Nükleer Santrallerde Korozyon
Nükleer Santrallerde Korozyon
2008 sonu itibariyle dünya genelinde 439 santral 372 gigawattlik enerji üretirken, OECD ülkelerinde 345 santral, enerji ihtiyacının %22'ini karşılıyor. 1979'daki Three Mile Island ve 1986'daki Çernobil kazalarının ardından oldukça yavaşlamış olan nükleer santral inşaatı son yıllarda tekrar bir artış eğilimi göstermektedir. Örneğin Japonya'da halen
2008 sonu itibariyle dünya genelinde 439 santral 372 gigawattlik enerji üretirken, OECD ülkelerinde 345 santral, enerji ihtiyacının %22'ini karşılıyor. 1979'daki Three Mile Island ve 1986'daki Çernobil kazalarının ardından oldukça yavaşlamış olan nükleer santral inşaatı son yıllarda tekrar bir artış eğilimi göstermektedir. Örneğin Japonya'da halen 30'u BWR ve 23'ü PWR olmak üzere 53 adet nükleer santral faaliyet göstermektedir. Bu santrallerin toplam kapasitesi 47 GWe ve ülkenin elektrik ihtiyacının yaklaşık üçte birini karşılamaktadırlar. Artan elektrik ihtiyacının karşılanması için 3 santralin inşaasına devam edilmekte, önümüzdeki 5-10 yıllık periyod içinde de 8 yeni santral için hazırlıklar yapılmaktadır. Japonya'da nükleer enerji, CO2 emisyonunun azaltılmasında etkili ve pratik bir çözüm olarak görülmektedir.

Kullanımda olan santrallin yarısına yakını, kabul edilen ortalama 30 senelik ömürlerinin yarısını geçmişlerdir. Bu santrallerin devredışı bırakılmaları ve yerlerine yenilerinin inşa edilmesi çok büyük maddi bir külfeti de beraberinde getirmektedir. Bu nedenle santrallerin ömürlerinin uzatılması, bazı kritik konumdaki parçaların daha uzun ömürlü malzemeden yapılmış yenileri ile değiştirilmeleri ve yeni santrallerin daha uzun ömürlü olacak şekilde yapılması yönündeki çalışmalara hız kazandırılmış ve araştırmalar için uluslararası işbirlikleri geliştirilmektedir.

Santrallerin ömrünün belirlenmesinde en önemli etkenlerden birisi de gerilme, korozif ortam ve korozyona duyarlı malzeme üçlüsünün bir arada olması ile malzemenin hasara uğraması olarak ortaya çıkan gerilim korozyon çatlaması (GKÇ) problemidir. GKÇ genelde üç aşamada incelenmektedir; başlama, ilerleme ve kırılma. Henüz başlama aşaması ile ilgili geniş geçerliliği olan bir model kurulabilmiş değildir. Ömür tahmini çalışmaları daha çok, incelenmesi nispeten daha kolay olan ilerleme aşaması üzerinde yoğunlaşmıştır. GKÇ'nin başlamasına etki eden birçok faktör vardır. Fakat kısaca metalin üst yüzeyinde bulunan koruyucu etki gösteren oksit tabakasının dış etkiler altında incelmesi ve/veya kırılması ile açıkta kalan yüzeyin korozif ortam etkisine maruz kalarak aşınması sonucu çatlak oluşuma başlamakta ve ilerlemeye devam etmektedir. Oluşan bu çatlağın belirli bir boya ulaşana kadarda tespiti oldukça güçtür. Kritik boya ulaşan çatlak hızla kırılmaya neden olacaktır. Bu nedenle farklı koşullar altında çatlak ilerleme hızının tesbiti ve tahmini, sağlıklı çalışma ömrünün belirlenmesi için kaçınılmazdır.

Birbirleri ile etkileşim içinde olan çeşitli malzeme, çevre ve mekanik parametrelerin ortak sonucu olan GKÇ'nin mekanizmasının olası birçok farklı parametre kombinasyonları için tanımlanması oldukça zordur. Bu nedenle yapılan mekanizma tahmini çalışmaları bazı belirli malzeme ve çevre şartlan ile sınırlıdır. Daha genel bir modele ulaşmak için merkezde işleyen temel prensipleri kapsayan basitleştirmelere ihtiyaç vardır. Sonuç olarak varılan noktada GKÇ, lokalize olmuş ve hızlandınlmış oksitlenme olarak tanımlanmaktadır (Tablo 1).

