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¿Qué son los materiales de reactores y centrales eléctricas? Definición

Este artículo resume los principales problemas y desafíos materiales que deben tenerse en cuenta en el diseño de centrales y reactores nucleares. Materiales para reactores y centrales eléctricas

La comprensión de la ciencia de los materiales  es esencial para que el personal de la planta de energía comprenda por qué se seleccionó un material para ciertas aplicaciones dentro de sus instalaciones. Casi todos los procesos que tienen lugar en las instalaciones nucleares implican el uso de metales especializados. Es necesario un conocimiento básico de la ciencia de los materiales para que los operadores de instalaciones nucleares, el personal de mantenimiento y el personal técnico operen y mantengan de manera segura la instalación y los sistemas de apoyo de la instalación. Nuestro objetivo aquí será describir brevemente las consideraciones  de materiales básicos de  los reactores nucleares . El conocimiento de las propiedades termofísicas y nucleares de los materiales es fundamental para el diseño de centrales nucleares.

Materiales para reactores nucleares

materiales del reactor
El cuerpo de la vasija del reactor está construido de acero al carbono de baja aleación de alta calidad, y todas las superficies que entran en contacto con el refrigerante del reactor están revestidas con un mínimo de aproximadamente 3 a 10 mm de acero inoxidable austenítico (por ejemplo, 304L) para para minimizar la corrosión.

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 .

materiales del recipiente de presión del reactorEl 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 entre un 0,05 y un 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 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 contenido de carbono más bajo 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.

Problemas materiales y desafíos de los reactores nucleares

Los principales problemas o, más bien, desafíos que deben tenerse en cuenta a la hora de diseñar reactores son:

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.

Estrés por presión y temperatura

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 tensiones de tracción , que son tensiones que surgen de fuerzas que actúan en direcciones opuestas que tienden a separar un material, y tensiones 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 futura de fatiga 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)

Límites de presión y temperatura (P / T)
Temperatura del refrigerante frente a presión para funcionamiento normal. Fuente: DOE-HDBK-1017 / 2-93

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 de límite de presión. Los límites de PT se derivan sobre la base de análisis de mecánica de fracturas elásticas lineales (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 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

 dónde:

  • 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 condición previa 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.

Límites de la tasa de calentamiento y enfriamiento

El calentamiento del NSSS desde el apagado en frío (MODO 5) al Hot Standby (MODO 3) se realiza mediante bombas de refrigerante del reactor que son muy potentes (pueden consumir hasta 6 MW cada una) y, por lo tanto, su trabajo junto con un calor de descomposición se puede utilizar para calentar el refrigerante primario antes de la puesta en marcha del reactor. Para operar las bombas de refrigerante del reactor, se debe aumentar la presión del sistema de refrigerante del reactor para satisfacer los requisitos de altura de succión positiva neta . Las bombas de refrigerante del reactor se ponen en marcha secuencialmente. La tasa de calentamiento de la planta primaria está limitada a aproximadamente 30°C por hora para minimizar la tensión interna en el material del recipiente a presión , la tubería primaria y otros componentes.

Los límites de la tasa de calentamiento y enfriamiento se basan en el impacto en la vida de fatiga futura de la planta. Los límites de calentamiento y enfriamiento garantizan que la vida de fatiga de la planta sea igual o mayor que la vida operativa de la planta. Los componentes grandes como las bridas, la cabeza de la vasija del reactor e incluso la vasija del reactor en sí son los componentes limitantes. Por lo general, el componente más limitante establecerá las tasas de calentamiento y enfriamiento.

Daño por radiación a los materiales del reactor

Los reactores nucleares son fuentes importantes de radiación, especialmente la radiación de neutrones. En el funcionamiento con energía, la reacción de fisión es responsable de la energía generada en un reactor nuclear, y la velocidad de la reacción de fisión es proporcional al flujo de neutrones . Cuando se apaga un reactor, la fisión esencialmente cesa, pero aún se produce energía de desintegración . La energía producida después del apagado se denomina calor de descomposición . Por lo tanto, los reactores nucleares son fuentes de varios tipos de radiación, siendo los neutrones los más importantes. Cada tipo de radiación interactúa de forma diferente, por lo tanto, debemos describir la interacción de partículas (radiación como un flujo de estas partículas) por separado. Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente átomos. Por otro lado, las partículas eléctricamente neutras interactúan solo indirectamente, pero también pueden transferir algunas o todas sus energías a la materia.

