{"id":113405,"date":"2021-09-14T09:26:28","date_gmt":"2021-09-14T08:26:28","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/que-son-los-materiales-de-reactores-y-centrales-electricas-definicion\/"},"modified":"2021-09-14T10:22:13","modified_gmt":"2021-09-14T09:22:13","slug":"que-son-los-materiales-de-reactores-y-centrales-electricas-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/es\/que-son-los-materiales-de-reactores-y-centrales-electricas-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 son los materiales de reactores y centrales el\u00e9ctricas? Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\"> Este art\u00edculo resume los principales problemas y desaf\u00edos materiales que deben tenerse en cuenta en el dise\u00f1o de centrales y reactores nucleares.\u00a0Materiales para reactores y centrales el\u00e9ctricas <\/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>La comprensi\u00f3n de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/\">la ciencia<\/a>\u00a0de los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/\">materiales<\/a>\u00a0\u00a0es esencial para que el personal de la planta de energ\u00eda comprenda por qu\u00e9 se seleccion\u00f3 un material para ciertas aplicaciones dentro de sus instalaciones.\u00a0Casi todos los procesos que tienen lugar en las instalaciones nucleares implican el uso de metales especializados.\u00a0Es necesario un conocimiento b\u00e1sico de la ciencia de los materiales para que los operadores de instalaciones nucleares, el personal de mantenimiento y el personal t\u00e9cnico operen y mantengan de manera segura la instalaci\u00f3n y los sistemas de apoyo de la instalaci\u00f3n.\u00a0Nuestro objetivo aqu\u00ed ser\u00e1 describir brevemente\u00a0<strong>las consideraciones<\/strong>\u00a0\u00a0de\u00a0<strong>materiales<\/strong>\u00a0b\u00e1sicos\u00a0de\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/\">los reactores nucleares<\/a>\u00a0.\u00a0El conocimiento de las propiedades termof\u00edsicas y nucleares de los materiales es fundamental para el dise\u00f1o de centrales nucleares.<\/p>\n<h2>Materiales para reactores nucleares<\/h2>\n<figure id=\"attachment_30652\" aria-describedby=\"caption-attachment-30652\" style=\"width: 317px\" class=\"wp-caption alignright\"><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-materials-min.png\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"wp-image-30652\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-materials-min.png\" alt=\"materiales del reactor\" width=\"327\" height=\"393\" \/><\/a><figcaption id=\"caption-attachment-30652\" class=\"wp-caption-text\">El cuerpo de la vasija del reactor est\u00e1 construido de acero al carbono de baja aleaci\u00f3n de alta calidad, y todas las superficies que entran en contacto con el refrigerante del reactor est\u00e1n revestidas con un m\u00ednimo de aproximadamente 3 a 10 mm de acero inoxidable austen\u00edtico (por ejemplo, 304L) para para minimizar la corrosi\u00f3n.<\/figcaption><\/figure>\n<p><strong>Los reactores de agua a presi\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0utilizan una\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\">vasija de presi\u00f3n del reactor<\/a>\u00a0(RPV) para contener el combustible nuclear, el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-moderator\/\">moderador<\/a>\u00a0,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/control-rods\/\">las barras de control<\/a> y el refrigerante. Se enfr\u00edan y moderan con agua l\u00edquida a alta presi\u00f3n (por ejemplo, 16 MPa). A esta presi\u00f3n, el agua hierve a aproximadamente 350\u00b0C (662\u00b0F). La temperatura de entrada del agua es de aproximadamente 290\u00b0C (554\u00b0F). El agua (refrigerante) se calienta en el n\u00facleo del reactor a aproximadamente 325\u00b0C (617\u00b0F) a medida que el agua fluye a trav\u00e9s del n\u00facleo. Como puede verse, el reactor tiene aproximadamente 25\u00b0C de refrigerante subenfriado (distancia de la saturaci\u00f3n).<\/p>\n<p><strong>La vasija de presi\u00f3n del reactor<\/strong>\u00a0es la vasija de presi\u00f3n que contiene el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0y otros\u00a0<strong>componentes internos<\/strong>\u00a0clave del\u00a0<strong>reactor<\/strong>\u00a0.\u00a0Es un\u00a0<strong>recipiente cil\u00edndrico<\/strong>\u00a0con una cabeza inferior hemisf\u00e9rica y una cabeza superior con bridas y empaquetaduras.\u00a0La cabeza inferior est\u00e1 soldada a la carcasa cil\u00edndrica, mientras que la cabeza superior est\u00e1 atornillada a la carcasa cil\u00edndrica a trav\u00e9s de las bridas.\u00a0El\u00a0<strong>cabezal superior es extra\u00edble<\/strong>\u00a0para permitir el\u00a0<strong>reabastecimiento<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>combustible<\/strong>\u00a0del reactor durante las interrupciones planificadas.<\/p>\n<p>El cuerpo de la vasija del reactor est\u00e1 construido de\u00a0<strong>acero al carbono de baja aleaci\u00f3n de alta calidad<\/strong>\u00a0, y todas las superficies que entran en contacto con el refrigerante del reactor\u00a0<strong>est\u00e1n revestidas<\/strong>\u00a0con un m\u00ednimo de aproximadamente 3 a 10 mm de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/stainless-steel\/austenitic-stainless-steel\/\"><strong>acero inoxidable austen\u00edtico<\/strong><\/a>\u00a0\u00a0(por ejemplo, 304L) para para minimizar la\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\">corrosi\u00f3n<\/a>\u00a0.<\/p>\n<p><strong><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-full wp-image-30644\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-pressure-vessel-materials.png\" alt=\"materiales del recipiente de presi\u00f3n del reactor\" width=\"349\" height=\"220\" \/>El acero con bajo contenido de carbono<\/strong>\u00a0, tambi\u00e9n conocido como\u00a0<strong>acero dulce,<\/strong>\u00a0es ahora la forma m\u00e1s com\u00fan de\u00a0<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-steels-properties-of-steels-definition\/\">acero<\/a>\u00a0porque su precio es relativamente bajo y proporciona propiedades materiales que son aceptables para muchas aplicaciones.\u00a0<strong>El acero con bajo contenido de carbono<\/strong>\u00a0contiene aproximadamente entre un\u00a0<strong>0,05 y<\/strong>\u00a0un\u00a0<strong>0,25% de carbono,<\/strong>\u00a0lo que lo hace\u00a0<strong>maleable y d\u00factil<\/strong>\u00a0.\u00a0El acero dulce tiene una\u00a0<strong>resistencia a la tracci\u00f3n<\/strong>\u00a0relativamente\u00a0<strong>baja<\/strong>\u00a0, pero tiene una alta tenacidad y es f\u00e1cil de moldear.\u00a0Los requisitos especiales para los materiales de la vasija del reactor incluyen una baja capacidad de activaci\u00f3n (especialmente debido a la formaci\u00f3n de Co-60).\u00a0Ejemplos de\u00a0<strong>aceros al carbono de baja aleaci\u00f3n<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>alta calidad:<\/strong><\/p>\n<ul>\n<li>SA-508 Gr.3 Cl.2 (acero ferr\u00edtico de baja aleaci\u00f3n)<\/li>\n<li>15Kh2NMFA (acero ferr\u00edtico de baja aleaci\u00f3n)<\/li>\n<\/ul>\n<p><strong>Agentes de aleaci\u00f3n<\/strong><\/p>\n<p>El hierro puro es demasiado blando para ser utilizado con fines de estructura, pero la adici\u00f3n de peque\u00f1as cantidades de otros elementos (carbono, manganeso o cromo, por ejemplo) aumenta en gran medida su resistencia mec\u00e1nica.\u00a0El efecto sin\u00e9rgico de los elementos de aleaci\u00f3n y el tratamiento t\u00e9rmico produce una enorme variedad de microestructuras y propiedades.\u00a0Los cuatro elementos principales de la aleaci\u00f3n son:<\/p>\n<ul>\n<li>Cromo.\u00a0En estos aceros, el cromo aumenta la\u00a0\u00a0<strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/steels-properties-of-steels\/hardness-of-steels\/\">dureza<\/a><\/strong>\u00a0\u00a0y la\u00a0\u00a0<strong>resistencia.\u00a0<\/strong>\u00a0En t\u00e9rminos generales, la concentraci\u00f3n especificada para la mayor\u00eda de los grados es aproximadamente del 2%.\u00a0Este nivel parece resultar en el mejor equilibrio entre dureza y tenacidad.\u00a0El cromo juega un papel importante en el mecanismo de endurecimiento y se considera insustituible.\u00a0A temperaturas m\u00e1s altas, el cromo contribuye a una mayor resistencia.<\/li>\n<li>N\u00edquel.\u00a0El n\u00edquel no forma compuestos de carburo en el acero, permanece en soluci\u00f3n en la ferrita, fortaleciendo y endureciendo la fase de ferrita.<\/li>\n<li>Molibdeno.\u00a0El molibdeno (aproximadamente 0.50-8.00%) cuando se agrega a un acero lo hace m\u00e1s resistente a las altas temperaturas.\u00a0El molibdeno aumenta la templabilidad y la resistencia, particularmente a altas temperaturas debido al alto punto de fusi\u00f3n del molibdeno.\u00a0El molibdeno es \u00fanico en la medida en que aumenta la resistencia a la tracci\u00f3n y a la fluencia a alta temperatura del acero.<\/li>\n<\/ul>\n<p><strong>Los aceros inoxidables austen\u00edticos,\u00a0<\/strong>\u00a0que se utilizan como revestimientos resistentes a la corrosi\u00f3n, contienen entre un 16 y un 25% de cromo y tambi\u00e9n pueden contener nitr\u00f3geno en soluci\u00f3n, lo que contribuye a su relativamente\u00a0<strong>alta resistencia a la corrosi\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0El grado m\u00e1s conocido es el inoxidable AISI 304, que contiene metales de cromo (entre 15% y 20%) y n\u00edquel (entre 2% y 10,5%) como principales componentes distintos del hierro.