El manejo de vida de una planta nuclear no solamente se ve

MEXICO
EXTENSIÓN DE TIEMPO DE OPERACIÓN DE LOS
REACTORES DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE
ESPECIALIDAD: INGENIERÍA NUCLEAR
Luis Carlos Longoria Gándara
Doctor en Física Nuclear
Fecha de ingreso (24, Mayo, 2007)
Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
CONTENIDO
Resumen Ejecutivo
1. Introducción
1.1 Economía
2. Tiempo de vida de los sistemas
3. Manejo de vida de la planta
3. 1 Selección de Sistemas y Componentes
3.1.1 Programa de Inspección de los Componentes del Núcleo
3.1.2 Programa de Manejo del Sistema de Agua de Alimentación
3.1.3 Programa de Manejo del Envejecimiento del contenedor primario
3.1.4 Programa de manejo del envejecimiento de la Vasija del Reactor
4. Estudios de la Integridad Estructural de la vasija del reactor
4.1 Reconstitución de las probetas y fabricación de nueva cápsula
4.2 Determinación de la Fluencia Neutrónica
3
5
6
6
8
8
9
11
12
13
15
17
18
5. Conclusiones
19
Referencias
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Especialidad: INGENIERÍA NUCLEAR
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
RESUMEN EJECUTIVO
La generación de electricidad por medios nucleares es una opción que debe de ser considerada en todo
programa energético debido a que es competitiva comparada con otras fuentes de generación y no emite gases
de efecto invernadero.
En general se consideró que los reactores nucleares operarían alrededor de 40 años, en Estados Unidos la
Nuclear Regulatory Commission (NRC) otorgó licencias para operar los reactores durante este tiempo.
La experiencia de operación de los reactores en el mundo indica que los reactores pueden operar un plazo
mayor, prueba de esto, para diciembre 2006 en Estados Unidos 24 reactores han solicitado la extensión de la
licencia de operación.
La Central Laguna Verde (CLV) cuenta con 2 reactores del tipo de agua en ebullición (BWR), el primer
reactor entró en operación en el año de 1990 y el segundo en el año 1995.
Los reactores de la CLV cuentan con una licencia de operación de 30 años otorgada por la Comisión Nacional
de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.
La Comisión Federal de Electricidad tiene programado extender la licencia de operación de los 2 reactores
para lo cual es necesario llevar a cabo acciones en lo que se refiere a la vigilancia de los sistemas críticos.
Es necesario elaborar una estrategia para la administración de vida de la planta basada en una extensión del
tiempo de operación a través de programas de gestión o manejo del envejecimiento de planta que contemple
la rehabilitación o reemplazo de componentes así como el control o mitigación de los efectos del
envejecimiento.
La implantación de los programas de gestión incluye la revisión y validación de las bases de diseño,
administración de la configuración, revisión de seguridad y la evaluación del envejecimiento.
Dentro de los sistemas críticos, la vasija del reactor es de los más importantes por lo que se requiere llevar un
programa de vigilancia de los materiales a lo largo de toda la vida útil de la planta.
Los materiales de la vasija están sujetos a irradiación por neutrones y gammas principalmente, el efecto de
esta irradiación se traduce en un incremento en la fragilidad de la vasija por lo que es necesario modificar las
curvas presión-temperatura necesarias para la operación sobre todo en el arranque después de una recarga de
combustible.
Cuando se construyen las vasijas de los reactores también se maquinan, con material de la misma colada de la
vasija, probetas de tensión y probetas Charpy, estas probetas son introducidas dentro de una cápsula que
además contiene dosímetros de radiación con el propósito de determinar la fluencia neutrónica recibida por la
pared de la vasija. Conforme al “Programa de Vigilancia de Materiales de la Vasija” se introducen 3 de estas
cápsulas a la altura del cinturón de la vasija (Beltline) en diferentes posiciones azimut y se posiciona a la
altura donde la vasija recibe la mayor fluencia neutrónica.
