VASIJA DEL REACTOR DE DOEL 3: Datos generales

Septiembre 2012 / NUM. 7
Distribución restringida
VASIJA DEL REACTOR DE DOEL 3:
DETECTADAS INDICACIONES DE DEFECTO CUASI-LAMINARES
En la recarga de junio-julio de 2012 de la central belga Doel 3 se detectaron numerosas indicaciones de defecto cuasi-laminares
en el material base de la vasija, durante la inspección en servicio de la vasija del reactor que se estaba realizando.
Datos generales de la central
Unidad:
Potencia:
Año:
Tipo de reactor:
Diseño de planta :
Diseño Reactor:
Doel 3
1003 MWe
1982
PWR
Tractebel
Framatome en asociación con ACEC
y Cockerill (FRAMACECO)
Especificaciones de la vasija
Fecha de fabricación:
Fabricante:
1974-1975
Colada-Krupp
Forja-Rotterdam Dockyard
(RDM / N-stamp)
Método de fabricación: Lingote moldeado en vacío (0,2 torr)
Ed.1973 adenda de 1974
ASME III Original:
ASME XI Original:
Ed. 1974
Material base:
SA-508 Cl3
Espesor de la pared de
205 mm
la vasija:
Material del cladding:
Primera capa ER309
Segunda capa ER308L
Espesor del cladding: 8 mm
Central Nuclear de Doel 3
La vasija del reactor de las centrales nucleares belgas se inspecciona de acuerdo con los requisitos del Código ASME XI. La
inspección se realiza mediante exámenes ultrasónicos e incluye las soldaduras circunferenciales de la vasija (no hay soldaduras
longitudinales), la zona afectada por el calor de la soldadura y el material base en la extensión que requiere el Código ASME XI.
A consecuencia de la experiencia operativa de la central francesa Tricastin, en la que se habían detectado defectos bajo el
cladding en la vasija, las centrales belgas habían previsto la realización de inspecciones mediante ultrasonidos en toda la
longitud activa del núcleo de sus respectivas vasijas para la detección de defectos bajo el cladding.
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Cavidad del Reactor
Equipo de Inspección
Inspecciones realizadas en Doel 3 en junio-julio de 2012
Se han realizado las siguientes inspecciones:
1. Inspección requerida por el Código ASME XI.
Esta inspección se realizó desde el interior de la vasija con un procedimiento de inspección cualificado. La
inspección incluía toda la circunferencia de las soldaduras y el 100 % del espesor de la pared de la vasija (205
mm) hasta una distancia de la mitad del espesor a cada lado de la soldadura. Con respecto a los resultados de
la anterior inspección, no ha habido ninguna evolución significativa.
2. Inspección complementaria para detectar posibles defectos bajo el cladding.
La inspección se realizó desde el interior con un procedimiento de inspección cualificado para la detección de
defectos bajo el cladding. Se examinó toda la circunferencia y los primeros 25 mm del espesor de la pared de la
vasija (incluidos los 8 mm de cladding), cubriéndose toda la longitud activa del núcleo (4080 mm). Por lo tanto,
se inspeccionaron zonas de material base de la vasija que no están requeridas por ASME XI y que nunca antes
se habían inspeccionado en servicio con técnicas de ultrasonidos.
No se detectaron defectos bajo el cladding. Sin embargo, se detectaron 158 indicaciones de defecto,
especialmente en el anillo inferior de la vasija. Las indicaciones tenían la apariencia de defectos cuasi
laminares, más o menos paralelos a las paredes interior y exterior de la vasija con pendientes de hasta 10º,
tanto fuera como dentro de la zona examinada. Este tipo de indicaciones está relacionado normalmente con
defectos de fabricación y no con degradaciones por envejecimiento del material.
