{"id":111761,"date":"2021-07-26T06:23:27","date_gmt":"2021-07-26T05:23:27","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/que-es-el-dano-por-radiacion-a-los-materiales-del-reactor-definicion\/"},"modified":"2021-09-14T10:11:13","modified_gmt":"2021-09-14T09:11:13","slug":"que-es-el-dano-por-radiacion-a-los-materiales-del-reactor-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/es\/que-es-el-dano-por-radiacion-a-los-materiales-del-reactor-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es el da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los materiales del reactor? Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\"> Los materiales en servicio nuclear est\u00e1n sujetos a varios tipos de radiaci\u00f3n. Aunque la superficie interior del RPV est\u00e1 expuesta a neutrones de energ\u00edas variables, los neutrones de mayor energ\u00eda, aquellos por encima de aproximadamente 0,5 MeV, producen la mayor parte del da\u00f1o. <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><strong>Los reactores nucleares<\/strong>\u00a0son fuentes importantes de radiaci\u00f3n, especialmente la radiaci\u00f3n de neutrones.\u00a0En el funcionamiento con energ\u00eda, la\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\">reacci\u00f3n de fisi\u00f3n<\/a>\u00a0es responsable de la energ\u00eda generada en un reactor nuclear, y la velocidad de la reacci\u00f3n de fisi\u00f3n es proporcional al\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\">flujo de neutrones<\/a>\u00a0.\u00a0Cuando se apaga un reactor, la fisi\u00f3n esencialmente cesa, pero\u00a0a\u00fan se produce\u00a0<strong>energ\u00eda de desintegraci\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0La energ\u00eda producida despu\u00e9s del apagado se denomina\u00a0<strong>calor de descomposici\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0Por lo tanto, los reactores nucleares son fuentes de varios tipos de radiaci\u00f3n, siendo los neutrones los m\u00e1s importantes.\u00a0Cada tipo de radiaci\u00f3n\u00a0<strong>interact\u00faa de forma diferente<\/strong>, por lo tanto, debemos describir la interacci\u00f3n de part\u00edculas (radiaci\u00f3n como un flujo de estas part\u00edculas) por separado.\u00a0Por ejemplo, las part\u00edculas cargadas con altas energ\u00edas pueden ionizar directamente \u00e1tomos.\u00a0Por otro lado, las part\u00edculas el\u00e9ctricamente neutras interact\u00faan solo indirectamente, pero tambi\u00e9n pueden transferir algunas o todas sus energ\u00edas a la materia.<\/p>\n<p>\u00c9sta es la caracter\u00edstica clave de la categorizaci\u00f3n de las fuentes de radiaci\u00f3n.\u00a0Por lo general, se clasifican en dos tipos generales de la siguiente manera:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Part\u00edculas cargadas<\/strong>\u00a0(ionizantes directamente)\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/beta-particle\/\"><strong>Part\u00edculas beta<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Las part\u00edculas beta son electrones r\u00e1pidos o positrones emitidos en la desintegraci\u00f3n beta nuclear, as\u00ed como electrones energ\u00e9ticos producidos por cualquier otro proceso.\u00a0La radiaci\u00f3n beta ioniza la materia m\u00e1s d\u00e9bil que<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/alpha-particle\/\">\u00a0la radiaci\u00f3n alfa<\/a>\u00a0.\u00a0Por otro lado, los<strong>\u00a0rangos de part\u00edculas beta son m\u00e1s largos<\/strong>\u00a0y dependen en gran medida de la energ\u00eda cin\u00e9tica inicial de la part\u00edcula.<\/li>\n<li><strong>Part\u00edculas cargadas pesadas<\/strong>\u00a0.