Conforme al programa de vigilancia de materiales se extrae la primera de las 3 cápsulas al final del sexto ciclo
de operación, la segunda al final del doceavo y la tercera a los 32 años efectivos a potencia total (EFPY). Los
dosímetros y las probetas se extraen de la cápsula, luego se miden los dosímetros para determinar la fluencia
neutrónica recibida y las probetas son ensayadas mecánicamente para determinar así el corrimiento en la
temperatura de transición dúctil-frágil de los materiales que conforman la vasija.
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
Una vez que las probetas han sido ensayadas se pueden reconstruir para poder ser introducidas nuevamente a
la cápsula y ésta puesta dentro del reactor para que continúe registrando el historial de los materiales desde su
inicio. Ya que el programa original de vigilancia esta diseñado para 40 años, al extender la vida de la planta,
se requiere de estas nuevas cápsulas.
El estudio de las probetas ensayadas de los reactores de la CLV muestran, como se esperaba, que los
materiales de la vasija se hayan fragilizado como consecuencia de la irradiación neutrónica. Se hizo una
predicción que guardaría el estado de los materiales para una posible extensión de vida la cual muestra que la
vasija puede seguir operando durante este periodo.
La extensión de la licencia de operación de los reactores de la Central Laguna Verde necesariamente requiere
de un programa de vigilancia de los materiales para que la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias pueda comprobar que los reactores puedan continuar operando en condiciones seguras.
Palabras clave: Extensión de Operación, Planta Laguna Verde, Reactores Nucleares, Materiales de
Reactores Nucleares
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
1. Introducción
El escenario actual indica que la demanda de energía a nivel mundial se da, cada vez más, de una manera
acelerada sobre todo en los países en desarrollo, entre los factores que más influyen en esta demanda están:
Crecimiento demográfico
Esperanza de un mejor confort de vida
La protección del ambiente
La población en el mundo se incrementa en casi 100 millones de personas al año y el incremento es más
pronunciado en los países en desarrollo. Se estima que para mediados de este siglo la población se duplicará a
cerca de 10 billones de personas esto debido a que la disminución en los nacimientos se ve contrarrestada por
un aumento en el promedio de vida de la población. (1)
Existe una relación directa entre un mejor confort de vida y la riqueza en una sociedad, y ésta, a su vez, está
relacionada con el uso de energía. En promedio por persona, los países desarrollados consumen diez veces
más energía que los países en desarrollo. Si estos países alcanzan un confort de vida similar a los países
desarrollados se necesitará para mediados de este siglo 3 veces más de la energía que se consume ahora ya
que la demanda mundial histórica es de aproximadamente 2% anual.
En la actualidad, la protección del ambiente es ahora considerado como una condición para la generación de
energía. Los combustibles fósiles han contribuido a la acumulación de dióxido de carbono (CO2) en la
atmósfera lo cual trae como consecuencia el calentamiento global y cambio climático. Los países de la
Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) contribuyen con más de la mitad de
las emisiones de CO2 a la atmósfera.
La experiencia en el mundo donde se ha utilizado la energía nuclear de manera comercial indica que la
energía nuclear es una opción competitiva económicamente y además es una opción viable desde el punto de
vista ambiental.
Los países que firmaron el Protocolo de Kyoto establecieron como un objetivo primordial el reducir para el
2012 las emisiones de gases de invernadero a un nivel de 5% menos de las emisiones que se tenían en 1990.
La producción de electricidad por medios nucleares, en lugar de utilizar combustibles fósiles, evita la emisión
de 2500 millones de toneladas de CO2 por año a la atmósfera.
Los países que porcentualmente utilizan más la nucleoelectricidad son Francia con un 78%, Lituania 70%,
Eslovaquia 56%, Bélgica 55%, Ucrania 50% y Suecia 45%. El país con más reactores en operación es Estados
Unidos con un total de 103 que representan el 20% de la electricidad generada en ese país.
