Inconel 600 dans l'énergie nucléaire : sélection des matériaux des tubes du générateur de vapeur et expérience de service

À l'intérieur de chaque générateur de vapeur de réacteur à eau sous pression (REP), se trouvent des milliers de -tubes à paroi mince -, une grande unité typique contient plus de 7 000 tubes en U-. Chaque tube est une limite de pression séparant le liquide de refroidissement primaire radioactif de la vapeur non radioactive, et l'ensemble forme la plus grande surface de transfert de chaleur -du système réacteur. Le matériau choisi pour ces tubes détermine si une usine fonctionnera de manière fiable pendant 40 -60 ans ou si elle devra faire face à un remplacement prématuré du générateur de vapeur, coûtant plusieurs -millions de dollars.

Pendant environ deux décennies, ce matériau a étéInconel 600 (UNS N06600). C'était un choix rationnel : sa teneur élevée en nickel (72 % minimum) le rendait insensible à la fissuration par corrosion sous contrainte de chlorure, il avait une forte résistance à haute température et à l'oxydation, et il surpassait les aciers inoxydables austénitiques utilisés dans les premiers générateurs de vapeur. Ensuite, les données de terrain ont raconté une autre histoire. Les tubes ont commencé à se fissurer de l'intérieur vers l'extérieur, et le mécanisme - fissuration par corrosion primaire sous contrainte d'eau (PWSCC) - est devenu l'une des leçons matérielles les plus importantes de l'histoire du nucléaire commercial, conduisant finalement l'industrie à l'alliage 690.

L'Inconel 600 est un excellent alliage à haute-température dont la seule faiblesse critique - PWSCC dans l'eau primaire chaude-de haute pureté - reflète sa teneur relativement faible en chrome (14-17 %). Pour les nouveaux générateurs de vapeur nucléaires, l'alliage 690TT (27-31 % Cr) est désormais la norme mondiale car il double à peu près le chrome et augmente la résistance du PWSCC d'un facteur d'amélioration de plus de 10. Mais l'Inconel 600 reste pleinement qualifié et largement utilisé dans les services non-nucléaires à haute température-de four, de produits chimiques et de traitement thermique - où PWSCC n'est pas le régissant le mode de défaillance. Le choix entre eux est une question d’adaptation de l’alliage au mécanisme de corrosion réel.

Qu'est-ce que l'Inconel 600 et pourquoi a-t-il été choisi ?

L'Inconel 600 est un alliage de nickel-chrome-fer solide-en solution avec 72 % de nickel minimum et 14-17 % de chrome. La teneur très élevée en nickel est la caractéristique clé de la conception : les matrices de nickel sont insensibles à la fissuration par corrosion sous contrainte de chlorure et ne se fragilisent pas par l'hydrogène-comme le fait l'acier ferritique. Le chrome fournit la résistance à l’oxydation et à la corrosion à haute température. Cette combinaison a fait du 600 la mise à niveau logique par rapport aux aciers inoxydables austénitiques lors de la conception des générateurs de vapeur REP à la fin des années 1960 et dans les années 1970.

L'Inconel 600 n'est pas un alliage durci par précipitation--, c'est un matériau cubique solide-solution-renforcé, face-centrée-qui reste ductile et résistant sur une très large plage de températures, des conditions cryogéniques jusqu'au service d'oxydation à haute-température. Il est facilement fabriqué en tubes sans soudure à paroi mince-, soudés sans traitement thermique après-soudage, et il résiste aux atmosphères de carburation, de nitruration et d'oxydation jusqu'à environ 1 095 degrés (2 000 degrés F). Ces caractéristiques expliquent pourquoi il a été adopté non seulement pour les tubes de réacteurs, mais aussi pour les composants internes des fours, les appareils de traitement thermique et les équipements de traitement chimique.

[Source] ASTM B167 / ASME SB-163 (tuyaux sans soudure Inconel 600) ; ASME SB-166 (barre/tige).

