Nick Connor

Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reactividad ( RIA). Tras el accidente de Fukushima Daiichi, se inició una revisión del comportamiento del combustible. El  combustible revestido de aleación de circonio funciona con éxito hasta un alto grado de combustión y es el resultado de 40 años de desarrollo y mejora continuos. Sin embargo, en condiciones de accidentes graves, la interacción de vapor y circonio a alta temperatura puede ser una fuente importante de daños a la planta de energía.

Estas actualizaciones incluyen:

• Aditivos especialmente diseñados para pellets de combustible estándar destinados a mejorar diversas propiedades y rendimiento.
• revestimientos robustos aplicados al exterior de revestimientos estándar destinados a reducir la corrosión, aumentar la resistencia al desgaste y reducir la producción de hidrógeno en condiciones de alta temperatura (accidentes)
• desarrollo de diseños de combustible completamente nuevos con revestimiento cerámico y diferentes materiales combustibles

El revestimiento de combustible actual es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el refrigerante del reactor y el combustible nuclear (es decir , pastillas de combustible ). Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción para los neutrones térmicos (~ 0,18×10^–24 cm²), generalmente una aleación de circonio . Evita que los productos de fisión radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen. El revestimiento constituye una de las barreras en elenfoque de» defensa en profundidad «, por lo que su capacidad de refrigeración es uno de los aspectos clave de seguridad.

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Revestimiento de combustible recubierto de cromo

El cromo es uno de los posibles elementos de recubrimiento para combustibles tolerantes a accidentes. Los revestimientos de circonio con revestimiento de Cr y otros revestimientos con revestimiento metálico reducen significativamente las tasas de oxidación a alta temperatura. El espesor del revestimiento suele estar comprendido entre 20 y 30 mm. Todos los materiales de recubrimiento investigados (Cr, FeCrAl, Cr-Al, CrN) son más duros que las aleaciones de circonio, por lo que si el recubrimiento es lo suficientemente grueso (> 30 μm), las propiedades mecánicas se modificarán con mayor resistencia y menor ductilidad. La mayor dureza de los materiales de revestimiento tiene la ventaja de proteger potencialmente el revestimiento contra rozaduras y desgaste. Por lo tanto, el revestimiento de Cr puede reducir significativamente el riesgo de daños en el revestimiento debido a los escombros o al desgaste de la rejilla a la varilla.

Pero la principal ventaja es que el revestimiento revestido hereda todos los beneficios de las propiedades del material base de zirconio, pero mejora su resistencia a la oxidación y corrosión tanto en condiciones normales de funcionamiento como de accidentes. Según varias investigaciones, los revestimientos con revestimiento de Cr exhiben una resistencia post-templado y una ductilidad residual significativamente mayores. El efecto de refuerzo del revestimiento recubierto de Cr observado a alta temperatura es beneficioso porque retrasa el tiempo de ruptura y conserva mejor la geometría refrigerable del canal de combustible nuclear al mitigar el bloqueo del flujo. Además, la corrosión de las aleaciones de circonio revestidas con Cr se reduce a casi cero, disminuyendo así también la absorción de hidrógeno por el revestimiento. Por lo tanto, el revestimiento no presentará fragilización por hidrógeno,

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Combustible tolerante a accidentes

Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reactividad ( RIA). Tras el accidente de Fukushima Daiichi, se inició una revisión del comportamiento del combustible. El  combustible revestido de aleación de circonio funciona con éxito hasta un alto grado de combustión y es el resultado de 40 años de desarrollo y mejora continuos. Sin embargo, en condiciones de accidentes graves, la interacción de vapor y circonio a alta temperatura puede ser una fuente importante de daños a la planta de energía.

Estas actualizaciones incluyen:

• Aditivos especialmente diseñados para pellets de combustible estándar destinados a mejorar diversas propiedades y rendimiento.
• revestimientos robustos aplicados al exterior de revestimientos estándar destinados a reducir la corrosión, aumentar la resistencia al desgaste y reducir la producción de hidrógeno en condiciones de alta temperatura (accidentes)
• desarrollo de diseños de combustible completamente nuevos con revestimiento cerámico y diferentes materiales combustibles

El revestimiento de combustible actual es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el refrigerante del reactor y el combustible nuclear (es decir , pastillas de combustible ). Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción para los neutrones térmicos (~ 0,18×10^–24 cm²), generalmente una aleación de circonio . Evita que los productos de fisión radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen. El revestimiento constituye una de las barreras en elenfoque de» defensa en profundidad «, por lo que su capacidad de refrigeración es uno de los aspectos clave de seguridad.

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Aceros avanzados

Las aleaciones de FeCrAl se componen principalmente de hierro, cromo (20-30%) y aluminio (4-7,5%). Estas aleaciones se conocen con la marca comercial Kanthal, que es una familia de aleaciones de hierro-cromo-aluminio (FeCrAl) utilizadas en una amplia gama de aplicaciones de resistencia y alta temperatura. FeCrAl es altamente resistente a la corrosión debido a la formación de un óxido rico en aluminio delgado, Al₂O₃.

El ATF basado en FeCrAl utiliza un material de aleación de FeCrAl como revestimiento de las barras de combustible en combinación con las pastillas de combustible de dióxido de uranio (UO2) actualmente en uso. Las barras de combustible revestidas de aleación de FeCrAl (con combustible UO2) parecen exhibir propiedades que cumplen o superan los requisitos técnicos de diseño de combustible actuales (con las excepciones que se indican a continuación) al tiempo que brindan un mayor beneficio de seguridad durante eventos de base de diseño y condiciones de accidentes graves. La ventaja clave del concepto sobre Zircaloy es su cinética de oxidación sustancialmente más lenta hasta 1773 K (1500°C). Las aleaciones de FeCrAl tienen una resistencia mecánica similar o superior a la del zircaloy, con características de deformación plástica (hinchamiento) y perforación similares o mejores que las aleaciones de zirconio.

Hay dos desventajas principales de los revestimientos combustibles a base de FeCrAl:

• Mayor absorción de neutrones parásitos. Debido al aumento de la sección transversal de absorción de neutrones del hierro.
• Liberaciones de tritio. Existe un aumento potencial en la liberación de tritio en el refrigerante del reactor. El tritio se produce como un producto de fisión (FP). El FeCrAl no reacciona con el hidrógeno para formar hidruros estables de manera similar a una aleación a base de circonio, lo que da como resultado una mayor permeabilidad del tritio a través del revestimiento al refrigerante del reactor.

