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ESPECIALIDAD: INGENIERÍA NUCLEAR

Luis Carlos Longoria Gándara Doctor en Física Nuclear

Fecha de ingreso (24, Mayo, 2007)

Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde

CONTENIDO

Resumen Ejecutivo 3 1. Introducción 5

1.1 Economía 6 2. Tiempo de vida de los sistemas 6 3. Manejo de vida de la planta 8

3. 1 Selección de Sistemas y Componentes 8 3.1.1 Programa de Inspección de los Componentes del Núcleo 9 3.1.2 Programa de Manejo del Sistema de Agua de Alimentación 11 3.1.3 Programa de Manejo del Envejecimiento del contenedor primario 12 3.1.4 Programa de manejo del envejecimiento de la Vasija del Reactor 13 4. Estudios de la Integridad Estructural de la vasija del reactor 15 4.1 Reconstitución de las probetas y fabricación de nueva cápsula 17 4.2 Determinación de la Fluencia Neutrónica 18 5. Conclusiones 19 Referencias 19

2 Especialidad: INGENIERÍA NUCLEAR


RESUMEN EJECUTIVO La generación de electricidad por medios nucleares es una opción que debe de ser considerada en todo programa energético debido a que es competitiva comparada con otras fuentes de generación y no emite gases de efecto invernadero. En general se consideró que los reactores nucleares operarían alrededor de 40 años, en Estados Unidos la Nuclear Regulatory Commission (NRC) otorgó licencias para operar los reactores durante este tiempo. La experiencia de operación de los reactores en el mundo indica que los reactores pueden operar un plazo mayor, prueba de esto, para diciembre 2006 en Estados Unidos 24 reactores han solicitado la extensión de la licencia de operación. La Central Laguna Verde (CLV) cuenta con 2 reactores del tipo de agua en ebullición (BWR), el primer reactor entró en operación en el año de 1990 y el segundo en el año 1995. Los reactores de la CLV cuentan con una licencia de operación de 30 años otorgada por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias. La Comisión Federal de Electricidad tiene programado extender la licencia de operación de los 2 reactores para lo cual es necesario llevar a cabo acciones en lo que se refiere a la vigilancia de los sistemas críticos. Es necesario elaborar una estrategia para la administración de vida de la planta basada en una extensión del tiempo de operación a través de programas de gestión o manejo del envejecimiento de planta que contemple la rehabilitación o reemplazo de componentes así como el control o mitigación de los efectos del envejecimiento. La implantación de los programas de gestión incluye la revisión y validación de las bases de diseño, administración de la configuración, revisión de seguridad y la evaluación del envejecimiento. Dentro de los sistemas críticos, la vasija del reactor es de los más importantes por lo que se requiere llevar un programa de vigilancia de los materiales a lo largo de toda la vida útil de la planta. Los materiales de la vasija están sujetos a irradiación por neutrones y gammas principalmente, el efecto de esta irradiación se traduce en un incremento en la fragilidad de la vasija por lo que es necesario modificar las curvas presión-temperatura necesarias para la operación sobre todo en el arranque después de una recarga de combustible. Cuando se construyen las vasijas de los reactores también se maquinan, con material de la misma colada de la vasija, probetas de tensión y probetas Charpy, estas probetas son introducidas dentro de una cápsula que además contiene dosímetros de radiación con el propósito de determinar la fluencia neutrónica recibida por la pared de la vasija. Conforme al “Programa de Vigilancia de Materiales de la Vasija” se introducen 3 de estas cápsulas a la altura del cinturón de la vasija (Beltline) en diferentes posiciones azimut y se posiciona a la altura donde la vasija recibe la mayor fluencia neutrónica. Conforme al programa de vigilancia de materiales se extrae la primera de las 3 cápsulas al final del sexto ciclo de operación, la segunda al final del doceavo y la tercera a los 32 años efectivos a potencia total (EFPY). Los dosímetros y las probetas se extraen de la cápsula, luego se miden los dosímetros para determinar la fluencia neutrónica recibida y las probetas son ensayadas mecánicamente para determinar así el corrimiento en la temperatura de transición dúctil-frágil de los materiales que conforman la vasija.