\u00a0Las part\u00edculas con carga pesada son todos iones energ\u00e9ticos con masa de una unidad de masa at\u00f3mica o m\u00e1s, como protones,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/alpha-particle\/\">part\u00edculas alfa<\/a>\u00a0(n\u00facleos de helio) o\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/fission-fragments\/\">fragmentos de fisi\u00f3n<\/a>\u00a0.\u00a0El poder de detenci\u00f3n de la mayor\u00eda de los materiales es muy alto para las part\u00edculas alfa y para las part\u00edculas con carga pesada.\u00a0Por lo tanto, las part\u00edculas alfa tienen\u00a0<strong>rangos muy cortos<\/strong>\u00a0. Por otro lado, producen una ionizaci\u00f3n masiva de la materia circundante.<\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Part\u00edculas neutras<\/strong>\u00a0(ionizantes indirectamente)\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/photon\/\"><strong>Radiaci\u00f3n gamma<\/strong><\/a>\u00a0(radiaci\u00f3n electromagn\u00e9tica).\u00a0Los rayos gamma ionizan la materia principalmente a trav\u00e9s de<strong>\u00a0la ionizaci\u00f3n indirecta<\/strong>\u00a0.\u00a0Los rayos gamma son muy penetrantes, por otro lado su ionizaci\u00f3n no es tan intensa como para las part\u00edculas cargadas.\u00a0Aunque se conoce un gran n\u00famero de posibles interacciones, existen tres mecanismos clave de interacci\u00f3n con la materia.\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/photoelectric-effect\/\"><strong>Efecto fotoel\u00e9ctrico<\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/compton-scattering\/\"><strong>Dispersi\u00f3n de Compton<\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/pair-production\/\"><strong>Producci\u00f3n de parejas<\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><strong>Neutrones<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Los neutrones pueden ser emitidos por<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\">\u00a0fisi\u00f3n nuclear<\/a>\u00a0o por la<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/radioactive-decay\/\">\u00a0desintegraci\u00f3n<\/a>\u00a0de algunos \u00e1tomos radiactivos.\u00a0Los neutrones<strong>\u00a0no<\/strong>\u00a0tienen<strong>\u00a0carga el\u00e9ctrica neta<\/strong>\u00a0, por lo tanto, las fuerzas el\u00e9ctricas no pueden afectarlos ni detenerlos.\u00a0Los neutrones ionizan la materia solo indirectamente, lo que hace que los neutrones sean un tipo de radiaci\u00f3n altamente penetrante.\u00a0Los neutrones se dispersan con n\u00facleos pesados \u200b\u200bde forma<strong>\u00a0muy el\u00e1stica<\/strong>\u00a0.\u00a0Los n\u00facleos pesados \u200b\u200bcon mucha fuerza ralentizan un neutr\u00f3n y mucho menos absorben un neutr\u00f3n r\u00e1pido.\u00a0Una absorci\u00f3n de neutrones (uno dir\u00eda que blindaje) provoca el inicio de cierta<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/interactions-neutrons-matter\/\">\u00a0reacci\u00f3n nuclear<\/a>\u00a0(captura, reordenamiento o incluso<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\">\u00a0fisi\u00f3n<\/a>\u00a0), que se acompa\u00f1a de varios otros<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/radiation\/forms-ionizing-radiation\/\">\u00a0tipos de radiaci\u00f3n.<\/a>.\u00a0En resumen, solo los neutrones hacen que la materia sea radiactiva, por lo tanto, con los neutrones tenemos que proteger tambi\u00e9n los otros tipos de radiaci\u00f3n.<\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<\/ul>\n<h3>Defectos cristalogr\u00e1ficos inducidos por radiaci\u00f3n<\/h3>\n<p>Los materiales en servicio nuclear est\u00e1n sujetos a varios tipos de radiaci\u00f3n.\u00a0Algunos de estos pueden causar un da\u00f1o significativo a la estructura cristalina de los materiales.