Nick Connor

El accidente por fusión del núcleo del reactor es un evento o secuencia de eventos que resultan en la fusión de parte del combustible en el núcleo del reactor. Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar. Hay muchas y muchas barreras que deben romperse. Especialmente, la falla común (generalmente 3×100%) del Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) debe ocurrir después de un accidente de pérdida severa de refrigerante.

Este tipo de accidente se conoce bajo el término de fusión nuclear ( fusión del núcleo), pero esto no está definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energía Atómica ni por la Comisión Reguladora Nuclear. El accidente de fusión del núcleo es un accidente grave de reactor nuclear que da como resultado daños en el núcleo por sobrecalentamiento. Ocurre cuando el calor generado por un reactor nuclear excede el calor eliminado por los sistemas de enfriamiento hasta el punto en que al menos un elemento de combustible nuclear excede su punto de fusión. El calor que causa la fusión de un reactor puede provenir de la reacción en cadena nuclear, pero más comúnmente el calor de descomposición de los productos de fisión contenidos en las barras de combustible es la principal fuente de calor.

Si el núcleo del reactor permanece seco durante un período de tiempo considerable, la temperatura de las barras de combustible aumenta y puede alcanzar localmente niveles que provocan una degradación significativa e irreversible del núcleo. Los mecanismos de esta degradación son tanto químicos como mecánicos. Dependiendo de los niveles de temperatura local, la degradación puede resultar en una producción de hidrógeno más o menos severa, liberación de producto de fisión (FP) y formación y propagación de corium fundido hacia la cabeza inferior.

Referencia especial: Accidentes de fusión de núcleos de reactores de energía nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.

Fusión de combustible nuclear

La  conductividad térmica  del  dióxido de uranio  es muy baja en comparación con el uranio metálico, el nitruro de uranio, el carburo de uranio y el material de revestimiento de circonio. 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. El sobrecalentamiento del combustible se evita manteniendo la tasa de calor lineal máxima  (LHR) en estado estable  o el  factor de canal caliente de flujo de calor – F _Q (z) por debajo del nivel en el que se produce la fusión de la línea central del combustible. La expansión de la pastilla de combustible tras la fusión de la línea central puede hacer que la pastilla tensione el revestimiento hasta el punto de fallar.

Aunque el punto de fusión del UO2 está por encima de los 2800 ° C , el combustible suele funcionar a temperaturas máximas de la línea central mucho más bajas (menos de 1400 ° C). Esto proporciona suficiente margen para la fusión del combustible y la pérdida de la integridad del combustible. En general, también se debe excluir la fusión del combustible en los accidentes de condición III y IV. Pero el desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 eleva el problema de seguridad de las centrales nucleares a un nuevo nivel en el mundo. Es difícil predecir estos eventos y todos los demás más allá de los accidentes de base de diseño y prepararse para ellos debido a su extrema rareza. En estas circunstancias poco frecuentes, es posible que la planta no pueda operar de manera segura. La reducción del margen de seguridad de una planta puede provocar fallas catastróficas como derrumbes

En caso de fusión del combustible nuclear, es necesario distinguir en qué caso se alcanza la temperatura de fusión del combustible. El derretimiento del combustible puede ocurrir:

• La varilla de combustible lenta domina. En el caso de un aumento en la sobrepotencia del combustible que sea lento en comparación con la tasa de transferencia de calor a través del combustible, la fusión se produce solo a escala local.
• Pérdida del último disipador de calor. En caso de pérdida de refrigerante del reactor, la potencia de la varilla disminuye, la temperatura del combustible es solo unas pocas decenas de grados Celsius más alta que la temperatura del revestimiento.
• Accidentes RIA. En estos accidentes, la deposición grande y rápida de energía en el combustible puede resultar en la fusión, fragmentación y dispersión del combustible.

Corium

Corium , también llamado material que contiene combustible (FCM), es un material similar a la lava creado en el núcleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusión. Consiste en:

• mezcla de combustible nuclear y revestimiento de circonio oxidado,
• productos de fisión,
• barras de control,
• materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacción química con aire, agua y vapor,
• y, en el caso de que se rompa la vasija del reactor, hormigón fundido del suelo de la sala del reactor.

Si la temperatura alcanza el punto de fusión del UO2, un combustible generalmente se degrada desde el centro del núcleo. Debido a la formación de los líquidos eutécticos , la temperatura de fusión puede ser varios cientos de grados por debajo del punto de fusión del UO2 (3100 K). El circonio del revestimiento de combustible, junto con otros metales, reacciona con el agua y produce dióxido de circonio e hidrógeno.. La producción de hidrógeno es un peligro importante en los accidentes de reactores. A medida que aumenta la masa fundida eutéctica, el charco de corium puede formarse y expandirse axial y radialmente en el núcleo hasta que alcanza el deflector o la placa de soporte del núcleo. En este momento, el corion fluye hacia la parte inferior de la cabeza. En última instancia, la degradación puede dar como resultado configuraciones muy diferentes en el núcleo simultáneamente, que van desde barras intactas o apenas degradadas hasta la formación de un charco de corium o un lecho de escombros.

En todos los casos, el corion evapora gradualmente el agua presente en la parte inferior de la cabeza. Si no hay suministro de agua adicional y la configuración de los escombros es tal que no se puede enfriar de manera efectiva, la temperatura de los materiales aumenta gradualmente hasta alcanzar el punto de fusión de las estructuras de acero (placas, tubos, etc.) ubicadas en el cabezal inferior. En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, este puede solidificarse y el daño se limita al reactor mismo. Sin embargo, en ausencia de un enfriamiento adecuado, el corio puede fundirse a través de la vasija del reactor y salir o ser expulsado como una corriente fundida por la presión dentro de la vasija del reactor.

Sin embargo, la inundación del núcleo puede no ser beneficiosa en todas las condiciones. Los siguientes fenómenos pueden ocurrir durante una nueva inundación:

• generación masiva de vapor, con producción de hidrógeno y aumento del reactor
• presión del sistema de refrigerante;
• explosión de vapor a través de la interacción agua-corium;
• continuación de la fusión del núcleo, a pesar de la entrada de agua;
• liberación más rápida de productos de fisión.

En caso de falla de la vasija del reactor durante un accidente de fusión del núcleo, el corium resultante de esta fusión del núcleo y la fusión de las estructuras internas se derramará sobre la base del pozo del reactor. La interacción núcleo fundido-concreto (MCCI) se trata como uno de los fenómenos importantes que pueden conducir a la falla tardía de la contención por penetración de la base en un hipotético accidente severo de reactores de agua ligera (LWR). El proceso es impulsado por la alta temperatura inicial del corium fundido y el calor de desintegración que se genera dentro de la masa fundida por la desintegración radiactiva de los productos de fisión. Obviamente, la progresión de MCCI adquiere una importancia primordial y juega un papel clave para amenazar la integridad de la contención, la última barrera de los productos de fisión.

