DE19512873A1 - Isolierter Schutzüberzug zum Mäßigen von Spannungsrißkorrosion von Metallkomponenten in Wasser hoher Temperatur - Google Patents
Isolierter Schutzüberzug zum Mäßigen von Spannungsrißkorrosion von Metallkomponenten in Wasser hoher TemperaturInfo
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Description
Diese Erfindung bezieht sich auf die Verringerung des
Korrosionspotentials von Komponenten, die Wasser hoher Tempe
ratur ausgesetzt sind. Der Begriff "Wasser hoher Temperatur",
wie er hier benutzt wird, bedeutet Wasser mit einer Temperatur
von etwa 100°C oder mehr, Dampf oder dessen Kondensat. Wasser
hoher Temperatur findet sich in einer Vielfalt bekannter Vor
richtungen, wie Wasserentlüftern, Kernreaktoren und dampfbe
triebenen Energieanlagen.
Kernreaktoren werden zur Erzeugung elektrischer Energie,
in der Forschung und zum Antrieb eingesetzt. Ein Reaktor-
Druckbehälter enthält das Reaktor-Kühlmittel, d. h. Wasser, das
Wärme aus dem Nuklearkern entfernt. Entsprechende Rohrkreis
läufe befördern das erhitzte Wasser oder Dampf zu den Dampf
generatoren oder Turbinen und führen im Kreislauf befindliches
oder Speisewasser zurück in den Behälter. Betriebsdrucke und
-temperaturen für den Reaktor-Druckkessel betragen etwa 7 MPa
und 288°C für einen Siedewasserreaktor (SWR) und etwa 15 MPa
und 320°C für einen Druckwasserreaktor (DWR). Die in SWRs und
DWRs eingesetzten Materialien müssen beanspruchenden, Umge
bungs- und Strahlungsbedingungen widerstehen.
Einige der Wasser hoher Temperatur ausgesetzten Materia
lien schließen Kohlenstoffstahl, Legierungsstahl, korrosions
beständigen Stahl und Legierungen auf Nickel-, Kobalt- und
Zirkonium-Basis ein. Trotz der sorgfältigen Auswahl und Be
handlung dieser Materialien zum Einsatz in Wasserreaktoren
tritt Korrosion auf den Wasser hoher Temperatur ausgesetzten
Materialien auf. Eine solche Korrosion trägt zu einer Vielfalt
von Problemen bei, z. B. Spannungsrißkorrosion, Spaltkorrosion,
Erosionskorrosion, Haften von Druckentlastungs-Ventilen und
Aufbau des Gamma-Strahlung emittierenden Co-60-Isotops.
Die Spannungsrißkorrosion (SCC) ist eine bekannte Er
scheinung in Reaktorkomponenten, wie Bauteilen, Rohren, Befe
stigern und Verschweißungen, die Wasser hoher Temperatur aus
gesetzt sind. SCC bezieht sich, wie es hier benutzt wird, auf
durch statische oder dynamische Zugspannung in Kombination mit
Korrosion an der Rißspitze sich ausbreitende Risse. Die Reak
torkomponenten unterliegen einer Vielfalt von Spannungen, die,
z. B., mit Unterschieden in der thermischen Ausdehnung, dem für
den Behälter des Reaktor-Kühlwassers erforderlichen Betriebs
druck und anderen Quellen, wie Restspannungen vom Schweißen,
Kaltumformen und anderen asymmetrischen Metallbehandlungen
verbunden sind. Zusätzlich kann die Wasser-Zusammensetzung, das
Schweißen, die Spaltgeometrie, die Wärmebehandlung und Strah
lung die Empfindlichkeit des Metalles einer Komponente gegen
über SCC erhöhen.
Es ist bekannt, daß SCC in höheren Raten auftritt, wenn
Sauerstoff in dem Reaktorwasser in Konzentrationen von etwa 1
bis 5 Teilen pro Milliarde (ppb) oder mehr vorhanden ist. SCC
wird weiter in einem hohen Strahlungsfluß erhöht, wo oxidie
rende Stoffe, wie Sauerstoff, Wasserstoffperoxid und kurzlebige
Reste durch radiolytische Zersetzung von Reaktorwasser erzeugt
werden. Solche oxidierenden Stoffe erhöhen das elektrochemische
Korrosionspotential (ECP) von Metallen. Die elektrochemische
Korrosion wird verursacht durch einen Fluß von Elektronen von
anodischen zu kathodischen Bereichen auf metallischen Ober
flächen. Das ECP ist ein Maß der thermodynamischen Neigung zum
Auftreten von Korrosionserscheinungen, und es ist ein Grundpa
rameter bei der Bestimmung von Geschwindigkeiten bzw. Raten
von, z. B., SCC, Korrosionsermüdung, Korrosions-Filmverdickung
und allgemeine Korrosion.
Das Korrosionspotential ist, wie deutlich gezeigt wurde,
eine primäre Variable beim Kontrollieren der Empfindlichkeit
gegen SCC in SWR-Umgebungen. Fig. 1 zeigt die beobachtete und
vorhergesagte Rißwachstumsrate als Funktion des Korrosions
potentials für einen durch Ofenbehandlung sensibilisierten
korrosionsbeständigem Stahl vom Typ 304 bei 27,5 bis 30 MPa √
in Wasser von 288°C über den Bereich der Lösungs-Leitfähigkei
ten von 0,1 bis 0,5 µS/cm. Die Datenpunkte bei erhöhten Korro
sionspotentialen und Wachstumsraten entsprechen der Wasser-
Zusammensetzung unter Bestrahlungsbedingungen in Test- oder
kommerziellen Reaktoren.
Das Korrosions- (oder Misch-)Potential repräsentiert einen
kinetischen Ausgleich verschiedener Oxidations- und Reduktions-
Reaktionen auf einer in einem Elektrolyten angeordneten Metall
oberfläche, und es kann verringert werden durch Vermindern der
Konzentration von Oxidationsmitteln, wie gelöstem Sauerstoff.
