Importanti componenti di reattori nucleari ad acqua pressurizzata vengono realizzati con una lega a base di nichel che contiene il doppio della quantità di cromo rispetto al materiale utilizzato in precedenza. La nuova lega, denominata lega 690, si comporta meglio, senza fessurazioni dovute alla corrosione nell'ambiente del servizio idrico ad alta temperatura. Però, fessurazione per corrosione sotto sforzo è stata osservata nei test di laboratorio su materiale in lega 690 altamente deformato. Per ottenere informazioni su questo comportamento, i ricercatori del Pacific Northwest National Laboratory hanno eseguito indagini ad alta risoluzione sui processi di corrosione e fessurazione.
Sorprendentemente, hanno scoperto che vene di ossidazione localizzata si sono infiltrate nella lega 690 invece di formare il previsto, strato protettivo di ossido ricco di cromo sulla superficie.
Le immagini a risoluzione ancora più elevata della lega 690 corrosa hanno rivelato l'esclusiva struttura tridimensionale nelle vene di ossidazione. Le vene filamentose avevano solo circa 5 nanometri di diametro, ma penetrano a profondità superiori a 400 nanometri sotto la superficie. Queste vene contenevano una linea di piastrine di ossido di cromo circondate da nanocristalli misti di nichel-cromo-ossido di ferro.
I ricercatori hanno a lungo pensato che uno strato di ossido superficiale continuo e tenace protegga le leghe metalliche dalla degradazione in ambienti corrosivi. Ma le vene di ossidazione penetrativa nelle migliori prestazioni, leghe ad alto contenuto di cromo sollevano questioni fondamentali sui meccanismi di corrosione e fessurazione. Comprendere la sequenza di eventi che provocano l'ossidazione penetrativa aiuterà i ricercatori a personalizzare le leghe in modo che siano più resistenti alla degradazione in servizio. Questo lavoro potrebbe in definitiva portare a componenti più duraturi e reattori nucleari più sicuri.
I ricercatori hanno prima valutato la corrosione e la fessurazione nella lega 690 esposta all'acqua primaria del reattore ad acqua pressurizzata simulata a temperature comprese tra 325 e 360 gradi C. Hanno quindi caratterizzato la morfologia generale di queste strutture utilizzando la microscopia elettronica a scansione a basso kV e l'imaging elettronico retrodiffuso. Per immagini ad alta risoluzione e identificazione di fase, La microscopia elettronica a trasmissione (TEM) è stata impiegata, inclusa la TEM filtrata dall'energia e la diffrazione elettronica per chiarire la distribuzione elementare e le fasi durante l'ossidazione penetrativa. Finalmente, hanno usato la tomografia a sonda atomica in EMSL per determinare la struttura tridimensionale dell'ossidazione penetrativa ed esaminare i processi di diffusione allo stato solido che portano all'ossidazione.
Cosa c'è dopo:i ricercatori stanno riproducendo questa ossidazione su elevata purezza, leghe binarie nichel-cromo di composizione variabile per isolare processi di ossidazione superficiale ed interna. Modificheranno modelli computerizzati di corrosione per simulare l'ossidazione penetrativa. I dati sperimentali consentiranno loro di verificare l'accuratezza dei modelli informatici in grado di prevedere come i componenti del reattore nucleare si corrodono e si rompono durante il servizio a lungo termine.