\u00a0El acero inoxidable 304 tiene una excelente resistencia a una amplia gama de entornos atmosf\u00e9ricos y muchos medios corrosivos.\u00a0Estas aleaciones generalmente se caracterizan por ser d\u00factiles, soldables y endurecibles por conformado en fr\u00edo.<\/p>\n<p><strong>El acero inoxidable tipo 304L<\/strong> , que se usa ampliamente en la industria nuclear, es una versi\u00f3n con muy bajo contenido de carbono de la aleaci\u00f3n de acero 304. Este grado tiene propiedades mec\u00e1nicas ligeramente m\u00e1s bajas que el grado est\u00e1ndar 304, pero todav\u00eda se usa ampliamente gracias a su versatilidad. El contenido de carbono m\u00e1s bajo en 304L minimiza la precipitaci\u00f3n de carburo nociva o da\u00f1ina como resultado de la soldadura. Por lo tanto, el 304L se puede utilizar \u00abcomo soldado\u00bb en entornos de corrosi\u00f3n severa y elimina la necesidad de recocido. El grado 304 tambi\u00e9n tiene una buena resistencia a la oxidaci\u00f3n en servicio intermitente hasta 870\u00b0C y en servicio continuo hasta 925\u00b0C. Dado que el grado 304L no requiere recocido posterior a la soldadura, se usa ampliamente en componentes de gran calibre. Ejemplos de <strong>aceros inoxidables<\/strong>\u00a0usados\u00a0<strong>:<\/strong><\/p>\n<ul>\n<li>Acero inoxidable tipo 304L<\/li>\n<li>Tipo 08Kh18N10T acero inoxidable<\/li>\n<\/ul>\n<p>Los recipientes a presi\u00f3n de los reactores son\u00a0<strong>los componentes clave de mayor prioridad<\/strong>\u00a0en\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\">las centrales nucleares<\/a>\u00a0.\u00a0La vasija de presi\u00f3n del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0alberga el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0y, debido a su funci\u00f3n, tiene un significado directo para la seguridad.\u00a0Durante el funcionamiento de una central nuclear, el material de la vasija de presi\u00f3n del reactor est\u00e1 expuesto a\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\">la radiaci\u00f3n de neutrones<\/a>\u00a0(especialmente a los neutrones r\u00e1pidos), lo que da como resultado una\u00a0<strong>fragilizaci\u00f3n localizada<\/strong>\u00a0del acero y las soldaduras en el \u00e1rea del n\u00facleo del reactor.\u00a0Para minimizar dicha degradaci\u00f3n del material,\u00a0se instalan\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong>reflectores de neutrones radiales<\/strong><\/a>\u00a0alrededor del n\u00facleo del reactor.\u00a0Hay dos tipos b\u00e1sicos de reflectores de neutrones, el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/core-baffle\/\"><strong>deflector<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/core-baffle\/\"><strong>n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0y el<strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/heavy-reflector\/\">reflector pesado<\/a><\/strong>\u00a0.\u00a0Debido a<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/nuclear-engineering-fundamentals\/neutron-nuclear-reactions\/atomic-number-density\/\"><strong>\u00a0la densidad de n\u00famero at\u00f3mico<\/strong><\/a><strong>\u00a0m\u00e1s alto,\u00a0<\/strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/nuclear-engineering-fundamentals\/neutron-nuclear-reactions\/atomic-number-density\/\"><strong>los<\/strong><\/a>\u00a0reflectores pesados \u200b\u200breducen la fuga de neutrones (especialmente de neutrones r\u00e1pidos) del n\u00facleo de manera<strong>\u00a0m\u00e1s eficiente<\/strong>\u00a0que el deflector del n\u00facleo.\u00a0Dado que la<strong>\u00a0vasija de presi\u00f3n<\/strong>\u00a0del<strong>\u00a0reactor<\/strong>\u00a0se considera<strong>\u00a0insustituible<\/strong>\u00a0, estos efectos de envejecimiento del RPV tienen el potencial de ser condiciones limitantes para la vida de una central nuclear.<\/p>\n<h3>Problemas materiales y desaf\u00edos de los reactores nucleares<\/h3>\n<p>Los principales problemas o, m\u00e1s bien, desaf\u00edos que deben tenerse en cuenta a la hora de dise\u00f1ar reactores son:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Tensiones de presi\u00f3n y temperatura con l\u00edmites asociados<\/strong>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/pressure-and-temperature-p-t-limits\/\"><strong>L\u00edmites de presi\u00f3n y temperatura (P \/ T)<\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/heatup-and-cooldown-rate-limits\/\"><strong>Tasas de calentamiento y enfriamiento<\/strong><\/a><\/li>\n<li><strong>L\u00edmites de protecci\u00f3n contra sobrepresi\u00f3n a baja temperatura<\/strong><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/pressurized-thermal-shock-pts\/\"><strong>Choque t\u00e9rmico presurizado<\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/radiation-damage-to-reactor-materials\/\"><strong>Da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los materiales del reactor<\/strong><\/a>\n<ul>\n<li><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><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-toughness-definition\/\"><strong>Dureza del estante superior<\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><strong>Corrosi\u00f3n<\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<p>Referencia especial: Informe de estado del recipiente a presi\u00f3n del reactor, NRC de EE. UU.\u00a0NUREG-1511.\u00a0Oficina de Regulaci\u00f3n de Reactores Nucleares Comisi\u00f3n Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, 1994.<\/p>\n<h2>Estr\u00e9s por presi\u00f3n y temperatura<\/h2>\n<p><strong>Las tensiones por presi\u00f3n<\/strong>\u00a0son tensiones inducidas en recipientes que contienen materiales presurizados.\u00a0La carga es proporcionada por la misma fuerza que produce la\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-pressure-physics\/\u00bb>presi\u00f3n\u00a0.\u00a0<strong>Las\u00a0<\/strong><strong>tensiones\u00a0<\/strong><strong>t\u00e9rmicas<\/strong>\u00a0existen siempre que hay gradientes de temperatura en un material.\u00a0Diferentes\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-temperature-physics\/\u00bb>temperaturas\u00a0producen diferentes expansiones y someten los materiales a tensiones internas.\u00a0Este tipo de tensi\u00f3n es particularmente notable en los mecanismos que operan a altas temperaturas que son enfriados por un fluido fr\u00edo.\u00a0Estas tensiones pueden estar compuestas por\u00a0<em>tensiones<\/em>\u00a0de\u00a0<em>tracci\u00f3n<\/em>\u00a0, que son tensiones que surgen de fuerzas que act\u00faan en direcciones opuestas que tienden a separar un material, y\u00a0<em>tensiones de compresi\u00f3n.<\/em>, que es la tensi\u00f3n que surge de las fuerzas que act\u00faan en direcciones opuestas que tienden a juntar un material.\u00a0Estas tensiones, de naturaleza c\u00edclica, pueden provocar fallas por fatiga de los materiales.<\/p>\n<p>La vasija de presi\u00f3n del reactor y las tuber\u00edas, por el contrario, est\u00e1n sujetas a grandes variaciones de carga, pero la frecuencia del ciclo es baja;\u00a0por lo tanto, la alta ductilidad es el requisito principal para el acero.\u00a0En algunos casos, se utilizan mangas t\u00e9rmicas, como boquillas de pulverizaci\u00f3n y l\u00edneas de compensaci\u00f3n, para minimizar las tensiones t\u00e9rmicas.\u00a0Los l\u00edmites de la tasa de calentamiento y enfriamiento se basan en el impacto en la vida futura de fatiga de la planta.\u00a0Los l\u00edmites de calentamiento y enfriamiento aseguran que la vida de fatiga de la planta sea igual o mayor que la vida operativa de la planta.\u00a0Adem\u00e1s, las modificaciones del dise\u00f1o de la planta incluyen, por ejemplo, el calentamiento de los tanques o sumideros de agua del Sistema de enfriamiento del n\u00facleo de emergencia (ECCS) para reducir la diferencia de temperatura entre el agua inyectada y el material de RPV.<\/p>\n<p>Un problema de seguridad que es un problema a largo plazo provocado por el envejecimiento de las instalaciones nucleares es el\u00a0<strong>choque t\u00e9rmico presurizado (STP)<\/strong>\u00a0.\u00a0PTS es el impacto experimentado por un recipiente de paredes gruesas debido a las tensiones combinadas de un cambio r\u00e1pido de temperatura y \/ o presi\u00f3n.<\/p>\n<p>Referencia especial: Informe de estado del recipiente a presi\u00f3n del reactor, NRC de EE. UU.\u00a0NUREG-1511.\u00a0Oficina de Regulaci\u00f3n de Reactores Nucleares Comisi\u00f3n Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, 1994.<\/p>\n<h3>L\u00edmites de presi\u00f3n y temperatura (P \/ T)<\/h3>\n<figure id=\"attachment_30647\" aria-describedby=\"caption-attachment-30647\" style=\"width: 326px\" class=\"wp-caption alignright\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\" wp-image-30647\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/pressure-temperature-limits-P-T-reactor.png\" alt=\"L\u00edmites de presi\u00f3n y temperatura (P \/ T)\" width=\"336\" height=\"526\" \/><figcaption id=\"caption-attachment-30647\" class=\"wp-caption-text\">Temperatura del refrigerante frente a presi\u00f3n para funcionamiento normal.\u00a0Fuente: DOE-HDBK-1017 \/ 2-93<\/figcaption><\/figure>\n<p><strong>Los l\u00edmites de presi\u00f3n y temperatura (P \/ T)<\/strong>\u00a0son curvas l\u00edmite definidas en la Especificaci\u00f3n T\u00e9cnica de la planta.\u00a0Cada curva de l\u00edmite P \/ T define una regi\u00f3n aceptable para el funcionamiento normal.