Fig. 2 ist eine schematische Darstellung von E (des Potentials)
in Abhängigkeit von log |i| (des absoluten Wertes der Strom
dichte), deren Kurven die Wechselwirkung von H₂ und O₂ auf
einer katalytisch aktiven Oberfläche, wie Platin oder Palla
dium, zeigen. i₀ ist die Austausch-Stromdichte, die ein Maß für
die Reversibilität der Reaktion ist. Oberhalb i₀ ist die Akti
vierungspolarisation (Tafel-Verhalten) in den abgeschrägten
linearen Regionen gezeigt. iL repräsentiert die beschränkten
Stromdichten für die Sauerstoff-Diffusion zur Metalloberfläche,
die mit der Massen-Transportrate (z. B. Sauerstoff-Konzentra
tion, Temperatur und Konvektion) variieren. Das Korrosions
potential in Wasser hoher Temperatur, das Wasserstoff und
Sauerstoff enthält, wird üblicherweise durch den Schnitt der
O₂-Reduktionskurve (O₂ + 2H₂O + 4e⁻ → 4OH⁻) mit der H₂-Oxi
dationskurve (H₂ → 2H⁺ + 2e⁻) kontrolliert, wobei die langsame
Kinetik der Metallauflösung im allgemeinen nur eine geringe
Rolle spielt.
Die grundlegende Bedeutung des Korrosionspotentials in
Abhängigkeit von, z. B. der Konzentration des gelösten Sauer
stoffes per se, ist in Fig. 3 gezeigt, wo die Rißwachstumsrate
bzw. Rißausdehnung einer mit Pd überzogenen CT-Probe dramatisch
abfällt, nachdem Bedingungen des Wasserstoff-Überschusses ein
gestellt sind, und dies ungeachtet der Anwesenheit einer rela
tiv hohen Sauerstoffkonzentration. Fig. 3 ist ein Diagramm der
Rißlänge in Abhängigkeit von der Zeit für eine mit Pd überzo
gene CT-Probe aus sensibilisiertem korrosionsbeständigem Stahl
vom Typ 304, die das beschleunigte Rißwachstum bei etwa 0,1 µM
H₂SO₄ in Wasser von 288°C zeigt, das etwa 400 ppb Sauerstoff
enthält. Weil die CT-Probe mit Pd überzogen war, verursachte
die Änderung zum Wasserstoffüberschuß das Abfallen des Korro
sionspotentials und der Rißwachstumsrate.
In einem SWR verursacht die Radiolyse des primären Was
serkühlmittels im Reaktorkern die Zersetzung eines geringen
Bruchteiles des Wassers in die chemischen Produkte H₂, H₂O₂, O₂
und oxidierende und reduzierende Radikale. Für stationäre Be
triebsbedingungen werden für O₂, H₂O₂ und H₂ im Wasser, das
umgewälzt wird und für O₂ und H₂ im zur Turbine gehenden Dampf
etwa Gleichgewichtskonzentrationen erzielt. Diese Konzentra
tionen von O₂, H₂O₂ und H₂ sind oxidierend und führen zu Be
dingungen, die die intergranulare Spannungsrißkorrosion (IGSCC)
empfindlicher Materialien der Konstruktion fördern können. Ein
zum Mässigen der IGSCC empfindlichen Materials benutztes Ver
fahren ist die Anwendung einer wasserstoffhaltigen Wasser-Zu
sammensetzung (HWC), wodurch die oxidierende Natur der SWR-
Umgebung zu einem mehr reduzierenden Zustand modifiziert wird.
Diese Wirkung wird erzielt durch Zugabe von Wasserstoffgas zum
Reaktor-Speisewasser. Erreicht der Wasserstoff den Reaktor
kessel, dann reagiert er mit den radiolytisch gebildeten oxi
dierenden Stoffen homogen und auf Metalloberflächen zur Rück
bildung von Wasser, was die Konzentration der gelösten oxi
dierenden Stoffe im Wasser in der Nähe von Metalloberflächen
verringert. Die Geschwindigkeit dieser Rekombinations-Reakti
onen hängt von lokalen Strahlungsfeldern, Wasserströmungsraten
und anderen Variablen ab.
Der injizierte Wasserstoff verringert das Niveau der oxi
dierenden Stoffe im Wasser, wie von gelöstem Sauerstoff, und
vermindert als Ergebnis das ECP von Metallen im Wasser. Fakto
ren, wie Variationen in den Wasser-Strömungsraten und der Zeit
oder Intensität des Aussetzens gegenüber Neutronen- oder Gamma-
Strahlung führen jedoch zur Herstellung von oxidierenden Stof
fen in verschiedenen Niveaus in verschiedenen Reaktoren. Es
waren daher variierende Wasserstoffmengen erforderlich, um das
Niveau der oxidierenden Stoffe genügend zu vermindern, um das
ECP unterhalb eines kritischen Potentials zu halten, das für
den Schutz vor IGSCC in Wasser hoher Temperatur erforderlich
ist. Der Begriff "kritisches Potential", wie er hier benutzt
wird, bedeutet ein Korrosionspotential bei oder unterhalb eines
Bereiches von Werten von etwa -0,230 bis -0,300 V, bezogen auf
die Standard-Wasserstoffelektrode (SHE bzw. she). IGSCC schrei
tet in Systemen, in denen sich das ECP oberhalb des kritischen
Potentials befindet, mit einer beschleunigten Rate fort und in
Systemen, in denen sich das ECP unterhalb des kritischen Poten
tials befindet (siehe Fig. 1) mit einer beträchtlich geringeren
Rate oder überhaupt nicht fort. Wasser, das oxidierende Stoffe,
wie Sauerstoff, enthält, erhöht das ECP von dem Wasser ausge
setzten Metallen über das kritische Potential hinaus, während
Wasser mit wenig oder keinen oxidierenden Stoffen darin, zu
einem ECP unterhalb des kritischen Potentials führt.
