Las tensiones por presión son tensiones inducidas en recipientes que contienen materiales presurizados. La carga es proporcionada por la misma fuerza que produce la presión . Las tensiones térmicas existen siempre que hay gradientes de temperatura en un material. Diferentes temperaturas producen diferentes expansiones y someten los materiales a tensiones internas. Este tipo de tensión es particularmente notable en los mecanismos que operan a altas temperaturas que son enfriados por un fluido frío. Estas tensiones pueden estar compuestas por tensión de tracción , que es tensión que surge de fuerzas que actúan en direcciones opuestas que tienden a separar un material, y tensión de compresión, que es la tensión que surge de las fuerzas que actúan en direcciones opuestas que tienden a juntar un material. Estas tensiones, de naturaleza cíclica, pueden provocar fallas por fatiga de los materiales.
La vasija de presión del reactor y las tuberías, por el contrario, 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.
Un problema de seguridad que es un problema a largo plazo provocado por el envejecimiento de las instalaciones nucleares es el choque térmico presurizado (STP) . PTS es el impacto experimentado por un recipiente de paredes gruesas debido a las tensiones combinadas de un cambio rápido de temperatura y / o presión.
Referencia especial: Informe de estado del recipiente a presión del reactor, NRC de EE. UU. NUREG-1511. Oficina de Regulación de Reactores Nucleares Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, 1994.
Límites de presión y temperatura (P / T)
Los límites de presión y temperatura (P / T) son curvas límite definidas en la Especificación Técnica de la planta. Cada curva de límite P / T define una región aceptable para el funcionamiento normal. 10 CFR 50, Apéndice G, requiere el establecimiento de límites P / T para los requisitos específicos de tenacidad a la fractura del material de los materiales límite de presión. Los límites de PT se derivan sobre la base de análisis de mecánica de fractura elástica lineal (LEFM). En estos análisis, la temperatura mínima necesaria para asegurar márgenes adecuados contra la falla del RPV se determina en función de la presión.
Los P / T se basan en las limitaciones de tensión de la cabeza y la vasija del reactor y la necesidad de evitar la rotura por fragilidad de la vasija y la cabeza del reactor. El uso habitual de las curvas es una guía operativa durante las maniobras de calentamiento o enfriamiento, cuando se monitorean las indicaciones de presión y temperatura y se comparan con la curva aplicable para determinar que la operación está dentro de la región permitida. Las curvas utilizadas por las operaciones también incorporan error instrumental para garantizar un margen de seguridad adecuado. Debido a los efectos debilitantes de la irradiación de neutrones, la curva MPT se desplazará hacia la derecha durante la vida útil del núcleo para explicar el aumento de la fragilidad o la disminución de la ductilidad.
Choque térmico presurizado – PTS
En general, el choque térmico es una carga mecánica provocada por un cambio rápido de temperatura de un punto determinado. El cambio de temperatura provoca tensiones en la superficie que están en tensión, lo que puede favorecer la formación y propagación de grietas. Por lo general, los materiales cerámicos suelen ser susceptibles al choque térmico, pero en algunas circunstancias también los recipientes presurizados sufren choques térmicos. Con el calentamiento (o enfriamiento) rápido de un recipiente de paredes gruesas, como el recipiente de presión del reactor, una parte de la pared puede intentar expandirse (o contraerse) mientras que la sección adyacente, que aún no ha sido expuesta al cambio de temperatura, intenta para contenerlo.
Choque térmico presurizado, PTS, significa un evento o transitorio en reactores de agua a presión (PWR) que causa un sobreenfriamiento severo (choque térmico) concurrente o seguido de una presión significativa en la vasija del reactor. En este escenario de accidente, el agua fría ingresa a un reactor mientras el recipiente está presurizado. Esto enfría rápidamente el recipiente y genera grandes tensiones térmicas sobre el acero. Los eventos severos de sobreenfriamiento del sistema del reactor que podrían ir acompañados de presurización o represurización de la vasija del reactor pueden resultar de una variedad de causas. La presión en el sistema del reactor aumenta la severidad del choque térmico debido a la adición de tensión de la presión. Los transitorios, que combinan una alta presión del sistema y un choque térmico severo, son potencialmente más peligrosos debido al efecto adicional de las tensiones de tracción en el interior de la pared de la vasija del reactor. Los transitorios relacionados con PTS incluyen:
- válvulas atascadas en el sistema primario,
- válvulas atascadas en el sistema secundario,
- Accidentes por pérdida de refrigerante por rotura pequeña con la posterior inyección de agua del sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS),
- roturas de la línea de vapor principal,
- roturas de la línea de agua de alimentación.
La NRC creó 10 CFR Parte 50.61 y 50.61a – la «regla PTS» y la «regla PTS alternativa» – para garantizar que el acero de la embarcación permanezca lo suficientemente fuerte como para proteger la integridad de la embarcación. Estas reglas requieren evaluaciones adicionales u otras acciones si la fragilidad alcanza ciertos límites.
RT NDT = RT NDT (U) + M + ΔRT NDT
donde:
- RT NDT significa la temperatura de referencia para un material de la vasija del reactor, bajo cualquier condición. Para los materiales de la línea de cintura de la vasija del reactor, el RTNDT debe tener en cuenta los efectos de la radiación de neutrones.
- RT NDT (U) significa la temperatura de referencia para un material de la vasija del reactor en estado previo al servicio o sin irradiación.
- ΔRT NDT es el aumento de RT NDT causado por la irradiación
- M es un margen agregado para cubrir incertidumbres en las propiedades iniciales, contenido de cobre y níquel, fluencia y procedimientos de cálculo. Cuanto mayor sea la cantidad de fluencia de cobre, níquel y neutrones, mayor será el aumento.
Siempre que la tenacidad a la fractura del material de la vasija del reactor sea relativamente alta, tales eventos no amenazarán la integridad del RPV. Sin embargo, la tenacidad a la fractura de los materiales de la vasija del reactor disminuye con la exposición a neutrones rápidos durante la vida de una central nuclear. Si la tenacidad a la fractura del material del recipiente se ha reducido lo suficiente, los eventos severos de PTS podrían causar la propagación de pequeños defectos que podrían existir cerca de la superficie interior del recipiente. El supuesto defecto inicial podría propagarse a una grieta a través de la pared del recipiente de extensión suficiente para amenazar la integridad del recipiente y, por lo tanto, la capacidad de enfriamiento del núcleo.
Si bien el PTS no afecta a los reactores de agua hirviendo, existen condiciones muy limitadas en las que esos recipientes podrían sobrepresurizarse a bajas temperaturas.
Referencia especial: NUREG-1511, Informe de estado del recipiente a presión del reactor. Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, DC, 1994.
Referencia especial: DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK MATERIAL SCIENCE Volumen 2 de 2, DOE-HDBK-1017 / 2-93, Washington, DC, 1993.
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