ES2221185T3 - Acero inoxidable austenitico que tiene resistencia a la degradacion inducida por irradiacion de neutrones. - Google Patents
Acero inoxidable austenitico que tiene resistencia a la degradacion inducida por irradiacion de neutrones.Info
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Abstract
ACERO INOXIDABLE AUSTENITICO, RESISTENTE AL DETERIORO INDUCIDO POR LA IRRADIACION CON NEUTRONES, EL CUAL SE OBTIENE SOMETIENDO UN ACERO INOXIDABLE A UN TRATAMIENTO TERMICO EN SOLUCION SOLIDA A 1.000-1.180 C Y, A CONTINUACION, SOMETIENDO DICHO ACERO ASI TRATADO A UN TRATAMIENTO DE ENVEJECIMIENTO A 600-750 C. DICHO ACERO INOXIDABLE ESTA FORMADO POR NO MAS DEL 0,08% EN PESO DE C, NO MAS DEL 2,0 % EN PESO DE MN, NO MAS DEL 1,5 % EN PESO DE SI, NO MAS DEL 0,045 % EN PESO DE P, NO MAS DEL 0,030 % EN PESO DE S, 8,0-22,0 % EN PESO DE NI, 16,0 A 26,0 % EN PESO DE CR, SIENDO EL RESTO FE.
Description
Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con
neutrones.
La presente invención se refiere a un acero
inoxidable austenítico que tiene resistencia a la degradación
inducida por irradiación con neutrones que se utiliza, por ejemplo,
como elemento estructural en el interior del reactor de una central
eléctrica nuclear del tipo reactor de agua ligera.
Los aceros inoxidables austeníticos que se han
utilizado habitualmente como elementos estructurales (tornillo,
plancha y similares) en el interior del reactor de una central
eléctrica nuclear del tipo reactor de agua ligera, tales como SUS
304 y SUS 316, tienden a no tener Cr o a tener Ni, Si, P, S y
similares concentrados en su límite intergranular cuando se utilizan
durante muchos años y se someten a una irradiación con neutrones de
1 x 10^{21} n/cm^{2} (E>1MeV) o superior. Se conoce que en
tal caso, si existe una tensión de carga elevada, el acero
inoxidable austenítico tiende a causar agrietamiento por corrosión
bajo tensión (SCC) bajo el medio utilizado de un reactor de agua
ligera. Dicho fenómeno se denomina "agrietamiento por corrosión
bajo tensión asistido por irradiación" (IASCC). Aunque existe una
gran demanda de desarrollo de un material con una sensibilidad a
IASCC baja, todavía no se ha industrializado un material con una
sensibilidad a IASCC baja, en otras palabras, con una resistencia
excelente a la degradación inducida por irradiación con
neutrones.
Como elemento estructural del interior del
reactor de una central eléctrica atómica del tipo reactor de agua
ligera, se han utilizado los aceros inoxidables austeníticos, tales
como SUS 304 y SUS 316. Cuando dichos elementos se utilizan durante
muchos años y se someten a una irradiación con neutrones de 1 x
10^{21} n/cm^{2} (E>1MeV) o superior, se observa un cambio
posterior agravante en la concentración de un elemento en la
proximidad de su límite intergranular, que no se ha presentado o que
solamente se ha presentado ligeramente antes de su utilización. En
otras palabras, en la proximidad del límite intergranular hay una
falta de Cr y Mo o un enriquecimiento con elementos tales como Ni,
Si, P y S. Este fenómeno se denomina "segregación inducida por
radiación" (RIS). Tal como se ha descrito anteriormente, se
conoce que, en el estado segregacional, la presencia de una tensión
de carga elevada o una tensión residual tiende a causar
agrietamiento por corrosión bajo tensión (agrietamiento por
corrosión bajo tensión asistido por irradiación) en agua de
temperatura y presión elevadas, es decir, el medio de irradiación
con neutrones en un reactor de agua ligera.
Los autores de la presente invención
desarrollaron un acero inoxidable austenítico rico en Ni, como
material que tiene una resistencia excelente a la degradación
inducida por irradiación con neutrones, mediante el tratamiento
térmico de un acero inoxidable de composición específica, es decir,
un acero inoxidable rico en Ni, para optimizar la forma cristalina
en la aleación y someter, entonces, el acero resultante a un
procesado posterior y propuesto previamente (solicitud de patente
japonesa pendiente No. 9-125205).
