Los reactores de agua a presión utilizan una vasija de presión del reactor (RPV) para contener el combustible nuclear, el moderador , las barras de control y el refrigerante. Se enfrían y moderan con agua líquida a alta presión (por ejemplo, 16 MPa). A esta presión, el agua hierve a aproximadamente 350°C (662°F). La temperatura de entrada del agua es de aproximadamente 290°C (554°F). El agua (refrigerante) se calienta en el núcleo del reactor a aproximadamente 325°C (617°F) a medida que el agua fluye a través del núcleo. Como puede verse, el reactor tiene aproximadamente 25°C de refrigerante subenfriado (distancia de la saturación).
La vasija de presión del reactor es la vasija de presión que contiene el núcleo del reactor y otros componentes internos clave del reactor . Es un recipiente cilíndrico con una cabeza inferior hemisférica y una cabeza superior con bridas y empaquetaduras. La cabeza inferior está soldada a la carcasa cilíndrica, mientras que la cabeza superior está atornillada a la carcasa cilíndrica a través de las bridas. El cabezal superior es extraíble para permitir el reabastecimiento de combustible del reactor durante las interrupciones planificadas.
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 (por ejemplo, 304L) para para minimizar la corrosión .
El acero con bajo contenido de carbono , también conocido como acero dulce, es ahora la forma más común de acero porque su precio es relativamente bajo y proporciona propiedades materiales que son aceptables para muchas aplicaciones. El acero con bajo contenido de carbono contiene aproximadamente 0,05-0,25% de carbono, lo que lo hace maleable y dúctil . El acero dulce tiene una resistencia a la tracción relativamente baja , pero tiene una alta tenacidad y es fácil de moldear. Los requisitos especiales para los materiales de la vasija del reactor incluyen una baja capacidad de activación (especialmente debido a la formación de Co-60). Ejemplos de aceros al carbono de baja aleación de alta calidad:
- SA-508 Gr.3 Cl.2 (acero ferrítico de baja aleación)
- 15Kh2NMFA (acero ferrítico de baja aleación)
Agentes de aleación
El hierro puro es demasiado blando para ser utilizado con fines de estructura, pero la adición de pequeñas cantidades de otros elementos (carbono, manganeso o cromo, por ejemplo) aumenta en gran medida su resistencia mecánica. El efecto sinérgico de los elementos de aleación y el tratamiento térmico produce una enorme variedad de microestructuras y propiedades. Los cuatro elementos principales de la aleación son:
- Cromo. En estos aceros, el cromo aumenta la dureza y la resistencia. En términos generales, la concentración especificada para la mayoría de los grados es aproximadamente del 2%. Este nivel parece resultar en el mejor equilibrio entre dureza y tenacidad. El cromo juega un papel importante en el mecanismo de endurecimiento y se considera insustituible. A temperaturas más altas, el cromo contribuye a una mayor resistencia.
- Níquel. El níquel no forma compuestos de carburo en el acero, permanece en solución en la ferrita, fortaleciendo y endureciendo la fase de ferrita.
- Molibdeno. El molibdeno (aproximadamente 0.50-8.00%) cuando se agrega a un acero lo hace más resistente a las altas temperaturas. El molibdeno aumenta la templabilidad y la resistencia, particularmente a altas temperaturas debido al alto punto de fusión del molibdeno. El molibdeno es único en la medida en que aumenta la resistencia a la tracción y a la fluencia a alta temperatura del acero.
Los aceros inoxidables austeníticos, que se utilizan como revestimientos resistentes a la corrosión, contienen entre un 16 y un 25% de cromo y también pueden contener nitrógeno en solución, lo que contribuye a su relativamente alta resistencia a la corrosión . El grado más conocido es el acero inoxidable AISI 304, que contiene metales de cromo (entre 15% y 20%) y níquel (entre 2% y 10,5%) como principales componentes distintos del hierro. El acero inoxidable 304 tiene una excelente resistencia a una amplia gama de entornos atmosféricos y muchos medios corrosivos. Estas aleaciones generalmente se caracterizan por ser dúctiles, soldables y endurecibles por conformado en frío.
