Nº 345•NOVIEMBRE 2013 MATERIALES - sne.es · INDUSTRIALES, S.A. MANTENIMIENTOS, ... Elena DE LA FUENTE ARIAS, ... 23 Resultados del trabajo en las celdas calientes del Laboratorio

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

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LA REVISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SECTOR NUCLEAR

Carlos CONDERector

de la Universidad Politécnica de

Madrid

MATERIALES

Nº 345. NOVIEMBRE 2013

Edita SENDA EDITORIAL, S.A.

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COMISIÓN DE TERMINOLOGÍAPresidente: Alfonso DE LA TORRE FERNÁNDEZ DEL POZOVocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo ANTOLÍN ÁLVAREZ, José Luis BUTRAGUEÑO CASADO, José COBIÁN ROA, Luis PALACIOS SÚNICO y Ramón REVUELTA LAPIQUE.

COMISIÓN WINPresidenta: Isabel GÓMEZ BERNAL.Vicepresidenta: Mª Luisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ.Vocales: Carolina AHNERT IGLESIAS, Inés GALLEGO CABEZÓN, Magdalena GÁLVEZ MORROS, Ma Teresa LÓPEZ CARBONELL, Aurora MARTÍNEZ ESPARZA, Matilde PELEGRÍ TORRES, Trinidad PÉREZ ALCAÑIZ, Ma Luisa PÉREZ-GRIFFO COCHO, Ma Luz TEJEDA ARROYO y Concepción TOCA GARRIDO.

COMITÉ ORGANIZADOR 39 REUNIÓN ANUALPresidenta: Montserrat GODALL VIUDEZ.Secretario: Pío CARMENA SERVERT. Tesorero: Gonzalo ARMENGOL GARCÍA.Presidenta del Comité Técnico: Pilar LÓPEZ FERNÁNDEZ.Vocales: Julio BELINCHÓN VERGARA, Mariano CARRETER ULECIA, José Luis ELVIRO PEÑA, Manuel FERNÁNDEZ ORDOÑEZ, Maribel GÁLVEZ PALERO, Francisco GONZÁLEZ DE LA PEÑA, Antonio GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Raquel OCHOA VALERO, Enrique PASTOR CALVO, Matilde PELEGRÍ TORRES, Pilar SÁNCHEZ BARRENO, Teresa SÁNCHEZ SANTAMARÍA, Francisco Javier VILLAR VERA y Eugeni VIVES LAFLOR.

COMITÉ TÉCNICO 39 REUNIÓN ANUALPresidenta: Pilar LÓPEZ FERNÁNDEZ.Secretaria Técnica: Lola PATIÑO RAMOS.Vocales: Juan B. BLÁZQUEZ MARTÍNEZ, Alfredo BRUN JAÉN, Eva María CELMA GONZÁLEZ-NICOLÁS, Elena DE LA FUENTE ARIAS, Alberto ESCRIVÁ CASTELLS, Laura GALA DELGADO, Francisco GARCÍA ACOSTA, Andrés GÓMEZ NAVARRO, Marisa GONZÁLEZ GONZÁLEZ, Carlos LAGE PÉREZ, Ricardo MORENO ESCUDERO, Silvia ORTEGA LES, Juan José REGIDOR IPIÑA, Rafael RUBIO MONTAÑA y Marta VÁZQUEZ CABEZUDO

SOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

ENTIDAD DE UT I L IDAD PÚBL ICA

Nuclear EspañaLA RE VISTA DE LOS PROFESIONALES DEL SEC TOR NUCLEAR

SUMARIO

2 EDITORIAL 3 INTRODUCCION 5 ENTREVISTA

Carlos CONDE LÁZARO. Rector de la Universidad Politécnica de Madrid.

10 MATERIALES 10 Retos reguladores en la gestión del envejecimiento de los materiales estructurales

de centrales nucleares. Carlos Castelao, Carlos Mendoza, Eduardo Más y José Manuel Conde15 Selección de materiales en el combustible nuclear: presente y futuro.

Cristina Muñoz-Reja, Luz Fuentes, Juan Mª García y Ana Muñoz19 “Revisitando” la vasija a presión del reactor para largos tiempos de operación.

Jesús Lapeña, Marta Serrano, Gonzalo de Diego y Mercedes Hernández Mayoral23 Resultados del trabajo en las celdas calientes del Laboratorio de Ensayos de Materiales

Irradiados de Areva del proyecto Carina para la ampliación de la base de datos de características mecánicas de las fracturas en materiales de RPV alemanas irradiados.

Julia Barthelmes, Hilmar Schnabel, Hieronymus Hein, Elisabeth Keim y Charles Eiselt28 Advance: proyecto de investigación de envejecimiento en cableado eléctrico

en centrales nucleares. Juan Carlos Cano y Sara Ruiz33 Depósitos en el lado secundario de los generadores de vapor: causas y consecuencias.

Dolores Gómez-Briceño, César Yagüe, Marta Fernández Díaz, Belén Gómez Mancebo y Rocío Fernández Saavedra

38 Laboratorio de Materiales en el Instituto de Fusión Nuclear: crecimiento y caracterización de recubrimientos con aplicaciones nucleares. Raquel González-Arrabal, Nuria Gordillo, Miguel Panizo-Laiz, Iván Fernández-Martínez, Ambiorn Wennberg, Antonio Rivera, Ovidio Peña, Fernando Briones y José Manuel Perlado

43 Inspecciones no destructivas mediante haces de neutrones. Francisco Javier Bermejo, Fernando Fernández-Alonso, Félix Sordo, Antonio Rivera y José Manuel Perlado

48 LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNEPÓSTER: Desarrollo de la base de datos para el combustible gastado y residuos especiales

de las centrales nucleares españolas. Rosa González Gandal, Miguel Ángel Rodríguez Gomez, Gonzalo Serrano y Luis López Álvarez

ORGANIZACIÓN Y FACTORES HUMANOS: Indicador de impacto agregado a la operación. Rodrigo González Miguélez

53 TERMINOLOGÍA 25

61 SECCIONES FIJAS

EDITORIAL

El 21 de octubre de 2013 asistimos al acuerdo entre el Gobierno del Reino Unido y el consorcio for-

mado por EDF, Areva que cuentan con el apoyo de los grupos chinos de CGN y CNNC, para la construcción de dos reactores nucleares de agua a presión tipo European Pressurize Reactor (EPR) en Hinkley Point C (HPC), situado en Somerset, en el suroeste inglés, condi-cionado a la aprobación de la Comisión Europea.

Desde el año 2003 con el Gobierno La-borista, el Reino Unido, que dispone de dieciséis centrales en operación, tomó la decisión de renovar su parque nu-clear a largo plazo junto con el objetivo de reducir las emisiones de gases de efecto invernadero. El Gobierno actual, en el año 2010 aprobó un programa para iniciar la construcción de nuevas centrales nucleares antes del 2025, sien-do Hinkley Point C la primera decisión.

La SNE ha seguido con sumo interés el proceso en Reino Unido durante todo este periodo y considera la decisión tomada en HPC, como un gran paso hacia delante en un nuevo modelo de desarrollo, construcción y financiación para las futuras centrales. Las centrales nucleares son instalaciones que necesi-tan una gran intensidad de capital para su construcción y puesta en servicio, se estima que HPC puede costar del orden de 19.000 millones de euros, por ello estas instalaciones necesitan de un marco regulatorio estable y predeci-ble, tal como ha venido anunciando la SNE en el transcurso de estos últimos años. Pues bien, nos encontramos ante un caso modélico de “reglas del juego” estables. En el acuerdo se establece un precio, revisable anualmente según la evolución del índice de precios, por la energía eléctrica que se produzca du-rante 35 años, a partir de la fecha es-timada de operación comercial que se prevé para el año 2023, y a cargo de las

empresas propietarias van los gastos de gestión de las centrales, los de residuos así como el futuro desmantelamiento. Este modelo protege a los inversores a largo plazo frente a riesgos de decisio-nes políticas así como otras potenciales nuevas tasas, facilitando las decisiones de construcción de nuevas centrales nucleares.

Otros aspectos a considerar son los sig-nificativos beneficios económicos que representan para el país la construcción de una central nuclear. En el caso de HPC la participación nacional se reco-noce que será superior al 57 %, creación de 25.000 puestos de trabajo durante la construcción entre el empleo directo, indirecto e inducido, lo que implica un impulso económico para el Reino Uni-do, un empleo de 5.600 personas en el pico de construcción, que dinamizan la zona donde se encuentra ubicada y 900 puestos de trabajo de alta cualificación técnica durante los 60 años esperados de operación de la central.

Por otro lado desde un punto de vis-ta medioambiental y de generación, el Gobierno británico considera que gra-cias a la no emisión de gases de efec-to invernadero, la generación eléctrica procedente de estas centrales evitará la emisión del orden de nueve millones de toneladas de CO2 a la atmósfera. Tam-bién HPC podrá cubrir una demanda de alrededor del 7 % de la necesidad del país y abastecer el consumo de seis millones de hogares, que representan dos veces el área de Londres y como aspecto también muy significativo, se podrán reducir en el futuro las facturas de los consumidores.

El diseño del reactor que se va a cons-truir en Hinkley Point C es el EPR don-de se han extremado las condiciones de seguridad ya que tienen previsto y resuelto en su diseño, todas las mejoras derivadas de los estudios de las prue-

bas de esfuerzo que se han realizado en Europa durante el año 2012 y 2013 con-secuencia del accidente de Fukushima.

Por último, pero no por eso le resta im-portancia, esta decisión potencia el co-nocimiento científico y técnico del país, se aumenta la investigación y desarro-llo tecnológico , desarrollando el know how de alto nivel científico, potencian-do el desarrollo de las universidades, las empresas de servicios, constructo-ras, fabricantes de bienes de equipos y combustible, ingenierías, empresas de inspección y formación, facilitando a su vez, la construcción de futuras instala-ciones y posicionando el sector nuclear para la participación en los diversos proyectos internacionales.