Hafif reaktör ortamında karşılaşılan gerilim korozyon çatlaması gibi çevre etkisi ile oluşan kırılmaların anlaşılması amacı ile yapılan araştırmalar yeni nesil malzemelerin geliştirilmesi aşamasında da önemli bir yere sahiptir. Kullanılan malzemelerin ömrünün uzatılması ve daha dayanıklı malzemelerin geliştirilmesi için, oksitlenme davranışı üzerine çeşitli deneyler, hafif reaktör ortamında bulunan alaşımlarda oluşan çatlakların ilerleme hızının hassas ölçümleri, çatlak hızı tahmini için, kuantum kimyasal moleküler dinamik ve sonlu elemanlar metodlarını da içeren nümerik ve teorik modellemeler gibi kapsamlı çalışmalar yapılmaktadır.

Tablo 1. Oksidasyonu hızlandıran ve lokalizasyonuna sebep olan faktörler.


Gerilim korozyon çatlaması bir çeşit gecikmeli tahribat sürecidir. Çatlak oluşum ve ilerleme hızı, kırılma aşamasına kadar 10-6  ile 10-9  m/s civarındadır. Nükleer santrallerde 1970'lerden itibaren görülmeye başlayan GKÇ oldukça yavaş işleyen bir problem olduğundan, zaman içinde yeni çeşitleri ile karşımıza çıkabilmektedir. Bu makalede hafif su reaktörlü santralleri konu aldığımız için, kaynar sulu reaktör (BWR) ve basınçlı reaktörlerde (PWR) karşılaşılan GKÇ'ler üzerinde duracağız. Kaynar sulu reaktörlerde çatlaklar daha çok düşük karbonlu paslanmaz çelik (SS 316L(N)) birincil çevrim boruları ve reaktör içinde yer alan ve reaktör kalbini çeviren silindirik siperlerde görülür. Basınçlı reaktörlü santrallerde ise nikel bazlı demir-krom alaşımları olan alaşım 600 ve 690 reaktör basınç kapağı kontrol çubuğu giriş noktaları, buhar üreteç giriş nozulu kaynak birleşme noktalarında çoğunlukla karşılaşılmaktadır.

Çatlak oluşum mekanizması henüz tam olarak anlaşılamamış olsa da, yüzey pürüzlülüğü ile çatlak oluşumu başlaması süresi arasında bir bağlantı vardır. Yüzeyde bulunan, üretim ya da montaj sırasında oluşabilecek kusurlar, tane sınırlan ile kaynak birleşme yerleri çatlak başlama ihtimali yüksek olan noktalardır. Artık gerilmeler ya da çalışma sırasında oluşan düşük değerdeki gerilmeler bu noktalarda koruyucu özelliği olan oksit tabakasının zayıflamasına ve kırılmasına yol açarak metal yüzeyinin korozyona maruz kalması ile çatlak oluşumu başlamaktadır. İlerlemeye başlayan çatlak ucu bölgesi daha kompleks bir yapıya bürünmektedir. Bu civarda artık malzeme özellikleri normal malzeme özelliğinden, çatlak içi çözelti de yüzeyde akan çözeltiden farklı özellikler göstermektedir. Şekil 1'de, çatlak ucu bölgesi ve burada gerçekleşen işlemler gösterilmiştir.


Şekil 1. Çok küçük boyutlarda, atomik seviyede gerçekleşen difüzyon, taşınma, farklı malzeme bölge sınırlarında gerçekleşen işlemler ve bunların yine çatlak ucunda oluşan dislokasyonlar ile etkileşimlerinin direk olarak gözlenebilmesi henüz mümkün değildir.

GKÇ modelleri anodik ve katodik modeller olarak iki sınıfta incelenebilir. Aslında korozyon sırasında hem anodik hem de kadodik reaksiyonlar yer alır fakat çatlak ilerlemesi bunlardan birisi ile ilişkilendirilebilir. En genel anodik mekanizma aktif çözünme ile çatlak ucundan malzemenin aşınmasıdır. En genel katodik mekanizma ise hidrojen oluşumu, emilmesi, difüzyonu ve sonuç olarak malzeme gevremesidir. Fakat mekanizma modelleri daha çok çatlak ilerleme aşaması için geliştirilmiştir. Yüksek sıcaklıktaki su içindeki gerilmeli korozyon çatlağı ilerlemesi için çeşitli mekanizmalar önerilmiştir. Bu mekanizmalarda yüzeydeki koruyucu film tabakasının mekanik yada kimyasal etki ile bozunması, çatlak ucunda oksidasyon ve koruyucu filmin yeniden oluşması aşamaları ortak basamaklardır.

