Un recipiente a presión del reactor (RPV) en una planta de energía nuclear es el recipiente a presión que contiene el refrigerante del reactor nuclear , la cubierta del núcleo y el núcleo del reactor .
Clasificación de reactores nucleares de potencia
Los reactores RBMK de la era soviética rusa tienen cada conjunto de combustible encerrado en una tubería individual de 8 cm de diámetro en lugar de tener un recipiente a presión. Si bien la mayoría de los reactores de potencia tienen un recipiente a presión, generalmente se clasifican por el tipo de refrigerante en lugar de por la configuración del recipiente utilizado para contener el refrigerante. Las clasificaciones son:
- Reactor de agua ligera : incluye el reactor de agua a presión y el reactor de agua hirviendo . La mayoría de los reactores de energía nuclear son de este tipo.
- Reactor moderado por grafito : incluye el reactor de Chernobyl ( RBMK ), que tiene una configuración de reactor muy inusual en comparación con la gran mayoría de plantas de energía nuclear en Rusia y en todo el mundo.
- Reactor térmico refrigerado por gas: incluye el reactor avanzado refrigerado por gas, el reactor reproductor rápido refrigerado por gas y el reactor refrigerado por gas de alta temperatura . Un ejemplo de reactor refrigerado por gas es el Magnox británico .
- Reactor de agua pesada a presión : utiliza agua pesada o agua con una proporción superior a la normal del isótopo de hidrógeno deuterio, de alguna manera. Sin embargo, el D 2 O (agua pesada) es más caro y puede usarse como componente principal, pero no necesariamente como refrigerante en este caso. Un ejemplo de reactor de agua pesada es el reactor CANDU de Canadá .
- Reactor enfriado por metal líquido : utiliza un metal líquido, como sodio o una aleación de plomo - bismuto para enfriar el núcleo del reactor.
- Reactor de sales fundidas: como refrigerante se utilizan sales, típicamente fluoruros de metales alcalinos y de metales alcalinotérreos. El funcionamiento es similar al de los reactores refrigerados por metal con altas temperaturas y bajas presiones, lo que reduce la presión ejercida sobre la vasija del reactor en comparación con los diseños refrigerados por agua o vapor.
De las principales clases de reactores con recipiente a presión, el reactor de agua a presión es único porque el recipiente a presión sufre una irradiación de neutrones significativa (denominada fluencia ) durante el funcionamiento y, como resultado, puede volverse frágil con el tiempo. En particular, el recipiente a presión más grande del reactor de agua hirviendo está mejor protegido del flujo de neutrones, por lo que, aunque es más costoso de fabricar debido a este tamaño adicional, tiene la ventaja de no necesitar recocido para extender su vida útil.
El recocido de los recipientes de los reactores de agua a presión para prolongar su vida útil es una tecnología compleja y de alto valor que están desarrollando activamente tanto los proveedores de servicios nucleares ( AREVA ) como los operadores de los reactores de agua a presión.
Componentes de un recipiente a presión de un reactor de agua a presión
Todos los recipientes a presión de los reactores de agua a presión comparten algunas características independientemente del diseño particular.
Cuerpo de la vasija del reactor
El cuerpo de la vasija del reactor es el componente más grande y está diseñado para contener el conjunto de combustible, el refrigerante y los accesorios para soportar el flujo de refrigerante y las estructuras de soporte. Por lo general, tiene forma cilíndrica y está abierta en la parte superior para permitir que se cargue el combustible.
Cabeza de recipiente del reactor
Esta estructura está unida a la parte superior del cuerpo de la vasija del reactor. Contiene penetraciones para permitir que el mecanismo impulsor de la barra de control se adhiera a las barras de control en el conjunto de combustible. La sonda de medición del nivel de refrigerante también entra en el recipiente a través de la cabeza del recipiente del reactor.
Conjunto de combustible
El conjunto de combustible de combustible nuclear que suele consistir en uranio o mezclas de uranio y plutonio. Suele ser un bloque rectangular de barras de combustible cuadriculadas.
Reflector o absorbedor de neutrones
Para proteger el interior del recipiente de los neutrones rápidos que escapan del conjunto de combustible hay un escudo cilíndrico envuelto alrededor del conjunto de combustible. Los reflectores envían los neutrones de vuelta al conjunto de combustible para utilizar mejor el combustible. Sin embargo, el propósito principal es proteger la embarcación del daño inducido por neutrones rápidos que pueden hacer que la embarcación se vuelva frágil y reducir su vida útil.