Retención en el recipiente

En cuanto a la seguridad de las Centrales Nucleares (CN) en caso de un accidente nuclear severo, uno de los principales desafíos asociados es la retención del combustible nuclear fundido y los internos del reactor, denominados corium, dentro del Recipiente a Presión del Reactor (RPV). . Una de las formas de enfriar el corium en el RPV es enfriar el recipiente desde el exterior. La retención en el recipiente se puede lograr inundando completamente la cavidad del reactor para enfriar la pared externa del cabezal inferior, evitando así fallas estructurales por ruptura por fluencia. Esta estrategia se denomina retención en el recipiente.(IVR). En el caso de la estrategia de retención en el recipiente (IVR), se espera que la piscina de corium esté rodeada por una costra de óxido, que estará en contacto con el acero fundido desde la parte superior de la piscina y desde los lados del recipiente. La aplicación de este enfoque a los reactores de gran potencia no es trivial debido al tiempo relativamente corto entre la detección de la fusión del núcleo y la falla del cabezal inferior.

Oxidación de vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio

A altas temperaturas , la reacción exotérmica de las aleaciones a base de Zr con el vapor es mucho más intensa y peligrosa para la seguridad de las centrales nucleares durante accidentes como un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El principal problema de la oxidación a alta temperatura es que el revestimiento de circonio reacciona rápidamente con el vapor de agua a alta temperatura. La cinética de oxidación de las aleaciones de circonio relevantes parece ser  parabólica  en el rango de temperatura de  1000-1500 ° C  para muchas aleaciones basadas en Zr. Por encima de 1577 ° C, la capa de óxido se transforma de tetragonal a cúbica y la tasa de oxidación incluso aumenta. Además, la oxidación del circonio por el agua va acompañada de la  liberación de gas hidrógeno.. Esta oxidación se acelera a altas temperaturas, por ejemplo, dentro de un núcleo de reactor si los conjuntos combustibles ya no están completamente cubiertos por agua líquida y no están suficientemente refrigerados. Luego, el circonio metálico se oxida mediante agua / vapor para formar gas hidrógeno de acuerdo con la siguiente reacción redox:

Zr + 2H ₂ O → ZrO ₂  + 2H ₂    (Q = 190 kJ / mol; Baker y Just)

Ver también:  Oxidación con vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio

Edificio de contención

El edificio de contención está diseñado principalmente para prevenir o mitigar la liberación incontrolada de material radiactivo al medio ambiente en estados operativos y en condiciones de accidente. Por tanto, se considera la  cuarta y última barrera  en la  estrategia de Defensa en profundidad  .

Si bien la contención juega un papel crucial en accidentes de base de diseño o en condiciones de extensión de diseño, está «solo» diseñada  para condensar el vapor  del refrigerante primario y  contenerlo dentro  del edificio.

En caso de accidentes de base de diseño, como el accidente de pérdida de refrigerante por rotura grande (LBLOCA), el aumento de presión suele ser significativo y los sistemas de contención activos (sistemas de supresión de presión ) deben estar disponibles para mantener la integridad (para mantener la presión y la temperatura). bajo ciertos límites) del edificio de contención.

Ver también: Edificio de contención

Ver también: Mitigación de hidrógeno

Ver arriba:
Problemas de materiales

La  conductividad térmica  del  dióxido de uranio  es muy baja en comparación con el uranio metálico, el nitruro de uranio, el carburo de uranio y el material de revestimiento de circonio. 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. El sobrecalentamiento del combustible se evita manteniendo la tasa de calor lineal máxima  (LHR) en estado estable  o el  factor de canal caliente de flujo de calor – F _Q (z) por debajo del nivel en el que se produce la fusión de la línea central del combustible. La expansión de la pastilla de combustible tras la fusión de la línea central puede hacer que la pastilla tensione el revestimiento hasta el punto de fallar.

Aunque el punto de fusión del UO2 está por encima de los 2800 ° C , el combustible suele funcionar a temperaturas máximas de la línea central mucho más bajas (menos de 1400 ° C). Esto proporciona suficiente margen para la fusión del combustible y la pérdida de la integridad del combustible. En general, también se debe excluir la fusión del combustible en los accidentes de condición III y IV. Pero el desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 eleva el problema de seguridad de las centrales nucleares a un nuevo nivel en el mundo. Es difícil predecir estos eventos y todos los demás más allá de los accidentes de base de diseño y prepararse para ellos debido a su extrema rareza. En estas circunstancias poco frecuentes, es posible que la planta no pueda operar de manera segura. La reducción del margen de seguridad de una planta puede provocar fallas catastróficas como derrumbes

En caso de fusión del combustible nuclear, es necesario distinguir en qué caso se alcanza la temperatura de fusión del combustible. El derretimiento del combustible puede ocurrir:

• La varilla de combustible lenta domina. En el caso de un aumento en la sobrepotencia del combustible que sea lento en comparación con la tasa de transferencia de calor a través del combustible, la fusión se produce solo a escala local.
• Pérdida del último disipador de calor. En caso de pérdida de refrigerante del reactor, la potencia de la varilla disminuye, la temperatura del combustible es solo unas pocas decenas de grados Celsius más alta que la temperatura del revestimiento.
• Accidentes RIA. En estos accidentes, la deposición grande y rápida de energía en el combustible puede resultar en la fusión, fragmentación y dispersión del combustible.

Accidente por fusión del núcleo del reactor

El accidente por fusión del núcleo del reactor es un evento o secuencia de eventos que resultan en la fusión de parte del combustible en el núcleo del reactor. Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar. Hay muchas y muchas barreras que deben romperse. Especialmente, la falla común (generalmente 3×100%) del Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) debe ocurrir después de un accidente de pérdida severa de refrigerante.

Este tipo de accidente se conoce bajo el término de fusión nuclear ( fusión del núcleo), pero esto no está definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energía Atómica ni por la Comisión Reguladora Nuclear. El accidente de fusión del núcleo es un accidente grave de reactor nuclear que da como resultado daños en el núcleo por sobrecalentamiento. Ocurre cuando el calor generado por un reactor nuclear excede el calor eliminado por los sistemas de enfriamiento hasta el punto en que al menos un elemento de combustible nuclear excede su punto de fusión. El calor que causa la fusión de un reactor puede provenir de la reacción en cadena nuclear, pero más comúnmente el calor de descomposición de los productos de fisión contenidos en las barras de combustible es la principal fuente de calor.

Si el núcleo del reactor permanece seco durante un período de tiempo considerable, la temperatura de las barras de combustible aumenta y puede alcanzar localmente niveles que provocan una degradación significativa e irreversible del núcleo. Los mecanismos de esta degradación son tanto químicos como mecánicos. Dependiendo de los niveles de temperatura local, la degradación puede resultar en una producción de hidrógeno más o menos severa, liberación de producto de fisión (FP) y formación y propagación de corium fundido hacia la cabeza inferior.

Referencia especial: Accidentes de fusión de núcleos de reactores de energía nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.

Corium

Corium , también llamado material que contiene combustible (FCM), es un material similar a la lava creado en el núcleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusión. Consiste en:

• mezcla de combustible nuclear y revestimiento de circonio oxidado,
• productos de fisión,
• barras de control,
• materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacción química con aire, agua y vapor,
• y, en el caso de que se rompa la vasija del reactor, hormigón fundido del suelo de la sala del reactor.

Si la temperatura alcanza el punto de fusión del UO2, un combustible generalmente se degrada desde el centro del núcleo. Debido a la formación de los líquidos eutécticos , la temperatura de fusión puede ser varios cientos de grados por debajo del punto de fusión del UO2 (3100 K). El circonio del revestimiento de combustible, junto con otros metales, reacciona con el agua y produce dióxido de circonio e hidrógeno.. La producción de hidrógeno es un peligro importante en los accidentes de reactores. A medida que aumenta la masa fundida eutéctica, el charco de corium puede formarse y expandirse axial y radialmente en el núcleo hasta que alcanza el deflector o la placa de soporte del núcleo. En este momento, el corion fluye hacia la parte inferior de la cabeza. En última instancia, la degradación puede dar como resultado configuraciones muy diferentes en el núcleo simultáneamente, que van desde barras intactas o apenas degradadas hasta la formación de un charco de corium o un lecho de escombros.

