SCC i låglegerat stål

Spänningskorrosion (SCC) i reaktortankstål, dvs. låglegerat stål (LAS), har undersökts av en rad olika laboratorier de senaste 30-40 åren. Resultaten har givit en viss förståelse för de faktorer som påverkar känsligheten för SCC i reaktortankstål. I de svenska lättvatten reaktorerna är komponenter tillverkade av låglegerat stål påsvetsade (pläterade) med rostfritt stål eller nickelbasmaterial. Mindre områden utan plätering förekommer i en del reaktorer. Nickelbasmaterial har också använts för att svetsa ihop komponenter av rostfritt stål och låglegerat stål eller kolstål. Det mest förekommande nickelbasmaterialet, Alloy 182, har dock visat sig vara känsligt för spänningskorrosion i LWR miljö. En viktig frågeställning är därför om sprickor i Alloy 182 svetsgods kan fortsätta att växa in i komponenter av låglegerat stål. På uppdrag av SKI 2005 gjordes en sammanställning av kunskapsläget inom området av Seifert och Ritter [144]. I rapporten identifieras de faktor som påverkar känsligheten för SCC hos LAS i LWR miljö. En viktig faktor är svavelhalten (S) i materialet. Andra viktiga faktorer är förekomsten av kemi-transienter i reaktorvattnet och då främst klorid- och sulfat-transienter. Speciellt klorid-transienter bedöms kunna påverka spricktillväxthastigheten påtagligt. Seifert och Ritter [144] refererar till spricktillväxtdata som sammanställts av EPRI BWRVIP-60 [145]. Dessa data visas i figur 4.

Figur 4. Spricktillväxthastigheter för spänningskorrosionssprickor i BWR. Data från EPRI/BWRVIP-60-A, [145] och [144]. Kurvorna är applicerbara både för NWC- och HWC-miljö.

Den blå heldragna kurvan i figur 4 beskriver tillväxthastigheter för spännings- korrosionssprickor i reaktortankstål med en svavelhalt på S < 0,02 wt-% och gäller för både NWC- och HWC-miljö. I figur 4 visas också en spricktillväxtkurva för

41

material med högre svavelhalter, S ≥ 0,02 wt-%. Den kurvan är hämtad från [144] som anger att den är tagen från en modell utvecklad av GE och att kurvan kan ses som en övre gräns för spricktillväxthastigheter i BWR-miljö. Den rödstreckade kurvan i figur 4 beskriver spricktillväxthastigheten vid en kemitransient. Här är det främst kloridtransienter som avses.

Sedan BWRVIP-60 gavs ut 1999 och dess efterföljare BWRVIP-60-A 2003 samt SKI-rapporten 2005 [144] har en hel del nya provningsresultat och drifterfarenheter blivit tillgängliga. Dessa indikerar att tillväxt av spänningskorrosionssprickor i låglegerat stål vid konstant last och under NWC-miljö sker mycket långsamt. Drifterfarenheter från bl.a. Tsuruga 1 visar att de påträffade SCC defekterna i Alloy 182 svetsgods, i infästningssvetsen för moderatortankstativet inte har växt in i reaktortankmaterialet. I Hamaoka 1 upptäcktes SCC defekter i en Alloy 182 anslutningssvets för en styrstavsstuts. Defekterna har inte heller här växt vidare in i reaktortankmaterialet.

Svenska erfarenheter från Forsmark 1, 2011, där defekter upptäcktes i infästnings- svetsen på två stödben till moderatortankstativet och i Oskarshamn 2, 2013, där också defekter upptäcktes i svetsen för infästningen av moderatortank-stativet, indikerar båda att spänningskorrosions sprickor i Alloy 182 inte har en tendens att fortsätta växa i reaktortankmaterialet.

Drifterfarenheterna stöds av utförda laboratorieprovningar. Vid Paul Scherrer Institutet (PSI) Schweiz genomfördes spänningskorrosionsprovning i BWR miljö med provstavar som bestod av både Alloy 182 svetsgods och reaktortankmaterial. Under normala BWR förhållande, dvs. NWC och konstantlast, stannade sprickorna vid gränsen mot reaktortankmaterialet. Endast vid mycket aggressiv miljö och cyklisk last växte sprickorna vidare i reaktortankmaterialet dock med en hastighet som var betydligt lägre än den för tillväxt i Alloy 182. Vidare noterades att även låga kloridhalter (Cl < 5 ppb) i reaktorvattnet påverkade spricktillväxthastigheten avsevärt.

