiO2>9.

4

〜10.

0200

ptg/kg；pH

为

7

或10.

5>pH>10AF+、Ca?+、Cl、F—、Mg2+、主给水

1号机组：溶解氧(DO)：合理可行尽量低；铁：V

3

/Zg/kg；氨：溶解氧(D())>5

Mg/kg；铁〉Na+、Fe、SO〃、Zn、pH、Pb、电导率、Si()2、甲酸、氨、联胺、吗咻、溶线)、总铜、总有机碳、氟2003,02.21-2013.07.016

卩g/kg；氨W1

或>20

mg/kg；吗咻

V5

或>30

mg/kg；

pH

为系统2号机组：2〜5

mg/kg；吗咻：5〜30mg/kg；pH

为

9.

6〜10.

0解氧、悬浮固体、总铁、总铁(在

2003. 04.

22-2013.06.

27<9.6

或>10.0I.

2运行限值范围内水质状况与评价均值由

201

运行循环(2003.

8

—

2005.

4)的

6.

58

“g/kg

由图1中可以看出，排污水系统Na+质量分数年

均值由

101

运行循环(2003.

1-2004.

4)的

7.

63

Mg/

降低至207运行循环(2013.

1-2013.

7且未完成一

个运行循环)的0.37

Mg/kg,Cl-质量分数年均值由

kg降低至107运行循环(2012.

1

一

2013.

5

)的

0.5

Mg/kg,Cl-质量分数年均值由101运行循环的II.

99

“g/kg降低至107运行循环的0.

86

“g/kg,

201运行循环的11.05

“g/kg降低至207运行循环

的0.82

rg/kg,SOt2-质量分数年均值由201运行循

环的&

63

Mg/kg降低至207运行循环的1.

55

“g/

SO,2"质量分数年均值由101运行循环的12.

4

Mg/

kg,联胺质量分数年均值由202运行循环(2005.6-

2006.

10)的61.

56

Mg/kg降低至207运行循环的

32.36

“g/kg。201运行循环至207运行循环中，

kg降低至107运行循环的1.

92

Mg/kg.联胺质量分

数年均值由101运行循环的120.

05

“g/kg降低至

107运行循环的34.

33

“g/kg"切。101运行循环至

107运行循环.pH年均值为9.38-9.

54,在控制限

值范围内且变化稳定。2号机组SG排污水系统各

化学参数监测年均值随运行循环变化关系如图2所

pH年均值为9.43-9.

53,在控制限值范围内且变

化稳定。这主要归结于运行期间对凝汽器泄漏等问

题的快速响应与处理，以及大修期间对各热力容器

内部沉积物的良好控制。示。从图2中可以看出，排污水系统Na+质量分数年由图3中可以看出，主给水系统溶解氧质量分•

67

•但体纯•等：核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价70O3

.里)、嶽金■抵101 102

103 104

105 106

107运行循环(a)

Na"

.SO/"、C「图1

(b)联胺(N2H4)1号机组SG排污水系统各化学参数(监测运行燃料循环堆年均值)随运行循环变化关系Fig.

1

Chemical

parameters

(average

value

per

operation

fuel

cycle)

in

SG

blowdown

system

for

a

nuclear

power

plantUnit

1

versus

operation

fuel

cycle

(operation

time):

(a)

Na+

,S()J

,C1

；

(b)

N2

H.t2(TNacl-so8

兰.里)、轍§«頤.里)、嶽

逼40«201

202

203

204

205

206

207运行循环°

201

202203

204

205

206

207运行循环(a)

Na+、S()『-、C广

(b)

联胺(MHJ图2

2号机组SG排污水系统各化学参数监测年均值随运行循环变化关系Fig.

2

Chemical

parameters

(average

value

per

operation

fuel

cycle)

in

SG

blowdown

system

for

a

nuclear

power

plant

Unit

2

versus

operation

fuel

cycle

(operation

time):

(a)

Na4

・S()(2

,C1

；

(b)

N2

H4数年均值由101运行循环(2003.

