Avaliação da suscetibilidade à corrosão sob tensão da ZAC do aço inoxidável AISI 316L em ambiente de reator nuclear PWR

AUTOR(ES)

Schvartzman, Mônica Maria de Abreu Mendonça, Quinan, Marco Antônio Dutra, Campos, Wagner Reis da Costa, Lima, Luciana Iglésias Lourenço

FONTE

Soldagem & Inspeção

DATA DE PUBLICAÇÃO

2009-09

RESUMO

Aços carbono de baixa liga e aços inoxidáveis são amplamente utilizados nos circuitos primários de reatores nucleares do tipo PWR (Pressurized Water Reactor). Ligas de níquel são empregadas na soldagem destes materiais devido a características como elevadas resistências mecânica e à corrosão, coeficiente de expansão térmica adequado, etc. Nos últimos 30 anos, a corrosão sob tensão (CST) tem sido observada principalmente nas regiões das soldas entre materiais dissimilares existentes nestes reatores. Este trabalho teve como objetivo avaliar, por comparação, a suscetibilidade à corrosão sob tensão da zona afetada pelo calor (ZAC) do aço inoxidável austenítico AISI 316L quando submetida a um ambiente similar ao do circuito primário de um reator nuclear PWR nas temperaturas de 303ºC e 325ºC. Para esta avaliação empregou-se o ensaio de taxa de deformação lenta - SSRT (Slow Strain Rate Test). Os resultados indicaram que a CST é ativada termicamente e que a 325ºC pode-se observar a presença mais significativa de fratura frágil decorrente do processo de corrosão sob tensão.

ASSUNTO(S)

aços carbonos aço inoxidável austenítico zona afetada pelo calor resistência à corrosão sob tensão usina pwr

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