La energía nuclear contribuye en alrededor de 16% a la energía mundial a través de la nucleoelectricidad.
Actualmente, en el mundo existen 442 reactores en operación distribuidos en 31 países los cuales producen
alrededor de 370 Giga Watts eléctricos (GWe).
Hace más de 20 años que no se construye una planta nuclear en Estados Unidos, sin embargo la cantidad de
electricidad generada en estos años ha ido en aumento al ritmo de 2% anual, esto debido a una mayor
eficiencia en la generación lo que incrementa la potencia de los reactores.
En los países europeos se está considerando nuevamente la opción nuclear y por ejemplo en Finlandia se está
construyendo un reactor de tipo Reactor Europeo de Potencia (EPR) y en Francia ya se empezaron los
trabajos para un nuevo reactor de este tipo. En el año 2006 entraron en operación 2 nuevos reactores en India,
1 en Japón y otro en China.
En México las fuentes de generación de electricidad se distribuyen de la siguiente forma: 34.7 % en centrales
de ciclo combinado, 31.8% en termoeléctricas de combustoleo, 12% de la hidroeléctrica , 8.6% centrales a
base de carbón y nuclear 4.4%.
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1.1 Economía
Las construcción de centrales nucleares es de entre 5 y 7 años y una termoeléctrica de ciclo combinado es de
2 a 3 mientras que una planta a base de carbón oscila entre los 4 y 5 años. La inversión inicial para construir
una central nuclear está en un costo de alrededor de 1600 dólares por kilowatt eléctrico (usd/kWe) instalado
mientras que para una central de gas está entre 500 y 900 usd/kWe instalado.
Una de las ventajas de utilizar la energía nuclear es que el costo del combustible representa un porcentaje
bajo del costo total nivelado de generación en comparación que los gastos de operación de otras alternativas
como por ejemplo las centrales a base de gas para las que el costo de combustible representa un alto
porcentaje. Por lo tanto si el precio del combustible nuclear aumentara un 100% sólo representaría un
incremento de alrededor de 15% en los costos de generación mientras que si el costo del gas se duplica el
costo de generación aumenta en un 80% aproximadamente.
Para los cálculos de rentabilidad económica de las nuevas centrales nucleares se toma como base que su vida
de operación es alrededor de 40 años. Esto debido a que se ha demostrado que los sistemas nucleares pueden
operar segura y económicamente bien durante este periodo.
En un estudio realizado por la OCDE se establece que el costo de la electricidad generada a través de
centrales nucleares es más barata que la producida en centrales a base de gas natural cuando el precio del gas
es superior a los 4.70 dólares por millón de Btu (British Termal Unit). Otro estudio económico realizado por
el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares obtuvo que el costo Total Nivelado de Generación es
alrededor de 40 dólares mientras que para un ABWR es de aproximadamente de 34 dólares a una tasa de
descuento del 12%.
El manejo de vida de una planta nuclear no solamente se ve afectada por situaciones técnicas sino también por
cuestiones económicas, de personal, de relaciones públicas, ambientales, políticas, etc.
2. Tiempo de vida de sistemas.
Para algunos componentes de una planta nuclear el tiempo límite de vida está definido por los proveedores
como el tiempo de garantía, otros proveedores dan un tiempo promedio estándar pero sin comprometerse.
En casos especiales como el Sistema de Vapor, la vida útil está calculada en base a resultados de fatiga de los
materiales realizados con códigos computacionales; el tiempo de vida útil se conoce como Tiempo de vida
por Normativa.
En otros casos, al Tiempo de Vida se le conoce como el período para el cual un sistema está licenciado para
funcionar.
Desde el punto de vista económico el tiempo de vida es aquel período en el que una vez amortizada la
inversión deja de ser rentable.
La normativa a seguir para la extensión de vida de una planta varía de acuerdo a la regulación de cada país.
En Francia, por ejemplo, no trabajan con una licencia con períodos determinados sino que continuamente
informan a la entidad reguladora de la operación y mientras cumplan con los criterios establecidos puede
seguir operando.