\u00a0La radiaci\u00f3n nuclear concentra grandes cantidades de energ\u00eda en \u00e1reas muy localizadas.\u00a0El da\u00f1o es causado por la interacci\u00f3n de esta energ\u00eda con los n\u00facleos y \/ o los electrones en \u00f3rbita.<\/p>\n<p>Como se escribi\u00f3, las part\u00edculas cargadas con altas energ\u00edas pueden ionizar directamente los \u00e1tomos o pueden provocar la excitaci\u00f3n de los electrones circundantes.\u00a0La\u00a0<strong>ionizaci\u00f3n y la excitaci\u00f3n<\/strong>\u00a0disipan gran parte de la energ\u00eda de las part\u00edculas cargadas m\u00e1s pesadas y\u00a0<strong>causan muy poco da\u00f1o<\/strong>\u00a0.\u00a0Esto se debe a que los electrones son relativamente libres de moverse y pronto se reemplazan.\u00a0El efecto neto de la radiaci\u00f3n beta y gamma sobre el metal es generar una peque\u00f1a cantidad de calor.\u00a0Las part\u00edculas m\u00e1s pesadas, como los protones, las part\u00edculas alfa,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/fast-neutrons-high-energy-neutrons\/\"><strong>los neutrones r\u00e1pidos<\/strong><\/a>\u00a0y los fragmentos de fisi\u00f3n, generalmente transferir\u00e1n suficiente energ\u00eda a trav\u00e9s de colisiones el\u00e1sticas o inel\u00e1sticas para eliminar los n\u00facleos de sus posiciones reticulares (cristalinas).\u00a0Esta adici\u00f3n de vacantes y \u00e1tomos intersticiales provoca cambios en las propiedades de los metales.<\/p>\n<p>En general, los efectos de mayor inter\u00e9s pueden describirse mediante las siguientes agrupaciones:<\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/vacancy-crystallographic-defects\/\"><strong>Vacantes o Knock-ons<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Los defectos de vacante son el resultado de la falta de un \u00e1tomo en una posici\u00f3n reticular.\u00a0La estabilidad de la<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/crystal-structure-of-chemical-elements\/\">\u00a0estructura cristalina<\/a>\u00a0circundantegarantiza que los \u00e1tomos vecinos no colapsar\u00e1n simplemente alrededor de la vacante.\u00a0Esto puede deberse a la interacci\u00f3n directa de un<strong>\u00a0neutr\u00f3n de alta energ\u00eda<\/strong>\u00a0o un fragmento de fisi\u00f3n.\u00a0Si un n\u00facleo objetivo o golpeado gana aproximadamente 25 eV de energ\u00eda cin\u00e9tica (25 eV a 30 eV para la mayor\u00eda de los metales) en una colisi\u00f3n con una part\u00edcula de radiaci\u00f3n (generalmente un neutr\u00f3n r\u00e1pido), el n\u00facleo se desplazar\u00e1 de su posici\u00f3n de equilibrio en la red cristalina. .\u00a0Durante una irradiaci\u00f3n prolongada (para valores grandes de la<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\">\u00a0fluencia de neutrones<\/a>), muchos de los \u00e1tomos desplazados volver\u00e1n a los sitios reticulares normales (estables) (es decir, el recocido parcial se produce espont\u00e1neamente).<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/interstitial-defect-crystallographic-defects\/\"><strong>Intersticiales<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Los defectos intersticiales son el resultado de una impureza ubicada en un sitio intersticial o uno de los \u00e1tomos de la red est\u00e1 en una posici\u00f3n intersticial en lugar de estar en su posici\u00f3n de red.\u00a0Un intersticial se forma cuando un \u00e1tomo, que es expulsado de su posici\u00f3n, se detiene en alg\u00fan punto remoto.<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-detection\/measurement-of-radiation\/what-is-ionization\/\"><strong>Ionizaci\u00f3n<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0La ionizaci\u00f3n es causada por la eliminaci\u00f3n de electrones de sus capas electr\u00f3nicas y tiene el efecto de cambiar los enlaces qu\u00edmicos de las mol\u00e9culas.