Corrosion Resistance Of 316ln Stainless Steel Exposed To Static Liquid Lead Under Accident Conditions

Crimi, Marco (2025) Corrosion Resistance Of 316ln Stainless Steel Exposed To Static Liquid Lead Under Accident Conditions. [Laurea magistrale], Università di Bologna, Corso di Studio in Ingegneria meccanica [LM-DM270], Documento ad accesso riservato.
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Abstract

Il Reattore nucleare a neutroni veloci raffreddato al Pb (LFR) rappresenta un promettente sviluppo nella tecnologia dell'energia nucleare, utilizzando Pb fuso o eutettico piombo-bismuto (LBE) come refrigeranti per migliorare l'efficienza termica e semplificare il design dei reattori. Tuttavia, una sfida significativa nel suo sviluppo è garantire la compatibilità dei materiali con i refrigeranti a base di Pb, a causa delle loro proprietà corrosive. Questo studio esamina il comportamento alla corrosione dell'acciaio inox 316LN (ASS) in condizioni simulate di incidente in ambienti statici di Pb, focalizzandosi su due scenari specifici: esposizione a 500 °C (con 10-8 % in peso di ossigeno) e 750 °C (con 10-6 % in peso di ossigeno) per un periodo di 1000 ore. La corrosione negli ambienti di Pb avviene principalmente attraverso due meccanismi: la dissoluzione del materiale e l'ossidazione, entrambi fortemente influenzati dalla temperatura e dalla concentrazione di ossigeno. La ricerca, condotta presso il centro di ricerca di newcleo a Brasimone, valuta il degrado del materiale utilizzando diversi metodi, tra cui l'analisi della perdita di peso, la valutazione della rugosità superficiale, i test di micro-durezza e tecniche avanzate di caratterizzazione come FEG-SEM/EDS, microscopia ottica e diffrazione a raggi X (XRD). Inoltre, è stata osservata corrosione localizzata nei campioni esposti a 750 °C, in particolare nelle aree in cui il campione è venuto a contatto con il supporto del campione, portando a un'indagine più approfondita di queste aree. I risultati forniscono importanti informazioni sul comportamento alla corrosione dell'acciaio inox 316LN in condizioni estreme, supportando la sua valutazione come materiale idoneo per i futuri sistemi LFR. Una comprensione approfondita di questi processi di degrado è essenziale per garantire la durabilità e l'affidabilità a lungo termine dei materiali nei reattori nucleari di prossima generazione.

Abstract
Tipologia del documento
Tesi di laurea (Laurea magistrale)
Autore della tesi
Crimi, Marco
Relatore della tesi
Correlatore della tesi
Scuola
Corso di studio
Indirizzo
Macchine a fluido
Ordinamento Cds
DM270
Parole chiave
LFR, Lead, Pb, nuclear-grade, materials, accidentalconditions,316LN, corrosionresistance
Data di discussione della Tesi
26 Marzo 2025
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