Ésta es la característica clave de la categorización de las fuentes de radiación. Por lo general, se clasifican en dos tipos generales de la siguiente manera:

  • Partículas cargadas (ionizantes directamente)
    • Partículas beta . Las partículas beta son electrones rápidos o positrones emitidos en la desintegración beta nuclear, así como electrones energéticos producidos por cualquier otro proceso. La radiación beta ioniza la materia más débil que la radiación alfa . Por otro lado, los rangos de partículas beta son más largos y dependen en gran medida de la energía cinética inicial de la partícula.
    • Partículas cargadas pesadas . Las partículas con carga pesada son todos iones energéticos con una masa de una unidad de masa atómica o más, como protones, partículas alfa (núcleos de helio) o fragmentos de fisión . El poder de detención de la mayoría de los materiales es muy alto para las partículas alfa y para las partículas con carga pesada. Por lo tanto, las partículas alfa tienen rangos muy cortos . Por otro lado, producen una ionización masiva de la materia circundante.
  • Partículas neutras (ionizantes indirectamente)
    • Radiación gamma (radiación electromagnética). Los rayos gamma ionizan la materia principalmente a través de la ionización indirecta . Los rayos gamma son muy penetrantes, por otro lado su ionización no es tan intensa como para las partículas cargadas. Aunque se conoce un gran número de posibles interacciones, existen tres mecanismos clave de interacción con la materia.
    • Neutrones . Los neutrones pueden ser emitidos por fisión nuclear o por la desintegración de algunos átomos radiactivos. Los neutrones no tienen carga eléctrica neta , por lo tanto, las fuerzas eléctricas no pueden afectarlos ni detenerlos. Los neutrones ionizan la materia solo indirectamente, lo que hace que los neutrones sean un tipo de radiación altamente penetrante. Los neutrones se dispersan con núcleos pesados ​​de manera muy elástica . Los núcleos pesados ​​con mucha fuerza ralentizan un neutrón y mucho menos absorben un neutrón rápido. Una absorción de neutrones (uno diría que blindaje) provoca el inicio de cierta reacción nuclear (captura, reordenamiento o incluso fisión ), que se acompaña de varios otros tipos de radiación.. En resumen, solo los neutrones hacen que la materia sea radiactiva, por lo tanto, con los neutrones tenemos que proteger también los otros tipos de radiación.

Defectos cristalográficos inducidos por radiación

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 de forma espontánea).
  • 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 útil.

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 resultan en cascadas de desplazamiento que producen gran cantidad de defectos, tanto vacantes 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.

temperatura de transición dúctil-frágilComo 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  joule 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 las 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 excederá de 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.

Recocido de recipientes a presión del reactor

Durante el funcionamiento de una  central nuclear , el material de la vasija de presión del  reactor  y el material de otros componentes internos del reactor están expuestos a  radiación de neutrones  (especialmente a neutrones rápidos> 0,5 MeV), lo que da como resultado una  fragilización localizada  del acero y las soldaduras en el área del núcleo del reactor. Este fenómeno, conocido como  fragilidad por irradiación , da como resultado:

  • Aumento constante de DBTT . No es probable que el DBTT se acerque a la temperatura de funcionamiento normal del acero. Sin embargo, existe la posibilidad de que cuando se apague el reactor o durante un enfriamiento anormal, la temperatura pueda caer por debajo del valor DBTT mientras la presión interna aún sea alta.
  • Suelta la energía de fractura de la plataforma superior . Los efectos de la radiación también se manifiestan por una caída en la energía de fractura de la plataforma superior y una disminución en la tenacidad de la fractura.

Todos estos efectos deben ser monitoreados por los operadores de la planta. Por lo tanto, los reguladores nucleares exigen que se lleve a cabo un programa de vigilancia del material de la vasija del reactor en reactores de potencia refrigerados por agua.

