Volumen II - SAM

Congreso SAM/CONAMET 2009 Buenos Aires, 19 al 23 de Octubre de 2009
FABRICACIÓN DE TUBOS CON COSTURA DE ALEACIÓN DE ZIRCONIO
DE PARED DELGADA Y GRAN DIÁMETRO
M. Bercellini (1) , M. Liendo (1) , y M. Rabinstein (1)
(1) División SM&S – Combustibles Nucleares Argentinos SA
Pbro. Gonzalez y Aragón 15 (B1802AYA) Ezeiza, Argentina.
E-mail: mrabinst@conuarfae.com
RESUMEN
La finalidad del presente trabajo es la descripción del desarrollo del proceso de fabricación que
determinará el proceso final paso a paso mediante el cual serán fabricados.
CONUAR se ha propuesto desarrollar la fabricación de tubos con costura de aleación de Zirconio-Estaño
(Zircaloy 2) de pared delgada y gran diámetro para aplicación nuclear. Los tubos han sido calificados como
Clase 2C de acuerdo a la norma canadiense CSA N285.0 y el código ASME, Sección III. Por lo tanto, el
proceso de fabricación debe cumplir con dichos requerimientos
Este tipo de tubos es utilizado en reactores nucleares tipo CANDU (Central Nuclear de Embalse), y su
utilidad principal es la separación térmica entre el circuito primario de alta presión y el agua pesada
moderadora.
La etapa de fabricación involucra distintos procesos que comienza con la emisión de la especificación de la
chapa, que debe incluir los requerimientos físico-químicos y dimensiones, conformado por deformación en
frío, soldadura GTAW con aporte, aplanado del cordón de soldadura, recocido en horno de vacío vertical,
calibrado de las dimensiones finales del tubo por trefilado en frío, corrección de la ovalización y rectitud,
blastinado de la superficie exterior, distensionado por tratamiento térmico y expansión y pulido de los
extremos. Además en las etapas intermedia de todos estos procesos deben ser controlados por diversas
técnicas de metrología y ensayos no destructivos, que incluyen dispositivos fabricados especialmente para
tal fin.
Finalmente, los tubos fabricados deberán ser sometidos a un proceso de calificación por parte del usuario
final, NA-SA, con el objeto de aprobar a CONUAR como proveedor apto de estos componentes Clase 2C.
Palabras clave: soldadura de Zircaloy-2, tubos gran diámetro y pared delgada, Clase 2C.
1. INTRODUCCIÓN
Las aleaciones base Zirconio han sido utilizadas desde hace más de 50 años para la fabricación de diversos
componentes de reactores nucleares debido a su baja captura de neutrones, elevada resistencia a la corrosión,
además de tener propiedades mecánicas elevadas con respecto a otros materiales de uso nuclear.
Los canales combustibles de las centrales de Argentina, Atucha I (en operación desde 1974), Embalse (1984)
y Atucha II (en construcción) poseen tubos conformados y soldados de gran diámetro y bajo espesor
(excepto el tubo de presión de la central Embalse, que es un tubo sin costura). Estos tubos deberán cumplir
con la vida proyectada por diseño (hasta 30 años en operación) bajo condiciones de irradiación, temperatura
y presión en forma segura, además de satisfacer con varios requerimientos tales como funcionalidad,
confiabilidad y permitir la inspección en servicio.
Los tubos para canales combustibles deberán garantizar en todo momento la integridad de la contención de
presión, tal que el flujo del refrigerante del reactor no sea obstruida, no solo durante las condiciones
operación, sino también durante los casos postulados de accidentes.
Las aleaciones de Zirconio son soldables, sin embargo debido a la gran reactividad del zirconio con el
oxígeno, nitrógeno e hidrógeno, el metal deberá ser soldado con una protección gaseosa de alta pureza o en
vacío. Además el zirconio y el material de aporte utilizado deberán estar libres de aceites, grasa o suciedad
que podría provocar la contaminación y fragilización de la soldadura y su Zona Afectada por el Calor (ZAC)
o la creación de porosidad.
El siguiente trabajo describe la fabricación de tubos de gran diámetro y pequeño espesor para ser utilizados
en componentes de los canales combustibles de las centrales de Argentina.
CONUAR decidió desarrollar la fabricación del tubo en Zircaloy-2 basándose en las normas canadienses
CSA 285.0 [1] y 285.6 [2] como una primera etapa, ya que el “know-how” obtenido posibilitará la
fabricación de tubos similares pero para los reactores de diseño alemán (Atucha I y Atucha II).
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