Fernández, María G. (2014) Desarrollo de un programa de vigilancia para el reactor argentino CAREM 25. / Development of a surveillance program for the argentinian reactor CAREM 25. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
Los componentes crtícos de reactores nucleares de potencia necesitan, por normas y regulaciones, ser monitoreados para asegurar una operación segura de la planta. El recipiente de presión del reactor es construido con factores de seguridad muy altos porque su rotura implicara un accidente severo. Los materiales utilizados hasta la fecha en la componente estructural del recipiente de presion del reactor son aceros ferríticos, estos materiales son de estructura cúbica centrada en el cuerpo (bcc) y presentan una transición dúctil-frágil con la disminución de la temperatura. Si bien el recipiente se diseña de manera tal que la temperatura de operación siempre sea mayor que la temperatura de transición dúctil-frágil, la irradiación neutrónica aumenta la temperatura por debajo de la cual el recipiente falla por fractura frágil. Debido a esto, es mandatorio evitar que en los años de vida de la planta esta temperatura aumente hasta niveles de operación debido a la irradiación neutrónica. En este trabajo se determina la necesidad de implementar un programa de vigilancia para el recipiente de presión del reactor CAREM 25. Este reactor es un proyecto argentino, cuyo diseño integrado permite que los mecanismos de control de reactividad, los mecanismos hidráulicos que accionan las barras de control y los generadores de vapor se encuentren contenidos dentro del recipiente de presión. Se desarrolla un programa de vigilancia en base a la norma ASTM E185-10, utilizando cálculos neutrónicos realizados mediante el código de transporte probabilstico MCNP. Se plantea la posibilidad de implementar ensayos SPT y de microdureza. Se analiza el daño que podrían causar los neutrones de baja energía que no son considerados en las normativas vigentes. Se descarta la necesidad de incluir a los generadores de vapor en el programa de vigilancia. Por último se considera el fenomeno de corrosión bajo tensión asistida por irradiación (IASCC), concluyendose que existen ciertas probabilidades de ocurrencia del fenómeno en algunos componentes internos cercanos al núcleo.
Resumen en inglés
In order to comply with standards regulations and to ensure safe plant operation, the critical components of nuclear plants need to be monitored. The reactor pressure vessel is constructed with a very high safety factor because a its failure would cause a severe accident. Nowadays, the materials used in the structural component of the reactor pressure vessel are ferritic steels. These materials are of body centered cubic (bcc) structure and exhibit a ductile-brittle transition when the temperature decreases. Although the vessel is designed so that the operating temperature is always greater than the ductile-brittle transition temperature, neutron irradiation increases the temperature below which the reactor pressure vessel fails by brittle fracture. Because of this, it is mandatory during the plant operation life to avoid that this temperature increases to operating levels due to neutron irradiation. In this work, the need to implement a surveillance program for the CAREM 25 reactor pressure vessel is assessed. CAREM 25 reactor is an Argentinian project, whose integrated design allows that the reactivity control mechanisms, hydraulic mechanisms of control rods and steam generators are contained within the reactor pressure vessel. A surveillance program is developed based on the ASTM E185-10 standard using MCNP probabilistic transport code for neutron calculations. The possibility of implementing SPT and microhardness tests is discussed. Damage caused by low energy neutrons, which are not taken into account by current standards, is analyzed. The need to include the steam generators in the surveillance program is discarded. Finally, we consider the phenomenon of Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC), concluding that there are certain probabilities of occurrence of this phenomenon in some internal components near the core.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Información Adicional: | Materia específica: Mecánica nuclear |
| Palabras Clave: | Pressure vessels; Vasijas de presión; Radiation effects; Efectos de las radiaciones; [CAREM 25; Surveillance program; Programa de vigilancia; Lead factor; Factor de avance; MCNP] |
| Referencias: | [1] Ballesteros, A., Brumovsk, M., Davies, L., Debarberis, L., Jumel, S., Kang, K., et al. Integrity of reactor pressure vessels in nuclear power plants: Assessment of irradiation embrittlement eects in reactor pressure vessel steels. Inf. tec., IAEA Nuclear Energy Series, 2009. Vienna, Austria. 1, 2, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13, 14, 15, 16, 17, 57, 58 [2] EPRI. Small Punch Testing for Nuclear Reactor Embrittlement Assessment, 2006. 1, 55, 56, 57 [3] ASTM. E185-10, Standard Practice for Design of Surveillance Programs for Light- Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels, 2010. 1, 35, 37, 38, 40, 41, 42, 48, 50, 51, 55 [4] Harrison, B. Materials Surveillance Program for the Opal Research Reactor, 2007. Science RRFM / IGORR Conference, Lyon. 1 [5] X-5 Monte Carlo Team. MCNP-A general Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, 4 2003. 