Un objetivo de la presente invención es
proporcionar, a la vista de la situación de los antecedentes
técnicos descritos anteriormente, un material de estructura que
utiliza un material estructural habitual, SUS 304, SUS 316 o SUS
310S, especificado en JIS (Estándares Industriales Japoneses) como
aleación de base sin utilizar un acero inoxidable que tenga un
contenido de Ni elevado, y que no causa agrietamiento por corrosión
bajo tensión (SCC) en el medio de utilización (en agua de
temperatura y presión elevadas) de un reactor de agua ligera debido
a la resistencia a la degradación inducida por irradiación con
neutrones.
Con el propósito de superar el problema descrito
anteriormente, los autores de la presente invención han llevado a
cabo diversas investigaciones sobre las propiedades de un acero
inoxidable austenítico. Como resultado, se ha encontrado que según
el valor de la segregación intergranular de un material irradiado
con neutrones medido por S. Dumbill y W. Hanks (Sixth International
Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power
Systems-Water Reactors, 521 (1993)), se investigaron
por comparación los cambios de concentración de Cr y Ni en el límite
intergranular, calculados por los autores de la presente invención,
y los resultados del análisis de SCC de SUS 304 y SUS 316 irradiados
con neutrones que los autores de la presente invención habían
obtenido, teniendo lugar el IASCC descrito anteriormente, como se
muestra en la figura 1, cuando la concentración de Cr llega a ser no
superior al 15% y la de Ni no inferior al 20% en el límite
intergranular, después de la irradiación con neutrones. La parte
sombreada de la figura 1 ilustra la región de generación de SCC.
Los autores de la presente invención supusieron
que dicho fenómeno de IASCC tiene lugar porque la concentración de
elemento en el límite intergranular se aproxima a la de la
composición de la Aleación 600 (NCF600 de JIS). Descrito
específicamente, los autores de la presente invención suponen que la
irradiación con neutrones disminuye la concentración de Cr y aumenta
la concentración de Ni de la composición del límite intergranular,
lo que hace similar la composición a la de la Aleación 600 (material
no irradiado; Ni\geq72%, Cr=14\sim17%), por lo cual el
agrietamiento por corrosión bajo tensión (PWSCC: agrietamiento por
corrosión bajo tensión que tiene lugar en un agua primaria) se
produce en un agua de temperatura y presión elevadas, tal como se
puede observar con frecuencia en la Aleación 600. No obstante, en el
estado actual, no se ha elucidado con detalle el mecanismo de PWSCC
que tiene lugar.
Se conoce que la aleación convencional basada en
Ni {Incone 1750 (NCF750 de JIS) o Aleación 690 (NCF690 de JIS)} es
capaz de tener un límite intergranular reforzado y una resistencia a
PWSCC mejorada, sometiéndola al tratamiento de envejecimiento en
condiciones específicas (tratamiento térmico especial),
precipitando, de esta forma, en el límite intergranular,
M_{23}C_{6} (un carburo que tiene principalmente Cr como M)
unido con la fase matriz y causando la precipitación conjunta de
este M_{23}C_{6} unido en el límite intergranular. Los autores
de la presente invención han encontrado que al aplicar dicho
tratamiento térmico especial, ya utilizado para una aleación basada
en Ni, a los SUS 304, SUS 316 o SUS 310S convencionales, se puede
reforzar el límite intergranular y se puede mejorar la resistencia a
SCC precipitando M_{23}C_{6} unido con la fase matriz en el
límite intergranular, incluso si la irradiación con neutrones
disminuye la concentración de Cr y aumenta la concentración de Ni de
la composición en la proximidad del límite intergranular.
A partir de los descubrimientos anteriores, los
autores de la presente invención llevaron a cabo una investigación
adicional y completaron la presente invención utilizando SUS 304 o
SUS 316 como aleación de base y utilizando un tratamiento en
disolución sólida en condiciones específicas, un tratamiento de
envejecimiento (tratamiento térmico) para optimizar la forma
cristalina en la aleación y un tratamiento de procesado posterior
(trabajo en frío), en combinación.