En todos los casos, el corion evapora gradualmente el agua presente en la parte inferior de la cabeza. Si no hay suministro de agua adicional y la configuración de los escombros es tal que no se puede enfriar de manera efectiva, la temperatura de los materiales aumenta gradualmente hasta alcanzar el punto de fusión de las estructuras de acero (placas, tubos, etc.) ubicadas en el cabezal inferior. En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, este puede solidificarse y el daño se limita al reactor mismo. Sin embargo, en ausencia de un enfriamiento adecuado, el corio puede fundirse a través de la vasija del reactor y salir o ser expulsado como una corriente fundida por la presión dentro de la vasija del reactor.

Sin embargo, la inundación del núcleo puede no ser beneficiosa en todas las condiciones. Los siguientes fenómenos pueden ocurrir durante una nueva inundación:

• generación masiva de vapor, con producción de hidrógeno y aumento del reactor
• presión del sistema de refrigerante;
• explosión de vapor a través de la interacción agua-corium;
• continuación de la fusión del núcleo, a pesar de la entrada de agua;
• liberación más rápida de productos de fisión.

En caso de falla de la vasija del reactor durante un accidente de fusión del núcleo, el corium resultante de esta fusión del núcleo y la fusión de las estructuras internas se derramará sobre la base del pozo del reactor. La interacción núcleo fundido-concreto (MCCI) se trata como uno de los fenómenos importantes que pueden conducir a la falla tardía de la contención por penetración de la base en un hipotético accidente severo de reactores de agua ligera (LWR). El proceso es impulsado por la alta temperatura inicial del corium fundido y el calor de desintegración que se genera dentro de la masa fundida por la desintegración radiactiva de los productos de fisión. Obviamente, la progresión de MCCI adquiere una importancia primordial y juega un papel clave para amenazar la integridad de la contención, la última barrera de los productos de fisión.

Ver arriba:
Problemas de materiales

Corium , también llamado material que contiene combustible (FCM), es un material similar a la lava creado en el núcleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusión. Consiste en:

• mezcla de combustible nuclear y revestimiento de circonio oxidado,
• productos de fisión,
• barras de control,
• materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacción química con aire, agua y vapor,
• y, en el caso de que se rompa la vasija del reactor, hormigón fundido del suelo de la sala del reactor.

Si la temperatura alcanza el punto de fusión del UO2, un combustible generalmente se degrada desde el centro del núcleo. Debido a la formación de los líquidos eutécticos , la temperatura de fusión puede ser varios cientos de grados por debajo del punto de fusión del UO2 (3100 K). El circonio del revestimiento de combustible, junto con otros metales, reacciona con el agua y produce dióxido de circonio e hidrógeno.. La producción de hidrógeno es un peligro importante en los accidentes de reactores. A medida que aumenta la masa fundida eutéctica, el charco de corium puede formarse y expandirse axial y radialmente en el núcleo hasta que alcanza el deflector o la placa de soporte del núcleo. En este momento, el corion fluye hacia la parte inferior de la cabeza. En última instancia, la degradación puede dar como resultado configuraciones muy diferentes en el núcleo simultáneamente, que van desde barras intactas o apenas degradadas hasta la formación de un charco de corium o un lecho de escombros.

En todos los casos, el corion evapora gradualmente el agua presente en la parte inferior de la cabeza. Si no hay suministro de agua adicional y la configuración de los escombros es tal que no se puede enfriar de manera efectiva, la temperatura de los materiales aumenta gradualmente hasta alcanzar el punto de fusión de las estructuras de acero (placas, tubos, etc.) ubicadas en el cabezal inferior. En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, este puede solidificarse y el daño se limita al reactor mismo. Sin embargo, en ausencia de un enfriamiento adecuado, el corio puede fundirse a través de la vasija del reactor y salir o ser expulsado como una corriente fundida por la presión dentro de la vasija del reactor.

Sin embargo, la inundación del núcleo puede no ser beneficiosa en todas las condiciones. Los siguientes fenómenos pueden ocurrir durante una nueva inundación:

• generación masiva de vapor, con producción de hidrógeno y aumento del reactor
• presión del sistema de refrigerante;
• explosión de vapor a través de la interacción agua-corium;
• continuación de la fusión del núcleo, a pesar de la entrada de agua;
• liberación más rápida de productos de fisión.

En caso de falla de la vasija del reactor durante un accidente de fusión del núcleo, el corium resultante de esta fusión del núcleo y la fusión de las estructuras internas se derramará sobre la base del pozo del reactor. La interacción núcleo fundido-concreto (MCCI) se trata como uno de los fenómenos importantes que pueden conducir a la falla tardía de la contención por penetración de la base en un hipotético accidente severo de reactores de agua ligera (LWR). El proceso es impulsado por la alta temperatura inicial del corium fundido y el calor de desintegración que se genera dentro de la masa fundida por la desintegración radiactiva de los productos de fisión. Obviamente, la progresión de MCCI adquiere una importancia primordial y juega un papel clave para amenazar la integridad de la contención, la última barrera de los productos de fisión.

Retención en el recipiente

En cuanto a la seguridad de las Centrales Nucleares (CN) en caso de un accidente nuclear severo, uno de los principales desafíos asociados es la retención del combustible nuclear fundido y los internos del reactor, denominados corium, dentro del Recipiente a Presión del Reactor (RPV). . Una de las formas de enfriar el corium en el RPV es enfriar el recipiente desde el exterior. La retención en el recipiente se puede lograr inundando completamente la cavidad del reactor para enfriar la pared externa del cabezal inferior, evitando así fallas estructurales por ruptura por fluencia. Esta estrategia se denomina retención en el recipiente.(IVR). En el caso de la estrategia de retención en el recipiente (IVR), se espera que la piscina de corium esté rodeada por una costra de óxido, que estará en contacto con el acero fundido desde la parte superior de la piscina y desde los lados del recipiente. La aplicación de este enfoque a los reactores de gran potencia no es trivial debido al tiempo relativamente corto entre la detección de la fusión del núcleo y la falla del cabezal inferior.

Ver arriba:
Problemas de materiales

El accidente por fusión del núcleo del reactor es un evento o secuencia de eventos que resultan en la fusión de parte del combustible en el núcleo del reactor. Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar. Hay muchas y muchas barreras que deben romperse. Especialmente, la falla común (generalmente 3×100%) del Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) debe ocurrir después de un accidente de pérdida severa de refrigerante.

Este tipo de accidente se conoce bajo el término de fusión nuclear ( fusión del núcleo), pero esto no está definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energía Atómica ni por la Comisión Reguladora Nuclear. El accidente de fusión del núcleo es un accidente grave de reactor nuclear que da como resultado daños en el núcleo por sobrecalentamiento. Ocurre cuando el calor generado por un reactor nuclear excede el calor eliminado por los sistemas de enfriamiento hasta el punto en que al menos un elemento de combustible nuclear excede su punto de fusión. El calor que causa la fusión de un reactor puede provenir de la reacción en cadena nuclear, pero más comúnmente el calor de descomposición de los productos de fisión contenidos en las barras de combustible es la principal fuente de calor.

