Título

AVALIAÇÃO DA SUSCETIBILIDADE À CORROSÃO SOB TENSÃO DA LIGA 600MA EM AMBIENTE DE REATOR NUCLEAR

EVALUATION OF THE SUSCEPTIBILITY OF ALLOY 600 TO STRESS CORROSION CRACKING IN SIMULATED NUCLEAR SYSTEM

Autoria

Schvartzman, Mônica Maria de Abreu Mendonça; Matias, Adalberto; Lourenço, Luciana Iglesias

Schvartzman, Mônica Maria de Abreu Mendonça

Eu sou esse autor

Matias, Adalberto

Eu sou esse autor

Lourenço, Luciana Iglesias

Eu sou esse autor

DOI

10.5151/2594-5327-0047

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Resumo

Este trabalho apresenta um estudo de avaliação da suscetibilidade à corrosão sob tensão da liga de níquel 600MA (comercialmente denominada Inconel 600 MA) em ambiente do circuito primário de reator nuclear tipo PWR (Pressurized Water Reactor). O material foi caracterizado mecânica e metalograficamente e os corpos- de-prova foram confeccionados segundo norma ASTM. Foram utilizados ensaios de tração com taxa de deformação lenta (Slow Strain Rate Test), SSRT. Os ensaios foram realizados com taxa de deformação de 3x10-7 s-1em meio inerte (nitrogênio) e ambiente similar ao do circuito primário do reator de Angra 1empregando-se temperatura de 303 oC e pressão de 100 bar. Foram obtidas as curvas tensão- deformação e tensão-tempo para cada ensaio. Os corpos-de-prova (CPs) ensaiados foram submetidos a análises fractográficas através de microscopia eletrônica de varredura. A avaliação da suscetibilidade à CST do Inconel 600MA foi realizada por meio da comparação dos resultados obtidos no meio inerte e no meio de interesse. Verificou-se que nestas condições de ensaio que os CPs de Inconel 600MA apresentaram trincamento lateral em toda a sua extensão, mas na superfície de fratura não foram detectada zonas de propagação de trinca.

Alloy 600 used as steam generators tubing and reactor vessel internals components in pressurized water reactors (PWRs) is susceptible to intergranular stress corrosion cracking. It mainly occurs in roll transitions areas, where the residual stresses from manufature are the greatest. The objective of this study has been to evaluate the primary water stress corrosion cracking (PWSCC) susceptibility of alloy 600 MA (mill annealing) in simulated Angra 1 (the first one of the two Brazilian nuclear power plants) PWR primary chemistry. In order to accomplish that, slow strain rate tests (SSRT) were conducted in primary water conditions at 10Mpa and 303oC. The alloy 600 plate used in SSRT specimens had no previous heat treatment and the its chemical composition is presented. The alloy 600 mechanical properties were -7 -1 measured at room temperature and at 303o. The strain rate used was 3.0 x 10 s . During the SSRT tests, stress and elongation were measured continuously. Following the SSRT tests, the specimens were removed from the autoclave system and PWSCC fracture ratios of the specimens were examined by scanning electron microscopy (SEM).

Palavras-chave

Corrosão sob tensão; Inconel 600.

Mill annealed alloy 600; Primary water stress corrosion cracking.