1

—

2004.

4

)的可能是因为服役运行期间各设备密封性有所降低或

者溶解氧监测仪表的整体微小误差偏移，深层原因

3.

16

Mg/kg

降低至

105

运行循环(2009.

2-2010.

5)

的2.80

“g/kg,又升高至107运行循环(2012.

1-

有待进一步研究分析。主给水系统总铁质量分数年

均值由101运行循环的3.

31

Mg/kg降低至107运

2013.5)的3.

97

Mg/kg,虽然溶解氧质量分数年均

值均在控制限值范围内，但有缓慢上升的趋势。这行循环的0.93

Lig/kg(在线)，吗咻质量分数年均值

•里)3、

禄@*2

4

(La

•Fig.

3

Chemical

parameters

(average

value

per

operation

fuel

cycle)

in

feedwater

system

for

a

nuclear

power

station(A逼Fe翌)、瘵

@*膜If

.

.

T

十101

102

103

104

105

106

107

运行循环(a)

D()、Fe图3

1号机组主给水系统各化学参数监测年均值随运行循环变化关系Unit

1

versus

operation

fuel

cycle

(operation

time)

:

(a)

DO,Fe；

(b)

Morpholine•

68

•但体纯，等：核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价变化为12.

03〜18.

82

pg/kg,至107运行循环降低

找溶解氧质量分数升高的原因。主给水系统总铁质

M

15.07

Mg/kg,为控制限值范围的上限值。由图4

中可以看出，主给水系统溶解氧质量分数年均值由

量分数年均值由201运行循环的3.

48

pg/kg降低

至207运行循环的0.71

遽/kg.吗咻质量分数年均

值变化为11.

97-18.

31

fzg/kg,至107运行循环吗

201运行循环的2.

70

fig/kg略升至207运行循环

的4

“g/kg.虽然溶解氧质量分数年均值均在控制

限值范围内，但有缓慢上升的趋势，应引起注意并查

6

75

4

3

2.

咻质量分数逐渐降低至14.

07

Mg/kg.控制在限值

范围内。g

.8

4

0

6

里.轍令啊膜311)、里)、晾金啊瞠101

102

103

104

105

106

107运行循环101

102

103

104

105

106

107

运行循环(a)

DO、Fe、NHs

(b)吗咻图4

2号机组主给水系统各化学参数监测年均值随运行循环变化关系Fig.

4

Chemical

parameters

(average

value

per

operation

fuel

cycle)

in

feedwater

system

for

a

nuclear

power

station

Unit

2

versus

operation

fuel

cycle

(operation

time)1.3超出水质控制限值的水质状况与评价响进行单独分析与讨论。某核电厂1、2号机组8台

明显超出控制标准规定限值的水化学数据见表SG排污水系统、主给水系统水质超标情况统计如

下表2〜5所示。1,这是水化学运行异常工况下的数据，对它们的影

表2

1号机组4台SG排污水系统水质超标情况统计Tab.

2

Statistics

on

excess

water

quality

in

4

SG

blowdown

systems

of

Unit

1SG编号日期Na+/(»g

・kg-1)

Cl-/(»g

•

kg

1)

SO/-/(pg

・

kg■*)

35040925

°C

pH联胺/(pg

•

kg

1)备注冷凝器泄漏引起2003-05-3011

：

00

：

001868.

659.02—312003-05-3008

：

30

5

002003-05-301号&08

：

30

：

002号&3号&2006-03-104号(排污09

：

30

：

00总管)3363367同上同上9.0231pHmin

为

7.

142006-03-10

19

：

00

：

00监测值为9.19凝汽器泄漏•可能为精处理投运导致2006-01-1102

：

00

：

002012-01-1109

：

20

：

00标准5.

18&

214.

1212.08pHmax

为

10.

149.