El acero inoxidable tipo 304L , que se usa ampliamente en la industria nuclear, es una versión con muy bajo contenido de carbono de la aleación de acero 304. Este grado tiene propiedades mecánicas ligeramente más bajas que el grado estándar 304, pero todavía se usa ampliamente gracias a su versatilidad. El menor contenido de carbono en 304L minimiza la precipitación de carburo nociva o dañina como resultado de la soldadura. Por lo tanto, el 304L se puede utilizar «como soldado» en entornos de corrosión severa y elimina la necesidad de recocido. El grado 304 también tiene una buena resistencia a la oxidación en servicio intermitente hasta 870°C y en servicio continuo hasta 925°C. Dado que el grado 304L no requiere recocido posterior a la soldadura, se usa ampliamente en componentes de gran calibre. Ejemplos de aceros inoxidables usados :
- Acero inoxidable tipo 304L
- Tipo 08Kh18N10T acero inoxidable
Los recipientes a presión de los reactores son los componentes clave de mayor prioridad en las centrales nucleares . La vasija de presión del reactor alberga el núcleo del reactor y, debido a su función, tiene un significado directo para la seguridad. Durante el funcionamiento de una central nuclear, el material de la vasija de presión del reactor está expuesto a la radiación de neutrones (especialmente a los neutrones rápidos), lo que da como resultado una fragilización localizada del acero y las soldaduras en el área del núcleo del reactor. Para minimizar dicha degradación del material, se instalan reflectores de neutrones radiales alrededor del núcleo del reactor. Hay dos tipos básicos de reflectores de neutrones, el deflector del núcleo y elreflector pesado . Debido a la densidad de número atómico más alto, los reflectores pesados reducen la fuga de neutrones (especialmente de neutrones rápidos) del núcleo de manera más eficiente que el deflector del núcleo. Dado que la vasija de presión del reactor se considera insustituible , estos efectos de envejecimiento del RPV tienen el potencial de ser condiciones limitantes para la vida de una central nuclear.
Daño por radiación a los metales
Los materiales en servicio nuclear están sujetos a varios tipos de radiación. Algunos de estos pueden causar un daño significativo a la estructura cristalina de los materiales. La radiación nuclear concentra grandes cantidades de energía en áreas muy localizadas. El daño es causado por la interacción de esta energía con los núcleos y / o los electrones en órbita.
Como se escribió, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente los átomos o pueden provocar la excitación de los electrones circundantes. La ionización y la excitación disipan gran parte de la energía de las partículas cargadas más pesadas y causan muy poco daño . Esto se debe a que los electrones son relativamente libres de moverse y pronto se reemplazan. El efecto neto de la radiación beta y gamma sobre el metal es generar una pequeña cantidad de calor. Las partículas más pesadas, como los protones, las partículas alfa, los neutrones rápidos y los fragmentos de fisión, generalmente transferirán suficiente energía a través de colisiones elásticas o inelásticas para eliminar los núcleos de sus posiciones reticulares (cristalinas). Esta adición de vacantes y átomos intersticiales provoca cambios en las propiedades de los metales.
En general, los efectos de mayor interés pueden describirse mediante las siguientes agrupaciones:
- Vacantes o Knock-ons . Los defectos de vacante son el resultado de la falta de un átomo en una posición reticular. La estabilidad de la estructura cristalina circundantegarantiza que los átomos vecinos no colapsarán simplemente alrededor de la vacante. Esto puede deberse a la interacción directa de un neutrón de alta energía o un fragmento de fisión. Si un núcleo objetivo o golpeado gana aproximadamente 25 eV de energía cinética (25 eV a 30 eV para la mayoría de los metales) en una colisión con una partícula de radiación (generalmente un neutrón rápido), el núcleo se desplazará de su posición de equilibrio en la red cristalina. . Durante una irradiación prolongada (para valores grandes de la fluencia de neutrones), muchos de los átomos desplazados volverán a los sitios reticulares normales (estables) (es decir, el recocido parcial se produce espontáneamente).
- Intersticiales . Los defectos intersticiales son el resultado de una impureza ubicada en un sitio intersticial o uno de los átomos de la red está en una posición intersticial en lugar de estar en su posición de red. Un intersticial se forma cuando un átomo, que es expulsado de su posición, se detiene en algún punto remoto.
- Ionización . La ionización es causada por la eliminación de electrones de sus capas electrónicas y tiene el efecto de cambiar los enlaces químicos de las moléculas. En el metal, la ionización no causa cambios drásticos en las propiedades del material. Esto se debe a los electrones libres, que son típicos solo para enlaces metálicos.
- Picos térmicos y de desplazamiento . Los picos térmicos y de desplazamiento pueden causar una distorsión que se congela como tensión en el área microscópica. Estos picos pueden provocar un cambio en las propiedades del material. Este término identifica dominios localizados de alta temperatura causados por la deposición de energía de neutrones y fragmentos de fisión. Un pico de desplazamiento ocurre cuando muchos átomos en un área pequeña son desplazados por un knock-on (o cascada de knock-ons). Un neutrón de 1 MeV puede afectar aproximadamente a 5000 átomos, formando uno de estos picos. La presencia de muchos picos de desplazamiento cambia las propiedades del metal que se irradia, como el aumento de la dureza y la disminución de la ductilidad.