\u00a0En el metal, la ionizaci\u00f3n no causa cambios dr\u00e1sticos en las propiedades del material.\u00a0Esto se debe a los electrones libres, que son t\u00edpicos solo para enlaces met\u00e1licos.<\/li>\n<li><strong>Picos t\u00e9rmicos y de desplazamiento<\/strong>\u00a0.\u00a0Los picos t\u00e9rmicos y de desplazamiento pueden causar una distorsi\u00f3n que se congela como tensi\u00f3n en el \u00e1rea microsc\u00f3pica.\u00a0Estos picos pueden provocar un cambio en las propiedades del material.\u00a0Este t\u00e9rmino identifica dominios localizados de alta temperatura causados \u200b\u200bpor la deposici\u00f3n de energ\u00eda de neutrones y fragmentos de fisi\u00f3n.\u00a0Un pico de desplazamiento ocurre cuando muchos \u00e1tomos en un \u00e1rea peque\u00f1a son desplazados por un knock-on (o cascada de knock-ons).\u00a0Un neutr\u00f3n de 1 MeV puede afectar aproximadamente a 5000 \u00e1tomos, formando uno de estos picos.\u00a0La presencia de muchos picos de desplazamiento cambia las propiedades del metal que se irradia, como el aumento de la dureza y la disminuci\u00f3n de la ductilidad.<\/li>\n<li><strong>\u00c1tomos de impureza<\/strong>\u00a0.\u00a0La captura de neutrones y reacciones nucleares inducidas por diversas radiaciones tiene el efecto de transmutar un \u00e1tomo en un elemento extra\u00f1o al material.<\/li>\n<li><strong>Fluencia inducida por radiaci\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0En los reactores nucleares, muchos componentes met\u00e1licos se someten simult\u00e1neamente a campos de radiaci\u00f3n, temperaturas elevadas y estr\u00e9s.\u00a0El metal sometido a tensi\u00f3n a temperatura elevada presenta el fen\u00f3meno de fluencia, es decir.\u00a0el aumento gradual de la tensi\u00f3n con el tiempo.\u00a0El deslizamiento de los componentes met\u00e1licos a las temperaturas de funcionamiento del reactor se vuelve m\u00e1s r\u00e1pido cuando se exponen a un campo de radiaci\u00f3n.<\/li>\n<\/ul>\n<p><strong>Los neutrones con suficiente energ\u00eda<\/strong>\u00a0pueden alterar la disposici\u00f3n at\u00f3mica o la estructura cristalina de los materiales.\u00a0La influencia del da\u00f1o estructural es m\u00e1s significativa para los metales debido a su relativa inmunidad al da\u00f1o por radiaci\u00f3n ionizante.\u00a0Los reactores de agua a presi\u00f3n funcionan con una tasa m\u00e1s alta de impactos de neutrones y, por lo tanto, sus recipientes tienden a experimentar un mayor grado de fragilizaci\u00f3n que los recipientes de los reactores de agua en ebullici\u00f3n.\u00a0Muchos reactores de agua presurizada dise\u00f1an sus n\u00facleos para reducir la cantidad de neutrones que golpean la pared del recipiente.\u00a0Esto ralentiza la fragilidad de la embarcaci\u00f3n.\u00a0Las reglamentaciones de la NRC abordan la fragilizaci\u00f3n en 10 CFR Parte 50, Ap\u00e9ndice G, \u00abRequisitos de resistencia a la fractura\u00bb y Ap\u00e9ndice H, \u00abRequisitos del programa de vigilancia de materiales de buques de reactores\u00bb.\u00a0Dado que la\u00a0<strong>vasija de presi\u00f3n<\/strong>\u00a0del\u00a0<strong>reactor<\/strong>se considera\u00a0<strong>insustituible<\/strong>\u00a0, la fragilizaci\u00f3n por irradiaci\u00f3n de neutrones de los aceros de los recipientes a presi\u00f3n es un tema clave en la evaluaci\u00f3n a largo plazo de la integridad estructural de los programas de extensi\u00f3n y de vida.<\/p>\n<p>El da\u00f1o por radiaci\u00f3n se produce cuando neutrones de suficiente energ\u00eda desplazan \u00e1tomos (especialmente en aceros a temperaturas de funcionamiento de 260 &#8211; 300 \u00b0 C) que dan como resultado\u00a0<strong>cascadas de desplazamiento<\/strong>\u00a0que producen gran cantidad de defectos, tanto vac\u00edos como intersticiales.