Anfängliche Versuche, das Korrosionspotential zu verrin
gern, konzentrierten sich auf relativ große Zugaben von gelö
stem Wasserstoff, die die Konzentration gelösten Sauerstoffes
im Wasser außerhalb des Kernes von etwa 200 ppb auf (5 ppb zu
verringern in der Lage waren, mit dem Ergebnis der Änderung des
Korrosionspotentials von etwa +0,05 VSHE auf -0,25 VSHE. Dieses
Herangehen wird als Wasserstoff-Wasser-Chemie bezeichnet, und
es ist in heimischen und ausländischen SWRs im kommerziellen
Gebrauch. Die Korrosionspotentiale von korrosionsfesten Stählen
und anderen Baumaterialien im Kontakt mit oxidierende Stoffe
enthaltendem Reaktorwasser kann üblicherweise durch Zufuhr von
Wasserstoff in das Speisewasser unter das kritische Potential
abgesenkt werden. Für angemessene Wasserstoffzugaben zum Spei
sewasser können Bedingungen zum Hemmen der IGSCC an verschie
denen Stellen des Reaktors festgestellt werden. Unterschied
liche Stellen im Reaktorsystem erfordern unterschiedliche Was
serstoffzugaben. Sehr viel größere Wasserstoffzugaben sind in
nerhalb des hohen Strahlungsflusses des Reaktorkernes oder,
wenn oxidierende kationische Verunreinigungen, z. B. Kupfer-
(II)ion vorhanden sind, erforderlich, um das ECP zu vermindern.
Es wurde gezeigt, daß die IGSCC von korrosionsbeständigem
Stahl Typ 304 (der 18-20% Cr, 8-10,5% Ni und 2% Mn enthält)
und anderer in SWRs eingesetzter Baumaterialien durch Verrin
gern des ECP des korrosionsbeständigen Stahls auf Werte unter
-0,230 V(SHE) gemildert werden kann. Ein wirksames Verfahren
hierzu ist der Gebrauch der HWC. Es können jedoch hohe Wasser
stoff-Zugaben, z. B. von etwa 200 ppb oder mehr, zum Reaktor
wasser erforderlich sein, um das ECP unter das kritische Po
tential zu verringern, die aufgrund der Einführung kurzlebiger
N¹⁶-Stoffe in den Dampf zu höheren Strahlungsniveaus im dampf
betriebenen Turbinenabschnitt führen können. Für die meisten
SWRs führt die erforderliche Menge des zugebenen Wasserstoffes,
um eine Milderung von IGSCC der inneren Komponenten des Druck
kessels zu erzielen, zu einer Zunahme der Strahlung in der
Hauptdampfleitung um einen Faktor von 5 bis 8. Diese Zunahme
der Strahlung in der Hauptdampfleitung kann hohe, selbst un
annehmbare Umgebungsdosierungen verursachen, die teuere Inve
stitionen zum Abschirmen und zur Kontrolle des Aussetzens ge
genüber Strahlung erfordern können. Kürzliche Untersuchungen
haben sich daher auf den Gebrauch von minimalen Wasserstoff
mengen konzentriert, um den Nutzen der HWC bei minimaler Zu
nahme der Strahlungsdosen in der Hauptdampfleitung zu erzielen.
Ein wirksames Herangehen hierfür besteht darin, die Ober
fläche des korrosionsbeständigen Stahls entweder mit Palladium
oder anderen Edelmetallen zu überziehen oder zu legieren. Die
Anwesenheit von Palladium auf der Oberfläche korrosionsbestän
digen Stahls verringert den Wasserstoff-Bedarf zum Erreichen
des erforderlichen kritischen IGSCC-Potentials von -0,230 V
(SHE). Der Gebrauch von Legierungen oder Metallüberzügen, die
Edelmetalle enthalten, gestattet geringere Korrosionspotentiale
(z. B. etwa -0,5 VSHE) bei viel geringeren Wasserstoff-Zugabe
raten. Z.B. offenbart die US-PS 51 35 709 von Adressen et al
ein Verfahren zum Verringern des ECP auf Komponenten, aus Koh
lenstoffstahl, Legierungsstahl, korrosionsbeständigem Stahl,
Legierungen auf Nickel- oder Kobaltbasis hergestellt, die
Wasser hoher Temperatur ausgesetzt sind, durch Versehen der
Komponente mit einer katalytischen Edelmetallschicht. Solches
Herangehen beruht auf der sehr wirksamen Rekombinations-Kinetik
von gelöstem Sauerstoff und Wasserstoff auf katalytischen
Oberflächen (siehe das hohe i₀ für die H₂-Oxidation in Fig. 2,
die verursacht, daß die meisten O₂-Reduktionskurven den
Schnittpunkt bei -0,5 VSHE haben). Dies wurde nicht nur für
reine Edelmetalle und Überzüge, sondern auch für sehr verdünnte
Legierungen oder Metallüberzüge gezeigt, die z. B. < 0,1 Gew.-%
Pt oder Pd enthalten (siehe Fig. 3 bis 5). Fig. 4 zeigt Mes
sungen des Korrosionspotentials auf reinem Platin, korrosi
onsbeständigem Stahl vom Typ 304, korrosionsbeständigem Stahl
vom Typ 304, der nach der Hypergeschwindigkeits-Oxy-Brennstoff-
(HVO)-Technik mit einem Pulver aus korrosionsbeständigem Stahl
Typ 308L, enthaltend 0,1 Gew.-% Palladium, thermisch gespritzt
wurde. Die Daten wurden in Wasser von 285°C, enthaltend 200 ppb
Sauerstoff und variierende Wasserstoffmengen, erhalten. Das
Potential fällt dramatisch zu seiner thermodynamischen Grenze
von etwa -0,5 VSHE ab, nachdem Wasserstoff nahe oder oberhalb
des stöchiometrischen Wertes zur Rekombination mit Sauerstoff
zur Bildung von Wasser (2H₂ + O₂ → 2H₂O) vorhanden ist. Fig. 5
zeigt Korrosionspotentiale von korrosionsbeständigem Stahl Typ
304, der mit 0,35 Gew.-% Palladium dotiert ist, bei einer
Strömungsgeschwindigkeit von 200 cm³/min in Wasser von 288°C,
das bis zu 5000 ppb Sauerstoff und verschiedene Wasserstoff
mengen enthält.
