核电站常会因维护检修、预防性维修、审批认证等原因进入长期停机状态。长期停机期间，反应堆以外的二回路管道及主要设备均排空积水，以干式状态封存管理。暴露在大气环境下的设备会持续发生腐蚀，但一直以来难以精准量化腐蚀程度。近期，韩国原子能研究院宣布，已研发出利用碳钢监测试样，精准测定长期停机核电站二回路设备在大气环境下腐蚀程度的核心技术。

金属腐蚀速率通常依靠表面生成氧化膜前后的重量变化来测算。但核电站设备无法进行整体称重检测，以往只能直接从设备表面取样来估算腐蚀程度。这种方式存在明显短板：设备在核电站正常运行阶段本就已形成氧化膜，很难从取样中清晰区分停机后大气暴露新增的腐蚀氧化物。

为此，材料安全技术研究部研究团队以核电站二回路管道常用碳钢为基材，通过氧化工艺人工预先生成正常运行工况下的氧化膜，研制出专用监测试样。将该试样安装在停机后干式封存的设备内部，放置一定周期后测量重量增量，即可定量换算出腐蚀速率，由此建立整套评估技术。该技术与直接取样相比，不损伤设备本体结构，且能精准剥离、只测定停机后产生的大气腐蚀量。并可在多个关键点位布设监测试样，系统追踪腐蚀变化规律，还能为不同设备制定定制化运维标准与管理策略提供依据。

研究团队将该项技术应用于已通过持续运行评审的古里2号机组，以及正在开展持续运行评审的古里3号机组，已完成现场技术实证。

由于核电站持续运行审批流程耗时数年，未来长期停运待机的核电站数量预计将持续增加。在此背景下，该技术有望大幅提升长期干式封存期间核电站设备完整性评估的可靠性，并为核电站能否获准持续运行提供关键基础数据支撑。

韩国原子能研究院材料安全技术研究部表示，该项技术突破了传统检测方式的局限，是能够真实反映核电站二回路实际腐蚀状态的全新评估技术。顺应韩国国内核电站延寿运行的趋势，将通过设备系统化运维管理，为提升核设施安全完整性贡献力量。