Materiales
El RPV desempeña un papel fundamental en la seguridad del reactor PWR y los materiales utilizados deben poder contener el núcleo del reactor a temperaturas y presiones elevadas. [1] [2] Los materiales utilizados en la carcasa cilíndrica de los recipientes han evolucionado con el tiempo, pero en general consisten en aceros ferríticos de baja aleación revestidos con 3-10 mm de acero inoxidable austenítico . El revestimiento de acero inoxidable se utiliza principalmente en lugares que entran en contacto con el refrigerante para minimizar la corrosión. [2] A mediados de 1960, SA-302, Grado B, una placa de acero de molibdeno-magnesio, se usó en el cuerpo del recipiente. [2] Como los diseños cambiantes requerían recipientes a presión más grandes, se requirió la adición de níquel a esta aleación en aproximadamente 0,4-0,7% en peso para aumentar el límite elástico. [2] Otras aleaciones de acero comunes incluyen SA-533 Grado B Clase 1 y SA-508 Clase 2. Ambos materiales tienen elementos de aleación principales de níquel, manganeso, molibdeno y silicio, pero este último también incluye 0,25-0,45% en peso de cromo. [2] Todas las aleaciones enumeradas en la referencia también tienen> 0,04% en peso de azufre. [2] Los aceros ferríticos NiMoMn de baja aleación son atractivos para este propósito debido a su alta conductividad térmica y baja expansión térmica, propiedades que los hacen resistentes al choque térmico. [3] Sin embargo, al considerar las propiedades de estos aceros, se debe tener en cuenta la respuesta que tendrán a los daños por radiación. Debido a las duras condiciones, el material de la carcasa del cilindro RPV es a menudo el componente que limita la vida útil de un reactor nuclear. [1] Comprender los efectos que tiene la radiación en la microestructura, además de las propiedades físicas y mecánicas, permitirá a los científicos diseñar aleaciones más resistentes al daño por radiación.
En 2018, Rosatom anunció que había desarrollado una técnica de recocido térmico para RPV que mejora el daño por radiación y extiende la vida útil entre 15 y 30 años. Esto se había demostrado en la unidad 1 de la central nuclear de Balakovo . [4]
Daños por radiación en metales y aleaciones
Debido a la naturaleza de la generación de energía nuclear, los materiales utilizados en el RPV son bombardeados constantemente por partículas de alta energía. Estas partículas pueden ser neutrones o fragmentos de un átomo creado por un evento de fisión. [5] Cuando una de estas partículas choca con un átomo en el material, transferirá parte de su energía cinética y sacará al átomo de su posición en la red. Cuando esto sucede, este átomo primario "knock-on" (PKA) que fue desplazado y la partícula energética pueden rebotar y chocar con otros átomos en la red. Esto crea una reacción en cadena que puede hacer que muchos átomos se desplacen de sus posiciones originales. [5] Este movimiento atómico conduce a la creación de muchos tipos de defectos. [5] La acumulación de varios defectos puede provocar cambios microestructurales que pueden conducir a una degradación de las propiedades macroscópicas. Como se mencionó anteriormente, la reacción en cadena causada por una PKA a menudo deja un rastro de vacantes y grupos de defectos en el borde. A esto se le llama cascada de desplazamiento . [6] El núcleo rico en vacantes de una cascada de desplazamiento también puede colapsar en bucles de dislocación. Debido a la irradiación, los materiales tienden a desarrollar una mayor concentración de defectos que la presente en los aceros típicos, y las altas temperaturas de operación inducen la migración de los defectos. Esto puede causar cosas como la recombinación de intersticiales y vacantes y la agrupación de defectos similares, que pueden crear o disolver precipitados o vacíos. Ejemplos de sumideros, o lugares termodinámicamente favorables para que los defectos migren, son los límites de grano, los vacíos, los precipitados incoherentes y las dislocaciones.
