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
Programa de vigilancia de materiales de buques de reactores
Programas de vigilancia de buques de reactoresproporcionar información sobre el efecto de la radiación en los materiales de los recipientes en condiciones de funcionamiento. El programa de vigilancia de la vasija del reactor utiliza cápsulas ubicadas en la pared de la vasija directamente opuesta al centro del núcleo. Las cápsulas contienen muestras de acero de la vasija del reactor obtenidas durante la fabricación de la vasija y se extraen periódicamente de la vasija del reactor. Las cápsulas de vigilancia deben ubicarse cerca de la pared interior de la vasija en la región de la línea de cintura para que las muestras de material dupliquen, en la mayor medida posible, el espectro de neutrones, el historial de temperatura y la fluencia máxima de neutrones experimentada en la superficie interior de la vasija del reactor. Una cápsula de muestra que contiene muestras para su uso en ensayos Charpy de muesca en V, tracción y mecánica de fractura se puede retirar del reactor durante los períodos normales de repostaje.
La técnica Charpy V-notch (CVN) es la más utilizada. La prueba Charpy con muesca en V utiliza una muestra con muesca de sección transversal definida. Para estas condiciones de carga dinámica y cuando hay una muesca, estamos usando la tenacidad de la muesca . Las pruebas de impacto Charpy e Izod se utilizan para medir este parámetro, que es importante para evaluar el comportamiento de transición de dúctil a frágil de un material. De manera similar a la tenacidad a la tracción, la tenacidad de la muesca se mide en unidades de julio por metro cúbico (J·m − 3) en el sistema SI, pero en este caso estamos midiendo el área en la posición de la muesca.
También puede haber dosímetros especiales, incluidos níquel puro, cobre, hierro, aluminio-cobalto o uranio-238, que se pueden colocar en espaciadores especialmente perforados para contener los dosímetros.
De acuerdo con 10 CFR 50 Apéndice H, no se requiere un programa de vigilancia de materiales para las vasijas de los reactores para los cuales se puede demostrar de manera conservadora mediante métodos analíticos aplicados a datos experimentales y pruebas realizadas en vasijas comparables, teniendo en cuenta todas las incertidumbres en las mediciones, que el La fluencia máxima de neutrones al final de la vida útil de diseño del recipiente no superará los 1017 n/cm2 (E> 1 MeV) .
Referencia especial: NUREG-1511, Informe de estado del recipiente a presión del reactor. Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, DC, 1994.
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