En Estados Unidos la reglamentación establece un periodo de operación de una planta nuclear por 40 años y
luego se debe someter una solicitud para extensión de licencia que generalmente es por otros 20 años.
Actualmente en Estados Unidos se han aprobado por la NRC (Nuclear Regulatory Commission) un total de
48 solicitudes para extensión de licencia y 7 adicionales se encuentran en proceso de revisión.
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
En Mexico los reactores de la CLV están licenciados para operar 30 años, dado su desempeño y
características de diseño es de esperarse que la CFE solicitará a la CNSNS una extensión de licencia.
Algunos puntos que se recomienda seguir para una política efectiva de manejo de vida de planta son:
1.
2.
3.
4.
Buscar la excelencia en la operación y mantenimiento diarios con un sistema de retroalimentación de
información acumulada en la operación y tomar en cuenta la estandarización de los reactores.
Los mantenimientos excepcionales que incluyen reemplazo o reparación de grandes equipos deben
ser programados con suficiente anticipación.
Cada determinado periodo realizar una inspección completa de la planta actualizando los niveles de
seguridad.
Llevar a nivel directivo un programa que revise con detalle las actividades de operación y
mantenimiento que identifique aquellas acciones que afecten la vida de la planta y que haga
seguimiento de los programas de vida de plantas similares.
Es de suma importancia incorporar actividades relacionadas con el manejo de vida de planta a la
operación y mantenimiento rutinario, en particular se debe poner atención a lo siguiente:
1.
Monitoreo de la fatiga de los componentes primarios. En este caso los datos de la experiencia
operacional son muy importantes, por ejemplo para estimar la fatiga del Sistema de Vapor NSSS
normalmente se diseña basado en eventos transitorios utilizando un código de cómputo. Sin embargo
una vez que se han acumulado años de operación se debe ajustar para tomar en cuenta su historial de
operación. Para lograr esto se debe llevar un registro desde un inicio de todos los transitorios de
presión y temperatura. Con estos registros se pueden identificar los procedimientos de operación que
más afectan la resistencia a la fatiga y, por ejemplo, se pueden identificar aquellos equipos que son
afectados directamente por la operación. Después de 15 años de experiencia en operación y llevando
los registros de los transitorios se puede llevar un análisis de la fatiga en el Sistema de Vapor que sea
más realista y seguro pero que a la vez no sea demasiado conservador.
2.
Reducción de la fluencia neutrónica en la Vasija. La irradiación de la vasija del reactor por neutrones
produce una fragilización de los materiales. Esta fragilización está directamente relacionada con
posibles fallas en la vasija. A este respecto el análisis de falla de la vasija es quizá el parámetro más
importante para los cálculos de la vida remanente del reactor. Se debe por lo tanto llevar a cabo una
optimización del uso del combustible con el fin de reducir lo más posible el daño debido a la fluencia
neutrónica.
3.
Estrategias de reemplazo y reparación de componentes. Esta estrategia podría comprender una
revisión de los diseños, la fabricación y la experiencia de operación de alrededor de 40 de los
componentes más críticos con el fin de predecir problemas, estimar las consecuencias y proponer las
medidas necesarias de reparación y mantenimiento. Esto se puede llevar a cabo realizando análisis de
costo-beneficio quizá utilizando herramientas de probabilidad.
4.
Registro de los parámetros y actividades relevantes. Es importante hacer énfasis en el personal, que
el registro de información es vital y que de esto depende en gran parte el manejo de vida de
operación de la planta.
5.
Programa de manejo de vida operacional a nivel directivo. Se debe llevar un programa a nivel
directivo que continuamente analice y dé seguimiento a las actividades relacionadas con el
envejecimiento de la planta. Este programa debe contemplar, además de las cuestiones técnicas, las
relacionadas con costos, normativa, personal y entorno que afecten las metas de vida de operación de
la planta.