2, 25, 37, 38, 42, 44, 46, 48, 58, 61, 65 [6] Fortis, A. M. Daño por radiación. Inf. Tec. IT/A-76/03, CNEA, 2003. Argentina. 3, 4, 5 [7] Araneo, D. A., D'Auria, F. Methodology for Pressurized Thermal Shock Analysis in Nuclear Power Plant. GRNSPG, 2009. Italy. 6 [8] ASTM. E8/E8M-09, Standard Test Methods for Tension Testing of Metallic Materials, 2009. 9, 39, 51 [9] ASTM. E23-02, Standard Test Methods for Notched Bar Impact Testing of Metallic Materials, 2001. 9, 39, 51, 52 [10] ASTM. 208-95a, Standard Test Method for Conducting Drop-Weight Test to Determine Nil-Ductility Transition Temperature of Ferritic Steels, 2000. 11 [11] ASME. Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Division 1, Subsection NB 2300, Fracture toughness requirements for material, 2001. New York, EE.UU. 11 [12] ASTM. E1921-03, Standard Test Method for Determination of Reference Temperature, T0, for Ferritic Steels in the Transition Range, 2003. 14, 39, 51, 52 [13] Ward, A. Presentación: Proyecto CAREM, CNEA, 2006. Argentina. 20, 21, 22, 23 [14] Zanocco, P., Gimenez, M. Carem thecnical aspects, projet and licensing status, 2011. Technical Meeting/Workshop on Technology Assessment of Small and Medium-sized Reactors (SMRs) for Near Term Deployment. Vienna, Austria. 20 [15] Torres, L., Lopasso, E. M. Actualización de los cálculos de núcleo del reactor carem 25, nucleo con re ector de acero. Inf. Tec. IN-CAREM25N-30-B1010, CNEA, 2011. Argentina. 21 [16] Boado Magan, H., Delmastro, D. F., Markiewicz, M., Lopasso, E., Diez, F., Gimenez, M., et al. Carem prototype construction and licensing status. Inf. Tec. IAEA-CN-164-5S01, IAEA, 2001. Argentina. 22, 23 [17] Ferraro, D. Cálculo de la exposición de estructuras interiores y recipiente de presión del CAREM 25 mediante MCNP. Proyecto Fin de Carrera, Instituto Balseiro, Universidad Nacional de Cuyo, 2009. Argentina. 25, 33, 60 [18] Departamento de Física de Reactores y Radiaciones, Centro Atomico Bariloche, CNEA. 25 [19] Jendrich, U., Tricot, N. Neutron uence at the reactor pressure vessel wall a comparison of French and German procedures and strategies in PWRs. GRS, IRSN, 2002. 33 [20] Boehmer, B., Konheiser, J., Noack, K., Rogov, A., Borodkin, G., Polke, E., et al. Neutron and gamma uence and radiation damage parameters of ex-core components of russian and german light water reactors. 33 [21] CARO, M., CARO, A. Spectral eects on defect production in the reactor pressure vessel of a pressurized heavy-water reactor. En: PHILOSOPHICAL MAGAZINE, tomo VOL.8 0, No. 6, 1365-1378. Taylor and Francis, 2000. 33, 57 [22] Ferraro, D. Evaluación de la distribución del flujo azimutal en el recipiente de presión de Atucha I. Proyecto Fin de Carrera, Instituto Balseiro, Universidad Nacional de Cuyo, 2008. Argentina. 33 [23] Nuclear Regulatory Commission. 10 CFR Ch. I (1-1-01 Edition), Appendix G to part 50 - Fracture toughness requirements, 2001. Code of Federal Regulations. 35 [24] Nuclear Regulatory Commission. 10 CFR Ch. I (1-1-01 Edition), Appendix H To Part 50 Reactor vessel material surveillance program requirements, 2001. Code of Federal Regulations. 35 [25] ASTM. E2215-02, Standard Practice for Evaluation of Surveillance Capsules from Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels, 2004. 35 [26] Chomik, E. Definición de los excedentes de materiales a pedir para la fabricación de un cupon soldado del cual se extraeran las probetas para el programa de vigilancia del reactor carem. Inf. Tec. IT - UAM N 61/08, CNEA, UAM, 2008. Argentina. 35 [27] ASTM. E900-02, Standard Guide for Predicting Radiation-Induced Transition Temperature Shift in Reactor Vessel Materials, 2004. 36, 37, 38, 44, 63 [28] Hermida, F., Bergant, M. Especificación técnica de los forjados para el recipiente de presión. Inf. Tec. ET-CAREM25M-10, CNEA, 2010. Argentina. 38 [29] División de termohidráulica del CAREM, Centro Atomico Bariloche, CNEA. 38 [30] Delmastro, D., 2013. CNEA, Argentina's Experience with conducting EIA for CAREM 25 Licensing Activities - 18th Meeting of the Technical Working Group on Advanced Technologies for LWRs Session III (LWR) - Invited Presentations by TWG-LWR Members on Small and Modular Reactor Development, Safety and Licensing, Vienna. 39 [31] Bissio, P. H., Campenni, V. D. Programa de vigilancia para el recipiente de presión del reactor carem 25. Inf. Tec. 0758-0070-2ECTL-010-1A, INVAP, 1992. Argentina. 52 [32] Kempf, R. Fragilización por irradiación en aceros de recipientes a presión de centrales nucleares. Universidad Nacional de General San Martn, CNEA, Instituto de Tecnologa Prof. Jorge A. Sabato, 2013. 57, 58 [33] Chopra, O. K., Shack, W. J. Crack growth rates and fracture toughness of irradiated austenitic stainless steels in bwr environments. Inf. Tec. NUREG/ CR6960ANL06/58, U. S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, 2008. 60 [34] Zinkle, S., Was, G. Materials Challenges in Nuclear Energy, 2008. Oak Ridge National Laboratory, Nuclear Engineering and Radiological Sciences Department, University of Michigan, Ann Arbor, USA. 60, 61 |
| Materias: | Ingeniería mecánica |
| Divisiones: | Presidencia > Gcia. de área CAREM |
| Código ID: | 470 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 15 Oct 2014 11:49 |
| Última Modificación: | 15 Oct 2014 11:51 |
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