En este proyecto de Hinkley Point C, se hacen realidad los mensajes por los que la Sociedad Nuclear Española ha estado apostando que enmarcaban un futuro esperanzador para la energía nuclear: la seguridad de las centrales nucleares, la necesidad de un marco regulatorio estable y predecible que propicie la in-versión, la dinamización económica del país y del entorno donde se encuentra ubicada, la operación a largo plazo, los costes competitivos, el respeto por el medioambiente, el impulso del empleo, la generación de empresas y la forma-ción de científicos y técnicos con el con-siguiente desarrollo de universidades y centros de formación técnica.

A la Sociedad Nuclear Española le sa-tisface que un nuevo proyecto nuclear vea la luz, con la esperanza de que genere el impulso necesario para que otros proyectos continúen apostando por la energía nuclear como fuente que contribuye a mejorar el bienestar que nuestra sociedad demanda.

El nuEvo proyEcto nuclEar En rEino unido afianza la contribución dE la EnErgía nuclEar

a la producción dE ElEctricidad

Junta Directiva ■

INTRODUCCIÓN

NUCLEAR ESPAÑA noviembre 2013 3

La selección del material para cada componente que presta servicio en una central nuclear, requiere la consideración de las severas condiciones en las que

va a operar, desde el punto de vista de solicitaciones me-cánicas, químicas, térmicas y de irradiación. Los requisi-tos para su selección desde esos puntos de vista, se esta-blecen para una vida de diseño previamente determinada y en base a unos mecanismos de degradación conocidos.

El artículo del Consejo de Seguridad Nuclear sobre los Retos reguladores en la gestión del envejecimiento de los ma-teriales estructurales de centrales nucleares; nos muestra las líneas de actuación que se siguen para poder determinar la normativa que permita establecer la aptitud de los ma-teriales para la función requerida. Bajo la premisa de que normativa es sinónimo de conocimiento, se nos presen-tan las dos fuentes de conocimiento de los que se alimen-tan: el seguimiento de la operación operativa y el I+D.

Enusa se centra en su campo de especialidad, el com-bustible nuclear, origen de la irradiación cuyos efectos se analizan en varios de los artículos presentados en este número. Con Selección de materiales en el combustible nuclear: presente y futuro, se difunden los criterios de se-lección y desarrollo de los materiales del combustible nuclear, los cuales sufren de forma directa y simultanea las condiciones térmicas, mecánicas, químicas y de irra-diación mas agresivas de todos los componentes de una central.

El Ciemat y Areva versan sus escritos alrededor de la integridad estructural de la vasija del reactor en “Re-visitando” la vasija a presión del reactor para largos tiempos de operación; y en Resultados del trabajo en el laboratorio de ensayos de materiales irradiados de Areva del proyecto Carina para la ampliación de la b.d.d de características mecánicas de las fracturas en materiales de RPV alemanas irradiados.

La medida del envejecimiento del cableado de las centra-les nucleares y el desarrollo de técnicas de monitoriza-ción de la condición de los mismos para predecir su vida

útil son algunos de los objetivos del proyecto Euratom Advance que es presentado por Tecnatom en su Advance: Proyecto de Investigación de envejecimiento en cableado eléc-trico en centrales nucleares.

Los generadores de vapor también han tenido un espacio en este número. Con Depósitos en el lado secundario de los generados de vapor: causas y consecuencias, el Ciemat se cen-tra en el efecto de las medios químicos agresivos sólo en los materiales de los tubos de los generadores.

Las técnicas no destructivas, clave en los procesos de supervisión del comportamiento de materiales y de medida de su integridad, han sido representados en el artículo conjunto del Instituto de Estructura de la Ma-teria del CSIC, del Consorcio VSS-Bilbao, el ISIS y de la Universidad Politécnica de Madrid. Inspecciones no destructivas mediante haces de neutrones nos revela la cada vez más cercana posibilidad de disponer de la técnica de análisis mediante haces de neutrones en instalaciones compactas y de coste reducido que permitan su uso en procesos productivos.

El campo específico de la fusión nuclear no podía faltar a esta cita. En Laboratorio de materiales en el Instituto de Fu-sión Nuclear: crecimiento y caracterización de recubrimientos con aplicaciones nucleares, el Instituto de Fusión Nuclear de la UPM y la empresa Nano4Energy nos presentan las capacidades del nuevo laboratorio del Instituto de Fusión Nuclear para la investigación y desarrollo de recubri-mientos en el reactor de fusión y de la instrumentación necesaria para la realización de estos recubrimientos.

Con las aportaciones de diversos colectivos: industria, regulador y centros de investigación; la gran variedad de materiales abordados y la inclusión de tecnología de fusión y de fisión nuclear, esperemos sinceramente haber sabido despertar el interés de nuestros lectores en este campo apasionante de los materiales nucleares que espe-ramos tener la oportunidad de poder retomar en futuras publicaciones. Aun hay mucho campo por delante.

MatErialES En la induStria nuclEar

Comisión de Redacción de la Revista ■

Carlos Conde Lázaro Rector de la Universidad Politécnica de Madrid

Carlos Conde es doctor ingeniero de Minas por la Universidad Politécnica de Madrid. Cursó estudios de DEA (Diplome d´Etudes Approfondies) en la Universidad Pierre y Marie Curie de París, becado por el Gobierno francés, y amplió estos estudios en el Institut National de Recherche en Informati-que et Automatique. Es catedrático de Matemática Aplicada en la ETSI de Minas, y ha participado en programas de Doctorado tanto en dicha Escuela como en las Universi-dades de las Palmas de Gran Canaria, Jaume I de Castellón y Politécnica de Valencia. Sus líneas de investigación se han cen-trado en el desarrollo de Métodos Nu-méricos y en su aplicación a diferentes problemas tecnológicos. Carlos Conde cuenta con una amplia trayectoria en la gestión académica, habiendo sido, entre otras responsa-bilidades, director del Departamento de Matemática Aplicada de la UPM, y miembro del grupo de trabajo encar-gado de la fundación de la Universitat Jaume I, de la que fue vicerrector de Investigación.En 2004 se incorporó al equipo recto-ral de la UPM como vicerrector de Or-denación Académica y Planificación Estratégica. En mayo de 2012 tomó posesión de su cargo como rector de la Universidad Politécnica de Madrid.

Hablar de la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) es hacer referencia a un centro de referencia en la formación y la in-vestigación en nuestro país. Su rector viene a las páginas de Nuclear España para analizar la actual situación de la Universidad española y los retos a los que se enfrenta.

La fuerza de La esPeciaLización

La Universidad Politécnica de Madrid forma a futuros profesionales en dos áreas fundamentales: ingeniería y ar-quitectura. Sin embargo, es menos conocida la adscripción del INEF, Ins-tituto Nacional de Educación Física, a la UPM, proceso largo y complejo que se cerró definitivamente en el año 2003, constituyendo la Facultad de Ciencias de la Actividad Física y de Deporte.

Esta Universidad imparte enseñan-zas en todas las ramas de la ingenie-ría: aeronáutica, montes, agronomía, caminos, industrial, informática, mi-

nas, naval, telecomunicaciones y oo-pografía, además de arquitectura.

Afirma el rector que, en la actuali-dad, las especialidades más deman-dadas por los estudiantes son la in-geniería aeroespacial, la ingeniería industrial y la arquitectura.

“En los últimos años ha surgido un mayor interés por toda la biotecnolo-gía. De hecho, la UPM imparte desde hace tres años la ingeniería biomédi-ca, dentro de telecomunicaciones, y la biotecnología, en agrónomos, en las que ofertamos 90 y 120 plazas respec-tivamente, y son las dos titulaciones que tienen la nota de corte más alta

ENTREVISTA


porque existe mucha demanda en re-lación a las plazas que se ofertan”.

“También se ha seguido mante-niendo el interés por las titulaciones de corte generalista o de amplio es-pectro, como es ingeniería industrial, que posibilita al alumno orientarse hacia organización de empresa o ha-cia una especialización en cualquier rama de la carrera. Por lo tanto, in-dustriales se ha consolidado como una titulación de mucho interés, por-que se considera que tiene amplias posibilidades de colocación”.

Sin duda, la tendencia del mercado también influye en la demanda y la

La parte nuclear, dentro de la Ingeniería Industrial, siempre ha sido muy sólida en la UPM ■

En los últimos años ha surgido un mayor interés por la biotecnología ■

oferta. Así lo indica Carlos Conde al afirmar que “ha disminuido el interés en el área de la ingeniería civil, debi-do al parón en el sector de la edifica-ción. Sin embargo, siempre existen ex-cepciones, como la arquitectura, que a pesar de esa situación del mercado si-gue siendo muy demandada. En este caso, seguramente se debe a su com-ponente creativo y artístico, y a que es una profesión muy vocacional”.

La tecnoLogía nucLear en La uPM

La tecnología nuclear está presente en la Universidad Politécnica de Madrid en diversas disciplinas. En la Escuela de Industriales está el Departamento de Ingeniería Nuclear, en el que se enmarca el Laboratorio de Física y Tecnología Nuclear. La UPM cuenta también con el Instituto de Fusión Nuclear, y la Escuela de Industriales

imparte un Máster en Ciencia y Tec-nología Nuclear.

El rector reconoce que “la parte nu-clear, dentro de la ingeniería indus-trial, siempre ha sido muy sólida y fuerte. Específicamente, el Instituto de Fusión Nuclear es tremendamente activo desde hace muchos años, con una importante proyección interna-cional. En general, estos estudios han evolucionado en paralelo con el mer-cado y las empresas, con las que se trabaja muy estrechamente, así como con organismos internacionales”.

Partiendo de esta relevancia, Carlos Conde indica que “cuando se toman decisiones que frenan la producción energética en las centrales nucleares, el departamento se adapta a las nue-vas necesidades del sector, disminuye la actividad en el terreno y se orienta a temas más propios de materiales, de protección radiológica, de almace-namiento de residuos o de fusión nu-clear, que son temas de futuro. Ade-más, un grupo del Instituto cuenta con un buen número de becarios, de estudiantes que están haciendo la te-sis, por lo que ahí se están formando

parte de los investigadores del ma-ñana”.

eL interés de Los jóvenes

El número de estudiantes de la UPM se ha mantenido o ha crecido lige-ramente en los últimos años, según afirma el rector Conde. “En estos momentos, tenemos cuarenta mil es-tudiantes, entre grados, másteres y doctorados”.

