Structural materials corrosion testing and modelling assessment in supercritical water

Thumbnail Image

Files

isbn9789526038674.pdf (6.65 MB)

URL

Journal Title

Journal ISSN

Volume Title

School of Chemical Engineering | Doctoral thesis (article-based) | Defence date: 2020-05-22
Unless otherwise stated, all rights belong to the author. You may download, display and print this publication for Your own personal use. Commercial use is prohibited.

Authors

Date

2020

Department

Kemian tekniikan ja metallurgian laitos
Department of Chemical and Metallurgical Engineering

Major/Subject

Mcode

Degree programme

Language

en

Pages

100 + app. 76

Series

Aalto University publication series DOCTORAL DISSERTATIONS, 70/2020

Abstract

Demands for improved sustainability, efficiency and safety require innovations in the field of nuclear technology and thus push forward the Generation IV (Gen IV) reactor systems. In general, Gen IV reactors use fuel more efficiently than current Light Water Reactors (LWR) due to a closed fuel cycle and/or higher fuel burn-up. Most systems also have enhanced safety features compared to present day reactors. One of the Gen IV type reactor concepts is called Supercritical Water Reactor (SCWR) that uses water as a coolant medium. For components in SCWR designs, general corrosion is one of the most severe degradation modes. Numerous papers in the literature have considered the general corrosion of SCWR candidate materials. Unfortunately, tests have been conducted under various conditions. This work through Publications I - VI aims at identifying and decreasing knowledge gaps in the open literature especially at higher temperatures up to 700°C with different material compositions by using different characterization methods. The most important variables affecting corrosion behaviour of the candidate materials in Supercritical Water (SCW) are alloy class, temperature and treatment of the sample surface. Based on this work, it can be said that in the case of fuel cladding, zirconium alloys and steels with bulk Cr content < 16 - 20 wt-% have generally not sufficient corrosion resistance except possibly with special surface treatment. This observation rules out most of the available nuclear-grade materials in typical metallographic conditions. In terms of oxidation resistance, high-performance alloys like high-chromium steels (> 20 wt-% Cr), Ni-based alloys and Oxide Dispersion Strengthened (ODS) steels are applicable. However, there are some limitations regarding the adverse effect of high Cr and Ni contents in the bulk alloy or the material's joining possibilities. Thus, a study on cold worked Type 316L was performed by exposing specimens up to 3 000 h in SCW. Very promising general corrosion results were achieved at least in laboratory conditions. However, the effect of Stress Corrosion Cracking (SCC) susceptibility of cold-worked material and longer term behaviour (about 1 year or time period of equivalent to the fuel cycle) still need to be studied. In order to estimate the long-term corrosion penetration rate, the Mixed Conduction Model (MCM) was developed and applied to predict the behaviour of selected materials in SCW. The most promising results were found on the 20 wt-% Cr ODS steel. Based on the MCM calculations, the 20 wt-% Cr ODS steel showed slower corrosion penetration rate (mm/a) than the other alloys studied. By contrast, 316NG showed 2 times higher corrosion penetration rate compared to 20 wt-% Cr ODS steel. Modelling results gave new insight into the possible oxidation behaviour of structural materials in SCW and how it can be interpreted through modelling.

Ydinenergian tuotannossa esitetyt vaatimukset paremmalle polttoainetehokkuudelle ja turvallisuudelle edesauttavat uudenlaisien innovaatioiden esiintuloa edistämällä myös neljännen sukupolven (Gen IV) laitosten kehitystä. Yleisesti ottaen Gen IV reaktorit käyttävät polttoainetta tehokkaammin verrattuna nykyisiin kevytvesireaktoreihin johtuen suljetusta polttoainekierrosta, korkeammasta palamasta, paremmasta termisestä hyötysuhteesta tai näiden yhdistelmästä. Näistä Gen IV konsepteista ylikriittisen veden reaktori (SCWR) on ainoa, joka käyttää vettä jäähdytteenä. Yleinen korroosio on yksi vakavimmista materiaalien vanhenemismekanismeista ylikriittisessä vedessä (SCW). Kirjallisuudessa käsitellään laajasti vaihtoehtoisia materiaaleja SCWR:n komponenteille. Yleensä kokeet ovat suoritettu hyvin erilaisissa olosuhteissa ja tuloksien vertaaminen on haastavaa. Tämä työ pyrkii selvittämään materiaalien käyttäytymistä SCW-olosuhteissa ja täydentämään tietoaukkoja erityisesti korkeammissa lämpötiloissa aina 700 °C asti tutkien erilaisia materiaalikoostumuksia (Julkaisut I-VI) erilaisilla karakterisointimenetelmillä. Yleisesti materiaalien käyttäytymiseen vaikuttavia tekijöitä yleisen korroosion näkökulmasta ovat perusaineen koostumus, lämpötila ja näytepinnan esikäsittely. Tuloksien perusteella voidaan todeta, että Zr-seokset ja teräkset (< 16 - 20 paino-% Cr) eivät saavuta riittävää korroosiokestävyyttä polttoaineen suojakuoren tapauksessa, vaikka korroosiokestävyyttä voidaan mahdollisesti parantaa kylmämuokkaamalla materiaalin pintaa. Tämä havainto poissulkee useat ydinvoimalaitoskäyttöön jo lisensioidut materiaalivaihtoehdot niiden ollessa tyypillisessä lähtötilassaan. Toisaalta teräkset (> 20 paino-% Cr), nikkelipohjaiset seokset ja oksididispersiolujitetut teräkset (ODS) ovat osoittaneet käyttökelpoisuutensa. Joitakin rajoituksia näiden materiaalien käyttöön tulee liittyen perusaineen korkeaan kromi- ja nikkelipitoisuuteen sekä materiaalien liitettävyyteen. Pinnan kylmämuokkauksen vaikutusta hapettumisen kestävyyteen tutkittiin ruostumattomalle teräkselle 316L altistamalla näytteet 3000 h asti SCW olosuhteissa. Altistuskokeiden tulokset olivat lupaavia, mutta kylmämuokkauksen vaikutusta jännityskorroosioherkkyyteen kuten myös pidempiaikaisen altistumisen (&gt; 5000 h) vaikutusta pitää edelleen tutkia. Yleisen korroosiokestävyyden arvioimiseksi kehitettiin ja sovellettiin ns. MCM-menetelmää (Mixed Conduction Model) määrittämään valittujen materiaalien pitkäaikaiskäyttäytymistä. Lupaavimpia tuloksia saatiin ODS teräksille, jotka sisälsivät yli 20 paino-% kromia perusaineessa. MCM laskennan perusteella tämä materiaali osoitti hitaampaa korroosiotunkeutumisnopeutta (mm/vuosi) kuin muut tutkitut metalliseokset. Toisaalta pintakäsittelemätön ruostumaton teräs 316NG osoitti n. 2 kertaa nopeampaa korroosiotunkeutumisnopeutta verrattuna 20 paino-% kromia sisältävään ODS teräkseen. Mallinnus antoi uutta ymmärrystä siihen, miten rakennemateriaalien hapettuminen ko. ympäristössä todennäköisesti tapahtuu ja miten sitä voidaan mallinnuksen kautta selittää.