Pourquoi la teneur en nickel était importante pour les concepteurs nucléaires

Les concepteurs ont choisi l'Inconel 600 pour trois raisons qui remontent toutes à sa teneur élevée en nickel : l'immunité à la fissuration par corrosion sous contrainte de chlorure (un problème pour les aciers inoxydables de la série 300-dans les premiers générateurs de vapeur), de fortes propriétés mécaniques à température élevée-et la résistance aux produits chimiques de l'eau caustique et phosphatée alors utilisés sur le côté secondaire. Le mode de défaillance qui est apparu plus tard - PWSCC - est un phénomène principal-d'eau de haute-pureté-, et non un problème de chlorure ou de corrosion générale, c'est pourquoi il n'a pas été prédit par les premiers tests de qualification.

Un moyen utile de comprendre le compromis : l'Inconel 600 a été optimisé pour sa résistance aux températures élevées, sa résistance à l'oxydation et son immunité aux chlorures -, le tout régi par son niveau de nickel très élevé. Ce pour quoi il n'a pas été optimisé, c'est la résistance aux fissures à long terme-dans l'eau primaire hydrogénée chaude, de haute-pureté. Cette deuxième exigence n'est devenue le facteur de conception dominant qu'après l'apparition de la fissuration sur le terrain, et elle est régie par la teneur en chrome -, l'élément que l'Inconel 600 possède le moins parmi sa famille.

Inconel 600 Propriétés mécaniques et physiques

L'Inconel 600 à l'état recuit offre une résistance à la traction minimale d'environ 550 MPa (80 ksi), une limite d'élasticité minimale de 240 MPa (35 ksi), un allongement d'au moins 30 % et une dureté d'environ 184 HB maximum. Il s'agit de valeurs de résistance modérées selon les normes des superalliages, mais la valeur réelle de l'alliage réside dans la combinaison de résistance, de ductilité, de ténacité et de résistance à la corrosion sur une large plage de températures - propriétés bien adaptées aux tubes de générateur de vapeur à paroi mince - et aux composants structurels à haute température -.

[Source] Fiche technique des métaux spéciaux Inconel 600 ; ASTM B167, ASME SB-163, ASME SB-166.

Comment l’Inconel 600 fonctionne-t-il à haute température ?

L'Inconel 600 résiste à l'oxydation dans l'air jusqu'à environ 1 095 degrés (2 000 degrés F) et maintient une résistance utile jusqu'à environ 650-815 degrés en fonction de la charge et de la durée de vie requise. En dessous d'environ 540 degrés, il est également utilisable dans des atmosphères réductrices ou sulfurées. Dans les générateurs de vapeur nucléaires, cependant, la fenêtre de fonctionnement est beaucoup plus basse -, environ 290 à 325 degrés d'eau primaire - et c'est la corrosion, et non l'oxydation, qui régit les performances.

Cette distinction est importante pour la sélection. La réputation de « haute-température » ​​de l'Inconel 600 vient principalement du service de gaz et de fournaises, où une couche protectrice d'oxyde de chrome -(Cr₂O₃) maintient le métal intact. En service aqueux chaud, ce même film d'oxyde est soumis à la chimie de l'eau, à l'état de contrainte mécanique et à l'état métallurgique des joints de grains -, un régime complètement différent. La leçon de l'expérience nucléaire est qu'un alliage peut être exceptionnel en service sec à haute température{{7}et rester vulnérable en service aqueux à haute température-, car les mécanismes directeurs ne sont pas les mêmes.

