ESCUELA SUPERIOR DE INGENIERÍA MECÁNICA Y ELÉCTRICA SECCIÓN DE ESTUDIOS DE POSGRADO E INVESTIGACIÓN
UNIDAD PROFESIONAL ADOLFO LÓPEZ MATEOS
T E S I S
QUE PARA OBTENER EL GRADO DE
DOCTOR EN CIENCIAS
C O N E S P E C I A L I D A D E N
I N G E N I E R Í A M E C Á N I C A
P R E S E N T A
M. en C. ERIKA HERNÁNDEZ GARCÍA
MÉXICO D. F. 2007 DIRECTOR: DR. ALEXANDER S. BALANKIN
DESARROLLO DE UN PROGRAMA PARA
ANÁLISIS PROBABILÍSTICO DEL REACTOR
Deseo expresar mi agradecimiento primeramente a Dios, por darme
vida, salud y fuerza para seguir preparándome.
A mí querido Instituto Politécnico Nacional por darme la
preparación, el cariño hacia los libros y la sed de conocimiento.
Un especial agradecimiento a mi asesor y director de tesis
Dr. Alexander Balankin, por haber creído en mí y por su disposición
para dirigir en todo momento el presente trabajo de tesis.
A mis profesores con los que he tenido la fortuna de convivir y
aprender en mi trayectoria por el I.P.N.
A la Comisión Revisora por sus valiosas sugerencias hacia este
trabajo.
A la M.en C. Maribel Mendoza por sus consejos, apoyo y amistad que
siempre me ha brindado.
Dedico el presente trabajo con todo amor y admiración a:
Mi esposo José de Jesús Silva Lomelí, que siempre me ha escuchado
hasta el cansancio, me ha brindado en cada día sus consejos, apoyo,
motivación y comprensión.
¡Gracias!
A mis padres
Sr. Porfirio Hernández Hernández
y
Sra. Elia García Noguez
por darme la oportunidad de vivir, la ambición del estudio y mi
preparación desde que fui una niña.
¡Gracias!
Los investigadores
A toda aquella persona que no se limita con lo creado hasta el
momento, sino que va más allá… investigando y descubriendo algún
pensamiento o metodología que ayudará a que este mundo sea
diferente.
A mi hermano y esposa
M. en C. José de Jesús Hernández García y la M. en C. Ma. Eugenia
Harper León
ÍNDICE
Índice de Figuras iii
Índice de Tablas v
Simbología vi
Resumen ix
Abstract x
Objetivo xi
Justificación xi
Introducción 1
1 Conceptos básicos de los reactores BWR-5 3
1.1 Antecedentes de la generación de Energía Eléctrica. 4 1.2 Retrospectiva histórica de los reactores BWR-5. 5 1.3 Generalidades del estado actual de los reactores BWR-5. 7 1.3.1 Funciones del reactor BWR-5. 7 1.3.2 Componentes de un reactor BWR-5. 7 1.3.3 Parámetros principales de los reactores BWR-5. 10 1.3.4 Especificaciones para la evaluación del límite de temperatura
en el reactor BWR-5. 13
1.3.5 Radiación de neutrones en los reactores BWR-5. 17 1.4 Antecedentes de los requerimientos de inspección en los reactores BWR. 20
1.5 Referencia Bibliográfica. 24
2 Metodología para el Análisis de Mecánica de la Fractura en reactores nucleares 25 2.1 Análisis de Mecánica de la Fractura en los reactores nucleares con un
enfoque determinístico. 26
2.1.1 Cálculos determinísticos del reactor BWR-5. 27
2.2 Concepto de riesgo. 29
2.3 La filosofía de tolerancia al daño. 31 2.4 Mecánica de la Fractura Probabilística en reactores nucleares. 33 2.5 Distribuciones de defectos en soldaduras de los reactores nucleares. 36 2.6 Fragilización de los materiales en el reactor por radiación de neutrones. 43 2.7 Programas piloto de Inspección en Servicio Informado en el Riesgo de
Reactores BWR.
47
2.8 Programas comerciales para el Análisis de Mecánica Probabilística en reactores nucleares.
49
2.9 Referencia Bibliográfica. 51
3.1.7.2 Examen volumétrico. 65 3.2 Análisis determinístico del reactor nuclear (programa REACPROB). 66 3.3 Análisis probabilístico del reactor nuclear (programa REACPROB). 69 3.4 Validación de los resultados (Análisis determinístico y Análisis probabilístico). 74 3.4.1 Análisis determinístico (programa VISA-II). 74 3.4.2 Análisis Probabilístico (programa VISA-II). 76 3.5 Comparación de los resultados (Programas REACPROB y VISA-II). 78
3.6 Referencia Bibliográfica. 82
4 Manual del programa REACPROB 83
4.1 Introducción. 84
4.1.1 ¿Qué es MATLAB? 84
4.1.2 Requerimientos del sistema. 85 4.1.3 Elementos generales. 85 4.2 Módulo: análisis determinístico 86 4.2.1 Parámetros de entrada (análisis determinístico) para el programa REACPROB. 86 4.3 Módulo: Análisis Probabilístico. 88 4.3.1 Parámetros de entrada (análisis probabilístico) para el programa REACPROB. 88 4.4 Salida de resultados (Análisis determinístico y probabilístico) 91
4.5 Referencia Bibliográfica. 95
Conclusiones 96
Recomendaciones para Trabajos Futuros 98
Apéndices 100
Apéndice A Penetraciones del reactor BWR-5. 101
Apéndice B Materiales del envolvente del reactor BWR-5. 104 Apéndice C Curvas de Temperatura vs. Presión del reactor BWR-5. 107
Apéndice D Balance de flujos del reactor BWR-5. 109
Apéndice E Fluencia de neutrones rápidos del reactor BWR-5. 110 Apéndice F Pruebas Charpy en anillos y soldaduras del reactor BWR-5. 113 Apéndice G Composición química de las soldaduras y metal base del reactor BWR-5. 114 Apéndice H Distribución de grieta OCTAVIA (Probabilidad de falla y Límite de
Confianza 95%). 118
Apéndice I Distribución de grieta MARSHALL (Probabilidad de falla y Límite de
Confianza 95%). 120
ÍNDICE DE FIGURAS
No. Figura Descripción Página
Figura 1.1 Corte de un reactor BWR-5. 8 Figura 1.2 Construcción típica de un reactor BWR-5. 9 Figura 1.3 Plano de soldaduras del reactor al nivel del envolvente del núcleo (beltline). 11 Figura 1.4 Cambios en la temperatura de transición en los materiales y soldaduras
como consecuencia de la irradiación. 13 Figura 1.5 Violación del límite de la curva P-T. 14 Figura 1.6 Choque térmico en el sistema de recirculación en la tapa del fondo del
reactor. 15 Figura 1.7 Temperatura vs. Tiempo después del cierre automático. 16 Figura 1.8 Aislamiento del reactor BWR-5. 18 Figura 1.9 Formas de mecanismos de envejecimiento en las plantas de energía nuclear
BWR basándose en IAEA-IRS desde 1993 a 1998. 19 Figura 2.1 Criterio básico de la Mecánica de la Fractura. 26 Figura 2.2 Método de cálculo de vida residual del reactor con grietas detectadas. 27 Figura 2.3 Monitoreo e inspección en el reactor. 29 Figura 2.4 Diagrama de probabilidad-consecuencia. 30 Figura 2.5 Diagrama de flujo del Programa de Inspección basado en el Riesgo. 32 Figura 2.6 Diagrama de flujo para describir el procedimiento de simulación. 34 Figura 2.7 Evaluaciones de Mecánica de la Fractura Probabilística para un número
asumido de grietas. 42
Figura 2.8 Variaciones de la tenacidad a la fractura y temperatura para un reactor. 44 Figura 2.9 Energía de impacto vs. Temperatura, para acero irradiado con diferentes
fluencias de neutrones.
44
Figura 3.1 Distribución de temperatura en el espesor del reactor. 55 Figura 3.2 Comparación de ANSYS y VISA-II. Soluciones para la transferencia de
calor. 56 Figura 3.3 Dimensiones del reactor para el análisis de esfuerzos. 59 Figura 3.4 Comparación de ANSYS y VISA-II. Soluciones para los esfuerzos del
recubrimiento como metal base. 60
Figura 3.5 Resultados de ANSYS validan la igualdad asumida de los esfuerzos
circunferenciales y axiales. 60
Figura 3.6 Distribución de esfuerzos utilizando el esfuerzo máximo circunferencial en
el recubrimiento y metal base. 61
Figura 3.7 Comparación de los resultados de K con los datos obtenidos mediante MEF.