“Sin embargo, sí hemos detectado un problema que estamos intentando combatir: la proporción de estudian-tes de Bachillerato que se orienta a la rama de tecnología es cada vez menor, mientras se incrementa el nú-mero de los que se deciden por Cien-cias de la Salud, o Ciencias Sociales y Jurídicas”.

Esta reducción en el interés por la tecnología se hace más evidente cuando se habla de las estudiantes mujeres. “En Bachillerato, el porcen-taje de chicas es ligeramente más alto que el de chicos. Sin embargo, en esta universidad tecnológica el porcentaje de mujeres que inicia sus estudios está en torno al 30 por ciento”.

En este sentido, el rectorado está analizando diversas vías, a través de acuerdos de colaboración con enti-dades privadas, “para promover el interés entre los jóvenes por las vo-caciones tecnológicas, con especial énfasis en las chicas, desde las etapas previas de Bachillerato”.

eL reto deL PLan BoLonia

La primera fase de la puesta en mar-cha del conocido Plan Bolonia ha consistido en implantar los grados, con una duración de cuatro años, que habilitan para ejercer la profesión de ingeniero técnico.

En el caso de la UPM, su rector afirma que “ya están implantados los grados, y se encuentran en el cuarto y último año. Las excepciones son el grado de Fundamentos de la Arqui-tectura, con una duración de cinco años, y luego dos grados más jóvenes que iniciamos en 2011, el de ingenie-ría biomédica y el de biotecnología, que este año empiezan tercero y el año que viene el cuarto”.

“Además, están implantados 64 tí-tulos de máster, y faltan los másteres que habilitarán para la profesión de

6 NUCLEAR ESPAÑA noviembre 2013

ENTREVISTA

ingeniero y arquitecto. Éstos se ini-ciarán en el curso 2014-2015, y en su mayoría tendrán una duración de dos años, otorgando la titulación”.

La aPuesta Por La investigación

La investigación es una de las áreas de mayor relevancia en la Universi-dad. Son muchas las líneas que de-sarrolla la UPM, en todos sus institu-tos: el grupo de ingeniería espacial; el conocido como sector bio, por ejem-plo en la producción más eficiente de plantas y alimentos, así como los biocombustibles; las tecnologías apli-cadas a la salud en el centro de in-geniería biomédica; la investigación en nuevos materiales, aplicados a la salud o a la protección radiológica; la fusión nuclear; el desarrollo de sof-tware, especialmente a través del Ins-tituto Madrileño de Estudios Avan-zados, con sede en esta Universidad; el grupo de transporte, tanto por ca-rretera como ferroviario; el Instituto del Automóvil; la economía agrícola; la robótica y la electrónica. En defi-nitiva, la investigación está presente en todas las áreas de enseñanza de la UPM.

“Por otro lado, cuando hay con-vocatorias competitivas, la iniciati-va es nuestra, y le proponemos a la empresa acompañarnos como socio o partner en esa oportunidad, para obtener fondos que permitan finan-ciar proyectos de investigación. Y ahí tenemos muchas empresas que co-laboran con nosotros. En el mismo ámbito educativo, en este momento ofertamos 4.000 prácticas externas en unas 1.500 empresas, que ofrecen a nuestros estudiantes la oportunidad de realizar estas prácticas. Podemos decir que, en cierta forma, es un pro-ceso de selección de personal, y nos alegra reconocer que la mayor parte de los estudiantes que realiza estas prácticas se incorpora a la empresa al finalizar sus estudios”.

Nos interesamos por la colabora-ción con el sector energético. En este sentido, el rector de la UPM afirma que “mantenemos colaboraciones con la mayor parte de las empresas eléctricas del país. Pero también con otras entidades, como Red Eléctrica, el Consejo de Seguridad Nuclear o el Ciemat. Por ejemplo, fuimos una de las primeras universidades que esta-bleció un acuerdo de colaboración con Enresa, que se mantiene en la actua-lidad”. Sin duda, éste es un sector de gran interés para la UPM.

La internacionaLización coMo resPuesta a La crisis

La actual situación económica está afectando a todas las áreas de la so-ciedad, y la Universidad no es ajena a esa realidad, como reconoce el rector de la UPM.

“La crisis nos ha afectado muy duramente. La financiación pública se ha reducido en torno a un 20 por ciento entre 2010 y 2013, y eso nos ha llevado a tomar medidas dolorosas como la supresión de plazas”.

Pero la Universidad se ve afecta-da no sólo por la disminución de los presupuestos públicos. “Las empresas también sufren la crisis, y eso ha ori-ginado una reducción en el número e importe de los convenios que man-tenemos con el mundo empresarial”.

En esta situación, le preguntamos al rector cómo se consigue mantener la apuesta por la excelencia en for-mación e investigación, a lo que res-ponde con claridad: “a través de la in-

Con un presupuesto total que ron-da los 400 millones de euros al año, la investigación representa entre un 25 y 30 por ciento. “Estamos hablando de 90 o 100 millones de euros anuales dedicados a las actividades de investi-gación”, afirma Carlos Conde.

La coLaBoración universidad-eMPresa

La iniciativa privada tiene un des-tacado papel en el apoyo a las líneas de investigación, como reconoce el rector Conde. “En los actos de firma de convenios, que celebramos uno o dos al día, siempre me gusta decir que un gen de esta Universidad es la colaboración con el sector empre-sarial; es una de nuestras señas de identidad. En estos momentos, un 40 por ciento de los fondos de inves-tigación procede de convenios con empresas, y el 60 por ciento restante se capta en convocatorias competi-tivas nacionales o internacionales, y en muchas de ellas vamos de la mano de empresas. Por tanto, para nosotros la colaboración con la em-presa es vital”.

Esta colaboración tiene diversas formas de implantación. “En muchas ocasiones, son las empresas las que proponen a la Universidad la puesta en marcha de proyectos de investiga-ción aplicada que les permiten avan-zar en la solución de un problema específico”.

El 40 por ciento de los fondos de investigación procede de convenios con empresas ■

La financiación pública se ha reducido en torno a un 20 por ciento entre 2010 y 2013 ■


ternacionalización. La crisis está muy generalizada, pero no está afectando por igual a todos los países. Por tanto, estamos intensificando las actuaciones con empresas de ámbito internacional que no se estén viendo tan golpeadas por la crisis económica, así como a tra-vés de proyectos de investigación en organismos internacionales. De hecho, somos la Universidad española con más proyectos del Programa Marco de la Unión Europea. Y en el campo de la transferencia, hemos inaugurado recientemente un centro de apoyo a la innovación tecnológica, cuya misión principal es comercializar los resulta-dos de la investigación”.

La teMida fuga de jóvenes investigadores

A pesar de los esfuerzos de la Univer-sidad por mantener la actividad de sus jóvenes investigadores, la situación no lleva al optimismo. “Estamos su-friendo reducciones presupuestarias, lo que significa que hay menos posibi-lidades de becas para los jóvenes que se empiezan a formar en el ámbito de la investigación, aunque todavía tene-mos margen de maniobra para crear nuestras propias becas con los fondos provenientes del sector privado”.

“Por otra parte, en un momento en el que el mercado laboral se reduce de una forma tan drástica, se incrementa el número de jóvenes que se interesa por la investigación, y esa oportuni-dad no deberíamos desaprovecharla”.

La investigación con eL sector nucLear

El sector nuclear mantiene su apuesta por la inversión en desarrollo e inno-vación. En este sentido, el rector de la UPM indica que “es uno de los menos afectados en la incorporación de jó-venes investigadores porque, además de las ocasiones que ha generado la puesta en marcha de medidas gene-radas a raíz del accidente de la central de Fukushima, ha sabido orientarse a las nuevas oportunidades. Concreta-mente, en la UPM hay un grupo muy activo que genera actividad a través de proyectos internacionales”.

“Pero el problema no está en la in-corporación sino en la continuidad: tenemos un importante número de personas bien formadas en I+D en el sector nuclear, pero no tenemos plazas para que continúen con su trayectoria en la Universidad cuando haya finali-zado su investigación. Y esas personas están buscando salidas en otros países, con lo cual estamos creando excelentes investigadores para que acaben inves-tigando para otras sociedades”.

Quizá la oportunidad más relevan-te sea la construcción del ATC, que constituye el más importante proyec-to industrial español a medio plazo. “En ese sentido – afirma Conde – es-tamos en contacto con Enresa para

tratar de intensificar las relaciones que siempre hemos tenido con fi-nes educativos y de investigación. El ATC es un proyecto interesante que abre nuevas posibilidades y consti-tuye una oportunidad para que los estudiantes vean cómo se define y se construye una instalación singular como ésta”.

un futuro incierto

En un escenario como el expuesto, la visión del rector sobre el futuro no esconde una honda preocupación.

“La importancia de la formación y la investigación se resume en una frase: los países ricos no investigan más por ser ricos, son ricos por haber investigado más. La investigación es una apuesta a largo plazo, y es nece-sario mantener una continuidad”.

“Antes de la crisis, llevábamos un ritmo muy buen, pero ahora esta-mos en una situación complicada, y el futuro de la investigación corre un riesgo claro. Además, hay otra consecuencia importante, y es que se ha implicado a investigadores que es-taban en el extranjero y que retorna-ron a España. Pero la situación les ha llevado a marcharse de nuevo, y será muy difícil recuperarles. Como país, esto representa una importante pér-dida de prestigio internacional”.


ENTREVISTA

Somos la Universidad española con más proyectos del Programa Marco de la Unión Europea ■

Los países ricos no investigan más por ser ricos, son ricos por haber investigado más ■


MATERIALES

Carlos Castelao lópez es consejero técnico de la Unidad de Investigación y Gestión del Conocimiento del CSN.

eduardo Más GarCíaes jefe de Área de Ingeniería Mecánica y Estructural del CSN.