Una evaluación preliminar de estos resultados indica que estos defectos sub-superficiales tienen forma circular
con un diámetro medio de aproximadamente 15 mm (máx. 30 mm) y una densidad de defectos de hasta 40
indicaciones por dm3. Por esta razón, no es posible aplicar caso a caso los requisitos del Apéndice A del Código
ASME XI para realizar una evaluación analítica de los defectos.
3. Inspección complementaria para mejorar la detección y caracterización de los defectos laminares encontrados.
Se examinó el 100% de la altura total de la vasija (en la primera inspección complementaria se inspeccionó la
longitud que rodea al núcleo) y el 100% del espesor de la pared de la vasija. La inspección se realizó con el
procedimiento de inspección cualificado empleado en la inspección requerida por el Código ASME XI. Para
caracterizar los defectos, se registraron datos adicionales en la zona más afectada, que abarca 1,5 m de altura,
120º de extensión y 135 mm de profundidad.
La inspección confirmó la presencia de una gran cantidad de indicaciones de defecto cuasi laminares en el anillo
superior e inferior. Hay una gran disparidad en la densidad de defectos entre el anillo superior y el inferior. El
anillo inferior, el más afectado, tiene 7776 indicaciones. El anillo superior contiene 931 indicaciones. El resto de
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las zonas de la vasija tienen algunas indicaciones, pero en menor extensión, y son de distinto tipo en el anillo de
transición.
La mayor parte de las indicaciones se localizaron en el material base, fuera de las zonas de soldadura, por toda una zona que se
extiende desde unos 30 mm desde la superficie interior hasta la mitad del espesor de la pared de la vasija. Las indicaciones
tienen forma laminar con un diámetro medio de 10-14 mm, algunas alcanzan un diámetro mayor, 20-25 mm. No se han
encontrado defectos próximos a las soldaduras.
Cualificación y técnicas de inspección ultrasónica
Las dos técnicas de inspección ultrasónica empleadas están cualificadas para detectar y dimensionar defectos en la zona de la
soldadura, aplicando los principios de la metodología ENIQ (European Network for Inspection and Qualification). Para la
detección de defectos bajo el cladding se utilizó la validación realizada para las centrales francesas, considerando algunos
aspectos específicos de los reactores belgas.
La tolerancia que se puede esperar en el dimensionamiento de los defectos con los procedimientos cualificados (procedimiento,
personal y equipo) son los siguientes:
Defectos bajo el cladding: ± 1 mm en promedio
Defectos en el metal base: ± 3 mm en promedio (ídem que para las soldaduras)
Estado actual de las investigaciones desarrolladas por el Titular
Aunque no se excluyen otras hipótesis, el Titular considera la presencia de defectos de fabricación, como la explicación más
posible. El origen de las indicaciones parecen ser debido a defectos por hidrógeno (DDH - Défauts Dus a l’Hydrogène) o
“Hydrogen Flakes”, en las zonas de segregación del lingote original. El tamaño, orientación y número de indicaciones es
consistente con esta hipótesis.
Se están realizando evaluaciones para analizar, y si es posible, validar y confirmar la integridad estructural de la vasija. Para
continuar la operación, la regulación belga requiere una justificación de los defectos en base a los requisitos del Apéndice A del
Código ASME XI. Es posible, que sean necesarios requisitos alternativos. También, se están investigando criterios alternativos
para reagrupar indicaciones. Así mismo, se ha previsto la realización de un análisis de la tenacidad a la fractura de la vasija
frente a transitorios de choque térmico a presión (PTS) de acuerdo con el 10CFR50.61a (PTS Rule).
Además, se espera que la inspección similar de la vasija de la central de Tihange 2 realizada en el mes de agosto proporcione
resultados en breve.
Fabricación de la vasija
Diferentes compañías participaron en la fabricación de la vasija. El material de la colada fue suministrado por Krupp y la forja de
los anillos fue realizada por la compañía holandesa Rotterdam Dockyard (RDM) que disponía del marcado ASME N. La
aplicación del cladding y el montaje de la parte inferior fueron realizados por Cockerill (dos anillos del nucleo, anillo de transición
y fondo) y la parte superior (tapa de la vasija y anillo de toberas) y el montaje final fueron realizados por Framatome.