I
62 Figura 3.8 La probabilidad de detección para grietas superficiales. 64 Figura 3.9 Probabilidad de detección para grietas sub-superficiales. 65 Figura 3.10 Probabilidad de detección de la profundidad de la grieta en la pared del
Figura 3.13 Segunda etapa de los datos de entrada (análisis probabilístico del reactor).
Numero de simulaciones NS=1000 000. 70 Figura 3.14 Tercera etapa de los datos de entrada (análisis probabilístico del reactor). 70 Figura 3.15 Cuarta etapa de los datos de entrada (análisis probabilístico del reactor).
Distribución de grieta OCTAVIA. 72
Figura 3.16 Gráfica Probabilidad de falla vs Número de simulaciones (análisis
probabilístico). Distribución de grieta OCTAVIA. 78 Figura 3.17 Gráfica Probabilidad de falla vs Número de simulaciones (análisis
probabilístico). Distribución de grieta MARSHALL. 79 Figura 3.18 Gráfica Probabilidad de falla vs Número de simulaciones (análisis
probabilístico). Distribución de grieta F(X) = 1/(1-X)2 X=a/5.3mm. 79 Figura 3.19 Gráfica Límite de confianza 95% vs Número de simulaciones (análisis
probabilístico). Distribución de grieta OCTAVIA. 80 Figura 3.20 Gráfica Límite de confianza 95% vs Número de simulaciones (análisis
probabilístico). Distribución de grieta MARSHALL. 81 Figura 3.21 Gráfica Límite de confianza 95% vs Número de simulaciones (análisis
probabilístico). Distribución de grieta F(X) = 1/(1-X)2 X=a/5.3mm. 81 Figura 4.1 Ventana Principal del programa. 85
Figura 4.2 Datos de entrada (análisis determinístico). 87
Figura 4.3 Datos de entrada (análisis probabilístico). 89
Figura 4.4 Continuación de los datos de entrada (análisis probabilístico). 90
Figura 4.5 Última ventana de los datos de entrada (análisis probabilístico). 91
Figura 4.6 Cálculos (análisis determinístico y probabilístico). 92
Figura 4.7 Cancelación del análisis probabilístico. 92
Figura 4.8 Resultados del análisis determinístico y probabilístico. 93
Figura 4.9 Histograma de fallas. 93
Figura 4.10 Gráfica probabilidad de falla versus número de simulaciones. 94
ÍNDICE DE TABLAS
No. Tabla Descripción Página
Tabla 1.1 Parámetros principales de los reactores BWR-5. 10 Tabla 1.2 Control de soldaduras en el reactor BWR-5. 12 Tabla 1.3 Control de soldaduras en el reactor BWR-5. 12 Tabla 1.4 Inspección en servicio en las soldaduras del reactor del20 de Mayo de 2000. 23
Tabla 1.5 Defectos detectados en las soldaduras del reactor. Tolerancia de acuerdo al
Código ASME área de laminación < 18 plg2 23 Tabla 2.1 Distribución del tamaño de grieta OCTAVIA original 38
Tabla 2.2 Distribución interpolada de OCTAVIA para el total de soldaduras en el
reactor 38
Tabla 2.3 Distribución OCTAVIA para 1/6 del total del volumen de soldadura en el
reactor 39 Tabla 2.4 Distribución de grietas con profundidad y longitud por French 39 Tabla 2.5 Diversas distribuciones de diferentes profundidades de grieta 41 Tabla 2.6 Efecto del programa ISI Informado en el Riesgo de la integridad del BWR 48
Tabla 3.1 Resultados del análisis determinístico en las soldaduras longitudinales
(transitorio T=60 min) programa REACPROB.. 69
Tabla 3.2 Resultados del análisis determinístico en las soldaduras circunferenciales
(transitorio T=60 min) programa REACPROB.. 69
Tabla 3.3 Resultados del análisis probabilístico del reactor para NS=1000 000.
Programa REACPROB. 74
Tabla 3.4 Resultados del análisis determinístico en las soldaduras longitudinales.
(transitorio T=60 min) programa VISA-II. 75
Tabla 3.5 Resultados del análisis determinístico en las soldaduras circunferenciales.
(transitorio T=60 min) programa VISA-II. 75
Tabla 3.6 Resultados del análisis probabilístico del reactor para NS=1000 000.
SIMBOLOGÍA
BWR Reactor de Agua Hirviente PWR Reactor de Agua a Presión HWR Reactor de Agua Pesada
GCR Reactor enfriado por Gas
NSSS Sistema de Suministro de Vapor Nuclear
APTE Años de Potencia Total Efectiva
SMAW Soldadura por Arco de Metal Sumergido
SAW Soldadura por Arco Sumergido ESW Soldadura Electroescoria
ASME Sociedad Americana de Ingenieros Mecánicos
CRD Enfriamiento de las Barras de Control
RWCU Sistema de Limpieza del Agua del Reactor
ECCS Sistema de Emergencia de Enfriamiento del Núcleo
E Fluencia de neutrones rápidos Mev Unidad de Energía Radiactiva LWR Reactor de Agua Ligera
RTNDT Temperatura de Transición sin ductilidad USE Límite Superior de Energía
ASME Asociación Americana para Ensayos y Materiales
US-NRC Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos
SCC Agrietamiento por Corrosión bajo Esfuerzos
B&VP Calderas y Recipientes a Presión
BWR-VIP Reactores de Agua Hirviente y Proyectos Internos en Vasijas
MFP Mecánica de la Fractura probabilística MFD Mecánica de la Fractura Determinística
EPRI Instituto de Investigación de Energía Eléctrica
ISI Inspección en Servicio RG Guía Reguladora
KIA Tenacidad al arrestamiento KIC Tenacidad a la fractura
KI Factor de Intensidad de Esfuerzos P(F/E) Probabilidad de Falla del Sistema
F Falla calculada del sistema
E Número total de sistemas simulados PR Parámetro de Resistencia
N(x) Distribución del tamaño de grieta
A(x) Promedio de grietas después de la manufactura
B(x) Probabilidad de grietas que no se detectaron en la examinación Ps Probabilidad del tamaño de grieta
P(x) Profundidad de la grieta
ART Temperatura de Referencia Ajustada
Inicial RTNDT Temperatura de transición sin ductilidad no irradiado
M Margen calculado
FF Factor de Fluencia de neutrones CF Factor Químico
ERF Error de la función
BAF Fondo del Envolvente del Núcleo T Temperatura del refrigerante T0 Temperatura inicial del refrigerante
Tf Temperatura final del refrigerante β Constante de decaimiento
t Tiempo
ttrans Tiempo del transitorio de temperatura
Heff Coeficiente de película
Hf-w Coeficiente de película para la interfase fluido-pared
tclad Espesor del recubrimiento
Kclad Conductividad térmica del recubrimiento Kbase Conductividad térmica del metal base
heff Coeficiente de transferencia de calor
hfluid Coeficiente de transferencia de calor del fluido
q Régimen de transferencia de caloren la interfase
T1 Temperatura de interfase del recubrimiento y metal base
T0B Temperatura en la superficie interior del reactor sin recubrimiento T0C Temperatura en la superficie interior del recubrimiento
f(x) Atenuación de la fluencia de neutrones
f0 Fluencia en la superficie interior del reactor
x Distancia de la superficie interior α Constante de decaimiento D Diámetro exterior
t Espesor del cilindro P Presión interna
Eclad Módulo de elasticidad del recubrimiento
αclad Coeficiente de expansión térmica del recubrimiento αbase Coeficiente de expansión térmica del metal base
νclad Relación de Poisson del recubrimiento T1 Temperatura del recubrimiento sin esfuerzo
Ti Temperatura para la interfase del recubrimiento y metal base
σθ Esfuerzo circunferencial térmico σz Esfuerzo axial térmico
R0 Radio interno del reactor
R1 Radio del recubrimiento para la interfase con el metal base
R2 Radio exterior del reactor
σres Esfuerzo residual
σ* Esfuerzo máximo circunferencial
σ Esfuerzo máximo en el recubrimiento ac Profundidad de grieta
L Espesor de la pared del reactor Ψ Espesor del recubrimiento POD Probabilidad de detección
F(d) Factor de atenuación
bc Tamaño de grieta para grietas sub-superficiales PISC Comité para inspección en placas de acero
RESUMEN
Una de las aplicaciones de la Mecánica de la Fractura Probabilística (MFP) es el estudio de reactores nucleares, este procedimiento se basa en la determinación de la probabilidad, en donde variables aleatorias como: propiedades mecánicas del material, número de soldaduras, grietas etc., puedan ocasionar la falla en un reactor nuclear de agua hirviente.