Una vez que las probetas han sido ensayadas se pueden reconstruir para poder ser introducidas nuevamente a la cápsula y ésta puesta dentro del reactor para que continúe registrando el historial de los materiales desde su inicio. Ya que el programa original de vigilancia esta diseñado para 40 años, al extender la vida de la planta, se requiere de estas nuevas cápsulas. El estudio de las probetas ensayadas de los reactores de la CLV muestran, como se esperaba, que los materiales de la vasija se hayan fragilizado como consecuencia de la irradiación neutrónica. Se hizo una predicción que guardaría el estado de los materiales para una posible extensión de vida la cual muestra que la vasija puede seguir operando durante este periodo. La extensión de la licencia de operación de los reactores de la Central Laguna Verde necesariamente requiere de un programa de vigilancia de los materiales para que la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias pueda comprobar que los reactores puedan continuar operando en condiciones seguras. Palabras clave: Extensión de Operación, Planta Laguna Verde, Reactores Nucleares, Materiales de Reactores Nucleares



1. Introducción El escenario actual indica que la demanda de energía a nivel mundial se da, cada vez más, de una manera acelerada sobre todo en los países en desarrollo, entre los factores que más influyen en esta demanda están: Crecimiento demográfico Esperanza de un mejor confort de vida La protección del ambiente La población en el mundo se incrementa en casi 100 millones de personas al año y el incremento es más pronunciado en los países en desarrollo. Se estima que para mediados de este siglo la población se duplicará a cerca de 10 billones de personas esto debido a que la disminución en los nacimientos se ve contrarrestada por un aumento en el promedio de vida de la población. (1) Existe una relación directa entre un mejor confort de vida y la riqueza en una sociedad, y ésta, a su vez, está relacionada con el uso de energía. En promedio por persona, los países desarrollados consumen diez veces más energía que los países en desarrollo. Si estos países alcanzan un confort de vida similar a los países desarrollados se necesitará para mediados de este siglo 3 veces más de la energía que se consume ahora ya que la demanda mundial histórica es de aproximadamente 2% anual. En la actualidad, la protección del ambiente es ahora considerado como una condición para la generación de energía. Los combustibles fósiles han contribuido a la acumulación de dióxido de carbono (CO2) en la atmósfera lo cual trae como consecuencia el calentamiento global y cambio climático. Los países de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) contribuyen con más de la mitad de las emisiones de CO2 a la atmósfera. La experiencia en el mundo donde se ha utilizado la energía nuclear de manera comercial indica que la energía nuclear es una opción competitiva económicamente y además es una opción viable desde el punto de vista ambiental. Los países que firmaron el Protocolo de Kyoto establecieron como un objetivo primordial el reducir para el 2012 las emisiones de gases de invernadero a un nivel de 5% menos de las emisiones que se tenían en 1990. La producción de electricidad por medios nucleares, en lugar de utilizar combustibles fósiles, evita la emisión de 2500 millones de toneladas de CO2 por año a la atmósfera. Los países que porcentualmente utilizan más la nucleoelectricidad son Francia con un 78%, Lituania 70%, Eslovaquia 56%, Bélgica 55%, Ucrania 50% y Suecia 45%. El país con más reactores en operación es Estados Unidos con un total de 103 que representan el 20% de la electricidad generada en ese país. La energía nuclear contribuye en alrededor de 16% a la energía mundial a través de la nucleoelectricidad. Actualmente, en el mundo existen 442 reactores en operación distribuidos en 31 países los cuales producen alrededor de 370 Giga Watts eléctricos (GWe). Hace más de 20 años que no se construye una planta nuclear en Estados Unidos, sin embargo la cantidad de electricidad generada en estos años ha ido en aumento al ritmo de 2% anual, esto debido a una mayor eficiencia en la generación lo que incrementa la potencia de los reactores. En los países europeos se está considerando nuevamente la opción nuclear y por ejemplo en Finlandia se está construyendo un reactor de tipo Reactor Europeo de Potencia (EPR) y en Francia ya se empezaron los trabajos para un nuevo reactor de este tipo. En el año 2006 entraron en operación 2 nuevos reactores en India, 1 en Japón y otro en China. En México las fuentes de generación de electricidad se distribuyen de la siguiente forma: 34.7 % en centrales de ciclo combinado, 31.8% en termoeléctricas de combustoleo, 12% de la hidroeléctrica , 8.6% centrales a base de carbón y nuclear 4.4%.