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3. Manejo de vida de planta
El manejo de vida de planta conocido por sus siglas en Inglés PLIM (Plant Life Management), es una
metodología utilizada a nivel mundial para llevar a cabo una administración óptima de operación de una
planta nuclear, basada en determinar los sistemas y componentes críticos y llevar un programa de seguimiento
de ellos (2). Una representación de la metodología se muestra en la Figura 1.
Compras
Ingeniería
de diseño
Planeación
estratégica
de negocios
Programas de
ingeniería
Renovación de
licencia
PLIM
Manejo del
envejecimiento
Regla de
mantenimiento
Mantenimiento
preventivo
Operaciones
Obsolescencia
Acciones
correctivas
Figura 1. Esquema de la metodología del Manejo de Vida de Planta
3. 1 Selección de Sistemas y Componentes
Para aplicar una metodología encaminada a la extensión de operación de los reactores de la CLV primero fue
necesario identificar y seleccionar los sistemas o componentes más importantes. Los sistemas seleccionados
comprenden la vasija del reactor, la envolvente del núcleo del reactor, el contenedor primario y el sistema de
agua de alimentación. El sistema de cableado es otro sistema importante del cual se puede predecir su
comportamiento utilizando especímenes dispuestos en la cercanía del sistema de refrigerante y de esta manera
exponerlos a altas dosis de radiación.
La metodología para incluir un sistema dentro del programa fue propuesta por el Organismo Internacional de
Energía Atómica (OIEA) (3) de acuerdo a recomendaciones de un grupo de expertos. Por su Parte Estados
Unidos a través de la NRC sigue la guía NEI95-10 basada en la guía reguladora 10CFR54.4 (4,5). La
metodología para la selección de las Estructuras Sistemas y Componentes (ESC) se muestra en la Figura 2.
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Lista de todas las estructuras y sistemas de la planta
¾
ESC´s no requieren
evaluación de
envejecimiento
NO
¾
¾
¾
¾
¾
¾
¿ Es la o contribuye la ESC a riesgo significativo o es
importanteNO
para la seguridad?
¿ Es importante para la producción y puede causar
paros o paradas largas?
¿Es su falla muy costosa?
¿ Puede la falla conducir a aspectos reguladores?
¿ Está sujeta a degradación significativa?
¿ Es o tiende a la obsolescencia o no hay
disponibilidad de partes?
¿ Tiene problemas crónicos de mantenimiento?
Evaluación de los componentes seleccionados
ESC no requiere
evaluación posterior del
envejecimiento
NO
1.
¿ Resultaría La falla del componente en pérdida de su
función?
2.
¿ Puede el envejecimiento ser causa potencial de
falla?
3.
¿ Son adecuados los programas de mantenimiento y
operación actuales para detectar degradación?
¿significativa
y a tiempo? SELECCIONADOS PARA
LISTA DE COMPONENTES
EVALUACIÓN DEL ENVEJECIMIENTO.
Figura 2. Secuencia de selección de estructuras sistemas y componentes
Para el caso de los reactores de la CLV los sistemas seleccionados son: la vasija del reactor y sus internos, el
sistema de recirculación de agua, el contenedor primario y los cables. El número de componentes de estos
sistemas seleccionados es de aproximadamente 120.
3.1.1. Programa de Inspección de los Componentes del Núcleo
Los programas de inspección de los componentes del núcleo se realizan de acuerdo al código de la American
Society of Mechanical Engineers (ASME) y BWR-VIP del Electric Power Research Institute (EPRI), y estas
están aprobados por la NRC. Los componentes internos son sujetos a evaluaciones de susceptibilidad al
agrietamiento por corrosión bajo esfuerzo. En la Figura 3 se representan los componentes internos de la vasija
del reactor y en la Tabla 1 se muestran los principales mecanismos de envejecimiento para los internos.
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Fig. 3. Principales componentes de una vasija de un reactor nuclear BWR.
