SSM perspektiv
Bakgrund
De svenska kokvattenreaktorerna av internpumpstyp körs alla med normalvattenkemi. I laboratorieförsök har en tydlig känslighet för spänningskorrosion i låglegerat tryckkärlsstål vid normalvattenkemi och förhöjd svavelhalt i materialet eller sulfat/kloridkontamination i vattnet kunnat påvisas. På senare tid har studier visat på förhöjd känslighet för spänningskorrosion redan vid 3 ppb klorid, vilket föranlett sänkning av EPRIs BWR water chemistry guideline level 1 från 5 till 3 ppb klorid. Driftserfarenheterna från reaktordrift indikerar dock inte någon sådan tydlig känslighet för spänningskorrosion i tankstål. Vidare visade en litteraturgenomgång att spricktillväxtdata vid höga spänningsintensitetsfaktorer var få, speciellt för tryckkärlsstål med svavelhalter som är relevanta för svenska kokvattenreaktorer.
Syftet med projektet var att studera spänningskorrosionstillväxt i reaktortankstål med medelhög svavelhalt i kokvattenreaktormiljö med normalvattenkemi. Fokus lades på att studera effekten av olika halter klorider, samt kloridspikar vid höga spänningsintensitetsfaktorer (K inom intervallet 50-70 MPa√m).
Resultat
Materialet som användes vid provningen var ett tryckkärlsstål av typ ASTM 533 Gr. B Cl. 1 med 0,011 % Svavel, en för svenska förhållanden konservativt hög svavelhalt. Provningen genomfördes i simulerad kokvattenreaktormiljö med kloridhalter mellan 0 och 90 ppb. Utifrån resultaten kunde konstateras att materialet uppvisat ett högt motstånd mot spricktillväxt i såväl ren miljö som med kloridtransienter av anläggningsrelevant längd och att dynamisk last är den främsta drivkraften för spricktillväxt. Resultaten i studien stödjer slutsatserna i EPRIs guideline BWRVIP-233 rev.2 avseende tillräckliga marginaler i föreslagna tillväxtkurvor.
Relevans
Resultaten ger ökad insikt i spänningskorrosionskänsligheten hos låglegerat tryckkärlsstål där svavelhalten är relevant för svenska reaktorer. Provningen har genererat kunskap som är viktig vid framtida granskningar och bedömningar av påträffade defekter som är i kontakt eller som kan komma i kontakt med reaktortankstålet.