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Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reactividad ( RIA). Tras el accidente de Fukushima Daiichi, se inició una revisión del comportamiento del combustible. El  combustible revestido de aleación de circonio funciona con éxito hasta un alto grado de combustión y es el resultado de 40 años de desarrollo y mejora continuos. Sin embargo, en condiciones de accidentes graves, la interacción de vapor y circonio a alta temperatura puede ser una fuente importante de daños a la planta de energía.

Estas actualizaciones incluyen:

• Aditivos especialmente diseñados para pellets de combustible estándar destinados a mejorar diversas propiedades y rendimiento.
• revestimientos robustos aplicados al exterior de revestimientos estándar destinados a reducir la corrosión, aumentar la resistencia al desgaste y reducir la producción de hidrógeno en condiciones de alta temperatura (accidentes)
• desarrollo de diseños de combustible completamente nuevos con revestimiento cerámico y diferentes materiales combustibles

El revestimiento de combustible actual es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el refrigerante del reactor y el combustible nuclear (es decir , pastillas de combustible ). Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción para los neutrones térmicos (~ 0,18×10^–24 cm²), generalmente una aleación de circonio . Evita que los productos de fisión radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen. El revestimiento constituye una de las barreras en elenfoque de» defensa en profundidad «, por lo que su capacidad de refrigeración es uno de los aspectos clave de seguridad.

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Revestimiento de combustible revestido de cerámica

Recubrimientos cerámicos que incluyen óxidos, carburos y nitruros, y recubrimientos compuestos o multicapa. Los recubrimientos cerámicos de nitruro se utilizan para endurecer materiales y mejorar su comportamiento al desgaste, especialmente TiN y TiAlN. Además, CrN también se utiliza para la protección contra la corrosión. Los recubrimientos cerámicos son mucho más frágiles que los recubrimientos metálicos y, por lo tanto, es más probable que sufran grietas y daños. Una de las principales desventajas de los recubrimientos cerámicos es la disolución de los recubrimientos que contienen Al (TiAlN, CrAlN y, en un grado significativamente menor, FeCrAl).

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Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reactividad ( RIA). Tras el accidente de Fukushima Daiichi, se inició una revisión del comportamiento del combustible. El  combustible revestido de aleación de circonio funciona con éxito hasta un alto grado de combustión y es el resultado de 40 años de desarrollo y mejora continuos. Sin embargo, en condiciones de accidentes graves, la interacción de vapor y circonio a alta temperatura puede ser una fuente importante de daños a la planta de energía.

Estas actualizaciones incluyen:

• Aditivos especialmente diseñados para pellets de combustible estándar destinados a mejorar diversas propiedades y rendimiento.
• revestimientos robustos aplicados al exterior de revestimientos estándar destinados a reducir la corrosión, aumentar la resistencia al desgaste y reducir la producción de hidrógeno en condiciones de alta temperatura (accidentes)
• desarrollo de diseños de combustible completamente nuevos con revestimiento cerámico y diferentes materiales combustibles

El revestimiento de combustible actual es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el refrigerante del reactor y el combustible nuclear (es decir , pastillas de combustible ). Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción para los neutrones térmicos (~ 0,18×10^–24 cm²), generalmente una aleación de circonio . Evita que los productos de fisión radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen. El revestimiento constituye una de las barreras en elenfoque de» defensa en profundidad «, por lo que su capacidad de refrigeración es uno de los aspectos clave de seguridad.

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Revestimientos de SiC y SiC / SiC-composite

El carburo de silicio es un compuesto cristalino de silicio y carbono extremadamente duro y producido sintéticamente. Su fórmula química es SiC. El carburo de silicio tiene una dureza Mohs de 9, que se aproxima a la del diamante. Además de la dureza, los cristales de carburo de silicio tienen características de fractura que los hacen extremadamente útiles en muelas abrasivas. Su alta conductividad térmica, junto con su resistencia a altas temperaturas, baja expansión térmica y resistencia a la reacción química, hace que el carburo de silicio sea valioso en la fabricación de aplicaciones de alta temperatura y otros refractarios.

En la industria nuclear, se ha investigado el material compuesto de carburo de silicio para su uso como sustituto del revestimiento de aleación de circonio en reactores de agua ligera. Las cerámicas a base de carburo de silicio (SiC) y sus compuestos tienen propiedades superiores a altas temperaturas (HT), excelente resistencia a la irradiación, baja activación inherente y otras propiedades físicas / químicas superiores. El material compuesto consta de fibras de SiC envueltas alrededor de una capa interior de SiC y rodeadas por una capa exterior de SiC. Se han informado problemas con la capacidad de unir las piezas del compuesto de SiC.

El revestimiento de SiC está destinado a proporcionar mejoras innovadoras en los márgenes de seguridad. El revestimiento de SiC reacciona muchos órdenes de magnitud más lento con agua y vapor que el circonio a temperaturas críticas (por encima de 800 ° C), lo que resulta en una generación mínima de calor e hidrógeno en escenarios de accidentes más allá de la base de diseño. Se espera que los revestimientos de compuesto de SiC y los componentes de combustible proporcionen excelentes características de seguridad pasiva tanto en accidentes de base de diseño como en condiciones de extensión de diseño de accidentes graves (SA). Además, se prevé que los compuestos SiC / SiC proporcionen beneficios adicionales sobre las aleaciones de Zr, como una sección transversal de absorción de neutrones reducida que permite un enriquecimiento de uranio más pequeño. La combinación de estas atractivas características convierte a los compuestos de SiC en uno de los principales candidatos para estructuras de núcleo y revestimientos de combustible LWR tolerantes a accidentes.

Hay tres desventajas principales de los revestimientos de combustible compuestos de SiC / SiC:

• Fabricación. La fabricación de revestimientos de combustible delgados requiere un mayor desarrollo. También debería desarrollarse una tecnología para la unión de tapones finales con estanqueidad a los gases y resistencia adecuada porque las cerámicas de SiC no se pueden soldar.
• Liberaciones de tritio. Existe un aumento potencial en la liberación de tritio en el refrigerante del reactor. El tritio se produce como un producto de fisión (FP). El SiC no reacciona con el hidrógeno para formar hidruros estables de manera similar a una aleación a base de circonio, lo que da como resultado una mayor permeabilidad del tritio a través del revestimiento al refrigerante del reactor. La elección de utilizar un material de revestimiento adecuado podría ayudar a mitigar este problema.
• SiC / SiC tiene una conductividad térmica significativamente menor que las aleaciones de circonio. Este hecho influye negativamente en las temperaturas de la línea central de los pellets y también en el tiempo de adaptación.

