Los componentes importantes de los reactores nucleares de agua a presión se fabrican a partir de una aleación a base de níquel que contiene el doble de cromo que el material utilizado anteriormente. La nueva aleación, llamada aleación 690, funciona mejor, sin fisuras debido a la corrosión en el entorno del servicio de agua a alta temperatura. Sin embargo, Se ha observado agrietamiento por corrosión bajo tensión en pruebas de laboratorio en material de aleación 690 altamente deformado. Para conocer mejor este comportamiento, Los investigadores del Laboratorio Nacional del Noroeste del Pacífico realizaron investigaciones de alta resolución de los procesos de corrosión y agrietamiento.
Asombrosamente, Encontraron venas de oxidación localizada que se abrían paso en la aleación 690 en lugar de formar lo esperado, capa de óxido protector rico en cromo en la superficie.
Imágenes de resolución incluso más alta de la aleación 690 corroída revelaron la estructura tridimensional única en las venas de oxidación. Las venas filamentosas tenían solo unos 5 nanómetros de diámetro, pero penetran a profundidades de más de 400 nanómetros por debajo de la superficie. Estas venas contenían una línea de plaquetas de óxido de cromo rodeadas por nanocristales mixtos de níquel-cromo-óxido de hierro.
Los investigadores han pensado durante mucho tiempo que una capa de óxido superficial continua y tenaz protege las aleaciones metálicas de la degradación en entornos corrosivos. Pero las venas de oxidación penetrante en los de mejor desempeño, Las aleaciones con alto contenido de cromo plantean cuestiones fundamentales sobre los mecanismos de corrosión y agrietamiento. Comprender la secuencia de eventos que resultan en oxidación penetrante ayudará a los investigadores a adaptar las aleaciones para que sean más resistentes a la degradación en servicio. Este trabajo podría conducir en última instancia a componentes más duraderos y reactores nucleares más seguros.
Los investigadores primero evaluaron la corrosión y el agrietamiento en la aleación 690 expuesta al agua primaria del reactor de agua presurizada simulada a temperaturas de 325 a 360 grados C. Luego caracterizaron la morfología general de estas estructuras utilizando microscopía electrónica de barrido de bajo kV e imágenes de electrones retrodispersados. Para imágenes de mayor resolución e identificación de fase, Se empleó microscopía electrónica de transmisión (TEM) que incluía TEM con filtrado de energía y difracción de electrones para dilucidar la distribución elemental y las fases a lo largo de la oxidación penetrante. Finalmente, utilizaron tomografía con sonda atómica en EMSL para determinar la estructura tridimensional de la oxidación penetrante y examinar los procesos de difusión en estado sólido que conducen a la oxidación.
Qué sigue:los investigadores están reproduciendo esta oxidación en alta pureza, aleaciones binarias de níquel-cromo de composición variable para aislar procesos de oxidación superficial e interna. Modificarán modelos informáticos de corrosión para simular la oxidación penetrante. Los datos experimentales les permitirán verificar la precisión de los modelos informáticos que pueden predecir cómo se corroen y agrietan los componentes del reactor nuclear durante un servicio prolongado.