Una vez que un material de RPV se degrada por fragilización por  radiación  (por ejemplo, aumento significativo de la temperatura de transición dúctil-frágil de Charpy o reducción de la tenacidad a la fractura), el  recocido térmico  del RPV es la única forma de recuperar las propiedades de tenacidad del material RPV.

De acuerdo con 10 CFR 50.66 – Requisitos para el recocido térmico de la vasija de presión del reactor:

«Para aquellos reactores de energía nuclear de agua ligera donde la radiación de neutrones ha reducido la tenacidad a la fractura de los materiales de la vasija del reactor, se puede aplicar un recocido térmico a la vasija del reactor para recuperar la tenacidad a la fractura del material».

El recocido térmico  ( método «seco» ) de la vasija de presión del reactor es un método mediante el cual la vasija de presión (con todas las partes internas del reactor retiradas) se calienta hasta cierta temperatura (generalmente entre  420 y 460°C ) mediante el uso de una fuente de calor externa ( calentadores eléctricos, aire caliente), se mantienen durante un período determinado ( por ejemplo, 100-200 horas ) y luego se enfrían lentamente. El equipo de recocido suele ser un horno en forma de anillo con elementos calefactores en su superficie externa. La potencia de salida de los calentadores instalados puede alcanzar hasta 1 MWe. Se demostró que para los materiales especialmente fabricados, el estante superior se recuperó al 100% después de 24 horas de recocido y más rápidamente que la temperatura de transición. El recocido durante 168 horas recuperó el 90% del cambio de temperatura de transición.

Recocido húmedo

También existe la posibilidad del llamado   método de recocido «húmedo» que se aplicó en EE. UU. Y Bélgica. El recocido a esa temperatura ~ 340°C se alcanzó sin calentamiento externo, pero aumentando la temperatura del refrigerante lograda por la energía de las bombas de circulación del circuito primario. Este tipo de recocido proporciona solo una recuperación parcial del material debido a la limitación de la temperatura máxima.

Referencia especial: Recocido y re-fragilización de materiales de recipientes a presión de reactores. Informe AMES N.19; ISSN 1018-5593. Comunidades Europeas, 2008.

Corrosión

La corrosión  es el deterioro de un material debido a la interacción química con su entorno. Es  un proceso natural  en el que los metales convierten su estructura en una forma más estable químicamente, como óxidos, hidróxidos o sulfuros. La corrosión es la principal preocupación en las plantas de reactores nucleares. La corrosión se produce continuamente en toda la planta del reactor y todos los metales están sujetos a ella. Aunque esta corrosión no se puede eliminar, se puede controlar.

En marzo de 2002, mientras el reactor nuclear Davis-Besse en Ohio respondía al Boletín de 2001, la planta identificó una cavidad del tamaño de una pelota de fútbol en la cabeza de la vasija del reactor. La cavidad estaba al lado de una boquilla agrietada y con fugas, en un área de la cabeza del recipiente cubierta con depósitos de años de fugas. Unos días después del descubrimiento, la NRC emitió una carta de acción confirmatoria al propietario de la planta, First Energy Nuclear Corporation. La carta aseguraba que la planta permanecería cerrada hasta que la empresa evaluara y resolviera el daño de la cabeza del buque. Un análisis posterior concluyó que la boquilla agrietada goteaba agua boratada, lo que creaba ácido bórico que corroía el acero de la cabeza del recipiente y creaba la cavidad.

Ver también: Corrosión

Materiales para combustible nuclear

En los PWR, el núcleo del reactor consta de conjuntos de barras de combustible , con un revestimiento de aleación de circonio, que contienen gránulos de óxido de uranio (con uranio enriquecido hasta ~ 4% U-235) o gránulos de MOX (mezcla de óxidos de uranio y plutonio [(U, Pu ) O2], con un contenido de Pu del 5 al 10%). La fabricación de combustible es el paso final del principio del ciclo del combustible nuclear. En este paso, se fabrica un conjunto de combustible completo. Dado que un conjunto de combustible consta de varias partes estructurales, este paso se puede procesar en diferentes ubicaciones y estas partes también se pueden prefabricar.