\u00a010 CFR 50, Ap\u00e9ndice G, requiere el establecimiento de l\u00edmites P \/ T para los requisitos espec\u00edficos de tenacidad a la fractura del material de los materiales de l\u00edmite de presi\u00f3n.\u00a0Los l\u00edmites de PT se derivan sobre la base de an\u00e1lisis de mec\u00e1nica de fracturas el\u00e1sticas lineales (LEFM).\u00a0En estos an\u00e1lisis, la temperatura m\u00ednima necesaria para asegurar m\u00e1rgenes adecuados contra la falla del RPV se determina en funci\u00f3n de la presi\u00f3n.<\/p>\n<p>Los P \/ T se basan en las limitaciones de tensi\u00f3n 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.\u00a0El uso habitual de las curvas es una gu\u00eda operativa durante las maniobras de calentamiento o enfriamiento, cuando se monitorean las indicaciones de presi\u00f3n y temperatura y se comparan con la curva aplicable para determinar que la operaci\u00f3n est\u00e1 dentro de la regi\u00f3n permitida.\u00a0Las curvas utilizadas por las operaciones tambi\u00e9n incorporan error instrumental para garantizar un margen de seguridad adecuado.\u00a0Debido a los efectos debilitantes de la irradiaci\u00f3n de neutrones, la curva MPT se desplazar\u00e1 hacia la derecha durante la vida del n\u00facleo para explicar el aumento de la fragilidad o la disminuci\u00f3n de la ductilidad.<\/p>\n<h3>Choque t\u00e9rmico presurizado &#8211; PTS<\/h3>\n<p>En general, el\u00a0<strong>choque t\u00e9rmico<\/strong>\u00a0es una carga mec\u00e1nica provocada por un cambio r\u00e1pido de temperatura de un punto determinado.\u00a0El cambio de temperatura provoca tensiones en la superficie que est\u00e1n en tensi\u00f3n, lo que puede favorecer la formaci\u00f3n y propagaci\u00f3n de grietas.\u00a0Por lo general, los materiales cer\u00e1micos suelen ser susceptibles al choque t\u00e9rmico, pero en algunas circunstancias tambi\u00e9n los recipientes presurizados sufren choques t\u00e9rmicos.\u00a0Con el calentamiento (o enfriamiento) r\u00e1pido de un recipiente de paredes gruesas, como el recipiente de presi\u00f3n del reactor, una parte de la pared puede intentar expandirse (o contraerse) mientras que la secci\u00f3n adyacente, que a\u00fan no ha sido expuesta al cambio de temperatura, intenta para contenerlo.<\/p>\n<p><strong>Choque t\u00e9rmico presurizado, PTS<\/strong>, significa un evento o transitorio en reactores de agua a presi\u00f3n (PWR) que causa un sobreenfriamiento severo (choque t\u00e9rmico) concurrente o seguido de una presi\u00f3n significativa en la vasija del reactor.\u00a0En este escenario de accidente, el agua fr\u00eda ingresa a un reactor mientras el recipiente est\u00e1 presurizado.\u00a0Esto enfr\u00eda r\u00e1pidamente el recipiente y genera grandes tensiones t\u00e9rmicas sobre el acero.\u00a0Los eventos severos de sobreenfriamiento del sistema del reactor que podr\u00edan ir acompa\u00f1ados de presurizaci\u00f3n o represurizaci\u00f3n de la vasija del reactor pueden resultar de una variedad de causas.\u00a0La presi\u00f3n en el sistema del reactor aumenta la severidad del choque t\u00e9rmico debido a la adici\u00f3n de tensi\u00f3n de la presi\u00f3n.\u00a0Los transitorios, que combinan una alta presi\u00f3n del sistema y un choque t\u00e9rmico severo, son potencialmente m\u00e1s peligrosos debido al efecto adicional de las tensiones de tracci\u00f3n en el interior de la pared de la vasija del reactor.\u00a0Los transitorios relacionados con PTS incluyen:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>v\u00e1lvulas atascadas en el sistema primario,<\/strong><\/li>\n<li><strong>v\u00e1lvulas atascadas en el sistema secundario,<\/strong><\/li>\n<li><strong>Accidentes por p\u00e9rdida de refrigerante por rotura peque\u00f1a con la posterior inyecci\u00f3n de agua del sistema de enfriamiento de emergencia del n\u00facleo (ECCS),<\/strong><\/li>\n<li><strong>roturas de la l\u00ednea de vapor principal,<\/strong><\/li>\n<li><strong>roturas de la l\u00ednea de agua de alimentaci\u00f3n.<\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p>La NRC cre\u00f3 10 CFR Parte 50.61 y 50.61a &#8211; la \u00abregla PTS\u00bb y la \u00abregla PTS alternativa\u00bb &#8211; para garantizar que el acero de la embarcaci\u00f3n permanezca lo suficientemente fuerte como para proteger la integridad de la embarcaci\u00f3n.\u00a0Estas reglas requieren evaluaciones adicionales u otras acciones si la fragilidad alcanza ciertos l\u00edmites.<\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong>RT\u00a0<sub>NDT<\/sub>\u00a0= RT\u00a0<sub>NDT (U)<\/sub>\u00a0+ M + \u0394RT\u00a0<sub>NDT<\/sub><\/strong><\/p>\n<p><sub>\u00a0<\/sub>d\u00f3nde:<\/p>\n<ul>\n<li>RT\u00a0<sub>NDT<\/sub>\u00a0significa la temperatura de referencia para un material de la vasija del reactor, bajo cualquier condici\u00f3n.\u00a0Para los materiales de la l\u00ednea de cintura de la vasija del reactor, el RTNDT debe tener en cuenta los efectos de la radiaci\u00f3n de neutrones.<\/li>\n<li>RT\u00a0<sub>NDT (U)<\/sub>\u00a0significa la temperatura de referencia para un material de la vasija del reactor en condici\u00f3n previa al servicio o sin irradiaci\u00f3n.<\/li>\n<li>\u0394RT\u00a0<sub>NDT<\/sub>\u00a0es el aumento de RT\u00a0<sub>NDT<\/sub>\u00a0causado por la irradiaci\u00f3n<\/li>\n<li>M es un margen agregado para cubrir incertidumbres en las propiedades iniciales, contenido de cobre y n\u00edquel, fluencia y procedimientos de c\u00e1lculo.\u00a0Cuanto mayor sea la cantidad de fluencia de cobre, n\u00edquel y neutrones, mayor ser\u00e1 el aumento.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Siempre que la tenacidad a la fractura del material de la vasija del reactor sea relativamente alta, tales eventos no amenazar\u00e1n la integridad del RPV.\u00a0Sin embargo, la tenacidad a la fractura de los materiales de la vasija del reactor disminuye con la exposici\u00f3n a neutrones r\u00e1pidos durante la vida de una central nuclear.\u00a0Si la tenacidad a la fractura del material del recipiente se ha reducido lo suficiente, los eventos severos de PTS podr\u00edan causar la propagaci\u00f3n de peque\u00f1os defectos que podr\u00edan existir cerca de la superficie interior del recipiente.\u00a0El supuesto defecto inicial podr\u00eda propagarse a una grieta a trav\u00e9s de la pared del recipiente de extensi\u00f3n suficiente para amenazar la integridad del recipiente y, por lo tanto, la capacidad de enfriamiento del n\u00facleo.<\/p>\n<p>Si bien el PTS no afecta a los reactores de agua hirviendo, existen condiciones muy limitadas en las que esos recipientes podr\u00edan sobrepresurizarse a bajas temperaturas.<\/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<p>Referencia especial: DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK MATERIAL SCIENCE Volumen 2 de 2, DOE-HDBK-1017 \/ 2-93, Washington, DC, 1993.<\/p>\n<h3>L\u00edmites de la tasa de calentamiento y enfriamiento<\/h3>\n<p>El calentamiento del NSSS desde el apagado en fr\u00edo (MODO 5) al Hot Standby (MODO 3) se realiza\u00a0<strong>mediante\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/reactor-coolant-pump\/\">bombas de refrigerante del reactor<\/a><\/strong>\u00a0que son muy potentes (pueden consumir hasta 6 MW cada una) y, por lo tanto, su trabajo junto con un calor de descomposici\u00f3n se puede utilizar para calentar el refrigerante primario antes de la puesta en marcha del reactor.\u00a0Para operar las bombas de refrigerante del reactor, se debe aumentar la presi\u00f3n del sistema de refrigerante del reactor para satisfacer\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/centrifugal-pumps\/net-positive-suction-head\/\">los<\/a>\u00a0requisitos de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/centrifugal-pumps\/net-positive-suction-head\/\">altura de succi\u00f3n positiva neta<\/a>\u00a0.\u00a0Las bombas de refrigerante del reactor se ponen en marcha secuencialmente.\u00a0La tasa de calentamiento de la planta primaria est\u00e1 limitada a aproximadamente\u00a0<strong>30\u00b0C por hora<\/strong>\u00a0para minimizar la tensi\u00f3n interna en el material del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\">recipiente a presi\u00f3n<\/a>\u00a0, la tuber\u00eda primaria y otros componentes.<\/p>\n<p><strong>Los l\u00edmites de la tasa de calentamiento y enfriamiento<\/strong>\u00a0se basan en el impacto en la\u00a0<strong>vida<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>fatiga<\/strong>\u00a0futura\u00a0de la planta.\u00a0Los l\u00edmites de calentamiento y enfriamiento garantizan que la vida de fatiga de la planta sea igual o mayor que la vida operativa de la planta.\u00a0Los componentes grandes como las bridas, la cabeza de la vasija del reactor e incluso la vasija del reactor en s\u00ed son los componentes limitantes.\u00a0Por lo general, el componente m\u00e1s limitante establecer\u00e1 las tasas de calentamiento y enfriamiento.<\/p>\n<h2>Da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los materiales del reactor<\/h2>\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 una 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 manera<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 de forma espont\u00e1nea).<\/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 \u00fatil.