En sammanställning av kunskapsläget med fokus på erfarenheter av studier genomförda i Sverige
SSM perspektiv
Sammanfattning
Nickelbaslegeringen Alloy 600 och dess svetsgods Alloy 82 och 182 har i stor utsträckning utnyttjats i tryckvattenreaktorer, i många fall i komponenter och systemdelar av vital betydelse ur ett säkerhetsperspektiv. Även i kokvattenreaktorer har dessa legeringar utnyttjats i säkerhetsmässigt viktiga komponenter, dock inte i samma omfattning som i PWR.
Interkristallin spänningskorrosion har förekommit i nickelbaslegeringar i BWR- och PWR-miljö under en längre tid, vilket innebär att det aktuella kunskapsläget vid olika tidpunkter finns sammanställt. En sammanställning som ger en samlad bild ur ett svenskt perspektiv som täcker både BWR- och PWR-miljöer saknas dock.
Målsättningarna med denna rapport är att beskriva det aktuella kunskapsläget avseende SCC i nickelbaslegeringar i BWR- och PWR-miljöer ur ett svenskt perspektiv, belysa vilka provningsmetoder som tillämpats och deras för- och nackdelar. Vidare berörs också vilka motåtgärder som vidtagits för att motverka problemen med SCC i både BWR- och PWR-anläggningar.
Spänningskorrosion (SCC) i Alloy 600 och dess svetsgods har förekommit i tryck-vattenreaktorer (PWR) sedan 1970-talet, då sprickor påträffades i ånggeneratortuber av denna legering. Det var dock först senare som SCC i komponenter och systemdelar av tjockväggigt gods uppenbarade sig. Undantaget komponenter med tunnväggigt gods (ånggeneratortuber) har skador påträffats i tanklocksgenomföringar, i stutsar i botten av reaktortanken och i svetsar mellan reaktortankstutsar och safe-ends.
Spänningskorrosion i PWR medförde att stor kraft ägnades åt att förstå mekanismen. Olika mekanismer för att förklara SCC i PWR-miljö, benämnd ”Primary Water Stress Corrosion Cracking” (PWSCC), har framlagts, men man har ännu inte kunnat enas om en sprickmodell. Modeller som involverar väte i sprickmekanismen samt intern oxidation är några teorier som framförts.
Skador i nickelbaslegeringar har också påträffats i kokvattenreaktorer (BWR). I denna reaktortyp har dock interkristallin spänningskorrosion (IGSCC) i austenitiskt rostfritt stål överskuggat SCC i Alloy 600 och dess svetsgods. Ur ett svenskt perspektiv har skadorna främst berört Alloy X-750 och svetsgodset Alloy 182. I det senare fallet är sprickor i stödben till moderatortankstativ aktuellt. Internationellt har det visats att även grundmaterialet Alloy 600 är känsligt för SCC i BWR-miljö.
I PWR har man som motmedel valt att delvis byta ut de SCC-känsliga nickelbaslegeringarna mot Alloy 690 och artegna svetsgods såsom Alloy 52 och 152. Kännetecknande för ersättningsmaterialen är den högre kromhalten (~30 %) jämfört med Alloy 600 (~15 %). Drifterfarenheter såväl som laboratorieförsök har visat att Alloy 690 och dess svetsgods är mycket resistent mot PWSCC.