La mayor parte del proceso de fabricación fue documentado y dicha documentación está siendo evaluada. Se conocen algunos
datos del proceso de fabricación de Krupp, como la composición química, en particular, el contenido de hidrógeno de los lingotes.
Sin embargo, faltan algunos documentos o no son legibles. Tampoco se dispone de documentación del primer tratamiento
térmico realizado por RDM, de una inspección ultrasónica intermedia y de algunas especificaciones de RDM. El contenido de
hidrógeno del anillo inferior (el más afectado) no es legible en la documentación disponible.
En la central Tihange 2 se está realizando una investigación similar. El contenido de hidrógeno en los anillos de Tihange 2 es
similar al de la central Doel 3.
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Inspecciones durante la fabricación
Las inspecciones de fabricación se realizaron de acuerdo al Código ASME III, Edición de 1973 y Adenda de 1974, incluyendo
exámenes volumétricos y ensayos ultrasónicos. Estos exámenes se realizaron manualmente desde el exterior de la vasija. Otros
controles complementarios realizados no condujeron a la detección de indicaciones.
En el anillo superior, las primeras inspecciones realizadas durante la fabricación indicaban la presencia de una amplia zona que
contenía indicaciones aceptables. Sin embargo, en la inspección intermedia estas indicaciones no se observaban. En la
inspección final, se observaron 12 indicaciones, pero se concluyó que eran aceptables según los criterios aplicables.
Del anillo inferior, solo se dispone de documentación de la inspección final. En esta inspección no se detectaron indicaciones.
Las inspecciones en servicio de 2012 se realizaron desde la pared interior de la vasija y son más sensibles que las inspecciones
de fabricación. A pesar de la extensión de las indicaciones, el Titular considera que los defectos encontrados en 2012 no
hubieran conducido necesariamente a que se rechazaran los anillos según los criterios de diseño del Código ASME.
Actualmente, se está evaluando si los procedimientos de ultrasonidos empleados durante la fabricación hubieran sido capaces
de detectar y dimensionar los defectos detectados en 2012.
Evaluación metalúrgica
Como se ha indicado anteriormente, los defectos podrían haber aparecido en el proceso de fabricación. Durante la fundición de
los lingotes es inevitable la formación de algunas zonas de segregación. Éstas se corresponden con una modificación del
contenido de algunos constituyentes, lo cual implica un cambio local de las propiedades físicas. Así, durante los tratamientos
térmicos que se aplican al material, el hidrógeno presente se comporta de forma diferente en cada región que cruza.
Específicamente, durante el proceso de enfriamiento de los anillos el hidrógeno se difunde más en las zonas de segregación y se
acumula en ellas. Si el contenido inicial de hidrógeno es suficiente, la acumulación de hidrógeno puede implicar la formación de
defectos. Estos defectos aparecen en gran cantidad, con forma de copo o escama (flake shape). Las dimensiones típicas están
entre 4 y 14 mm. Estos defectos son cuasi laminares por motivos relacionados con el proceso de fabricación. Además, por las
razones anteriores, los defectos se localizan, esencialmente, en las zonas de segregación, con una forma particular, comenzado
cerca de la superficie de la pared y sumergiéndose hacia el interior progresivamente. Todos estos elementos parecen concordar
con las observaciones realizadas durante las inspecciones de junio y julio de 2012.
La experiencia acumulada desde hace varias décadas muestra que es posible evitar la formación de estos defectos si el
contenido de hidrógeno se mantiene por debajo de un nivel, si el calentamiento es lento y se aplica un proceso de
deshidrogenización. En la documentación de fabricación de la vasija de Doel 3 no se ha encontrado información sobre un
tratamiento de deshidrogenización en RDM. El Titular considera que es improbable que los defectos hayan evolucionado desde
su formación.