<\/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\u00b0C) que resultan en <strong>cascadas de desplazamiento<\/strong>\u00a0que producen gran cantidad de defectos, tanto vacantes 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>joule 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 las 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 exceder\u00e1 de\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 el funcionamiento de una\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\">central 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; 0,5 MeV), 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 mediante 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\u00b0C<\/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> que se aplic\u00f3 en EE. UU. Y B\u00e9lgica. El recocido a esa temperatura ~ 340\u00b0C 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. Este 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 de reactores.\u00a0Informe AMES N.19;\u00a0ISSN 1018-5593.\u00a0Comunidades Europeas, 2008.<\/p>\n<h2>Corrosi\u00f3n<\/h2>\n<p><strong>La corrosi\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0es el deterioro de un material debido a la interacci\u00f3n qu\u00edmica con su entorno.\u00a0Es\u00a0\u00a0<strong>un proceso natural<\/strong>\u00a0\u00a0en el que los metales convierten su estructura en una forma m\u00e1s estable qu\u00edmicamente, como \u00f3xidos, hidr\u00f3xidos o sulfuros.\u00a0La corrosi\u00f3n es la principal preocupaci\u00f3n en las plantas de reactores nucleares.\u00a0La corrosi\u00f3n se produce continuamente en toda la planta del reactor y todos los metales est\u00e1n sujetos a ella.\u00a0Aunque esta corrosi\u00f3n no se puede eliminar, se puede controlar.<\/p>\n<p>En marzo de 2002, mientras el reactor nuclear Davis-Besse en Ohio respond\u00eda al Bolet\u00edn de 2001, la planta identific\u00f3 una cavidad del tama\u00f1o de una pelota de f\u00fatbol en la cabeza de la vasija del reactor.\u00a0La cavidad estaba al lado de una boquilla agrietada y con fugas, en un \u00e1rea de la cabeza del recipiente cubierta con dep\u00f3sitos de a\u00f1os de fugas.\u00a0Unos d\u00edas despu\u00e9s del descubrimiento, la NRC emiti\u00f3 una carta de acci\u00f3n confirmatoria al propietario de la planta, First Energy Nuclear Corporation.\u00a0La carta aseguraba que la planta permanecer\u00eda cerrada hasta que la empresa evaluara y resolviera el da\u00f1o de la cabeza del buque.\u00a0Un an\u00e1lisis posterior concluy\u00f3 que la boquilla agrietada goteaba agua boratada, lo que creaba \u00e1cido b\u00f3rico que corro\u00eda el acero de la cabeza del recipiente y creaba la cavidad.<\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\">Corrosi\u00f3n<\/a><\/p>\n<h2>Materiales para combustible nuclear<\/h2>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-large wp-image-30656\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/Fuel-assembly-and-materials-min-140x1024.png\" alt=\"\" width=\"140\" height=\"1024\" \/>En los PWR, el n\u00facleo del reactor consta de\u00a0<strong>conjuntos de barras de combustible<\/strong>\u00a0, con un revestimiento de aleaci\u00f3n de circonio, que contienen gr\u00e1nulos de \u00f3xido de uranio (con uranio enriquecido hasta ~ 4% U-235) o gr\u00e1nulos de MOX (mezcla de \u00f3xidos de uranio y plutonio [(U, Pu ) O2], con un contenido de Pu del 5 al 10%).\u00a0<strong>La fabricaci\u00f3n de combustible<\/strong>\u00a0es el paso final del principio del ciclo del combustible nuclear.\u00a0En este paso, se fabrica un conjunto de combustible completo.\u00a0Dado que un\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/\"><strong>conjunto de combustible<\/strong><\/a>\u00a0consta de varias partes estructurales, este paso se puede procesar en diferentes ubicaciones y estas partes tambi\u00e9n se pueden prefabricar.<\/p>\n<ul>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/\">Pellets de combustible<\/a>\u00a0.\u00a0<\/strong>La mayor\u00eda de los<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\">\u00a0PWR<\/a>\u00a0utilizan el<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/uranium\/\"><strong>\u00a0combustible de uranio<\/strong><\/a>\u00a0, que se encuentra en forma de<strong>\u00a0di\u00f3xido<\/strong>\u00a0de<strong>\u00a0uranio<\/strong>\u00a0.\u00a0El di\u00f3xido de uranio es un s\u00f3lido semiconductor negro con<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/thermal-conduction\/thermal-conductivity\/thermal-conductivity-of-uranium-dioxide\/\"><strong>\u00a0una conductividad t\u00e9rmica muy baja<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Por otro lado, el di\u00f3xido de uranio tiene<strong>\u00a0un punto de fusi\u00f3n muy alto<\/strong>\u00a0y un<strong>\u00a0comportamiento bien conocido<\/strong>\u00a0.\u00a0El UO<sub>\u00a02<\/sub>\u00a0se presiona en<strong>\u00a0gr\u00e1nulos<\/strong>, estos gr\u00e1nulos se sinterizan luego en el cilindro macizo (con una altura y un di\u00e1metro de aproximadamente 1 cent\u00edmetro, siendo la altura mayor que el di\u00e1metro).\u00a0Las dimensiones de las pastillas de combustible y otros componentes del conjunto de combustible se controlan con precisi\u00f3n para garantizar la coherencia en las caracter\u00edsticas del combustible.\u00a0Estos\u00a0<strong>gr\u00e1nulos<\/strong>\u00a0luego se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (un tubo de revestimiento met\u00e1lico), que est\u00e1 hecho de aleaciones de circonio debido a su\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-cross-section\/\">secci\u00f3n transversal de<\/a>\u00a0muy baja absorci\u00f3n\u00a0(a diferencia del acero inoxidable).\u00a0La superficie del tubo, que cubre los pellets, se llama\u00a0<strong>revestimiento de combustible.<\/strong>.\u00a0Las barras de combustible son el elemento base de un conjunto de combustible.\u00a0Las barras de combustible tienen como finalidad contener los productos de fisi\u00f3n, asegurar el soporte mec\u00e1nico de los pellets y permitir la evacuaci\u00f3n del calor al fluido refrigerante del calor generado por las reacciones nucleares.\u00a0La barra de combustible t\u00edpica tiene una longitud de unos 4 m, con un di\u00e1metro de alrededor de 1 cm.\n<ul>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/uranium-dioxide-uo2\/\">di\u00f3xido de uranio<\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/\">Revestimiento de combustible<\/a>\u00a0.\u00a0El circonio<\/strong>\u00a0es un metal de transici\u00f3n fuerte, de color blanco gris\u00e1ceo, brillante que se parece al hafnio y, en menor medida, al titanio.\u00a0<strong>El circonio<\/strong> se utiliza principalmente como refractario y opacificante, aunque se utilizan peque\u00f1as cantidades como agente de aleaci\u00f3n por su fuerte resistencia a la corrosi\u00f3n. La aleaci\u00f3n 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 secci\u00f3n transversal de captura de neutrones baja y resistencia a la corrosi\u00f3n en condiciones normales de servicio. Las aleaciones de circonio tienen una conductividad t\u00e9rmica m\u00e1s baja (aproximadamente 18 W\/mK) que el metal de circonio puro (aproximadamente 22 W\/mK).\n<ul>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\">aleaci\u00f3n de circonio<\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Boquilla superior<\/strong>\u00a0e inferior.\u00a0<strong>Un conjunto de combustible PWR<\/strong>\u00a0comprende una boquilla inferior en la que se fijan varillas a trav\u00e9s de la celos\u00eda y, para terminar todo el conjunto, termina con una boquilla superior.\u00a0Hay\u00a0<strong>rejillas espaciadoras<\/strong>\u00a0entre estas boquillas.\u00a0Estas rejillas aseguran un guiado exacto de las barras de combustible.\u00a0Las toberas inferior y superior est\u00e1n muy construidas, ya que proporcionan gran parte del soporte mec\u00e1nico para la estructura del conjunto de combustible.\u00a0La boquilla superior asegura la funci\u00f3n de manipulaci\u00f3n del ensamblaje.\u00a0La boquilla inferior proporciona el soporte mec\u00e1nico para la estructura del conjunto de combustible.\u00a0La boquilla inferior cuenta con un dispositivo de mitigaci\u00f3n de escombros, para atrapar cuerpos extra\u00f1os en movimiento, que hab\u00edan formado, en un momento, la principal causa de falla del revestimiento.\n<ul>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-stainless-steel-definition\/\">acero inoxidable.<\/a><\/li>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-superalloys-definition\/\">superaleaciones &#8211; Inconel<\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Cuadr\u00edcula de espaciado.\u00a0<\/strong>Asegura un guiado exacto de las barras de combustible.\u00a0Las rejillas espaciadoras est\u00e1n soldadas a los tubos gu\u00eda y aseguran, mediante resortes y hoyuelos, el soporte de las barras de combustible y la separaci\u00f3n.\u00a0Pueden llevar paletas, lo que permite una mejor mezcla de corrientes de fluido, mejorando as\u00ed el rendimiento termohidr\u00e1ulico del conjunto.\n<ul>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-superalloys-definition\/\">superaleaciones &#8211; Inconel<\/a><\/li>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\">aleaci\u00f3n de circonio<\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>G\u00a0<\/strong><strong>tubos gu\u00eda u \u00ed.\u00a0<\/strong>Un tubo vac\u00edo para barras de control o\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/nuclear-instrumentation\/incore-nuclear-instrumentation\/\">instrumentaci\u00f3n en n\u00facleo<\/a>\u00a0.