1.1 Economía Las construcción de centrales nucleares es de entre 5 y 7 años y una termoeléctrica de ciclo combinado es de 2 a 3 mientras que una planta a base de carbón oscila entre los 4 y 5 años. La inversión inicial para construir una central nuclear está en un costo de alrededor de 1600 dólares por kilowatt eléctrico (usd/kWe) instalado mientras que para una central de gas está entre 500 y 900 usd/kWe instalado. Una de las ventajas de utilizar la energía nuclear es que el costo del combustible representa un porcentaje bajo del costo total nivelado de generación en comparación que los gastos de operación de otras alternativas como por ejemplo las centrales a base de gas para las que el costo de combustible representa un alto porcentaje. Por lo tanto si el precio del combustible nuclear aumentara un 100% sólo representaría un incremento de alrededor de 15% en los costos de generación mientras que si el costo del gas se duplica el costo de generación aumenta en un 80% aproximadamente. Para los cálculos de rentabilidad económica de las nuevas centrales nucleares se toma como base que su vida de operación es alrededor de 40 años. Esto debido a que se ha demostrado que los sistemas nucleares pueden operar segura y económicamente bien durante este periodo. En un estudio realizado por la OCDE se establece que el costo de la electricidad generada a través de centrales nucleares es más barata que la producida en centrales a base de gas natural cuando el precio del gas es superior a los 4.70 dólares por millón de Btu (British Termal Unit). Otro estudio económico realizado por el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares obtuvo que el costo Total Nivelado de Generación es alrededor de 40 dólares mientras que para un ABWR es de aproximadamente de 34 dólares a una tasa de descuento del 12%. El manejo de vida de una planta nuclear no solamente se ve afectada por situaciones técnicas sino también por cuestiones económicas, de personal, de relaciones públicas, ambientales, políticas, etc. 2. Tiempo de vida de sistemas. Para algunos componentes de una planta nuclear el tiempo límite de vida está definido por los proveedores como el tiempo de garantía, otros proveedores dan un tiempo promedio estándar pero sin comprometerse. En casos especiales como el Sistema de Vapor, la vida útil está calculada en base a resultados de fatiga de los materiales realizados con códigos computacionales; el tiempo de vida útil se conoce como Tiempo de vida por Normativa. En otros casos, al Tiempo de Vida se le conoce como el período para el cual un sistema está licenciado para funcionar. Desde el punto de vista económico el tiempo de vida es aquel período en el que una vez amortizada la inversión deja de ser rentable. La normativa a seguir para la extensión de vida de una planta varía de acuerdo a la regulación de cada país. En Francia, por ejemplo, no trabajan con una licencia con períodos determinados sino que continuamente informan a la entidad reguladora de la operación y mientras cumplan con los criterios establecidos puede seguir operando. En Estados Unidos la reglamentación establece un periodo de operación de una planta nuclear por 40 años y luego se debe someter una solicitud para extensión de licencia que generalmente es por otros 20 años. Actualmente en Estados Unidos se han aprobado por la NRC (Nuclear Regulatory Commission) un total de 48 solicitudes para extensión de licencia y 7 adicionales se encuentran en proceso de revisión.



En Mexico los reactores de la CLV están licenciados para operar 30 años, dado su desempeño y características de diseño es de esperarse que la CFE solicitará a la CNSNS una extensión de licencia. Algunos puntos que se recomienda seguir para una política efectiva de manejo de vida de planta son:

1. Buscar la excelencia en la operación y mantenimiento diarios con un sistema de retroalimentación de información acumulada en la operación y tomar en cuenta la estandarización de los reactores.