Si el núcleo del reactor permanece seco durante un período de tiempo considerable, la temperatura de las barras de combustible aumenta y puede alcanzar localmente niveles que provocan una degradación significativa e irreversible del núcleo. Los mecanismos de esta degradación son tanto químicos como mecánicos. Dependiendo de los niveles de temperatura local, la degradación puede resultar en una producción de hidrógeno más o menos severa, liberación de producto de fisión (FP) y formación y propagación de corium fundido hacia la cabeza inferior.

Referencia especial: Accidentes de fusión de núcleos de reactores de energía nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.

Fusión de combustible nuclear

La  conductividad térmica  del  dióxido de uranio  es muy baja en comparación con el uranio metálico, el nitruro de uranio, el carburo de uranio y el material de revestimiento de circonio. 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. El sobrecalentamiento del combustible se evita manteniendo la tasa de calor lineal máxima  (LHR) en estado estable  o el  factor de canal caliente de flujo de calor – F _Q (z) por debajo del nivel en el que se produce la fusión de la línea central del combustible. La expansión de la pastilla de combustible tras la fusión de la línea central puede hacer que la pastilla tensione el revestimiento hasta el punto de fallar.

Aunque el punto de fusión del UO2 está por encima de los 2800 ° C , el combustible suele funcionar a temperaturas máximas de la línea central mucho más bajas (menos de 1400 ° C). Esto proporciona suficiente margen para la fusión del combustible y la pérdida de la integridad del combustible. En general, también se debe excluir la fusión del combustible en los accidentes de condición III y IV. Pero el desastre nuclear de Fukushima Daiichi en 2011 eleva el problema de seguridad de las centrales nucleares a un nuevo nivel en el mundo. Es difícil predecir estos eventos y todos los demás más allá de los accidentes de base de diseño y prepararse para ellos debido a su extrema rareza. En estas circunstancias poco frecuentes, es posible que la planta no pueda operar de manera segura. La reducción del margen de seguridad de una planta puede provocar fallas catastróficas como derrumbes

En caso de fusión del combustible nuclear, es necesario distinguir en qué caso se alcanza la temperatura de fusión del combustible. El derretimiento del combustible puede ocurrir:

• La varilla de combustible lenta domina. En el caso de un aumento en la sobrepotencia del combustible que sea lento en comparación con la tasa de transferencia de calor a través del combustible, la fusión se produce solo a escala local.
• Pérdida del último disipador de calor. En caso de pérdida de refrigerante del reactor, la potencia de la varilla disminuye, la temperatura del combustible es solo unas pocas decenas de grados Celsius más alta que la temperatura del revestimiento.
• Accidentes RIA. En estos accidentes, la deposición grande y rápida de energía en el combustible puede resultar en la fusión, fragmentación y dispersión del combustible.

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Problemas de materiales

La mayoría de las plantas de energía nuclear operan un generador de turbina de un solo eje que consta de una turbina de HP de múltiples etapas y tres turbinas de LP de múltiples etapas en paralelo , un generador principal y un excitador.  La turbina HP suele ser una turbina de reacción de doble flujo con aproximadamente 10 etapas con álabes envueltos y produce alrededor del 30-40% de la potencia bruta de la unidad de la planta de energía. Las turbinas LP suelen ser turbinas de reacción de doble flujo.con aproximadamente 5-8 etapas (con cuchillas cubiertas y con cuchillas independientes de las últimas 3 etapas). Las turbinas LP producen aproximadamente el 60-70% de la potencia bruta de la unidad de la planta de energía. Cada rotor de turbina está montado sobre dos cojinetes, es decir, hay cojinetes dobles entre cada módulo de turbina. La gama de aleaciones utilizadas en las turbinas de vapor es relativamente pequeña, en parte debido a la necesidad de asegurar una buena combinación de propiedades térmicas, como expansión y conductividad, y en parte debido a la necesidad de resistencia a altas temperaturas a un costo aceptable.

• Material para rotores de turbinas. Los rotores de las turbinas de vapor suelen estar hechos de acero de baja aleación. La función de los elementos de aleación es aumentar la templabilidad para optimizar las propiedades mecánicas y la tenacidad después del tratamiento térmico. Los rotores son necesarios para manejar las condiciones de vapor más altas, por lo que la aleación más utilizada es el acero CrMoV.
• Material para carcasa. Las carcasas de las turbinas de vapor suelen ser estructuras grandes con formas complejas que deben proporcionar la contención de presión para la turbina de vapor. Debido al tamaño de estos componentes, su costo tiene un fuerte impacto en el costo total de la turbina. Los materiales que se utilizan actualmente para las carcasas internas y externas suelen ser aceros CrMo de baja aleación (por ejemplo, el acero 1-2CrMo). Para temperaturas más altas, las aleaciones fundidas de 9CrMoVNb se consideran adecuadas en términos de resistencia.
• Material de las palas de la turbina. Para las turbinas de gas , las palas de la turbina son a menudo el componente limitante. La temperatura más alta del ciclo se produce al final del proceso de combustión y está limitada por la temperatura máxima que pueden soportar las palas de la turbina . Como es habitual, las consideraciones metalúrgicas (alrededor de 1700 K) imponen límites superiores a la eficiencia térmica. Por lo tanto, las palas de las turbinas a menudo utilizan materiales exóticos como las superaleaciones.y muchos métodos diferentes de enfriamiento, tales como canales de aire internos, enfriamiento de la capa límite y revestimientos de barrera térmica. El desarrollo de las superaleaciones en la década de 1940 y los nuevos métodos de procesamiento, como la fusión por inducción al vacío en la década de 1950, aumentaron considerablemente la capacidad de temperatura de las palas de las turbinas. Los álabes de las turbinas modernas suelen utilizar superaleaciones a base de níquel que incorporan cromo, cobalto y renio.
• Las palas de las turbinas de vapor no están expuestas a temperaturas tan elevadas, pero deben soportar una operación con fluido bifásico . Un alto contenido de gotas de agua puede causar el rápido impacto y la erosión de las palas que se produce cuando se lanza agua condensada sobre las palas. Para evitar esto, por ejemplo, se instalan drenajes de condensado en la tubería de vapor que conduce a la turbina. Otro desafío para los ingenieros es el diseño de álabes de la última etapa de la turbina LP. Estas palas deben ser (debido al alto thermodynamics/thermodynamic-properties/what-is-specific-volume/»>volumen específico de vapor) muy largas, lo que induce enormes fuerzas centrífugas.durante la operación. Por lo tanto, las palas de la turbina están sujetas a esfuerzos por la fuerza centrífuga (las etapas de la turbina pueden girar a decenas de miles de revoluciones por minuto (RPM), pero generalmente a 1800 RPM) y fuerzas de fluido que pueden causar fracturas, fluencia o fallas por fluencia.