Uno de los posibles revestimientos compuestos de SiC ha sido desarrollado por General Atomics y se conoce como compuesto de carburo de silicio (SiC) SiGA ™, en el que el material de la matriz de SiC se refuerza con fibra de SiC flexible de la misma manera que las barras de refuerzo de acero refuerzan el hormigón. Esto crea un material extremadamente duro y duradero que puede soportar las condiciones más duras del reactor.

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Combustible tolerante a accidentes

Los combustibles tolerantes a accidentes (ATF) son una serie de nuevos conceptos de combustible nuclear, investigados para mejorar el rendimiento del combustible durante el funcionamiento normal, condiciones transitorias y escenarios de accidentes, como accidentes por pérdida de refrigerante (LOCA) o accidentes iniciados por reactividad ( RIA). Tras el accidente de Fukushima Daiichi, se inició una revisión del comportamiento del combustible. El  combustible revestido de aleación de circonio funciona con éxito hasta un alto grado de combustión y es el resultado de 40 años de desarrollo y mejora continuos. Sin embargo, en condiciones de accidentes graves, la interacción de vapor y circonio a alta temperatura puede ser una fuente importante de daños a la planta de energía.

Estas actualizaciones incluyen:

• Aditivos especialmente diseñados para pellets de combustible estándar destinados a mejorar diversas propiedades y rendimiento.
• revestimientos robustos aplicados al exterior de revestimientos estándar destinados a reducir la corrosión, aumentar la resistencia al desgaste y reducir la producción de hidrógeno en condiciones de alta temperatura (accidentes)
• desarrollo de diseños de combustible completamente nuevos con revestimiento cerámico y diferentes materiales combustibles

El revestimiento de combustible actual es la capa exterior de las barras de combustible, que se encuentra entre el refrigerante del reactor y el combustible nuclear (es decir , pastillas de combustible ). Está hecho de un material resistente a la corrosión con una sección transversal de baja absorción para los neutrones térmicos (~ 0,18×10^–24 cm²), generalmente una aleación de circonio . Evita que los productos de fisión radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen. El revestimiento constituye una de las barreras en elenfoque de» defensa en profundidad «, por lo que su capacidad de refrigeración es uno de los aspectos clave de seguridad.

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Metales refractarios para revestimientos de combustible

Los metales y aleaciones refractarios son bien conocidos por su extraordinaria resistencia al calor y al desgaste . El requisito clave para soportar altas temperaturas es un alto punto de fusión y propiedades mecánicas estables (por ejemplo, alta dureza) incluso a altas temperaturas. Los metales refractarios más comunes incluyen cinco elementos: niobio y molibdeno del quinto período y tantalio, tungsteno y renio del sexto período. Todos comparten algunas propiedades, incluido un punto de fusión superior a 2000°C y una alta dureza a temperatura ambiente. La mala capacidad de fabricación a baja temperatura y la extrema oxidabilidad a altas temperaturas son las principales desventajas de la mayoría de los metales refractarios. La aplicación de estos metales requiere una atmósfera protectora o un revestimiento.

Revestimiento de molibdeno revestido con aleación de Zr

En 2012, EPRI inició un proyecto de investigación independiente con diseños conceptuales de aleación de molibdeno revestida como revestimiento ATF para lograr resistencia a accidentes en un rango de temperatura de 1200 a 1500°C. El molibdeno (Mo) es un candidato debido a su muy alto punto de fusión (2623°C) y su alta resistencia a temperaturas elevadas. Al mismo tiempo, se sabe que el Mo y sus aleaciones son susceptibles a la formación de MoO3 volátil en ambientes oxidantes a temperaturas> 600°C. Por lo tanto, este programa de investigación utiliza un diseño compuesto en el que el revestimiento de aleación de Mo se cubre con una capa protectora exterior de una aleación de Zr o una aleación que contiene Al.

Se prevé que el revestimiento de Mo revestido con aleación de Zr posea suficiente resistencia a la corrosión y al hidruro para el límite actual de quemado de combustible y más allá. Se prevé que los revestimientos dúplex de Mo – Zr y Mo – FeCrAl totalmente metálicos logren tolerancia a los accidentes al formar un óxido protector durante un accidente. El revestimiento delgado de aleación de Zr se oxidará completamente a ZrO₂ cuando la temperatura alcance los 1000°C o más. Con una aleación adecuada, el ZrO₂ mantendrá su integridad y estabilidad y brindará protección a la aleación de Mo subyacente. Un revestimiento delgado de FeCrAl es altamente resistente a la corrosión en refrigerantes LWR debido a la formación de un óxido protector rico en cromo, principalmente Cr₂O₃. En vapor de alta temperatura, FeCrAl es altamente resistente a la corrosión debido a la formación de un óxido rico en aluminio delgado, Al₂O₃. Las aleaciones de FeCrAl se componen principalmente de hierro, cromo (20-30%) y aluminio (4-7,5%). Estas aleaciones se conocen con la marca comercial Kanthal, que es una familia de aleaciones de hierro-cromo-aluminio (FeCrAl) utilizadas en una amplia gama de aplicaciones de resistencia y alta temperatura.

El molibdeno es altamente resistente a la oxidación en vapor de alta pureza o reductor. Por lo tanto, se prevé que el revestimiento de molibdeno revestido mantenga una buena integridad en caso de que ingrese vapor en una barra de combustible defectuosa, así como bajo un LOCA de base de diseño. En el caso de que el revestimiento exterior se elimine localmente, como debido al desgaste de la rejilla a la varilla, puede producirse una corrosión localizada del revestimiento de molibdeno.

