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Volumen II - SAM

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Congreso <strong>SAM</strong>/CONAMET 2009 Buenos Aires, 19 al 23 de Octubre de 2009<br />

CORROSIÓN GENERALIZADA A LARGO PLAZO DE MATERIALES<br />

ESTRUCTURALES EN UN MEDIO PRIMARIO DE CENTRALES NUCLEARES<br />

RESUMEN<br />

A.M. Olmedo, R. Bordoni y M. Miyagusuku<br />

Gerencia Química–Centro Atómico Constituyentes<br />

Comisión Nacional de Energía Atómica<br />

Avda Gral Paz 1499- B1650 San Martín –Buenos Aires, Argentina.<br />

olmedo@cnea.gov.ar<br />

Se presentan los resultados obtenidos de las velocidades de corrosión generalizada de cupones de<br />

materiales estructurales expuestos en las autoclaves on-line del circuito primario de la Central Nuclear<br />

Embalse durante tiempos de exposición prolongados, en algunos casos de hasta 20 años. Los cupones de los<br />

materiales estudiados fueron de Aleación 800, Acero al Carbono A-106B, Acero Inoxidable AISI 403,<br />

Zircaloy 4, Zr-2.5Nb, obtenidos a partir de material provisto por la Central y de Aceros inoxidables AISI<br />

304 y DIN 1.4550 (equiv. AISI 347) que también son usados en Centrales Nucleares. Estos estudios se han<br />

complementado con los realizados en películas de óxido crecidas en el laboratorio a alta temperatura en<br />

autoclaves estáticas. La morfología y composición de las películas de óxido crecidas en estos materiales se<br />

ha estudiado por microscopía electrónica de barrido y EDS.<br />

Palabras clave: Corrosión, Alta T, Aleación 800, Aceros Inoxidables, Zr-2.5Nb, Zry-4<br />

1. INTRODUCCIÓN<br />

En los circuitos de transporte de calor de las Centrales Nucleares (CN) refrigeradas por agua se emplean<br />

diferentes aleaciones como materiales estructurales tales como aceros inoxidables del tipo AISI 18-10,<br />

aceros al carbono (p.ej el A-106), aleaciones con alto contenido de Ni (p.ej.Aleación 800, Aleación 600,<br />

Aleación 690), aleaciones de base Zr (p.ej, Zry-4, Zr-2.5Nb). Estas aleaciones son bien conocidas por su<br />

resistencia a la corrosión en medio acuoso a alta presión y temperatura, por lo cual se han empleado desde<br />

hace varias décadas en diferentes componentes de reactores nucleares. En estas centrales se emplean<br />

generalmente soluciones diluídas de hidróxido de Li, como medio de transporte de calor en el sistema<br />

refrigerante primario, para mantener el pH del mismo a un valor tal que la velocidad de corrosión sea mínima<br />

y también sea mínima la concentración de productos de corrosión liberados al medio, para tener un menor<br />

crecimiento de los campos de radiación fuera del núcleo y un menor ensuciamiento de algunos componentes<br />

como p.ej los tubos de los Generadores de Vapor (GV).<br />

El comportamiento de estas aleaciones depende no sólo de la composición si no también del medio en el cual<br />

están inmersas, debido a que las películas de óxido que crecen sobre estos materiales no sólo constituyen una<br />

barrera física entre el material y el medio sino también es la interfaz entre el medio y el material a través del<br />

cual se desarrollan diferentes procesos, como p.ej. la liberación de productos de corrosión, la incorporación y<br />

deposición de los mismos luego de ser activados en el núcleo. De esto surge la importancia de estudiar las<br />

características que presentan las películas de óxido que crecen en estos materiales en un medio como el<br />

refrigerante primario de la central nuclear.<br />

La Central Nuclear de Embalse (C.N.E) es un reactor tipo CANDU-600 de 648 Mwe, refrigerado con agua a<br />

presión (PHWR). El sistema primario de transporte de calor está compuesto de 2 circuitos independientes,<br />

cada uno provisto con dos GV. El refrigerante primario es agua pesada alcalinizada con LiOH, pHa25ºC =<br />

10.2-10.4, contenido de deuterio= 3-10 cm 3 /kg D2O. La cañería del primario es de acero al carbono, los tubos<br />

del GV son de Aleación 800, los end-fittings de los canales combustibles son de acero 403, las vainas de<br />

elementos combustibles de Zry-4 y los tubos de presión de Zr-2.5Nb. En el sistema primario fuera del<br />

núcleo hay cuatro autoclaves, dos a la salida de los GV (Y2 e Y3 a ∼265ºC) y dos a la entrada de los mismos<br />

(Y1 e Y4 a ∼310ºC), Figura 1. Las autoclaves, construidas en acero al carbono, están montadas<br />

verticalmente, poseen válvulas de drenaje, aislamiento y venteo. En ellas se introducen soportes especiales,<br />

en los cuales se fijan los cupones mediante tornillos, tuercas y arandelas de acero inoxidable previamente<br />

oxidados.<br />

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