Problemas materiales de las turbinas

Arrastrarse

La fluencia , también conocida como  flujo frío , es la deformación permanente que aumenta con el tiempo bajo carga o tensión constante . Es el resultado de una exposición prolongada a una gran tensión mecánica externa con un límite de fluencia y es más severo en materiales que se someten a calor durante mucho tiempo. La tasa de deformación es función de las propiedades del material, el tiempo de exposición, lathermodynamics/thermodynamic-properties/what-is-temperature-physics/»> temperatura de exposición  y la carga estructural aplicada. La fluencia  es un fenómeno muy importante si utilizamos materiales  a alta temperatura . La fluencia es muy importante en la industria de la energía y es de suma importancia en el diseño de motores a reacción. Para muchas situaciones de fluencia de vida relativamente corta (p. Ej.,  Álabes de turbina en aviones militares), el tiempo de ruptura es la consideración de diseño dominante. Por supuesto, para su determinación, las pruebas de fluencia deben realizarse hasta el punto de falla; estos se denominan  ensayos de rotura por fluencia .

Corrosión por erosión

La corrosión por erosión es el daño acumulativo inducido por las reacciones de corrosión electroquímica y los efectos mecánicos del movimiento relativo entre el electrolito y la superficie corroída. La erosión también puede ocurrir en combinación con otras formas de degradación, como la corrosión. Esto se conoce como erosión-corrosión. La corrosión por erosión es un proceso de degradación del material debido al efecto combinado de corrosión y desgaste. Casi todos los medios corrosivos que fluyen o turbulentos pueden causar corrosión por erosión. El mecanismo se puede describir de la siguiente manera:

• erosión mecánica del material, o capa protectora (o pasiva) de óxido en su superficie,
• Mayor corrosión del material, si la velocidad de corrosión del material depende del espesor de la capa de óxido.

La corrosión por erosión se encuentra en sistemas como tuberías, válvulas, bombas, boquillas, intercambiadores de calor y turbinas. El desgaste es un proceso de degradación mecánica del material que se produce al frotar o impactar superficies, mientras que la corrosión implica reacciones químicas o electroquímicas del material. La corrosión puede acelerar el desgaste y el desgaste puede acelerar la corrosión.

Oxidación por vapor

El comportamiento de la oxidación del vapor está directamente relacionado con la implementación de la generación de energía de vapor ultra-supercrítica para mejorar la eficiencia y reducir las emisiones de CO ₂ . Una temperatura más alta significa una mayor eficiencia; sin embargo, se producen tasas de corrosión más altas en una atmósfera de vapor cuando se utilizan aceros ferríticos, ferríticos-martensíticos o de cromo medio.

Los materiales que se desarrollaron hace más de 50 a 60 años ya no son adecuados en la actualidad para regímenes ultra-supercríticos debido a la escasa resistencia a la corrosión y las propiedades inadecuadas de resistencia y fluencia a altas temperaturas. Estas tecnologías requieren aceros austeníticos avanzados y aleaciones a base de níquel (Ni) con una resistencia superior a la oxidación por vapor.

Fatiga

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, quebradizo 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. 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. Componentes grandes como el presurizador, la vasija del reactor,

Ver arriba:
Problemas de materiales

En cuanto a la seguridad de las Centrales Nucleares (CN) en caso de un accidente nuclear severo, uno de los principales desafíos asociados es la retención del combustible nuclear fundido y los internos del reactor, denominados corium, dentro del Recipiente a Presión del Reactor (RPV). . Una de las formas de enfriar el corium en el RPV es enfriar el recipiente desde el exterior. La retención en el recipiente se puede lograr inundando completamente la cavidad del reactor para enfriar la pared externa del cabezal inferior, evitando así fallas estructurales por ruptura por fluencia. Esta estrategia se denomina retención en el recipiente.(IVR). En el caso de la estrategia de retención en el recipiente (IVR), se espera que la piscina de corium esté rodeada por una costra de óxido, que estará en contacto con el acero fundido desde la parte superior de la piscina y desde los lados del recipiente. La aplicación de este enfoque a los reactores de gran potencia no es trivial debido al tiempo relativamente corto entre la detección de la fusión del núcleo y la falla del cabezal inferior.

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Problemas de materiales

Hay varias causas fundamentales de fallas de combustible, que se han identificado en el pasado. En las primeras fechas de las operaciones de PWR y BWR, estas causas eran predominantemente defectos de fabricación o desgaste. La siguiente lista no está completa, también hay mecanismos de falla que son típicos para ciertos diseños de reactores y combustibles. También debe tenerse en cuenta que muchas de las causas de fallas de combustible nunca se identificaron y siguen siendo desconocidas.

• Preocupado .  La inquietud fue uno de los principales mecanismos de falla en las primeras fechas de las operaciones PWR y BWR. Normalmente tiene dos variantes.
  • Escombros inquietos. El desgaste de los escombros  puede ser causado por cualquier residuo (material de guarda, generalmente metálico) que pueda ingresar al haz de combustible y que tenga el potencial de alojarse entre la rejilla espaciadora y una barra de combustible. El desgaste excesivo de la vaina de combustible puede provocar la penetración de la vaina.
  • Traste de rejilla a varilla.  El desgaste de la rejilla a la varilla surge de la vibración del elemento combustible generada por la alta
    velocidad del refrigerante a través de la rejilla espaciadora. Las rejillas espaciadoras están soldadas a los tubos guía y aseguran, mediante resortes y hoyuelos, el soporte de las barras de combustible y el espaciado. La alta velocidad del refrigerante puede hacer que la varilla roce contra la parte de la rejilla espaciadora
    que la sujeta. Este tipo de desgaste del revestimiento se puede minimizar mediante el diseño adecuado de la rejilla espaciadora. El chorro de deflector generalmente se agrupa en el traste de rejilla a varilla.
• Interacción pellet-revestimiento (PCI).  Las fallas debidas a PCI son típicas de cambios de potencia, movimiento de varillas y arranque de la planta. Por lo general, ocurren dentro de unas pocas horas o días después de un movimiento de rampa de potencia o varillas de control. Esto resulta especialmente en restricciones de velocidad de rampa de inicio.
• Secar.  En los BWR, cuando el flujo de calor excede un valor crítico (CHF – flujo de calor crítico), el patrón de flujo puede alcanzar las condiciones de secado (desaparece una película delgada de líquido). La transferencia de calor desde la superficie del combustible al refrigerante se deteriora, con el resultado de un aumento drástico de la temperatura de la superficie del combustible. Este fenómeno puede provocar la falla de la barra de combustible afectada.
• Defectos de fabricación
  • Defectos de soldadura del tapón terminal.
  • Colapso por arrastre del revestimiento. El colapso de la vaina puede ser causado por la densificación de los gránulos de combustible que forman espacios axiales en la columna de gránulos y dan como resultado el colapso debido a la presión exterior. Dado que la fluencia depende del tiempo, el colapso total ocurre típicamente a mayor quemado. Este tipo de falla se puede eliminar mediante el uso de pellets con densificación moderada y prepresurización de varillas.
  • Falta superficie de pellet
• Hidratación interna. La inclusión involuntaria de materiales que contienen hidrógeno dentro de una barra de combustible puede provocar la hidruración y, por lo tanto, la fragilización de la vaina del combustible. Las fuentes de hidrógeno fueron principalmente humedad residual o contaminación orgánica en pastillas / barras de combustible. Esta causa de falla se ha eliminado prácticamente mediante una fabricación mejorada.
• Corrosión inducida por la suciedad.  Las fallas por corrosión inducidas por la suciedad se deben a un flujo de calor anormalmente alto que excede los límites del flujo de calor o corrosión por quemado o a problemas de química del agua que conducen a depósitos excesivos de suciedad. En los BWR, la corrosión inducida por la suciedad fue una de las principales causas de fallas de combustible en la década de 1980.
• Agrietamiento retardado por hidruro (DHC).  El agrietamiento retardado por hidruro es el inicio y la propagación de la grieta dependiente del tiempo a través de la fractura de hidruros que pueden formarse antes de la punta de la grieta. Este tipo de falla puede iniciarse por grietas largas en la superficie exterior del revestimiento, que pueden propagarse en una dirección axial / radial. Este mecanismo de falla puede potencialmente limitar la
  operación de quemado alto .
• Daños por manejo de combustible

Ver también: OIEA, Revisión de fallas de combustible en reactores enfriados por agua. No. NF-T-2.1. ISBN 978–92–0–102610–1, Viena, 2010.