Expérience de service - Les mécanismes de dégradation qui ont changé le secteur

La fissuration par corrosion sous contrainte d'eau primaire (PWSCC) est un mécanisme de fissuration intergranulaire qui se produit lorsque trois conditions se produisent ensemble : une contrainte de traction soutenue dans la paroi du tube (depuis la fabrication, le roulage dans la plaque tubulaire ou le cintrage en U), une microstructure sensible et une longue exposition à de l'eau primaire borée chaude à environ 290 -325 degrés. L'alliage 600 était l'alliage pour générateur de vapeur le plus sensible au PWSCC car ses 14 à 17 % de chrome n'étaient pas suffisants pour maintenir le film passif intact et éviter l'épuisement du chrome aux joints de grains. Les fissures se forment et se développent le long des joints de grains, de la surface intérieure vers l'extérieur.

PWSCC est dangereux précisément parce qu’il est lent et caché. Un tube peut fonctionner pendant des années avant qu’une indication mesurable de fissure n’apparaisse ; au moment où il est détecté par les tests par courants de Foucault, le tube est déjà compromis. L'industrie n'a jamais traité cela comme une erreur de conception soudaine -. Il s'agissait plutôt d'une lente accumulation de données de terrain qui, au cours des années 1970 et 1980, ont révélé des fissures dans une grande partie des générateurs de vapeur REP en fonctionnement et ont contraint les services publics à des programmes coûteux de gestion et de remplacement.

• Les principaux-emplacements PWSCC préoccupants dans les générateurs de vapeur Alloy 600 étaient :
• Transition d'expansion du tube-à-plaque tubulaire - contrainte résiduelle élevée due au laminage/à l'expansion.
• U-région de courbure - contrainte résiduelle élevée due au pliage à froid, en particulier les rayons les plus serrés.
• Endroits de bosses et de bosses où les dommages mécaniques ont augmenté les contraintes locales.
• Souder les-zones affectées par la chaleur du tube-à-la plaque tubulaire et d'autres joints.

Quels autres mécanismes de dégradation ont affecté les tubes en alliage 600 ?

Au-delà du PWSCC, les tubes du générateur de vapeur en alliage 600 ont subi une dégradation secondaire-côté -extérieur-fissuration par corrosion sous contrainte de diamètre (ODSCC), une attaque intergranulaire (IGA), un SCC caustique, un SCC induit par le plomb-(PbSCC), des bosses, des piqûres et un fretting/usure induit par l'écoulement-. Ceux-ci sont dus à la chimie de l'eau du côté secondaire-, à l'accumulation de boues et aux conditions de crevasses au niveau des plaques de support de tubes - et non du côté primaire. En collaboration avec PWSCC, ils ont fait de l'Alloy 600 le matériau le plus activement géré du parc de générateurs de vapeur.

[Source] Lignes directrices d'examen des générateurs de vapeur REP NRC/EPRI ; Dossiers du CNRC sur la dégradation de l'alliage 600 et le remplacement du générateur de vapeur.

Quelle était la qualité de l'enregistrement de terrain - et quelle a été la réponse ?

Dans les années 1990, des fissures d'eau primaire-avaient été découvertes dans une grande partie des générateurs de vapeur REP en service, et les services publics ont été confrontés à des programmes de remplacement des décennies avant la date prévue. La réponse immédiate a été le bouchage et le manchonnage des tubes -, la mise hors service des tubes endommagés ou leur réparation avec des manchons soudés. La réponse à long terme a été le retubage ou le remplacement de générateurs de vapeur entiers par des tubes en alliage 690 traités thermiquement. Le gainage a permis de gagner du temps, mais a ajouté une restriction de débit et une charge d'inspection, et un nombre suffisant de tubes bouchés réduisent la capacité de transfert de chaleur-d'un générateur au-delà des limites économiques.

Des tests accélérés en laboratoire ont quantifié l’écart entre les conditions des alliages et ont donné à l’industrie la confiance nécessaire pour effectuer le changement. Dans un programme largement cité sur des échantillons de courbure en U inverse chargés statiquement dans de l'eau primaire à 680 degrés F (360 degrés), des fissures sont apparues au bout d'environ 300 heures pour l'alliage 600 recuit à l'usine et environ 800 heures pour l'alliage traité thermiquement 600 -, mais n'ont pas été observées dans l'alliage 690 traité thermiquement, même après 12 000 heures.