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Combustible tolerante a accidentes

La mayoría de los  PWR  utilizan el  combustible de uranio , que se encuentra en forma de dióxido de  uranio . El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con  una conductividad térmica muy baja . Por otro lado, el dióxido de uranio tiene  un punto de fusión muy alto  y un  comportamiento bien conocido . El UO ₂  se prensa en  gránulos , estos gránulos se sinterizan luego en el cilindro sólido (con una altura y un diámetro de aproximadamente 1 centímetro, siendo la altura mayor que el diámetro). Las dimensiones de los pellets de combustible y otros componentes del conjunto de combustible se controlan con precisión para garantizar la coherencia en las características del combustible. Estos  perdigones luego se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (un tubo de revestimiento metálico), que está hecha de aleaciones de circonio debido a su sección transversal de muy baja absorción   (a diferencia del acero inoxidable). La superficie del tubo, que cubre los pellets, se llama  revestimiento de combustible . Las barras de combustible son el elemento base de un conjunto de combustible. Las barras de combustible tienen como finalidad contener los productos de fisión, asegurar el soporte mecánico de los pellets y permitir la evacuación del calor al fluido refrigerante del calor generado por las reacciones nucleares. La barra de combustible típica tiene una longitud de unos 4 m, con un diámetro de alrededor de 1 cm. Un núcleo nuclear de 1100 MWe (3300 MWth) puede contener 157 conjuntos combustibles compuestos por más de  45.000 barras de combustible  y unos  15 millones de pastillas de combustible .

Pellets de combustible avanzados

 Según el informe de la NEA, los diseños de combustible cubiertos por el Grupo de trabajo sobre diseños avanzados de combustible constan de tres conceptos diferentes:

• Combustible de UO2 mejorado . Con respecto al combustible UO2 mejorado, este diseño en particular se dividió en dos subconceptos, como el UO2 dopado con óxido y el UO2 de alta conductividad térmica (diseñado mediante la adición de dopante metálico o cerámico).
• Combustible de alta densidad .
• Combustible encapsulado (pellets de compuesto TRISO-SiC).

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Combustible de UO2 mejorado

La mayoría de los PWR utilizan el combustible de uranio , que se encuentra en forma de dióxido de uranio . El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con una conductividad térmica muy baja . Por otro lado, el dióxido de uranio tiene un punto de fusión muy alto y un comportamiento bien conocido . El UO ₂ se prensa en gránulos , estos gránulos se sinterizan luego en el cilindro sólido (con una altura y un diámetro de aproximadamente 1 centímetro, siendo la altura mayor que el diámetro).

Con respecto al combustible UO2 mejorado, este diseño en particular se dividió en dos subconceptos, tales como:

• UO2 dopado . Los atributos deseables de los gránulos de combustible tolerante a accidentes (ATF) incluyen la mejora de la retención de productos de fisión (FP) y la minimización de la interacción entre los gránulos y el revestimiento. Según las propuestas de Westinghouse, el gránulo de UO₂ dopado con cromia (Cr₂O₃) y alúmina (Al₂O₃) , conocido como nuestro gránulo ADOPT, logra una mayor eficiencia del uranio a través de:
  • Mayor densidad de material fisionable
  • Una tasa de fluencia más alta que el UO2 estándar a altas temperaturas
  • Una mayor estabilidad térmica
  • Reducción del lavado en caso de fugas en las barras de combustible
  • Reducción de la liberación de gas de fisión en un escenario transitorio
• UO2 de alta conductividad térmica (diseñado agregando dopante metálico o cerámico). El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con una conductividad térmica muy baja. La conductividad térmica es uno de los parámetros que determinan la temperatura de la línea central del  combustible . Esta baja conductividad térmica puede provocar un sobrecalentamiento localizado en la línea central del combustible y, por lo tanto, debe evitarse este sobrecalentamiento. Se considera el concepto de combustible cermet (cerámico-metálico) para LWR. Con una fracción de bajo volumen de aditivo metálico altamente conductivo, los pellets de combustible CERMET presentan una conductividad superior a los pellets estándar de UO₂, bajando la temperatura del combustible en condiciones normales de funcionamiento y aumentando los márgenes con respecto a la fusión del combustible en caso de accidente.

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Las barras de control son un importante sistema de seguridad de los reactores nucleares. Su pronta acción y pronta respuesta del reactor es indispensable. Las barras de control se utilizan para mantener el estado deseado de reacciones de fisión dentro de un reactor nuclear (es decir, estado subcrítico, estado crítico, cambios de potencia). Constituyen un componente clave de un sistema de parada de emergencia (SCRAM) .

Las barras de control son barras, placas o tubos que contienen un material absorbente de neutrones (material con una sección transversal de alta absorción para los neutrones térmicos) como boro , hafnio, cadmio , etc., que se utilizan para controlar la potencia de un reactor nuclear. Al absorber neutrones, una barra de control evita que los neutrones provoquen más fisiones.

Las barras de control generalmente constituyen conjuntos de barras de control de grupo ( PWR ) y se insertan en dedales guía dentro de un conjunto de combustible nuclear . El material absorbente (por ejemplo, gránulos de carburo de boro o aleación de Ag-In-Cd) está protegido por un revestimiento generalmente de acero inoxidable.

No obstante, el punto de fusión de la aleación Ag-In-Cd (~ 790°C), la temperatura eutéctica del carburo de boro (B4C) y Fe (~ 1150°C) y la temperatura eutéctica de Fe y Zr (~ 950°C) son inferiores a la temperatura (≳1 200) a la que la vaina de combustible de aleación de Zr comienza a oxidarse intensamente en condiciones de accidente grave. En consecuencia, es posible que las barras de control se fundan y colapsen antes de que el núcleo del reactor se dañe significativamente en el caso de accidentes graves.

Las siguientes características inherentes se requieren en barras de control tolerantes a accidentes:

• El valor de la reactividad del ATCR debería ser comparable o superar al del CR convencional.
• Los materiales absorbentes de neutrones utilizados en ATCR deben tener un punto de fusión suficientemente alto y una temperatura eutéctica alta con revestimiento para evitar la rotura de los CR antes de una falla extensa de la barra de combustible en un accidente severo, evitando así la recriticidad incontrolable incluso si se inyecta agua sin borar para enfriamiento de emergencia. del núcleo.

La idea principal es reemplazar los materiales absorbentes de neutrones convencionales con materiales cerámicos adecuados que satisfagan los requisitos anteriores. El candidato de un nuevo material absorbente para ATC incluye gadolinia (Gd2O3), samaria (Sm2O3), europia (Eu2O3), disprosia (Dy2O3), hafnia (HfO2). El punto de fusión de estos materiales y la temperatura de licuefacción con Fe son más altos que la temperatura de oxidación rápida de la aleación de circonio.