Pérdida de estanqueidad del revestimiento de combustible

El revestimiento  evita que los productos de fisión radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen. La aparición de una fuga en ese revestimiento da como resultado:

• el transporte de elementos químicos específicos (productos de fisión) estables y  radiactivos  ( yodo ,  xenón ,  criptón …) al circuito primario del reactor
• depósitos de isótopos de larga duración ( cesio ,  estroncio ,  tecnecio …) o incluso, en circunstancias excepcionales, de emisores alfa en las tuberías del circuito primario o de los circuitos auxiliares
• un aumento en el nivel general de irradiación para ese circuito, desde el nivel ya debido a los productos de activación (productos de corrosión, por ejemplo, cobalto, cromo, hierro en particular)

Por tanto, una fuga plantea un gran desafío en términos operativos para el operador de una central eléctrica, ya que influye directamente en el nivel de exposición radiológica a la que están sometidos los trabajadores durante la explotación de la central o el mantenimiento. Aunque las fallas de combustible rara vez han sido un problema relacionado con la seguridad, su impacto en los costos operativos de la planta se debe a:

• descarga prematura de combustible,
• siguiente acortamiento del ciclo,
• posibles cortes no programados,
• aumento del volumen de combustible gastado

Uno de los pasos necesarios para alcanzar la meta de cero defectos es comprender las causas fundamentales de las fallas y sus mecanismos, de modo que se puedan implementar algunas acciones correctivas, ya sea a través de mejoras en el diseño y fabricación del combustible por parte de los proveedores de combustible, o cambios operativos, tales como como maniobras de potencia reducida.

Referencia especial: CEA, División de Energía Nuclear. Combustibles nucleares, ISBN 978-2-281-11345-7

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Problemas de materiales

Problemas materiales de las turbinas

Arrastrarse

La fluencia , también conocida como  flujo frío , es la deformación permanente que aumenta con el tiempo bajo carga o tensión constante . Es el resultado de una exposición prolongada a una gran tensión mecánica externa con un límite de fluencia y es más severo en materiales que se someten a calor durante mucho tiempo. La tasa de deformación es función de las propiedades del material, el tiempo de exposición, lathermodynamics/thermodynamic-properties/what-is-temperature-physics/»> temperatura de exposición  y la carga estructural aplicada. La fluencia  es un fenómeno muy importante si utilizamos materiales  a alta temperatura . La fluencia es muy importante en la industria de la energía y es de suma importancia en el diseño de motores a reacción. Para muchas situaciones de fluencia de vida relativamente corta (p. Ej.,  Álabes de turbina en aviones militares), el tiempo de ruptura es la consideración de diseño dominante. Por supuesto, para su determinación, las pruebas de fluencia deben realizarse hasta el punto de falla; estos se denominan  ensayos de rotura por fluencia .

Corrosión por erosión

La corrosión por erosión es el daño acumulativo inducido por las reacciones de corrosión electroquímica y los efectos mecánicos del movimiento relativo entre el electrolito y la superficie corroída. La erosión también puede ocurrir en combinación con otras formas de degradación, como la corrosión. Esto se conoce como erosión-corrosión. La corrosión por erosión es un proceso de degradación del material debido al efecto combinado de corrosión y desgaste. Casi todos los medios corrosivos que fluyen o turbulentos pueden causar corrosión por erosión. El mecanismo se puede describir de la siguiente manera:

• erosión mecánica del material, o capa protectora (o pasiva) de óxido en su superficie,
• Mayor corrosión del material, si la velocidad de corrosión del material depende del espesor de la capa de óxido.

La corrosión por erosión se encuentra en sistemas como tuberías, válvulas, bombas, boquillas, intercambiadores de calor y turbinas. El desgaste es un proceso de degradación mecánica del material que se produce al frotar o impactar superficies, mientras que la corrosión implica reacciones químicas o electroquímicas del material. La corrosión puede acelerar el desgaste y el desgaste puede acelerar la corrosión.

Oxidación por vapor

El comportamiento de la oxidación del vapor está directamente relacionado con la implementación de la generación de energía de vapor ultra-supercrítica para mejorar la eficiencia y reducir las emisiones de CO ₂ . Una temperatura más alta significa una mayor eficiencia; sin embargo, se producen tasas de corrosión más altas en una atmósfera de vapor cuando se utilizan aceros ferríticos, ferríticos-martensíticos o de cromo medio.

Los materiales que se desarrollaron hace más de 50 a 60 años ya no son adecuados en la actualidad para regímenes ultra-supercríticos debido a la escasa resistencia a la corrosión y las propiedades inadecuadas de resistencia y fluencia a altas temperaturas. Estas tecnologías requieren aceros austeníticos avanzados y aleaciones a base de níquel (Ni) con una resistencia superior a la oxidación por vapor.

Fatiga

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, quebradizo 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. 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. Componentes grandes como el presurizador, la vasija del reactor,

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Problemas de materiales

Las pruebas no destructivas , NDT, son un grupo muy amplio de inspecciones estructurales o de materiales y, como su nombre lo indica, estas inspecciones no destruyen el material / estructura que se está examinando. NDT juega un papel crítico para asegurar que los componentes y sistemas estructurales realicen su función de manera confiable y rentable. Debido a que NDT no altera permanentemente el artículo que se está inspeccionando, es una técnica muy valiosa que puede ahorrar dinero y tiempo en la evaluación, resolución de problemas e investigación del producto. Los técnicos e ingenieros de END definen e implementan pruebas que localizan y caracterizan las condiciones y fallas de los materiales que, de otro modo, podrían causar accidentes graves, como la caída de aviones, la falla de reactores, la descarrilación de trenes, la explosión de tuberías y una variedad de eventos preocupantes.

Este concepto se amplía y se conoce como evaluación no destructiva (ECM) , cuando se combina con una evaluación de la importancia de los defectos encontrados. Sin embargo, ambos son términos que se usan indistintamente. Algunos métodos de prueba deben realizarse en un entorno de laboratorio, otros pueden adaptarse para su uso en el campo. A continuación se describen varias técnicas de END comúnmente empleadas y sus características.

Clasificación de los métodos NDT

La variedad de técnicas disponibles también se puede dividir en dos grupos: métodos de superficie , que se utilizan para identificar defectos superficiales y cercanos a la superficie, como grietas y porosidad de la superficie, y métodos subsuperficiales , que se pueden utilizar para detectar defectos que se encuentran debajo de la superficie del material. .