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Componentes
internos de la
vasija (RPVI)
importantes para
la seguridad
Mecanismos
potencialmente
significativos
Mecanismos no significativos
Fatiga
IGS
CC
*
PS
*
-
PS
PS
*
Envolvente
*
PS
Soporte del
Envolvente
PS
PS
Acoplamiento del
Sistema de
Injección del
Refrigerante de
Baja Presión.
*
PS
Guía del Cabezal
*
PS
Aspersor
-
PS
Tubería Interna
del Aspersor del
Nuclo
Bomba de Chorro
IAS Fragilizaci Fragiliza
CC ón
ción
Neutrónica térmica.
.(1)
Corrosión
General
Erosión
-
-
-
-
-
-
-
-
-
PS
-
-
-
-
-
*
-
-
-
-
-
-
-
-
-
-
PS
-
-
-
-
*
_
-
-
-
-
-
- Guión
No significativo para ningún RPVI
* [Asterisco]
PS
(1)
IGSCC
No significativo para este RPVI
Potencialmente significativo para este RPVI.
No es un mecanismos significativo por si mismo pero puede requerir
evaluación especial para componentes agrietados y altamente irradiados
Agrietamiento por corrosión bajo esfuerzo intergranular
IASCC
Agrietamiento por corrosión bajo esfuerzo inducido por radiación
Desgaste
Mecánico
Tabla 1. Principales mecanismos de envejecimiento de los componentes internos de la vasija de un reactor
nuclear.
3.1.2
Programa de Manejo del Sistema de Agua de Alimentación
El sistema de agua de alimentación está sujeto a fenómenos de esfuerzo y fatiga, principalmente en las
boquillas ya que están sujetas a un ciclo térmico en el cual el agua, relativamente fría del condensador regresa
al reactor, a un medio caliente. El lugar donde sucede este encuentro de dos extremos de temperaturas es la
toma de agua de alimentación. Un programa de monitoreo de este componente consiste en un sistema que
verifique las temperaturas tanto del metal como del agua de alimentación, la presión del reactor, el flujo de
agua y que convierta estos parámetros a niveles equivalentes de esfuerzo El historial del esfuerzo se puede
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entonces extrapolar para el tiempo de operación del reactor. También es importante monitorear la corrosión
en este sistema.
Figura 4. Sistema de agua de alimentación a la vasija de un reactor nuclear BWR.
3.1.3 Programa de Manejo del Envejecimiento del contenedor primario
El contenedor primario de los reactores de la Central Laguna Verde es una estructura de concreto reforzado
conteniendo una placa de acero conocida como liner, tiene forma de cono con una alberca de supresión de
presión en el fondo, ver Figura 5. Los programas de manejo del envejecimiento de este sistema están basados
en la determinación de la integridad estructural utilizando la metodología del elemento finito. También se
realizan estudios para determinar los efectos que los incrementos de temperatura tienen sobre las propiedades
químicas y mecánicas del concreto. Al inicio de la operación se realiza un estudio completo y luego se sigue
un programa hasta cubrir el 100% del componente.
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Figura 5. Contenedor primario de un reactor de la Central Laguna Verde
3.1.4 Programa de manejo del envejecimiento de la Vasija del Reactor.
La vasija del reactor está compuesta por Placas de acero al carbono de baja aleación, recubierta de acero
inoxidable. Su altura Total es de 20.8 m, su diámetro de 5.30 m y su espesor de 13 a 18 cm. La especificación
y diseño de construcción fue realizado por General Electric (GE) y fabricada por Chicago Bride & Iron
Nuclear (CBIN). Se diseñó, fabricó, e inspeccionó bajo el código ASME sección III (6) y el reactor y sus
sistemas de soportes cumplen con la Categoría Sísmica I.
La vasija incluye placas, la cabezas inferior y superior, las boquillas y safe–ends, la brida de cierre principal,
los pernos de cierre, y los anexos soldados tanto internos como externos.
La Figura 6 muestra un diagrama de la vasija de presión del reactor.