En este trabajo se desarrollará la metodología y el programa de cómputo REACPROB para el análisis de Mecánica de la Fractura Probabilística en las soldaduras del reactor BWR-5, utilizando simulaciones Monte Carlo en las soldaduras con mayor probabilidad de falla (al nivel del núcleo), ya que los requerimientos de inspección para las soldaduras en reactores nucleares se han incrementado excesivamente, además son muy costosas, implican la exposición del personal de mantenimiento a elevadas dosis de radiación ionizante y algunas soldaduras son prácticamente inalcanzables para su inspección. Debido a esto, surge la necesidad de desarrollar un nuevo programa de inspección que permita reducir el volumen y el costo de inspección sin sacrificar la seguridad del personal y la planta.
ABSTRACT
One of the applications of the Probabilistic Fracture Mechanics (PFM) it is the study of nuclear reactors, this procedure is based on the determination of the probability where aleatory variables as: mechanical properties of the material, number of weldings, cracks etc., can cause the failure in a boiling water reactor.
In this work it will be developed the methodology and the software called REACPROB for the Probabilistic Fracture Mechanics Analysis in the weldings of the reactor BWR-5, using Monte Carlo simulations in the weldings with more failure probability (at the belt line level), due to the inspection requirements for the weldings in nuclear reactors have been increased excessively, they are also very expensive, they imply the exhibition from the maintenance personnel to high dose of ionic radiation and some weldings are practically unreachable for their inspection. Due to this, it is necessary to develop a new inspection program that allows to reduce the volume and the inspection cost without sacrificing the personnel's security and the nuclear plant.
OBJETIVO
Desarrollar la metodología para el análisis probabilístico de la integridad del reactor nuclear de agua hirviente, mediante la interacción de un programa de cómputo bajo el ambiente MATLAB como herramienta que permita tomar la decisión entre reparar, eliminar o mantener en servicio a un reactor nuclear de agua hirviente hasta la siguiente inspección programada.
Este trabajo se propone formular recomendaciones para requerimientos de inspección alternativos así como proveer una base técnicamente justificada para los requerimientos recomendados.
JUSTIFICACIÓN
Durante los últimos años, los requerimientos de Inspección en Servicio para las soldaduras en reactores nucleares se han incrementado excesivamente. Este aumento significativo en los criterios de inspección ha elevado el número de problemas importantes acerca de su inspección, de tal manera que es importante evaluar los requerimientos actuales de inspección en soldaduras de Reactores Tipo Agua Hirviente (BWR, siglas en inglés), para formular recomendaciones en los requerimientos de inspección.
Los requerimientos de la Sección XI del Código ASME, Calderas y Recipientes a Presión (B&VP) son
citados en el Código Federal de Regulaciones de los Estados Unidos para inspección en servicio en reactores nucleoeléctricos comerciales. Específicamente, una regla final 10 CFR 50.55a(g)(6)(ii)(A) publicada por la Comisión de Regulación Nuclear de los Estados Unidos (US NRC, siglas en inglés) en 1992, exige a los titulares de licencias operativas que realicen inspecciones volumétricas de esencialmente el 100% en las soldaduras del reactor una vez cada 120 meses.
Las inspecciones en servicio en las soldaduras del reactor son muy costosas e implican la exposición del personal de mantenimiento a elevadas dosis de radiación ionizante. Además, algunas soldaduras son prácticamente inalcanzables para su inspección, de tal modo que dicha norma no puede cumplirse en su totalidad. Debido a esto, surge la necesidad de desarrollar nuevas normas y programas de inspección que permitan reducir el volumen y el costo de inspecciones, así como la exposición del personal de mantenimiento a dichas radiaciones, sin sacrificar la seguridad de la planta.
Con tal propósito, a finales del año de 1998, la Comisión de Regulación Nuclear de los Estados Unidos (US NRC) a través de la Carta Genérica 98-05 aprueba una alternativa denominada Programa de Inspección en Servicio Informada en el Riesgo. Dicho programa está basado en el análisis de Mecánica de la Fractura Probabilística y permite reducir el volumen de inspecciones de las soldaduras circunferenciales del reactor de 100% al 2-3%. La utilización de éste programa implica la reducción de más de la mitad en el costo de inspección y más importante aún la reducción de la dosis de radiación absorbida para el personal de mantenimiento.
INTRODUCCIÓN
Antes de la Addenda del invierno de 1975 de la sección XI del Código ASME, las inspecciones en las regiones que no están a nivel del núcleo fueron solamente requeridas en un 10% en soldaduras longitudinales y el 5% en las soldaduras circunferenciales. Para soldaduras de la región a nivel de núcleo, el porcentaje fue incrementado al 50% en áreas que reciben una alta fluencia de electrones. A partir de la Addenda de 1975 las inspecciones fueron solicitadas al 100% en intervalos sucesivos limitándose a una soldadura longitudinal y una circunferencial en la región a nivel de núcleo (cabe mencionar que fueron requeridas inspecciones al 100% en los cruces de soldaduras en cada intervalo de 1970 hasta 1988). Este criterio permaneció sin cambio hasta la Addenda de 1988 de la Sección XI de Código ASME cuando fueron revisados al ser requeridas inspecciones en todas las soldaduras cada intervalo.
La Comisión de Regulación Nuclear de los Estados Unidos (US-NRC, siglas en inglés) publicó una regla final 10 CFR 50.55a(g)(6)(ii)(A) en 1992, que exige a los titulares de licencias operativas que realicen inspecciones volumétricas de esencialmente el 100% en las soldaduras del reactor sobre una base expedita; esto significa durante el periodo de inspección cuando la regla fue publicada o durante el primer periodo del siguiente intervalo de inspección. “Esencialmente 100%” significa que al menos el 90% del volumen de las soldaduras debe inspeccionarse cuando el acceso completo está impedido por interferencias.
Para algunas plantas que tienen reactores BWR, las inspecciones no siempre se pueden desarrollar al 100% en las soldaduras del reactor debido a las restricciones de accesibilidad e interferencia de los componentes. En casos de accesibilidad limitada, la regla 10FR50.55a permite acreditar la inspección de al menos el 90% del volumen de cada soldadura no inspeccionada. Desgraciadamente, el volumen excesivo de inspección es muy difícil de realizar en la práctica
En respuesta a la regla final en 1992, Reactores Tipo Agua Hirviente y Proyectos Internos en Vasijas (BWR-VIP, siglas en inglés), envió un reporte a la US-NRC donde propone una revisión del alcance de las inspecciones de soldadura para plantas BWR. La propuesta de BWR-VIP podría reducir el alcance de las inspecciones de esencialmente el 100% de las soldaduras del BWR al 100% de soldaduras longitudinales y 0% de soldaduras circunferenciales, con excepción de las intersecciones de las soldaduras longitudinales y circunferenciales. Aproximadamente del 2 - 3 % de las soldaduras circunferenciales deberán ser inspeccionadas bajo ésta propuesta. Las bases técnicas para la propuesta BWR-VIP son proporcionadas por resultados de la mecánica de fractura probabilística (MFP), con y sin inspección en servicio.
Capítulo 1
1.1 Antecedentes de la generación de Energía Eléctrica.
[1.1]La energía eléctrica empleada en la industria, servicios domésticos y alumbrado público se genera principalmente en plantas hidroeléctricas y centrales termoeléctricas.
En las centrales hidroeléctricas se aprovechan caudales permanentes de agua que generalmente se almacenan en presas. El agua se hace caer por medio de una tubería de presión, transformando la energía potencial gravitatoria en energía cinética, la cual es transformada a su vez en energía eléctrica al impulsar el agua al rodete de una turbina acoplada a un generador de corriente eléctrica.
En las centrales termoeléctricas tradicionales se produce calor a costa de quemar combustibles fósiles, con el fin de producir vapor en las calderas, el cual acciona una turbina acoplada a un generador de corriente eléctrica.
La selección de las centrales generadoras depende de las posibilidades de cada lugar. Donde hay recursos hidráulicos y caídas convenientes se le da preferencia al sistema hidráulico; cuando las condiciones lo permiten el sistema de generación puede ser hidráulico y térmico; sólo cuando el agua es escasa y las condiciones del terreno no son favorables, se recurre a la generación termoeléctrica exclusivamente.
La generación eléctrica obtenida de las centrales hidráulicas no es tan barata como suele pensarse. Las obras civiles y eléctricas que deben realizarse incluyen: presas, canales, compuertas, tuberías de presión, casa de máquinas, líneas de transmisión, etc. Todo esto hace que la inversión en las centrales hidroeléctricas sea alta aunque su “combustible sea barato”. Además no siempre es posible privar de agua a una región agrícola con el fin de construir una central hidráulica.