Retos reguladores en la gestión del envejecimiento de los materiales estructurales de centrales nuclearesC. Castelao, C. Mendoza, E. Más y J. M. Conde

En el artículo se analizan las dos grandes vías por las que un organismo regulador, y en particular el CSN, puede participar en la adquisición del conocimiento necesario en materia de mecanismos de envejecimiento de materiales estructurales de centrales nucleares: participar en foros de intercambio de experiencia operativa y en proyectos de I+D tanto a nivel nacional como internacional. Se señala la importancia de esta participación para llevar a cabo su función reguladora fundamentada en el conocimiento adquirido y el gran reto que supone trasladar ese conocimiento a normas y guías para su aplicación. Se describen algunos proyectos de I+D en los que el CSN participa directamente.Se aboga por la presencia de los organismos reguladores en proyectos de I+D financiados por la UE y por el traslado de los resultados de tales proyectos a códigos, normas o guías para hacer viable su aplicación.

INtroDUCCIóN

Como es bien conocido, en España, en ausencia de normativa nacional es-pecífica para su aplicación en la fase de construcción de las centrales nu-cleares, y por ende para los materiales estructurales empleados, se utilizaron los requisitos y normativa del país de origen de los proyectos. En el caso de materiales estructurales metálicos esto se tradujo en que para la mayoría de las centrales españolas, de tecno-logía de los EE UU1, se siguieron los requisitos establecidos en el Código ASME u otras normas recogidas en las bases de licencia consideradas en la fase inicial de licenciamiento.

La normativa referida establece las características mecánicas y químicas de los materiales estructurales para

considerarlos aptos para la fabrica-ción de los componentes que pres-tarán servicio en unas condiciones y una vida de diseño previamente determinadas, considerando los me-canismos de degradación conocidos. Pero esta normativa no puede antici-par, y no lo hace, el tiempo que cier-tos materiales pueden operar en las condiciones de servicio a las que es-tarán expuestos más allá de la vida de diseño. El parámetro tiempo y el co-nocimiento de las condiciones reales a las que se encuentran expuestos los materiales durante su vida en servicio son fundamentales para determinar si el comportamiento ha sido el pre-visto en el diseño, en base a las con-diciones iniciales supuestas, así como para garantizar su validez en un pe-riodo de explotación a largo plazo.

Dicho comportamiento sólo podría ser conocido, con una alta certidum-bre, ensayando esos materiales por el periodo de tiempo para el que se deseasen validar, en las mismas con-diciones de servicio, y ningún ma-

The article discusses two major pathways by which a regulatory body, and in particular the CSN, may participate in the acquisition of the necessary knowledge on mechanisms of aging of nuclear structural materials: to participate in forums to share operational experience and R & D projects, both nationally and internationally. It notes the importance of this participation to carry out its regulatory function based on the knowledge acquired and the unique challenge of transferring that knowledge to rules and guidelines for their application. The article discusses various R & D projects in which the CSN participates directly.It calls for the presence of regulatory bodies in R & D projects funded by the EU and by the transfer of the results of such projects to codes, standards or guidelines for feasible implementation.

Carlos Mendoza GóMezes jefe de Área de Gestión de Vida y Mantenimiento del CSN.

José Manuel Conde lópezes jefe de Unidad de Investigación y Gestión del Conocimiento del CSN.

1En el caso de la C.N. de Trillo la tecno-logía procede de Alemania (KWU-Areva) y los requisitos y normativa empleada son los de Alemania junto con otros de EE UU.


terial es ensayado durante periodos de tiempo tan largos para establecer su durabilidad o predicción de vida aunque las condiciones de servicio fueran reproducibles en laboratorio. Por otra parte, los resultados de los ensayos acelerados que se realizan a nivel de laboratorio, en condiciones más severas que las de servicio, no re-sultan fácilmente extrapolables a las condiciones reales y no pueden servir de garantía sobre la durabilidad de tales materiales.

Por ello, la realización de progra-mas de I+D utilizando materiales que han estado en servicio durante toda su vida de diseño, se considera funda-mental para conocer adecuadamente el comportamiento de los materiales en las condiciones de servicio para una operación a largo plazo.

Por otro lado, la experiencia operati-va ha mostrado la aparición de meca-nismos de degradación no postulados en algunos de los materiales usados en las centrales nucleares, por lo que podría decirse que el comportamiento no ha sido el esperado en la fase de diseño. Viene a la memoria el caso del Inconel 600, aleación empleada para la fabricación de los tubos de los gene-radores de vapor de un gran número de centrales nucleares del tipo agua a presión en todo el mundo, para la que no se pudo anticipar que, en las con-diciones de servicio, experimentaría los mecanismos de degradación que harían que los generadores de vapor de todas estas centrales hubieran de ser reparados o sustituidos.

Esta misma aleación, empleada igualmente en las penetraciones de las barras de control (CRDM) de las tapas de las vasijas de reactores de agua a presión y en los materiales de soldadu-ra asociados a las mismas, provocó la sustitución en la mayoría de los casos, o la adopción de medidas de mitiga-ción, en todos los países que habían empleado estas aleaciones, así como la implantación de programas de ins-pección específicos para la vigilancia y control del estado de estos compo-nentes.

La función supervisora de un or-ganismo regulador en materia de seguridad nuclear consiste, en gran medida, en vigilar que se cumpla con la normativa vigente. Normativa es sinónimo de conocimiento, y por tan-to su función es vigilar que se aplique el conocimiento del que se dispone en cada momento. Pero el conocimien-to no es algo estático, sino más bien una función dinámica que cambia, aumenta y mejora en el día a día, y no todo está necesariamente norma-lizado, debido precisamente a esta

dinámica. La normalización, a la que hay que tender, llega más tarde en muchos casos. Por ello, el organismo regulador tiene que estar presente en aquellos foros y medios en los que ese conocimiento se va adquiriendo en el día a día, regulando en base al mismo y promoviendo después la normali-zación para su aplicación homogénea. Todo ello sin menoscabar el principio básico de que la seguridad nuclear es la responsabilidad del operador.

Son muchos los foros en los que esta actualización del conocimien-to se lleva a cabo, y que se pueden sintetizar en dos grandes grupos: se-guimiento de experiencia operativa y proyectos de I+D.

El organismo regulador puede y debe estar presente en ambas vías de mejora del conocimiento; por una parte en aquellos foros nacio-nales e internacionales en los que se intercambia experiencia operativa, y por otra en aquellos en los que se promueven proyectos de I+D. En este último caso, promover y parti-cipar en proyectos cooperativos de I+D, tanto en foros nacionales como internacionales, produce un efecto multiplicador del dinero invertido en los mismos que, por otra parte, serían inviables económicamente de no realizarse en este contexto. Con el conocimiento adquirido por ambas vías, el organismo regulador podrá establecer los requisitos que considere oportuno en aras de la mejora de la seguridad mediante los mecanismos que la ley le confiere.

SEGUIMIENto DE EXPErIENCIA oPErAtIVA

A lo largo de la operación de una central es necesario realizar un se-guimiento o monitorización del com-portamiento de los materiales en sus condiciones de servicio, para controlar los potenciales mecanismos de enveje-cimiento de las estructuras, sistemas y componentes que pudieran afectar a su nivel de seguridad, es decir vigilar y controlar su degradación o cambio de propiedades con el tiempo y poder determinar la verdadera durabilidad de los mismos y, en su caso, la con-veniencia de su reparación o sustitu-ción. Este seguimiento se realiza, entre otros, a través de los programas de inspección en servicio y de gestión del envejecimiento en vigor, de uno u otro modo, en todos los países con centrales nucleares. El intercambio de datos sobre experiencia operativa en-tre los diferentes países, para conocer los mecanismos de degradación que se van detectando en sus centrales, es

una faceta muy importante en el co-nocimiento del comportamiento de los materiales, lo cual permite, en muchos casos, adoptar soluciones preventivas o de mitigación antes de que los pro-blemas se presenten.

El Consejo de Seguridad Nuclear, consciente de la necesidad de disponer del conocimiento necesario sobre los mecanismos de envejecimiento de los materiales estructurales para acome-ter las evaluaciones de seguridad que prescriptivamente tiene que realizar, está presente en los foros internacio-nales en los que se intercambian estas experiencias operativas, participando activamente en los grupos de trabajo de la NEA/OECD en los que se tratan aspectos de envejecimiento de mate-riales estructurales, en bases de datos sobre envejecimiento de materiales, como es CODAP (OECD/NEA Compo-nent Operational Experience, Degradation and Ageing Programme)2 y en el proyec-to internacional del OIEA denomina-do I-GALL (International Generic Aging Lessons Learned)3. Estos organismos in-ternacionales promueven el intercam-bio de esta experiencia operativa y la edición de guías y documentos técni-cos que recogen toda la fenomenología que se va produciendo en las centrales, llenando parte del vacío de conoci-miento antes reseñado, y que permite adaptar los programas de vigilancia establecidos para garantizar la seguri-dad. Organizaciones plurinacionales de reguladores como WENRA (Wes-tern European Nuclear Regulators Asso-ciation)4 o ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group)5, promueven la armonización y estandarización del conocimiento.

El reto para cualquier organismo regulador consiste en canalizar de for-ma efectiva todas las vías existentes de intercambio de experiencia e incorpo-rar ese conocimiento en su estructura organizativa para llevar a cabo de una manera eficiente su labor reguladora.

Otro ejemplo de participación del CSN en el intercambio de experiencia, es la participación en grupos ad hoc de organismos reguladores, con el fin de dar respuesta a los temas que surjan. Es el caso reciente de la convocatoria del organismo regulador belga (Fede-ral Agency for Nuclear Control-FANC) para tratar el problema detectado en

2http://www.oecd-nea.org/jointproj/codap.html,3http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2012/2012-05-29-06-01-CM-Vienna/2.IGALL-Presenta-tion.pdf4http://www.wenra.org/5http://www.ensreg.eu/


MATERIALES

las vasijas de las centrales de Doel 3 y Tihange 2. Aunque las conclusiones finales de los estudios sobre el proble-ma confirman que los defectos prove-nían desde el origen y no son debidos a un proceso de envejecimiento del material, sí hubo que analizar el po-tencial efecto de dicho envejecimiento sobre la evolución de los defectos ori-ginales.