Ist die Oberflächen-Rekombinationsrate sehr viel größer
als die Zufuhrrate von Oxidationsmitteln zur Metalloberfläche
(durch die stagnierende, nahe der Oberfläche befindliche
Grenzschicht von Wasser), dann wird die Konzentration der
Oxidationsmittel (an der Oberfläche) sehr gering, und das
Korrosionspotential fällt im Wasser von 288°C zu seiner ther
modynamischen Grenze von etwa -0,5 VSHE ab, selbst wenn die
Massenkonzentration des gelösten Sauerstoffes hoch bleibt
(Fig. 3 bis 5). Weiter gestattet die etwas höhere Diffusi
onsrate von gelöstem Wasserstoff gegenüber gelöstem Sauerstoff
durch die Grenzschicht des Wassers etwas unterstöchiometrischen
Massenkonzentrationen von Wasserstoff die vollständige Rekombi
nation des an der Metalloberfläche ankommenden Oxidationsmit
tels. Während eine gewisse Wasserstoffzugabe zu SWRs bei diesem
Herangehen noch immer erforderlich ist, kann die Zugabe sehr
viel geringer sein ( 1%) als die für das anfängliche Wasser
stoff-Wasser-Chemie-Konzept erforderliche. Es bleiben Wasser
stoff-Zugaben erforderlich, weil sich Wasserstoff in einem SWR
vorzugsweise in die Dampfphase begibt, während Oxidationsmittel
(in erster Linie Sauerstoff und Wasserstoffperoxid) und Reduk
tionsmittel (in erster Linie Wasserstoff) durch Radiolyse im
stöchiometrischen Ausgleich erzeugt werden. Es gelangt auch
kein Wasserstoffperoxid in den Dampf. Im Umwälzwasser eines SWR
gibt es daher einen gewissen Überschuß an Sauerstoff mit Bezug
auf Wasserstoff und zusätzlich eine ziemlich große Konzentra
tion von Wasserstoffperoxid (z. B. etwa 200 ppb). Versuche zum
katalytischen Zersetzen des Wasserstoffperoxids vor oder nach
der Dampfabtrennung oberhalb des Kernes) wurden auch angegeben.
Während das Herangehen unter Einsatz von Edelmetall sehr
gut unter vielen Bedingungen arbeitet, zeigen sowohl Labora
toriumsdaten als auch Messungen innerhalb des Kernes an Edel
metallen, das es möglich ist, daß die Oxidationsmittel-Zufuhr
rate zur Metalloberfläche sich der Rekombinationsrate annähert
und/oder sie übersteigt (Fig. 6 und 7). Fig. 6 zeigt die Wir
kung der Zugabe von Wasserstoff zum Speisewasser auf das Kor
rosionspotential von korrosionsbeständigem Stahl und Platin an
verschiedenen Stellen des Duane Arnold-SWR. Bei einer Speise
wasser-Wasserstoffzugabe von etwa 56,64 l/min unter Standard
bedingungen (2 SCFM) fallen die Korrosionspotentiale in der
Umwälz-Rohrleitung unter etwa -0,25 VSHE. In Bereichen hohen
Flusses (am Oberteil des Kernes) bleibt selbst für reines Pt
das Korrosionspotential oberhalb von etwa -0,25 VSHE bei Spei
sewasser Wasserstoffniveaus von 425 l/min unter Standardbe
dingungen ( 15 SCFM) wobei der Langzeitbetrieb aufgrund der
Kosten des Wasserstoffes und der Zunahme an flüchtigem N¹⁶
(Turbinenstrahlung) sehr unattraktiv ist. Fig. 7 zeigt das
Korrosionspotential für Pd-überzogenen korrosionsbeständigen
Stahl vom Typ 316 in Wasser von 288°C in einer rotierenden
Zylinderprobe, die Bedingungen einer hohen Strömungsgeschwin
digkeit des Strömungsmittels simuliert, in Abhängigkeit von der
Wasserstoffzugabe. Das Wasser enthielt 1,0 ppm O₂. Mit Erhöhung
des Wasserstoffniveaus oberhalb der stöchiometrischen Menge
nahm das Potential ab, aber nur bis etwa -0,20 VSHE. Die Sau
erstoff-Zufuhrrate hatte die Austausch-Stromdichte (i₀) der
Wasserstoffreaktion (siehe Fig. 2) überschritten, und die Ak
tivierungs-Polarisation (Tafel-Ansprechen) der Wasserstoff
reaktion begann, was eine Verschiebung zu einem Misch- (oder
Korrosions)-Potential verursachte, das zwischen den Potentialen
liegt, die in normaler oder extremer Wasserstoff-Wasser-Chemie
auf nicht katalytischen Oberflächen gemessen werden.
An dem Punkt, an dem die Oxidationsmittel-Zufuhrrate zur
Metalloberfläche die Rekombinationsrate erreicht und/oder
übersteigt, nimmt das Korrosionspotential rasch um mehrere 100
mV (z. B. auf -0,2 VSHE) zu. Selbst unter den Bedingungen eines
(relativ geringen) Wasserstoffüberschusses weisen reine Pla
tinelektroden im Kern von SWRs recht hohe Korrosionspotentiale
auf, obwohl sie noch etwas geringer sind, als die von (nicht
katalytischem) korrosionsbeständigem Stahl (siehe Fig. 6). Bei
sehr hohen Wasserstoffniveaus (die gut oberhalb solchen liegen,
die typischerweise im ursprünglichen Konzept der Wasserstoff-
Wasser-Chemie eingesetzt wurden), fällt das Korrosionspotential
auf Edelmetall-Oberflächen auf -0,3 VSHE (siehe Fig. 6) ab. Die
ungeheueren Kosten der Wasserstoffzugaben, kombiniert mit der
großen beobachteten Zunahme des flüchtigen radioaktiven Stick
stoffes in dem Dampf (d. h. N¹⁶, der die Strahlungsniveaus im
Turbinengebäude erhöhen kann) machen den Gebrauch von sehr
hohen Wasserstoff-Zugaberaten ungeeignet.