La presente invención proporciona el acero
inoxidable austenítico que tiene resistencia a la degradación
inducida por irradiación con neutrones que se obtiene sometiendo un
acero inoxidable a un tratamiento térmico en disolución sólida entre
1.000 y 1.180ºC y, a continuación, sometiendo el acero tratado de
esta forma a un tratamiento de envejecimiento entre 600 y 750ºC, en
el que dicho acero inoxidable consiste en no más del 0,08% en peso
de C, no más del 2,0% en peso de Mn, no más del 1,5% en peso de Si,
no más del 0,045% en peso de P, no más del 0,030% en peso de S, del
8,0 al 22,0% en peso de Ni, del 16,0 al 26,0% en peso de Cr y el
resto de Fe.
El acero inoxidable austenítico según la presente
invención se puede obtener sometiendo dicho acero inoxidable a un
tratamiento de trabajo en frío hasta un 30% entre dicho tratamiento
térmico en disolución sólida y dicho tratamiento de
envejecimiento.
El acero inoxidable mencionado que se utiliza en
la presente invención puede contener un 3,0% o menos de Mo. Por
ejemplo, dicho acero inoxidable puede ser SUS 316 especificado en
JIS. Cuando se utiliza SUS 316, el intervalo de temperatura del
tratamiento térmico en disolución sólida mencionado se encuentra
entre 1.000 y 1.150ºC.
Además, por ejemplo, dicho acero inoxidable puede
ser SUS 304 especificado en JIS. Cuando se utiliza SUS 304, el
intervalo de temperatura del tratamiento térmico en disolución
sólida mencionado se encuentra entre 1.000 y 1.150ºC.
Además, por ejemplo, dicho acero inoxidable puede
ser SUS 310S especificado en JIS. Cuando se utiliza SUS 310S, el
intervalo de temperatura del tratamiento térmico en disolución
sólida mencionado se encuentra entre 1.030 y 1.180ºC.
La figura 1 ilustra la relación entre las
concentraciones de Cr y Ni y la sensibilidad a SCC en el límite
intergranular de una aleación, tal como se supone del valor medido
de la segregación intergranular de un material irradiado con
neutrones; y la figura 2 ilustra la forma y el tamaño de una pieza
de prueba utilizada en el análisis acelerado de SCC.
El acero inoxidable austenítico de la presente
invención, que es resistente a la degradación inducida por
irradiación con neutrones, es un material con una resistencia a SCC
excelente en el medio de un reactor de agua ligera, más
específicamente, en agua a temperatura y presión elevadas de,
aproximadamente, 270 a 360ºC/70 a 160 atm, incluso después de la
exposición a una irradiación con neutrones de al menos 1 x 10^{22}
n/cm^{2} (E>1MeV). El otro material estructural utilizado en
el interior del reactor es, principalmente, acero inoxidable
austenítico, tal como SUS 304 o SUS 316. Por consiguiente, es
necesario utilizar un material que tenga un coeficiente de
dilatación térmica similar al de SUS 304 o SUS 316 para reducir la
tensión provocada por la diferencia en un coeficiente de dilatación
térmica entre materiales estructurales diferentes. El acero
inoxidable austenítico de acuerdo con la presente invención mantiene
un coeficiente de dilatación térmica de 15 x 10^{-6}a 19 x
10^{-6}/K, que está próximo al intervalo de 16 x 10^{-6} a 18 x
10^{-6}/K, es decir, un coeficiente de dilatación térmica promedio
de los SUS 304 y SUS 316 utilizados habitualmente en el intervalo de
temperatura entre la temperatura ambiente (20ºC) y 400ºC.
