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从上世纪七、八十年代以来,多个国外核电站设备发生过流动加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion,FAC)事故.1986年美国Surry-2核电站和2004年日本Mihama-3核电站都曾因流动加速腐蚀而导致管道破裂,造成多人伤亡和财产损失,在世界核工业届引起了强烈的震动.美国核管会NUREG-0800 Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants LWR Edition要求相关系统在进行安全评审时应考虑流动加速腐蚀问题；美国核管会Generic Letter 89-08 Erosion-Corrosion Induced Pipe Wall Thinning要求核电站制定流动加速腐蚀大纲以预测、监测及超前主动管理管道的壁厚减薄.因此,流动加速腐蚀是核电站设计、安全评审和运行过程中必须考虑的问题.流动加速腐蚀是由于流体流过材料表面引起湍流强度和传质提高所造成的加速腐蚀.材料表面保护性氧化膜溶解于流动的介质中,削弱了氧化膜对材料的保护作用,从而加速材料的腐蚀.从此机理模型可以看出,流动加速腐蚀速率是铁浓度和氧化膜溶解度之差、溶解常数和传质系数的函数.具体到核电站,影响二回路管道流动加速腐蚀的参数是管道材料、几何形状、表面粗糙度和流体流速、含汽量、水化学参数、温度等.国外核电站的运行经验表明,由于流动加速腐蚀导致的事故主要发生在二回路的抽汽系统、凝结水系统、给水系统和汽水分离器疏水系统.近年来,鉴于流动加速腐蚀给核电站带来的严重危害,国际原子能机构(Intemational Atomic Energy Agency, IAEA)十分注重核电站流动加速腐蚀问题,并通过联合研究来加强国际间的合作.2012年7月,国际原子能机构组织了流动加速腐蚀合作研究项目Review and Benchmark of Calculation Methods on Piping Wall Thinning Due to Erosion-Corrosion in Nuclear Power Plant,包括中国、美国、法国、德国、俄罗斯、日本、韩国等在内的世界主要核电国家均参加了该项目.上海核工程研究设计院作为中国唯一代表,承担项目的核电站二回路管道壁厚减薄速率计算技术研究和流动加速腐蚀导则编制等工作.为了对二回路管道流动加速腐蚀实施有效的管理,核电站制定相适应的流动加速腐蚀大纲,包括确定受流动加速腐蚀影响的系统、分析流动加速腐蚀敏感管道部件、制定相关检测计划、实施壁厚检测、评估壁厚检测数据、采取维修或更换措施等方面的内容.通过上述工作,核电站有效地控制了流动加速腐蚀问题的影响,确保了核电站的安全、高效运行.