ProYECtoS DE I+D

Otro mecanismo que se emplea para sustentar los cambios y mejoras en el conocimiento, como pueden ser los mecanismos de envejecimiento de los materiales, y por ende predecir con menor incertidumbre su durabilidad, es a través de proyectos de I+D. Den-tro de éstos, cada vez cobran mayor relevancia aquellos proyectos que em-plean, para sus análisis y ensayos, materiales que ya han estado some-tidos a las condiciones de operación por un largo periodo de tiempo, co-mo puede ser el caso de materiales de centrales nucleares clausuradas, en especial si se pretende extender la vida útil de las centrales nucleares por periodos de tiempo no previstos inicialmente.

En lo concerniente a proyectos de I+D relativos a materiales estructu-rales el CSN participa, a través de un consorcio español, en el proyecto internacional Halden, en el que se realiza I+D sobre materiales estruc-turales de las vasijas y los internos de las mismas. De este proyecto se reciben los informes correspondien-tes, que son tenidos en cuenta en la función reguladora.

Por otra parte el CSN ha promo-vido varios proyectos cooperativos de I+D en dos aspectos que son de vital importancia en lo concerniente a los mecanismos de envejecimien-to de materiales estructurales. Uno de ellos, el proyecto ZIRP (Zorita In-ternals Research Project), relativo al mecanismo de degradación IASCC (Irradiated Assisted Stress Corrosion Cracking), y el proyecto Inconel 690, relativo al mecanismo de degrada-ción PWSCC (Primary Water Stress Corrosion Cracking). Asimismo ha promovido un proyecto de I+D sobre las estructuras de hormigón, el cual se encuentra en fase de aprobación. A continuación se comentan con más detalle cada uno de estos proyectos.

Proyecto ZIrP (Zorita Internals Research Project)

El proyecto ZIRP, de ámbito inter-nacional, pretende avanzar en el conocimiento del mecanismo de de-

gradación IASCC. En este proyecto, nacido de la Plataforma Tecnológica Ceiden6, se han extraído probetas de los internos de la vasija del reactor de la central nuclear José Cabrera, con 26,5 años efectivos de operación a potencia y con fluencias de 58 dpa, lo que los convierte en materiales de unas características únicas para de-terminar como la fluencia neutrónica afecta a sus propiedades. De los in-ternos extraídos se mecanizaran las probetas de ensayo para someterlas a ensayos de iniciación de grieta, creci-miento de grieta y tenacidad a la frac-tura, ensayos que serán realizados en el laboratorio sueco de Studsvik. Por su parte, en Japón, en Mitsubishi Heavy Industries (MHI), se realizarán los análisis microestructurales y de caracterización y se determinará la presencia o no de void swelling.

El proyecto ZIRP, gestionado por EPRI, y en el que participan la NRC, CSN, SSM (organismo regulador sue-co), operadores de centrales suecas, ingenierías belgas, operadores de cen-trales suizas, operadores de centrales japoneses y el MHI de Japón, es un buen ejemplo de proyecto cooperati-vo internacional en el que cada par-ticipante multiplicará por un factor elevado la inversión realizada. La Pla-taforma Tecnológica Española Ceiden tiene el honor de haber sido el promo-tor de este proyecto internacional de gran relevancia, y en el que empresas españolas, como el Ciemat, encargado de elaborar la especificación técni-ca, Gas Natural Fenosa Engineering (GNFE), Enusa y Tecnatom, ejecutores de la primera fase de este proyecto, consistente en realizar todos los estu-dios de viabilidad del proyecto y los análisis de determinación de la tem-peratura y fluencia recibida por es-

tos internos, así como de la gestión del proyecto en el emplazamiento llevada a cabo por GNFE conjun-tamente con Enresa, hasta que las piezas extraídas fueron colocadas en su contenedor de transporte para su envío a los laboratorios de Studsvik. Los resultados de estos ensayos, que estarán disponibles en tres o cua-tro años, y a los que tendrán acceso tanto el CSN a través de su partici-pación directa en el proyecto, como Unesa a través de su participación en EPRI, deberían servir para ela-borar los planes de gestión de vida que se desarrollen en España para el control de este tipo de envejeci-miento en aceros inoxidables del ti-po ensayado, SS304, presente en los internos de las vasijas del reactor de todas las centrales nucleares espa-ñolas con excepción de Trillo, y en gran parte de las centrales de todo el mundo.

Proyecto Inconel 690

Como es bien conocido, todos los generadores de vapor cuyos tubos estaban fabricados con la aleación Inconel 600 tuvieron que ser susti-tuidos en España, 12 generadores de vapor en total, y en la gran ma-yoría, sino en todas, de las centrales nucleares de agua a presión de todo el mundo. Los tubos de los nuevos generadores de vapor se fabricaron con nuevas aleaciones tales como el Inconel 690 y el Incoloy 800. Lo mismo sucedió con las tapas de las vasijas del reactor, cuatro tapas en el caso de España, cuyas penetraciones

6www.ceiden.esProyecto ZIRP.


estaban fabricadas con la alea-ción Inconel 600 y con los ma-teriales de soldadura asociados a la misma, Inconel 82/182, y que en base a la experiencia in-ternacional eran susceptibles de presentar el mecanismo de degradación PWSCC (Primary Water Stress Corrosion Cracking). La sustitución de las tapas se hizo preventivamente, sin que se hubieran detectado signos de degradación en las mismas, para evitar los costosos progra-mas de inspección. La aleación elegida para la fabricación de las penetraciones de las nuevas tapas fue el Inconel 690 y sus materiales de soldadura asocia-dos Inconel 52/152. En el caso de un reactor, se colocó una ta-pa con penetraciones CRDM de Inconel 600, que será sustituida en el futuro, al igual que la del reactor que aún conserva la ta-pa original.

Debido a los problemas de corrosión detectados en la ta-pa de la vasija del reactor en la central nuclear de Davis-Besse, en EE UU, la NRC emitió la Or-den EA-03-009 (11 de febrero de 2003) requiriendo unos progra-mas de inspección muy estric-tos para todos los componentes fabricados con aleaciones de base Inconel, que aplicaba tanto a las tapas con penetraciones de Inconel 600 como a las de In-conel 690, no dando crédito a la supuesta resistencia del Inconel 690 al mecanismo de degrada-ción PWSCC.

Con objeto de mejorar el co-nocimiento de la resistencia al PWSCC del Inconel 690, en España se inició un estudio bibliográfico, finan-ciado conjuntamente por Unesa y el CSN y realizado por el Ciemat, para conocer el estado del arte. De este estudio bibliográfico derivó el inicio de un proyecto de I+D financiado por EPRI y Unesa, que se llevó a cabo en el Ciemat, para determinar velocida-des de crecimiento de grieta en esta aleación. Este proyecto permitió el acceso de Unesa a un macroproyecto internacional, que se realiza bajo los auspicios de EPRI, en el que laborato-rios de todo el mundo están ensayan-do probetas fabricadas con Inconel 690 para determinar su resistencia a PWSCC.

El CSN, con objeto de aumentar el conocimiento sobre la resistencia de esta aleación a PWSCC, y para com-plementar el proyecto anterior de EPRI/Unesa, y también con el objeto

de poder participar en el macropro-yecto internacional de I+D sobre esta aleación, firmó un acuerdo de colabo-ración con el Ciemat y con ENSA pa-ra iniciar otro proyecto de I+D sobre probetas extraídas de una maqueta real de una penetración de la tapa de la vasija del reactor fabricada ad hoc, siguiendo el mismo procedimien-to que el empleado en la fabricación de las penetraciones de las tapas de vasija colocadas en los reactores en España. Esta maqueta, realizada a es-cala 1:1, es por tanto de características únicas, por lo que los resultados de los ensayos que se realicen sobre las probetas que se extraigan de la mis-ma serán de la máxima relevancia en el proyecto internacional.

En este proyecto español se deter-minarán crecimientos de grieta en

material base Inconel 690, en material de soldadura Inconel 52/152 de la penetración a la tapa y en la zona afectada por el calor (HAZ) de la soldadura, en este caso en dos direcciones. Los resultados de este proyecto serán presentados en el macro-proyecto internacional y forma-rán parte del informe de EPRI dentro de su programa MRP (Materials Reliability Program), teniendo así acceso el CSN a to-dos los datos que los diferentes laboratorios están obteniendo.

Los resultados de este pro-yecto internacional serán consi-derados para su incorporación en el Código ASME para la de-finición de nuevos criterios de inspección y de aceptación de estos materiales, y serán ana-lizados por la NRC, presente en el proyecto mediante el pa-trocinio de proyectos de I+D que se llevan a cabo en dife-rentes laboratorios nacionales de EE UU, para establecer los nuevos criterios reguladores correspondientes.

Proyecto Hormigones de Zorita

Otros componentes estructu-rales de las centrales, que tie-nen gran relevancia desde el punto de vista de la seguridad nuclear, son las estructuras de hormigón, que constituyen ba-rreras físicas o radiológicas o sirven de soporte para equipos relacionados con la seguridad. Existe un gran desconocimien-to actualmente sobre los efec-tos de la radiación y la tempe-

ratura en las propiedades de estas estructuras, que hasta hace poco se consideraban exentas de poder sufrir deterioros en los periodos de tiempo por los que puede estar en operación una central nuclear. A medida que la posibilidad de extender la vida de las centrales más allá de lo previsto inicialmente aumenta, se hace más conveniente conocer con detalle estos efectos.

Con esto in mente, y aprovechando la sinergia del proyecto ZIRP, varias organizaciones representadas en la Plataforma Tecnológica Ceiden, entre las que se encuentra el CSN, decidie-ron iniciar un estudio de viabilidad para llevar a cabo un proyecto de I+D en el que se determinara el cambio en las propiedades de estas estructu-ras debido principalmente a irradia-ción y a temperatura, así como a los efectos del ácido bórico, ensayando

Proyecto Inconel 690.


MATERIALES

probetas en laboratorio extraídas de las zonas de mayor influencia de los agentes citados, durante el proceso de desmantelamiento de la CN José Cabrera.

