Tesis:
Desarrollo y validación de una nueva técnica de ensayo no destructivo, basada en el potencial termoeléctrico, para el conocimiento del envejecimiento de los aceros de vasija de reactores nucleares.
- Autor: ACOSTA IBORRA, Beatriz
- Título: Desarrollo y validación de una nueva técnica de ensayo no destructivo, basada en el potencial termoeléctrico, para el conocimiento del envejecimiento de los aceros de vasija de reactores nucleares.
- Fecha: 2001
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA NUCLEAR
- Acceso electrónico:
- Director/a 1º: PERLADO MARTÍN, J. Manuel
- Director/a 2º: DEBARBERIS, Luigi
- Resumen: La vasija de presión del reactor (RPV) en los reactores de agua ligera (LWR) es un componente clave para la operación segura de una central nuclear. La vasija de presión forma parte de la contención del reactor y su vida delimita, en gran medida, la vida de la planta. En los materiales de la (RPV) el efecto más importante de deterioro por la radiación es la disminución de la ductilidad de los aceros que la forman. Los métodos tradicionales para determinar el comportamiento mecánico de la(KPV) son el ensayo de tracción y el de impacto Charpy, a partir de los qué puede calcularse la temperatura de transición de dúctil a frágil (DBTT). En los aceros ferríticos utilizados en las vasijas de las centrales nucleares, la (DBTT) aumenta con la fluencia neutrónica. Los ensayos Charpy y de tracción son destructivos; en cambio la posibilidad de utilizar ensayos no destructivos facilitaría la vigilancia de los materiales que forman la vasija del reactor; por una parte haciendo posible inspección in-situ, y por otra beneficiando a aquellos programas de vigilancia que cuentan con una cantidad insuficiente de material. En el marco de esta Tesis Doctoral se ha desarrollado un equipo, llamado STEAM (Seebeck and Thomson Effects on Aged Material), para evaluar de una forma no destructiva el estado de fragilización de aceros ferríticos. Esta técnica se basa en la medida del potencial termoeléctrico, el cual es una característica del material y cambia cuando el acero se deteriora. El objetivo fundamental del estudio llevado a cabo en esta tesis es correlacionar los resultados de los ensayos mecánicos convencionales y STEAM con el cambio en las propiedades mecánicas debido a la irradiación neutrónica. Con este fin, se han utilizado diferentes grupos de aleaciones que cubren un amplio espectro de aceros ferríticos. Dichas aleaciones se caracterizan por una variación paramétrica en el contenido de impurezas tales como fósforo, cobre, y níquel, elementos que se sabe desempeñan un papel significativo en las propiedades y la degradación de los materiales. La técnica STEAM se ha aplicado con éxito para la determinación del daño neutrónico en aceros y aleaciones irradiados en el Reactor de Alto Flujo de Petten (Países Bajos). Los resultados de este análisis permitirán una mejor comprensión del papel y la influencia del cobre, níquel y fósforo en las propiedades mecánicas de los aceros. Además hará posible el desarrollo de la técnica STEAM para su aplicación en la evaluación del daño por irradiación.