  • Pellets de combustible . La mayoría de los PWR utilizan el combustible de uranio , que se encuentra en forma de dióxido de uranio . El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con una conductividad térmica muy baja . Por otro lado, el dióxido de uranio tiene un punto de fusión muy alto y un comportamiento bien conocido . El UO 2 se presiona en gránulos, estos gránulos se sinterizan luego en el cilindro macizo (con una altura y un diámetro de aproximadamente 1 centímetro, siendo la altura mayor que el diámetro). Las dimensiones de las pastillas de combustible y otros componentes del conjunto de combustible se controlan con precisión para garantizar la coherencia en las características del combustible. Estos gránulos luego se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (un tubo de revestimiento metálico), que está hecho de aleaciones de circonio debido a su sección transversal de muy baja absorción (a diferencia del acero inoxidable). La superficie del tubo, que cubre los pellets, se llama revestimiento de combustible.. Las barras de combustible son el elemento base de un conjunto de combustible. Las barras de combustible tienen como finalidad contener los productos de fisión, asegurar el soporte mecánico de los pellets y permitir la evacuación del calor al fluido refrigerante del calor generado por las reacciones nucleares. La barra de combustible típica tiene una longitud de unos 4 m, con un diámetro de alrededor de 1 cm.
  • Revestimiento de combustible . El circonio es un metal de transición fuerte, de color blanco grisáceo, brillante que se parece al hafnio y, en menor medida, al titanio. El circonio se utiliza principalmente como refractario y opacificante, aunque se utilizan pequeñas cantidades como agente de aleación por su fuerte resistencia a la corrosión. La aleación de circonio (por ejemplo, Zr + 1% Nb) se usa ampliamente como revestimiento para combustibles de reactores nucleares. Las propiedades deseadas de estas aleaciones son una sección transversal de captura de neutrones baja y resistencia a la corrosión en condiciones normales de servicio. Las aleaciones de circonio tienen una conductividad térmica más baja (aproximadamente 18 W/mK) que el metal de circonio puro (aproximadamente 22 W/mK).
  • Boquilla superior e inferior. Un conjunto de combustible PWR comprende una boquilla inferior en la que se fijan varillas a través de la celosía y, para terminar todo el conjunto, termina con una boquilla superior. Hay rejillas espaciadoras entre estas boquillas. Estas rejillas aseguran un guiado exacto de las barras de combustible. Las toberas inferior y superior están muy construidas, ya que proporcionan gran parte del soporte mecánico para la estructura del conjunto de combustible. La boquilla superior asegura la función de manipulación del ensamblaje. La boquilla inferior proporciona el soporte mecánico para la estructura del conjunto de combustible. La boquilla inferior cuenta con un dispositivo de mitigación de escombros, para atrapar cuerpos extraños en movimiento, que habían formado, en un momento, la principal causa de falla del revestimiento.
  • Cuadrícula de espaciado. Asegura un guiado exacto de las barras de combustible. Las rejillas espaciadoras están soldadas a los tubos guía y aseguran, mediante resortes y hoyuelos, el soporte de las barras de combustible y la separación. Pueden llevar paletas, lo que permite una mejor mezcla de corrientes de fluido, mejorando así el rendimiento termohidráulico del conjunto.
  • tubos guía u í. Un tubo vacío para barras de control o instrumentación en núcleo . Las varillas absorbentes de los grupos de control se deslizan dentro de los tubos guía.
  • Tubo de instrumentación. Un tubo de instrumentación es un tubo vacío solo para instrumentación en núcleo, como el sistema de monitoreo de flujo de neutrones en núcleo.

El conjunto de combustible constituye el elemento base del núcleo del reactor nuclear . El núcleo del reactor (tipo PWR) contiene alrededor de 157 conjuntos combustibles (dependiendo del tipo de reactor). Los PWR occidentales utilizan una disposición de celosía cuadrada y los ensamblajes se caracterizan por la cantidad de varillas que contienen, por lo general, 17 × 17 en los diseños actuales. El enriquecimiento de las barras de combustible nunca está uniformado. El enriquecimiento se diferencia en dirección radial pero también en dirección axial. Esta disposición mejora la distribución de energía y mejora el ahorro de combustible.

