permite cuantificar el da˜no por fatiga en componentes nucleares Clase 1.
Esta clasificaci´on incluye a todos aquellos componentes ubicados en el ´ambito de presi´on del refrigerante del reactor y, en general, a cualquier ca˜ner´ıa o parte no aislable del n´ucleo [8]).
La cuantificaci´on del da˜no se efect´ua en t´erminos de un factor adimensional deno- minado coeficiente de da˜no acumulado (CUF, del ingl´es Cumulative Usage Factor ).
Para garantizar que un componente nuclear sometido a cargas y/o deformaciones variables no falle por fatiga es necesario que el CUF en cada punto del material sea inferior a la unidad. En el c´alculo de este coeficiente, intervienen la informaci´on de los estados de carga aplicados y las curvas de fatiga del material, denotadas en el contexto de ASME como curvas de dise˜no.
Sin embargo, ciertos estudios reportados por la Comisi´on Regulatoria Nuclear de los Estados Unidos (U.S. NRC) parecen indicar que esta metodolog´ıa podr´ıa no resultar conservativa cuando el componente bajo an´alisis se desempe˜na en un ambiente no inerte o participativo, como lo es el agua del circuito primario de un reactor PWR. Como consecuencia, distintos laboratorios proponen la inclusi´on de factores penalizantes en el c´alculo del CUF, asociados a distintos estados de carga y condiciones de servicio, denominados factores ambientales. La propuesta as´ı presentada recibe el nombre de metodolog´ıa del factor ambiental o metodolog´ıa Fen [3, 17, 19, 29] y ser´a tratada con
mayor detalle en cap´ıtulos posteriores.
1.6.
Motivaci´on del presente trabajo
El reactor nuclear integrado CAREM, sigla de Central ARgentina de Elementos Modulares, constituye un ejemplo de central nuclear de baja potencia (25 M We, 100
M Wth) donde los efectos de la fatiga ambiental pueden resultar cr´ıticos. Su dise˜no
innovador est´a basado en un reactor de agua liviana y uranio enriquecido, cuyas ca- racter´ısticas principales son poseer un sistema primario integrado con generadores de vapor dentro del recipiente de presi´on del reactor, refrigeraci´on primaria por convecci´on natural, autopresurizado y con sistemas pasivos de seguridad [15].
La Figura 1.7 muestra una representaci´on en perspectiva del recipiente de presi´on del reactor, donde puede apreciarse un total de 12 (doce) acometidas con sus corres- pondientes cilindros plena, asociados cada uno de ellos con un generador de vapor. Se muestra adem´as un corte transversal de un plenum, donde pueden apreciarse la brida, la placa tubo, el tabique separador de las c´amaras del circuito secundario con agua y vapor, y el recipiente de presi´on (RPR) propiamente dicho. Todos estos componentes, a excepci´on del RPR, se construir´an con un acero inoxidable denominado Nitronic 50, en condici´on forjada (designaci´on SA-965 FXM 19). El uso de este material en reemplazo de otros aceros inoxidables resulta innovador debido a que no hay evidencia emp´ırica
12 Introducci´on
Figura 1.7: Recipiente de presi´on del reactor CAREM junto al detalle de un plenum.
de su uso como componente parte del l´ımite de presi´on de un reactor nuclear.
Las simulaciones desarrolladas durante la etapa de dise˜no del reactor CAREM in- dican que la zona del tabique separador donde se suelda con el cilindro plenum, la zona del final del bolsillo y la placa tubo, representan zonas cr´ıticas de an´alisis debido a que constituyen zonas de altas concentraciones de tensi´on donde ocurrir´an adem´as variaciones significativas de carga.
Esto puede verse en la Figura 1.8, la cual muestra simulaciones de contornos de tensi´on equivalente de Tresca vinculados con dos estados de carga diferentes. El de la izquierda corresponde a un ciclado de presi´on diario (NA-03) y el de la derecha a un evento equivalente de seguridad nuclear (NB-06). Ambos estados de carga se encuentran descriptos en la especificaci´on t´ecnica ET-CAREM25M-32 [16].
Desde el punto de vista de la fatiga ambiental, la zona del fondo del bolsillo y la placa tubo se encuentran en contacto directo con el agua del circuito primario, mientras que la parte inferior del tabique presenta tambi´en contacto con agua pero del circuito secundario, estando su parte superior en contacto con vapor del secundario. La Figura 1.9 muestra un esquema adicional del RPR en corte, donde pueden observarse los GVs y la circulaci´on de agua. Todas estas interacciones material-ambiente bajo cargas c´ıclicas son susceptibles a producir falla por fatiga ambiental. Dado que se debe asegurar la integridad de estos componentes a lo largo de toda la vida estimada, es primordial
1.6 Motivaci´on del presente trabajo 13
Figura 1.8: Contornos de Tresca del RPR CAREM asociados a distintos estados de carga.
Figura 1.9:Representaci´on en corte del recipiente de presi´on del reactor CAREM donde puede verse un detalle de los generadores de vapor y la circulaci´on de fluido.
14 Introducci´on
realizar un adecuado an´alisis de fatiga, incluyendo la influencia del medio.
En cuanto a los estados de carga considerados, eventos tales como arranques y paradas, disparos espurios del sistema de extinci´on r´apida, o ciertos transitorios t´ermo- mec´anicos, entre otros, constituyen las situaciones cr´ıticas que al repetirse en el tiempo pueden producir falla por fatiga de bajo n´umero de ciclos (LCF) asistida por el ambien- te. La especificaci´on t´ecnica ET-CAREM25M-32 [16] provista por la Gerencia CAREM da cuenta de cada uno de los estados de carga previstos y de la frecuencia anual de ocurrencia de cada uno de ellos, junto con las curvas de presi´on y temperatura a las que va a estar sometido el componente en cada caso.
La cuantificaci´on del da˜no por fatiga efectuada de acuerdo a los lineamientos de ASME utiliza, en los modelos computacionales de c´alculo, las curvas asociadas a ciertas familias gen´ericas de materiales provistas por los propios c´odigos. Debido a la ausencia de datos espec´ıficos sobre el Nitronic 50, resulta de inter´es contar con datos experimen- tales de fatiga de este material, el cual ser´a usado en la construcci´on de los componentes plena, tabiques separadores y bridas del reactor CAREM 25.
Por otro lado, resulta de inter´es analizar la factibilidad de aplicar la metodolog´ıa del factor ambiental en la evaluaci´on del da˜no por fatiga del reactor CAREM, de acuerdo a los lineamientos de ASME, pero incorporando las propuestas de la U.S. NRC. Para ello, ser´ıa necesario contar tambi´en con datos experimentales propios de fatiga en presencia de medios corrosivos, tales como agua en condiciones de operaci´on de un reactor.