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Estudio del comportamiento a corrosión bajo tensión de un acero inoxidable austenítico en diferentes fases del agua

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2018-10-18
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2018-10-18
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El reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR) es una de las opciones de diseño de la IV Generación de reactores nucleares más prometedoras. Este tipo de reactor tiene mayor rendimiento energético que los reactores de agua ligera actuales (LWR) y será más seguro. Sin embargo, también está sometido a los mismos procesos que aparecen en los reactores actuales, como por ejemplo los procesos de corrosión bajo tensión (SCC), pero en este caso en una fase no conocida del agua, la región supercrítica. El objetivo de este trabajo de fin de grado es el de obtener información sobre el comportamiento de la corrosión bajo tensión en el acero AISI 316L, firme candidato para usarse en la construcción del reactor refrigerado por agua supercrítica. Para ello se realizaron tres ensayos en agua líquida, vapor y agua supercrítica y posteriormente se examinaron los resultados con diferentes técnicas, como la deformación longitudinal mediante el espectógrafo o la cantidad de grietas mediante el microscopio electrónico de barrido. Tras el análisis de las muestras se evaluó la susceptibilidad a corrosión bajo tensión mediante el cálculo de la densidad de grietas y una comparativa entre los ensayos para determinar en qué medio el material es más susceptible. Se recurrió a bibliografía de otros autores, pues el tema que se trata en este trabajo requiere diferentes puntos de vista y observaciones al no estar claro el comportamiento del material en agua supercrítica. Los resultados obtenidos mostraron una mayor susceptibilidad a SCC del acero AISI 316L en agua líquida, seguida del agua supercrítica y finalmente del vapor. Además, tras el análisis de los resultados y su comparación con otros previos, se han encontrado similitudes en el comportamiento a corrosión en agua supercrítica y vapor.
Supercritical Water Reactor (SCWR) is one of the options of Generation IV Nuclear Reactors, and it has many possibilities to be constructed. This kind of reactor will have more efficiency than current light water reactors and it will be safer. However, it suffers the same processes which take place in current reactors like Stress Corrosion Cracking (SCC). The difference is that these corrosion processes are not well known in supercritical water. The aim of this end-of-degree work is to obtain information about the behavior to SCC of a candidate material for the next SCWR like the AISI 316L. In order to achieve this objective Slow Strain Rate Tensile Test (SSRT) were performed in liquid water, steam and supercritical water. Results for this work were examined by Scanning Electron Microscope (SEM). After the analysis of the samples, SCC was evaluated by means of the crack density and the average crack length and a comparison between the tests, in order to determine which environment makes the material more susceptible, was done. It was necessary to consult bibliography of other authors, because the topic studied in this work requires different points of view and observations due to the unknown behavior of the material in supercritical water. It was concluded that stress corrosion cracking processes of 316L stainless steel was higher in liquid water corrosion processes, followed by supercritical water and finally steam water. Also, similarities were found in steam water and supercritical water corrosion behavior.
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Reactores nucleares, Agua supercrítica (SCW), Corrosión Generación IV, Reactores de agua ligera, Ensayo de materiales, Acero
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