2. Los mantenimientos excepcionales que incluyen reemplazo o reparación de grandes equipos deben ser programados con suficiente anticipación.

3. Cada determinado periodo realizar una inspección completa de la planta actualizando los niveles de seguridad.

4. Llevar a nivel directivo un programa que revise con detalle las actividades de operación y mantenimiento que identifique aquellas acciones que afecten la vida de la planta y que haga seguimiento de los programas de vida de plantas similares.

Es de suma importancia incorporar actividades relacionadas con el manejo de vida de planta a la operación y mantenimiento rutinario, en particular se debe poner atención a lo siguiente: 1. Monitoreo de la fatiga de los componentes primarios. En este caso los datos de la experiencia

operacional son muy importantes, por ejemplo para estimar la fatiga del Sistema de Vapor NSSS normalmente se diseña basado en eventos transitorios utilizando un código de cómputo. Sin embargo una vez que se han acumulado años de operación se debe ajustar para tomar en cuenta su historial de operación. Para lograr esto se debe llevar un registro desde un inicio de todos los transitorios de presión y temperatura. Con estos registros se pueden identificar los procedimientos de operación que más afectan la resistencia a la fatiga y, por ejemplo, se pueden identificar aquellos equipos que son afectados directamente por la operación. Después de 15 años de experiencia en operación y llevando los registros de los transitorios se puede llevar un análisis de la fatiga en el Sistema de Vapor que sea más realista y seguro pero que a la vez no sea demasiado conservador.

2. Reducción de la fluencia neutrónica en la Vasija. La irradiación de la vasija del reactor por neutrones

produce una fragilización de los materiales. Esta fragilización está directamente relacionada con posibles fallas en la vasija. A este respecto el análisis de falla de la vasija es quizá el parámetro más importante para los cálculos de la vida remanente del reactor. Se debe por lo tanto llevar a cabo una optimización del uso del combustible con el fin de reducir lo más posible el daño debido a la fluencia neutrónica.

3. Estrategias de reemplazo y reparación de componentes. Esta estrategia podría comprender una

revisión de los diseños, la fabricación y la experiencia de operación de alrededor de 40 de los componentes más críticos con el fin de predecir problemas, estimar las consecuencias y proponer las medidas necesarias de reparación y mantenimiento. Esto se puede llevar a cabo realizando análisis de costo-beneficio quizá utilizando herramientas de probabilidad.

4. Registro de los parámetros y actividades relevantes. Es importante hacer énfasis en el personal, que

el registro de información es vital y que de esto depende en gran parte el manejo de vida de operación de la planta.

5. Programa de manejo de vida operacional a nivel directivo. Se debe llevar un programa a nivel

directivo que continuamente analice y dé seguimiento a las actividades relacionadas con el envejecimiento de la planta. Este programa debe contemplar, además de las cuestiones técnicas, las relacionadas con costos, normativa, personal y entorno que afecten las metas de vida de operación de la planta.



3. Manejo de vida de planta El manejo de vida de planta conocido por sus siglas en Inglés PLIM (Plant Life Management), es una metodología utilizada a nivel mundial para llevar a cabo una administración óptima de operación de una planta nuclear, basada en determinar los sistemas y componentes críticos y llevar un programa de seguimiento de ellos (2). Una representación de la metodología se muestra en la Figura 1.

PLIM

Ingeniería de diseño Planeación

estratégica de negocios

Obsolescencia

Acciones correctivas Mantenimiento

preventivo

Regla de mantenimiento

Renovación de licencia

Programas de ingeniería

Compras

Manejo del envejecimiento

Operaciones

Figura 1. Esquema de la metodología del Manejo de Vida de Planta 3. 1 Selección de Sistemas y Componentes Para aplicar una metodología encaminada a la extensión de operación de los reactores de la CLV primero fue necesario identificar y seleccionar los sistemas o componentes más importantes. Los sistemas seleccionados comprenden la vasija del reactor, la envolvente del núcleo del reactor, el contenedor primario y el sistema de agua de alimentación. El sistema de cableado es otro sistema importante del cual se puede predecir su comportamiento utilizando especímenes dispuestos en la cercanía del sistema de refrigerante y de esta manera exponerlos a altas dosis de radiación. La metodología para incluir un sistema dentro del programa fue propuesta por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) (3) de acuerdo a recomendaciones de un grupo de expertos. Por su Parte Estados Unidos a través de la NRC sigue la guía NEI95-10 basada en la guía reguladora 10CFR54.4 (4,5). La metodología para la selección de las Estructuras Sistemas y Componentes (ESC) se muestra en la Figura 2.



