Práctica profesional como ingeniero en materiales en el ámbito nuclear
2023
Título | Práctica profesional como ingeniero en materiales en el ámbito nuclear |
Nombre | SZUBAN, Alejandro Gabriel |
Director | Ing. Luciano M. de Barberis |
Jurado | Mg. Ing. Juan Valledor Duco |
Lugar de realización | Departamento Ing. de materiales y diseño de combustibles, Gerencia de Ingeniería, NA-SA, Edificio NODUS, Francisco Narciso de Laprida 3163, Villa Martelli, Prov. de Buenos Aires. |
Resumen
En este trabajo, se adquirió formación en el rol de un ingeniero en materiales en una empresa
dedicada a la generación de energía nuclear.
Se colaboró en la elaboración de dos documentos técnicos requeridos para la gestión de la integridad
de componentes críticos de un reactor nuclear en operación. Debido a su naturaleza confidencial, los
mismos fueron adaptados para su inclusión en este trabajo final.
Se realizó un informe en que se analiza el impacto de los potenciales mecanismos de degradación
que podrían afectar al acero al carbono o de baja aleación de un componente no especificado de un
reactor nuclear tipo Pressurized Water Reactor / Pressurized Heavy Water Reactor (PWR/PHWR), ante
la eventualidad de que sufra un daño en el cladding protector y resulte expuesto al medio primario del
reactor. Se recurrió a información publicada sobre experiencia operativa aplicable al caso de estudio.
Los valores calculados de penetración de la corrosión hacia el interior del material se comparan contra
el escenario en el que el daño del cladding no ha ocurrido.
Se realizó un documento que constituye la versión preliminar de la Degradation Assessment (DA)
de los tubos de los Generadores de Vapor (GVs) de la Central Nuclear Embalse (CNE), que iniciaron
su operación luego de haberse completado el Proyecto de Extensión de Vida de la central. Consiste en
una revisión integral del documento Steam Generator Management Program: Steam Generator
Integrity Assessment Guidelines - Revision 5, el cual provee lineamientos y recomendaciones útiles para
realizar una evaluación de la condición de los tubos de un GV. Además, se recurrió a bibliografía
adicional para proveer sustento técnico. Se lo estructuró a manera de facilitar su comprensión por parte
del personal de Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) quienes tendrán la tarea de continuar con la
redacción del documento y, de este modo, emitir una versión final de la DA aplicable en CNE.
Finalmente, se participó en inspecciones durante las tareas de desarrollo y fabricación de
componentes nucleares críticos. El objetivo principal de estas inspecciones es monitorear el avance y
garantizar el cumplimiento de los requerimientos de calidad y la documentación técnica aplicable a estas
actividades.
Palabras clave: Tubo, generador de vapor, integridad, corrosión, componente del reactor, inspección.
dedicada a la generación de energía nuclear.
Se colaboró en la elaboración de dos documentos técnicos requeridos para la gestión de la integridad
de componentes críticos de un reactor nuclear en operación. Debido a su naturaleza confidencial, los
mismos fueron adaptados para su inclusión en este trabajo final.
Se realizó un informe en que se analiza el impacto de los potenciales mecanismos de degradación
que podrían afectar al acero al carbono o de baja aleación de un componente no especificado de un
reactor nuclear tipo Pressurized Water Reactor / Pressurized Heavy Water Reactor (PWR/PHWR), ante
la eventualidad de que sufra un daño en el cladding protector y resulte expuesto al medio primario del
reactor. Se recurrió a información publicada sobre experiencia operativa aplicable al caso de estudio.
Los valores calculados de penetración de la corrosión hacia el interior del material se comparan contra
el escenario en el que el daño del cladding no ha ocurrido.
