Comportamiento de aleaciones austeníticas en condiciones de un reactor nuclear avanzado refrigerado por agua supercrítica

Abstract

Los aceros inoxidables austeníticos son materiales candidatos para la construcción de uno de los diseños de la Generación IV con más posibilidades de entrar en funcionamiento a medio plazo: el reactor nuclear avanzado refrigerado por agua supercrítica. Estos materiales han sido elegidos debido a sus óptimas propiedades mecánicas y al buen comportamiento frente a la corrosión que han mostrado en condiciones de operación de los reactores de agua ligera, actualmente en funcionamiento. A pesar de esto, no existe mucha información sobre el comportamiento de este tipo de materiales en un medio no bien conocido como el agua supercrítica. Por este motivo, en esta tesis se estudió un acero inoxidable austenítico 316 L en agua supercrítica desaireada a dos temperaturas de interés: 400 ºC y 500 ºC y 25 MPa, con el objetivo de estudiar su comportamiento a corrosión bajo tensión (SCC) en estas condiciones y para avanzar en la comprensión del efecto que tiene la variación de las propiedades físicas del agua dentro del campo supercrítico en su comportamiento. Este tipo de aceros son trabajados en frío (en torno al 20%) para mejorar sus propiedades mecánicas. Sin embargo, se ha demostrado que la deformación plástica retenida en el material como consecuencia del trabajado en frío, aumenta su susceptibilidad a SCC en condiciones de operación de un reactor de agua a presión. Teniendo esto en cuenta, se estudió la influencia de la deformación plástica en el acero inoxidable 316 L ensayado en agua supercrítica a las dos temperaturas antes indicadas. Para completar este estudio y, además, obtener información de las características de las capas de óxido formadas en este medio, se realizaron ensayos de oxidación con el acero inoxidable 316 L a 400 ºC y 500 ºC a dos presiones diferentes: 25 MPa y 30 MPa. Adicionalmente, se estudió una aleación modelo basada en el acero inoxidable austenítico 316 L pero con variaciones en su composición que simulan de forma general la composición que tendría el límite de grano como consecuencia de la radiación. Además, esta aleación se predeformó en frío para introducir otro de los efectos que produce la radiación en el material: el endurecimiento. Finalmente, fue ensayada en agua supercrítica desaireada a 400 ºC y 25 MPa. Los reactores nucleares refrigerados por agua supercrítica trabajan a alta temperatura, por lo que es posible que además de la corrosión tengan lugar otros procesos como la fluencia. Tras comprobar la presencia de este tipo de procesos en el material ensayado a 500 ºC, se realizó un ensayo de fluencia in situ (a vacío dentro de la cámara de un microscopio electrónico de barrido específicamente preparado para ello) para determinar qué partes de la microestructura del material son más susceptibles, encontrándose que, al igual que en los procesos de SCC, los límites aleatorios son las partes más débiles. Tomando como referencia los resultados obtenidos y a partir de un estudio adicional sobre las variables que influyen en los procesos de maclado del material, se obtuvieron probetas con la microestructura modificada de tal modo que predominaran en ella los límites de grano susceptibles a los dos procesos degenerativos observados en agua supercrítica: SCC y fluencia. Estas probetas, previamente caracterizadas mediante el uso de curvas del tipo desorientación media frente a deformación plástica, permiten estudiar estos procesos con más facilidad y, además, ver cuál es el papel de la red de límites aleatorios en el comportamiento del material.Los resultados obtenidos de estos ensayos muestran que el acero 316 L es susceptible a SCC en agua supercrítica y que esta susceptibilidad parece aumentar con la temperatura y con la deformación plástica retenida en el material. Comparando los resultados obtenidos del ensayo de la aleación modelo en agua supercrítica con resultados previos encontrados en la literatura, donde esta misma aleación se ensaya en agua líquida (en condiciones de un reactor de agua a presión), se observa que la susceptibilidad a SCC del material es menor en agua supercrítica que en agua líquida, resultado probablemente debido a cambios en el comportamiento del agua al entrar dentro de la región supercrítica. Indicios adicionales de un posible cambio en el comportamiento del agua fueron observados también mediante los ensayos de oxidación. Finalmente, los resultados del estudio de las probetas con la microestructura modificada y ensayadas en agua supercrítica a 500 ºC parecen indicar que en las zonas donde la red de límites de grano es de tipo aleatorio los procesos de SCC y fluencia pueden estar potenciados.