\u00a0Las varillas absorbentes de los grupos de control se deslizan dentro de los tubos gu\u00eda.\n<ul>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\">aleaci\u00f3n de circonio<\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Tubo de instrumentaci\u00f3n.\u00a0Un tubo de instrumentaci\u00f3n<\/strong>\u00a0es un tubo vac\u00edo solo para instrumentaci\u00f3n en n\u00facleo, como el sistema de monitoreo de flujo de neutrones en n\u00facleo.\n<ul>\n<li>Material:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\">aleaci\u00f3n de circonio<\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<\/ul>\n<p>El conjunto de combustible constituye el elemento base del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\">n\u00facleo del reactor nuclear<\/a>\u00a0.\u00a0El n\u00facleo del reactor (tipo PWR) contiene alrededor de\u00a0<strong>157 conjuntos combustibles<\/strong>\u00a0(dependiendo del tipo de reactor).\u00a0Los PWR occidentales utilizan una disposici\u00f3n de celos\u00eda cuadrada y los ensamblajes se caracterizan por la cantidad de varillas que contienen, por lo general, 17 \u00d7 17 en los dise\u00f1os actuales.\u00a0El enriquecimiento de las barras de combustible nunca est\u00e1 uniformado.\u00a0El enriquecimiento se diferencia en direcci\u00f3n radial pero tambi\u00e9n en direcci\u00f3n axial.\u00a0Esta disposici\u00f3n mejora la distribuci\u00f3n de energ\u00eda y mejora el ahorro de combustible.<\/p>\n<h2>Problemas materiales de los combustibles nucleares<\/h2>\n<h3><strong>P\u00e9rdida de estanqueidad del revestimiento de combustible<\/strong><\/h3>\n<p><strong>El revestimiento<\/strong>\u00a0\u00a0evita que los productos de fisi\u00f3n radiactivos escapen de la matriz de combustible al refrigerante del reactor y lo contaminen.\u00a0La aparici\u00f3n de una fuga en ese revestimiento da como resultado:<\/p>\n<ul>\n<li>el transporte de elementos qu\u00edmicos espec\u00edficos (productos de fisi\u00f3n) estables y\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-protection\/protection-from-exposures\/radioactive-contamination\/\">radiactivos<\/a>\u00a0\u00a0(\u00a0<a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/iodine-periodic-table\/\">yodo<\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/xenon-periodic-table\/\">xen\u00f3n<\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/krypton-periodic-table\/\">cript\u00f3n<\/a>\u00a0&#8230;) al circuito primario del reactor<\/li>\n<li>dep\u00f3sitos de is\u00f3topos de larga duraci\u00f3n (\u00a0<a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/caesium-periodic-table\/\">cesio<\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/strontium-periodic-table\/\">estroncio<\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/technetium-periodic-table\/\">tecnecio<\/a>\u00a0&#8230;) o incluso, en circunstancias excepcionales, de emisores alfa en las tuber\u00edas del circuito primario o de los circuitos auxiliares<\/li>\n<li>un aumento en el nivel general de irradiaci\u00f3n para ese circuito, desde el nivel ya debido a los productos de activaci\u00f3n (productos de corrosi\u00f3n, por ejemplo, cobalto, cromo, hierro en particular)<\/li>\n<\/ul>\n<p>Por tanto, una fuga plantea un gran desaf\u00edo en t\u00e9rminos operativos para el operador de una central el\u00e9ctrica, ya que influye directamente en el nivel de exposici\u00f3n radiol\u00f3gica a la que est\u00e1n sometidos los trabajadores durante la explotaci\u00f3n de la central o el mantenimiento.\u00a0Aunque 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:<\/p>\n<ul>\n<li>descarga prematura de combustible,<\/li>\n<li>siguiente acortamiento del ciclo,<\/li>\n<li>posibles cortes no programados,<\/li>\n<li>aumento del volumen de combustible gastado<\/li>\n<\/ul>\n<p>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 trav\u00e9s de mejoras en el dise\u00f1o y fabricaci\u00f3n del combustible por parte de los proveedores de combustible, o cambios operacionales, tales como como maniobras de potencia reducida.<\/p>\n<p>Referencia especial: CEA, Divisi\u00f3n de Energ\u00eda Nuclear.\u00a0Combustibles nucleares, ISBN 978-2-281-11345-7<\/p>\n<h3><span id=\"Fuel_Failure_Mechanisms\">Mecanismos de falla de combustible<\/span><\/h3>\n<p>Hay varias causas fundamentales de fallas de combustible, que se han identificado en el pasado.\u00a0En las primeras fechas de las operaciones de PWR y BWR, estas causas eran predominantemente defectos de fabricaci\u00f3n o desgaste.\u00a0La siguiente lista no est\u00e1 completa, tambi\u00e9n hay mecanismos de falla que son t\u00edpicos para ciertos dise\u00f1os de reactores y combustibles.\u00a0Tambi\u00e9n debe tenerse en cuenta que muchas de las causas de fallas de combustible nunca se identificaron y siguen siendo desconocidas.<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Preocupado.\u00a0<\/strong>\u00a0La inquietud fue uno de los principales mecanismos de falla en las primeras fechas de las operaciones de PWR y BWR.\u00a0Normalmente tiene dos variantes.\n<ul>\n<li><strong>Escombros inquietos.\u00a0El desgaste de los escombros<\/strong>\u00a0\u00a0puede ser causado por cualquier residuo (material de guarda, generalmente met\u00e1lico) que pueda ingresar al haz de combustible y que tenga el potencial de alojarse entre la rejilla espaciadora y una barra de combustible.\u00a0El desgaste excesivo de la vaina de combustible puede provocar la penetraci\u00f3n de la vaina.<\/li>\n<li><strong>Traste de rejilla a varilla.\u00a0<\/strong>\u00a0El desgaste de la rejilla a la varilla surge de la vibraci\u00f3n del elemento combustible generada por la alta<br \/>\nvelocidad del\u00a0refrigerante a\u00a0trav\u00e9s de la rejilla espaciadora.\u00a0Las rejillas espaciadoras est\u00e1n soldadas a los tubos gu\u00eda y aseguran, mediante resortes y hoyuelos, el soporte de las barras de combustible y la separaci\u00f3n.\u00a0La alta velocidad del refrigerante puede hacer que la varilla roce contra la parte de la rejilla espaciadora<br \/>\nque la sujeta.\u00a0Este tipo de desgaste del revestimiento se puede minimizar mediante un dise\u00f1o adecuado de la rejilla espaciadora.\u00a0El chorro de deflector generalmente se agrupa en el traste de rejilla a varilla.<\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Interacci\u00f3n pellet-revestimiento (PCI).\u00a0<\/strong>\u00a0Las fallas debidas a PCI son t\u00edpicas de los cambios de potencia, el movimiento de la varilla y la puesta en marcha de la planta.\u00a0Por lo general, ocurren dentro de unas pocas horas o d\u00edas despu\u00e9s de un movimiento de rampa de potencia o varillas de control.\u00a0Esto resulta especialmente en restricciones de velocidad de rampa de inicio.<\/li>\n<li><strong>Secar.\u00a0<\/strong>\u00a0En los BWR, cuando el flujo de calor excede un valor cr\u00edtico (CHF &#8211; flujo de calor cr\u00edtico), el patr\u00f3n de flujo puede alcanzar las condiciones de secado (desaparece una pel\u00edcula delgada de l\u00edquido).\u00a0La transferencia de calor de la superficie del combustible al refrigerante se deteriora, con el resultado de un aumento dr\u00e1stico de la temperatura de la superficie del combustible.\u00a0Este fen\u00f3meno puede provocar la falla de la barra de combustible afectada.<\/li>\n<li><strong>Defectos de fabricaci\u00f3n<\/strong>\n<ul>\n<li>Defectos de soldadura del tap\u00f3n final.<\/li>\n<li>Colapso por arrastre del revestimiento.\u00a0El colapso del revestimiento puede ser causado por la densificaci\u00f3n de los gr\u00e1nulos de combustible que forman huecos axiales en la columna de gr\u00e1nulos que dan como resultado el colapso debido a la presi\u00f3n exterior.\u00a0Dado que la fluencia depende del tiempo, el colapso total ocurre t\u00edpicamente a mayor quemado.\u00a0Este tipo de falla se puede eliminar mediante el uso de pellets con densificaci\u00f3n moderada y prepresurizaci\u00f3n de varillas.<\/li>\n<li>Falta superficie de pellet<\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong>Hidrataci\u00f3n interna.\u00a0<\/strong>La inclusi\u00f3n involuntaria de materiales que contienen hidr\u00f3geno dentro de una barra de combustible puede provocar la hidruraci\u00f3n y, por lo tanto, la fragilizaci\u00f3n de la vaina del combustible.\u00a0Las fuentes de hidr\u00f3geno fueron principalmente humedad residual o contaminaci\u00f3n org\u00e1nica en pastillas \/ barras de combustible.\u00a0Esta causa de falla se ha eliminado pr\u00e1cticamente mediante una fabricaci\u00f3n mejorada.<\/li>\n<li><strong>Corrosi\u00f3n inducida por la suciedad.\u00a0<\/strong>\u00a0Las fallas por corrosi\u00f3n inducidas por la suciedad se deben a un flujo de calor anormalmente alto que excede los l\u00edmites del flujo de calor o corrosi\u00f3n por quemado o a problemas de qu\u00edmica del agua que conducen a dep\u00f3sitos excesivos de suciedad.\u00a0En los BWR, la corrosi\u00f3n inducida por la suciedad fue una de las principales causas de fallas de combustible en la d\u00e9cada de 1980.<\/li>\n<li><strong>Agrietamiento retardado por hidruro (DHC).\u00a0<\/strong>\u00a0El agrietamiento retardado por hidruro es el inicio y la propagaci\u00f3n de la grieta dependiente del tiempo a trav\u00e9s de la fractura de hidruros que pueden formarse antes de la punta de la grieta.\u00a0Este tipo de falla puede iniciarse por grietas largas en la superficie exterior del revestimiento, que pueden propagarse en una direcci\u00f3n axial \/ radial.