\u00a0Aunque la superficie interior del RPV est\u00e1 expuesta a neutrones de energ\u00edas variables, los neutrones de mayor energ\u00eda, aquellos por\u00a0<strong>encima de aproximadamente 0,5 MeV<\/strong>\u00a0, producen la mayor parte del da\u00f1o.\u00a0Para minimizar tal degradaci\u00f3n del material, el tipo y la estructura del\u00a0<strong>acero deben seleccionarse apropiadamente<\/strong>\u00a0.\u00a0Hoy en d\u00eda se sabe que la susceptibilidad de los aceros de los recipientes a presi\u00f3n de los reactores se ve fuertemente afectada (negativamente) por la presencia de cobre, n\u00edquel y f\u00f3sforo.<\/p>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright wp-image-27932\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/ductile-brittle-transition-temperature-ductility-brittleness.png\" alt=\"temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil\" width=\"431\" height=\"519\" \/>Como se escribi\u00f3, la distinci\u00f3n entre fragilidad y\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/\">ductilidad<\/a>\u00a0no es evidente, especialmente porque tanto la ductilidad como el comportamiento fr\u00e1gil dependen no solo del material en cuesti\u00f3n, sino tambi\u00e9n\u00a0<strong>de la temperatura<\/strong>\u00a0(transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil) del material.\u00a0El efecto de la temperatura sobre la naturaleza de la fractura es de considerable importancia.\u00a0Muchos aceros presentan fractura d\u00factil a temperaturas elevadas y\u00a0<strong>fractura fr\u00e1gil a bajas temperaturas<\/strong>\u00a0.\u00a0La temperatura por encima de la cual un material es d\u00factil y por debajo de la cual es fr\u00e1gil se conoce como\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong>temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil.<\/strong><\/a>(DBTT), temperatura de ductilidad nula (NDT) o temperatura de transici\u00f3n de ductilidad nula.\u00a0Esta temperatura no es precisa, pero var\u00eda seg\u00fan el tratamiento mec\u00e1nico y t\u00e9rmico previo y la naturaleza y cantidad de los elementos de impureza.\u00a0Puede determinarse mediante alg\u00fan tipo de prueba de ca\u00edda de peso (por ejemplo, las\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/toughness\/charpy-impact-test\/\"><strong>pruebas Charpy o Izod<\/strong><\/a>\u00a0).<\/p>\n<p>Para minimizar la fluencia de neutrones:<\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong>Los reflectores de neutrones radiales<\/strong><\/a>\u00a0se instalan alrededor del n\u00facleo del reactor.\u00a0Los reflectores de neutrones reducen la fuga de neutrones y, por lo tanto, reducen la fluencia de neutrones en la vasija de presi\u00f3n de un reactor.<\/li>\n<li>Los dise\u00f1adores centrales dise\u00f1an los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-loading-pattern\/\"><strong>patrones de carga de baja fuga<\/strong><\/a>\u00a0, en los que\u00a0<strong>los conjuntos de combustible fresco no est\u00e1n situados en las posiciones perif\u00e9ricas<\/strong>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\">n\u00facleo del reactor<\/a>\u00a0.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Si el metal se calienta a temperaturas elevadas despu\u00e9s de la irradiaci\u00f3n (una forma de recocido), se encuentra que la resistencia y la ductilidad vuelven a los mismos valores que antes de la irradiaci\u00f3n.\u00a0Esto significa que el da\u00f1o por radiaci\u00f3n se puede recocer de un metal.