Segregación inducida por radiación
Las interacciones entre los defectos y los elementos de aleación pueden provocar una redistribución de átomos en los sumideros, como los límites de los granos. El efecto físico que puede ocurrir es que ciertos elementos se enriquecerán o agotarán en estas áreas, lo que a menudo conduce a la fragilización de los límites de los granos u otros cambios perjudiciales en las propiedades. Esto se debe a que hay un flujo de vacantes hacia un sumidero y un flujo de átomos hacia afuera o hacia el sumidero que puede tener coeficientes de difusión variables. Las velocidades desiguales de difusión provocan una concentración de átomos que no necesariamente estarán en las proporciones correctas de la aleación. Se ha informado que el níquel, el cobre y el silicio tienden a enriquecerse en los sumideros, mientras que el cromo tiende a agotarse. [6] [7] El efecto físico resultante es el cambio de composición química en los límites de los granos o alrededor de vacíos / precipitados incoherentes, que también sirven como sumideros.
Formación de huecos y burbujas.
Los vacíos se forman debido a una agrupación de vacantes y generalmente se forman más fácilmente a temperaturas más altas. Las burbujas son simplemente vacíos llenos de gas; ocurrirán si hay reacciones de transmutación presentes, lo que significa que se forma un gas debido a la ruptura de un átomo causada por el bombardeo de neutrones. [6] El mayor problema con los vacíos y las burbujas es la inestabilidad dimensional. Un ejemplo de dónde esto sería muy problemático son las áreas con tolerancias dimensionales estrechas, como las roscas de un sujetador.
Endurecimiento por irradiación
La creación de defectos como huecos o burbujas, precipitados, bucles o líneas de dislocación y grupos de defectos pueden fortalecer un material porque bloquean el movimiento de dislocación. El movimiento de las dislocaciones es lo que conduce a la deformación plástica. Si bien esto endurece el material, la desventaja es que hay una pérdida de ductilidad. La pérdida de ductilidad o el aumento de la fragilidad es peligroso en los RPV porque puede provocar fallas catastróficas sin previo aviso. Cuando los materiales dúctiles fallan, existe una deformación sustancial antes de la falla, que puede ser monitoreada. Los materiales frágiles se agrietan y explotan cuando están bajo presión sin mucha deformación previa, por lo que no hay mucho que los ingenieros puedan hacer para detectar cuándo el material está a punto de fallar. Un elemento particularmente dañino en los aceros que puede conducir al endurecimiento o fragilización es el cobre. Los precipitados ricos en Cu son muy pequeños (1-3 nm), por lo que son eficaces para bloquear las dislocaciones. [6] [8] Se ha reconocido que el cobre es el elemento perjudicial dominante en los aceros utilizados para los RPV, especialmente si el nivel de impurezas es superior al 0,1% en peso. [8] Por lo tanto, el desarrollo de aceros "limpios", o con niveles de impureza muy bajos, es importante para reducir el endurecimiento inducido por la radiación.
Arrastrarse
La fluencia ocurre cuando un material se mantiene bajo niveles de tensión por debajo de su límite elástico que causa deformación plástica con el tiempo. Esto es especialmente frecuente cuando un material está expuesto a tensiones elevadas a temperaturas elevadas, porque la difusión y el movimiento de dislocación se producen más rápidamente. La irradiación puede causar fluencia debido a la interacción entre el estrés y el desarrollo de la microestructura. [6] En este caso, el aumento de las difusividades debido a las altas temperaturas no es un factor muy fuerte para causar fluencia. Es probable que las dimensiones del material aumenten en la dirección de la tensión aplicada debido a la creación de bucles de dislocación alrededor de los defectos que se formaron debido al daño por radiación. Además, la tensión aplicada puede permitir que los intersticiales se absorban más fácilmente en la dislocación, lo que ayuda a subir la dislocación. Cuando las dislocaciones pueden subir, quedan vacantes en exceso, lo que también puede provocar hinchazón. [6]
Agrietamiento por corrosión bajo tensión asistido por irradiación