Description

The public defense on 22th May 2020 at 12:00 will be organized via remote technology. Link: https://aalto.zoom.us/j/65195807490 Zoom Quick Guide: https://www.aalto.fi/en/services/zoom-quick-guide

Supervising professor

Lundström, Mari, Assistant Prof., Aalto University, Department of Chemical and Metallurgical Engineering, Finland

Thesis advisor

Kinnunen, Petri, Dr., VTT Technical Research Centre of Finland, Finland
Forsen, Olof, Prof. Emeritius, Aalto University, Department of Chemical and Metallurgical Engineering, Finland

Keywords

supercritical water, corrosion, oxidation, steel, cladding, modelling, SCWR, yliriittinen vesi, korroosio, hapettuminen, teräs, suojakuori, mallinnus

Other note

Parts

  • [Publication 1]: Iva Betova, Martin Bojinov, Petri Kinnunen, Viivi Lehtovuori, Seppo Peltonen, Sami Penttilä, Timo Saario, 2006. Composition, structure, and properties of corrosion layers on ferritic and austenitic steels in ultrasupercritical water. ECS – The Electrochemical Society. Journal of the Electrochemical Society, volume 153, issue 11, pages B464–B473.
    DOI: 10.1149/1.2337166 View at publisher
  • [Publication 2]: Sami Penttilä, Aki Toivonen, Liisa Heikinheimo, Radek Novotny, 2010. Corrosion Studies of Candidate Materials for European HPLWR. Special Issue on the 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants. Journal of Nuclear Technology, Vol 170, issue 1, pages 261–271.
    DOI: 10.13182/NT10-A9463 View at publisher
  • [Publication 3]: Sami Penttilä, Aki Toivonen, Laura Rissanen, Liisa Heikinheimo, 2010. Generation IV Material Issues – Case SCWR. Fuji Technology Press Ltd. Journal of Disaster Research, volume 5, issue 4, pages 469–478.
    DOI: 10.20965/jdr.2010.p0469 View at publisher
  • [Publication 4]: Sami Penttilä, Iva Betova, Martin Bojinov, Petri Kinnunen, Aki Toivonen, 2011. Estimation of kinetic parameters of the corrosion layer constituents on steels in supercritical water coolant conditions. Elsevier. Corrosion Science volume 53, issue 12, pages 4193–4203.
    DOI: 10.1016/j.corsci.2011.08.029  View at publisher
  • [Publication 5]: Sami Penttilä, Aki Toivonen, Jian Li, Wenyue Zheng, Radek Novotny, 2013. Effect of Surface Modification on the Corrosion Resistance of Austenitic Stainless Steels 316L in Supercritical Water. Elsevier. Journal of Supercritical Fluids, volume 81, pages 157–163.
    DOI: 10.1016/j.supflu.2013.05.002 View at publisher
  • [Publication 6]: Sami Penttilä, Iva Betova, Martin Bojinov, Petri Kinnunen, Aki Toivonen, 2015. Oxidation model for construction materials in supercritical water – Estimation of kinetic and transport parameters. Elsevier. Corrosion Science, volume 100, pages 36–46.
    DOI: 10.1016/j.corsci.2015.06.033 View at publisher

Citation

Permanent link to this item

https://urn.fi/URN:ISBN:978-952-60-3867-4

Collections

[diss] Kemian tekniikan korkeakoulu / CHEM