Die vorliegende Erfindung ist ein alternatives Verfahren
zum Erzielen geringer ECPs, die zum langsamen oder zu keinem
Rißwachstum in korrosionsbeständigem Stahl und anderen Metallen
führen. Dies wird erreicht durch Überziehen der Oberflächen von
Reaktorkomponenten, die für IGSCC empfindlich sind, mit einem
elektrisch isolierenden Material, wie Zirkoniumoxid. Gemäß der
vorliegenden Erfindung wird das Metall-Korrosionspotential in
der negativen Richtung verschoben, ohne daß Wasserstoff hinzu
gegeben wird und ohne daß ein Edelmetall-Katalysator vorhanden
ist.
Fig. 1 zeigt die beobachtete und vorhergesagte Riß-Wachs
tumsrate als Funktion des Korrosionspotentials für durch Ofen
behandlung sensibilisierten korrosionsbeständigen Stahl vom Typ
304 in Wasser von 288°C.
Fig. 2 ist eine graphische Darstellung von Kurven von E
(des Potentials) in Abhängigkeit von log i (des absoluten
Wertes der Stromdichte), die die Wechselwirkung von H₂ und O₂
auf einer katalytisch aktiven Oberfläche, wie Platin oder
Palladium, zeigen.
Fig. 3 ist eine graphische Darstellung der Rißlänge in
Abhängigkeit von der Zeit für eine Pd-überzogene CT-Probe von
sensibilisiertem korrosionsbeständigem Stahl vom Typ 304 in
Wasser von 288°C, das etwa 400 ppb Sauerstoff und 0,1 µM H₂SO₄
enthält.
Fig. 4 ist eine graphische Darstellung, die Korrosions
potentiale von reinem Platin (), korrosionsbeständigem Stahl
von Typ 304 (○) und von korrosionsbeständigem Stahl von Typ 304
zeigt, der durch die Hypergeschwindigkeits-Oxy-Brennstoff-
(HVOF)-Technik mit einem Pulver aus korrosionsbeständigem Stahl
vom Typ 308L, enthaltend 0,1 Gew.-% Palladium (•) thermisch
gespritzt wurde.
Fig. 5 ist eine graphische Darstellung, die Korrosions
potentiale von korrosionsbeständigem Stahl vom Typ 304, dotiert
mit 0,35 Gew.-% Palladium, bei einer Strömungsgeschwindigkeit
von 200 cm³/min in Wasser von 288°C, enthaltend verschiedene
Wasserstoffmengen und die folgenden Sauerstoffmengen:
(○) 350 ppb; (▲) 2,5 ppm und (•) 5,0 ppm zeigt.
Fig. 6 ist eine graphische Darstellung, die die Wirkung
der Speisewasser-Wasserstoffzugabe auf das Korrosionspotential
von korrosionsbeständigem Stahl vom Typ 304 am oberen Teil des
Kernes (•), am Boden des Kernes (∎) und in der Umwälzleitung
(▲) sowie vom Platin am oberen Teil (○) und am Boden () des
Kernes zeigt.
Fig. 7 ist eine graphische Darstellung, die das Korrosi
onspotential in Abhängigkeit von der Wasserstoffzugabe für Pd-
überzogenen Stahl vom Typ 316 in Wasser von 288°C in einer
rotierenden Zylinderprobe zeigt, die die Bedingungen hoher
Strömungsmittel-Strömungsgeschwindigkeit bei 0,3 (•), 1,5 ()
und 3,0 (▲) m/s zeigt.
Fig. 8 ist eine schematische Darstellung der elektroche
mischen Prozesse, die im allgemeinen zu erhöhten Korrosionspo
tentialen an der Außenseite (Mund) eines Risses und geringen
Korrosionspotentialen an der Innenseite (Spitze) des Risses
führen.
Fig. 9A bis 9D ergeben einen schematischen Vergleich der
Korrosionspotentiale Φc, die sich unter hohem Strahlungsfluß
auf verschiedenen überzogenen und nicht überzogenen Komponenten
ausbilden.
Fig. 10 ist eine schematische Darstellung eines isolieren
den Schutzüberzuges, der als thermisch aufgespritzes Zirkoni
umoxid-Pulver abgebildet ist.
Fig. 11 und 12 sind graphische Darstellungen, die das
Korrosionspotential von korrosionsbeständigem Stahl 304 in
nicht überzogenem Zustand (•) und überzogen () mit Yttrium
oxid-stabilisiertem Zirkoniumoxid durch Luftplasma-Spritzen in
Abhängigkeit von der Sauerstoff- bzw. Wasserstoffperoxid-Kon
zentration zeigen.
Fig. 13 und 14 sind graphische Darstellungen, die das
Korrosionspotential in Abhängigkeit von der Sauerstoffkon
zentration für nicht überzogenen korrosionsbeständigen Stahl
vom Typ 304 (•); korrosionsbeständigem Stahl vom Typ 304,
überzogen mit Yttriumoxid-stabilisiertem Zirkoniumoxid mit
Dicken von 0,075 mm (3 mils) (), 0,125 mm (5 mils) (▲) und
0,25 mm (10 mils) (○) sowie reines Zirkonium (∎) nach zwei
tägigem Eintauchen in reines Wasser bzw. nach 3-monatigem
Eintauchen in Wasser mit verschiedenen Bedingungen der Was
serchemie zeigen.
Die vorliegende Erfindung ist eine Technik zum Erzielen
geringer Korrosionspotentiale im einen hohen Fluß aufweisenden
Bereich innerhalb des Kernes (oder innerhalb anderer Bereiche)
die sehr hohe Zufuhrraten von Oxidationsmittel aufgrund hoher
Konzentrationen und/oder hoher Strömungsmittel-Zufuhrraten/
Konvektion aufweisen können. Die Technik umfaßt die Bildung
eines elektrisch isolierenden schützenden Überzuges auf gegen
über SCC empfindlichen Oberflächen von Metallkomponenten eines
wassergekühlten Kernreaktors. Der isolierende Schutzüberzug ist
ausgebildet, um den Ausgleich zwischen der Zufuhrrate von
Oxidationsmitteln zur Oberfläche und der Rekombinationsrate auf
der Oberfläche durch Beschränken der Zufuhrkinetik (durch
Einschränken des Massentransportes der Reaktanten durch eine
poröse isolierende Schicht) zu ändern. Die Technik der vor
liegenden Erfindung beruht auf den folgenden Grundbetrachtun
gen.