Las estructuras seleccionadas incluyen el blindaje biológico del reactor, el canal de transferencia del combustible, la piscina de com-bustible y el recinto de contención. De estas estructuras se extraerán testigos, de los cuales a su vez se prepararán las probetas de ensayo. Para los cálculos de fluencia del blindaje biológico se empleará el mismo protocolo empleado para el proyecto ZIRP, aprovechando las sinergias del mismo.

Participan en este proyecto, además del CSN, Enresa, Ende-sa, Instituto Eduardo Torroja del CSIC, Iberdrola y Gas Natural Fe-nosa Engineering.

Diferentes instituciones inter-nacionales han mostrado ya su interés en participar en este pro-yecto, el cual quedará abierto a las mismas una vez que se consolide el acuerdo a nivel nacional.

Este proyecto será el primero de su categoría a nivel internacional, al ensayar estructuras de hormigón sometidas a flujo neutrónico y a temperaturas de operación durante 26,5 años efectivos a potencia.

Como en el caso del proyecto ZIRP, el gran reto es poder aplicar los resul-tados a los programas de gestión de vida de estas estructuras. Si el proyec-to se lleva a nivel internacional, este paso sería más fácil de realizar, por lo que de nuevo se insiste en la gran ventaja de los proyectos cooperativos en los que intervengan organizacio-nes de todo el mundo, en aras de au-mentar el conocimiento.

ÁrEAS DE MEJorA

Gestionar el conocimiento y hacer que cristalice en la normativa que permitirá su aplicación homogénea, no es tarea fácil, ni a nivel de país, ni a nivel europeo ni a nivel mun-dial. De ahí el gran doble reto para un organismo regulador: de una parte participar en la adquisición del co-nocimiento de los materiales por las dos vías señaladas y de otra procurar que ese conocimiento se plasme en la regulación y se aplique de manera eficiente en la mejora de la seguridad. En este último punto hay mucho te-rreno por delante para seguir avan-zando, especialmente a nivel europeo. Proyectos de I+D financiados por la Unión Europea, es decir, por todos nosotros, a través de los diferentes

programas marco, desarrollados por laboratorios de reconocido prestigio, generalmente de varios países, y que producen datos técnicos de gran re-levancia en todos los campos relacio-nados con la seguridad nuclear, y en especial en el relativo a los materiales estructurales, carecen del eslabón fi-nal que permita que todo ese cono-cimiento adquirido por vía de la I+D cristalice en la normativa correspon-diente que permita su aplicación a los titulares de las centrales nucleares y a su regulación por parte de los orga-nismos reguladores correspondientes. Esto es de especial relevancia toda vez que la extensión de vida de las centrales nucleares más allá del tiem-po de vida previsto inicialmente, es una posibilidad cada vez más cercana en muchos países, por lo que los re-sultados de I+D sobre los mecanismos de envejecimiento de los materiales estructurales de estas centrales no pueden quedar en un limbo sin obte-ner un beneficio neto que permita re-gular con todas las garantías esta po-tencial extensión de vida. Es necesaria una armonización a nivel europeo de las metodologías de gestión de vida y, en su caso, de extensión de vida, que

tienen que estar fundamentadas en la I+D.

La constitución de un ente de normalización europeo, que ela-bore la normativa que se deriva-ría del conocimiento adquirido a través de la I+D, sería un camino a considerar. Como esto, que sería lo óptimo, no es alcanzable en un periodo corto de tiempo, en el con-texto actual sería deseable una ma-yor presencia de los organismos reguladores en los proyectos de I+D financiados con fondos de la Unión Europea, con objeto de que los resultados sean trasladables a la regulación de cada país en la forma que se considere más opor-tuno. La existencia de plataformas tecnológicas a nivel europeo que establecen los programas de I+D a desarrollar es un avance signi-ficativo para esta finalidad, pero se necesita profundizar, como ya quedó reseñado, en el traslado de todo el conocimiento adquirido a códigos, normas o guías de fácil aplicación. Un ejemplo ilustrativo, pero no el único, de lo anterior es el proyecto Nugenia, financiado en parte por la Uión Europea, en el que los organismos reguladores no están participando, por lo que los resultados obtenidos difícilmente serán de aplicación en los procesos

de evaluación que se lleven a cabo por parte de los organismos reguladores.

Lo mismo sucede en el ámbito de los programas nacionales, que repre-sentan la mayor parte de la I+D nu-clear: los países a través de sus cen-tros de investigación, laboratorios, universidades, etc. realizan I+D sobre materiales estructurales. Los resulta-dos de tales proyectos son presenta-dos en talleres y conferencias interna-cionales organizadas para transferir ese conocimiento a los demás, pero aquí de nuevo falta el eslabón final que permita analizar los datos obte-nidos en los diferentes proyectos, los sitúe en contexto, y elabore las guías, documentos técnicos o normas que hagan posible su aplicación. El fomen-to y potenciación de proyectos coope-rativos internacionales, a través de los foros ya existentes, con un compromi-so firme por parte de todos los países presentes en estos foros, ayudaría por un lado a reducir costes y por otra parte aumentaría la credibilidad de unos resultados provenientes de una cooperación internacional que alcan-zan conclusiones comunes.

Proyecto Hormigones de Zorita.

Todos los esquemas que aparecen en este artículo han sido preparados por Alfonso Fernández Llorente, del CSN.


Cristina Muñoz-reja ruizes licenciada en Ciencias Químicas por la Universidad Autónoma de Madrid, ingresó en Enusa en 1993 como ingeniero de Materiales pasando más tarde a ser responsable de Tecnología de Barra Combustible y finalmente, responsable de Tecnología de Combustible en el Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos.

Luz Fuentes PaCheCoes ingeniero industrial y doctora en Ciencia e Ingeniería de Materiales por la Universidad Carlos III de Madrid, trabaja en Enusa desde 2012 como ingeniero de combustible en el Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos, enfocando sus tareas al proceso cerámico y a las actividades relacionadas con la pastilla combustible.

juan Mª GarCía de La inFantaes doctor en Físicas, especializado en Ciencia de Materiales. Trabaja en Enusa desde 2008, desarrollando trabajos relacionados con los materiales de los distintos componentes estructurales del combustible nuclear PWR y BWR. Desde el año 2013 trabaja fundamentalmente en proyectos relacionados con el combustible gastado.

ana Muñoz siCiLiaes ingeniero industrial en la especialidad de Metalurgia por la ETSII de la Universidad Politécnica de Madrid, trabaja en Enusa desde 2000 como Ingeniero de Combustible en el Departamento de Desarrollo de Tecnología y Equipos dedicándose fundamentalmente a actividades relacionadas con la vaina combustible.

Selección de materiales en el combustible nuclear: presente y futuroC. Muñoz-Reja, L. Fuentes, J. M.ª García de la Infanta y A. Muñoz Sicilia

Uno de los aspectos fundamentales del combustible nuclear es la selección de los materiales con los que se fabrican sus componentes. Las condiciones de operación de los elementos combustible imponen un reto importante a los materiales: altas temperaturas, medios acuosos con agentes corrosivos, solicitaciones mecánicas importantes, largos periodos de tiempo en estas condiciones extremas... y el factor diferenciador, el efecto de la irradiación.Los materiales son seleccionados para que sean capaces de dar las prestaciones necesarias y para que los cambios de sus propiedades sean controlables y/o predecibles en las condiciones de trabajo. Su desarrollo, en cuanto a composición y procesado, se basa en la continua investigación de su comportamiento en operación y muchos de ellos son específicos del sector nuclear como es el caso del dióxido de uranio y el de las aleaciones de circonio.Este artículo presenta el proceso de selección y desarrollo de los materiales del combustible en función de las prestaciones que se le solicitan. Además, se indican las nuevas propuestas de materiales de combustible nuclear que se están planteando tras el accidente de Fukushima.

CombUStibLE NUCLEAr

El combustible es el componente del re-actor nuclear en el que se genera ener-gía mediante reacciones de fisión. Por ello, la primera función del combustible es generar calor y transmitirlo al com-ponente del reactor, el refrigerante, que tiene la función de extraer y trasladar dicha energía al sistema de generación de energía eléctrica. Además de calor, en estas reacciones se producen ele-mentos radiactivos que deben quedar contenidos en el propio combustible y en las sucesivas barreras que le rodean.

Para cumplir con estas dos funcio-nes, el combustible está diseñado en forma de barras de combustible, for-madas por un tubo presurizado con

un gas inerte y taponado en sus extre-mos y en cuyo interior se encuentra el material físil en forma de pastillas cerámicas. Estas barras de combustible se agrupan en haces reticulares sujetas mediante rejillas (PWR)/espaciadores (BWR) que mantienen la distancia en-tre barras y contribuyen a la extracción del calor del combustible. A su vez, estas rejillas forman una estructura mecánicamente resistente junto con otros componentes: tubos guía (PWR)/barras de sujeción (BWR) unidos a un cabezal superior y otro inferior, que son las partes del combustible que in-teraccionan con los componentes inter-nos del núcleo y con las herramientas de manejo. La Figura 1 presenta un conjunto combustible típico para re-

One of the main aspects of the nuclear fuel is the selection of materials for the components. The operating conditions of the fuel elements impose a major challenge to materials: high temperature, corrosive aqueous environment, high mechanical properties, long periods of time under these extreme conditions ... and what is the differentiating factor; the effect of irradiation.The materials are selected to fulfill these severe requirements and also to be able to control and to predict its behavior in the working conditions. Their development, in terms of composition and processing, is based on the continuous follow-up of the in operation behavior. Many of these materials are specific of the nuclear industry, such as the uranium dioxide and the zirconium alloys.This article presents the selection and development of the nuclear fuel materials as a function of the services requirements. It also includes a view of the new nuclear fuel materials that are being raised after Fukushima’s accident.

actores de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR).

El combustible es también el com-ponente consumible del reactor nu-clear, es decir, necesita ser repuesto periódicamente. Por lo tanto, desde el punto de vista económico es funda-mental alcanzar la máxima eficiencia en su utilización, que comprende no sólo la maximización de su rendimien-to en operación sino también la mini-mización de los residuos generados. La maximización del rendimiento del combustible se basa en el análisis con-tinuo de su comportamiento en ope-ración y se logra mediante mejoras en su diseño, siendo uno de los aspectos principales la selección de los materia-les que lo componen.