Los caudales de agua quedan limitados a las condiciones meteorológicas y algunas centrales hidráulicas han sido desmanteladas por la escasez de agua, después de algún tiempo de haber sido instaladas.
La mayor parte de los combustibles fósiles, tales como: hulla, turba, esquistos bituminosos, petróleo y gas natural se queman en los hornos de las centrales térmicas. Durante algún tiempo se pensó que estas sustancias sólo se podían aprovechar como combustibles.
La química ha demostrado que no es conveniente usar estos recursos naturales no renovables como combustible para producir calor ya que, por ejemplo, de la hulla se puede obtener: alcohol, caucho, lubricantes, fibras artificiales, plásticos, medicinas, explosivos, etc. También son muchos los productos que se derivan del petróleo.
Para suministrar el combustible a las centrales termoeléctricas se necesitan vías terrestres, ferroviarias, a veces el empleo de barcos tanques o bien oleoductos para hacer llegar el combustible a su destino, donde se almacena en grandes recipientes. Esto encarece la generación de la corriente eléctrica.
No fue sino hasta 1939 que se descubrió una nueva fuente de energía a través de la fisión nuclear. Los materiales básicos para obtener energía nuclear son: el uranio y el torio, materiales abundantes en la Tierra. En la fisión un núcleo pesado se rompe en dos núcleos más ligeros, llamados productos de fisión y se libera energía.
Esta nueva fuente de energía presenta diferencias notables respecto de los sistemas tradicionales de producir calor. Por ejemplo, pequeñas cantidades de material fisionable producen la misma energía de enormes cantidades de combustibles fósiles. La energía obtenida por reacciones químicas es pequeña en comparación con la energía nuclear.
La energía liberada en una fisión nuclear es aproximadamente 200 Mev[1.2]. Como cada fisión va acompañada de varios neutrones nuevos es posible producir una reacción nuclear autosostenida, es decir, una reacción en cadena. Un sistema en el que se colocan materiales fisionables y no fisionables, de tal manera que se produzca la reacción en cadena y ésta sea controlada se llama reactor nuclear.
Para satisfacer su demanda de energía eléctrica diversos países han empezado a utilizar reactores que generan corriente eléctrica, ya que éstos pueden competir con las grandes centrales térmicas e hidráulicas con respecto al costo en la generación de energía siempre y cuando la capacidad de generación del reactor sea suficientemente grande para las condiciones particulares de estos países.
Los reactores nucleares tienen como ventajas sobre las centrales térmicas que no requieren oleoductos, trenes con tanques de combustible, carreteras para conducir carros tanques, ni barcos tanques. Tampoco se consumen combustibles fósiles no renovables que producen gran cantidad de productos de combustión y que al ser expulsados por grandes chimeneas contaminan el ambiente, cosa que no sucede con los combustibles nucleares. Por otro lado la central nuclear se construye en un área menor que la necesitada por las centrales térmicas e hidráulicas.
En la actualidad hay varios tipos de reactores nucleares que ya han alcanzado su etapa comercial, por ser sistemas “probados”. Los tipos diferentes son:
Reactores de Agua Hirviente (BWR) Reactores de Agua a Presión (PWR) Reactores de Agua Pesada (HWR)
Reactores Enfriados por Gas (GCR), cuyas siglas más comunes tomadas del inglés.
En todos estos reactores el papel principal es generar calor, en función del combustible nuclear y con el aprovechamiento de este calor producir energía eléctrica.
1.2 Retrospectiva histórica de los reactores BWR-5.
Recordemos que la misión del reactor es producir vapor de agua a partir de la energía térmica liberada en las reacciones de fisión. Puede decirse que una central nuclear es una térmica convencional en la que se ha sustituido la caldera por un reactor.
Los reactores Tipo Agua Hirviente (BWR, siglas en inglés) fueron originalmente desarrollados por Allis-Chambers y General Electric (GE). El diseño de GE se ha mantenido, mientras que todas las unidades Allis-Chambers han sido cerradas. La primer planta comercial GE fue para Humboldt Bay (cerca de Eureka) en California. Otros proveedores de diseños de BWR alrededor del mundo incluyen a: ASEA-Atom, Kraftwerk Unio y Hitachi. Actualmente, los reactores BWR trabajan en Finlandia, Alemania, Los Países Bajos, Suecia, España, India, Japón, Suiza, Taiwán y México.
La Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas, cuenta con la Central Nucleoeléctrica “Laguna Verde”, localizada sobre la costa del Golfo de México, en el Municipio de Alto Lucero, a 70 km al Noroeste de la Ciudad de Veracruz. La Central Laguna Verde, está integrada por dos unidades, cada una con una capacidad de 682 MW; los reactores son tipo Agua Hirviente (BWR-5), su Sistema de Suministro de Vapor Nuclear (NSSS, siglas en inglés) fue construido por General Electric Co. y el turbogenerador por Mitsubishi Heavy Industries.
En julio de 1990, la Unidad 1 inició sus actividades de operación comercial, generando más de 42 millones de MWh, con una disponibilidad del 85% y un factor de capacidad del 80.25%. Posteriormente, el 10 de abril de 1995, la Unidad 2, inició sus actividades de operación comercial; con una producción superior a 22.6 millones de MWh, siendo el factor de disponibilidad del 85% y 87.86% de capacidad. Ambas unidades presentan el 4.1% de potencia real instalada del Sistema Eléctrico Nacional y su contribución a la generación es del 7%.
El edificio del Reactor con dimensiones de 42x40 m de base y de 74 m de altura, se divide en dos secciones: Contenedor Primario donde se ubica el reactor y el Contenedor Secundario. El Contenedor Secundario está construido con paredes de concreto de 0.5 m de espesor subdividido en 8 niveles, estando en la cota 49.90m el piso superior o de recarga de combustible. En este nivel se encuentran las albercas de combustible nuevo y gastado y la cavidad del reactor. Los equipos necesarios para la introducción y extracción de los elementos de combustibles, también están ubicados en dicho nivel. Cabe mencionar que la contención secundaria siempre se mantiene a una presión menor a la exterior, lo que impide en todo momento la salida de gases si esto se presentara. El Contenedor Primario tiene una estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes de concreto de 1.5 m de espesor. La parte interna de esta estructura está recubierta con una placa de acero de 6 mm de espesor, la contención primaria se divide en dos partes; la parte superior llamada Pozo Seco que contiene fundamentalmente el reactor, las tuberías de los sistemas de vapor principal, agua de alimentación de recirculación; además de los sistemas auxiliares, controles e instrumentación necesarios de acuerdo con el diseño. La parte inferior llamada Alberca de Supresión de Presión, se utiliza para aliviar excesos de presión en el reactor y tuberías del sistema de vapor principal.
1.3 Generalidades del estado actual de los reactores BWR-5.
Una vez que se ha explicado los antecedentes sobre el reactor nuclear, se va a describir en términos generales de qué partes consta un reactor.
El reactor BWR-5 (ver Figura 1.1) [1.3], instalado en una Central Nucleoeléctrica, es un recipiente o vasija a presión cilíndrico vertical, con un fondo semiesférico soldado al cuerpo cilíndrico en la parte inferior. La parte superior tiene una brida de unión con una tapa semiesférica unida mediante pernos para cerrar la vasija. Dicha tapa es desmontable para permitir el acceso al reactor durante el mantenimiento y cambio de combustible.
1.3.1 Funciones del reactor BWR-5.
a) Contener el núcleo del reactor. El núcleo del reactor está constituido por 444 ensambles de combustible que contiene cerca de 81 toneladas de Uranio en 109 barras de control y el agua es utilizada como refrigerante y moderador. El núcleo del reactor, es alojado en el interior del recipiente o vasija y es aquí donde tiene lugar la fisión nuclear. El combustible nuclear se encuentra alojado en cilindros pequeños de 1.25 cm de diámetro y 1 cm de altura, introducidos a su vez en tubos construidos con Zircaloy 2, que tienen una longitud aproximada de 4 m a las que se denominan barras de combustibles. El arreglo de 62 de estas barras más dos barras huecas por donde circula agua, forman un ensamble del combustible. b) Contener el refrigerante-moderador. El reactor utiliza agua como refrigerante y moderador. c) Contener los componentes estructurales internos necesarios para obtener vapor de una
forma controlada y enviarlo a la turbina;
d) Servir como barrera de alta integridad contra fugas de substancias radiactivas al pozo seco; e) Proporcionar un volumen inundable para asegurar la capacidad de enfriamiento del núcleo
después de un Accidente de Pérdida de Refrigerante.
1.3.2 Componentes del reactor nuclear BWR-5.
El reactor nuclear está diseñado según el código ASME sección III, clase I (NB-3200). El diseño del reactor y de su sistema de soporte cumplen los requisitos para los equipos de categoría sísmica I.