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La mayoría de los  PWR  utilizan el  combustible de uranio , que se encuentra en forma de dióxido de  uranio . El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con  una conductividad térmica muy baja . Por otro lado, el dióxido de uranio tiene  un punto de fusión muy alto  y un  comportamiento bien conocido . El UO₂  se prensa en  gránulos , estos gránulos se sinterizan luego en el cilindro sólido (con una altura y un diámetro de aproximadamente 1 centímetro, siendo la altura mayor que el diámetro). Las dimensiones de los pellets de combustible y otros componentes del conjunto de combustible se controlan con precisión para garantizar la coherencia en las características del combustible. Estos  perdigones luego se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (un tubo de revestimiento metálico), que está hecha de aleaciones de circonio debido a su sección transversal de muy baja absorción   (a diferencia del acero inoxidable). La superficie del tubo, que cubre los pellets, se llama  revestimiento de combustible . Las barras de combustible son el elemento base de un conjunto de combustible. Las barras de combustible tienen como finalidad contener los productos de fisión, asegurar el soporte mecánico de los pellets y permitir la evacuación del calor al fluido refrigerante del calor generado por las reacciones nucleares. La barra de combustible típica tiene una longitud de unos 4 m, con un diámetro de alrededor de 1 cm. Un núcleo nuclear de 1100 MWe (3300 MWth) puede contener 157 conjuntos combustibles compuestos por más de  45000 barras de combustible  y unos  15 millones de pastillas de combustible .

Combustible encapsulado: pellets de compuesto TRISO-SiC

TRISO , TRI-estructural ISO-tropic, es un tipo de micropartícula de combustible, que consiste en granos que contienen material fisionable que están recubiertos con múltiples capas de carbono poroso o denso y carburo de silicio. Históricamente, las partículas TRISO se han utilizado en elementos combustibles que consisten en guijarros esféricos o bloques prismáticos hexagonales con grafito utilizado como matriz y revestimiento para el elemento combustible. Cada partícula actúa como su propio sistema de contención gracias a sus capas de triple revestimiento. Esto les permite retener los productos de fisión en todas las condiciones del reactor. Las partículas TRISO pueden soportar temperaturas extremas que están mucho más allá del umbral de los combustibles nucleares actuales. Pellets de material compuesto TRISO-SiCconstan de partículas de combustible TRISO incrustadas en una matriz de SiC. El uso de SiC como matriz en lugar de grafito mejora la tolerancia a la radiación de la matriz de combustible al mismo tiempo que mejora la retención de FP. El combustible compuesto TRISO-SiC generalmente se denomina combustible microencapsulado completamente cerámico (FCM).

Según el informe de la NEA, el combustible TRISO-SiC se concibe como un concepto prometedor a medio plazo para reemplazar los pellets de combustible UO2 actuales. Tiene características de seguridad potencialmente superiores en comparación con otras formas de combustible como resultado de sus múltiples barreras a la dispersión de FP, alta estabilidad mecánica y buena conductividad térmica. Una baja densidad de carga de material fisionable es el problema principal de este concepto. Para aumentar la carga fisionable, la combinación de enriquecimiento de uranio hasta el límite superior práctico de LEU (~ 19,7% de 235-U), aumenta la fracción de volumen de grano a partícula y la fracción de empaque TRISO, y aumenta el diámetro del pasador de combustible fue propuesto.

El carburo de silicio es un compuesto cristalino de silicio y carbono extremadamente duro y producido sintéticamente. Su fórmula química es SiC. El carburo de silicio tiene una dureza Mohs de 9, que se aproxima a la del diamante. Su alta conductividad térmica, junto con su resistencia a altas temperaturas, baja expansión térmica y resistencia a la reacción química, hace que el carburo de silicio sea valioso en la fabricación de aplicaciones de alta temperatura y otros refractarios. En la industria nuclear, se ha investigado el material compuesto de carburo de silicio para su uso como sustituto del revestimiento de aleación de circonio en reactores de agua ligera. Las cerámicas a base de carburo de silicio (SiC) y sus compuestos tienen propiedades superiores a altas temperaturas (HT), excelente resistencia a la irradiación, baja activación inherente y otras propiedades físicas / químicas superiores.

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Combustible tolerante a accidentes

La mayoría de los  PWR  utilizan el  combustible de uranio , que se encuentra en forma de dióxido de  uranio . El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con  una conductividad térmica muy baja . Por otro lado, el dióxido de uranio tiene  un punto de fusión muy alto  y un  comportamiento bien conocido . El UO₂  se prensa en  gránulos , estos gránulos se sinterizan luego en el cilindro sólido (con una altura y un diámetro de aproximadamente 1 centímetro, siendo la altura mayor que el diámetro). Las dimensiones de los pellets de combustible y otros componentes del conjunto de combustible se controlan con precisión para garantizar la coherencia en las características del combustible. Estos  perdigones luego se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (un tubo de revestimiento metálico), que está hecha de aleaciones de circonio debido a su sección transversal de muy baja absorción   (a diferencia del acero inoxidable). La superficie del tubo, que cubre los pellets, se llama  revestimiento de combustible . Las barras de combustible son el elemento base de un conjunto de combustible. Las barras de combustible tienen como finalidad contener los productos de fisión, asegurar el soporte mecánico de los pellets y permitir la evacuación del calor al fluido refrigerante del calor generado por las reacciones nucleares. La barra de combustible típica tiene una longitud de unos 4 m, con un diámetro de alrededor de 1 cm. Un núcleo nuclear de 1100 MWe (3300 MWth) puede contener 157 conjuntos combustibles compuestos por más de  45000 barras de combustible  y unos  15 millones de pastillas de combustible .

Pellets de combustible avanzados

 Según el informe de la NEA, los diseños de combustible cubiertos por el Grupo de trabajo sobre diseños avanzados de combustible constan de tres conceptos diferentes:

• Combustible de UO2 mejorado . Con respecto al combustible UO2 mejorado, este diseño en particular se dividió en dos subconceptos, como el UO2 dopado con óxido y el UO2 de alta conductividad térmica (diseñado mediante la adición de dopante metálico o cerámico).
• Combustible de alta densidad .
• Combustible encapsulado (pellets de compuesto TRISO-SiC).

