Avaliação da suscetibilidade à corrosão sob tensão da ZAC do aço inoxidável AISI 316L em ambiente de reator nuclear PWR

• Autor(a) principal: Schvartzman,Mônica Maria de Abreu Mendonça
• Data de Publicação: 2009
• Outros Autores: Quinan,Marco Antônio Dutra, Campos,Wagner Reis da Costa, Lima,Luciana Iglésias Lourenço
• Tipo de documento: Artigo
• Idioma: por
• Título da fonte: Revista soldagem & inspeção (Online)
• Texto Completo: http://old.scielo.br/scielo.php?script=sci_arttext&pid=S0104-92242009000300006
• topic: Aços carbonos; Aço inoxidável austenítico; Zona afetada pelo calor; Resistência à corrosão sob tensão; Usina PWR

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.