Problemas materiales de los combustibles nucleares

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 operacionales, tales como como maniobras de potencia reducida.

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

Mecanismos de falla de combustible

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 de 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 la separación. 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 un 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 los cambios de potencia, el movimiento de la varilla y la puesta en marcha 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 de 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 final.
    • Colapso por arrastre del revestimiento. El colapso del revestimiento puede ser causado por la densificación de los gránulos de combustible que forman huecos axiales en la columna de gránulos que 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 limitar potencialmente la
    operación de quemado alto .
  • Daños por manipulación de combustible

Véase 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.

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 del núcleo de un 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

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 generalmente se opera a temperaturas máximas en 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 de 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 disipador de calor final. 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 desechos 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 renovación 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 la penetración de la capa 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 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.

Entalpía del combustible nuclear

La entalpía del combustible nuclear también se utiliza como criterio de aceptación en tipos de accidentes muy específicos, conocidos como  accidentes iniciados por reactividad  (RIA), como los accidentes por eyección de varillas. Los ARI consisten en accidentes postulados que implican una inserción repentina y rápida de reactividad positiva. Como resultado de la excursión de potencia rápida, las temperaturas del combustible aumentan rápidamente, lo que provoca la expansión térmica de las pastillas de combustible. La excursión de potencia se mitiga inicialmente mediante el coeficiente de temperatura del combustible (o retroalimentación Doppler), que será  la primera  retroalimentación, que compensará la reactividad positiva insertada.

En estos accidentes, la deposición grande y rápida de energía en el combustible puede resultar en la fusión, fragmentación y dispersión del combustible. La acción mecánica asociada con la dispersión del combustible puede ser suficiente para destruir el revestimiento y la geometría del haz de barras del combustible y producir pulsos de presión en el sistema primario. La expulsión de combustible caliente al agua tiene el potencial de provocar una rápida generación de vapor y estos pulsos de presión, que podrían dañar los conjuntos de combustible cercanos. Se utilizan límites en la entalpía de combustible específica, porque las pruebas experimentales muestran que el grado de daño de la barra de combustible se correlaciona bien con el valor máximo de la entalpía específica de la pastilla de combustible.

Materiales para turbinas de vapor

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 aproximadamente el 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 turbina. 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 la turbina a menudo utilizan materiales exóticos como 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 enormemente la capacidad de temperatura de las palas de las turbinas. Las palas de las turbinas modernas a menudo utilizan 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 impacto rápido 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 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, la 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 CO2. 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 medio Cr-Ni.

Los materiales que se desarrollaron hace más de 50 a 60 años ya no son adecuados actualmente para regímenes ultra-supercríticos debido a la escasa resistencia a la corrosión y las propiedades inadecuadas de fluencia y resistencia 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,

Referencias:

Ciencia de los Materiales:

  1. Departamento de Energía de EE. UU., Ciencia de Materiales. DOE Fundamentals Handbook, Volumen 1 y 2. Enero de 1993.
  2. Departamento de Energía de EE. UU., Ciencia de Materiales. DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 y 2. Enero de 1993.
  3. William D. Callister, David G. Rethwisch. Ciencia e Ingeniería de Materiales: Introducción 9ª Edición, Wiley; 9a edición (4 de diciembre de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.
  4. Eberhart, Mark (2003). Por qué se rompen las cosas: entender el mundo a través de la forma en que se desmorona. Armonía. ISBN 978-1-4000-4760-4.
  5. Gaskell, David R. (1995). Introducción a la Termodinámica de Materiales (4ª ed.). Taylor y Francis Publishing. ISBN 978-1-56032-992-3.
  6. González-Viñas, W. y Mancini, HL (2004). Introducción a la ciencia de los materiales. Prensa de la Universidad de Princeton. ISBN 978-0-691-07097-1.
  7. Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Materiales: ingeniería, ciencia, procesamiento y diseño (1ª ed.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
  8. JR Lamarsh, AJ Baratta, Introducción a la ingeniería nuclear, 3d ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.

Ver arriba:
Planta de energía nuclear

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