\u00a0Este mecanismo de falla puede limitar potencialmente la<br \/>\noperaci\u00f3n de\u00a0quemado alto\u00a0.<\/li>\n<li><strong>Da\u00f1os por manipulaci\u00f3n de combustible<\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p>V\u00e9ase tambi\u00e9n: OIEA, Revisi\u00f3n de fallas de combustible en reactores enfriados por agua.\u00a0No. NF-T-2.1.\u00a0ISBN 978\u201392\u20130\u2013102610\u20131, Viena, 2010.<\/p>\n<h3>Oxidaci\u00f3n de vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio<\/h3>\n<p><strong>A altas temperaturas<\/strong>\u00a0, la reacci\u00f3n exot\u00e9rmica de las aleaciones a base de Zr con el vapor es mucho m\u00e1s intensa y peligrosa para la seguridad de las centrales nucleares durante accidentes como un accidente por p\u00e9rdida de refrigerante (LOCA).\u00a0El principal problema de la oxidaci\u00f3n a alta temperatura es que el revestimiento de circonio reacciona r\u00e1pidamente con el vapor de agua a alta temperatura.\u00a0La cin\u00e9tica de oxidaci\u00f3n de las aleaciones de circonio relevantes parece ser\u00a0\u00a0<strong>parab\u00f3lica<\/strong>\u00a0\u00a0en el rango de temperatura de\u00a0\u00a0<strong>1000 &#8211; 1500\u00b0C<\/strong> \u00a0para muchas aleaciones basadas en Zr. Por encima de 1577\u00b0C, la capa de \u00f3xido se transforma de tetragonal a c\u00fabica y la tasa de oxidaci\u00f3n incluso aumenta. Adem\u00e1s, la oxidaci\u00f3n del circonio por el agua va acompa\u00f1ada de la\u00a0\u00a0<strong>liberaci\u00f3n de gas hidr\u00f3geno.<\/strong>.\u00a0Esta oxidaci\u00f3n se acelera a altas temperaturas, por ejemplo, dentro del n\u00facleo de un reactor si los conjuntos combustibles ya no est\u00e1n completamente cubiertos por agua l\u00edquida y no est\u00e1n suficientemente refrigerados.\u00a0Luego, el circonio met\u00e1lico se oxida mediante agua \/ vapor para formar gas hidr\u00f3geno de acuerdo con la siguiente reacci\u00f3n redox:<\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong>Zr + 2H\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0O \u2192 ZrO\u00a0<sub>2<\/sub> + 2H\u00a0<sub>2<\/sub>\u00a0 \u00a0(Q = 190 kJ \/ mol; Baker y Just)<\/strong><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/high-temperature-steam-oxidation-of-zirconium-alloys\/\">Oxidaci\u00f3n con vapor a alta temperatura de aleaciones de circonio<\/a><\/p>\n<h3>Fusi\u00f3n de combustible nuclear<\/h3>\n<p>La\u00a0\u00a0<strong>conductividad t\u00e9rmica\u00a0<\/strong>\u00a0del\u00a0<strong>\u00a0di\u00f3xido<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>uranio<\/strong>\u00a0\u00a0es muy baja en comparaci\u00f3n con el uranio met\u00e1lico, el nitruro de uranio, el carburo de uranio y el material de revestimiento de circonio.\u00a0La conductividad t\u00e9rmica es uno de los par\u00e1metros que determinan la\u00a0<strong>temperatura de la l\u00ednea central<\/strong>\u00a0del\u00a0\u00a0<strong>combustible<\/strong>\u00a0.\u00a0Esta baja conductividad t\u00e9rmica puede provocar un sobrecalentamiento localizado en la l\u00ednea central del combustible y, por lo tanto, debe evitarse este sobrecalentamiento.\u00a0El sobrecalentamiento del combustible se evita manteniendo la\u00a0<strong>tasa de calor lineal m\u00e1xima<\/strong>\u00a0\u00a0(LHR) en\u00a0estado estable\u00a0\u00a0o el\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/normal-operation-reactor-control\/heat-flux-hot-channel-factor-fqz\/\">factor de canal caliente de flujo de calor &#8211; F\u00a0<sub>Q<\/sub>\u00a0(z)<\/a>\u00a0por debajo del nivel en el que se produce la fusi\u00f3n de la l\u00ednea central del combustible.\u00a0La expansi\u00f3n de la pastilla de combustible tras la fusi\u00f3n de la l\u00ednea central puede hacer que la pastilla tensione el revestimiento hasta el punto de fallar.<\/p>\n<p>Aunque el punto de fusi\u00f3n del UO2 est\u00e1 por encima de los\u00a0<strong>2800\u00b0C<\/strong> , el combustible generalmente se opera a temperaturas m\u00e1ximas en la l\u00ednea central mucho m\u00e1s bajas (menos de 1400\u00b0C). Esto proporciona suficiente margen para la fusi\u00f3n del combustible y la p\u00e9rdida de la integridad del combustible. En general, tambi\u00e9n se debe excluir la fusi\u00f3n del combustible en los accidentes de condici\u00f3n 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 dif\u00edcil predecir estos eventos y todos los dem\u00e1s m\u00e1s all\u00e1 de los accidentes de base de dise\u00f1o 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 reducci\u00f3n del margen de seguridad de una planta puede provocar fallas catastr\u00f3ficas como derrumbes<\/p>\n<p>En caso de fusi\u00f3n del combustible nuclear, es necesario distinguir en qu\u00e9 caso se alcanza la temperatura de fusi\u00f3n del combustible.\u00a0El derretimiento del combustible puede ocurrir:<\/p>\n<ul>\n<li>La varilla de combustible lenta domina.\u00a0En el caso de un aumento de la sobrepotencia del combustible que sea lento en comparaci\u00f3n con la tasa de transferencia de calor a trav\u00e9s del combustible, la fusi\u00f3n se produce solo a escala local.<\/li>\n<li>P\u00e9rdida del disipador de calor final.\u00a0En caso de p\u00e9rdida de refrigerante del reactor, la potencia de la varilla disminuye, la temperatura del combustible es solo unas pocas decenas de grados Celsius m\u00e1s alta que la temperatura del revestimiento.<\/li>\n<li>Accidentes RIA.\u00a0En estos accidentes, la deposici\u00f3n grande y r\u00e1pida de energ\u00eda en el combustible puede resultar en la fusi\u00f3n, fragmentaci\u00f3n y dispersi\u00f3n del combustible.<\/li>\n<\/ul>\n<h3>Accidente por fusi\u00f3n del n\u00facleo del reactor<\/h3>\n<p><strong>El accidente por fusi\u00f3n del n\u00facleo del reactor<\/strong>\u00a0es un evento o secuencia de eventos que resultan en la fusi\u00f3n de parte del combustible en el n\u00facleo del reactor.\u00a0Aunque este evento es muy poco probable, no se puede descartar.\u00a0Hay muchas y muchas barreras que deben romperse.\u00a0Especialmente, la falla com\u00fan (generalmente 3&#215;100%) del Sistema de enfriamiento del n\u00facleo de emergencia (ECCS) debe ocurrir despu\u00e9s de un accidente de p\u00e9rdida severa de refrigerante.<\/p>\n<p>Este tipo de accidente se conoce bajo el t\u00e9rmino de\u00a0<strong>fusi\u00f3n nuclear<\/strong>\u00a0(\u00a0<strong>fusi\u00f3n del\u00a0n\u00facleo<\/strong>), pero esto no est\u00e1 definido oficialmente por la Agencia Internacional de Energ\u00eda At\u00f3mica ni por la Comisi\u00f3n Reguladora Nuclear.\u00a0El accidente de fusi\u00f3n del n\u00facleo es un accidente grave de reactor nuclear que da como resultado da\u00f1os en el n\u00facleo por sobrecalentamiento.\u00a0Ocurre 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 fusi\u00f3n.\u00a0El calor que causa la fusi\u00f3n de un reactor puede provenir de la reacci\u00f3n en cadena nuclear, pero m\u00e1s com\u00fanmente el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/residual-heat\/decay-heat-decay-energy\/\">calor<\/a>\u00a0de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/residual-heat\/decay-heat-decay-energy\/\">descomposici\u00f3n<\/a>\u00a0de los productos de fisi\u00f3n contenidos en las barras de combustible es la principal fuente de calor.<\/p>\n<p>Si el n\u00facleo del reactor permanece seco durante un per\u00edodo de tiempo considerable, la temperatura de las barras de combustible aumenta y puede alcanzar localmente niveles que provocan una degradaci\u00f3n significativa e irreversible del n\u00facleo.\u00a0Los mecanismos de esta degradaci\u00f3n son tanto qu\u00edmicos como mec\u00e1nicos.\u00a0Dependiendo de los niveles de temperatura local, la degradaci\u00f3n puede resultar en una producci\u00f3n de hidr\u00f3geno m\u00e1s o menos severa, liberaci\u00f3n de producto de fisi\u00f3n (FP) y formaci\u00f3n y propagaci\u00f3n de corium fundido hacia la cabeza inferior.<\/p>\n<p>Referencia especial: Accidentes de fusi\u00f3n de n\u00facleos de reactores de energ\u00eda nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.<\/p>\n<h3>Corium<\/h3>\n<p><strong>Corium<\/strong>\u00a0, tambi\u00e9n llamado material que contiene combustible (FCM), es un material similar a la lava creado en el n\u00facleo de un reactor nuclear durante un accidente de fusi\u00f3n.\u00a0Consiste en:<\/p>\n<ul>\n<li>mezcla de combustible nuclear y revestimiento de circonio oxidado,<\/li>\n<li>productos de fisi\u00f3n,<\/li>\n<li>barras de control,<\/li>\n<li>materiales estructurales de las partes afectadas del reactor, productos de su reacci\u00f3n qu\u00edmica con aire, agua y vapor,<\/li>\n<li>y, en el caso de que se rompa la vasija del reactor, hormig\u00f3n fundido del suelo de la sala del reactor.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Si la temperatura alcanza el punto de fusi\u00f3n del UO2, un combustible generalmente se degrada desde el centro del n\u00facleo.\u00a0Debido a la formaci\u00f3n de los\u00a0<strong>l\u00edquidos eut\u00e9cticos<\/strong>\u00a0, la temperatura de fusi\u00f3n puede ser varios cientos de grados por debajo del punto de fusi\u00f3n del UO2 (3100 K).\u00a0El circonio del revestimiento de combustible, junto con otros metales, reacciona con el agua y produce\u00a0<strong>di\u00f3xido de circonio<\/strong>\u00a0e\u00a0<strong>hidr\u00f3geno.<\/strong>.\u00a0La producci\u00f3n de hidr\u00f3geno es un peligro importante en los accidentes de reactores.