NO ¿ Es la o contribuye la ESC a riesgo significativo o es

importante para la seguridad? ¿ Es importante para la producción y puede causar

paros o paradas largas? ¿Es su falla muy costosa? ¿ Puede la falla conducir a aspectos reguladores? ¿ Está sujeta a degradación significativa? ¿ Es o tiende a la obsolescencia o no hay

disponibilidad de partes? ¿ Tiene problemas crónicos de mantenimiento?

Lista de todas las estructuras y sistemas de la planta

NO ESC´s no requieren

evaluación de envejecimiento

9

Evaluación de los componentes seleccionados 1. ¿ Resultaría La falla del componente en pérdida de su

función?

2. ¿ Puede el envejecimiento ser causa potencial de falla?

3. ¿ Son adecuados los programas de mantenimiento y operación actuales para detectar degradación? ¿significativa y a tiempo? LISTA DE COMPONENTES SELECCIONADOS PARA

EVALUACIÓN DEL ENVEJECIMIENTO.

NO

ESC no requiere evaluación posterior del envejecimiento

Figura 2. Secuencia de selección de estructuras sistemas y componentes Para el caso de los reactores de la CLV los sistemas seleccionados son: la vasija del reactor y sus internos, el sistema de recirculación de agua, el contenedor primario y los cables. El número de componentes de estos sistemas seleccionados es de aproximadamente 120. 3.1.1. Programa de Inspección de los Componentes del Núcleo Los programas de inspección de los componentes del núcleo se realizan de acuerdo al código de la American Society of Mechanical Engineers (ASME) y BWR-VIP del Electric Power Research Institute (EPRI), y estas están aprobados por la NRC. Los componentes internos son sujetos a evaluaciones de susceptibilidad al agrietamiento por corrosión bajo esfuerzo. En la Figura 3 se representan los componentes internos de la vasija del reactor y en la Tabla 1 se muestran los principales mecanismos de envejecimiento para los internos.

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Fig. 3. Principales componentes de una vasija de un reactor nuclear BWR.



Componentes internos de la vasija (RPVI)

importantes para la seguridad

Mecanismos potencialmente significativos

Mecanismos no significativos

Fatiga IGSCC

IASCC

Fragilización Neutrónica.(1)

Fragilización térmica.

Corrosión General

Erosión Desgaste Mecánico

Tubería Interna del Aspersor del Nuclo

* PS * - - - - -

Bomba de Chorro PS PS * - - - - -

Envolvente * PS PS - - - - -

Soporte del Envolvente

PS PS * - - - - -

Acoplamiento del Sistema de Injección del Refrigerante de Baja Presión.

* PS - - - - -

Guía del Cabezal * PS PS - - - - *

Aspersor - PS _ - - - - -

- Guión No significativo para ningún RPVI * [Asterisco] No significativo para este RPVI PS Potencialmente significativo para este RPVI. (1) No es un mecanismos significativo por si mismo pero puede requerir

evaluación especial para componentes agrietados y altamente irradiados IGSCC Agrietamiento por corrosión bajo esfuerzo intergranular

IASCC Agrietamiento por corrosión bajo esfuerzo inducido por radiación

Tabla 1. Principales mecanismos de envejecimiento de los componentes internos de la vasija de un reactor nuclear. 3.1.2 Programa de Manejo del Sistema de Agua de Alimentación El sistema de agua de alimentación está sujeto a fenómenos de esfuerzo y fatiga, principalmente en las boquillas ya que están sujetas a un ciclo térmico en el cual el agua, relativamente fría del condensador regresa al reactor, a un medio caliente. El lugar donde sucede este encuentro de dos extremos de temperaturas es la toma de agua de alimentación. Un programa de monitoreo de este componente consiste en un sistema que verifique las temperaturas tanto del metal como del agua de alimentación, la presión del reactor, el flujo de agua y que convierta estos parámetros a niveles equivalentes de esfuerzo El historial del esfuerzo se puede



entonces extrapolar para el tiempo de operación del reactor. También es importante monitorear la corrosión en este sistema.