Die erste Betrachtung ist, daß Korrosionspotentiale nur an
Metail/Wasser-Grenzflächen erzeugt werden. Während auf einem
Metallüberzug das Korrosionspotential an der Grenzfläche des
Metallüberzuges mit dem Massenwasser gebildet wird, wird auf
einem porösem isolierenden Überzug das Korrosionspotential an
der Grenzfläche des Substratmetalles und des Wassers gebildet,
mit dem es in Kontakt steht (d. h. dem Wasser in den Poren).
Der Einfluß des Korrosionspotentials auf die Spannungs
rißkorrosion ergibt sich aus dem Unterschied im Korrosions
potential am im allgemeinen ein hohes Potential aufweisenden
Rißmund/freien Oberfläche gegenüber dem immer geringen Poten
tial (z. B. -0,5 VSHE) innerhalb des Risses/Spaltspitze. Dieser
Potentialunterschied verursacht einen Elektronenfluß im Metall
und einen Ionenfluß in der Lösung, die eine Zunahme der Anio
nenkonzentration im Riß induzieren.
Fig. 8 gibt eine schematische Darstellung der elektroche
mischen Prozesse wieder, die im allgemeinen zu erhöhten Korro
sionspotentialen an der Außenseite (Mund) und geringen Korro
sionspotentialen im Inneren (Spitze) des Risses führen. Der
Potentialunterschied ΔΦc führt zur Konzentration von Anionen A⁻
(z. B. Cl⁻) im Riß, aber nur dann, wenn es sowohl einen Ionen
als auch einen Elektronenpfad gibt.
Die Fig. 9A bis 9D ergeben einen schematischen Vergleich
der Korrosionspotentiale Φc, die sich unter hohem Strahlungs
fluß bilden: (A) auf einer nicht überzogenen (z. B. aus kor
rosionsbeständigem Stahl) Komponente (hohes Φc); (B) auf einer
Komponente, die mit einem katalytischen Metallüberzug versehen
ist, wobei die Zufuhrrate von Reaktanten zur Oberfläche nicht
zu groß ist (geringes Φc); (C) auf einer Komponente, die mit
einem katalytischen Metallüberzug versehen ist, wobei die Zu
fuhrrate der Reaktanten zur Oberfläche sich der H₂-O₂-Rekom
binationskinetik nähert oder diese übersteigt (mäßiges Φc) und
(D) auf einer Komponente, die mit einem isolierenden Schutz
überzug versehen ist (immer bei einem geringen Korrosionspoten
tial).
Um die Spannungsrißkorrosion zu beeinflussen, muß sich das
erhöhte Korrosionspotential des Rißmundes auf einer Oberfläche
bilden, die mit der interessierenden Komponente in elektrischem
Kontakt steht. Würde ein isolierender Überzug (siehe Fig. 9
und 10) auf eine Metallkomponente aufgebracht werden, wobei
eine gewisse Porosität oder Risse im Überzug angenommen werden,
dann würde das Korrosionspotential nur an der Grenzfläche zwi
schen der Metalloberfläche und Wasser gebildet werden.
Es würde somit ein Spalt durch den Überzug gebildet wer
den, da dieser jedoch elektrisch isolierend ist, kann der Spalt
keinen "elektrochemischen" Spalt repräsentieren, sondern nur
eine "beschränkte Massentransport"-Geometrie, der kritische
Bestandteil in "elektrochemischen" Spalten ist die Anwesenheit
eines leitenden Materials in gleichzeitigem Kontakt mit Berei
chen hohen Potentials (z. B. einem Rißmund) und Bereichen eines
geringen Potentials (z. B. einer Rißspitze). Es würde daher
nicht helfen, eine Komponente mit einer isolierenden Schicht zu
bedecken, die ihrerseits mit einer Metallschicht (oder mitein
ander verbundenen Metallteilchen) bedeckt ist, in denen ein
Spalt oder Riß existiert. Unter diesen Bedingungen würde sich
die aggressive Spaltchemie in der äußeren Metallschicht aus
bilden, die sich in Kontakt mit der Komponente befinden würde.
Die zweite Betrachtung ist, daß bei für Wasser undurch
dringlichem isolierenden Überzug sich weder ein Korrosionspo
tential am darunterliegenden Metall bilden kann, noch Bedenken
für die Spannungsrißkorrosion bestehen. Irgendwelche Poren oder
feinen Risse in einem isolierenden Überzug ergeben einen stark
eingeschränkten Massentransport, und sie sind daher äquivalent
einer sehr dicken Grenzschicht stagnierenden Wassers nahe der
Oberfläche. Da Oxidationsmittel an Metalloberflächen immer
verbraucht werden, verursacht dieser sehr eingeschränkten
Massentransport (verringerte Rate der Oxidationsmittelzufuhr),
daß die Ankunftsrate der Oxidationsmittel durch den isolie
renden Überzug zum Substrat abnimmt, so daß sie unter die Rate
ihres Verbrauches abfällt. Unter diesen, den Massentransport
einschränkenden Umständen nimmt das Korrosionspotential rasch
auf Werte -0,5 VSHE selbst für hohe Oxidationsmittel-Konzen
trationen und bei Abwesenheit von stöchiometrisch überschüs
sigem Wasserstoff (oder irgendeinem Wasserstoff) ab. Es wurden
zahlreiche damit übereinstimmenden Beobachtungen gemacht, ein
schließlich geringer Potentiale auf Oberflächen korrosions
beständigem Stahls bei geringen Sauerstoffniveaus (z. B. 1 bis
10 ppb) sowie in (gerade noch innerhalb) Spalten/Rissen, selbst
bei sehr hohen Sauerstoffniveaus.
Es können daher selbst bei hohen Oxidationsmittel-Konzen
trationen und nicht nur ohne stöchiometrischen Überschuß an
Wasserstoff, sondern auch bei Abwesenheit von irgendwelchem
Wasserstoff Korrosionspotentiale von -0,5 VSHE erzielt werden.