Ejemplos de los aceros inoxidables austeníticos
con estas propiedades incluyen los aceros inoxidables austeníticos
obtenidos utilizando, como material de base, SUS 304 que se
especifica en JIS y está compuesto, en % en peso, por no más del
0,08% de C, no más del 2,0% de Mn, no más del 1,0% de Si, no más del
0,045% de P, no más del 0,030% de S, del 8,0 al 10,5% de Ni, del
18,00 al 20,00% de Cr y el resto de Fe, SUS 316 que se especifica en
JIS y está compuesto, en % en peso, por no más del 0,08% de C, no
más del 2,0% de Mn, no más del 1,0% de Si, no más del 0,045% de P,
no más del 0,030% de S, del 10,0 al 14,0% de Ni, del 16,0 al 18,0%
de Cr, del 2,0 al 3,0% de Mo y el resto de Fe o SUS 310S que se
especifica en JIS y está compuesto, en % en peso, por no más del
0,08% de C, no más del 2,00% de Mn, no más del 1,50% de Si, no más
del 0,045% de P, no más del 0,030% de S, del 19,0 al 22,0% de Ni,
del 24,00 al 26,00% de Cr, y el resto de Fe, sometiendo la base de
acero a un tratamiento térmico en disolución sólida entre 1.000 y
1.150ºC (SUS 304 o SUS 316) o entre 1.030 y 1.180ºC (SUS 310S) o, si
es necesario, a un tratamiento de trabajo en frío hasta la extensión
del tratamiento del 30% de la extensión del tratamiento en un
intervalo de temperatura no superior al punto de recristalización
después del tratamiento térmico en disolución sólida a la
temperatura descrita anteriormente; y, a continuación, sometiendo el
acero tratado de esta forma a un tratamiento de envejecimiento entre
600 y 750ºC durante 100 horas como máximo.
En el acero inoxidable, mostrado anteriormente a
título de ejemplo, la precipitación de M_{23}C_{6} (un carburo
que tiene principalmente Cr como M) unido a una fase matriz aparece
en el límite intergranular, permitiendo que se refuerce el límite
intergranular y que mejore la resistencia a SCC.
El SUS 304 o SUS 316 con la composición descrita
anteriormente se somete a un tratamiento en disolución sólida entre
1.000 y 1.150ºC o el SUS 310S con la composición descrita
anteriormente se somete a un tratamiento en disolución sólida entre
1.030 y 1.180ºC, por el cual un átomo disuelto en la aleación forma
una disolución sólida en la matriz. Si se desea, se somete el acero
inoxidable austenítico, tratado de esta manera, a un tratamiento de
trabajo en frío del 30% como máximo, en un intervalo de temperatura
no superior a su punto de recristalización para proliferar, en los
granos de cristal, dislocaciones a causa de la deformación por
deslizamiento, por la que la resistencia como material de tornillo o
similares puede aumentarse sin perder resistencia a SCC. El
tratamiento de calentamiento (tratamiento de envejecimiento) entre
600 y 750ºC posterior al tratamiento en disolución sólida descrito
anteriormente o tanto el tratamiento en disolución sólida como el
tratamiento de trabajo en frío permiten la precipitación de
M_{23}C_{6} (un carburo que tiene principalmente Cr como M)
unido con la fase matriz en el límite intergranular, que refuerza el
límite intergranular y mejora la resistencia a SCC. Además, si es
necesario, se realiza el tratamiento de trabajo en frío hasta un 30%
para asegurar la resistencia de los productos a los que la presente
invención es aplicable.
Con el fin de cumplir el objetivo de la presente
invención, no se requiere que el grado de tratamiento de trabajo en
frío sea tan extenso y, como máximo, es suficiente el 30%
aproximadamente. Cuando la proporción excede el 30%, el acero
inoxidable obtenido de esta forma no es adecuado como material
estructural a causa de una disminución de la ductibilidad a pesar
del aumento en la resistencia.
Cuando el tratamiento de envejecimiento se
realiza a una temperatura inferior a 600ºC, es imposible precipitar
suficientemente M_{23}C_{6} unido con la fase matriz en el
límite intergranular incluso calentando durante muchas horas y, por
consiguiente, es imposible obtener una resistencia de SCC objetivo.
