Corrosión bajo tensión en componentes de plantas nucleares

La corrosión bajo tensión (SCC, por sus siglas en inglés) es un tipo de degradación que afecta a los componentes metálicos, provocando la formación y propagación de grietas que pueden comprometer el funcionamiento de una instalación. Este fenómeno es una combinación compleja y sinérgica de factores mecánicos, electroquímicos y metalúrgicos. Ocurre en componentes que están sometidos a tres condiciones: tensión de tracción, un medio agresivo y un material susceptible. La composición del refrigerante o del medio es crucial. Además, contaminantes como los iones de cloro pueden favorecer la TGSCC (agrietamiento transgranular SCC), especialmente en aceros inoxidables austeníticos. La presencia de oxígeno y la temperatura también influyen de manera importante. Un aumento en la concentración de oxígeno puede hacer que se necesiten niveles muy bajos de cloruros para que se inicie la corrosión. Por otro lado, disminuyendo la concentración de oxígeno e inyectando hidrógeno para disminuir el potencial de corrosión podemos inhibir o ralentizar este proceso. Además, la tensión de tracción es un factor inherente a los componentes estructurales de las centrales nucleares y su eliminación total es imposible. Las tensiones pueden ser el resultado de la fabricación, el montaje, las soldaduras, la presión del refrigerante, los cambios de temperatura o los productos de corrosión. Por último, la metalurgia de la aleación es otro de los factores cruciales para desarrollar SCC. Todas las aleaciones presentes en los reactores de agua ligera, como los aceros inoxidables austeníticos, las aleaciones a base de níquel y las de soldadura, son susceptibles a la SCC. Un mecanismo común es la sensibilización, que ocurre cuando los aceros inoxidables austeníticos no estabilizados se exponen a temperaturas entre 450−850C. 

La División de Materiales de Interés Energético del CIEMAT, lleva desde hace más de 35 años realizando numerosas actividades relacionadas con fenómenos de degradación existentes en plantas energéticas del sector nuclear sobre todo en el ámbito de la corrosión en agua del primario (PWR) y del secundario, este último relacionado con los generadores de vapor. Además, destaca su actuación en el estudio del efecto de la irradiación en la microestructura de los materiales de componentes internos de las centrales LWR. La irradiación neutrónica puede potenciar la SCC. La radiación provoca alteraciones en la microestructura del material y puede generar un proceso similar a la sensibilización, conocido como Corrosión Bajo Tensión Asistida por Irradiación (IASCC).

Muchos han sido los casos de mecanismos de SCC que han ocurrido en las plantas nucleares. El primer caso de IGSCC (agrietamiento intergranular SCC) se registró en la planta de Dresden-1 BWR en tuberías de acero inoxidable tipo 304, en zonas afectadas por la soldadura. También, las aleaciones 600 y X-750 han sufrido IGSCC en reactores PWR. Actualmente los incidentes por SCC siguen ocurriendo de forma puntual, como últimamente ha ocurrido en algunas plantas francesas que dio lugar al cierre preventivo de muchas centrales tipo PWR de 1450 MWe. En las centrales nucleares españolas, el CIEMAT ha analizado algunos componentes afectados por SCC relacionados, sobre todo, en circuitos con  , especialmente en soldaduras tipo «socket» y en el ámbito de los generadores de vapor donde fenómenos conocido como “denting” son precursores del fenómeno de SCC por el lado del secundario. 

Se concluye que, aunque la SCC es un proceso complejo e inevitable, un conocimiento profundo de los tres factores principales (tensión, material y medio) y la aplicación de procedimientos específicos pueden ayudar a mitigar su desarrollo.