Dies mag sich als eine kritische Erfindung für SWR-Anlagen
erweisen, bei denen es unmöglich ist (wegen der Kosten oder
wegen der hohen N¹⁶-Strahlungsniveaus aufgrund der Wasserstoff
zugabe), genügend Wasserstoff hinzuzugeben, um an allen Stellen
der Anlage einen stöchiometrischen Wasserstoffüberschuß zu
garantieren.
Während verschiedene nicht leitende Materialien eingesetzt
werden könnten, ist Zirkoniumoxid (ZrO₂) eine gute Auswahl,
weil es thermisch gespritzt werden kann und in Wasser hoher
Temperatur sowohl strukturell (z. B. spaltet es sich nicht ab
und unterliegt nicht einer durch die Umgebung unterstützten
Rißbildung) als auch chemisch (z. B. löst es sich nicht oder
reagiert nicht) sehr stabil ist. Zirkoniumoxid kann in ver
schiedenen Teilchengrößen erhalten werden, so daß es beim
Einstellen der Parameter für das thermische Spritzen eine
Flexibilität gibt. Aluminiumoxid ist auch eine Option. Die
Auflösungsrate von Aluminiumoxid in Wasser von 288°C ist höher
als die von Zirkoniumoxid, doch ist sie noch immer sehr gering.
Zugaben anderer Oxide zum Überzug können auch vorteilhaft sein.
So ergibt ZnO viele Vorteile in SWRs, einschließlich eines
verminderten Einbaus von Co⁶⁰ in Filme (was das Strahlungsni
veau, z. B. in Rohren, verringert) und aufgrund einer verrin
gerten Empfindlichkeit gegenüber SCC.
Fig. 10 ist eine schematische Darstellung eines isolie
renden Schutzüberzuges, der in Form von Teilchen 4 aus Zirko
niumoxid-Pulver abgebildet ist, die auf die Oberfläche einer
Metallkomponente 2 thermisch gespritzt worden sind. Aufgrund
der isolierenden Natur von Zirkoniumoxid gibt es keine elektri
sche Verbindung zwischen dem äußeren (viel Oxidationsmittel)
Wasser und dem Substrat aus der Metallkomponente. Der isolie
rende Schutzüberzug verhindert daher die Bildung einer elektro
chemischen Spaltzelle (siehe Fig. 8), während er den Massen
transport von Oxidationsmitteln zum darunterliegenden Metall
substrat (Fig. 2 und 7) auf genügend geringe Raten ein
schränkt, so daß das Korrosionspotential der Metallkomponente
immer gering ist (d. h. -0,5 VSHE).
Vorläufige experimentelle Daten (die in Fig. 11 gezeigt
sind) wurden in reinem Wasser von 288°C an einer zylindrischen
Elektrode aus korrosionsbeständigem Stahl erhalten, der durch
Luftplasma-Spritzen mit yttriumoxid-stabilisiertem Zirkonium
oxid (YSZ) überzogen war. Eine Cu/Cu₂O-Membran-Bezugselektrode
wurde zum Messen der Korrosionspotentiale des Autoklaven aus
korrosionsbeständigem Stahl, eines Platindrahtes und der YSZ-
überzogenen Probe aus korrosionsbeständigem Stahl benutzt. Bei
Sauerstoff-Konzentrationen bis zu etwa 1 ppm (während des SWR-
Betriebes beträgt die äquivalente Sauerstoff-Konzentration (O₂
+ 0,5 H₂O₂) etwa 100 bis 600 ppb) blieb das Korrosionspotential
der YSZ-überzogenen Probe bei -0,5 VSHE trotz der hohen Kor
rosionspotentiale, die an dem Autoclaven aus korrosionsbe
ständigem Stahl (+0,20 VSHE) und an der Platinelektrode (+0,275
VSHE) aufgezeichnet wurden. Dies ist in Übereinstimmung mit
zahlreichen Beobachtungen geringer Potentiale an Oberflächen
von korrosionsbeständigem Stahl bei geringen Sauerstoffnivaus
(z. B. 1 bis 10 ppb) sowie innerhalb von Spalten/Rissen selbst
bei sehr hohen Sauerstoffniveaus.
Ähnliche Beobachtungen wurden in Wasserstoffperoxid ge
macht, wo geringe Potentiale auf der YSZ-überzogenen Probe bei
Konzentrationen oberhalb 1 ppm (siehe Fig. 12) gemacht wurden.
Im Gegensatz dazu wies nicht überzogener korrosionsbeständiger
Stahl ein hohes Korrosionspotential von etwa +0,150 VSHE auf.
Geringe Potentiale wurden auch auf der YSZ-überzogenen Probe in
Wasser, enthaltend 1 ppm O₂, gemacht, wenn die Probe bei 500
U/min, entsprechend einer linearen Strömungsgeschwindigkeit von
0,7 m/s, gedreht wurde. Dies ist nicht überraschend, da die
höheren Strömungsgeschwindigkeiten nur die Dicke der stagnie
renden Grenzschicht einer Flüssigkeit verringern, einer
Schicht, deren Dicke im Vergleich zum Zirkoniumoxidüberzug
relativ gering ist. Der Erfolg beim Aufrechterhalten geringer
Korrosionspotentiale unter diesen Bedingungen zeigt, daß die
elektrisch isolierende Zirkoniumoxidschicht den Massentransport
zur darunterliegenden Metalloberfläche stark verringert, so daß
selbst bei Abwesenheit katalytischer Mittel, wie Palladium, die
kathodische (Sauerstoffreduktion) Reaktion durch den Massen
transport begrenzt ist, genau wie bei nicht überzogenen Proben
in Lösungen, die einen sehr geringen Gehalt gelösten Sauerstof
fes aufweisen.
Weitere Bestätigungen gibt es bei den Messungen von Kor
rosionspotentialen auf Zircaloy in Wasser von 288°C, die au
genscheinlich immer geringer als -0,5 VSHE sind, selbst in
belüfteten Lösungen. Die relativ stark elektrisch isolierende
Natur des Zirkoniumoxidfilms verursacht das Bilden des Korro
sionspotentials an der Metalloberfläche, wo die Oxidations
mittel-Konzentration aufgrund des beschränkten Transportes
durch den Zirkoniumoxidfilm sehr gering ist.