- Átomos de impureza . La captura de neutrones y reacciones nucleares inducidas por diversas radiaciones tiene el efecto de transmutar un átomo en un elemento extraño al material.
- Fluencia inducida por radiación . En los reactores nucleares, muchos componentes metálicos se someten simultáneamente a campos de radiación, temperaturas elevadas y estrés. El metal sometido a tensión a temperatura elevada presenta el fenómeno de fluencia, es decir. el aumento gradual de la tensión con el tiempo. El deslizamiento de los componentes metálicos a las temperaturas de funcionamiento del reactor se vuelve más rápido cuando se exponen a un campo de radiación.
Los neutrones con suficiente energía pueden alterar la disposición atómica o la estructura cristalina de los materiales. La influencia del daño estructural es más significativa para los metales debido a su relativa inmunidad al daño por radiación ionizante. Los reactores de agua a presión funcionan con una tasa más alta de impactos de neutrones y, por lo tanto, sus recipientes tienden a experimentar un mayor grado de fragilización que los recipientes de los reactores de agua en ebullición. Muchos reactores de agua presurizada diseñan sus núcleos para reducir la cantidad de neutrones que golpean la pared del recipiente. Esto ralentiza la fragilidad de la embarcación. Las reglamentaciones de la NRC abordan la fragilización en 10 CFR Parte 50, Apéndice G, «Requisitos de resistencia a la fractura» y Apéndice H, «Requisitos del programa de vigilancia de materiales de buques de reactores». Dado que la vasija de presión del reactorse considera insustituible , la fragilización por irradiación de neutrones de los aceros de los recipientes a presión es un tema clave en la evaluación a largo plazo de la integridad estructural de los programas de extensión y de vida.
El daño por radiación se produce cuando neutrones de suficiente energía desplazan átomos (especialmente en aceros a temperaturas de funcionamiento de 260 – 300 ° C) que dan como resultado cascadas de desplazamiento que producen gran cantidad de defectos, tanto vacíos como intersticiales. Aunque la superficie interior del RPV está expuesta a neutrones de energías variables, los neutrones de mayor energía, aquellos por encima de aproximadamente 0,5 MeV , producen la mayor parte del daño. Para minimizar tal degradación del material, el tipo y la estructura del acero deben seleccionarse apropiadamente . Hoy en día se sabe que la susceptibilidad de los aceros de los recipientes a presión de los reactores se ve fuertemente afectada (negativamente) por la presencia de cobre, níquel y fósforo.
Como se escribió, la distinción entre fragilidad y ductilidad no es evidente, especialmente porque tanto la ductilidad como el comportamiento frágil dependen no solo del material en cuestión, sino también de la temperatura (transición dúctil-frágil) del material. El efecto de la temperatura sobre la naturaleza de la fractura es de considerable importancia. Muchos aceros presentan fractura dúctil a temperaturas elevadas y fractura frágil a bajas temperaturas . La temperatura por encima de la cual un material es dúctil y por debajo de la cual es frágil se conoce como temperatura de transición dúctil-frágil.(DBTT), temperatura de ductilidad nula (NDT) o temperatura de transición de ductilidad nula. Esta temperatura no es precisa, pero varía según el tratamiento mecánico y térmico previo y la naturaleza y cantidad de los elementos de impureza. Puede determinarse mediante algún tipo de prueba de caída de peso (por ejemplo, las pruebas Charpy o Izod ).
Para minimizar la fluencia de neutrones:
- Los reflectores de neutrones radiales se instalan alrededor del núcleo del reactor. Los reflectores de neutrones reducen la fuga de neutrones y, por lo tanto, reducen la fluencia de neutrones en la vasija de presión de un reactor.
- Los diseñadores centrales diseñan los patrones de carga de baja fuga , en los que los conjuntos de combustible fresco no están situados en las posiciones periféricas del núcleo del reactor .
Si el metal se calienta a temperaturas elevadas después de la irradiación (una forma de recocido), se encuentra que la resistencia y la ductilidad vuelven a los mismos valores que antes de la irradiación. Esto significa que el daño por radiación se puede recocer de un metal.
Ver también: Temperatura de transición dúctil-frágil
Ver también: fragilización por irradiación
Ver también: Recocido térmico
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