Una vasija de presión de reactor (RPV) en una planta de energía nuclear es la vasija de presión que contiene el refrigerante del reactor nuclear , la cubierta del núcleo y el núcleo del reactor .
Los reactores rusos RBMK de la era soviética tienen cada conjunto 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 y no por la configuración del recipiente utilizado para contener el refrigerante. Las clasificaciones son:
De las principales clases de reactores con recipiente a presión, el reactor de agua a presión es único en el sentido de que el recipiente a presión sufre una importante irradiación de neutrones (llamada fluencia ) durante el funcionamiento y, como resultado, puede volverse frágil con el tiempo. En particular, la vasija de presión más grande del reactor de agua en ebullición está mejor protegida del flujo de neutrones, por lo que, aunque es más costosa de fabricar debido a este tamaño adicional, tiene la ventaja de no necesitar recocido para extender su vida.
El recocido de vasijas de 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 reactores de agua a presión.
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Todos los recipientes a presión de los reactores de agua a presión comparten algunas características independientemente del diseño particular.
El cuerpo de la vasija del reactor es el componente más grande y está diseñado para contener el conjunto combustible, el refrigerante y los accesorios para soportar el flujo de refrigerante y las estructuras de soporte. Suele tener forma cilíndrica y está abierto en la parte superior para permitir la carga del combustible.
Esta estructura está unida a la parte superior del cuerpo de la vasija del reactor. Contiene penetraciones para permitir que el mecanismo de accionamiento de las barras de control se una a las barras de control en el conjunto combustible. La sonda de medición del nivel de refrigerante también ingresa al recipiente a través de la cabeza del recipiente del reactor.
El elemento combustible del combustible nuclear suele estar compuesto por uranio o mezclas de uranio y plutonio. Suele ser un bloque rectangular de barras de combustible reticuladas.
Para proteger el interior del recipiente de los neutrones rápidos que escapan del conjunto combustible, hay un escudo cilíndrico que envuelve el conjunto combustible. Los reflectores envían los neutrones de regreso al conjunto combustible para utilizar mejor el combustible. Sin embargo, el objetivo principal es proteger el buque de daños inducidos por neutrones rápidos que pueden volverlo frágil y reducir su vida útil.
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 a 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] Hasta mediados de 1960, se utilizó SA-302, Grado B, una placa de acero de molibdeno-manganeso, en el cuerpo del buque. [2] Como los diseños cambiantes requerían recipientes a presión más grandes, se requirió la adición de níquel a esta aleación en aproximadamente un 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 entre 0,25 y 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, hay que tener en cuenta la respuesta que tendrán al daño 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 la radiación tiene 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 los daños por radiación y extiende la vida útil entre 15 y 30 años. Esto se demostró en la unidad 1 de la central nuclear de Balakovo . [4]
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 puede rebotar y chocar con otros átomos en la red. Esto crea una reacción en cadena que puede provocar 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 diversos 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 provocar cosas como la recombinación de intersticiales y vacantes y la agrupación de defectos similares, que pueden crear o disolver precipitados o huecos. Ejemplos de sumideros, o lugares termodinámicamente favorables para que migren los defectos, son los límites de grano, los huecos, los precipitados incoherentes y las dislocaciones.
Las interacciones entre defectos y elementos de aleación pueden provocar una redistribución de átomos en sumideros, como los límites de grano. El efecto físico que puede ocurrir es que ciertos elementos se enriquezcan o se agoten 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 o hacia el sumidero que pueden 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 la composición química en los límites de los granos o alrededor de huecos/precipitados incoherentes, que también sirven como sumideros.
Los huecos se forman debido a una agrupación de vacantes y generalmente se forman más fácilmente a temperaturas más altas. Las burbujas son simplemente huecos llenos de gas; Ocurrirán si hay reacciones de transmutación presentes, lo que significa que se forma un gas debido a la descomposición 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 en el que esto sería muy problemático son las áreas con tolerancias dimensionales estrictas, como las roscas de un sujetador.
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 la 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. Perder ductilidad o aumentar la fragilidad es peligroso en los RPV porque puede provocar fallas catastróficas sin previo aviso. Cuando los materiales dúctiles fallan, hay una deformación sustancial antes de la falla, que puede ser monitoreada. Los materiales frágiles se agrietarán y explotarán cuando estén 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 especialmente dañino en los aceros que puede provocar endurecimiento o fragilización es el cobre. Los precipitados ricos en Cu son muy pequeños (1-3 nm), por lo que son eficaces para fijar dislocaciones. [6] [8] Se ha reconocido que el cobre es el elemento perjudicial dominante en los aceros utilizados para RPV, especialmente si el nivel de impureza es superior al 0,1% en peso. [8] Por lo tanto, el desarrollo de aceros "limpios", o con niveles de impurezas muy bajos, es importante para reducir el endurecimiento inducido por la radiación.
La fluencia ocurre cuando un material se mantiene bajo niveles de tensión por debajo de su límite elástico, lo que causa deformación plástica con el tiempo. Esto es especialmente frecuente cuando un material está expuesto a altas tensiones a temperaturas elevadas, porque los movimientos de difusión y dislocación ocurren más rápidamente. La irradiación puede provocar fluencia debido a la interacción entre la tensión 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 importante para provocar la 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 en el ascenso de la dislocación. Cuando las dislocaciones pueden ascender, quedan espacios libres sobrantes, lo que también puede provocar hinchazón. [6]
Debido a la fragilización de los límites de los granos u otros defectos que pueden servir como iniciadores de grietas, la adición de ataque de 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 + . Se sospecha que existen varios mecanismos que explican la fragilización del hidrógeno, tres de los cuales son el mecanismo de decohesión, la teoría de la presión y el método de ataque del hidrógeno . En el mecanismo de decohesión, se cree que la acumulación de iones de hidrógeno reduce la fuerza del enlace metal a 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 de 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 la 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 que una grieta se propague a lo largo de su longitud. [6]
Los entornos muy agresivos requieren enfoques de materiales novedosos para combatir la disminución de las propiedades mecánicas con el tiempo. Un método que los investigadores han tratado de utilizar es la introducción de funciones para estabilizar los átomos desplazados. Esto se puede hacer agregando límites de grano, solutos de gran tamaño o pequeños dispersantes de óxido para minimizar el movimiento de los defectos. [5] [6] Al hacer esto, habría menos segregación de elementos inducida por la radiación, lo que a su vez conduciría a límites de grano más dúctiles y menos agrietamiento por corrosión bajo tensión intergranular. Bloquear la dislocación y el movimiento del defecto también ayudaría a aumentar la resistencia a la fluencia asistida por radiación. Se han informado intentos de introducir óxidos de itrio para bloquear el movimiento de dislocación, pero se descubrió que la implementación tecnológica planteaba un desafío mayor de lo esperado. [5] Se requieren más investigaciones para seguir mejorando la resistencia al daño por radiación de los materiales estructurales utilizados en las centrales nucleares.
Debido a los requisitos extremos necesarios para construir grandes vasijas de presión para reactores de última generación y al mercado limitado, en enero de 2020 [actualizar]solo hay un puñado de fabricantes en el mundo, incluidos: [9]
