Integridad de vasijas. El caso de Flamanville

Entre 2015 y 2017 la Autoridad de Seguridad Nuclear francesa, ASN, y el Instituto de Radioprotección y Seguridad Nuclear francés, IRSN, publicaron varias notas (ver referencias) sobre el problema detectado en la fabricación del fondo y de la tapa de la vasija de reactor EPR de EDF, que se está construyendo en Flamanville, en el norte de Francia, y la solución adoptada.
En esta nota se describe la problemática referida, y la solución dada a la misma, tras hacer una breve introducción de aquellos aspectos sobre integridad de vasijas que son de interés para mejor comprensión de lo que aquí se describe.

INTEGRIDAD DE VASIJAS. ASPECTOS GENERALES

Entre los distintos requisitos establecidos para asegurar la integridad de los componentes de la barrera de presión del refrigerante en reactores de agua ligera, se encuentran los referidos a la tenacidad a la fractura de los materiales de estos componentes. Estos requisitos revisten carácter especial en el caso del material de la vasija del reactor, ya que éste, al estar sometido a radiación neutrónica, va experimentando una progresiva fragilización a lo largo de su vida útil. La irradiación neutrónica origina cambios en las propiedades mecánicas de los aceros y soldaduras de la vasija. La magnitud de dichos cambios se puede cuantificar por medio de modelos empíricos desarrollados sobre la base de los datos procedentes de ensayos de materiales irradiados en reactores experimentales, o a partir de datos procedentes de irradiaciones de cápsulas de vigilancia que se ubican en los reactores comerciales.
La vida útil de una central nuclear se determina a partir de aquellos factores que proporcionan un margen de seguridad aceptable para la operación de la planta, y que permiten la producción de electricidad con un coste razonable. Por consiguiente, es necesario conocer aquellas variables que afectan a las propiedades mecánicas de la vasija, y los parámetros que se utilizan para evaluar su integridad y predecir su vida remanente. El objetivo es la explotación de la central de forma segura y la producción de electricidad con un factor de utilización alto.
En primer lugar, se debe tener en cuenta, en la fase de diseño de una vasija, la capacidad para soportar las presiones y las tensiones térmicas que se producen durante las etapas de calentamiento y enfriamiento, asociadas al arranque y parada de la central en cada ciclo de operación, junto con la estimación de las tensiones que se producirían en un accidente base. En segundo lugar, la vasija recibe el bombardeo de los neutrones que escapan del núcleo, y aunque han sido moderados por el agua, y entre el núcleo y la vasija existen distintas barreras de acero, los neutrones todavía alcanzan la vasija con energía suficiente para desestabilizar la red cristalina del acero y provocar una fragilización o pérdida de tenacidad.
Por estas razones, es importante que la vasija de presión del reactor se fabrique con los materiales apropiados para cumplir con los requerimientos de diseño y de funcionamiento. Una alta sensibilidad del material de la vasija a la irradiación neutrónica restringe el rango de operación en presión y temperatura.
Los límites de operación (P-T) deben revisarse periódicamente durante la vida del reactor para estimar el valor adecuado de los parámetros de trabajo y así proteger la vasija contra la ruptura frágil.
El establecimiento de los límites de seguridad de una vasija, en operación normal y bajo condiciones de prueba, requiere disponer de información veraz sobre las propiedades mecánicas del material de la vasija.
Los efectos de la irradiación neutrónica se evalúan mediante probetas de material tomadas de las zonas críticas de la vasija en cuestión, que se irradian a fluencias y temperaturas representativas de las condiciones del reactor. Los resultados de los ensayos de estas probetas se comparan con los resultados de ensayos de probetas que se han guardado sin irradiar con objeto de cuantificar el cambio en las propiedades mecánicas.

La condición de la vasija se vería afectada por con la posible consideración de defectos / grietas en el material estructural de la vasija. Es por ello que, además de los programas de vigilancia, la vasija es sometida, tanto antes de iniciar su operación como durante la misma, a inspecciones periódicas, mediante ensayos no destructivos, orientadas a detectar esos posibles defectos y así tomarlos en consideración a la hora de garantizar la integridad de la vasija a lo largo de su vida útil.

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