Referencia especial: Agencia de Energía Nuclear, Informe de vanguardia sobre combustible tolerante a accidentes en reactores de agua ligera. NEA No 7317, OCDE, 2018.

Combustible de alta densidad

La mayoría de los materiales metálicos sugeridos para su uso como revestimiento para reducir la oxidación del vapor presentan penalizaciones de reactividad bastante grandes en comparación con los revestimientos tradicionales basados ​​en Zr. Estas penalizaciones pueden compensarse mediante un aumento del enriquecimiento de ²³⁵U y / o una disminución de la duración del ciclo. Para compensar esto sin las concesiones anteriores, se debe aumentar la densidad fisionable en el pellet. La densidad fisionable se puede incrementar de varias formas. Una forma posible es aumentar la densidad del material y otra es aumentar la proporción de metal a no metal en los combustibles compuestos metálicos.

Hay varios diseños propuestos de combustible de alta densidad, pero debe tenerse en cuenta que todos los combustibles de alta densidad están lejos de estar listos para ser utilizados como combustibles en reactores comerciales de agua ligera. Los conceptos incluyen:

• Combustibles de nitruro
• Combustibles de siliciuro
• Combustibles de carburo
• Combustibles metálicos

Combustible de siliciuro de uranio

El siliciuro de uranio es un compuesto inorgánico de uranio. Es uno de los posibles diseños de pellets de combustible tolerantes a accidentes propuestos. Las ventajas son un mayor porcentaje de uranio y una mayor conductividad térmica. Con una densidad de siliciuro de uranio de 12,2 g/cm³ (frente a), el siliciuro de uranio (U3Si2) ofrece un impulso a la economía del combustible. El dióxido de uranio tiene una densidad de 10,97 g/cm³ . Además, hay un excedente de su composición estequiométrica. En definitiva, hay un 17% más de densidad de uranio que la del dióxido de uranio. Un reemplazo directo de UO₂ con U₃Si₂debería permitir que un reactor genere más energía a partir de un conjunto de barras de combustible y también proporcionar más «tiempo de respuesta» en el caso de accidentes graves. Su conductividad térmica (~ 8,5 W/mK a 300 K) es significativamente mayor que la del dióxido de uranio a temperaturas de funcionamiento y aumenta en función de la temperatura (la conductividad térmica del dióxido de uranio disminuye en función de la temperatura). Esta conductividad térmica compensa su punto de fusión más bajo, de modo que se mejoran los márgenes de seguridad y funcionamiento del combustible.

Westinghouse, el Laboratorio Nacional de Idaho (INL) y el Laboratorio Nacional de Los Alamos comenzaron a desarrollar y fabricar siliciuro de uranio y sus combustibles compuestos a través del programa Combustible tolerante a accidentes del DOE. El rendimiento térmico mejorado del U₃Si_2en comparación con el combustible UO₂ permite la implementación de un revestimiento más avanzado, como un compuesto SiC-SiC, que además de los beneficios operativos y de seguridad esperados, también ofrece una economía de neutrones superior y un mayor ahorro de costos en el ciclo del combustible en relación con los revestimientos basados ​​en Zr.

Combustible encapsulado: pellets de compuesto TRISO-SiC

TRISO , TRI-estructural ISO-tropic, es un tipo de micropartícula de combustible, que consiste en granos que contienen material fisionable que están recubiertos con múltiples capas de carbono poroso o denso y carburo de silicio. Históricamente, las partículas TRISO se han utilizado en elementos combustibles que consisten en guijarros esféricos o bloques prismáticos hexagonales con grafito utilizado como matriz y revestimiento para el elemento combustible. Cada partícula actúa como su propio sistema de contención gracias a sus capas de triple revestimiento. Esto les permite retener los productos de fisión en todas las condiciones del reactor. Las partículas TRISO pueden soportar temperaturas extremas que están mucho más allá del umbral de los combustibles nucleares actuales. Pellets de material compuesto TRISO-SiCconstan de partículas de combustible TRISO incrustadas en una matriz de SiC. El uso de SiC como matriz en lugar de grafito mejora la tolerancia a la radiación de la matriz de combustible al mismo tiempo que mejora la retención de FP. El combustible compuesto TRISO-SiC generalmente se denomina combustible microencapsulado completamente cerámico (FCM).

Según el informe de la NEA, el combustible TRISO-SiC se concibe como un concepto prometedor a medio plazo para reemplazar los pellets de combustible UO2 actuales. Tiene características de seguridad potencialmente superiores en comparación con otras formas de combustible como resultado de sus múltiples barreras a la dispersión de FP, alta estabilidad mecánica y buena conductividad térmica. Una baja densidad de carga de material fisionable es el problema principal de este concepto. Para aumentar la carga fisionable, la combinación de enriquecimiento de uranio hasta el límite superior práctico de LEU (~ 19,7% de 235-U), aumenta la fracción de volumen de grano a partícula y la fracción de empaque TRISO, y aumenta el diámetro del pasador de combustible fue propuesto.

El carburo de silicio es un compuesto cristalino de silicio y carbono extremadamente duro y producido sintéticamente. Su fórmula química es SiC. El carburo de silicio tiene una dureza Mohs de 9, que se aproxima a la del diamante. Su alta conductividad térmica, junto con su resistencia a altas temperaturas, baja expansión térmica y resistencia a la reacción química, hace que el carburo de silicio sea valioso en la fabricación de aplicaciones de alta temperatura y otros refractarios. En la industria nuclear, se ha investigado el material compuesto de carburo de silicio para su uso como sustituto del revestimiento de aleación de circonio en reactores de agua ligera. Las cerámicas a base de carburo de silicio (SiC) y sus compuestos tienen propiedades superiores a altas temperaturas (HT), excelente resistencia a la irradiación, baja activación inherente y otras propiedades físicas / químicas superiores.

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Combustible tolerante a accidentes

En la ciencia de los materiales, la fatiga es el debilitamiento de un material causado por una carga cíclica que da como resultado un daño estructural progresivo, frágil y localizado. Una vez que se ha iniciado una grieta, cada ciclo de carga hará crecer la grieta una pequeña cantidad, incluso cuando las tensiones alternas o cíclicas repetidas son de una intensidad considerablemente inferior a la resistencia normal. Las tensiones pueden deberse a vibraciones o ciclos térmicos. El daño por fatiga es causado por:

• acción simultánea del estrés cíclico,
• tensión de tracción (ya sea directamente aplicada o residual),
• deformación plástica.