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Figura 6. Vasija de un reactor nuclear
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4. Estudios de la Integridad Estructural de la vasija del reactor
Los materiales de la vasija del reactor están sujetos a una intensa exposición a la radiación proveniente del
núcleo. Las radiaciones principales son neutrones y gammas de estas la de mayor contribución son las de los
neutrones ya que al interaccionar con el acero de la pared de la vasija se origina un fenómeno de fragilización
que se agudiza con el tiempo. Por esta razón es muy importante conocer el estado de los materiales de la
vasija con el fin de evaluar las condiciones estructurales del componente. Los programas de vigilancia de los
materiales del reactor incluyen la introducción de cápsulas que se posicionan dentro de la vasija en posiciones
estratégicas desde el comienzo de operación. La cápsula de vigilancia de los materiales de los reactores de la
CLV contiene probetas de impacto Charpy, tenacidad y tracción fabricadas del mismo material de la misma
colada de la vasija, también existen dosímetros en forma de alambres para medir la fluencia neutrónica. La
Figura 7 muestra la cápsula que se encuentra en los reactores de la Central Laguna Verde. Cada vez que se
realiza una recarga de combustible se extrae la cápsula y se ensayan las probetas.
Probeta de tensión
Probeta Charpy
Soporte de la cápsula
Figura 7. Cápsula de vigilancia de los materiales del reactor.
El código ASME (6) Boiler and Pressure Vessel Code Section. Apéndice G. es el código utilizado para la
vigilancia de los materiales de la vasija de los reactores de la CLV, propone un programa de evaluación de la
integridad estructural de la vasija desde la perspectiva de la Mecánica de Fractura a partir de los datos de los
métodos de ensayo clásicos basados en las pruebas de impacto Charpy. Con estos resultados se construyen
curvas que describen el comportamiento de los aceros de la vasija en la región de transición dúctil-frágil.
Figuras 8 y 9.
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
Las curvas están relacionadas con el eje de temperaturas con un único parámetro conocido como la
Temperatura de Referencia RT ndt que varía de acuerdo con la irradiación neutrónica y la cuál se obtiene a
partir de los ensayos Charpy. De esta forma, a partir de los ensayos tradicionales de caracterización de
materiales es posible posicionar una curva característica de tenacidad frente a temperatura, en otras palabras
RT ndt es el parámetro que correlaciona los resultados de impacto Charpy con los de tenacidad (7,8).
En los últimos años ha surgido un nuevo método como alternativa para caracterizar el comportamiento de los
materiales de la vasija conocido como la Curva Maestra, esta curva probabilística de tenacidad de fractura
resulta a partir de probetas tipo Charpy que toma los datos experimentales de ensayos de materiales en varios
laboratorios a nivel mundial en una amplia variedad de aceros. La Curva Maestra se basa en la iniciación de
fractura por clivaje de los aceros ferríticos en la zona de transición frágil-dúctil y es un proceso
inherentemente estadístico que depende únicamente de una temperatura de referencia. (7,8,9,10)
En estudios realizados en los programas de vigilancia de los reactores españoles (11,12) se confirmó la teoría
de que el cobre y el fósforo son los precursores más importantes que dañan a los materiales de la vasija
durante la irradiación, esto debido a que forman precipitaciones a nivel de nano escalas. También se observó
que la cantidad de niquel y silicio presente en los aceros y en menor proporción el manganeso también
contribuye a la fragilización de los aceros.
Figura 8. Curva Charpy con material irradiado.
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
Figura 9. Curvas de energía y dúctil obtenidas con las pruebas Charpy
4.1 Reconstitución de las probetas y fabricación de nueva cápsula
El material original con las que fueron construidas las probetas de ensayo es de gran valor desde el punto de
vista del historial neutrónico, por lo que tanto en el caso de los reactores de la CLV como en otras plantas del
mundo se ha adoptado por reutilizar el material de las probetas una vez ensayadas ya que el programa de
vigilancia originalmente esta diseñado para 40 años y se requieren nuevas cápsulas si se realiza una extensión
de la vida mediante una nueva licencia o si se realiza un aumento de potencia de los reactores El Instituto
Nacional de Investigaciones Nucleares llevó a cabo la reconstitución de las probetas Charpy de la Unidad 2 de
la CLV utilizando material de inserto en la parte central y soldando los extremos al material original tal como
lo muestra la Figura 10.