Las partes del reactor (ver Figura 1.2)[1.3] son: cuerpo, tapa, brida de la tapa, fondo y faldón de soporte.
1. El cuerpo del reactor se compone de cuatro anillos cilíndricos; cada uno consta de dos secciones de placa forjadas soldadas en las juntas verticales.
Figura 1.1. Corte de un reactor BWR-5[1.3].
Las juntas están diseñadas para no permitir fugas detectables a través del cierre interior o exterior en condición de funcionamiento, incluido el calentamiento, presión y temperatura de funcionamiento.
mantenerlas sobre la tapa y hacer más fácil su instalación. Para detectar una falla en el cierre de la brinda del reactor se coloca una tubería de drenaje entre las dos juntas tóricas, la cual se conecta con una tubería sensora para que indique la fuga de refrigerante a través de la junta de sellado interior.
4. El fondo del reactor es aproximadamente del mismo diseño que se ha empleado para la tapa. Debe notarse que todas las soldaduras están fuera del área en que se encuentran las penetraciones de los accionamientos de las barras de control y de los alojamientos de los detectores de flujo neutrónico del núcleo y que el espesor es mayor en está parte.
5. El faldón de soporte está soldado al fondo del reactor formando parte solidaria del mismo. El soporte del reactor sirve de apoyo vertical y lateral. Como soporte vertical sustenta el peso completo del reactor, los componentes estructurales internos, el combustible y el moderador. Como soporte lateral está proyectado para absorber las fuerzas de reacción sísmica y las resultantes de la fractura de cualquier tubería que esté unida al reactor (por ejemplo una de vapor principal). Los componentes del soporte son: faldón de soporte, pedestal de soporte y placa de asiento. El pedestal de soporte es de acero y concreto reforzado como parte unitaria de la cimentación del edificio del reactor. Unos pernos de anclaje, colocados en el concreto atraviesan la placa de asiento y fijan la brida del faldón al pedestal de soporte.
1.3.3 Parámetros principales de los reactores BWR-5.
Los parámetros principales del reactor BWR-5, están presentados en la Tabla 1.1
Parámetro Sistema métrico Sistema Inglés
Altura total 20.80 m 819”
Altura total hasta la brida 18.14 m 714”
Diámetro interior 5.18 m 204”
Espesor de pared 12.7 cm 5”
Espesor de pared del fondo 17.7 cm 7”
Espesor de revestimiento 0.31 cm 0.122”
Dimensiones del reactor BWR-5
Capacidad total (volumen
incluyendo la tapa) 424.9 m3
Peso del reactor vacío 544.8 ton 1,201,058.2 lb
Pesos
Peso de la tapa 63.5 ton 139,991.2 lb
Material base
Acero al carbono con Manganeso y molibdeno Materiales
Material de revestimiento
Acero austenítico inoxidable SS-304
Presión de diseño 87.90 kg/cm2 1250.18 Psi
Temperatura de diseño 302 °C 575.6 °F
Parámetros de funcionamiento
Velocidad máxima de
calentamiento y enfriamiento
55 °C/hora
(0.83 °C/min)
131 °F/hora
(2.18 °F/min)
Código de proyecto Código ASME, sección III, Clase I (NB-3200)
Vida de diseño 40 años
Las penetraciones en la tapa, fondo y cuerpo del reactor (ver Figura A1 del apéndice A), permiten el paso de afluentes y efluentes del reactor, el movimiento de los componentes internos para el control y vigilancia del reactor así como la instrumentación para los dispositivos de seguridad necesarios. Las penetraciones del reactor se pueden dividir en dos grupos: penetraciones de diámetro grande (D≥25.4 cm) y penetraciones de diámetro pequeño (D<25.4 cm). Las diferentes penetraciones del reactor se muestran en las Tablas A1 y A2 del apéndice A.
Los reactores BWR-5 fueron construidos bajo estrictas normas de fabricación, inspección y reparación. Se hicieron tratamientos térmicos en las soldaduras durante la fabricación, en algunos casos tratamientos múltiples para minimizar los esfuerzos residuales de la soldadura. El la figura 1.3 se muestra el plano de las soldaduras del reactor al nivel del envolvente del núcleo (beltline). Las Tablas 1.2 y 1.3 muestran los resultados del control de soldaduras de acuerdo al Programa de Vigilancia[1.4] .
Figura 1.3. Plano de soldaduras del reactor al nivel del envolvente del núcleo (Beltline)[1.3].
Los materiales utilizados en el reactor son:
1) El metal base del reactor es una aleación de acero al carbono con manganeso y molibdeno, clase I.
2) Las toberas y las bridas son forjas de baja aleación de Ni, Cr, Mo.
3) El revestimiento interior es una capa de soldadura de acero austenítico inoxidable de 0.317 cm (1/8”) SS-304. El propósito de revestir interiormente todas las superficies de acero al carbono es reducir al mínimo la corrosión y facilitar la visibilidad durante las recargas de combustible.
Tabla 1.2 Control de soldaduras en el reactor BWR-5[1-4].
Soldadura Número de Lote Cu (%) Ni %) Factor Químico BOL RTNDT (°F) Δ RTNDT (°F) Margen (°F) ART 12 APTE ART 8 APTE
627260/B322A27AE 0.06 1.08 82.0 -30 19.1 19.1 38.3 8.3**
627069/C312A27AG 0.03 1.04 41.0 -60 9.6 9.6 19.1 40.9 BA, BB
Longitudinal
5P5657/0931LINDE124 0.04 0.89 54.0 -60 12.6 12.6 25.2 -34.8
BE, BF Longitudinal
5P6771/0342LINDE124 0.03 0.88 41.0 -48 9.6 9.6 19.1 -28.9
401S0371/B504B27AE 0.03 1.04 41.0 -60 9.6 9.6 19.1 -40.9
4P7465/0751LINDE124 0.02 0.82 27.0 -60 6.3 6.3 12.6 -47.4 AB
Circunferen-cial
3P7140/0751LINDE124 0.04 0.97 54.0 -50 12.6 12.6 25.2 -24.8 Tabla 1.3. Control de soldaduras en el reactor BWR-5[1.4].
Soldadura Número de Lote Cu (%) Ni (%) Factor Químico BOL RTNDT (°F) Margen Δ RTNDT (°F) (°F) ART 12 APTE EOL RTNDT (°F)
3P4966Linde124Lot1214 0.03 0.9 42 -6 11.3 11.3 16.6 31.4
3P4966Linde124Lot1214 0.03 1.06 41 -6 11.3 11.3 16.6 31.4 BA, BB
Longitudinal
04P046/D217A27A 0.06 0.9 82 -48 22.5 22.5 -3.0 26.9
627260/B322A27AE 0.06 1.08 82 -24 27.3 27.3 30.6 63.9
05P018/D211A27A 0.09 0.9 122 -38 40.6 40.6 43.2 83.4*
3P4955Linde124Lot12124 0.03 0.94 41 -22 13.6 13.6 5.2 21.9
624063/C228A27A 0.03 1.00 41 -50 13.6 13.6 -22.8 -6.1 BE, BF
Longitudinal
624039D224A27A 0.07 1.2 95 -36 31.6 31.6 27.2 65.8
492L4871/A422B27AF 0.03 0.98 41 -50 11.3 11.3 -27.4 -12.6
492L4871/A421B27AF 0.04 0.95 54 -50 14.8 14.8 -20.4 -0.7
04T931/A423B27AG 0.03 1.0 41 -50 11.3 11.3 -27.7 -12.6
05T776/L314A27AH 0.06 0.92 82 -50 22.5 22.5 -5.0 24.9 AB
Circunferencial
Las soldaduras circunferenciales y axiales fueron generalmente fabricadas por tres procesos: SMAW, SAW y ESW. Otras variaciones encontradas en la soldaduras incluyen la geometría de la soldadura autógena, detalles de los procedimientos de reparación de soldadura, detalles de procedimientos en partes posteriores y detalles del revestimiento.
1.3.4 Especificaciones para la evaluación del límite de temperatura en el reactor BWR-5.
El reactor está construido para una presión y una temperatura de diseño de 87.9 Kg/cm2 (1250 Psi), y 302 °C (575 °F) respectivamente. Los límites apropiados son fijados a la presión y temperatura del reactor mediante el uso de las curvas de presión-temperatura (P-T)[1.4]. Las “curvas límite” de temperatura mínima vs presión para reactores están presentadas en Figuras C1 y C2 del apéndice C respectivamente. Estas curvas son válidas hasta 12 años de potencia total efectiva de operación. Las curvas P-T presentan la presión y temperatura aceptables en reactor para las condiciones de operación normal y de prueba hidrostática que se documentan en las Especificaciones Técnicas de la planta. Estas se establecen de acuerdo a los requerimientos de 10CFR50 para prevenir la fractura frágil en el reactor.
