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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| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2014
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/470/1/1Fernandez.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | 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.
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