\u00a0A medida que aumenta la masa fundida eut\u00e9ctica, el charco de corium puede formarse y expandirse axial y radialmente en el n\u00facleo hasta que alcanza el deflector o la placa de soporte del n\u00facleo.\u00a0En este momento, el corion fluye hacia la parte inferior de la cabeza.\u00a0En \u00faltima instancia, la degradaci\u00f3n puede dar como resultado configuraciones muy diferentes en el n\u00facleo simult\u00e1neamente, que van desde barras intactas o apenas degradadas hasta la formaci\u00f3n de un charco de corium o un lecho de escombros.<\/p>\n<p>En todos los casos, el corion evapora gradualmente el agua presente en la parte inferior de la cabeza.\u00a0Si no hay suministro de agua adicional y la configuraci\u00f3n 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 fusi\u00f3n de las estructuras de acero (placas, tubos, etc.) ubicadas en el cabezal inferior.\u00a0En el caso de un enfriamiento adecuado del corium, este puede solidificarse y el da\u00f1o se limita al reactor mismo.\u00a0Sin embargo, en ausencia de un enfriamiento adecuado, el corio puede fundirse a trav\u00e9s de la vasija del reactor y salir o ser expulsado como una corriente fundida por la presi\u00f3n dentro de la vasija del reactor.<\/p>\n<p>Sin embargo, la renovaci\u00f3n del n\u00facleo puede no ser beneficiosa en todas las condiciones.\u00a0Los siguientes fen\u00f3menos pueden ocurrir durante una nueva inundaci\u00f3n:<\/p>\n<ul>\n<li>generaci\u00f3n masiva de vapor, con producci\u00f3n de hidr\u00f3geno y aumento del reactor<\/li>\n<li>presi\u00f3n del sistema de refrigerante;<\/li>\n<li>explosi\u00f3n de vapor a trav\u00e9s de la interacci\u00f3n agua-corium;<\/li>\n<li>continuaci\u00f3n de la fusi\u00f3n del n\u00facleo, a pesar de la entrada de agua;<\/li>\n<li>liberaci\u00f3n m\u00e1s r\u00e1pida de productos de fisi\u00f3n.<\/li>\n<\/ul>\n<p>En caso de falla de la vasija del reactor durante un accidente de fusi\u00f3n del n\u00facleo, el corium resultante de esta fusi\u00f3n del n\u00facleo y la fusi\u00f3n de las estructuras internas se derramar\u00e1 sobre la base del pozo del reactor.\u00a0La\u00a0<strong>interacci\u00f3n n\u00facleo fundido-concreto<\/strong>\u00a0(MCCI) se trata como uno de los fen\u00f3menos importantes que pueden conducir a la falla tard\u00eda de la contenci\u00f3n por la penetraci\u00f3n de la capa base en un hipot\u00e9tico accidente severo de reactores de agua ligera (LWR).\u00a0El proceso es impulsado por la alta temperatura inicial del corium fundido y el calor de desintegraci\u00f3n que se genera dentro de la masa fundida por la desintegraci\u00f3n radiactiva de los productos de fisi\u00f3n.\u00a0Obviamente, la progresi\u00f3n de MCCI adquiere una importancia primordial y juega un papel clave para amenazar la integridad de la contenci\u00f3n, la \u00faltima barrera de los productos de fisi\u00f3n.<\/p>\n<h3>Retenci\u00f3n en el recipiente<\/h3>\n<p>En cuanto a la seguridad de las Centrales Nucleares (CN) en caso de accidente nuclear severo, uno de los principales desaf\u00edos asociados es la retenci\u00f3n del combustible nuclear fundido y los internos del reactor, denominados corium, dentro del Recipiente a Presi\u00f3n del Reactor (RPV). .\u00a0Una de las formas de enfriar el corium en el RPV es enfriar el recipiente desde el exterior.\u00a0La retenci\u00f3n en el recipiente se puede lograr inundando completamente la cavidad del reactor para enfriar la pared externa del cabezal inferior, evitando as\u00ed fallas estructurales por ruptura por fluencia.\u00a0Esta estrategia se denomina\u00a0<strong>retenci\u00f3n en el recipiente.<\/strong>(IVR).\u00a0En el caso de la estrategia de retenci\u00f3n en el recipiente (IVR), se espera que la piscina de corium est\u00e9 rodeada por una costra de \u00f3xido, que estar\u00e1 en contacto con el acero fundido desde la parte superior de la piscina y desde los lados del recipiente.\u00a0La aplicaci\u00f3n de este enfoque a los reactores de gran potencia no es trivial debido al tiempo relativamente corto entre la detecci\u00f3n de la fusi\u00f3n del n\u00facleo y la falla del cabezal inferior.<\/p>\n<h3>Entalp\u00eda del combustible nuclear<\/h3>\n<p>La entalp\u00eda del combustible nuclear tambi\u00e9n se utiliza como criterio de aceptaci\u00f3n en tipos de accidentes muy espec\u00edficos, conocidos como\u00a0\u00a0<strong>accidentes iniciados por reactividad\u00a0<\/strong>\u00a0(RIA), como los accidentes por eyecci\u00f3n de varillas.\u00a0Los ARI consisten en accidentes postulados que implican una inserci\u00f3n repentina y r\u00e1pida de reactividad positiva.\u00a0Como resultado de la excursi\u00f3n de potencia r\u00e1pida, las temperaturas del combustible aumentan r\u00e1pidamente, lo que provoca la expansi\u00f3n t\u00e9rmica de las pastillas de combustible.\u00a0La excursi\u00f3n de potencia se mitiga inicialmente mediante el coeficiente de temperatura del combustible (o retroalimentaci\u00f3n Doppler), que ser\u00e1\u00a0\u00a0<strong>la primera<\/strong>\u00a0\u00a0retroalimentaci\u00f3n, que compensar\u00e1 la reactividad positiva insertada.<\/p>\n<p>En estos accidentes, la deposici\u00f3n grande y r\u00e1pida de energ\u00eda en el combustible puede resultar en la fusi\u00f3n, fragmentaci\u00f3n y dispersi\u00f3n del combustible.\u00a0La acci\u00f3n mec\u00e1nica asociada con la dispersi\u00f3n del combustible puede ser suficiente para destruir el revestimiento y la geometr\u00eda del haz de barras del combustible y producir pulsos de presi\u00f3n en el sistema primario.\u00a0La expulsi\u00f3n de combustible caliente al agua tiene el potencial de provocar una r\u00e1pida generaci\u00f3n de vapor y estos pulsos de presi\u00f3n, que podr\u00edan da\u00f1ar los conjuntos de combustible cercanos.\u00a0Se utilizan l\u00edmites en la entalp\u00eda de combustible espec\u00edfica, porque las pruebas experimentales muestran que el grado de da\u00f1o de la barra de combustible se correlaciona bien con el valor m\u00e1ximo de la entalp\u00eda espec\u00edfica de la pastilla de combustible.<\/p>\n<h2>Materiales para turbinas de vapor<\/h2>\n<p>La mayor\u00eda de\u00a0<strong>las plantas de energ\u00eda nuclear<\/strong>\u00a0operan un\u00a0<strong>generador de turbina de<\/strong>\u00a0un\u00a0<strong>solo eje<\/strong>\u00a0que consta de una\u00a0<strong>turbina de HP de m\u00faltiples etapas<\/strong>\u00a0y\u00a0<strong>tres turbinas de LP de m\u00faltiples etapas en paralelo<\/strong>\u00a0, un generador principal y un excitador. \u00a0<strong>La turbina HP<\/strong>\u00a0suele ser\u00a0<strong>una\u00a0<\/strong><strong>turbina de reacci\u00f3n de\u00a0<\/strong><strong>doble flujo<\/strong>\u00a0con aproximadamente 10 etapas con \u00e1labes envueltos y produce aproximadamente el 30-40% de la potencia bruta de la unidad de la planta de energ\u00eda.\u00a0<strong>Las turbinas LP<\/strong>\u00a0suelen ser\u00a0<strong>turbinas de reacci\u00f3n de doble flujo.<\/strong>con aproximadamente 5-8 etapas (con cuchillas cubiertas y con cuchillas independientes de las \u00faltimas 3 etapas).\u00a0Las turbinas LP producen aproximadamente el 60-70% de la potencia bruta de la unidad de la planta de energ\u00eda.\u00a0Cada rotor de turbina est\u00e1 montado sobre dos cojinetes, es decir, hay cojinetes dobles entre cada m\u00f3dulo de turbina.\u00a0La gama de aleaciones utilizadas en las turbinas de vapor es relativamente peque\u00f1a, en parte debido a la necesidad de asegurar una buena combinaci\u00f3n de propiedades t\u00e9rmicas, como expansi\u00f3n y conductividad, y en parte debido a la necesidad de resistencia a altas temperaturas a un costo aceptable.<\/p>\n<ul>\n<li>Material para rotores de turbina.\u00a0Los rotores de las turbinas de vapor suelen estar hechos de acero de baja aleaci\u00f3n.\u00a0La funci\u00f3n de los elementos de aleaci\u00f3n es\u00a0<strong>aumentar la templabilidad<\/strong>\u00a0para optimizar las propiedades mec\u00e1nicas y la\u00a0<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-toughness-definition\/\">tenacidad<\/a>\u00a0despu\u00e9s del tratamiento t\u00e9rmico.\u00a0Los rotores son necesarios para manejar las condiciones de vapor m\u00e1s altas, por lo que la aleaci\u00f3n m\u00e1s utilizada es el acero CrMoV.<\/li>\n<li>Material para carcasa.\u00a0Las carcasas de las turbinas de vapor suelen ser estructuras grandes con formas complejas que deben proporcionar la contenci\u00f3n de presi\u00f3n para la turbina de vapor.\u00a0Debido al tama\u00f1o 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 aleaci\u00f3n (por ejemplo, el acero 1-2CrMo).\u00a0Para temperaturas m\u00e1s altas, las aleaciones fundidas de 9CrMoVNb se consideran adecuadas en t\u00e9rminos de resistencia.<\/li>\n<li>Material de las palas de la turbina.\u00a0<strong>Para las turbinas de gas<\/strong>\u00a0, las palas de la turbina son a menudo el componente limitante.\u00a0La temperatura m\u00e1s alta del ciclo se produce al final del proceso de combusti\u00f3n y est\u00e1 limitada por la\u00a0<strong>temperatura m\u00e1xima<\/strong>\u00a0que\u00a0pueden soportar las\u00a0<strong>palas de<\/strong>\u00a0la\u00a0<strong>turbina<\/strong>\u00a0.\u00a0Como es habitual, las consideraciones metal\u00fargicas (alrededor de 1700 K) imponen l\u00edmites superiores a la eficiencia t\u00e9rmica.\u00a0Por lo tanto, las palas de la turbina a menudo utilizan materiales ex\u00f3ticos como\u00a0<strong>superaleaciones.