Son zamanlara kadar malzeme iç yapısı ve malzeme davranışı nispeten basit olan deney ve test yöntemleri kullanılarak incelenebiliyordu. Fakat malzeme teknolojisi ilerledikçe ve endüstrinin daha yüksek özelliklere sahip malzemelere duyduğu ihtiyaç arttıkça malzemelerin kompleks meso, mikro ve nano yapıları, bu boyutlardaki fiziksel özellikleri ve davranışlarının anlaşılmasına olan ilgi de günden güne artmıştır. Böylece geliştirilen yeni malzeme karakterizasyon teknikleri, en merkezde nanometre boyutunda işleyen ilerleme mekanizmasına sahip GKÇ davranışının
incelenmesinde de yeni imkanlar sunmaktadır.

GKÇ mekanizmaların hepsi de katı hal oksitlenme ile alakalı olduğundan özellikle başlangıç aşaması için yüzeyde, tane sınırı ya da çentik gibi kusurların üzerinde; ilerleme aşamasında ise çatlak ucunda bulunan oksit tabakasının incelenmesi ve karakteristiğinin çıkarılmasında bu yeni tekniklerinin uygulanma alanına girmektedir. En genel olarak SEM, TEM, AFM, X-ray, ESCA, SIMS, Raman ve Euger spectroskopileri gibi teknikler GKÇ araştırmalarında kullanılmaktadır.

Her ne kadar teknikler gelişmiş olsa da, hala aşılması gereken birçok problem önümüzde durmaktadır. Henüz tam manası ile dinamik bir şekilde çatlak ilerlemesini incelemek mümkün değildir. Dinamik olarak inceleme adına şenkrotron X-ray, femtokimya, X-ray tomografi ve dijital resim korelasyonu en uç uygulamalar olarak karşımızda bulunsalar da kapasiteleri çok kısıtlıdır. Bu aşamada hesaplamalı teknikler en büyük yardımcımız olmaktadır. Günümüzde, deney ve test çalışmaları, üçüncü bir dal olarak anılan bilgisayar modellemelerinden ayrı düşünülemeyecek bir hal almıştır. Modelleme, hem elde edilen sonuçların yorumlanmasında hem de hangi yönde deneysel çalışmanın yapılıp, devam edilmesine karar verilmesinde büyük yardım sağlamaktadır. Ayrıca, sanal ortamda, yerçekimsiz ortam, farklı temel malzeme özellikleri, çok düşük/yüksek basınç, sıcaklık vs. gibi gerçekte gerçekleştirilemeyecek koşullar altında malzeme davranışı incelenip, yeni fikirler edinilebilir.

GKÇ problemine dönecek olursak, temel araştırmalann yoğunlaştığı alan birkaç nanometrelik bir alanı kapsamaktadır. Bu boyutta yapılan son deneysel ve modelleme çalışmalan göstermiştir ki GKÇ modellerinde kullanılan makro boyut için geçerli olan formüllerin yeniden gözden geçirilmesi gerekmektedir. Özellikle difüzyon, elektrokimya ve klasik mekanik formüllerinin nano boyut için modifiye edilmeleri yada daha uygun bazı formüllerle değiştirilmeleri gerekmektedir.

Nükleer santrallerde korozyondan kaynaklanan bir diğer zorluk ise aktivite artışıdır. Nükleer santrallerde soğutma suyunun sıcaklığı yaklaşık 300oC'ye ve basınç 120 bara kadar ulaşır. Soğutma suyu ile temas eden basınç taşıyan bileşenler paslanmaz çelik veya nikel bazlı alaşımlardan yapılmıştır. Sudaki oksijen, bu metallerin en dış katmanları ile reaksiyona girerek, korozyonu yavaşlatan ince bir oksit tabakası oluşturur. Çeliğe eklenen küçük alaşım elementleri bu tabakanın korumasını artırabilir. Korozyon ürünleri, soğutma suyunun akışıyla ince metal oksit tabakasından salınır. Bu parçacıklar, reaktörün çekirdeğinden geçtikçe aktif hale gelirler ve boruların iç yüzeyleri üzerinde biriktirilir. Ortaya çıkan faaliyet artışı, nükleer santrallerin bakım işlemlerini uzun vadede daha maliyetli hale getirme eğilimindedir.

