Volumen II - SAM

Congreso SAM/CONAMET 2009 Buenos Aires, 19 al 23 de Octubre de 2009
AVANCES EN EL ESTUDIO DE LA FRAGILIZACIÓN POR IRRADIACIÓN EN
ACEROS DE RECIPIENTES A PRESIÓN DE CENTRALES NUCLEARES
Rodolfo Kempf 1 , Ana M. Fortis 2 , Sebastián Cativa Tolosa 1
(1) UACN, GCCN, GAATEN, CNEA
(2) UAM, GIDAT, GAEN, CNEA
E-mail: kempf@cnea.gov.ar , fortis@cnea.gov.ar
RESUMEN
Se presentan los avances en el proyecto de estudio del efecto que tiene el factor flujo (lead factor) en el
comportamiento mecánico de aceros que componen los recipientes a presión (RPV) de las centrales
nucleares. El objetivo es obtener datos fractomecánicos de probetas irradiadas y conocer su dependencia con
la difusión de aleantes. Se describe la instalación diseñada para funcionar en el reactor RA-1 donde se están
realizando las irradiaciones de probetas Charpy con entalla en V de acero SA-508 clase 3, a temperaturas
idénticas a las de servicio de reactores de potencia. Culminó la irradiación de la primera cápsula con un
factor de avance igual a 500 y se inició la segunda con un factor de avance igual a 250. Los ensayos se
realizan en las Celdas Calientes del CAE. Se presenta el desarrollo de una técnica apropiada para el
trabajo en celdas calientes del procesamiento automático de las superficies de fractura Charpy, y se
muestran los distintos enfoques para analizar el grado de fragilidad de las probetas irradiadas a través de
las imágenes digitalizadas.
Palabras clave: (factor de avance, fragilización por irradiación, aceros RPV).
1. INTRODUCCIÓN
El objetivo de este trabajo es determinar el efecto de los factores de avance en el comportamiento mecánico
de aceros que componen los recipientes a presión (RPV) de las centrales nucleares. El factor de avance es la
relación entre la densidad de flujo neutrónico instantáneo en la posición del espécimen de vigilancia y la
densidad de flujo neutrónico máxima calculada en la superficie interna de la pared del recipiente. Las normas
para realizar programas de vigilancia en recipientes de presión refrigerados por agua (ASTM, E 185-82)
recomiendan que los factores de avance se encuentren en el rango de uno a tres. Los ensayos realizados hasta
ahora en distintos reactores experimentales del mundo llegan a factores mucho más altos (≥ 800), lo que no
garantiza que el daño por radiación sea similar al sufrido por los recipientes en servicio. Es decir, si bien existen
normas que aconsejan cual es la aceleración máxima admisible, no se sabe con certeza cuál es su efecto en
propiedades que dependen, entre otros factores, de la difusión de aleantes, o sea de la intensidad de la
irradiación y del tiempo [1-3]. Para esto se pensó en irradiar en condiciones de temperatura idénticas a las de
servicio probetas de ensayos fractomecánicos del acero SA-508 clase 3 con distintos factores de avance en el
reactor RA-1. Para obtener datos fractomecánicos de probetas irradiadas con distintos factores de aceleración se
construyó y puso en funcionamiento una facilidad de irradiación que opera bajo atmósfera controlada y a alta
temperatura (280 -300 °C) y se instaló en el núcleo del reactor experimental RA-1. Si bien el flujo neutrónico
en el núcleo del RA-1 es superior al de los recipientes a presión de un reactor de potencia, por ejemplo
CAREM o CNA-II, existen posiciones próximas al núcleo de forma tal que la aceleración sea suficiente para
desarrollar el estudio y no produzca un esquema de daño considerablemente diferente al del componente en
servicio. Es decir, con la facilidad construida es posible irradiar en un lugar en donde el flujo y espectro
neutrónico se acerquen a los de recipientes a presión de las centrales nucleares sin que el factor de avance sea
demasiado alto. Al mismo tiempo dado el bajo calentamiento γ del reactor el control de temperatura en la
cápsula es muy preciso. La caracterización y la predicción de la tenacidad a la fractura en la zona de
transición dúctil-frágil para aceros ferríticos es uno de los problemas más importantes que permanecen
abiertos en mecánica de fractura. Desde el punto de vista de la tecnología nuclear, la importancia
fundamental del fenómeno de fragilización radica en que, al ser el recipiente a presión un componente no
redundante ni reemplazable del sistema primario en una central nuclear, la vida efectiva de utilización de la
planta se ve limitada a un periodo en que las propiedades del recipiente sean confiables. El mismo está
sometido a un flujo neutrónico entre 10 9 - 10 11 n/cm 2 seg (E>1.MeV) durante su operación; a fin de vida
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