De manera periódica las curvas P-T se modifican para tomar en cuenta los efectos de la fragilización por radiación tomando como base los métodos de la Guía Reguladora 1.99 Revisión 2[1.5]. Esta tiene el efecto de cambiar la curva P-T a la derecha, estrechando el margen de operación aceptable (ver Figura 1.4). Esto puede causar limitaciones operacionales significantes como el envejecimiento del reactor. Las violaciones a la curva P-T, típicamente ocurren durante transitorios inadvertidos como se muestra en la Figura 1.5. Cuando los límites de la curva P-T son violados, las evaluaciones deben ser realizadas inmediatamente para evaluar los márgenes de la tenacidad a la fractura. Tal evaluación es costosa debido a que típicamente es desarrollada en una base urgente. En algunos casos, las violaciones a la curva P-T pueden conducir al cierre de la planta pendiente de una extensa investigación.
Figura 1.4. Cambios en la temperatura de transición en los materiales y soldaduras como consecuencia de la irradiación[1.5].
T
ena
cidad
del
ma
terial
Inicial RTNDT Inicial RTNDT Irradiación
Temperatura
Sin radiación
Irradiado Temperaturas
Durante el
TEMPERATURA
PRESI
Ó
N
Región de Operación Permisible
Funcionamiento real de la planta durante el transitorio
Cambio debido a la irradiación
VIOLACIÓN DE LA CUVA P-T !!!
Limites P-T
Figura 1.5. Violación del límite de la curva P-T[1.4].
Para los reactores BWR hay varias especificaciones técnicas que establecen los límites de cómo la planta debe ser operada e incluyen lo siguiente:
1. Operaciones cíclicas de la planta: Límites establecidos para asegurar que el reactor es operado dentro del número de ciclos que fueron considerados en el diseño original del mismo.
2. Condiciones Presión-Temperatura (P-T): Límites establecidos para asegurar que la planta es operada con ciertos regímenes de calentamiento y enfriamiento tales que los requerimientos del Código ASME, Sección XI para la tenacidad a la fractura del reactor sean cumplidos.
3. Condiciones de reinicio de la bomba de recirculación: Límites establecidos para evitar choques térmicos en el sistema de recirculación y componentes de la tapa del fondo del reactor.
Estos límites han sido difíciles de mantener por algunas plantas durante la operación, asociado a esto, paros automáticos y errores de operación en las bombas de recirculación. En este tipo de evento, la región de la tapa inferior del reactor tiende a enfriarse rápidamente debido al enfriamiento de las barras de transmisión (CRD, siglas en inglés) del flujo de agua fría que entra en la región inferior de la tapa. La situación es especialmente severa si hay un aislamiento acompañado del sistema de limpieza del agua del reactor (RWCU, siglas en inglés), tal que el flujo frío no se retira del fondo de la región de la tapa a través del sistema de desagüe. Este fenómeno es esquematizado en la Figura 1.6.
Parte superior del Tubo Guía de las Barras de Control
Agua relativamente Fría
Alojamiento de Transmisión de las Barras de Control
Fondo de la Tapa de Drenaje Flujo de Circulación
Natural del Calor
CRD Agua Refrigerante
Figura 1.6. Choque térmico en el sistema de recirculación en la tapa del fondo del reactor[1.4]
.
Para justificar la relación de los límites de temperatura operacional del reactor, los siguientes problemas necesitan ser dirigidos a:
1. Los transitorios introducen ciclos adicionales de esfuerzos en los componentes de la tapa del fondo. Esto requiere de un análisis para mostrar que los límites de fatiga del Código ASME pueden ser satisfechos.
2. Debido al incremento potencial de esfuerzos, un nuevo análisis de fatiga es requerido para los componentes afectados.
3. Los transitorios más severos en la tapa del fondo requieren del establecimiento de límites alternos de P-T para la región de la tapa del fondo del reactor.
4. La definición de revisión de transitorios debe permitir el reinicio de las bombas de recirculación para diferenciales de temperatura que significantemente excedan 145°F.
5. Una estrategia debe desarrollarse para el reinicio de las bombas de recirculación si el de temperatura del desagüe no esta disponible.
bombas de recirculación. Durante este tiempo, el límite de 145°F fue excedido, previniendo reiniciar esta secuencia de eventos también resultó en un calentamiento-enfriamiento y violaciones del límite P-T, como se muestra en la Figura 1.7.
Es importante hacer notar que uno puede esperar tener el mismo problema para los reactores de BWR.
Temperatura de la superficie exterior
del reactor Con los límites revisados, las bombas pueden ser reiniciadas arriba de 90 min. después de que
el evento ocurrió. Temperatura del
fluido del fondo de la tapa
Después de 20 min, los 145°F en el límite superior e inferior fueros excedidos.
Las bombas no pudieron ser re-iniciadas para este
tiempo.
300°F
Límite Revisado 145°F
Límite Especificado 100°F/hr
Temperatura de Saturación Domo de Vapor
Figura 1.7 Temperatura vs. Tiempo después del cierre automático[1.4].
La presión del sistema refrigerante del reactor no excederá de 93.27 Kg/cm2 (1325 Psi) medida en el domo de vapor del reactor. Después de haberse instalado el reactor, se realiza una prueba hidrostática completa de la misma a 1.25 veces la presión de diseño: 1.25x87.89 = 109.86 Kg/cm2. Las normas en reactores no especifican ninguna otra prueba hidrostática. En la práctica real, las pruebas hidrostáticas se realizan a juicio del operador, generalmente estas pruebas se harán después de una instalación o una sustitución de mecanismos de los CRD o tras la retirada de la tapa del reactor.
El balance de flujos en el reactor se presenta en la Tabla D1 del apéndice D. El diseño del reactor y los sistemas de emergencia de enfriamiento del núcleo (ECCS siglas en inglés) tales que, en un accidente de pérdida de refrigerante, el núcleo pueda ser adecuadamente refrigerado. El caso más desfavorable, considerado como accidente base de diseño, es la rotura total en cizalla de la tubería de succión (50.8 cm) en una guía de recirculación con el reactor a plena potencia y estable. En estas condiciones el núcleo quedaría completamente descubierto de no ser por el criterio de inundabilidad. Los distintos sistemas de emergencia pueden inyectar agua al reactor después de un accidente de pérdida de refrigerante con sus propias bombas y poder mantener el nivel de agua en el reactor. En las condiciones antes supuestas, hay que aportar constantemente agua al reactor para reponer las pérdidas debidas a ebullición y fugas a través de la junta deslizante entre la sección de mezcla y el difusor de las bombas de chorro.
La diferencia de temperaturas entre la parte superior del espacio de vapor del domo y el refrigerante de la parte inferior del reactor se debe mantener < 80 °C; si no es así se debe enfriar para poder arrancar las bombas de las guías de recirculación. Para reducir al mínimo las pérdidas caloríficas, el reactor está rodeado por una serie de paneles de aislamiento (ver Figura 1.8) con un coeficiente promedio de transmisión máxima de calor de 17.6 kcal/hora*cm2 aproximadamente en las condiciones de funcionamiento de 288 °C en el reactor.
1.3.5 Radiación de neutrones en los reactores BWR-5.
Las Figuras E1 y E2 (apéndice E) muestran la fluencia de neutrones rápidos (E > 1 Mev) en la superficie interna del reactor al nivel del envolvente del núcleo[1.4] (ver Figura E3) a un ¼ T como función de la vida en servicio para las unidades 1 y 2, respectivamente. Para reducir la fuga de los neutrones y la radiación gamma, el reactor está rodeado por un blindaje biológico. Este blindaje es una estructura cilíndrica de concreto de alta densidad con una envolvente de acero (interior y exterior) y columnas de soporte de viga tipo I para atenuación neutrónica. La pared de blindaje está soportada por el pedestal de soporte del reactor y tiene aproximadamente un espesor de 60 cm. Están previstos orificios de entrada alrededor de las penetraciones que permiten desmontar el aislamiento para la inspección en servicio durante las paradas de mantenimiento.
El reactor se proyecta para una vida útil de 40 años, sus componentes estructurales internos están diseñados para mantener su integridad estructural durante operaciones normales, perturbaciones sísmicas y condiciones de accidente base de diseño. Las estructuras, soporte del núcleo y de los componentes internos del reactor, proporcionan la distribución adecuada de refrigerante en todas las condiciones previstas de funcionamiento normal para permitir la operación a potencia del núcleo sin daño para el combustible.