MATERIALES

En esta selección se deben conside-rar las condiciones de trabajo de los materiales en operación en reactor, en almacenamiento en las piscinas de combustible gastado y en almacena-miento en seco. En el reactor la irra-diación generada en las reacciones de fisión tiene un severo efecto – conocido como daño – sobre los materiales y sus propiedades. Además, los materia-les están sometidos a temperaturas de unos 300 ºC, presiones de 70/155 bares y flujos caloríficos de 1 MW/m2 en un medio agresivo durante tiempos de residencia de unos cinco años. Los ma-teriales del combustible dañados por la irradiación habrán de mantenerse mecánicamente íntegros durante el tiempo que dure su almacenamiento, que pueden ser décadas, bien en la pis-cina del reactor o en los contenedores en seco.

Enusa, como diseñador y fabrican-te de combustible nuclear desde hace cuarenta años, ha participado y parti-cipa en la selección de los materiales y, por ello, presenta en este artículo cómo se ha realizado dicha selección en respuesta a la optimización del combustible que actualmente se en-cuentra en reactores de agua ligera, incluidos los que están en explotación en España.

Para ello, se distinguen tres gran-des bloques de materiales en función del componente del combustible en que se utilizan: pastilla, vaina com-bustible y componentes estructurales. Finalmente, se resumen las líneas de investigación sobre los materiales del combustible nuclear que se están de-sarrollando en respuesta a los nuevos retos y preocupaciones de la indus-tria.

mAtEriALES dE PAStiLLA CombUStibLE

El dióxido de uranio (UO2) es el ma-terial combustible utilizado en los re-actores comerciales refrigerados por agua ligera. Se presenta en forma de pastillas cilíndricas que se apilan en el interior de las barras de combus-tible. Este material es por definición el “combustible” nuclear puesto que es el que genera el calor, a partir de la fisión del 235U, que se transmite al refrigerante a través de la vaina en la que están contenidas. El porcentaje de uranio fisible (235U) en el combustible varía entre el 0.7 % que presenta en la naturaleza y el máximo enriqueci-miento permitido por la normativa, típicamente un 5 %.

Además de generar calor, el material utilizado como combustible ha de po-seer una buena estabilidad dimensio-nal en condiciones de operación, ha de ser capaz de retener en su interior la mayor parte de los productos de fisión, y ha de ser químicamente compatible tanto con el material de la vaina (de forma que no altere sus propiedades) y como con el refrigerante (en caso de fallo de vaina).

En este sentido, son varias las pro-piedades que hacen que se considere al dióxido de uranio como un exce-lente material combustible. Es quími-camente estable y posee una elevada temperatura de fusión (2860 ºC en es-tado no irradiado), protegiendo frente a una posible fusión del núcleo. Tiene una elevada resistencia a la tempera-tura y a la irradiación, conservando su estructura y una buena estabilidad dimensional durante la operación. Es químicamente inerte al agua a elevada temperatura, ya sea a alta presión o

en ebullición, evitando consecuencias severas por reacción con el refrigeran-te en caso de fugas o fallo de vaina. Finalmente, ha demostrado tener una excelente capacidad de retención de los productos de fisión en su microestruc-tura, liberando al interior de la barra únicamente el 3-6 % de los gases gene-rados durante la irradiación [1].

El principal inconveniente que pre-senta el dióxido de uranio, derivado de su naturaleza cerámica, es su baja con-ductividad térmica, que además dismi-nuye paulatinamente con la tempera-tura y con la irradiación (al aumentar la cantidad de defectos y de productos de fisión retenidos en la microestruc-tura). Sin embargo, este inconveniente, que afecta a la transmisión de calor al refrigerante, se compensa en su mayor parte por la elevada temperatura de fusión del UO2.

mAtEriALES dE VAiNA CombUStibLE

A la vaina combustible se le exige que tenga la capacidad de alcanzar el grado de quemado y la residencia prevista en el reactor con plena funcionalidad. Esta capacidad debe desarrollarse generan-do la potencia requerida y transfirién-dola al refrigerante. Además se le pide que sea la primera barrera en cuanto a seguridad nuclear se refiere, es decir, que retenga los productos de fisión ge-nerados en operación y almacenamien-to. Finalmente, para lograr la eficiencia requerida, ha de cumplir con lo que se exige a cualquier producto industrial y es la economía en su ciclo de vida como producto.

Para ello, la vaina combustible debe tener propiedades tales como la reduci-da absorción de neutrones, propiedades mecánicas y térmicas, resistencia a la corrosión con una adecuada selección de los materiales y al estado microes-tructural de la misma, que se configura mediante la fabricación. En los prime-ros combustibles la vaina combustible era de acero inoxidable puesto que este material soporta excelentemente el tra-bajo a alta temperatura y presión. Sin embargo, el acero inoxidable tiene una alta absorción de neutrones, en detri-mento del rendimiento del combustible. Por ello y dado que tiene una absorción neutrónica 15 veces inferior a la del acero, se seleccionó el circonio como material de la vaina combustible. En es-te punto fue fundamental el desarrollo del proceso Kroll que permite la sepa-ración, de un modo industrial y econó-mico, del circonio y el hafnio, elemento presente siempre en el mineral y que se caracteriza precisamente por tener una alta absorción de neutrones.

Respecto a otros materiales con baja absorción de neutrones, como el alu-

Figura 1. Conjunto combustible típico para reactores de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR).


minio o el magnesio, el circonio tiene una buena resistencia a la corrosión y conductividad térmica y una resistencia mecánica razonable a alta temperatura, pudiendo optimizarse estas prestacio-nes mediante su aleación con otros ele-mentos. Así, la primera de las aleaciones fue el Zircaloy-1 con un 2,5 % de estaño para mejorar su comportamiento mecá-nico y frente a corrosión. Sin embargo, esta aleación no presentaba una buena resistencia a la corrosión a largo plazo, por lo que se modificó reduciendo el es-taño hasta un 1.5 % y añadiendo hierro, níquel y cromo. El resultado fue el Zir-caloy-2 que presenta las buenas propie-dades mecánicas del Zircaloy-1 y mejo-ra sustancialmente su comportamiento frente a corrosión. De hecho, tanto es así que esta aleación es la que se sigue utilizando hoy en día como material de vaina en los reactores BWR.

Sin embargo, se observó que el esta-ño aumentaba la corrosión bajo las con-diciones de operación PWR por lo que se redujo su cantidad, compensándolo con un aumento del hierro. El resultado fue el Zircaloy-3 que, finalmente, se desestimó porque presentaba unas in-aceptables propiedades mecánicas. Ya por entonces la industria del combus-tible nuclear comenzó a considerar los efectos en las propiedades mecánicas de la vaina de los hidruros de circonio, formados por la precipitación del hi-drógeno que se genera en la oxidación y se absorbe por el circonio de la vaina. Como el níquel contribuye a una mayor absorción de hidrógeno, se desarrolló el Zircaloy-4 reduciendo el contenido en níquel, de modo que la absorción de hidrógeno en el Zircaloy-4 es un 50 % menor que en el Zircaloy-2 mantenien-do el resto de sus buenas propiedades.

En las dos últimas décadas y con ob-jeto de mejorar todavía más el com-portamiento frente a corrosión del Zircaloy-4, se han desarrollado las aleaciones circonio-niobio como el ZIRLO®, el ZIRLO® Optimizado y el M5. Aunque cada una tiene contenidos específicos de aleantes e impurezas, patente de los fabricantes, todas ellas se caracterizan por tener alrededor de 1 % de niobio mientras los valores de hierro y estaño se reducen frente a los del Zircaloy-4. La Tabla 1 recoge los contenidos de aleantes de las princi-pales aleaciones de circonio en el com-bustible Enusa.

Además del efecto básico de la quí-mica de la aleación, las características de la vaina vienen determinadas tam-bién por el correspondiente proceso de fabricación. La fabricación de la vaina combustible parte de un proceso de conformado en frío e incluye trata-mientos termomecánicos para obtener un estado microestructural que garan-tice sus propiedades.

Así, mediante la adecuada combi-nación de composición y procesado, la vaina combustible adquiere:•La resistenciamecánica,ductilidad

y resistencia a la fractura necesarias para garantizar la ya mencionada integridad estructural, soportando las tensiones a las que está sometida durante su ciclo de vida.

•La resistencia a la corrosión y re-sistencia a la absorción de hidróge-no: cuanto menor sea el espesor de óxido, mayor es el espesor de vaina remanente con resistencia mecáni-ca suficiente para garantizar su in-tegridad. Además, asociada a esta oxidación se genera hidrógeno parte del cual es absorbido por la vaina y precipita como hidruro de circonio. Los hidruros no tienen resistencia mecánica por lo que fragilizan la vaina y pueden afectar a su integri-dad en condiciones de accidente o almacenamiento [2].

• Laresistenciaal fenómenodeagrie-tamiento por corrosión bajo tensión. En el caso de la vaina para reactores BWR, donde las condiciones de ope-ración producen más susceptibilidad a dicho fenómeno, se implementó en la vaina de Zircaloy-2 una capa in-terna de circonio puro o ligeramente aleado con hierro, que en la industria se conoce como Barrier, que reduce el efecto mecánico del contacto de las pastillas con la vaina.

• Resistenciaa lafluenciamecánica,esdecir, estabilidad dimensional fren-te a deformación permanente en el tiempo, fenómeno que se produce en general en los materiales sometidos a alta temperatura y tensión pero que en el reactor se agrava por el efecto de la irradiación. Además, como se ha mencionado anteriormente es una propiedad que se le pide a la vaina durante su almacenamiento a largo plazo, en la escala de décadas de años.

