Desarrollo de un programa de vigilancia para el reactor argentino CAREM 25.
Los componentes crtícos de reactores nucleares de potencia necesitan, por normas y regulaciones, ser monitoreados para asegurar una operación segura de la planta. El recipiente de presión del reactor es construido con factores de seguridad muy altos porque su rotura implicara un accidente severo....
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2014
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Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) |
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Los componentes crtícos de reactores nucleares de potencia necesitan, por normas
y regulaciones, ser monitoreados para asegurar una operación segura de la planta. El
recipiente de presión del reactor es construido con factores de seguridad muy altos porque
su rotura implicara un accidente severo. Los materiales utilizados hasta la fecha
en la componente estructural del recipiente de presion del reactor son aceros ferríticos,
estos materiales son de estructura cúbica centrada en el cuerpo (bcc) y presentan una
transición dúctil-frágil con la disminución de la temperatura. Si bien el recipiente se
diseña de manera tal que la temperatura de operación siempre sea mayor que la temperatura
de transición dúctil-frágil, la irradiación neutrónica aumenta la temperatura
por debajo de la cual el recipiente falla por fractura frágil. Debido a esto, es mandatorio
evitar que en los años de vida de la planta esta temperatura aumente hasta niveles de
operación debido a la irradiación neutrónica.
En este trabajo se determina la necesidad de implementar un programa de vigilancia
para el recipiente de presión del reactor CAREM 25. Este reactor es un proyecto argentino,
cuyo diseño integrado permite que los mecanismos de control de reactividad, los
mecanismos hidráulicos que accionan las barras de control y los generadores de vapor
se encuentren contenidos dentro del recipiente de presión. Se desarrolla un programa
de vigilancia en base a la norma ASTM E185-10, utilizando cálculos neutrónicos realizados
mediante el código de transporte probabilstico MCNP. Se plantea la posibilidad
de implementar ensayos SPT y de microdureza. Se analiza el daño que podrían causar
los neutrones de baja energía que no son considerados en las normativas vigentes. Se
descarta la necesidad de incluir a los generadores de vapor en el programa de vigilancia.
Por último se considera el fenomeno de corrosión bajo tensión asistida por irradiación
(IASCC), concluyendose que existen ciertas probabilidades de ocurrencia del fenómeno
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I25-R131-4702014-10-15T14:51:34Z Desarrollo de un programa de vigilancia para el reactor argentino CAREM 25. Development of a surveillance program for the argentinian reactor CAREM 25. Fernández, María G. Ingeniería mecánica Pressure vessels Vasijas de presión Radiation effects Efectos de las radiaciones [CAREM 25 Surveillance program Programa de vigilancia Lead factor Factor de avance MCNP] Los componentes crtícos de reactores nucleares de potencia necesitan, por normas y regulaciones, ser monitoreados para asegurar una operación segura de la planta. El recipiente de presión del reactor es construido con factores de seguridad muy altos porque su rotura implicara un accidente severo. Los materiales utilizados hasta la fecha en la componente estructural del recipiente de presion del reactor son aceros ferríticos, estos materiales son de estructura cúbica centrada en el cuerpo (bcc) y presentan una transición dúctil-frágil con la disminución de la temperatura. Si bien el recipiente se diseña de manera tal que la temperatura de operación siempre sea mayor que la temperatura de transición dúctil-frágil, la irradiación neutrónica aumenta la temperatura por debajo de la cual el recipiente falla por fractura frágil. Debido a esto, es mandatorio evitar que en los años de vida de la planta esta temperatura aumente hasta niveles de operación debido a la irradiación neutrónica. En este trabajo se determina la necesidad de implementar un programa de vigilancia para el recipiente de presión del reactor CAREM 25. Este reactor es un proyecto argentino, cuyo diseño integrado permite que los mecanismos de control de reactividad, los mecanismos hidráulicos que accionan las barras de control y los generadores de vapor se encuentren contenidos dentro del recipiente de presión. Se desarrolla un programa de vigilancia en base a la norma ASTM E185-10, utilizando cálculos neutrónicos realizados mediante el código de transporte probabilstico MCNP. Se plantea la posibilidad de implementar ensayos SPT y de microdureza. Se analiza el daño que podrían causar los neutrones de baja energía que no son considerados en las normativas vigentes. Se descarta la necesidad de incluir a los generadores de vapor en el programa de vigilancia. Por último se considera el fenomeno de corrosión bajo tensión asistida por irradiación (IASCC), concluyendose que existen ciertas probabilidades de ocurrencia del fenómeno en algunos componentes internos cercanos al núcleo. In order to comply with standards regulations and to ensure safe plant operation, the critical components of nuclear plants need to be monitored. The reactor pressure vessel is constructed with a very high safety factor because a its failure would cause a severe accident. Nowadays, the materials used in the structural component of the reactor pressure vessel are ferritic steels. These materials are of body centered cubic (bcc) structure and exhibit a ductile-brittle transition when the temperature decreases. Although the vessel is designed so that the operating temperature is always greater than the ductile-brittle transition temperature, neutron irradiation increases the temperature below which the reactor pressure vessel fails by brittle fracture. Because of this, it is mandatory during the plant operation life to avoid that this temperature increases to operating levels due to neutron irradiation. In this work, the need to implement a surveillance program for the CAREM 25 reactor pressure vessel is assessed. CAREM 25 reactor is an Argentinian project, whose integrated design allows that the reactivity control mechanisms, hydraulic mechanisms of control rods and steam generators are contained within the reactor pressure vessel. A surveillance program is developed based on the ASTM E185-10 standard using MCNP probabilistic transport code for neutron calculations. The possibility of implementing SPT and microhardness tests is discussed. Damage caused by low energy neutrons, which are not taken into account by current standards, is analyzed. The need to include the steam generators in the surveillance program is discarded. Finally, we consider the phenomenon of Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC), concluding that there are certain probabilities of occurrence of this phenomenon in some internal components near the core. 2014-06-25 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/470/1/1Fernandez.pdf es Fernández, María G. (2014) Desarrollo de un programa de vigilancia para el reactor argentino CAREM 25. / Development of a surveillance program for the argentinian reactor CAREM 25. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/470/ |