Med hänvisning till de drifterfarenheter och provningsresultat som redovisats efter 2003 har EPRI genomfört en uppdatering av BWRVIP-60-A. De nya analyserna baseras på drifterfarenheter och provningar främst från PSI och GE GRC. Analyserna redovisas i rapport BWRVIP-233, rev. 2 [146]. Rapporten är öppen och har publicerats på EPRIs hemsida, www.epri.com, i juni 2018. I rapporten presenteras uppdaterade spricktillväxtkurvor vilka visas i figur 5.

42

Figur 5. EPRIs förslag till uppdaterade spricktillväxthastigheter för spännings- korrosionssprickor i BWR miljö. Data från [146].

Väsentliga förändringar jämfört med de tidigare tillväxtkurvorna i figur 4 är:

 Gränsen för material med hög svavelhalt går nu vid 0,015 wt-% S.

 Kurvan för NWC för Cl < 3 ppb och S ≤ 0,015wt-% ligger lägre för KI < 75 MPa√m, jämfört med den tidigare kurvan.

 HWC har en egen tillväxtkurva oberoende av Cl-halt och materialets S-halt (blå heldragen linje).

 Spricktillväxthastigheten vid närvaro av klorider i reaktorvattnet är väsentligen högre än tidigare och representeras av två kurvor, dels en för kloridhalter mellan 3-5 ppb, dels en kurva för kloridhalter > 5 ppb (blå respektive grön streckad kurva).

43

Ekvationerna (14) för spricktillväxt (Crack Growth Rate, CGR) enligt den röda kurvan, dvs. för NWC miljö med Cl < 3ppb och S ≤ 0,015wt-% är:

 CGR = 1x10-12 _{m/s K ≤ 15 MPa√m}

 CGR = 1x10-11 _{m/s 15 < K ≤ 55 MPa√m}

 CGR = 10(0,1008K-16,55) _{m/s 55 < K ≤ 75 MPa√m (14)}

 CGR = 3,29 x10-17 _K4 _{m/s K > 75 MPa√m}

Ekvationerna för HWC-miljö, NWC-miljö och material med högt S samt vid klorid- transienter framgår av kap. 9 och 10 i [146].

Så kallade minneseffekter har undersökts avseende Cl-transienter. Med minneseffekt avses här att spricktillväxthastigheten inte omedelbart återgår till en lägre tillväxthastighet när en Cl-transient upphör. Vid en Cl-transient ökar inte heller spricktillväxthastigheten omedelbart, det behövs en viss aktiveringstid innan spricktillväxthastigheten ökar. Studier har visat att minneseffekten och aktiveringstiden är praktiskt sett lika stora. Vid en analys av spricktillväxten orsakad av en Cl-transient behöver därför ingen extra tid adderas till tiden för själva transienten.

På basis av analyserna i [146] har BWRVIP Water Chemistry Guidelines justerats avseende NWC action level 1 för klorider i reaktorvattnet från 5 ppb till 3 ppb. EPRI har formulerat ett Code Case med de uppdaterade dispositionskurvorna vilket har skickats till ASME för granskning och godkännande. När granskning och ett eventuellt godkännande kan bli klart är i dagsläget okänt.

SSM initierade 2017 provning av reaktortankmaterial med syfte att verifiera de uppdaterade spricktillväxtkurvorna enligt figur 5. Provningen omfattar bl.a. inverkan av Cl-transienter med låga Cl-nivåer. Provningen utförs av Studsvik Nuclear AB och planen är att publicera resultaten under 2019.

SSM bedömer utifrån funna drifterfarenheter och redovisade provningsresultat att sannolikheten för att spänningskorrosionssprickor i Alloy 182 ska växa vidare in i reaktortankmaterial eller på annat sätt uppkomma i reaktortankmaterial (LAS) är låg. Dock kan förekomsten av SCC i låglegerade stål inte helt uteslutas och risken för spänningskorrosion behöver därför även fortsättningsvis beaktas för dessa material. Vid sådana analyser kan spricktillväxtdata enligt BWRVIP-233 rev. 2 [146] (figur 5) tillämpas. Försiktighet bör dock iakttas då de föreslagna kurvorna kan komma att justeras, dels med hänsyn till den pågående granskning som utförs av ASME av föreslaget Code Case, dels till kommande resultat från pågående verifierande provningar.