<\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong>Temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil<\/strong><\/a><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\"><strong>fragilizaci\u00f3n por irradiaci\u00f3n<\/strong><\/a><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/heat-treatment-of-metals\/thermal-annealing\/\"><strong>Recocido t\u00e9rmico<\/strong><\/a><\/p>\n<h3>Programa de vigilancia de materiales de buques de reactores<\/h3>\n<p><strong>Programas de vigilancia de buques de reactores<\/strong>proporcionar informaci\u00f3n sobre el efecto de la radiaci\u00f3n en los materiales de los recipientes en condiciones de funcionamiento.\u00a0El programa de vigilancia de la vasija del reactor utiliza c\u00e1psulas ubicadas en la pared de la vasija directamente opuesta al centro del n\u00facleo.\u00a0Las c\u00e1psulas contienen muestras de acero de la vasija del reactor obtenidas durante la fabricaci\u00f3n de la vasija y se extraen peri\u00f3dicamente de la vasija del reactor.\u00a0Las c\u00e1psulas de vigilancia deben ubicarse cerca de la pared interior de la vasija en la regi\u00f3n de la l\u00ednea 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 m\u00e1xima de neutrones experimentada en la superficie interior de la vasija del reactor.\u00a0Una c\u00e1psula de muestra que contiene muestras para su uso en ensayos Charpy de muesca en V, tracci\u00f3n y mec\u00e1nica de fractura se puede retirar del reactor durante los per\u00edodos normales de repostaje.<\/p>\n<p>La t\u00e9cnica Charpy V-notch (CVN) es la m\u00e1s utilizada.\u00a0La prueba Charpy con muesca en V utiliza una muestra con muesca de secci\u00f3n transversal definida.\u00a0Para estas condiciones de carga din\u00e1mica y cuando hay una muesca, estamos usando la\u00a0\u00a0<strong>tenacidad de la muesca<\/strong>\u00a0.\u00a0Las pruebas de impacto Charpy e Izod se utilizan para medir este par\u00e1metro, que es importante para evaluar el comportamiento de transici\u00f3n de d\u00factil a fr\u00e1gil de un material.\u00a0De manera similar a la tenacidad a la tracci\u00f3n, la tenacidad de la muesca se mide en unidades de\u00a0\u00a0<strong>julio por metro c\u00fabico<\/strong> \u00a0(J\u00b7m \u2212 3) en el sistema SI, pero en este caso estamos midiendo el \u00e1rea en la posici\u00f3n de la muesca.<\/p>\n<p>Tambi\u00e9n puede haber dos\u00edmetros especiales, incluidos n\u00edquel puro, cobre, hierro, aluminio-cobalto o uranio-238, que se pueden colocar en espaciadores especialmente perforados para contener los dos\u00edmetros.<\/p>\n<p>De acuerdo con 10 CFR 50 Ap\u00e9ndice 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 m\u00e9todos anal\u00edticos aplicados a datos experimentales y pruebas realizadas en vasijas comparables, teniendo en cuenta todas las incertidumbres en las mediciones, que el La fluencia m\u00e1xima de neutrones al final de la vida \u00fatil de dise\u00f1o del recipiente no superar\u00e1 los\u00a0<strong>10<sup>17<\/sup> n\/cm<sup>2<\/sup> (E&gt; 1 MeV)<\/strong>\u00a0.<\/p>\n<p>Referencia especial: NUREG-1511, Informe de estado del recipiente a presi\u00f3n del reactor.\u00a0Comisi\u00f3n Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, DC, 1994.<\/p>\n<h3>Recocido de recipientes a presi\u00f3n del reactor<\/h3>\n<p>Durante la operaci\u00f3n de una\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\">planta de energ\u00eda nuclear<\/a>\u00a0, el material de la\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\">vasija de presi\u00f3n<\/a>\u00a0del\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\">reactor<\/a>\u00a0\u00a0y el material de otros componentes internos del reactor est\u00e1n expuestos a\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\">radiaci\u00f3n de neutrones<\/a>\u00a0\u00a0(especialmente a neutrones r\u00e1pidos&gt; 0.5MeV), lo que da como resultado una\u00a0\u00a0<strong>fragilizaci\u00f3n localizada<\/strong>\u00a0\u00a0del acero y las soldaduras en el \u00e1rea del n\u00facleo del reactor.