Figura 4. Sistema de agua de alimentación a la vasija de un reactor nuclear BWR. 3.1.3 Programa de Manejo del Envejecimiento del contenedor primario El contenedor primario de los reactores de la Central Laguna Verde es una estructura de concreto reforzado conteniendo una placa de acero conocida como liner, tiene forma de cono con una alberca de supresión de presión en el fondo, ver Figura 5. Los programas de manejo del envejecimiento de este sistema están basados en la determinación de la integridad estructural utilizando la metodología del elemento finito. También se realizan estudios para determinar los efectos que los incrementos de temperatura tienen sobre las propiedades químicas y mecánicas del concreto. Al inicio de la operación se realiza un estudio completo y luego se sigue un programa hasta cubrir el 100% del componente.



Figura 5. Contenedor primario de un reactor de la Central Laguna Verde 3.1.4 Programa de manejo del envejecimiento de la Vasija del Reactor. La vasija del reactor está compuesta por Placas de acero al carbono de baja aleación, recubierta de acero inoxidable. Su altura Total es de 20.8 m, su diámetro de 5.30 m y su espesor de 13 a 18 cm. La especificación y diseño de construcción fue realizado por General Electric (GE) y fabricada por Chicago Bride & Iron Nuclear (CBIN). Se diseñó, fabricó, e inspeccionó bajo el código ASME sección III (6) y el reactor y sus sistemas de soportes cumplen con la Categoría Sísmica I.

La vasija incluye placas, la cabezas inferior y superior, las boquillas y safe–ends, la brida de cierre principal, los pernos de cierre, y los anexos soldados tanto internos como externos.

La Figura 6 muestra un diagrama de la vasija de presión del reactor.



Figura 6. Vasija de un reactor nuclear



4. Estudios de la Integridad Estructural de la vasija del reactor Los materiales de la vasija del reactor están sujetos a una intensa exposición a la radiación proveniente del núcleo. Las radiaciones principales son neutrones y gammas de estas la de mayor contribución son las de los neutrones ya que al interaccionar con el acero de la pared de la vasija se origina un fenómeno de fragilización que se agudiza con el tiempo. Por esta razón es muy importante conocer el estado de los materiales de la vasija con el fin de evaluar las condiciones estructurales del componente. Los programas de vigilancia de los materiales del reactor incluyen la introducción de cápsulas que se posicionan dentro de la vasija en posiciones estratégicas desde el comienzo de operación. La cápsula de vigilancia de los materiales de los reactores de la CLV contiene probetas de impacto Charpy, tenacidad y tracción fabricadas del mismo material de la misma colada de la vasija, también existen dosímetros en forma de alambres para medir la fluencia neutrónica. La Figura 7 muestra la cápsula que se encuentra en los reactores de la Central Laguna Verde. Cada vez que se realiza una recarga de combustible se extrae la cápsula y se ensayan las probetas.

15

Probeta de tensión Probeta Charpy Soporte de la cápsula

Figura 7. Cápsula de vigilancia de los materiales del reactor. El código ASME (6) Boiler and Pressure Vessel Code Section. Apéndice G. es el código utilizado para la vigilancia de los materiales de la vasija de los reactores de la CLV, propone un programa de evaluación de la integridad estructural de la vasija desde la perspectiva de la Mecánica de Fractura a partir de los datos de los métodos de ensayo clásicos basados en las pruebas de impacto Charpy. Con estos resultados se construyen curvas que describen el comportamiento de los aceros de la vasija en la región de transición dúctil-frágil. Figuras 8 y 9.

