Determination of conditions leading to localized corrosion initiation on UNS S32100 (AISI 321) stainless steels in nuclear power plant environments

Bystrianský, J.; Bárta, Josef; Tvrdy, M.; Malanik, K.

doi:10.1016/0029-5493(95)00989-p

Cited by 10 publications

(6 citation statements)

References 4 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Rychlost rovnoměrné koroze vysocelegovaných ocelí v neutrálních vodných prostředích bez aktivátoru, je při teplotách do 250-300°C velmi nízká, [5,7]. Povrch je chráněn i při těchto teplotách amorfní až nanokrystalickou oxidickou vrstvou.…”

Section: Koroze Austenitických Ocelí Pøi Teplotách Vodného Prostøedí unclassified

“…Korozní odolnost korozivzdorných ocelí ve vodných prostředích za normálních a mírně zvýšených teplot je závislá jak na jejich základním chemickém složením, tj. obsahu legujících prvků, tak i na stavu povrchu, [3,7]. Vliv složení oceli se projevuje při tvorbě ochranné oxidické/ pasivní vrstvy.…”

Section: Koroze Austenitických Ocelí Pøi Teplotách Vodného Prostøedí unclassified

“…snížení korozní odolnosti, může dojít nevhodným ovlivněním chemického a fyzikálního stavu povrchu. Podle podmínek (zejména teploty) expozice se to může projevit vznikem povrchové koroze, nadměrným únosem oxidů do vodného prostředí, či vysokou rychlostí růstu oxidické vrstvy v parní fázi, [1][2][3][4][5][6][7]. …”

unclassified

See 2 more Smart Citations

Influence of surface state of high alloyed creep resistant steels on their oxidation resistance

Bystrianský

Šefl

Sajdl

et al. 2014

Koroze a Ochrana Materialu

View full text Add to dashboard Cite

ÚVODKorozní odolnost vysoce legovaných austenitických ocelí (Fe -Cr -Ni) je vyvolána přítomností oxidické bariéry, vznikající v prostředí obsahujícím kyslík ve volné či vázané formě. Různé mechanismy vzniku bariéry jsou příčinou toho, že stav povrchu oceli se projeví odlišným způsobem. Zatímco ve vodném prostředí při teplotách do 280-300°C, kdy vzniká amorfní či nanokrystalická pasivující vrstva konstantní tloušťky (< 10 až 100 nm), je dominantním chemický stav povrchu, při teplotách vyšších, kdy krystalická vrstva roste difúzním mechanismem (zbrzděný růst), zpravidla rozhoduje fyzikální stav povrchu. Praktickým důsledkem výše uvedených závislostí je odlišný optimální způsob úpravy povrchu vysocelegovaných materiálů pro podmínky vody vysokých parametrů a přehřátou páru, tzn. prostředí s nimiž jsou tyto oceli ve styku v zařízeních jaderné a klasické energetiky. EXPERIMENT Stav povrchu vysoce legovaných austenitických ocelíVe vodných prostředích bez aktivátorů jsou vysoce legované austenitické oceli chráněny vůči celkové korozi oxidickou bariérou, různé povahy. Ochranný charakter vrstvy silně závisí na stavu povrchu, na němž příslušný oxid vzniká. K negativní změně povrchové kvality těchto materiálů, tj. snížení korozní odolnosti, může dojít nevhodným ovlivněním chemického a fyzikálního stavu povrchu. Podle podmínek (zejména teploty) expozice se to může projevit vznikem povrchové koroze, nadměrným únosem oxidů do vodného prostředí, či vysokou rychlostí růstu oxidické vrstvy v parní fázi, [1][2][3][4][5][6][7]. Chemický stav povrchuChemický stav povrchu je parametrem přímo urču-jícím korozní odolnost korozivzdorné slitiny, je vyjádřen

show abstract

Section: Koroze Austenitických Ocelí Pøi Teplotách Vodného Prostøedí unclassified

See 1 more Smart Citation

Influence of surface state of high alloyed creep resistant steels on their oxidation resistance

Bystrianský

Šefl

Sajdl

et al. 2014

Koroze a Ochrana Materialu

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…321 stainless steel (SS) is a derivative of 304SS, which inhibits crack growth and CrC precipitation by adding Ti, thereby obtaining better grain boundary stress corrosion resistance [1] . Because of these advantages, 321SS is generally applied in the secondary circuits [2] and the internals of pressure vessel [3] in WWER (the PWR in Russian), such as WWER-440 from Novovoronezh NPP [4] . However, despite the presence of Ti, stress corrosion cracking (SCC) or even irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) still occur in 321 SS with the increased service time [5] .…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Effect of low dose irradiation of heavy ion on electrochemical corrosion and IASCC behavior of austenitic steel

