INICIAÇÃO DE TRINCAS POR CORROSÃO SOB TENSÃO NA LIGA DE NÍQUEL 600 EM MEIO SIMULADO DE REATOR NUCLEAR PWR - EFEITO DO ZINCO: STRESS CORROSION CRACKING INITIATION IN NICKEL ALLOY 600 IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER – ZINC EFFECT

A Corrosão sob Tensão (CST) é um dos mecanismos de degradação responsáveis pela iniciação e propagação de trincas, as quais podem causar falhas estruturais normalmente súbitas e imprevisíveis. A liga de níquel 600 é usada na construção de alguns componentes metálicos de reatores nucleares do tipo PWR (Pressurized Water Reactor). Após anos de operação esta liga se mostrou suscetível à corrosão sob tensão no circuito primário destes reatores. A literatura indica que a presença de zinco incorporada nos filmes óxidos existentes na superfície da liga retarda o surgimento de trincas por CST. Este trabalho tem como objetivo apresentar os resultados preliminares do estudo de iniciação de trincas utilizando corpos-de-prova (CP’s) do tipo dobramento em U em meio simulado PWR com e sem adição de zinco.

Stress corrosion cracking (SCC) is one of the degradation mechanisms responsible for crack initiation and propagation. The nickel alloy 600 is used in some components of pressurized water reactors (PWR). After few years of operation this alloy presented susceptibility to primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The literature indicates that the presence of zinc in oxide films formed on alloy surface decreases the SCC initiation. The main objective of this work is to present the preliminary results of the crack initiation tests with U-bending samples (ASTM G30 standard) in a simulated PWR condition with and without zinc addition.

Palavras-chave

Corrosão sob tensão; Iniciação de trincas; Liga de níquel 600; Zinco.

stress corrosion cracking, cracking initiation, nickel alloy 600, zinc.

Como citar

Paula, Raphael Gomes de; Neves, Célia de Figueiredo Cordeiro; Campos, Wagner Reis da Costa; Lima, Luciana Iglésias Lourenço. INICIAÇÃO DE TRINCAS POR CORROSÃO SOB TENSÃO NA LIGA DE NÍQUEL 600 EM MEIO SIMULADO DE REATOR NUCLEAR PWR - EFEITO DO ZINCO , p. 419-425. In: 63º Congresso Anual da ABM, Santos - SP, 2008.
ISSN: 2594-5327 , DOI 10.5151/2594-5327-0044