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Las curvas están relacionadas con el eje de temperaturas con un único parámetro conocido como la Temperatura de Referencia RT ndt que varía de acuerdo con la irradiación neutrónica y la cuál se obtiene a partir de los ensayos Charpy. De esta forma, a partir de los ensayos tradicionales de caracterización de materiales es posible posicionar una curva característica de tenacidad frente a temperatura, en otras palabras RT ndt es el parámetro que correlaciona los resultados de impacto Charpy con los de tenacidad (7,8). En los últimos años ha surgido un nuevo método como alternativa para caracterizar el comportamiento de los materiales de la vasija conocido como la Curva Maestra, esta curva probabilística de tenacidad de fractura resulta a partir de probetas tipo Charpy que toma los datos experimentales de ensayos de materiales en varios laboratorios a nivel mundial en una amplia variedad de aceros. La Curva Maestra se basa en la iniciación de fractura por clivaje de los aceros ferríticos en la zona de transición frágil-dúctil y es un proceso inherentemente estadístico que depende únicamente de una temperatura de referencia. (7,8,9,10) En estudios realizados en los programas de vigilancia de los reactores españoles (11,12) se confirmó la teoría de que el cobre y el fósforo son los precursores más importantes que dañan a los materiales de la vasija durante la irradiación, esto debido a que forman precipitaciones a nivel de nano escalas. También se observó que la cantidad de niquel y silicio presente en los aceros y en menor proporción el manganeso también contribuye a la fragilización de los aceros.

Figura 8. Curva Charpy con material irradiado.



Figura 9. Curvas de energía y dúctil obtenidas con las pruebas Charpy 4.1 Reconstitución de las probetas y fabricación de nueva cápsula El material original con las que fueron construidas las probetas de ensayo es de gran valor desde el punto de vista del historial neutrónico, por lo que tanto en el caso de los reactores de la CLV como en otras plantas del mundo se ha adoptado por reutilizar el material de las probetas una vez ensayadas ya que el programa de vigilancia originalmente esta diseñado para 40 años y se requieren nuevas cápsulas si se realiza una extensión de la vida mediante una nueva licencia o si se realiza un aumento de potencia de los reactores El Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares llevó a cabo la reconstitución de las probetas Charpy de la Unidad 2 de la CLV utilizando material de inserto en la parte central y soldando los extremos al material original tal como lo muestra la Figura 10.



VASTAGO HAZ

HAZ

SOLDADURA SOLDADURA

14 mm

INSERTO SECCION CENTRAL

DE ENSAYO VASTAGO

Figura 10. Reconstitución de una probeta de ensayo Charpy

4.2 Determinación de la Fluencia Neutrónica La fluencia neutrónica (número de neutrones por centímetro cuadrado) causa fragilización en los materiales de la vasija de un reactor. El número de neutrones que llegan a la pared de la vasija está en función del número de fisiones de los átomos de uranio en el combustible nuclear y el número de fisiones es casi proporcional a la potencia térmica del reactor, por lo tanto se puede establecer una relación de la fluencia neutrónica con la potencia térmica. Extrapolando a partir de estos puntos se puede predecir la fluencia durante la vida operacional del reactor. Para medir la fluencia neutrónica se utilizan dosímetros que fueron introducidos en la cápsula de vigilancia de los materiales del reactor desde el inicio de operación de la planta. Estos dosímetros en forma de alambre se activan con la irradiación neutrónica y emiten radiación gamma la cual es proporcional al flujo neutrónico. Tres dosímetros de hierro y tres de cobre fueron extraídos de la cápsula de vigilancia y fueron medidos utilizando detectores de germanio hiperpuro. Con los datos obtenidos de los rayos gamma por unidad de tiempo se obtiene el parámetro del flujo neutrónico en neutrones con una energía mayor a 1MeV por centímetro cuadrado segundo, y la fluencia neutrónica (13).