• Métodos de superficie
  • Pruebas visuales y ópticas
  • Prueba de corrientes de Foucault
  • Prueba de líquidos penetrantes
  • Prueba de partículas magnéticas
• Métodos subsuperficiales
  • Prueba de ultrasonido
  • Prueba de radiografía

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NDT

Las pruebas no destructivas , NDT, son un grupo muy amplio de inspecciones estructurales o de materiales y, como su nombre lo indica, estas inspecciones no destruyen el material / estructura que se está examinando. NDT juega un papel crítico para asegurar que los componentes y sistemas estructurales realicen su función de manera confiable y rentable. Debido a que NDT no altera permanentemente el artículo que se está inspeccionando, es una técnica muy valiosa que puede ahorrar dinero y tiempo en la evaluación, resolución de problemas e investigación del producto. Los técnicos e ingenieros de END definen e implementan pruebas que localizan y caracterizan las condiciones y fallas de los materiales que, de otro modo, podrían causar accidentes graves, como la caída de aviones, la falla de reactores, la descarrilación de trenes, la explosión de tuberías y una variedad de eventos preocupantes.

Este concepto se amplía y se conoce como evaluación no destructiva (ECM) , cuando se combina con una evaluación de la importancia de los defectos encontrados. Sin embargo, ambos son términos que se usan indistintamente. Algunos métodos de prueba deben realizarse en un entorno de laboratorio, otros pueden adaptarse para su uso en el campo. A continuación se describen varias técnicas de END comúnmente empleadas y sus características.

Clasificación de los métodos NDT

La variedad de técnicas disponibles también se puede dividir en dos grupos: métodos de superficie , que se utilizan para identificar defectos superficiales y cercanos a la superficie, como grietas y porosidad de la superficie, y métodos subsuperficiales , que se pueden utilizar para detectar defectos que se encuentran debajo de la superficie del material. .

• Métodos de superficie
  • Pruebas visuales y ópticas
  • Prueba de corrientes de Foucault
  • Prueba de líquidos penetrantes
  • Prueba de partículas magnéticas
• Métodos subsuperficiales
  • Prueba de ultrasonido
  • Prueba de radiografía

Pruebas visuales y ópticas

Inspección visualimplica utilizar los ojos de un inspector para buscar defectos, como arañazos, presencia de escombros, corrosión u oxidación. El inspector también puede usar herramientas especiales como lupas, espejos o boroscopios para acceder e inspeccionar más de cerca el área en cuestión. En las centrales nucleares, se lleva a cabo bajo el agua un extenso programa de inspección de combustibles (que incluye, por ejemplo, inspecciones visuales, mediciones de la capa de óxido, pruebas de las barras de control por corrientes parásitas) y supervisado por el organismo regulador. De modo que las pruebas visuales suelen formar parte del examen posterior a la irradiación. Los exámenes visuales también son muy comunes en la industria aeronáutica, donde más del 80 por ciento de las inspecciones realizadas a una aeronave son inspecciones visuales.

Prueba de corrientes de Foucault

La prueba de corrientes de Foucault es uno de los métodos NDT de prueba electromegnética más comunes. Utiliza corrientes eléctricas inducidas para detectar defectos. Esencialmente, la técnica utiliza una bobina (sonda ECT) que lleva una corriente alterna como transductor. Esto produce un campo magnético alterno paralelo al eje de la bobina que a su vez induce corrientes parásitas en la superficie del objeto de prueba. Estas corrientes parásitas establecen un campo magnético opuesto al producido por la bobina, cambiando así la impedancia de la bobina. Se detectan interrupciones en el flujo de corrientes parásitas, causadas por imperfecciones, cambios dimensionales o cambios en las propiedades conductivas y de permeabilidad del material.

La mayoría de las pruebas de corrientes parásitas se basan en la medición de la impedancia de la bobina, aunque es posible medir el campo magnético directamente. ECT tiene una amplia gama de aplicaciones. Dado que la ECT es de naturaleza eléctrica, se limita a material conductor. También existen límites físicos para la generación de corrientes de Foucault y la profundidad de penetración (profundidad de la piel). En general, esta técnica se utiliza para inspeccionar áreas relativamente pequeñas y, por lo tanto, es más adecuada para inspeccionar áreas donde ya se sospecha un daño; sin embargo, tiene una variedad de aplicaciones: desde la medición del espesor del material hasta la detección de daños por corrosión. En las plantas de energía nuclear, los métodos de corrientes parásitas proporcionan el mejor método de inspección en servicio para la tubería del generador de vapor. Los siguientes componentes son necesarios para realizar la prueba de corrientes de Foucault: un probador de corrientes de Foucault,

Las desventajas de esta técnica son que es sensible al despegue, es una prueba puntual, por lo que se requiere escaneo para áreas grandes y generalmente se limita a defectos superficiales cercanos de materiales conductores.

Prueba de líquidos penetrantes

Inspección de líquidos penetrantes (LPI), también llamada inspección de tintes penetrantes (DP), es un método NDT ampliamente aplicado, que se utiliza para verificar defectos de rotura de superficies en todos los materiales no porosos (metales, plásticos o cerámicas). Probablemente sea una de las técnicas de END más utilizadas. Los objetos de prueba y previamente limpiados se recubren con una solución de tinte visible o fluorescente. Después de un tiempo determinado, que varía de 5 a 30 minutos según el material inspeccionado, se elimina el exceso de penetrante de la superficie y se aplica un revelador en forma líquida o en polvo. El revelador actúa como secante, extrayendo el penetrante atrapado de las imperfecciones abiertas a la superficie. Este revelador absorbe el penetrante extraído de las discontinuidades y revela un vivo contraste de color entre el penetrante y el revelador (generalmente rojo sobre blanco). Con tintes fluorescentes, se usa luz ultravioleta para hacer que el sangrado brille intensamente,

LPI se utiliza para detectar defectos de superficies de fundición, forja y soldadura, como grietas finas, porosidad de la superficie, fugas en productos nuevos y grietas por fatiga en componentes en servicio.

Inspeccion de particulas magneticas

La inspección por partículas magnéticas es uno de los procesos de END para detectar imperfecciones superficiales y cercanas a la superficie y discontinuidades de materiales. Este método se logra induciendo un campo magnético en un material ferromagnético y luego espolvoreando la superficie con finas partículas ferromagnéticas (secas o suspendidas en líquido). Estos se sienten atraídos por un área de fuga de flujo y forman lo que se conoce como una indicación, que se evalúa para determinar su naturaleza, causa y curso de acción, si corresponde. Aunque esta técnica revela la ubicación de los defectos, a menudo no puede determinar su profundidad.

La pieza puede magnetizarse mediante magnetización directa o indirecta. La magnetización directa ocurre cuando la corriente eléctrica pasa a través del objeto de prueba y se forma un campo magnético en el material. La magnetización indirecta ocurre cuando no pasa corriente eléctrica a través del objeto de prueba, pero se aplica un campo magnético desde una fuente externa. Tiene el mayor inconveniente de requerir magnetizar (y con frecuencia desmagnetizar) el componente.

Prueba de ultrasonido

Las pruebas ultrasónicas son un amplio grupo de técnicas NDT basadas en la propagación de ondas ultrasónicas en el objeto o material probado. La técnica de prueba ultrasónica más utilizada es el eco de pulso, en el que se introducen haces de ondas de sonido de alta frecuencia (normalmente entre 1 y 5 MHz) en un objeto de prueba y los reflejos (ecos) se devuelven a un receptor de imperfecciones internas o de la pieza. superficies geométricas.