Se realizó un documento que constituye la versión preliminar de la Degradation Assessment (DA)
de los tubos de los Generadores de Vapor (GVs) de la Central Nuclear Embalse (CNE), que iniciaron
su operación luego de haberse completado el Proyecto de Extensión de Vida de la central. Consiste en
una revisión integral del documento Steam Generator Management Program: Steam Generator
Integrity Assessment Guidelines - Revision 5, el cual provee lineamientos y recomendaciones útiles para
realizar una evaluación de la condición de los tubos de un GV. Además, se recurrió a bibliografía
adicional para proveer sustento técnico. Se lo estructuró a manera de facilitar su comprensión por parte
del personal de Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) quienes tendrán la tarea de continuar con la
redacción del documento y, de este modo, emitir una versión final de la DA aplicable en CNE.
Finalmente, se participó en inspecciones durante las tareas de desarrollo y fabricación de
componentes nucleares críticos. El objetivo principal de estas inspecciones es monitorear el avance y
garantizar el cumplimiento de los requerimientos de calidad y la documentación técnica aplicable a estas
actividades.
Palabras clave: Tubo, generador de vapor, integridad, corrosión, componente del reactor, inspección.
Complete Title
Abstract
In this work, training in the role of a materials engineer in a nuclear power generation company was
acquired.
I took part in the preparation of two technical documents required for the management of the integrity
of critical components in an operating nuclear reactor. Due to their confidential nature, they were
adapted for inclusion in this final work.
A report was made. It analyzes the impact of potential degradation mechanisms which could affect
carbon steel or low alloy steel that makes up an unspecified component of a Pressurized Water Reactor
/ Pressurized Heavy Water Reactor (PWR/PHWR), when exposed to primary reactor coolant, in the
event that its protective stainless steel cladding suffers damage. Published information on operating
experience applicable to the case study was used. The calculated corrosion penetration values into the
material are compared against the scenario in which cladding damage has not occurred.
A document was prepared. It constitutes the preliminary version of Embalse Nuclear Power Plant
(CNE) steam generators tubes’ Degradation Assessment (DA), which began their operation after
completing the Plant Life Extension. It consists of a comprehensive review of the document Steam
Generator Management Program: Steam Generator Integrity Assessment Guidelines - Revision 5,
which provides useful guidelines and recommendations to carry out an evaluation of the steam generator
tubes condition. Moreover, additional bibliography was used to provide technical support. It was
structured to facilitate its understanding by the Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) staff, who will
have the task of continuing with the drafting of the document and, in this way, issue a final version of
the DA applicable in CNE.
Finally, I took part in inspections during the development and manufacturing tasks of critical nuclear
components. The main objective of these inspections is to monitor the progress and guarantee
compliance with the quality requirements and the technical documentation applicable to these activities.
Key words: Tube, steam generator, integrity, corrosion, component within reactor, inspection.
acquired.
I took part in the preparation of two technical documents required for the management of the integrity
of critical components in an operating nuclear reactor. Due to their confidential nature, they were
adapted for inclusion in this final work.
A report was made. It analyzes the impact of potential degradation mechanisms which could affect
carbon steel or low alloy steel that makes up an unspecified component of a Pressurized Water Reactor
/ Pressurized Heavy Water Reactor (PWR/PHWR), when exposed to primary reactor coolant, in the
event that its protective stainless steel cladding suffers damage. Published information on operating
experience applicable to the case study was used. The calculated corrosion penetration values into the
material are compared against the scenario in which cladding damage has not occurred.
A document was prepared. It constitutes the preliminary version of Embalse Nuclear Power Plant
(CNE) steam generators tubes’ Degradation Assessment (DA), which began their operation after
completing the Plant Life Extension. It consists of a comprehensive review of the document Steam
Generator Management Program: Steam Generator Integrity Assessment Guidelines - Revision 5,
which provides useful guidelines and recommendations to carry out an evaluation of the steam generator
tubes condition. Moreover, additional bibliography was used to provide technical support. It was
structured to facilitate its understanding by the Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) staff, who will
have the task of continuing with the drafting of the document and, in this way, issue a final version of
the DA applicable in CNE.
Finally, I took part in inspections during the development and manufacturing tasks of critical nuclear
components. The main objective of these inspections is to monitor the progress and guarantee
compliance with the quality requirements and the technical documentation applicable to these activities.
Key words: Tube, steam generator, integrity, corrosion, component within reactor, inspection.
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