Por otro lado, cuando la temperatura de envejecimiento supera los
750ºC, el M_{23}C_{6} unido con la fase matriz forma una
disolución sólida de nuevo y no se produce la precipitación. Por lo
tanto, un intervalo de temperatura preferido que cause precipitación
suficiente de M_{23}C_{6} se encuentra entre 600 y 750ºC. Aunque
el tratamiento de envejecimiento durante un tiempo corto es efectivo
en un intervalo de temperatura de 600 a 750ºC, es deseable realizar
el tratamiento durante una hora como mínimo para precipitar
suficientemente M_{23}C_{6}y conseguir la resistencia a SCC
elevada. En general, para el tratamiento son suficientes 100 horas
como máximo, aproximadamente. Además, si es necesario, se realiza
tratamiento de trabajo en frío hasta un 30% para asegurar la
resistencia de los productos a los que la presente invención es
aplicable.
Teniendo en cuenta que se puede pensar que el
agrietamiento por corrosión bajo tensión asistido por irradiación
(IASCC) tiene lugar casi simultáneamente al deterioro del material,
atribuible a la elevada tensión de carga y a la irradiación con
neutrones, la presente invención pretende controlar la composición
del material y la estructura metalográfica de antemano, para
suprimir el deterioro hasta un punto que no cause IASCC fácilmente,
incluso cuando el material está expuesto a irradiación con
neutrones. En otras palabras, la presente invención destaca que SUS
304, SUS 316 o SUS 310S se utilizan como una aleación de base para
minimizar la diferencia del coeficiente de dilatación térmica del
material convencional, incluso después del tratamiento térmico; y
que, de antemano, un carburo en el límite intergranular se transmite
con el estado de precipitación bajo el cual no se produce un IASCC
fácilmente.
Se prepararon cuatro tipos de materiales a
analizar tal como se indica a continuación. Se obtuvieron dos tipos
sometiendo SUS 304 y SUS 316, que tienen las composiciones químicas
indicadas en la Tabla 1, respectivamente, a tratamiento en
disolución sólida a 1.050ºC durante una hora, seguido de un
tratamiento de envejecimiento (tratamiento térmico) durante 100
horas a las temperaturas indicadas en las Tablas 2 a 9.
Los otros dos tipos se obtuvieron, posteriormente
al tratamiento en disolución sólida, de manera similar, sometiendo
los aceros tratado de esta forma a un tratamiento de trabajo en frío
en el intervalo del 10 al 30%, seguido de un tratamiento de
envejecimiento (tratamiento térmico) durante 100 horas a las
temperaturas indicadas en las Tablas 2 a 9.
Esos cuatro tipos de materiales para analizar se
procesaron en piezas de prueba de forma y tamaño tales como se
muestran en la figura 2 (en la figura 2, la unidad es mm), seguido
de irradiación con neutrones de al menos 5 x 10^{22} n/cm^{2}
(E>1MeV) a 320ºC, utilizando un reactor atómico para analizar
materiales. A continuación, se realizó un ensayo de aceleración de
agrietamiento por corrosión bajo tensión a una velocidad de
deformación de 0,1 \mum/min en el medio simulado de un reactor de
agua ligera (a 360ºC y 160 kgf/cm^{2}G en agua de temperatura y
presión elevadas). Cabe añadir que estos materiales no muestran
sensibilidad a SCC sin irradiación, de manera que se proporcionó el
material irradiado para la evaluación.
Los resultados de los ensayos se muestran en las
Tablas 2 a 9. Tal como se indica en las tablas 2 a 9, un coeficiente
de dilatación térmica promedio, desde la temperatura ambiente hasta
400ºC, de la pieza de prueba así obtenida oscila entre 15,7 x
10^{-6} y 16,8 x 10^{-6}/K para las series SUS 304 y entre 16,2
x 10^{-6} y 17,7 x 10^{-6}/K para las series SUS 316. En el
"estado de precipitación del carburo M_{23}C_{6}" de la
Tabla 2, cuando se precipita M_{23}C_{6} de forma semicontinua
en el límite intergranular como resultado de la observación a
través de un microscopio electrónico de transmisión (TEM) y un
microscopio electrónico (SEM), se "observa" la precipitación de
un carburo. Cuando no se detecta precipitación, o se detecta
crecimiento de granos de gran tamaño y entonces, la precipitación no
es semicontinua, "no se observa" la precipitación de un
carburo. "IGSCC" significa agrietamiento por corrosión bajo
tensión intergranular y "proporción de fractura por IGSCC"
significa un valor representado por [(\sum área de región
fracturada en el límite intergranular) / (\sum área total de
región fracturada de una pieza de prueba)] x 100 (%). La
"sensibilidad a SCC" se evalúa en base a la proporción de
fractura intergranular (proporción de fractura por IGSCC) de una
superficie rota después de un ensayo de aceleración de agrietamiento
por corrosión bajo tensión. Cuando una proporción de fractura por
IGSCC sobrepasa el 5%, el material se considera "sensible" (A).