Lors d'essais de traction statique à 680 degrés F, le matériau 600 recuit à l'usine s'est fissuré en 2 900 heures environ, tandis que le matériau 690 traité thermiquement n'a montré aucune fissure après 7 000 heures. Lors d'essais à la vapeur accélérés à 760 degrés F, le 600 recuit en usine - s'est fissuré en 1 000 heures environ, tandis que le 690 traité thermiquement n'a montré aucune fissuration après 6 000 heures.

[Source] Recherche de l'EPRI résumée dans les demandes de licence du CNRC pour les générateurs de vapeur de remplacement (par exemple, South Texas Project Unit 1 RSG, alliage 690 traité thermiquement, conception Westinghouse Delta 94).

Le résultat pratique : une amélioration de l'état de l'alliage-d'environ un ordre de grandeur dans la résistance PWSCC (facteur d'amélioration supérieur à 10 dans l'eau primaire) est la raison pour laquelle l'alliage 690 traité thermiquement est devenu le matériau de remplacement de référence.

Broyeur-Inconel 600 recuit ou traité thermiquement

Le traitement thermique (TT) est un cycle thermique contrôlé supplémentaire - d'environ 700-725 degrés pendant 10-15 heures - appliqué après l'étape normale de recuit de broyage/solution. Il précipite les carbures M23C6 riches en chrome le long des joints de grains dans l'alliage 690 (et les carbures de type M7C3- dans l'alliage 600), ce qui augmente la disponibilité du chrome aux limites des grains et réduit la zone appauvrie en chrome qui permet la fissuration intergranulaire. L'alliage 600 recuit en usine (MA) est l'état qui a le plus souffert en service chez PWSCC ; Le TT Alloy 600 est nettement plus résistant mais n’est toujours pas équivalent au TT Alloy 690.

La séquence de traitement thermique-est tout aussi importante que la chimie. Pour une résistance optimale au SCC, l'alliage doit d'abord être recuit en solution/broyeur à une température suffisamment élevée pour mettre tout le carbone en solution (pour l'alliage 690, au-dessus d'environ 1940 degrés F/1060 degrés), puis traité thermiquement pour précipiter les carbures aux joints de grains. La résistance est plus grande lorsque les joints de grains sont densément peuplés de carbures et que la matrice n'est pas sensibilisée. C'est pourquoi les tubes du générateur de vapeur sont fournis avec une condition de traitement thermique-spécifiée, et pas seulement avec un traitement chimique.

[Source] Documents de licence du CNRC ; Actes de l'atelier EPRI sur l'alliage 690 traité thermiquement ; Kai et al., Ingénierie et conception nucléaires 144 (1993).

Pourquoi le traitement thermique ne sauve-t-il pas complètement l'alliage 600 ?

Le traitement thermique améliore l'alliage 600 mais ne peut pas le rendre équivalent à l'alliage 690, car les deux alliages diffèrent par la teneur en chrome - la variable fondamentale. L'amélioration de la précipitation des carbures est réelle (environ 2 à 3 fois dans les tests accélérés), mais avec seulement 14 à 17 % de chrome, l'alliage a encore trop peu de réserve de chrome pour maintenir les joints de grains protégés pendant des décennies dans l'eau primaire. L'alliage 690 contient au départ près du double de chrome, de sorte que ses joints de grains restent protégés même avant le traitement thermique, et l'étape TT élargit ensuite encore cette marge.

C'est la leçon métallurgique centrale de l'histoire de l'Inconel 600 : les contrôles de la microstructure peuvent améliorer les performances d'un alliage d'un facteur de quelques-uns, mais la modification de la chimie fondamentale de l'alliage peut modifier le mode de défaillance lui-même. Pour passer d'une « fissuration gérable » à « aucune défaillance confirmée du PWSCC », l'industrie a dû changer l'alliage, et pas seulement le traitement thermique.

