Un recipiente de presión del reactor (RPV) en una planta de energía nuclear es el recipiente de presión que contiene el refrigerante del reactor nuclear , la cubierta del núcleo y el núcleo del reactor .
Los reactores RBMK de la era soviética rusa tienen cada conjunto de combustible encerrado en un tubo individual de 8 cm de diámetro en lugar de tener un recipiente de presión. Si bien la mayoría de los reactores de potencia tienen un recipiente de 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:
De las principales clases de reactores con un recipiente a presión, el reactor de agua presurizada 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 quebradizo con el tiempo. En particular, el recipiente a presión más grande del reactor de agua en ebullición está mejor protegido del flujo de neutrones, por lo que, aunque es más costoso de fabricar en primer lugar 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 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 del recipiente 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 del refrigerante y las estructuras de soporte. Generalmente tiene 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 del recipiente del reactor. Contiene penetraciones para permitir que el mecanismo de accionamiento de las barras de control se adhiera a las barras de control en el conjunto de combustible. La sonda de medición del nivel de refrigerante también ingresa al recipiente a través de la cabeza del recipiente del reactor.
Conjunto de combustible nuclear que suele estar compuesto por uranio o mezclas de uranio y plutonio. Suele ser un bloque rectangular de barras de combustible enrejadas.
Para proteger el interior del recipiente de los neutrones rápidos que escapan del conjunto de combustible, se ha colocado un escudo cilíndrico alrededor del conjunto de combustible. Los reflectores envían los neutrones de vuelta al conjunto de combustible para utilizar mejor el combustible. Sin embargo, el objetivo principal es proteger el recipiente de los daños inducidos por los neutrones rápidos que pueden volverlo frágil y reducir su vida útil.
El RPV cumple un papel fundamental en la seguridad del reactor PWR y los materiales utilizados deben ser capaces de 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] Hasta mediados de la década de 1960, SA-302, Grado B, un acero en placa de molibdeno-manganeso, se utilizó 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 un 0,4-0,7 % en peso para aumentar la resistencia al 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 al daño por radiación. Debido a las duras condiciones, el material de la carcasa del cilindro del 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 los reactores nucleares de propulsión a chorro 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]
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 "de impacto" primario (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 causar cambios microestructurales que pueden conducir a una degradación de las propiedades macroscópicas. Como se mencionó anteriormente, la reacción en cadena causada por un PKA a menudo deja un rastro de vacantes y grupos de defectos en el borde. Esto se 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 huecos. Algunos ejemplos de sumideros, o lugares termodinámicamente favorables para la migración de los defectos, son los límites de grano, los huecos, los precipitados incoherentes y las dislocaciones.
Las interacciones entre los defectos y los elementos de aleación pueden provocar una redistribución de átomos en los sumideros, como los límites de grano. El efecto físico que puede producirse es que ciertos elementos se enriquecerán o se agotarán en estas áreas, lo que a menudo conduce a la fragilización de los límites de grano 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 que se alejan o se acercan al sumidero y que pueden tener coeficientes de difusión variables. Las tasas desiguales de difusión provocan una concentración de átomos que no necesariamente estarán en las proporciones de aleación correctas. 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 grano o alrededor de los huecos/precipitados incoherentes, que también sirven como sumideros.
Los huecos se forman debido a la agrupación de vacantes y, por lo general, se forman más fácilmente a temperaturas más altas. Las burbujas son simplemente huecos llenos de gas; se producirán si hay reacciones de transmutación, 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 huecos y las burbujas es la inestabilidad dimensional. Un ejemplo de dónde 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 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 conducir a una falla catastrófica sin previo aviso. Cuando fallan los materiales dúctiles, hay una deformación sustancial antes de la falla, que se puede monitorear. 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 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 efectivos para fijar las 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 impurezas es mayor a 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 radiación.
La fluencia ocurre cuando un material se mantiene bajo niveles de tensión por debajo de su límite elástico, lo que provoca una deformación plástica con el tiempo. Esto es especialmente frecuente cuando un material se expone a altas tensiones a temperaturas elevadas, porque la difusión y el movimiento de dislocación ocurren más rápidamente. La irradiación puede causar 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 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 la subida de la dislocación. Cuando las dislocaciones pueden subir, quedan vacantes en exceso, lo que también puede provocar hinchazón. [6]
Debido a la fragilización de los límites de grano u otros defectos que pueden servir como iniciadores de grietas, la adición de un ataque de radiación en las grietas puede causar agrietamiento por corrosión bajo tensión intergranular. El principal factor estresante 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 descohesión, la teoría de la presión y el método de ataque de hidrógeno . En el mecanismo de descohesión, se cree que la acumulación de iones de hidrógeno reduce la fuerza de unión metal-metal, lo que facilita la separación de átomos. [6] La teoría de la presión es la idea de que el hidrógeno puede precipitarse como un gas en los 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 requerida 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 potenciada por la descarburación del acero, que debilita el metal. [6] Además de la fragilización por hidrógeno, la fluencia inducida por radiación puede hacer que los límites de grano se deslicen uno contra el otro. Esto desestabiliza aún más los límites de grano, lo que facilita la propagación de una grieta a lo largo de su longitud. [6]
Los entornos muy agresivos requieren nuevos materiales para combatir la disminución de las propiedades mecánicas con el paso del tiempo. Un método que los investigadores han intentado utilizar es la introducción de características para estabilizar los átomos desplazados. Esto se puede hacer añadiendo 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 radiación, lo que a su vez conduciría a límites de grano más dúctiles y menos agrietamiento por corrosión bajo tensión intergranular. El bloqueo de la dislocación y el movimiento de los defectos 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 requieren más investigaciones para continuar mejorando la resistencia al daño por radiación de los materiales estructurales utilizados en las plantas de energía nuclear.
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]