Aktifleştirilmiş korozyon ürünlerinin oksit filmlerine muhtemel birikimi, yıllar alabilen yavaş bir süreçtir. Genellikle yıllık yakıt ikmali kesintisi sırasında gerçekleştirilen ölçümlerle izlenir.

Son zamanlarda, tesis enerji üretirken de kullanılabilen izleme teknikleri geliştirilmiştir. Bu yöntemlerden bazıları ticarileştirilmiş ve birkaç ülkede enerji santrallerine ve proses endüstrilerine teslim edilmiştir. Laboratuvar çalışmalarında izleme sistemi, bir tesis için optimum su kimyası koşullarının tasarlanmasında kullanılır. Benzer şekilde sistem, değişen su kimyası koşullarının bir tesisin malzemelerini kapatma ve başlatma işlemleri sırasında nasıl etkilediğini belirlemek için kullanılır.

Sonuç olarak gerilim korozyon çatlaması nükleer enerji santrallerinde görülen en önemli ve dünya çapında olan bir problemdir. Gerilim korozyon çatlaması problemi çok boyutlu, çok parametreli ve farklı disiplinleri kapsayan kompleks bir problemdir. Nükleer santrallerde emniyet diğer enerji üretim tesislerine nazaran çok daha önemli olduğundan, güvenli çalışma ömrünü belirlemede çok önemli bir yere sahip olan gerilim korozyon çatlaması probleminin anlaşılması, en azından sınırlarının belirlenmesi gerekli önlemlerin zamanında alınabilmesi için şarttır. Fakat birçok farklı noktada, farklı malzeme ve geometride, farklı sıcaklık, yükleme ve çalışma ortamında, uzun süre içinde gerçekleşen hasarların hepsinin klasik yöntemlerle incelenmesi imkansız olduğundan temelde çalışan mekanizmanın anlaşılması yolunda yeni gelişen deneysel ve hesaplamalı tekniklerle yapılan araştırmalara ağırlık verilmekte ve elde edilen verilere göre mühendislik alanında kullanılabilecek basitleştirilmiş modellere ulaşılmaya çalışılmaktadır.


STM Coatech, SSPC PCI (Uluslararası Kaplama Enspektörlüğü) ve Corrodere (MPI Group England) Türkiye, Romanya, Ukrayna, Gürcistan, Rusya, Azerbaycan, Turkmenistan, Kazakistan, Irak, Katar, Kuveyt, Umman, Sudan ve Cezayir resmi lisansörüdür.

Ayrıca Türkiye başta olmak üzere yukarıda bahsetmiş olduğumuz ülkelerin yetkili sınav merkezidir. Corrodere Enspeksiyon Kursları aşağıda sıralanmıştır.

1.Icorr Level 1
2.Icorr Level 2
3.Icorr Level 3
4.IMO PSPC
5.Corrodere Hot Galvanizing
6.Corrodere Insulation Inspector
7.Practical Workshop Icorr 1,2,3
8.Corrodere Marine & Offshore Inspector
9.Transition to Icorr


 
REFERANSLAR:
1. Z. Lu, Y. Takeda, T. Shoji, Some Fundamental Aspects of Thermally Activated Processes Involved in Stress Corrosion Cracking in High Temperature Aqueous Environments, J. of Nuclear Materials, vol.383, 92-96, 2008
2. İ. Tirtom,  T. Shoji,  Nükleer Santrallerde Gerilim Korozyon Çatlaması Problemi, X. Ulusal Nükleer Bilimler ve Teknolojileri Kongresi, 6-9 Ekim 2009, 398-408
3. Azo Materials, Corrosion in Nuclear Power Plants, Erişim tarihi: 23 Mart 2018, https://www.azom.com/article.aspx?ArticleID=1196
And Kozyatağı
İçerenköy mah.Umut sk.Kozyatağı E-5 yon yol üzerİ no 10/12
Ataşehir / İSTANBUL
Tel: +90216 8070266
Next Level Plaza Kızılırmak mah Eskişehir yolu no :3 Çankaya/ANKARA
Tel : +90 332 4000 384
info@stmcoatech.com
2019 © Stmcoatech