El método básico de prueba ultrasónica es transformar un pulso de voltaje en un pulso ultrasónico usando un transductor. Los transductores utilizados para UT tradicional consisten en un cristal piezoeléctrico encerrado dentro de una carcasa de plástico o acero inoxidable. Los cristales piezoeléctricos se expanden cuando se cargan eléctricamente, generando así una onda acústica. La señal viaja a través del objeto con respecto a su geometría y defectos existentes y luego se transmite a otro transductor o se refleja de regreso al transductor original. Los defectos se detectan si producen un cambio en la impedancia acústica en la trayectoria del haz ultrasónico. Una grieta abierta llena de aire tiene una impedancia acústica muy baja, por lo que refleja prácticamente toda la energía acústica que incide en ella. Por lo tanto, las ondas de sonido viajan a través del material y se reflejan en las grietas o fallas.

Dado que se conoce la velocidad del sonido en el material original, la energía del sonido reflejada se muestra en función del tiempo y se analiza para definir la presencia y ubicación de fallas o discontinuidades.

Ventajas y desventajas de las pruebas ultrasónicas

Las ventajas y desventajas del método de prueba ultrasónico son las siguientes:

Ventajas:

• UT es flexible, portátil y tiene una gran profundidad de penetración.
• Alta sensibilidad que permite la detección de defectos extremadamente pequeños.
• Es aplicable en una amplia gama de industrias.
• Alguna capacidad para estimar el tamaño, la orientación, la forma y la naturaleza de los defectos.
• A diferencia de las pruebas radiográficas, no implica ningún riesgo para la salud o el medio ambiente

Desventajas:

• Requiere operadores altamente capacitados y requiere una atención cuidadosa por parte de técnicos experimentados.
• Incapaz o ineficaz para detectar defectos planos que están en paralelo con la dirección de la onda de sonido
• Las piezas que son rugosas, de forma irregular, muy pequeñas o delgadas o no homogéneas son difíciles de inspeccionar.
• Puede ser muy caro

Pruebas radiográficas

Las pruebas radiográficas (RT) implican el uso de radiación gamma o X penetrante para examinar piezas y productos en busca de imperfecciones. Es uno de los métodos convencionales de END que se ha utilizado durante décadas y todavía lo utilizan empresas de todo el mundo.

• Los rayos X , también conocidos como radiación X , se refieren a la radiación electromagnética (sin masa en reposo, sin carga) de altas energías. La mayoría de los rayos X tienen una longitud de onda que varía de 0,01 a 10 nanómetros (3×10¹⁶ Hz a 3×10¹⁹ Hz), lo que corresponde a energías en el rango de 100 eV a 100 keV. Las longitudes de onda de los rayos X son más cortas que las de los rayos UV y, por lo general, más largas que las de los rayos gamma. La distinción entre rayos X y rayos gamma no es tan simple y ha cambiado en las últimas décadas. Según la definición actualmente válida, los rayos X son emitidos por electrones fuera del núcleo, mientras que los rayos gamma son emitidos por el núcleo . Los rayos X se pueden generar mediante un tubo de rayos X, un tubo de vacío que utiliza un alto voltaje para acelerar los electrones liberados por un cátodo caliente a una alta velocidad. Al golpear el objetivo, los electrones acelerados se detienen abruptamente y se generan rayos X y calor.
• Los rayos gamma , también conocidos como radiación gamma , se refieren a la radiación electromagnética (sin masa en reposo, sin carga) de muy altas energías. Dado que los rayos gamma son en esencia sólo fotones de muy alta energía, son materia muy penetrante y, por lo tanto, biológicamente peligrosos. Los rayos gamma pueden viajar miles de pies en el aire y pueden atravesar fácilmente el cuerpo humano. Los rayos gamma son emitidos por núcleos inestables en su transición de un estado de alta energía a un estado más bajo conocido como desintegración gamma. En la mayoría de las fuentes prácticas de laboratorio, los estados nucleares excitados se crean en la desintegración de un radionúclido original, por lo tanto, una desintegración gamma suele acompañar a otras formas de desintegración , como la desintegración alfa o beta.

En general, la RT es un método para inspeccionar materiales en busca de defectos ocultos del subsuelo mediante el uso de la capacidad de los rayos X o rayos gamma para penetrar varios materiales de varios espesores. La intensidad de la radiación que penetra y atraviesa el material es capturada por:

• una película sensible a la radiación (radiografía de película)
• una matriz de cepillos de sensores sensibles a la radiación (radiografía en tiempo real).

Principio de funcionamiento

La fuente de radiación puede ser una máquina de rayos X o una fuente radiactiva (Ir-192, Co-60 o, en casos raros, Cs-137). La elección entre rayos X y radiación gamma depende de algunos factores, como el grosor, el nivel de contraste, etc. Por ejemplo, los rayos X normalmente funcionan con una menor cantidad de energía que los rayos gamma. El espesor es otro parámetro que influye en los resultados. Por ejemplo, en espesores superiores a 50 mm, el uso de rayos gamma aumenta significativamente.

La radiación se dirige a través de una pieza y sobre una película u otro medio de formación de imágenes. La radiografía resultante muestra las características dimensionales de la pieza. Tanto en rayos X como en radiación gamma a medida que la radiación atraviesa más el material, más oscura se vuelve la película sobre la imagen producida y, por el contrario, cuanto más el rayo es absorbido por el material, más clara es la imagen en esos puntos. Por lo tanto, las posibles imperfecciones se indican como cambios de densidad en la película de la misma manera que una radiografía médica muestra huesos rotos.

Las pruebas radiográficas se utilizan comúnmente para la verificación de soldaduras en diversas aplicaciones industriales. En la fabricación, las soldaduras se utilizan comúnmente para unir dos o más piezas metálicas. Los efectos de la soldadura en el material que rodea la soldadura pueden ser perjudiciales; dependiendo de los materiales utilizados y la entrada de calor del proceso de soldadura utilizado, la ZAT puede ser de diferente tamaño y resistencia. Por ejemplo, el metal base debe alcanzar una cierta temperatura durante el proceso de soldadura, debe enfriarse a una velocidad específica y debe soldarse con materiales compatibles o la unión puede no ser lo suficientemente fuerte para mantener las piezas juntas, o se pueden formar grietas en el soldadura provocando que falle. Los defectos que generalmente se encuentran incluyen penetración incompleta, fusión incompleta, socavación, porosidad y agrietamiento longitudinal. Estos defectos pueden provocar la rotura de una estructura o la rotura de una tubería.

Ventajas y desventajas

Ventajas:

• Tiene muy pocas limitaciones materiales.
• Detección de defectos internos de materiales gruesos (p. Ej. Tuberías).
• Se requiere una preparación mínima o nula.
• Una de las principales ventajas de RT es su capacidad de documentación. RT proporciona imágenes del objeto bajo inspección.
• La probabilidad de una mala interpretación de los resultados se minimiza ya que cada imagen puede ser revisada por varios operadores.

Desventajas:

• El impacto de la radiación en la salud y el medio ambiente puede considerarse como una de las principales desventajas de las pruebas radiográficas, ya que unos pocos segundos de exposición a la radiación pueden provocar lesiones graves.
• Se requiere un alto grado de habilidad y experiencia para la exposición e interpretación.
• El alto voltaje necesario para crear rayos X también es peligroso para la salud humana.
• Es un método bastante caro.
• Ineficaz para defectos planos y defectos superficiales.

Consulte más arriba:
Ciencia de los materiales