Para obtener más información de estos defectos y su comportamiento se ha previsto la realización de ensayos destructivos y no
destructivos en muestras que estén afectadas por este fenómeno.
Acciones emprendidas por las Autoridades Belgas
• Comunicación con otros países; emisión de un informe IRS preliminar (Incident Report System), contactos con las
autoridades reguladoras de otros países con vasijas fabricadas en RDM.
• Revisión de la información disponible del proceso de fabricación de la vasija de Doel 3 y Tihange 2.
• Evaluación preliminar de la justificación inicial de los defectos para continuar la operación.
• Proponer la formación de tres grupos de trabajo con expertos internacionales:
◦ WG1: Técnicas de Ensayos No Destructivos
◦ WG2: Mecánica estructural y mecánica de la fractura.
◦ WG3: Origen metalúrgico / análisis de causa raíz de las indicaciones de defecto.
• Proponer la formación de un equipo de revisión con expertos internacionales.
• Seguimiento del suceso.
Impacto internacional
El pasado 16 de agosto se celebró una reunión con expertos de los organismos reguladores de EEUU, Francia, España, Suiza,
Suecia, Holanda, Alemania y Gran Bretaña, en la que se informó sobre el suceso de Doel 3.
El organismo regulador belga (AFNC- Agence Fedérale de Controle Nucleare) tiene previsto celebrar otra reunión en cuanto se
disponga de más datos, tanto de la inspección de Tihange 2 como de los análisis de integridad de Doel 3, que estarán listos
hacia finales del mes de septiembre.
En EEUU, EPRI está liderando la respuesta norteamericana a este incidente, comenzando por la conferencia anteriormente
mencionada. En ella se decidió acometer las siguientes acciones:
• Enviar una encuesta a las CCNN americanas para recopilar la mayor cantidad de información posible de sus procesos de
fabricación de sus vasijas, especialmente de aquellas fabricadas en RDM.
• Identificar material de archivo de RDM.
• Formar un equipo de expertos para el seguimiento de este suceso, con la posibilidad de realizar una visita a Bélgica y
finalmente, realizar evaluaciones de apoyo.
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Impacto en las centrales nucleares españolas
En base a la información disponible, las indicaciones detectadas en la central Doel 3 se originaron en el proceso de fabricación
de los anillos de la vasija. Dichos anillos fueron forjados por RDM a partir de lingotes suministrados por Krupp.
En España existen dos centrales con vasijas fabricadas por RDM: C.N. Garoña y C.N. Cofrentes, aunque existen algunas
diferencias con respecto a la vasija de Doel 3. (Véase tabla adjunta).
La vasija de C.N. Sta. Mª de Garoña está hecha de anillos forjados de acero ASTM A-336 y según Code Case 1332. En el caso
de C.N. Cofrentes, la vasija está fabricada por medio de chapas de acero ferrítico SA-533 Grado B Clase 1 unidas con
soldaduras longitudinales y circunferenciales. Se aplicaron requisitos de desgasificación por vacío para reducir el nivel de
hidrógeno y mejorar la pureza del acero. Las chapas fueron suministradas por la compañía japonesa Nippon Steel Co.
Respecto al resto de centrales con reactores de agua a presión (PWR), las vasijas fueron construidas por distintas compañías.
Combustion Engineering, Inc (C-E) fabricó las vasijas de las CC.NN. de Almaraz I y II y de las CC.NN. de Ascó I y II a partir de
chapas de acero ferrítico suministradas por Luken Steel Co. Equipos Nucleares, S.A. (ENSA), realizó el montaje de las vasijas de
C.N. Vandellós II y de C.N. Trillo. En ambos casos, el material fue suministrado por la compañía Japan Steel Works.
La parte cilíndrica de las vasijas de las CC.NN. de Almaraz I y II, Ascó I y II y Vandellós II se fabricó con chapas de acero ferrítico
SA-533 Grado B Clase 1 unidas con soldaduras longitudinales y circunferenciales.