18—最小值为22006-01-12

01

：

20

：

00监测值为9.

82012-01-12

19

：

40

：

00监测值为45.525.9>2546.8>25>20<9.3

或>10.

1W8

或>150由表2~5可见，某核电厂1、2号机组4台SG

排污水系统、主给水系统早期均出现了多次水质超

取了有效措施.24

h内就消除了水质超标情况。尤

其是2008年和2009年，2台机组虽然发生了多次

标情况，超标的主要原因为凝汽器泄漏。对于SG

排污水系统，2号机组2003年8月凝汽器泄漏导致

凝汽器泄漏，但由于判断准确，处理及时得当，二回

路水质迅速恢复正常，对当月WAN()化学指标没

Na+质量分数达到994.

5

“g/L,C「质量分数达到

428

mg/L,SO42-质量分数达到36

mg/Lo由于采

有产生影响，实现了

2008年,2009年2台机组的

WAN

()化学性能指标均达到1.

00,并迈入国际先•

69

•但体纯•等：核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价表3

2号机组£台SG排污水系统水质超标情况统计Tab.

3

Statistics

on

excess

water

quality

in

4

SG

blowdown

systems

of

Unit

2SG编号日期

Na*/(M •

kg1)

Cl^

/(/ig

•

kg_1)

SO,2

(fig

•

kg

1) 25

C

pH&

92联胺(pg •

kg

1） 备注2003-08-0310

5

00

：

002003-08-0108

：

00

J

00994.5502.52003-08-29

15

：

45

：

00Na+监测值为223.5冷凝器泄漏2003-08-01428

00036

00007

：

00

：

00

s()r监测值为224

000pHmin

为

8.

34741号&2005-05-272号&18

：

50

：

003号&2003-04-184号（排污17

：

30

：

00总管）12.2570222.9421325.722005-05-28

00

J

35

«

00pH监测值为&

442003-04-19

00

：

30

：

00pH监测值为10.1原因不明•可能原因输634pH„,„

为

10.174

8602006-06-2009

：

10

：

000.

280.

532.249.

28最小值为2入错误、加药系统当天停运了等2006-06-19

09

：

01

：

00联胺监测值为39.

1标准>20>25>25<9.3

或〉10.

1W8

或>150表4

1号机组J台SG主给水系统水质超标情况统计Tab.

4

Statistics

on

excess

water

quality

in

4

SG

feedwater

systems

of

Unit

1SG编号日期25

C

pH

溶解氧/()ig •

L_l)铁/(”g・L7)氨/(mg・kg7)吗咻/(mg・kg7)

备注2003-10-2113

：

00

：

006.492003-10-21

14

：

15

：

00监测值为6.

68

凝汽器泄漏•精处理投运1号&2号&3号&4号(6号高加）2006-12-2509

：

00

：

002003-03-2008

：

30

：

002003-11-1209

：

30

：

0010.273&

911.45.7-一2006-12-26

18

：

30

：

00

pH监测值为10,179.539.47一2020一6.91.7一一30.22010-12-3109

：

26

：

002007-12-1309

：

00

：

00标准---<9.3

或>10.1一一>6最小值为0.

13.5M3

或〉30期间在做什么实验。或投入了精处理系统.具体原因待确定>10<1

或

>20进值行列.减少了蒸汽发生器腐蚀及影响其运行可

靠性的风险。对于主给水系统，溶解氧质量分数超

围、大修前运行循环内水质控制状况（尤其总Fe含

量）等。根据历次大修冲洗报告，由于SG管板的主

标•最高达20

“g/L。由于采取f"有效措施，水质超

要冲洗人员、冲洗设备（SG刚性泥渣冲洗系统）并

无明显变化，可以认为历次大修SG管板冲洗范围

标在24

h内亦很快消除。1.4二次侧泥渣沉积状况与评价由图5,6中可以看出.1号机组SG管板上方单

次冲洗泥渣沉积重量为13.