Zusätzliche experimentelle Daten sind in den Fig. 13 und
14 angegeben. Ein aus Yttriumoxid-stabilisiertem Zirkoniumoxid-
Pulver hergestellter Überzug wurde in drei verschiedenen Dicken
[0,075(3), 0,125(5) und 0,25(10) mm (mils)] auf der frischen
Metalloberfläche von korrosionsbeständigem Stahl Typ 304 ([etwa
3 mm (1/8 inch) Durchmesser und etwa 5 cm (2 inches) lang]
durch Luftplasma-Spritzen aufgebracht. Die Korrosionspotentiale
der mit Zirkoniumoxid überzogenen Elektroden, einer reiner
Zirkoniumelektrode und von nicht überzogenem korrosionsbestän
digem Stahl Typ 304 wurden gegen eine Cu/Cu₂O/ZrO₂-Bezugs
elektrode in Wasser von 288°C, enthaltend verschiedene Sauer
stoffmengen, gemessen. Nach der Messung der Korrosionspotenti
ale wurden Testproben 3 Monate lang bei offenem Stromkreis in
Wasser von 288°C eingetaucht, das verschiedene Bedingungen der
Wasserchemie aufwies.
Bei den anfänglichen Tests wurden YSZ-überzogene Elektro
den aus korrosionsbeständigem Stahl zusammen mit einer Zirko
niumelektrode, einer nicht überzogenen Elektrode aus korrosi
onsbeständigem Stahl Typ 304 und der Bezugselektrode in dem
Autoclaven montiert. Alle Proben wurden bei einer Strömungsrate
von 200 cm³/min 2 Tage lang in reines Wasser von 288°C einge
taucht. Das Korrosionspotential wurde schrittweise unter Zugabe
von Sauerstoff, wie in Fig. 13 gezeigt, gemessen. Bei den an
gegebenen Sauerstoffniveaus bis zu 200 bis 300 ppb zeigten die
YSZ-überzogenen Elektroden geringe Potentiale ( -0,5 VSHE), die
im wesentlichen äquivalent denen der reinen Zirkonium-Elektrode
waren, verglichen mit den Werten des Korrosionspotentials von
korrosionsbeständigem Stahl Typ 304, die beim gleichen Sauer
stoffnivau gemessen wurden. Die weitere Zunahme der Sauerstoff
konzentration erhöhte das Korrosionspotential der YSZ-über
zogenen Elektroden.
Nachdem das System 3 Monate lang in Wasser von 288°C unter
verschiedenen Bedingungen der Wasserchemie belassen worden war,
wurde das Korrosionspotential wiederum durch Erhöhen der Sau
erstoff-Konzentration (siehe Fig. 14) gemessen. Diese Daten
zeigen, daß das Verhalten des Korrosionspotentials der YSZ-
überzogenen Elektroden für längere Zeiten beibehalten wurde.
Aus den vorgenannten Daten wird deutlich, daß das Aufbrin
gen eines YSZ-Überzuges auf die Oberfläche von korrosionsbe
ständigem Stahl Typ 304 vorteilhaft bei der Aufrechterhaltung
eines geringen Korrosionspotentials ( -0,5 VSHE) bei hohen
Sauerstoffniveaus (bis zu 300 ppb) selbst bei Abwesenheit von
Wasserstoff ist, da der Überzug den Massentransfer von Sauer
stoff zur Metalloberfläche verringert und dadurch die SCC des
Strukturmaterials mäßigt. Da die Sauerstoffkonzentration wäh
rend des Betriebes eines SWR etwa 200 ppb beträgt, sollte SCC
in SWR-Strukturkomponenten durch das Aufbringen eines YSZ-
Überzuges oder irgendeines anderen elektrisch isolierenden
Schutzüberzuges auf die Oberflächen des Strukturmaterials
gemildert werden.
Das vorgenannte Verfahren wurde zur Veranschaulichung
offenbart. Der Fachmann auf dem Gebiet der Wasserchemie kann
leicht Variationen und Modifikationen des offenbarten Verfah
rens vornehmen. Alle solchen Variationen und Modifikationen
sollen durch die folgenden Ansprüche mit umfaßt werden.
Claims (10)
1. Komponente eines wassergekühlten Kernreaktors oder
einer dazugehörigen Ausrüstung, umfassend ein Metallsubstrat
mit einer Oberfläche, die in Wasser hoher Temperatur für
Spannungsrißkorrosion empfindlich ist, wenn sie unbehandelt
bleibt, dadurch gekennzeichnet, daß die Oberfläche des Metall
substrates einen Überzug aufweist, der elektrisch isolierendes
Material umfaßt, wobei der Überzug das Korrosionspotential der
Oberfläche der Metallkomponente auf ein Niveau unterhalb eines
kritischen Potentials absenkt, bei dem Spannungsrißkorrosion
auftritt.
2. Komponente nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
das elektrisch isolierende Material Zirkoniumoxid umfaßt.
3. Komponente nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
das Zirkoniumoxid mit Yttriumoxid stabilisiert ist.
4. Komponente nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
das elektrisch isolierende Material Aluminiumoxid umfaßt.
5. Komponente nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
die Metallkomponente aus korrosionsbeständigem Stahl oder an
derem Reaktor-Baumaterial hergestellt ist.
6. Komponente nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
der Überzug weiter Zinkoxid umfaßt.
7. Komponente nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
das elektrisch isolierende Material Teilchen umfaßt, die auf
die Oberfläche der Metallkomponente gespritzt sind.
8. Wassergekühlter Kernreaktor, umfassend Metallkomponen
ten, die für Spannungsrißkorrosion während des Reaktorbetriebes
empfindlich und die zum Mildern der Spannungsrißkorrosion be
handelt sind, dadurch gekennzeichnet, daß jede der Metallkom
ponenten eine Struktur aufweist, wie in Anspruch 1 definiert.
9. Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet,
daß das elektrisch isolierende Material Yttriumoxid-stabili
siertes Zirkoniumoxid umfaßt.
10. Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet,
daß das elektrisch isolierende Material Aluminiumoxid umfaßt.
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