Por otro lado, cuando no es superior al 5%, el material se considera
"no sensible" (B). Además, "SSRT" significa un ensayo de
tracción de baja velocidad de deformación.
Lo que se describe a continuación puede
entenderse a partir de las Tablas 2 a 9. Es adecuado para el
material de prueba que la proporción de fractura intergranular
(proporción de fractura por IGSCC), que se supone que tiene la mayor
influencia en la resistencia a IASCC, sea próxima a 0
(preferiblemente, no superior al 5%). Además, el material analizado
en el que M_{23}C_{6} unido con la fase matriz se ha precipitado
en el límite intergranular, se obtiene por un tratamiento de
envejecimiento en un intervalo de temperatura de 600 a 750ºC y una
duración de 5 a 100 horas. Se ha confirmado utilizando un
microscopio electrónico de transmisión (TEM) y un microscopio
electrónico (SEM) que en estos materiales de prueba, M_{23}C_{6}
mostró una precipitación suficiente (precipitación semicontinua). Se
puede comprender que estos materiales de prueba tienen una
resistencia a SCC excelente independientemente del tratamiento de
trabajo en frío.
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(Tabla pasa a página
siguiente)
Además, se prepararon dos tipos de materiales a
analizar tal como se indica a continuación. Un tipo se obtuvo
sometiendo SUS 310S de composiciones químicas como se muestran en la
Tabla 1, a tratamiento en disolución sólida a 1.050ºC durante una
hora, seguido de un tratamiento de envejecimiento (tratamiento
térmico) durante 100 horas a las temperaturas indicadas en la Tabla
10.
Otro tipo se obtuvo, posteriormente al
tratamiento en disolución sólida, de manera similar, sometiendo los
aceros tratados de esta forma a un tratamiento de trabajo en frío
de, aproximadamente, un 20%, seguido de un tratamiento de
envejecimiento (tratamiento térmico) durante 100 horas a las
temperaturas indicadas en la Tabla 10.
Estos dos tipos de materiales de prueba se
procesaron en piezas de prueba que tenían la forma y el tamaño
indicados en la figura 2 (en la figura 2, la unidad es mm), seguidos
de irradiación con neutrones de al menos 5 x 10^{22}n/cm^{2}
(E>1MeV) a 320ºC, utilizando un reactor atómico para probar el
material. A continuación, se realizó un ensayo de aceleración de
agrietamiento por corrosión bajo tensión a una velocidad de
deformación de 0,5 \mum/min en el medio simulado de un reactor de
agua ligera (a 360ºC y 214 kgf/cm^{2}G en agua de temperatura y
presión elevadas). Los resultados del ensayo se muestran en la Tabla
10.
En la tabla 10, los términos "estado de
precipitación del carburo M_{23}C_{6}", "proporción de
fractura por IGSCC" y "sensibilidad a SCC" son,
respectivamente, similares a los términos de las Tablas 2 a 9.
Lo que se describe a continuación se puede
entender a partir de la Tabla 10. Es adecuado para el material
analizado que la proporción de fractura intergranular (proporción de
fractura por IGSCC), que se supone que tiene la mayor influencia en
la resistencia de IASCC, sea próxima a 0 (preferiblemente, no
superior al 5%). Además, el material de prueba en el que el
M_{23}C_{6} unido con la fase matriz se ha precipitado en el
límite intergranular, se obtiene por un tratamiento de
envejecimiento de 100 horas y con un intervalo de temperatura de 600
a 750ºC. Se ha confirmado utilizando un microscopio electrónico de
transmisión (TEM) y un microscopio electrónico (SEM), que en estos
materiales de prueba, M_{23}C_{6} mostró una precipitación
suficiente (precipitación semicontinua). Se puede comprender que
estos materiales de prueba tienen una resistencia a SCC excelente,
independientemente del tratamiento de trabajo en frío.