Si alguno de estos tres no está presente, no se iniciará ni se propagará una grieta por fatiga. La mayoría de las fallas de ingeniería se deben a la fatiga.

Aunque la fractura es de tipo frágil, puede llevar algún tiempo propagarse, dependiendo tanto de la intensidad como de la frecuencia de los ciclos de tensión. Sin embargo, hay muy poca o ninguna advertencia antes de la falla si no se nota la grieta. El número de ciclos necesarios para provocar un fallo por fatiga en un pico de tensión en particular es generalmente bastante grande, pero disminuye a medida que aumenta la tensión. Para algunos aceros suaves, las tensiones cíclicas pueden continuar indefinidamente siempre que la tensión máxima (a veces denominada resistencia a la fatiga) esté por debajo del valor límite de resistencia. Un buen ejemplo de falla por fatiga es romper una varilla o alambre de acero delgado con las manos después de doblarlo hacia adelante y hacia atrás varias veces en el mismo lugar. Otro ejemplo es un impulsor de bomba desequilibrado que produce vibraciones que pueden causar fallas por fatiga. El tipo de fatiga que más preocupa en las centrales nucleares es la fatiga térmica. La fatiga térmica puede deberse a tensiones térmicas producidas por cambios cíclicos de temperatura. Los componentes grandes como el presurizador, la vasija del reactor y las tuberías del sistema del reactor están sujetos a tensiones cíclicas causadas por variaciones de temperatura durante el arranque del reactor, el cambio en el nivel de potencia y el apagado.

En las plantas de energía nuclear , los requisitos fundamentales durante el diseño y la fabricación para evitar fallas por fatiga son diferentes para diferentes casos.

• Presurizador . La presión en el circuito primario de los PWR se mantiene mediante un presurizador , un recipiente separado que está conectado al circuito primario (pierna caliente) y parcialmente lleno de agua que se calienta a la temperatura de saturación (punto de ebullición) para la presión deseada mediante electricidad sumergida. calentadores . Para un presurizador, las variaciones de carga son bastante bajas, pero la frecuencia del ciclo es alta. Por lo tanto, es deseable un acero de alta resistencia a la fatiga y de alta resistencia a la tracción final.
• Recipiente a presión del reactor . El cuerpo de la vasija del reactor está construido de acero al carbono de baja aleación de alta calidad , y todas las superficies que entran en contacto con el refrigerante del reactor están revestidas con un mínimo de aproximadamente 3 a 10 mm de acero inoxidable austenítico.para minimizar la corrosión. Por el contrario, la vasija de presión del reactor y las tuberías están sujetas a grandes variaciones de carga, pero la frecuencia del ciclo es baja; por lo tanto, la alta ductilidad es el requisito principal para el acero. En algunos casos, se utilizan mangas térmicas, como boquillas de pulverización y líneas de compensación, para minimizar las tensiones térmicas. Los límites de la tasa de calentamiento y enfriamiento se basan en el impacto en la vida de fatiga futura de la planta. Los límites de calentamiento y enfriamiento aseguran que la vida de fatiga de la planta sea igual o mayor que la vida operativa de la planta. Además, las modificaciones del diseño de la planta incluyen, por ejemplo, el calentamiento de los tanques o sumideros de agua del Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) para reducir la diferencia de temperatura entre el agua inyectada y el material de RPV.
• Tubería primaria . La mayoría de las fallas por fatiga mecánica en las tuberías son el resultado de vibraciones que no son ocurrencias infrecuentes. Prácticamente todos los sistemas de tuberías que contienen un fluido que fluye presentan algún grado de vibración. La causa de la vibración puede diferir. Las pulsaciones de presión y el movimiento de los equipos giratorios adjuntos se encuentran entre las causas más comunes de vibración en los sistemas de tuberías.
• Generadores de vapor . Los generadores de vapor son intercambiadores de calor que se utilizan para convertir el agua de alimentación en vapor a partir del calor producido en el núcleo de un reactor nuclear.. Cada generador de vapor puede contener entre 3.000 y 16.000 tubos, cada uno de unos 19 mm de diámetro. Si el suministro de agua de alimentación del generador de vapor falla por cualquier motivo, se deben tomar medidas de emergencia rápidamente y esto se hace mediante un sistema para introducir agua fría en la carcasa del generador de vapor para evitar que el haz de tubos y la placa de tubos se sobrecalienten peligrosamente. Para evitar un choque térmico severo, particularmente en la placa de tubos Si el suministro de agua de alimentación del generador de vapor falla por cualquier motivo, el sistema de agua de alimentación de emergencia inicia su acción e introduce agua fría en el generador de vapor para evitar que el haz de tubos y la placa de tubos se sobrecalienten peligrosamente. . Esto provoca tensiones significativas especialmente en la placa de tubos.

Aunque no se conoce bien la causa principal del fenómeno de rotura por fatiga, aparentemente surge de la formación inicial de una pequeña grieta resultante de un defecto o deslizamiento microscópico en los granos metálicos. La fisura se propaga lentamente al principio y luego más rápidamente cuando aumenta la tensión local debido a una disminución en la sección transversal de carga. Luego, el metal se fractura. Falla por fatigapuede iniciarse por grietas y muescas microscópicas, e incluso por marcas de rectificado y mecanizado en la superficie; por lo tanto, estos defectos deben evitarse en materiales sometidos a tensiones (o deformaciones) cíclicas. Las operaciones de la planta se realizan de manera controlada para mitigar los efectos del estrés cíclico. Las limitaciones de calentamiento y enfriamiento, las limitaciones de presión y las curvas de operación de la bomba se utilizan para minimizar el estrés cíclico.

Referencia especial: Departamento de Energía de EE. UU., Ciencia de Materiales. DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 y 2. Enero de 1993.

Fatiga térmica

La fatiga térmica es un tipo específico de mecanismo de falla por fatiga que es inducida por tensiones cíclicas (expansión y contracción térmica) de fluctuaciones repetitivas en la temperatura (calentamiento y enfriamiento) del equipo. Este tipo de fatiga es muy importante especialmente en ingeniería energética, aeronáutica y automoción.

