Tesis

La integridad de los componentes de los Reactores Nucleares de potencia a lo largo de su vida en servicio se ve comprometida por la degradación que sufren los materiales que los componen. Esta degradación proviene de las condiciones ambientales, particularmente de la acción de la radiación. Esta última provoca tal deterioro que hace que la vida de los reactores dependa esencialmente de que las propiedades de los materiales estructurales se mantengan durante un determinado tiempo, más allá del cual el costo de reemplazar ciertos componentes hacen inviable continuar operando la instalación. Entre los componentes pasibles del daño por radiación está el recipiente a presión (RPR) de una Central como Atucha II, realizado con un acero ferrítico bajo la denominación SA-508 clase 3. Por radiación neutrónica un recipiente a presión fragiliza de modo tal que, bajo ciertas condiciones accidentales, se puede producir su rotura catastrófica; al ser un componente no redundante la consecuencia es el fin de la planta y el inconmensurable impacto ambiental por la consiguiente dispersión de material radiactivo si en ese accidente llegan a fundirse las primeras barreras de contención, que son las vainas de los elementos combustibles. Para garantizar la integridad de los reactores que poseen recipientes a presión se realizan programas de vigilancia para seguir la evolución del material a distintas dosis de irradiación; además, y para anticipar los efectos, se irradian muestras del acero en forma muy acelerada en reactores experimentales. Sin embargo, la naturaleza del daño por irradiación hace que la aceleración del daño no siempre dé resultados conservativos con respecto a lo que realmente está sucediendo con el recipiente en servicio. Las normas para realizar programas de vigilancia en recipientes a presión refrigerados por agua (ASTM, E 185-02) recomiendan que la aceleración (el llamado factor de avance) se encuentre en el rango de uno a tres. Los ensayos realizados hasta ahora en distintos reactores experimentales del mundo del material de nuestra Central Atucha I, llegan a factores mucho más altos (≥ 800), lo que no garantiza que el daño por radiación sea similar al sufrido por el recipiente durante su vida en servicio. Es decir, si bien existen normas que aconsejan cuál es la aceleración máxima admisible, no se sabe con certeza su efecto en propiedades que dependen, entre otros factores, de la difusión de aleantes, o sea de la intensidad de la irradiación y del tiempo. Para esta Tesis, en los Laboratorios del grupo Daño por Radiación del Departamento Estructura y Comportamiento de la Gerencia de Materiales de CNEA se llevó a cabo la planificación, el diseño y el desarrollo de una facilidad para irradiar un acero, similar al que constituye el RPR de la central Atucha II, en el Reactor RA1 del Centro Atómico Constituyentes; se llevaron a cabo irradiaciones de especímenes con distintas aceleraciones en condiciones estrictas de espectro neutrónico y temperatura y se ensayaron mecánicamente con el objeto de determinar cómo influye en la fragilidad del RPR el irradiar con distintos flujos neutrónicos. Se estableció que los ensayos acelerados no son conservativos. Además se aplicaron diversas técnicas de análisis para relacionar los resultados de las irradiaciones con la microestructura desarrollada en el material. Técnicas como microscopía electrónica de transmisión, aniquilación de positrones, espectroscopía Mössbauer y estudio de propiedades magnéticas permitieron establecer en qué medida la distribución de aleantes provoca la fragilización del recipiente. Como consecuencia de los resultados obtenidos se destaca la importancia del efecto flujo y del espectro neutrónico en los resultados, con lo que se demuestra la inconveniencia de confiar en ensayos acelerados y se plantean asimismo alternativas experimentales para los programas de vigilancia de los RPR.