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
HAZ
INSERTO
SECCION CENTRAL
DE ENSAYO
VASTAGO
SOLDADURA
HAZ
VASTAGO
SOLDADURA
14 mm
Figura 10. Reconstitución de una probeta de ensayo Charpy
4.2 Determinación de la Fluencia Neutrónica
La fluencia neutrónica (número de neutrones por centímetro cuadrado) causa fragilización en los materiales
de la vasija de un reactor. El número de neutrones que llegan a la pared de la vasija está en función del
número de fisiones de los átomos de uranio en el combustible nuclear y el número de fisiones es casi
proporcional a la potencia térmica del reactor, por lo tanto se puede establecer una relación de la fluencia
neutrónica con la potencia térmica. Extrapolando a partir de estos puntos se puede predecir la fluencia durante
la vida operacional del reactor.
Para medir la fluencia neutrónica se utilizan dosímetros que fueron introducidos en la cápsula de vigilancia de
los materiales del reactor desde el inicio de operación de la planta. Estos dosímetros en forma de alambre se
activan con la irradiación neutrónica y emiten radiación gamma la cual es proporcional al flujo neutrónico.
Tres dosímetros de hierro y tres de cobre fueron extraídos de la cápsula de vigilancia y fueron medidos
utilizando detectores de germanio hiperpuro. Con los datos obtenidos de los rayos gamma por unidad de
tiempo se obtiene el parámetro del flujo neutrónico en neutrones con una energía mayor a 1MeV por
centímetro cuadrado segundo, y la fluencia neutrónica (13).
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Los resultados de la fluencia se extrapolaron a 32 años de operación efectiva a potencia máxima (EFPY)
dando una fluencia de 1.48x1018 n/cm2. Luego se calcula la fluencia a un cuarto del espesor de la vasija
obteniendo un valor de 1.12x1018 n/cm2 el cual está considerablemente más bajo que el valor de diseño de
5.5x1018 n/cm2 . (14)
5. Conclusiones.
La energía nuclear está teniendo un renacimiento a nivel mundial, para México es muy importante continuar
teniendo esta opción dentro de la canasta de suministros energéticos. Los actuales reactores de la CLV han
probado durante su operación que son más económicos y más amigables al ambiente que otras fuentes de
generación.
La vasija de un reactor nuclear es uno de los componentes más críticos para la extensión de operación de un
reactor y el seguimiento del comportamiento de los materiales de la vasija es esencial. Los resultados de las
pruebas mecánicas indican que los materiales de la vasija del reactor de la CLV pueden seguir operando de
manera segura durante el tiempo de diseño del reactor.
La extensión de la licencia de operación de los reactores de la Central Laguna Verde se va a realizar dentro de
algunos años. Esta extensión de tiempo está sustentada desde el punto de vista comercial ya que es más
económico seguir operando una planta actual que construir una nueva. También desde el punto de vista
técnico se sustenta en que los componentes principales como por ejemplo la vasija del reactor pueden
continuar operando de manera confiable y segura por otros 30 años adicionales a los contemplados en la
licencia vigente.
El programa de vigilancia de los materiales que se lleva actualmente en los reactores de la CLV servirá de
base para solicitar la extensión de la licencia de operación a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias.
Es recomendable llevar a cabo pruebas de materiales y cálculo de la fluencia neutrónica para solicitar una
extensión de operación sobre todo ahora que se va a incrementar la potencia de los reactores de la CLV.
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Extensión de tiempo de operación de los reactores de la Central Laguna Verde
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