Figura 1.8. Aislamiento del reactor BWR-5.
Figura 1.9. Formas de mecanismos de envejecimiento en las plantas de energía nuclear BWR basándose en IAEA-IRS desde
1993 a 1998.
La capacidad de un material para resistir la fractura frágil, o su tenacidad a la fractura, está caracterizada en el Código ASME Sección III, por ciertas propiedades medidas mediante una prueba de impacto Charpy. Estas propiedades son la temperatura de transición sin ductilidad (RTNDT) y el límite superior de energía (USE, siglas en inglés). La definición actual de RTNDT esta en NB-2300, fue establecida en la Addenda del Verano de 1972 para la Edición de 1971 de la Sección III. El límite superior de energía está definido en ASTM E185 y requerimientos relacionados al límite superior de energía están dados en 10CFR50, Apéndices G y H.
El entendimiento de los efectos de radiación en la tenacidad de aceros de baja aleación ha mejorado en los últimos 25 años. La importancia del contenido de cobre en los materiales de la región del núcleo del reactor, se discuten en la Guía Reguladora 1.99, Revisión 1 y 2.
Antes de 1972, los requerimientos del Código ASME para pruebas de energía e impacto Charpy fueron diferentes de los actuales requerimientos que definen RTNDT. Además, el límite superior de energía no fue directamente considerado en la selección de los materiales de fabricación. Como resultado, los materiales de soldadura que reunieron los requisitos de construcción cumplieron con el requerimiento de irradiación actual, causando cambios en detrimento a los valores de RTNDT y el límite superior de energía en materiales de acero de baja aleación. La NRC aprobó los métodos para las plantas en 1972 para establecer valores apropiados de RTNDT y para demostrar el adecuado límite superior de energía.
RTNDT, el SAW (siglas en inglés) sería el siguiente mejor y el ESW (siglas en inglés) sería en tercer lugar. Esta clasificación es congruente con la cantidad de Ni en cada tipo de soldadura. SMAW generalmente tienen el más alto contenido de níquel y ESW el más bajo.
Datos de las pruebas Charpy en los anillos y las soldaduras del reactor BWR-5[1.4] están presentados en el apéndice F.
1.4 Antecedentes de los requerimientos de inspección en los reactores BWR.
Los requerimientos de inspección para reactores tienen su origen en la Sección XI del Código de la Sociedad Americana de Ingenieros Mecánicos (ASME), “Reglas para Inspección de Componentes de Plantas Nucleares”. Antes de la Addenda del invierno de 1975 de la Sección XI del Código ASME, las inspecciones en las regiones que no están a nivel del núcleo fueron solamente requeridas en un 10% de la longitud soldada, en soldaduras longitudinales y meridionales y el 5% en las soldaduras circunferenciales. Para soldaduras de la región a nivel del núcleo, el porcentaje fue incrementado al 50% en áreas que reciben una alta fluencia de neutrones. A partir de la Addenda de 1975, las inspecciones fueron solicitadas en todas las Categorías de Examinación B-A (ver figura 1.3) de las soldaduras del reactor durante el primer intervalo, pero en intervalos sucesivos, las inspecciones fueron limitadas a una soldadura longitudinal y una circunferencial en la región a nivel del núcleo. En la Addenda del Invierno de 1982, estos criterios fueron modificados ligeramente, de tal manera que el requerimiento para intervalos de inspecciones sucesivas disminuye a solamente una soldadura de la región a nivel del núcleo. Este criterio permaneció sin cambio hasta la Addenda de 1998 de la Sección XI del Código ASME cuando fueron revisados al ser requeridas inspecciones en todas las soldaduras en cada intervalo[1.6].
Como se publicó en Agosto de 1992, el Registro Federal bajo información suplementaria con referencia a la regla final, la posición de la US NRC (Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos) respecto al aumento de la examinación de las soldaduras de un reactor está fundamentada en las tres siguientes preocupaciones:
1. La fragilización que proviene de la irradiación observada en materiales probados, los resultados muestran que ciertos materiales del reactor presentan un daño mayor por radiación que el esperado.
2. Datos operacionales indican que el agrietamiento por Corrosión Bajo Esfuerzos (SCC, siglas en inglés) en reactores BWR, sea probable de lo que previamente se había pronosticado.
3. Una preocupación significante con respecto al agrietamiento inducido en servicio que ha ocurrido en recipientes grandes (por ejemplo, presurizadores, generadores de vapor) diseñados y fabricados de acuerdo al Código ASME.
Los requerimientos en la Sección XI del Código ASME, Calderas y Recipientes a Presión (B&VP) se citan en el Código Federal de Regulaciones de los Estados Unidos para inspección de reactores nucleoeléctricos comerciales. Específicamente, una regla final 10 CFR 50.55a(g)(6)(ii)(A) fue publicada por la Comisión de Reguladora Nuclear de los Estados Unidos (US-NRC) en 1992. Esta exige a los titulares de licencia que realicen inspecciones volumétricas de esencialmente el 100% en las soldaduras del reactor, sobre una base expedita. Esto último significa que es durante el periodo de inspección cuando la regla fue publicada o durante el primer periodo del siguiente intervalo de inspección. “Esencialmente 100%” significa que al menos el 90% del volumen de las soldaduras debe revisarse cuando el acceso completo esta impedido por interferencias.
Para algunas plantas BWR, la inspección no puede ser aplicada al 100% en las soldaduras del reactor debido a las restricciones de accesibilidad e interferencia de componentes. En casos de accesibilidad limitada, la regla 10FR50.55a permite acreditar la inspección al menos el 90% del volumen de cada soldadura. Desgraciadamente, el volumen excesivo de inspección es muy difícil de realizar en la práctica.
En respuesta a la regla final en 1992, Reactores Tipo Agua Hirviente y Proyectos Internos en Vasijas (BWR-VIP, siglas en inglés), envió un reporte a la US-NRC donde propone una revisión del alcance de las inspecciones de soldadura para plantas BWR. La propuesta de BWR-VIP podría reducir el alcance de las inspecciones de esencialmente el 100% de las soldaduras del BWR al 100% de soldaduras longitudinales y 0% de soldaduras circunferenciales, con excepción de las intersecciones de las soldaduras longitudinales y circunferenciales. Aproximadamente del 2 - 3% de las soldaduras circunferenciales deberán ser inspeccionadas bajo ésta propuesta. Las bases técnicas para la propuesta BWR-VIP son proporcionadas por resultados de la mecánica de fractura probabilística (MFP) con y sin inspección en servicio.
De acuerdo a la carta fechada el 28 de Septiembre de 1995, complementada por las cartas del 24 de Junio y 29 de Octubre de 1996; 16 de Mayo, 4 de Junio, 13 de Junio y 18 de Diciembre de 1997; y del 13 de Enero de 1998; el BWR-VIP sometió al Electric Power Research Institute (EPRI) el reporte TR-105697, “Proyecto para Reactor e Internos BWR (BWRVIP), Recomendaciones de Inspección en Soldaduras del Reactor BWR (BWRVIP-05)”. El reporte BWRVIP-05 evalúa los actuales requerimientos de inspección para las soldaduras en el reactor BWR, manifiesta recomendaciones para requerimientos alternativos de inspección y provee la base técnica para esos requerimientos. Este inicialmente propuso reducir el alcance de inspecciones en las soldaduras del reactor BWR del 100% de todas las soldaduras al 50% de las soldaduras axiales y 0% en las soldaduras circunferenciales; sin embargo, como se modificó, éste propone desarrollar inspecciones en servicio (ISI, siglas en inglés:
In-Service Inspections) 100% en las soldaduras longitudinales del reactor y esencialmente 0% en las soldaduras circunferenciales, con excepción de las intersecciones de las soldaduras longitudinales y circunferenciales. Aproximadamente del 2-3 % de las soldaduras circunferenciales serán inspeccionadas bajo esta propuesta.
La RG 1.174 provee una guía acerca de algunos aspectos como las fallas potenciales de equipos y errores humanos para que puedan aplicarse las medidas preventivas pertinentes y como los márgenes de seguridad son mantenidos y expone cómo la evaluación de riesgo puede ser usada para su propósito principal el determinar el aumento en riesgo y su efecto acumulativo, de tal manera que el riesgo sea pequeño y no cause que los objetivos de seguridad de la NRC sean excedidos. La frecuencia de falla estimada de las soldaduras circunferenciales no puede ser directamente comparada a la frecuencia de daño del núcleo o descargas tempranas grandes. En las bases anteriores, el equipo de trabajo concluye que el propósito del BWRVIP-05 modificado, para la eliminación de las inspecciones de la soldadura circunferencial del BWR, es aceptable.