Tensiones térmicassurgen en los materiales cuando se calientan o enfrían. Las tensiones térmicas afectan el funcionamiento de las instalaciones, tanto por los grandes componentes sometidos a tensiones como porque se ven afectados por la forma en que se opera la planta. Al enfriarse, se producen tensiones de tracción residuales si se evita que el metal se mueva (contraiga) libremente. Las grietas de fatiga pueden iniciarse y crecer a medida que continúa el ciclismo. Las concentraciones de tensión se pueden reducir mediante cambios de diseño apropiados que tengan en cuenta la expansión y contracción térmica. Por ejemplo, los lazos de expansión y los fuelles en los sistemas de tuberías y tuberías a temperaturas elevadas aprovechan este principio. En las plantas de energía nuclear, los límites de la tasa de calentamiento y enfriamiento se basan en el impacto en la vida de fatiga futura de la planta. Los límites de calentamiento y enfriamiento garantizan que la planta ‘ s la vida a la fatiga es igual o mayor que la vida operativa de la planta. Además, las modificaciones del diseño de la planta incluyen, por ejemplo, el calentamiento de los tanques o sumideros de agua del Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) para reducir la diferencia de temperatura entre el agua inyectada y el material de RPV.

Fatiga de ciclo alto frente a fatiga de ciclo bajo

La fatiga se ha dividido en regiones de fatiga de ciclo alto y fatiga de ciclo bajo. La principal diferencia entre la fatiga de ciclo alto y ciclo bajo es el número de ciclos hasta la falla. La transición entre LCF y HCF está determinada por el nivel de tensión, es decir, la transición entre deformaciones plásticas y elásticas.

• Alta fatiga de ciclo requiere más de 10 ⁴ ciclos hasta la rotura donde el estrés es baja y principalmente elástico.
• La fatiga de ciclo bajo se caracteriza por una deformación plástica repetida (es decir, en cada ciclo) y, por lo tanto, el número de ciclos hasta la falla es bajo. En la región plástica se pueden producir grandes cambios de deformación por pequeños cambios de tensión. Los experimentos han demostrado que la fatiga de ciclo bajo también es crecimiento de grietas.

Las fallas por fatiga, tanto para ciclo alto como bajo, siguen todos los mismos pasos básicos del proceso de inicio de grietas, crecimiento de grietas en etapa I, crecimiento de grietas en etapa II y finalmente falla final.

Vida de fatiga – Curva SN

La Sociedad Estadounidense de Ensayos y Materiales define la vida a fatiga, N _f , como el número de ciclos de tensión de un carácter específico que soporta una muestra antes de que ocurra una falla de una naturaleza específica. La vida de fatiga se ve afectada por tensiones cíclicas, tensiones residuales, propiedades del material, defectos internos, tamaño de grano, temperatura, geometría de diseño, calidad de la superficie, oxidación, corrosión, etc. Para algunos materiales, en particular acero y titanio, existe un valor teórico para la tensión. amplitud por debajo de la cual el material no fallará durante cualquier número de ciclos, denominada límite de fatiga , límite de resistencia o resistencia a la fatiga .

Los ingenieros utilizan varios métodos para determinar la vida útil a la fatiga de un material. Uno de los más útiles es el método estrés-vida, que se caracteriza comúnmente por una curva SN , también conocida como curva de Wöhler . Este método se ilustra en la figura. Traza la tensión aplicada (S) contra la vida útil del componente o el número de ciclos hasta la falla (N) . A medida que la tensión disminuye desde un valor alto, la vida útil del componente aumenta lentamente al principio y luego con bastante rapidez. Debido a que la fatiga, como la fractura frágil, tiene una naturaleza tan variable, los datos utilizados para trazar la curva se tratarán estadísticamente. La dispersión de los resultados es una consecuencia de la sensibilidad a la fatiga a una serie de parámetros de prueba y materiales que son imposibles de controlar con precisión.

Los siguientes términos se definen para la curva SN:

• Límite de fatiga . El límite de fatiga (también llamado a veces límite de resistencia) es el nivel de estrés, por debajo del cual no ocurre falla por fatiga. Este límite existe solo para algunas aleaciones ferrosas (a base de hierro) y de titanio, para las cuales la curva S – N se vuelve horizontal a valores de N más altos. Otros metales estructurales, como el aluminio y el cobre, no tienen un límite definido y eventualmente fallarán incluso con pequeñas amplitudes de tensión. Los valores típicos del límite para los aceros son la mitad de la resistencia a la tracción máxima, hasta un máximo de 290 MPa (42 ksi).
• Fuerza de fatiga . La ASTM define la resistencia a la fatiga, S _Nf , como el valor de la tensión en la que se produce la falla después de un número específico de ciclos (por ejemplo, 10 ⁷ ciclos) .Por ejemplo, la resistencia a la fatiga para la aleación de titanio recocido Ti-6Al-4V es de aproximadamente 240 MPa. a 10 ⁷ ciclos y el factor de concentración de tensión = 3.3.
• Vida de fatiga . La vida de fatiga caracteriza el comportamiento de fatiga de un material. Es el número de ciclos que provocan una falla a un nivel de esfuerzo específico, tomado de la gráfica S – N.

El proceso de falla por fatiga se caracteriza por tres pasos distintos:

• Inicio de la fisura, en la que se forma una pequeña fisura en algún punto de alta concentración de esfuerzos.
• Propagación de la fisura, durante la cual esta fisura avanza de forma incremental con cada ciclo de tensión. La mayor parte de la vida a fatiga se consume generalmente en la fase de crecimiento de grietas.
• Falla final, que ocurre muy rápidamente una vez que la grieta que avanza ha alcanzado un tamaño crítico.

Las grietas asociadas con fallas por fatiga casi siempre se inician (o nuclean) en la superficie de un componente en algún punto de concentración de esfuerzos. Todo lo que lleve a la concentración de la tensión y al desarrollo de grietas reducirá la vida por fatiga. Por lo tanto, el aumento del grado de acabado de la superficie, el pulido en comparación con el esmerilado, mejora la vida a la fatiga. El aumento de la resistencia y la dureza de las capas superficiales de los componentes metálicos también mejorará la vida útil a la fatiga.

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