0-24.

5

kg,

2号机组

无明显变化。因此.冲洗泥渣量增加可能与回路中

总Fe含量增加有关。SG管板上方单次冲洗泥渣沉积重量为13.

0〜

20.

5

kg,且各SG单次冲洗泥渣量随大修轮次呈缓

慢增加的趋势，1号SG单次冲洗泥渣量增加趋势比

较明显。影响冲洗泥渣量的因素主要包括冲洗范

•

70

•2分析与讨论2.

1二次侧给水溶解氧浓度与泥渣沉积的关联性

根据大空间运行水质评估结果发现.给水溶解

氧（DO）含量随运行循环呈缓慢增加趋势，给水溶解但体纯•等：核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价表5

2号机组4台SG主给水系统水质超标情况统计Tab.

5

Statistics

on

excess

water

quality

in

4

SG

feedwater

systems

of

Unit

2SG编号

日期

2004-05-0909

：

30

：

0025

°C

pH

&

1溶解氧/(卩g・L)铁/(憾・LF

氨/(mg

-

kg1)吗咻/(mg・kg

J

备注可能是投运了

精处理系统从凝结水pH看，给水

45.062006-12-2509

：

01

：

002003-10-061号&05

：

40

：

002号&2011-06-123号&08

：

00

：

004号2003-07-24(6号09

：

00

：

00高加)10.

147.5

41.8pH基本稳定•可能是冬天

氨水的加入量过多导致20298.674&

50.1当时降低了联氨加药量，

导致系统中分解的氨浓

2005-07-2809

：

31

：

009.710.

683155度低，为了维持pH,增加

了吗咻的量•后期采

用了氨和吗咻同时调节

pH的控制方法标准2

2

1<9.3

或>10.

1>10>6<1

或

>20<3

或>30□

1

号

SG■

2号

SG兰*1、堀埠5

o■

1

号

SG■

2号

SG

口

3号

SG

口4号

SG大修107图6

2号机组4台蒸汽发生器201〜206大修二次侧管板泥渣水力冲洗泥渣量统计(单位：kg)图5

1号机组4台蒸汽发生器101〜107大修二次侧管板泥渣水力冲洗泥渣量(单位：kg)Fig.

5

A

NPP

Unit

1

101

—

107

overall

condary

side

Fig.

6

A

NPP

Unit

2

201

—

206

overall

condary

side

tube

plate

sludge

weight

by

hydraulic

flushing

during

tube

plate

sludge

weight

by

hydraulic

flushing

during

outage

for

4

steam

generators

(unit:

kg)outage

for

4

steam

generators

(unit:

kg)1-

pH=5.0

3-pH=7.0

6-pH=9.32-

pH=5.3

4-pH=7.7

7-pH=9.7o5-pH=9.0

8-pH=10.0氧含量增加会导致二回路管道及容器腐蚀过程加

速，因此.初步分析判断认为，历次大修SG管板冲

洗泥渣沉积增加的主要原因是溶解氧含量增加。根

据运行燃料循环堆年加权平均浓度计算结果.1、2

号机组SG主给水系统总Fe平均浓度随运行燃料

循环堆年逐渐降低且稳定在1

“g/L以下，这似乎与

(-,5)

5

2

1

5

2

1

5

、赵泥渣沉积量结果不一致，实际上，主给水系统Fe含

量监测为水介质冷却至室温后的测量结果.冷却至

鎂笔0£500

300200

0001

5

o1鰹屢hO.O.C50£150 250室温后Fe

化.并不能完全反映出高温高压水运行条件下的真

温度/C图7温度和pH对Fe3(),溶解度的影响丄实值⑷.温度和pH对Fe3(),溶解度的影响规律见

Fig.