Debido a la fragilización de los límites de los granos u otros defectos que pueden servir como iniciadores de grietas, la adición de un ataque por radiación en las grietas puede causar grietas por corrosión bajo tensión intergranular. El principal factor de estrés ambiental que se forma debido a la radiación es la fragilización por hidrógeno en las puntas de las grietas. Los iones de hidrógeno se crean cuando la radiación divide las moléculas de agua, que está presente porque el agua es el refrigerante en los PWR, en OH - y H + . Hay varios mecanismos sospechosos que explican la fragilización por hidrógeno, tres de los cuales son el mecanismo de decohesión, la teoría de la presión y el método de ataque por hidrógeno . En el mecanismo de decohesión, se cree que la acumulación de iones de hidrógeno reduce la fuerza del enlace metal-metal, lo que facilita la escisión de los átomos. [6] La teoría de la presión es la idea de que el hidrógeno puede precipitarse como gas en defectos internos y crear burbujas dentro del material. La tensión causada por la burbuja en expansión, además de la tensión aplicada, es lo que reduce la tensión general necesaria para fracturar el material. [6] El método de ataque con hidrógeno es similar a la teoría de la presión, pero en este caso se sospecha que el hidrógeno reacciona con el carbono del acero para formar metano, que luego forma ampollas y burbujas en la superficie. En este caso, la tensión añadida por las burbujas se ve reforzada por la descarburación del acero, lo que debilita el metal. [6] Además de la fragilización por hidrógeno, la fluencia inducida por radiación puede hacer que los límites de los granos se deslicen entre sí. Esto desestabiliza aún más los límites de los granos, lo que facilita la propagación de una grieta a lo largo de su longitud. [6]
Diseño de materiales resistentes a la radiación para recipientes a presión de reactores
Los entornos muy agresivos requieren enfoques de materiales novedosos para combatir la disminución de las propiedades mecánicas a lo largo del tiempo. Un método que los investigadores han intentado utilizar es la introducción de características para estabilizar los átomos desplazados. Esto se puede hacer agregando límites de grano, solutos de gran tamaño o pequeños dispersantes de óxidos para minimizar el movimiento del defecto. [5] [6] Al hacer esto, habría menos segregación de elementos inducida por radiación, lo que a su vez conduciría a límites de grano más dúctiles y menos agrietamiento por corrosión por tensión intergranular. El bloqueo de la dislocación y el movimiento del defecto también ayudaría a aumentar la resistencia a la fluencia asistida por radiación. Se han informado intentos de instituir óxidos de itrio para bloquear el movimiento de la dislocación, pero se encontró que la implementación tecnológica planteaba un desafío mayor de lo esperado. [5] Se necesitan más investigaciones para seguir mejorando la resistencia a los daños por radiación de los materiales estructurales utilizados en las centrales nucleares.
Fabricantes
Debido a los requisitos extremos necesarios para construir grandes recipientes a presión de reactores de última generación y al mercado limitado, a enero de 2020[actualizar]solo hay un puñado de fabricantes en el mundo, incluidos: [9]
- Primeras industrias pesadas de China , [10] Erzhong Group, Harbin Electric y Shanghai Electric .
- Framatome de Francia [11] (antes Areva ) [12]
- La filial del conglomerado indio Larsen & Toubro L&T Special Steels and Heavy Forgings Limited en asociación con Bhabha Atomic Research Center y NPCIL [9] [13] [14] [15]
- Japan Steel Works e IHI Corporation del Japón ( antigua empresa conjunta con Toshiba ) [16] [17]
- Rusia United Heavy Machinery (OMZ-Izhora), ZiO-Podolsk y AEM-Atommash Volgodonsk .
- Doosan Group de Corea del Sur .
Ver también
- Física nuclear
- Reactor nuclear
- Física del reactor nuclear
- Vasos de reactores nucleares
- Daño por radiación
Referencias
- ↑ a b Zinkle, Steven J. (2009). "Materiales estructurales para energía de fisión y fusión" . Materiales hoy . 12 (11): 12-19. doi : 10.1016 / S1369-7021 (09) 70294-9 .
- ^ a b c d e f "Evaluación y gestión del envejecimiento de los principales componentes de las centrales nucleares importantes para la seguridad: recipientes a presión PWR". Organismo Internacional de Energía Atómica . 1999.
- ^ Blagoeva, DT; Debarberis, L .; Jong, M .; diez Pierick, P. (2014). "Estabilidad del acero ferrítico a dosis más altas: estudio de los datos de acero de los recipientes a presión del reactor y comparación con materiales candidatos para futuros sistemas nucleares". Revista Internacional de Recipientes a Presión y Tuberías . 122 (122): 1–5. doi : 10.1016 / j.ijpvp.2014.06.001 .
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- ^ a b Hoffelner, Wolfgang (2013). Materiales para plantas nucleares: del diseño seguro a la evaluación de la vida residual . Saltador. ISBN 978-1-4471-2914-1.
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