Inconel 600 contre 690 contre 800NG

Trois alliages définissent l’histoire des tubes des générateurs de vapeur. L'alliage 600 (N06600) était le tube REP d'origine, mais il a échoué par PWSCC et a été retiré du nouveau service nucléaire critique SCC-. L'alliage 690 (N06690) a doublé la teneur en chrome à 27-31 % et constitue désormais la norme mondiale sous forme de traitement thermique, sans aucune défaillance confirmée des tubes PWSCC en service. L'alliage 800NG (N08800) est la voie alternative, standardisée par les conceptions REP et CANDU Siemens/KWU, utilisant un rapport titane - sur - carbone contrôlé au lieu d'une teneur élevée en chrome pour résister aux attaques intergranulaires. Le choix entre eux est déterminé par la conception du réacteur, la chimie secondaire et les données d'exploitation accumulées - et non par un seul chiffre de performance.

[Source]ASTM B167/B163/B407/B408 ; ASME SB-163 ; Documentation matérielle sur les générateurs de vapeur de l'EPRI et du NRC.

Quel alliage devez-vous spécifier pour les tubes du générateur de vapeur ?

Pour les tubes de générateur de vapeur REP neufs ou de remplacement, spécifiez l'alliage 690 traité thermiquement (UNS N06690). Il s'agit de la norme mondiale, qui possède le record PWSCC le plus solide et s'appuie sur des décennies de données de qualification. L'alliage 800NG est le bon choix pour les conceptions de réacteurs KWU/Siemens et CANDU qui l'ont normalisé, où son équilibre fer-nickel-chrome correspond à la chimie secondaire de ces centrales. L'alliage 600 ne doit pas être spécifié pour les nouveaux tubes nucléaires critiques SCC- ; il reste approprié pour le service à haute température non-nucléaire-et pour les composants de centrales existants gérés dans le cadre d'un programme de gestion du vieillissement-approuvé.

Pour les usines existantes équipées de tubes en alliage 600, la décision dépend du cycle de vie : poursuivre l'inspection améliorée (tests par courants de Foucault) ainsi que le bouchage/gainage, ou planifier le remplacement du générateur de vapeur par 690TT. Le compromis-est la charge d'inspection, la restriction de débit due aux tubes bouchés et le temps d'arrêt par rapport au coût d'investissement du remplacement. La plupart des services publics ont finalement conclu que le remplacement par l’Alloy 690TT était la seule voie durable.

Règles de sélection pratiques - Faire correspondre l'alliage au devoir

Les cinq règles pour la sélection de l'alliage 600 ou 690

• Règle 1Is the failure mode PWSCC in hot (>290 degrés) eau primaire de haute-pureté ? - Si OUI, spécifiez Alloy 690TT. Il s'agit de la norme mondiale avec un facteur d'amélioration supérieur à 10 dans l'eau primaire et aucune défaillance confirmée des tubes PWSCC.
• Règle 2Le réacteur est-il de conception REP KWU/Siemens ou CANDU (EACL)? - Si OUI, l'alliage 800NG (Ti/C supérieur ou égal à 12 : 1) est le choix standardisé de conception- et est entièrement pris en charge par le dossier d'exploitation de cette flotte.
• Règle 3Le service est-il non-nucléaire-à haute température, d'oxydation, de cémentation ou de service caustique ? - Si OUI, l'Inconel 600 est pleinement qualifié, plus économique et il n'y a aucune pénalité PWSCC.
• Règle 4S'agit-il d'un générateur de vapeur Alloy 600 existant ? - Gérez-le grâce à une inspection, un branchement et un manchonnage améliorés par courants de Foucault ; prévoyez le remplacement du 690TT lorsque la capacité ou la disponibilité de transfert de chaleur-devient limitée.
• Règle 5Spécifiez-vous une condition de traitement thermique- ? - Spécifiez-le toujours explicitement (moulin-recuit ou traité thermiquement). Les performances du PWSCC dépendent autant de la condition que de la chimie ; Le TT 690 n'est pas le même produit que le MA 690.