7

Influence

of

temperature

and

pH

on

solubil让y

of

FeQ

⑷・71・图7。但体纯，等：核电厂蒸汽发生器水化学参数的长期监督结果与评价综上所述，根据历次大修结果，1、2号机组SG

二次侧管板泥渣沉积量总体较少，但随运行燃料循

环堆年呈逐渐上升的趋势。分析认为，泥渣沉积量

上升与二次侧溶解氧含量升高、实际总Fe含量升

高呈现正相关性.即SG二次侧泥渣沉积量随二次

侧溶解氧含量的升高而增加。2.2超运行限值水质状态对SG服役可靠性的影

响评估首个运行10年内各机组发生了

6次各水质参

数超标的运行工况，这些超标水质环境对SG服役

可靠性的影响，尤其对传热管等关键部件腐蚀相关

的损伤是不可逆的。因此，需要评估超运行限值水

质状态对SG服役可靠性的影响。二回路系统水化

学控制的三大任务是：除盐、除氧以及调节pH。从

最恶劣水质条件的角度，考虑,2-、pH、溶解

氧四个主要参数单独或复合最大偏离状态，对SG

关键部件800合金传热管腐蚀状态的影响进行

评估。对于pH25-c为10.

27,其他参数正常的极限工

况条件，假定这一水质条件亦代表其SG二次侧缝

隙条件•计算得其pH300

＜为7.

7,属于安全电化学

腐蚀电位-pH范围⑷，故这一工况引发非预期腐蚀

降质的风险很小。对于溶解氧20 Mg/L,pH

9.

47-9.

53,其他参

数正常的极限工况条件，假定这一水质条件亦代表

其SG二次侧缝隙条件，计算得其pH.,00

c为7.

5。

根据WANG等的试验结果⑸,800合金在溶解氧分

别为2

000、100和V10

/jig/L时的，300

°C咼温咼压

水中，其腐蚀电位分别为56,23,-568

mV(相对于

标准氢电极.SHE.下同)，推断800合金在20

Mg/L

高温水条件中的电化学腐蚀电位(ECP

)为

-500

mVo根据这一

pH、ECP组合条件，亦判定

属于安全电化学腐蚀电位-pH范围⑸，故这一工况

引发非预期腐蚀降质的风险很小。对于C「质量浓度428

mg/L,SO/-质量浓度

36

mg/L,其他参数正常的极限工况条件，根据张伟

国等的研究结果⑹，在260

C、4.

7

MPa高温水中含

有

0.

02

MPa(8

mg/L)溶解氧，500

mg/L

Cl

才引

起800合金传热管发生显著的应力腐蚀开裂。当前

工况条件下即使忽略化学除氧而只考虑热力除氧极

限条件0.

1

mg/L溶解氧，亦均明显低于引起800

合金传热管高温水应力腐蚀敏感的溶解氧与C1组

合范围.因此，这一工况引发非预期腐蚀降质的风险

・72・亦很小。3结论(1)

机组开始运行至首个10年，SG二次侧水

质运行状态总体良好，1/2号机组SG排污水系统杂

质离子(Na+、S()「-、C「)运行燃料循环堆年平均

质量浓度逐年降低并趋于稳定.分别达到0.

5/

0.

4

Mg/LJ.

3/1.

6

”g/L、0.

9/0.

8

Mg/Lo(2)

主给水系统总Fe运行燃料循环堆年平均

质量浓度逐年降低并趋于稳定，达到0.

9/0.

7

Mg/

I.;主给水系统溶解氧(D())运行燃料循环堆年平均

质量浓度均控制在期望值以下，但随运行年限呈现

缓慢上升的趋势，主给水系统溶解氧浓度的增加与

二次侧泥渣沉积量有一定的正相关性。(3)

目前，溶解氧、pH、C「极限水化学条件引

发SG非预期腐蚀降质的风险亦很小。参考文献：[1]

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of

SCC

susceptibility

of

alloy800

under

candu

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condary-side

conditions

CC]//

Proceeding

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CNS

international

steam

generator

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X

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of

corrosion

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and

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