Por último, la vasija de C.N. Trillo se compone de piezas forjadas fabricadas con el material No. 1.6311 (20 Mn Mo Ni 55). Este
material es un acero ferrítico de baja aleación similar al SA-508, Clase 3. Las piezas se obtuvieron por fusión en un horno
eléctrico y por colada con desgasificación en vacío.
Las vasijas a presión de las centrales nucleares españolas se diseñaron y fabricaron según el Código ASME III y de acuerdo a
los requisitos complementarios establecidos, en cada caso, en sus respectivas especificaciones de compra, más exigentes que
los establecidos en el propio Código ASME III. Así mismo, se realizaron todos los exámenes volumétricos y superficiales según
los requerimientos del Código ASME III. Desde el comienzo de su operación comercial, la inspección en servicio de la vasija de
las centrales nucleares españolas satisface los requisitos de examen del Código ASME XI.
Desde el punto de vista de la integridad estructural, los defectos laminares (ángulo de hasta 10º con respecto a la superficie) son
los menos perjudiciales porque son paralelos a las tensiones principales de la vasija. Cuando son cuasi-laminares, la
metodología de ASME requiere que se proyecten en planos paralelos y perpendiculares a las tensiones principales. Las
proyecciones en los planos perpendiculares se analizan en ASME como "planar defects" (defectos planos), que en principio, son
los más limitantes.
Los resultados preliminales de la inspección realizada en la vasija de Tihange 2 revelan que se han detectado defectos similares
a los de la central Doel 3, si bien en menor cantidad. Así mismo, el organismo regulador suizo (ENSI - Swedish Federal Nuclear
Inspectorate) ha anunciado que los resultados de la inspección realizada en las vasijas de las centrales Muhleberg y Leibstadt
(KKM), a raíz de los defectos encontrados en Doel 3, han sido satisfactorios.
Hasta que no se disponga de más información sobre la investigación en curso, no será posible realizar una valoración más
detallada del impacto de este hallazgo sobre las centrales españolas.
CENTRAL FABRICANTE
MATERIAL
CÓDIGO DE FABRICACIÓN
CÓDIGO ISI
ASME III, Edición de 1965
ASME XI
Sta. Mª de
Garoña
RDM
SA-336 y Code Case 1332
Almaraz I
C-E
SA-533 Gr.B Clase 1
Almaraz II
C-E
SA-533 Gr.B Clase 1
Ascó I
C-E
SA-533 Gr.B Clase 1
Ascó II
C-E
SA-533 Gr.B Clase 1
Cofrentes
RDM
SA-533 Gr.B Clase 1
Vandellós II
ENSA
SA-533 Gr.B Clase 1
Trillo
ENSA
Material No. 1.6311
(20MnMoNi55)
ASME III, Edición de 1971 con Adenda de
Invierno de 1971
ASME III, Edición de 1971 con Adenda de
Invierno de 1971
ASME III, Edición de 1971 con Adenda de
Invierno de 1971
ASME III, Edición de 1971 con Adenda de
Invierno de 1971
ASME III, Edición de 1971 con Adenda de
Invierno de 1972
ASME III, Edición de 1974 con Adenda de
Invierno de 1974
ASME III, Edición de 1980, RSK-74 04.01
1974
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ASME XI
ASME XI
ASME XI
ASME XI
ASME XI
ASME XI
ASME XI
Fuentes:
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FANC - Incident at Doel nuclear power station.
FANC - Doel 3: Safety Authorities Meet in Brussels.
FANC - Flaw indications in the reactor pressure vessel of Doel 3.
IRS 8244 – Flaws indications in the reactor pressure vessel.
WANO Event Report – 2012-014 - #PRELIMINARY# Non-Destructive Examination of Doel 3 reactor vessel revealed indications that need to
be confirmed.
■ ELECTRABEL - Technical Information concerning Reactor Vessel Doel 3.
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