\u00a0Este fen\u00f3meno, conocido como\u00a0<strong>\u00a0fragilidad por irradiaci\u00f3n<\/strong>\u00a0, da como resultado:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Aumento constante de DBTT<\/strong>\u00a0.\u00a0No es probable que el DBTT se acerque a la temperatura de funcionamiento normal del acero.\u00a0Sin 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 presi\u00f3n interna a\u00fan sea alta.<\/li>\n<li><strong>Suelta la energ\u00eda de fractura de la plataforma superior<\/strong>\u00a0.\u00a0Los efectos de la radiaci\u00f3n tambi\u00e9n se manifiestan por una ca\u00edda en la energ\u00eda de fractura de la plataforma superior y una disminuci\u00f3n en la tenacidad de la fractura.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Todos estos efectos deben ser monitoreados por los operadores de la planta.\u00a0Por 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.<\/p>\n<p>Una vez que un material de RPV se degrada por\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\">fragilizaci\u00f3n<\/a>\u00a0por\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\">radiaci\u00f3n<\/a>\u00a0\u00a0(por ejemplo, aumento significativo de la temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil de Charpy o reducci\u00f3n de la tenacidad a la fractura), el\u00a0\u00a0<strong>recocido t\u00e9rmico<\/strong>\u00a0\u00a0del RPV es la \u00fanica forma de recuperar las propiedades de tenacidad del material RPV.<\/p>\n<p>De acuerdo con 10 CFR 50.66 &#8211; Requisitos para el recocido t\u00e9rmico de la vasija de presi\u00f3n del reactor:<\/p>\n<p><em>\u00abPara aquellos reactores de energ\u00eda nuclear de agua ligera donde la radiaci\u00f3n de neutrones ha reducido la tenacidad a la fractura de los materiales de la vasija del reactor, se puede aplicar un recocido t\u00e9rmico a la vasija del reactor para recuperar la tenacidad a la fractura del material\u00bb.<\/em><\/p>\n<p><strong>El recocido t\u00e9rmico<\/strong>\u00a0\u00a0(\u00a0<strong>m\u00e9todo \u00abseco\u00bb<\/strong>\u00a0) de la vasija de presi\u00f3n del reactor es un m\u00e9todo por el cual la vasija de presi\u00f3n (con todas las partes internas del reactor retiradas) se calienta hasta cierta temperatura (generalmente entre\u00a0\u00a0<strong>420 y 460 \u00b0 C<\/strong>\u00a0) mediante el uso de una fuente de calor externa ( calentadores el\u00e9ctricos, aire caliente), se mantienen durante un per\u00edodo determinado (\u00a0<strong>por ejemplo, 100-200 horas<\/strong>\u00a0) y luego se enfr\u00edan lentamente.\u00a0El equipo de recocido suele ser un horno en forma de anillo con elementos calefactores en su superficie externa.\u00a0La potencia de salida de los calentadores instalados puede alcanzar hasta 1 MWe.\u00a0Se demostr\u00f3 que para los materiales especialmente fabricados, el estante superior se recuper\u00f3 al 100% despu\u00e9s de 24 horas de recocido y m\u00e1s r\u00e1pidamente que la temperatura de transici\u00f3n.\u00a0El recocido durante 168 horas recuper\u00f3 el 90% del cambio de temperatura de transici\u00f3n.<\/p>\n<p><strong>Recocido h\u00famedo<\/strong><\/p>\n<p>Tambi\u00e9n existe la posibilidad del llamado\u00a0\u00a0\u00a0m\u00e9todo de\u00a0<strong>recocido \u00abh\u00famedo\u00bb<\/strong>\u00a0que se aplic\u00f3 en EE.UU. y B\u00e9lgica.\u00a0El recocido a esa temperatura ~ 340 \u00b0 C se alcanz\u00f3 sin calentamiento externo, pero aumentando la temperatura del refrigerante lograda por la energ\u00eda de las bombas de circulaci\u00f3n del circuito primario.