<\/strong>y muchos m\u00e9todos diferentes de enfriamiento, tales como canales de aire internos, enfriamiento de la capa l\u00edmite y revestimientos de barrera t\u00e9rmica.\u00a0El desarrollo de las superaleaciones en la d\u00e9cada de 1940 y los nuevos m\u00e9todos de procesamiento, como la fusi\u00f3n por inducci\u00f3n al vac\u00edo en la d\u00e9cada de 1950, aumentaron enormemente la capacidad de temperatura de las palas de las turbinas.\u00a0Las palas de las turbinas modernas a menudo utilizan\u00a0<strong>superaleaciones a base de n\u00edquel<\/strong>\u00a0que incorporan cromo, cobalto y renio.<\/li>\n<li><strong>Las palas de las turbinas de vapor<\/strong>\u00a0no est\u00e1n expuestas a temperaturas tan elevadas, pero deben soportar una operaci\u00f3n con\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/\">fluido bif\u00e1sico<\/a>\u00a0.\u00a0Un alto contenido de gotas de agua puede causar el impacto r\u00e1pido y la erosi\u00f3n de las palas que se produce cuando se lanza agua condensada sobre las palas.\u00a0Para evitar esto, por ejemplo, se instalan drenajes de condensado en la tuber\u00eda de vapor que conduce a la turbina.\u00a0Otro desaf\u00edo para los ingenieros es el dise\u00f1o de \u00e1labes de la \u00faltima etapa de la turbina LP.\u00a0Estas palas deben ser (debido al alto\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-specific-volume\/\u00bb>volumen espec\u00edfico\u00a0de vapor) muy largas, lo que induce\u00a0<strong>enormes fuerzas centr\u00edfugas.<\/strong>durante la operaci\u00f3n.\u00a0Por lo tanto, las palas de la turbina est\u00e1n sujetas a esfuerzos por la fuerza centr\u00edfuga (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.<\/li>\n<\/ul>\n<h3>Problemas materiales de las turbinas<\/h3>\n<h3>Arrastrarse<\/h3>\n<p><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/creep-material-creep\/\"><strong>La fluencia<\/strong><\/a>\u00a0, tambi\u00e9n conocida como\u00a0<strong>\u00a0flujo fr\u00edo<\/strong>\u00a0, es la deformaci\u00f3n permanente que aumenta con el tiempo bajo carga o<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/strength\/what-is-stress-in-materials-science\/\">\u00a0tensi\u00f3n<\/a>\u00a0constante\u00a0.\u00a0Es el resultado de una exposici\u00f3n prolongada a una gran tensi\u00f3n mec\u00e1nica externa con un l\u00edmite de fluencia y es m\u00e1s severo en materiales que se someten a calor durante mucho tiempo.\u00a0La tasa de deformaci\u00f3n es funci\u00f3n de las propiedades del material, el tiempo de exposici\u00f3n, la<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-temperature-physics\/\u00bb>\u00a0temperatura de\u00a0exposici\u00f3n\u00a0\u00a0y la carga estructural aplicada.\u00a0<strong>La fluencia<\/strong>\u00a0\u00a0es un fen\u00f3meno muy importante si utilizamos materiales\u00a0<strong>\u00a0a alta temperatura<\/strong>\u00a0.\u00a0La fluencia es muy importante en la industria de la energ\u00eda y es de suma importancia en el dise\u00f1o de motores a reacci\u00f3n.\u00a0Para muchas situaciones de fluencia de vida relativamente corta (p. Ej.,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/turbine-generator-power-conversion-system\/what-is-steam-turbine-description-and-characteristics\/turbine-blades\/\">\u00a0\u00c1labes de turbina<\/a>\u00a0en aviones militares), el tiempo de ruptura es la consideraci\u00f3n de dise\u00f1o dominante.\u00a0Por supuesto, para su determinaci\u00f3n, las pruebas de fluencia deben realizarse hasta el punto de falla;\u00a0estos se denominan\u00a0\u00a0<strong>ensayos de rotura por fluencia<\/strong>\u00a0.<\/p>\n<h3>Corrosi\u00f3n por erosi\u00f3n<\/h3>\n<p><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/wear\/erosion-corrosion\/\">La corrosi\u00f3n por erosi\u00f3n<\/a><\/strong>\u00a0es el da\u00f1o acumulativo inducido por las reacciones de corrosi\u00f3n electroqu\u00edmica y los efectos mec\u00e1nicos del movimiento relativo entre el electrolito y la superficie corro\u00edda.\u00a0La erosi\u00f3n tambi\u00e9n puede ocurrir en combinaci\u00f3n con otras formas de degradaci\u00f3n, como la corrosi\u00f3n.\u00a0Esto se conoce como erosi\u00f3n-corrosi\u00f3n.\u00a0La corrosi\u00f3n por erosi\u00f3n es un proceso de degradaci\u00f3n del material debido al efecto combinado de corrosi\u00f3n y desgaste.\u00a0Casi todos los medios corrosivos que fluyen o turbulentos pueden causar corrosi\u00f3n por erosi\u00f3n.\u00a0El mecanismo se puede describir de la siguiente manera:<\/p>\n<ul>\n<li>erosi\u00f3n mec\u00e1nica del material, o capa protectora (o pasiva) de \u00f3xido en su superficie,<\/li>\n<li>Mayor corrosi\u00f3n del material, si la velocidad de corrosi\u00f3n del material depende del espesor de la capa de \u00f3xido.<\/li>\n<\/ul>\n<p>La corrosi\u00f3n por erosi\u00f3n se encuentra en sistemas como tuber\u00edas, v\u00e1lvulas, bombas, boquillas, intercambiadores de calor y turbinas.\u00a0El desgaste es un proceso de degradaci\u00f3n mec\u00e1nica del material que se produce al frotar o impactar superficies, mientras que la corrosi\u00f3n implica reacciones qu\u00edmicas o electroqu\u00edmicas del material.\u00a0La corrosi\u00f3n puede acelerar el desgaste y el desgaste puede acelerar la corrosi\u00f3n.<\/p>\n<h3>Oxidaci\u00f3n por vapor<\/h3>\n<p>El comportamiento de la oxidaci\u00f3n del vapor est\u00e1 directamente relacionado con la implementaci\u00f3n de la generaci\u00f3n de energ\u00eda de vapor ultra-supercr\u00edtica para mejorar la eficiencia y reducir las emisiones de CO<sub>2<\/sub>.\u00a0Una temperatura m\u00e1s alta significa una mayor eficiencia;\u00a0sin embargo, se producen tasas de corrosi\u00f3n m\u00e1s altas en una atm\u00f3sfera de vapor cuando se utilizan aceros ferr\u00edticos, ferr\u00edticos-martens\u00edticos o de medio Cr-Ni.<\/p>\n<p>Los materiales que se desarrollaron hace m\u00e1s de 50 a 60 a\u00f1os ya no son adecuados actualmente para reg\u00edmenes ultra-supercr\u00edticos debido a la escasa resistencia a la corrosi\u00f3n y las propiedades inadecuadas de fluencia y resistencia a altas temperaturas.\u00a0Estas tecnolog\u00edas requieren aceros austen\u00edticos avanzados y aleaciones a base de n\u00edquel (Ni) con una resistencia superior a la oxidaci\u00f3n por vapor.<\/p>\n<h3>Fatiga<\/h3>\n<p>En la ciencia de los materiales, la\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/fatigue-of-material-fatigue-failure\/\"><strong>fatiga<\/strong><\/a>\u00a0\u00a0es el debilitamiento de un material causado por una\u00a0\u00a0<strong>carga c\u00edclica<\/strong>\u00a0\u00a0que da como resultado un da\u00f1o estructural progresivo, quebradizo y localizado.\u00a0Una vez que se ha iniciado una grieta, cada ciclo de carga har\u00e1 crecer la grieta una peque\u00f1a cantidad, incluso cuando las tensiones alternas o c\u00edclicas repetidas son de una intensidad considerablemente inferior a la resistencia normal.\u00a0Las tensiones pueden deberse a vibraciones o ciclos t\u00e9rmicos.\u00a0El da\u00f1o por fatiga es causado por:<\/p>\n<ul>\n<li>acci\u00f3n simult\u00e1nea del estr\u00e9s c\u00edclico,<\/li>\n<li>tensi\u00f3n de tracci\u00f3n (ya sea directamente aplicada o residual),<\/li>\n<li>deformaci\u00f3n pl\u00e1stica.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Si alguno de estos tres no est\u00e1 presente, no se iniciar\u00e1 ni se propagar\u00e1 una grieta por fatiga.\u00a0La mayor\u00eda de las fallas de ingenier\u00eda se deben a la fatiga.<\/p>\n<p>Aunque la fractura es de tipo fr\u00e1gil, puede llevar alg\u00fan tiempo propagarse, dependiendo tanto de la intensidad como de la frecuencia de los ciclos de tensi\u00f3n.\u00a0Sin embargo, hay muy poca o ninguna advertencia antes de la falla si no se nota la grieta.\u00a0El n\u00famero de ciclos necesarios para provocar un fallo por fatiga en un pico de tensi\u00f3n en particular es generalmente bastante grande, pero disminuye a medida que aumenta la tensi\u00f3n.\u00a0Para algunos aceros suaves, las tensiones c\u00edclicas pueden continuar indefinidamente siempre que la tensi\u00f3n m\u00e1xima (a veces denominada resistencia a la fatiga) est\u00e9 por debajo del valor l\u00edmite de resistencia.\u00a0El tipo de fatiga que m\u00e1s preocupa en las centrales nucleares es la fatiga t\u00e9rmica.\u00a0La fatiga t\u00e9rmica puede deberse a tensiones t\u00e9rmicas producidas por cambios c\u00edclicos de temperatura.\u00a0Componentes grandes como el presurizador, la vasija del reactor,<\/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>Ver arriba:<br \/>\nPlanta de energ\u00eda nuclear <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\" class=\"su-button su-button-style-flat\" style=\"color:# 606060;background-color:# ffffff;border-color:# ffffff;border-radius:5px;-moz-border-radius:5px;-webkit-border-radius:5px\" target=\"_self\"><span style=\"color:# 606060;padding:0px 16px;font-size:13px;line-height:26px;border-color:# ffffff;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-50 lgc-tablet-grid-50 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>Materiales para reactores y centrales el\u00e9ctricas<\/strong>\u00a0, lo 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,\u00a0Materiales para reactores y centrales el\u00e9ctricas\u00a0, lo 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 son los materiales de reactores y centrales el\u00e9ctricas? 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