La carta genérica, 98-05, de la US NRC no requiere ninguna acción específica a la contestación escrita. Cualquier acción para pedir la excensión de los requisitos de inspección volumétrica en servicio de 10 CFR 50.55a(g) de las soldaduras circunferenciales del reactor, es estrictamente voluntaria. Para las plantas BWR comerciales en los Estados Unidos, los reactores fueron fabricados por cinco compañías: Chicago Bridge and Iron (16 reactores), Combustion Engineering (10 reactores), Babcock & Wilcox (9 reactores), New York Shipbuiding (1 reactor) y Hitachi (1 reactor).
El reactor es el componente principal de la frontera de presión y es inspeccionado siguiendo los lineamientos establecidos en la sección 50.55a del Código Federal de Regulaciones. Los requerimientos del Código ASME sección XI para calidad de inspecciones del reactor están provistos en IWB-2420. Este criterio requiere la revalorización de fallas en condiciones relevantes durante cada uno de los 40 meses siguientes del periodo de inspección, con tal que la falla o la condición de falla sea aceptada para continuar su uso según la evaluación analítica. Si la falla permanece esencialmente sin cambio por tres periodos de inspección sucesivos, entonces el programa de inspección puede revertirse a los requerimientos originales para el componente (intervalos una vez cada 120 meses para las soldaduras del reactor).
El alcance actual de inspecciones en servicio en las soldaduras del reactor BWR-5 está presentado en Tabla 1.4. Podemos ver que el porcentaje de soldaduras inspeccionadas está lejos del criterio IWB-2420, sobre todo para las soldaduras circunferenciales. Hasta hoy, solo en 4 soldaduras (3 circunferenciales y 1 longitudinal) fueron detectados como defectos (ver Tabla 1.5). Todos estos defectos son tolerables de acuerdo al Código ASME, el cual establece el criterio “área de laminación < (18pulg2), como límite de tolerancia”.
Cobertura de Código ASME Sección 11, edición 1986 Tipo
de
soldadura Soldadura Total Parcial No inspeccionados
AA 88% 12% 0
AB 11% 0 89%
AC 9% 0 91%
AD 5% 26% 69% AE 0 47% 53%
circunf
erenci
al
Total Circunferenciales
22.6% 17% 60.4%
BA 84% 0 16%
BB 84% 0 16%
BE 0 0 100%
BF 100% 0 0
BJ 83% 17% 0
BK 100% 0 0
BN 98% 0 2%
BO 100% 0 0
longi
tudinal
Total Longitudinales
81.125 2.125 16.75
58.6 7.8
Total 33.6
Soldaduras
Tabla 1.4. Inspección en servicio en las soldaduras del reactor (20 de mayo de 2000).
Soldadura Dirección Laminación Tamaño del defecto Área de laminación
AA circunferencial Longitud = 1.2”
Profundidad = 1.37” AB circunferencial planar
AC circunferencial < (15”)2
BA longitudinal planar
Tabla 1.5. Defectos detectados en las soldaduras del reactor. Tolerancia de acuerdo al Código ASME área de
1.5 Referencia Bibiográfica
[1.1] Padilla, Ávalos. Reactores Nucleares, Colección textos Politécnicos, Ed. Limusa, México D.F, p.p. 11, 12.
[1.2] K. Gladkov, La energía del átomo, Ediciones en Lenguas Extranjeras, p.87. [1.3] “BWR-5 Nuclear Power Plant”, Centro de entrenamiento, 1998.
[1.4] Data of the National Commission of Nuclear Security and Safeguards (CNSNSG), México, 2000.
[1.5] “Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Material”, US-NRC Regulatory Guide 1-99, Rev. 2. 1998, US-NRC: Washington. P.p. 1.99-1 – 1.99-10, 1998.
Capítulo 2
Metodología para el Análisis de
Mecánica de la Fractura en
2.1 Análisis de Mecánica de la Fractura en los reactores nucleares con un
enfoque determinístico
La aproximación determinista está basada en dos principios: 1) barreras seguras de fuga y 2) el concepto de defensa a fondo. En éste último caso consiste en tomar en cuenta fallas potenciales de equipos y errores humanos, para que puedan aplicarse las medidas preventivas pertinentes y hacer previsiones para la instalación de dispositivos sucesivos para evitar tales fallas y limitar sus consecuencias.
Cuando las fracturas son identificadas en estructuras o componentes durante el servicio, éstas deben evaluarse para determinar la conveniencia de que el componente continúe operando. La Mecánica de la Fractura proporciona una metodología para evaluar la integridad estructural de componentes que presentan grietas y demostrar si éstos son capaces de continuar operando con seguridad. El criterio básico en cualquier Análisis en Mecánica de la Fractura es prevenir la falla. Para lograr esto, la fuerza de crecimiento de la grieta debe ser menor que la resistencia del material al agrietamiento, como se ilustra en la Figura 2.1.
Material
Medio Ambiente - Temperatura
- Radiación
Razón de Carga
Fatiga
Resistencia del
Material
>
Fuerza de Crecimiento de
la Grieta
Esfuerzo Aplicado
Tamaño de la Grieta
Geometría de la Estructura
Razón de Carga/ Ciclos
Figura 2.1. Criterio básico de la Mecánica de la Fractura
El crecimiento de la grieta y la resistencia del material dependen de las condiciones de fractura. Bajo un estado de esfuerzos dado, el tamaño de la grieta al cual la fuerza de crecimiento de la grieta es igual a la resistencia del material es denominado tamaño crítico de grieta. De manera general, un factor de seguridad es aplicado a la resistencia del material, en comparación con la fuerza de crecimiento de la grieta para determinar el tamaño de grieta permisible para un componente.
La predicción de la vida útil de una estructura es el resultado de un procedimiento que permita conocer los siguientes aspectos:
1. Identificar y caracterizar los mecanismos de degradación presentes en función de las condiciones de servicio.
2. Evaluar las propiedades mecánicas del material en las condiciones actuales de servicio.
4. Establecer las ecuaciones de rapidez de crecimiento de defectos de acuerdo con los mecanismos de daño, las condiciones de servicio y las propiedades del material.
Básicamente, el sistema de predicción de vida es un programa que funciona de acuerdo con el diagrama de flujo de la Figura 2.2.
Figura 2.2. Método de cálculo de vida residual del reactor con grietas detectadas
A partir de una inspección no destructiva se establecen el tamaño, forma, tipo y distribución de los defectos presentes en el reactor. Se define tamaño crítico de defecto a la dimensión máxima que puede tener un defecto justo antes que provoque una falla bajo las condiciones de servicio y regímenes transitorios especificados:
2.1.1 Cálculos determinísticos del reactor BWR-5.
Parámetros de entrada:
1. Presión (P) y temperatura (T) del refrigerante del reactor en función del tiempo para un transitorio dado.
2. Coeficiente de transferencia de calor superficial (heff & Heff).
3. Propiedades del material.
4. Fluencia de neutrones para la superficie interior del reactor (fluencia en la punta de la grieta f(a) = f0e
5. Dimensiones geométricas del reactor.
Cálculos:
1. KI(a) < KIC – No hay crecimiento de la grieta.
2. KI(a) > KIC – la grieta avanza 0.635 mm (1/4 plg) y se arresta si KI(a+0.635) < KIA.
3. KI(a) > KIC – la grieta avanza 0.635 mm (1/4 plg) y el reactor falla si KI(a+0.635) > KIA.
Resultados de los cálculos:
1. Factor de intensidad de esfuerzos en la punta de la grieta.
2. Posiciones correspondientes de la punta de la grieta.
3. Condiciones en la punta de la grieta en cada momento.
4. Tenacidad del inicio de crecimiento de la grieta.
5. Tenacidad de “arrestamiento” de la grieta creciente.
El carácter estimativo de los cálculos de predicción de vida obliga a la verificación de su exactitud a través del monitoreo (ver Figura 2.3)
Figura 2.3. Monitoreo e inspección en el reactor.
2.2 Concepto de riesgo.
Las instalaciones nucleares están diseñadas para que el riesgo asociado con su operación esté dentro de límites aceptables por la gente y el medio ambiente. No existe una definición precisa; sin embargo, lo que constituye un “riesgo aceptable”, es básicamente una noción subjetiva. En su forma más simple, el riesgo denota el nivel de incertidumbre asociado con una acción individual dada. La aceptación del riesgo está generalmente gobernada por el grado para el cual es considerado relativamente improbable y de consecuencias limitadas.
![Figura 1.1. Corte de un reactor BWR-5 [1.3 . ]](https://thumb-us.123doks.com/thumbv2/123dok_es/4963530.75345/24.612.78.514.85.591/figura-corte-de-un-reactor-bwr.webp)
