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Tesis

Corrosión de aleaciones de níquel para generadores de vapor de reactores nucleares de potencia

2016



Tesista Héctor Guillermo MARISTANY
Ingeniero Electromecánico - Universidad Nacional de Misiones - Argentina
Magíster en Ciencia y Tecnología de Materiales - Instituto Sabato UNSAM/CNEA - Argentina
Directores Dr. Martín Alejandro RODRÍGUEZ.  CNEA, UNSAM, CONICET - Argentina
Dr. Mariano Alberto KAPPES.  CNEA, UNSAM, CONICET - Argentina
Lugar de realizaciónDivisión Corrosión Básica - Departamento Corrosión - Gerencia Materiales - CAC - CNEA - Argentina
Fecha Defensa 27/05/2016
Jurado Ing. Liliana BERARDO.  INTI Procesos Superficiales - Argentina
Dra. María José CANCIO.  Tenaris Siderca - Argentina
Mag. Ing. Edgar Christian HORNUS.  CNEA, UNSAM - Argentina
Código IS/T 170/16

Resumen

Las aleaciones Ni‑Cr‑Fe 600, 690 y 800 son utilizadas para la construcción de tubos de generadores de vapor debido a que presentan buena resistencia mecánica y elevada resistencia a la corrosión a alta temperatura. Estas aleaciones pueden sufrir corrosión localizada en presencia de aniones agresivos. El agua del circuito secundario de refrigeración de un reactor nuclear tipo PWR tiene muy baja concentración de impurezas a fin de prevenir la corrosión. Sin embargo, en la zona de ebullición del fluido pueden precipitar sustancias no volátiles y productos de corrosión sobre las paredes de los tubos, formando lodos o incrustaciones que pueden actuar como rendijas, generando además una barrera para la transferencia de calor. La holgura presente entre tubo y placa tubo también pueden comportarse como rendija. En estas zonas, la limitada circulación de fluido y la elevada temperatura pueden causar ebullición localizada favoreciendo la precipitación de sustancias y la creación de una química local agresiva, que puede desencadenar problemas de corrosión localizada. Una vez alcanzada una concentración crítica del anión agresivo en la rendija, se puede iniciar la corrosión localizada.

El presente trabajo evalúa la susceptibilidad a la corrosión en rendijas de las aleaciones 600, 690 y 800 en soluciones de NaCl 5 M, 1 M, 0,1 M y 0,01 M, a temperaturas de 30 ºC, 60 ºC y 90 ºC, y a presión atmosférica. Se utilizó el método PD‑GS‑PD para medir el potencial de repasivación, el cual es una medida de la resistencia a la corrosión en rendijas. Además, se analizó la corrosión galvánica entre las aleaciones 600, 690 y 800 y la aleación 625 en NaCl 1 M y 60 ºC, considerando que la aleación 625 es candidata para la construcción de la placa tubo del reactor CAREM.

Los resultados obtenidos demuestran que la resistencia a la corrosión en rendijas aumentó en el orden 690 < 600 < 800, en contraste a lo esperado por el contenido de cromo de las aleaciones. Los potenciales de repasivación de las aleaciones 600 y 800 mostraron dependencia lineal con la temperatura y logarítmica con la concentración de cloruro; no así la aleación 690. Se determinó que para las aleaciones 690 y 800 la acidificación dentro de la rendija es equivalente a HCl 0,2 M, no pudiendo determinarse para la 600, aunque es posible predecir que es de menor acidez. Los pares galvánicos formados entre las aleaciones 600, 690 y 800 con la aleación 625 no tuvieron un efecto significativo sobre la corrosión en rendijas.

 

Palabras clave:

Corrosión en rendijas, corrosión localizada, aleaciones de níquel, generadores de vapor, PWR, cloruro, aleación 600, aleación 690, aleación 800.

 

Complete Title

Corrosion of nickel alloys for steam generators of nuclear power plants

Abstract

Ni-Cr-Fe alloys such as 600, 690 and 800 are used for steam generator tubing due to their good mechanical properties and corrosion resistance at high temperatures. These alloys can suffer localized corrosion in presence of aggressive anions. Water in secondary cooling circuit of PWR nuclear power plants has low impurities concentration to prevent corrosion. However, in the boiling zone of fluid non-volatile substances and corrosion products can precipitate on tube walls. This may cause deposits and sludge that can act both as crevices and heat-transfer barriers. The gap between the tube and tube sheet can act as a crevice as well. In these zones, the limited fluid circulation and the elevated temperature can favor localized boiling, causing the precipitation of substances inside the crevice and the creation of an aggressive local chemistry. Once reached the critical concentration of aggressive anion inside the crevice localized corrosion can start.

In this work, crevice corrosion susceptibility of alloys 600, 690 and 800 in 5 M, 1 M, 0.1 M and 0.01 M NaCl solution at temperatures of 30, 60 and 90 °C, at atmospheric pressure is evaluated. PD‑GS‑PD method is used to measure the repassivation potential which is representative of crevice corrosion resistance. Galvanic corrosion between alloys 600, 690 and 800 and alloy 625 in 1 M NaCl at 60 °C was analyzed, considering that alloy 625 is a candidate for the construction of steam generator tube sheet of CAREM reactor.

The results show that the crevice corrosion resistance increased in the following order: 690 < 600 < 800; an unexpected result considering Cr concentration of the alloys. The obtained repassivation potentials in 600 and 800 alloys have shown a linear and logarithmic dependence with the temperature and chloride concentration, respectively. Alloy 690 did not follow this dependence. The acidification inside the crevice of alloys 690 and 800 was equivalent to 0.2 M HCl for alloys 690 and 800. On the other hand, the acidification inside crevices of alloy 600 could not be determined but it is predicted to be less acidified than 0.2 M HCl. Galvanic couples between alloy 625 and 600, 690 or 800 did not affect crevice corrosion significantly.

 

Keywords:

Crevice corrosion, localized corrosion, nickel alloys, steam generators, PWR, chloride, alloy 600, alloy 690, alloy 800

 


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