Contrôle du cobalt et dose de rayonnement

Dans le domaine nucléaire, la sélection des matériaux ne concerne pas seulement le fissuration -, mais également le contrôle du champ de rayonnement. Le cobalt-59, une trace d'impureté naturelle, se transmute sous flux de neutrons en cobalt-60, un puissant émetteur gamma qui domine la dose du personnel lors des arrêts de maintenance. Les qualités nucléaires de l'alliage 690 captent donc le cobalt à des niveaux très faibles (inférieurs ou égaux à 0,10 %, souvent inférieurs ou égaux à 0,05 % ou 0,02 %), et l'alliage 690 libère moins d'ions métalliques dans le liquide de refroidissement du réacteur que l'alliage 600, réduisant ainsi l'accumulation de produits de corrosion activés.

C'est pourquoi les spécifications modernes des tubes des générateurs de vapeur limitent étroitement le cobalt, le bore et les éléments résiduels, et pourquoi l'amélioration de la dose de rayonnement est considérée comme un avantage dans la sélection des matériaux, aux côtés de la résistance au SCC. Pour un service public, une moindre quantité de produits de corrosion activés signifie une dose de panne inférieure -, un avantage direct en termes de sécurité et de coûts qui s'aggrave tout au long de la durée de vie de la centrale. Lorsque vous spécifiez des tubes de qualité nucléaire-, confirmez les limites de cobalt et de bore sur le rapport d'essai du matériau, pas seulement la chimie de base.

Foire aux questions

Q : Pourquoi l'Inconel 600 a-t-il été choisi pour les tubes des générateurs de vapeur nucléaires ?

R : L'Inconel 600 a été sélectionné dans les années 1960-70 parce que sa teneur élevée en nickel (72 % min) le rend insensible à la fissuration par corrosion sous contrainte de chlorure, il a une forte résistance à haute température-et à l'oxydation, et il a résisté aux produits chimiques secondaires caustiques et phosphatés-utilisés à l'époque. Il était plus résistant à la corrosion-que les aciers inoxydables austénitiques qu'il remplaçait. Sa faiblesse ultérieure - PWSCC - n'était évidente qu'après l'accumulation de plusieurs décennies de données de service.

Q : Qu'est-ce que le PWSCC et pourquoi affecte-t-il l'Alloy 600 ?

R : La PWSCC (fissuration par corrosion primaire sous contrainte hydrique) est un mécanisme de fissuration intergranulaire dans l'eau primaire borée de haute pureté à environ 290-325 degrés. Cela nécessite trois conditions simultanées : une contrainte de traction soutenue, une microstructure sensible et une longue exposition à l’eau primaire chaude. L'alliage 600 est vulnérable car sa teneur relativement faible en chrome (14-17 %) permet au film d'oxyde protecteur de se décomposer localement et l'appauvrissement en chrome aux joints de grains permet l'apparition et la croissance de fissures intergranulaires.

Q : Quelle est la différence entre l'alliage 600 recuit à l'usine (MA) et l'alliage 600 traité thermiquement (TT) ?

R : L'alliage 600 recuit au moulin-(MA) est recuit en solution-à environ 900-1 000 degrés et est l'état qui a le plus souffert du PWSCC en service. L'alliage 600 traité thermiquement (TT) subit un traitement thermique supplémentaire à environ 700-725 degrés pendant 10-15 heures qui précipite les carbures de chrome le long des joints de grains ; ce réseau de carbure contrôlé améliore la résistance du PWSCC (environ 2 à 3 fois par rapport au MA 600 lors de tests accélérés) mais ne le rend pas équivalent à l'alliage 690TT.