\u00a0Este tipo de recocido proporciona solo una recuperaci\u00f3n parcial del material debido a la limitaci\u00f3n de la temperatura m\u00e1xima.<\/p>\n<p>Referencia especial: Recocido y re-fragilizaci\u00f3n de materiales de recipientes a presi\u00f3n del reactor.\u00a0Informe AMES N.19;\u00a0ISSN 1018-5593.\u00a0Comunidades Europeas, 2008.<\/p>\n<\/div><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-accordion su-u-trim\"> <div class=\"su-spoiler su-spoiler-style-default su-spoiler-icon-plus\" data-scroll-offset=\"0\" data-anchor-in-url=\"no\"><div class=\"su-spoiler-title\" tabindex=\"0\" role=\"button\"><span class=\"su-spoiler-icon\"><\/span>Referencias:<\/div><div class=\"su-spoiler-content su-u-clearfix su-u-trim\">\n<p>Ciencia de los Materiales:<\/p>\n<ol>\n<li>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 1 y 2. Enero de 1993.<\/li>\n<li>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 y 2. Enero de 1993.<\/li>\n<li>William D. Callister, David G. Rethwisch.\u00a0Ciencia e Ingenier\u00eda de Materiales: Introducci\u00f3n 9\u00aa Edici\u00f3n, Wiley;\u00a09a edici\u00f3n (4 de diciembre de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.<\/li>\n<li>Eberhart, Mark (2003).\u00a0Por qu\u00e9 se rompen las cosas: entender el mundo a trav\u00e9s de la forma en que se desmorona.\u00a0Armon\u00eda.\u00a0ISBN 978-1-4000-4760-4.<\/li>\n<li>Gaskell, David R. (1995).\u00a0Introducci\u00f3n a la Termodin\u00e1mica de Materiales (4\u00aa ed.).\u00a0Taylor y Francis Publishing.\u00a0ISBN 978-1-56032-992-3.<\/li>\n<li>Gonz\u00e1lez-Vi\u00f1as, W. y Mancini, HL (2004).\u00a0Introducci\u00f3n a la ciencia de los materiales.\u00a0Prensa de la Universidad de Princeton.\u00a0ISBN 978-0-691-07097-1.<\/li>\n<li>Ashby, Michael;\u00a0Hugh Shercliff;\u00a0David Cebon (2007).\u00a0Materiales: ingenier\u00eda, ciencia, procesamiento y dise\u00f1o (1\u00aa ed.).\u00a0Butterworth-Heinemann.\u00a0ISBN 978-0-7506-8391-3.<\/li>\n<li>JR Lamarsh, AJ Baratta, Introducci\u00f3n a la ingenier\u00eda nuclear, 3d ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.<\/li>\n<\/ol>\n<\/div><\/div> <\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <\/div><\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-default\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p>Consulte m\u00e1s arriba:<br \/>\nMateriales de la planta de energ\u00eda <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/\" class=\"su-button su-button-style-flat\" style=\"color:#FFFFFF;background-color:#2D89EF;border-color:#246ec0;border-radius:5px;-moz-border-radius:5px;-webkit-border-radius:5px\" target=\"_self\"><span style=\"color:#FFFFFF;padding:0px 16px;font-size:13px;line-height:26px;border-color:#6cadf4;border-radius:5px;-moz-border-radius:5px;-webkit-border-radius:5px;text-shadow:none;-moz-text-shadow:none;-webkit-text-shadow:none\">  <\/span><\/a> <\/p><\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0<strong>Da\u00f1os por radiaci\u00f3n en los materiales del reactor<\/strong>\u00a0, le ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0<strong>danos un me gusta<\/strong>\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0Da\u00f1os por radiaci\u00f3n en los materiales del reactor\u00a0, le ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0danos un me gusta\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":{"footnotes":""},"categories":[53],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v21.2 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>\u00bfQu\u00e9 es el da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los materiales del reactor? 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