D'importants composants de réacteurs nucléaires à eau sous pression sont fabriqués à partir d'un alliage à base de nickel qui contient deux fois plus de chrome que le matériau utilisé auparavant. Le nouvel alliage, appelé alliage 690, fonctionne mieux, sans fissuration due à la corrosion dans l'environnement de service d'eau à haute température. Cependant, une fissuration par corrosion sous contrainte a été observée lors d'essais en laboratoire sur un alliage 690 fortement déformé. Pour mieux comprendre ce comportement, des chercheurs du Pacific Northwest National Laboratory ont effectué des enquêtes à haute résolution sur les processus de corrosion et de fissuration.
Étonnamment, ils ont trouvé des veines d'oxydation localisée qui se sont faufilées dans l'alliage 690 au lieu de former l'attendu, couche d'oxyde protecteur riche en chrome sur la surface.
Des images à résolution encore plus élevée de l'alliage corrodé 690 ont révélé la structure tridimensionnelle unique dans les veines d'oxydation. Les veines filamenteuses n'avaient qu'environ 5 nanomètres de diamètre, mais pénètrent à des profondeurs de plus de 400 nanomètres sous la surface. Ces veines contenaient une ligne de plaquettes d'oxyde de chrome entourées de nanocristaux mixtes d'oxyde de nickel-chrome-fer.
Les chercheurs pensent depuis longtemps qu'une couche d'oxyde de surface continue et tenace protège les alliages métalliques de la dégradation dans les environnements corrosifs. Mais les veines d'oxydation pénétrante dans les plus performantes, Les alliages à haute teneur en chrome soulèvent des questions fondamentales sur les mécanismes de corrosion et de fissuration. Comprendre la séquence des événements qui entraînent l'oxydation pénétrante aidera les chercheurs à adapter les alliages pour qu'ils soient plus résistants à la dégradation en service. Ces travaux pourraient conduire à terme à des composants plus durables et à des réacteurs nucléaires plus sûrs.
Les chercheurs ont d'abord évalué la corrosion et la fissuration dans l'alliage 690 exposé à l'eau primaire simulée d'un réacteur à eau sous pression à des températures de 325 à 360 degrés C. Ils ont ensuite caractérisé la morphologie générale de ces structures en utilisant une microscopie électronique à balayage à faible kV et une imagerie électronique rétrodiffusée. Pour des images à plus haute résolution et une identification de phase, la microscopie électronique à transmission (MET) a été utilisée, y compris la MET filtrée par énergie et la diffraction électronique pour élucider la distribution et les phases élémentaires tout au long de l'oxydation pénétrante. Finalement, ils ont utilisé la tomographie par sonde atomique dans l'EMSL pour déterminer la structure tridimensionnelle de l'oxydation pénétrante et examiner les processus de diffusion à l'état solide conduisant à l'oxydation.
Prochaine étape :les chercheurs reproduisent cette oxydation sur des supports de haute pureté, alliages binaires nickel-chrome de compositions variables pour isoler les processus d'oxydation de surface et internes. Ils modifieront des modèles informatiques de corrosion pour simuler l'oxydation pénétrante. Les données expérimentales leur permettront de vérifier l'exactitude des modèles informatiques qui peuvent prédire comment les composants des réacteurs nucléaires se corrodent et se fissurent pendant le service à long terme.
