Avaliação da suscetibilidade à corrosão sob tensão da ZAC do aço inoxidável AISI 316L em ambiente de reator nuclear PWR
| Autor: | Wagner Reis da Costa Campos, Mônica Maria de Abreu Mendonça Schvartzman, Marco Antônio Dutra Quinan, Luciana Iglésias Lourenço Lima |
|---|---|
| Rok vydání: | 2009 |
| Předmět: |
Heat-affected zone
Materials science Mechanical Engineering Metallurgy Alloy Aço inoxidável austenítico Metals and Alloys Aços carbonos Zona afetada pelo calor engineering.material Strain rate Thermal expansion Corrosion Stress (mechanics) Resistência à corrosão sob tensão Mechanics of Materials Ultimate tensile strength engineering Stress corrosion cracking Usina PWR |
| Zdroj: | Soldagem & Inspeção v.14 n.3 2009 Revista soldagem & inspeção Associação Brasileira de Soldagem (ABS) instacron:ABS |
| ISSN: | 0104-9224 |
| DOI: | 10.1590/s0104-92242009000300006 |
| Popis: | 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. |
| Databáze: | OpenAIRE |
| Externí odkaz: |
|