Los resultados de la fluencia se extrapolaron a 32 años de operación efectiva a potencia máxima (EFPY) dando una fluencia de 1.48x1018 n/cm2. Luego se calcula la fluencia a un cuarto del espesor de la vasija obteniendo un valor de 1.12x1018 n/cm2 el cual está considerablemente más bajo que el valor de diseño de 5.5x1018 n/cm2 . (14) 5. Conclusiones. La energía nuclear está teniendo un renacimiento a nivel mundial, para México es muy importante continuar teniendo esta opción dentro de la canasta de suministros energéticos. Los actuales reactores de la CLV han probado durante su operación que son más económicos y más amigables al ambiente que otras fuentes de generación. La vasija de un reactor nuclear es uno de los componentes más críticos para la extensión de operación de un reactor y el seguimiento del comportamiento de los materiales de la vasija es esencial. Los resultados de las pruebas mecánicas indican que los materiales de la vasija del reactor de la CLV pueden seguir operando de manera segura durante el tiempo de diseño del reactor. La extensión de la licencia de operación de los reactores de la Central Laguna Verde se va a realizar dentro de algunos años. Esta extensión de tiempo está sustentada desde el punto de vista comercial ya que es más económico seguir operando una planta actual que construir una nueva. También desde el punto de vista técnico se sustenta en que los componentes principales como por ejemplo la vasija del reactor pueden continuar operando de manera confiable y segura por otros 30 años adicionales a los contemplados en la licencia vigente. El programa de vigilancia de los materiales que se lleva actualmente en los reactores de la CLV servirá de base para solicitar la extensión de la licencia de operación a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias. Es recomendable llevar a cabo pruebas de materiales y cálculo de la fluencia neutrónica para solicitar una extensión de operación sobre todo ahora que se va a incrementar la potencia de los reactores de la CLV. Referencias. 1. International Nuclear Societies Council Un Panorama de los Próximos cincuenta años de la Energía Nuclear, Visión y Estrategias. Sociedad Nuclear Mexicana, 1996 2. Nuclear Power Plant Life Management Proceedings of a Symposium held in Budapest, Nov. 2002 3. IAEA. Technical Reports Series No. 338. Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety , IAEA 1992 4. 10 CFR 54 Requirements for renewal of operating licences for Nuclear Power Plants, Nuclear Regulatory Commission, USA. 1992 5. Arganis, et al. Experiencias con el proyecto de cooperación técnica TC MEX 04. Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana 2006 6. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section XI Appendix G. Protection against nonductile failure.



7. Wallin, K., The scatter in Kic results, Engineering Fracture Mechanics, Vol. 19, pp. 1085-1093, 1984 8. ASTM E1921-03 Test Method for the determination of reference temperature To. for ferritic steels in the transition range. Annual Book Standards Section 3 Volume 03.02 9. M. Serrano, F. J. Perosanz, J. Lapeña Anales de Mecánica de la Fractura, Vol, 18 Pag 172, (2001) 10. Guidelines for Application of the Master Curve Approach to Reactor Pressure Vessel Integrity in Nuclear Power Plants. Technical Reports Series No. 429 International Atomic Energy Agency, 2005. 11. Debarberis L. and Ballesteros A. Radiation Embrittlement of Spanish NPP Base Metals and Welds; Mechanistic Interpretation of Available Surveillance Data Embrittlement and Mechanistic Interpretation of Reactor Pressure Vessel and Internal Materials, European Commission, International Atomic Energy Agency. ISBN 92-779-00173, Pag. 54, 2005 12. Ballesteros, A. Marcelles, I and Bros, J. Beyond RPV Design Life, Nuclear Engineering International, 2003. 13. Longoria, L.C, Palacios, J. C. and Alonso G. Neutron Dosimetry and Materials Testing for a BWR Reactor, Pag. 163 Embrittlement and Mechanistic Interpretation of Reactor Pressure Vessel and Internal Materials, European Commission, International Atomic Energy Agency. ISBN 92-779-00173, 2005 14. L.C. Longoria, J. C. Palacios, J. Santos Nuclear Power Plant Life Management International Atomic Energy Agency, IAEA-CN-92, Pag 732-739, 2002


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