Gao,

Cao,

et al. 2023

J. Phys.: Conf. Ser.

View full text Add to dashboard Cite

The impacts of low dose irradiation on the behavior of electrochemical corrosion and irradiation assisted stress corrosion cracking for 321 stainless steel were studied using Fe2+ ion irradiation to simulate neutron radiation damage in primary circuit environment of pressurized water reactor. Low dose irradiation can improve the pitting resistance and reduce the cracking tendency of the alloy in B-Li solution to a certain extent, which was related to the δ phase content on the near-surface of the sample: The higher δ phase content on the near-surface of the 2 dpa irradiated sample was observed by grazing incident X-ray diffraction. In addition, the pits was significantly increased near micro-cracks for the unirradiated sample, indicating that the existence of pits induced the initiation of cracks. The research results provided an important reference for the failure mechanism of irradiation assisted stress corrosion cracking of core components.

show abstract

“…At present, the materials used in SG tubing are Alloy TT690, Alloy 800NG, and Alloy TT600. Furthermore, Ti-stabilized stainless steel, 08Kh18N10T, equivalent to Type 321 (UNS S32100, 321SS), is used [16][17][18] as SG tubing material in the Russian Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor (VVER) (Russian-type water-water energetic reactor).…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Intergranular Stress Corrosion Cracking Growth Behavior of Ni-Cr-Fe Alloys in Pressurized Water Reactor Primary Water

Arioka¹,

Yamada²,

Miyamoto³

et al. 2014

CORROSION

View full text Add to dashboard Cite

The purpose of this research was to compare the stress corrosion cracking (SCC) resistance of materials used at the present time for steam generator (SG) tubing in pressurized water reactor (PWR) primary water. Our results in PWR primary water for 20% cold-worked (CW) Alloy 800 (UNS N08800) are compared with already published data for SCC growth from 20%CW Alloy thermally treated (TT)690 (UNS N06690), 20%CW Alloy mill-annealed (MA)600 (UNS N06600), and 20%CW austenitic stainless steels. The second purpose was to examine the dependence of SCC growth on nickel and chromium in PWR primary water; the objective was to obtain the basic knowledge to understand SCC behavior of SG tubing materials. The third objective was to understand whether accelerated testing at higher temperatures is appropriate for predicting SCC initiation and growth at lower temperatures. For these objectives, SCC growth was measured in PWR primary water at 290, 320, 330, 340, and 360°C under static load conditions. Tests were performed using 0.5T compact tension-type specimens using laboratory-melted 20%CW Alloy 800 (UNS N08800, CW800NG) and 20%CW X%Ni-16%CW-Fe alloys in the range of nickel concentration between 16% to 60%. Four important patterns were observed. First, excellent SCC growth resistance was observed for 20%CW 800NG at 320°C and 340°C; second, significant effect of nickel on IGSCC resistance was observed at 340°C and 360°C. The rate of IGSCC growth decreases with increasing nickel concentration in the range of nickel concentration between 10% to 25% nickel; then, the rate of IGSCC increases with increasing nickel concentration in the range of nickel content between 50% to 76%. This trend is quite similar to the results reported by Coriou and Staehle tested in dearated pure water at 350°C. No significant dependence of IGSCC in pure water at 320°C and 290°C was observed. The change in SCC growth dependence on nickel concentration suggested that the main rate-limiting processes on IGSCC growth seems to change between 320°C to 340°C. Third, significant beneficial effects of chromium in alloys were observed at 320°C. However, no beneficial effect of chromium addition in alloys was observed at 360°C. Finally, peak temperatures in growth rate of IGSCC were observed in almost all test materials except for 20%CW Alloy 600. The most important engineering meaning of the complicated temperature dependence with peak is that the mechanism of IGSCC growth at higher temperature is different from that at operating temperature. Furthermore, the order of SCC resistance at higher temperature is not the same at operating temperature. This means that we should pay careful attention to assess SCC from accelerated testing at higher temperatures.

show abstract

Determination of conditions leading to localized corrosion initiation on UNS S32100 (AISI 321) stainless steels in nuclear power plant environments

Cited by 10 publications

References 4 publications

Influence of surface state of high alloyed creep resistant steels on their oxidation resistance

Influence of surface state of high alloyed creep resistant steels on their oxidation resistance

Effect of low dose irradiation of heavy ion on electrochemical corrosion and IASCC behavior of austenitic steel

Intergranular Stress Corrosion Cracking Growth Behavior of Ni-Cr-Fe Alloys in Pressurized Water Reactor Primary Water

Contact Info

Product

Resources

About