El acero inoxidable austenítico de la presente
invención que tiene resistencia a la degradación inducida por
irradiación con neutrones es excelente en la resistencia a la
degradación inducida por irradiación con neutrones. Descrito
específicamente, incluso después de haber expuesto el acero
inoxidable de la presente invención a una irradiación con neutrones
de aproximadamente 1 x 10^{22} n/cm^{2} (E>1 MeV), que es la
dosis máxima a la que está expuesto un reactor de agua ligera en
total hasta el final de la vida útil de la central, el agrietamiento
por corrosión bajo tensión (SCC) no tiene lugar fácilmente en el
medio de agua de un reactor de agua ligera. En consecuencia, el
acero inoxidable de la presente invención, utilizado como material
central de un reactor de agua ligera, permite realizar la operación
sin la posibilidad de causar IASCC hasta el final de la vida útil
del reactor, por lo que el reactor puede tener una fiabilidad
mejorada.
En otras palabras, el acero inoxidable
austenítico de la presente invención, que tiene resistencia a la
degradación inducida por irradiación con neutrones, es excelente en
la resistencia al agrietamiento por corrosión bajo tensión en agua
de temperatura y presión elevadas de 270 a 350ºC/70 a 160 atm y
tiene un coeficiente de dilatación térmica promedio, desde la
temperatura ambiente hasta 400ºC, en el intervalo de 15 x 10^{-6}
hasta 19 x 10^{-6}/K, incluso después de haber estado expuesto a
una irradiación con neutrones de hasta 1 x 10^{22} n/cm^{2}
(E>1 MeV).
Además, el acero inoxidable austenítico según la
presente invención se puede producir utilizando como aleación de
base SUS 304 o SUS 316 utilizados habitualmente, de manera que se
pueden utilizar los mismos materiales que se utilizan en el método
de producción habitual. El acero inoxidable de la presente invención
se acompaña con el mérito adicional de no producir la tensión
resultante de una diferencia en el coeficiente de dilatación térmica
entre materiales, incluso con el tratamiento térmico para mejorar la
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
porque el acero inoxidable tiene un coeficiente de dilatación
térmica prácticamente similar al de SUS 304 o SUS 316 utilizados en
el reactor práctico.
Claims (6)
1. Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
que se obtiene sometiendo un acero inoxidable a un tratamiento
térmico en disolución sólida entre 1.000 y 1.180ºC y, a
continuación, sometiendo el acero tratado de esta forma, a un
tratamiento de envejecimiento entre 600 y 750ºC, en el que dicho
acero inoxidable consiste en no más del 0,08% en peso de C, no más
del 2,0% en peso de Mn, no más del 1,5% en peso de Si, no más del
0,045% en peso de P, no más del 0,030% en peso de S, del 8,0 al
22,0% en peso de Ni, del 16,0 al 26,0% en peso de Cr, opcionalmente
no más del 3,0% en peso de Mo y el resto de Fe.
2. Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
según la reivindicación 1, que se obtiene sometiendo dicho acero
inoxidable a un tratamiento de trabajo en frío hasta un 30% entre
dicho tratamiento térmico en disolución sólida y dicho tratamiento
de envejecimento.
3. Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
según las reivindicaciones 1 ó 2, que contiene un 3,0% en peso o
menos de Mo.
4. Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
según la reivindicación 1, que se obtiene mediante dicho tratamiento
térmico en disolución sólida entre 1.000 y 1.150ºC, en el que dicho
acero inoxidable es SUS 304 especificado en JIS.
5. Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
según las reivindicaciones 1 ó 2, que se obtiene mediante dicho
tratamiento térmico en disolución sólida entre 1.000 y 1.150ºC, en
el que dicho acero inoxidable es SUS 316 especificado en JIS.
6. Acero inoxidable austenítico que tiene
resistencia a la degradación inducida por irradiación con neutrones,
según las reivindicaciones 1 ó 2, que se obtiene mediante dicho
tratamiento térmico en disolución sólida entre 1.030 y 1.180ºC, en
el que dicho acero inoxidable es SUS 310S especificado en JIS.
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