Q : Pourquoi l'industrie nucléaire est-elle passée de l'alliage 600 à l'alliage 690 ?

R : La présence généralisée de PWSCC dans les tubes en alliage 600 recuits à l'usine a forcé des bouchages, des gainages et un remplacement prématuré du générateur de vapeur coûteux. L'alliage 690 (UNS N06690) double approximativement la teneur en chrome à 27-31 %, ce qui stabilise le film passif et augmente la résistance du PWSCC d'un facteur d'amélioration de plus de 10 dans l'eau primaire. Sous forme de traitement thermique, presque tous les générateurs de vapeur de remplacement et de nouvelle construction depuis la fin des années 1980 utilisent l'alliage 690TT, sans aucune défaillance confirmée des tubes PWSCC à ce jour.

Q : L'Inconel 600 est-il encore utilisé n'importe où aujourd'hui ?

R : Oui. L'Inconel 600 reste largement utilisé dans les services non-nucléaires à haute température- où sa teneur élevée en nickel excelle : moufles de four, cornues, tubes radiants et appareils de traitement thermique-avec une résistance à l'oxydation jusqu'à environ 1 095 degrés (2000 degrés F), atmosphères de carburation et de nitruration, traitement chimique et pétrochimique, production caustique et composants de turbines à gaz-. Il est pleinement qualifié pour ces tâches et économique où le SCC aqueux à haute température - n'est pas le mode de défaillance déterminant.

Q : Quels autres alliages sont en concurrence avec l'Inconel 600 pour les tubes des générateurs de vapeur ?

R : Les trois principaux alliages de tubes de générateur de vapeur sont l'alliage 600 (N06600), l'alliage 690 (N06690) et l'alliage 800 (N08800) de qualité nucléaire (800NG). L'alliage 690TT est la norme mondiale moderne en raison de sa résistance supérieure au PWSCC. L'alliage 800NG, avec un rapport titane-à-carbone contrôlé d'au moins 12 : 1, a été standardisé par les réacteurs REP de Siemens/KWU en Allemagne et par les réacteurs à eau lourde sous pression CANDU ultérieurs construits selon les conceptions d'EACL -, prouvant que la résistance au PWSCC peut être obtenue par plus d'une voie métallurgique.

Q : Comment puis-je vérifier les tubes en Inconel 600 ou 690 de qualité nucléaire- ?

R : Vérifiez le rapport d'essai du matériau (certification MTC, EN 10204 3.1 ou 3.2, ou ASME SB-163) : il doit indiquer la désignation UNS (N06600, N06690 ou N08800), la composition chimique, y compris les limites contrôlées de cobalt et de bore, les conditions de traitement thermique (recuit au broyeur ou traité thermiquement), la taille des grains, les propriétés mécaniques et le résultats des contrôles non destructifs (contrôles par courants de Foucault et ultrasons). Les spécifications nucléaires exigent également une traçabilité complète et des critères de défauts qui rejettent les recouvrements, les coutures, les marques de tirage, les fissures et les inclusions.

Q : L’alliage 690 traité thermiquement peut-il encore se fissurer ?

R : L’alliage 690 traité thermiquement a d’excellents résultats sur le terrain, mais il n’est pas absolument à l’abri. Les soudures en alliage 690 avec des métaux d'apport en alliage 52/152 peuvent être sensibles au PWSCC en cas de contraintes résiduelles élevées ou de défauts de soudure, et la recherche ODSCC secondaire- se poursuit dans plusieurs pays. La conclusion correcte est que le 690TT élargit considérablement la marge de sécurité et a éliminé le PWSCC en tant que mode de défaillance dominant à l'échelle de la flotte - pour les tubes lui-même -, mais une fabrication solide, un contrôle des contraintes résiduelles - et un contrôle chimique de l'eau - restent essentiels.