•Estabilidaddimensionalfrenteade-formaciones debidas a la radiación

en ausencia de tensiones: la vaina presenta un crecimiento limitado du-rante operación aun cuando la irra-diación deforma la estructura crista-lina de la aleación.

mAtEriALES dE LoS ComPoNENtES EStrUCtUrALES

Hay tres tipos de materiales en la es-tructura de un elemento combustible: aleaciones de circonio, aceros inoxidables y aleaciones base níquel. El material de cada componente de un elemento com-bustible se selecciona principalmente en función de dos factores: la absorción neutrónica y las propiedades mecánicas requeridas. Cuando los requisitos me-cánicos del componente lo permiten, se utilizan aleaciones de circonio dada su baja absorción neutrónica. Por ello, en la mayoría de los diseños, los componentes que están contenidos dentro de la longi-tud activa del elemento están fabricados de aleaciones de circonio [3]. Ejemplos de estos componentes son rejillas y tubos guía en elementos PWR y rejillas, barras de agua y canales en elementos BWR.

En componentes que quedan fuera de la longitud activa de combustible, la penalización por absorción neutrónica es despreciable y cobra fuerza el uso de otros materiales como los aceros inoxida-bles austeníticos. En efecto, tienen mayor resistencia a la corrosión y resistencia mecánica que las aleaciones de circonio y sufren en menor medida los efectos de la irradiación en la microestructura. Por ejemplo, se utiliza acero inoxidable en cabezales inferior y superior que son componentes que interaccionan con los internos del núcleo y con las herramien-tas de manejo. Otros componentes como manguitos, tuercas, arandelas, también se fabrican en aceros inoxidables.

El tercer tipo de materiales que se uti-lizan en el combustible son las aleacio-nes de níquel. Existen varias familias de aleaciones de níquel (Ni-Cr, Ni-Cr-Fe, Fe-Ni-Cr, Ni-Fe, etc…) que se usan en una gran variedad de aplicaciones, la mayoría de las cuales requiere un mate-rial que tenga resistencia a altas tempe-raturas y resistencia a la corrosión. Así, algunas piezas fabricadas de aleaciones de níquel se someten a temperaturas de operación de más de 1000 ºC en la industria del automóvil, aviación, etc., manteniendo excelentes propiedades mecánicas y resistencia a la corrosión.

Sn Nb Fe Cr Ni o

Zircaloy-2 1.2-1.7 - 0.07-0.2 0.05-0.15 0.03-0.08 0.1-0.14Zircaloy-4 1.2-1.7 - 0.18-0.24 0.07-0.13 - 0.1-0.14ZirLo®* 1 1 0.1 - - 0.12

(*) ZIRLO® Optimizado es una mejora del ZIRLO® con un contenido en Sn menor (0.7 %)

Tabla 1. Composición elemental de los materiales de vaina (% en masa).


MATERIALES

En el combustible nuclear, se utilizan aleaciones de níquel en ciertos compo-nentes, independientemente de su loca-lización respecto a la longitud activa, en los que es imprescindible un comporta-miento mecánico superior al que ofrecen las aleaciones de circonio y el acero inoxi-dable. En concreto, las aleaciones de ní-quel tienen gran resistencia a la relajación elástica que produce la irradiación en los materiales metálicos.

Dentro de las aleaciones de níquel, las que se utilizan mayoritariamente en el combustible nuclear son: Inconel 718 (PWR) y Alloy X-750 (BWR) que son alea-ciones envejecibles por precipitación con una resistencia mecánica muy elevada, más del doble que los aceros inoxidables austeníticos convencionales. Utilizando el concepto de resistencia específica, la elevada resistencia de estas aleaciones permite la fabricación de piezas (por ejemplo, rejillas BWR de última genera-ción) con menores espesores de pared, con lo que se reducir el peso de elemento combustible y el área de paso del caudal del refrigerante primario. Otros compo-nentes fabricados en aleaciones de níquel son tornillos, rejillas y resortes (PWR) y muelles de rejillas (BWR).

En la Tabla 2 se proporciona la com-posición química nominal de los aceros inoxidables y aleaciones base níquel utili-zadas en un elemento combustible. Cabe destacar que en estos materiales (aceros y en las aleaciones base níquel) hay un control riguroso del contenido de cobalto en la composición química. Durante la operación, el cobalto natural (59Co) pre-sente en los aceros y en las aleaciones de níquel se activa por el bombardeo neu-trónico, dando lugar a un isótopo radiac-tivo (60Co). El 60Co queda retenido en los componentes estructurales generando ra-diación adicional a la producida por las pastillas combustibles. Para minimizar la dosis producida por este isótopo, se con-trola el contenido de 59Co en las aleaciones mediante las especificaciones técnicas del material, de modo que el contenido de co-balto de los aceros y aleaciones de níquel utilizadas en la industria nuclear es unas diez veces menor que los mismos materia-les utilizados en otros sectores.

mAtEriALES dE LoS CombUStibLES dEL FUtUro

El concepto de combustible nuclear basa-do en el sistema UO2-Aleación de Circonio ha sido optimizado durante décadas de

desarrollo y de operación, alcanzando unos elevados niveles de seguridad, efi-ciencia y fiabilidad. En la última déca-da, la investigación y el desarrollo han estado orientados a aumentar la fiabi-lidad en el comportamiento del com-bustible, subir la potencia generada y reducir los residuos generados median-te el incremento de los quemados de descarga. De esta manera, por ejemplo, se ha producido un progreso significa-tivo en el conocimiento del comporta-miento del combustible con altos grados de quemado durante operación normal, transitorios operacionales, accidentes base de diseño y en condiciones de al-macenamiento en seco.

Así, el foco de la investigación esta-ba en la mejora continua del sistema UO2-Aleación de circonio hasta el ac-cidente en la central nuclear de Fukus-hima que ha motivado el desarrollo de nuevos conceptos de combustible. En efecto, a partir de este evento se ha producido un interés elevado en el de-sarrollo de conceptos de combustible diferentes que mejoren el comporta-miento del sistema UO2-Zr durante ac-cidentes más allá de las bases de diseño pero manteniendo el excelente fiabili-dad y eficiencia del combustible actual.

El objetivo de estos combustibles to-lerantes a los accidentes es soportar durante un periodo de tiempo más pro-longado que los actuales la pérdida de refrigeración. Para ello, las propuestas que se plantean sobre el combustible actual son:• Pastillacombustible.

- reducir la temperatura (mejora de la conductividad térmica).

- aumentar el punto de fusión.- mejorar la retención de productos

de fisión.•Vaina.

- reducir la velocidad de corrosión a alta temperatura en vapor.

- reducir la energía generada duran-te la dicha oxidación.

- reducir la generación de hidrógeno durante la oxidación.

- mejorar el comportamiento mecá-nico durante el accidente.

Para ello, en el campo de la pastilla combustible se están investigando pas-tillas de mayor densidad/conductivi-dad térmica como son las de nitruros/siliciuros de uranio, pastillas dopadas (Cr, BeO,..) y con adición de fibras. En el campo de la vaina, los conceptos en desarrollo se agrupan en (a) vainas me-

tálicas, (b) vainas cerámicas (SiC) y (c) vainas con diversos recubrimientos me-tálicos y cerámicos (ZrSi, SiC, base Cr,...).

Los programas donde se están ana-lizando estos nuevos materiales están soportados por gobiernos e institucio-nes, con la colaboración de centros de investigación, universidades, tecnólogos y fabricantes de combustible, y tienen el objetivo de introducir barras de combus-tible en un reactor comercial en el año 2022, después de completar el desarrollo y verificación fuera de reactor.

CoNCLUSioNES

La selección de los materiales de los componentes del combustible nuclear responde a las condiciones especiales de trabajo que soportan durante su opera-ción, particularmente a la irradiación, y su almacenamiento.

Así, los materiales que configuran el combustible son en muchos casos es-pecíficos de este sector, tales como el dióxido de uranio de las pastillas y las aleaciones de circonio de las vainas, y en otros son materiales de altas prestacio-nes como las aleaciones de níquel.

La continua investigación del com-portamiento de estos materiales ha permitido su desarrollo en cuanto a composición y procesado, generando una gran mejora en el rendimiento del combustible hasta duplicar el quemado de descarga de los primeros elementos manteniendo una elevada seguridad y fiabilidad en sus funciones.

El accidente de Fukushima plantea nuevos retos y áreas de mejora del com-portamiento de los materiales de com-bustible para abordar los accidentes más allá de la base de diseño.

rEFErENCiAS

[1] “Post-Irradiation Examination of High Burnup Fuel Rods from Vandellos II”; I. Arana, C. Muñoz-Reja, F. Culebras, Top Fuel 2012.

[2] “Results of Thermal Creep Test on Highly Irradiated ZIRLO®”, M. Quecedo et al, 2008 WRFPM.

[3] “Oxidation and hydrogen uptake of ZIRLO® structural components irradiated to high burn-up” J. M. García-Infanta et Al. Artículo presentado en “17th International Zirconium In the Nuclear Industry Symposium” Hyderabad, India, February 2013.

C Cr Ni mn Si P S mo Nb Cu ti Al b Fe

304 0,08 18-20 8-10.5 2 1 0,045 0,03 - - bal.304L 0,03 18-20 8-12 2 1 0,045 0,03 - - bal.

Alloy X-750 0,08 14-17 70 (min) 1 0,5 - 0,7 0,5 2.25-2.75 0.4-1 - 5-9

inconel 718 0,08 17-21 50-55 0,35 0,35 2.8-3.3 4.75-5.5 0,3 0.65-1.15 0.2-0.8 0,006 bal.

Tabla 2. Composición elemental de los materiales de componentes estructurales (% en masa).


Mercedes Hernández Mayoral es doctora en Ciencias Físicas por la Universidad Complutense de Madrid. Actualmente trabaja como investigadora en la División de Materiales Estructurales del Ciemat.

“Revisitando” la vasija a presión del reactor para largos tiempos de operaciónJ. Lapeña, M. Serrano, G. de Diego y M. Hernández Mayoral

La vasija a presión del reactor (VPR) es uno de los componentes clave en los planes de operación a largo plazo, principalmente porque es un componente no reemplazable, al menos con la tecnología actual. La integridad estructural de la vasija se evalúa dentro de los llamados programas de vigilancia, en donde se determina la degradación de las propiedades mecánicas debida a la irradiación neutrónica. Desde los primeros diseños de las VPR y de sus programas de vigilancia en los años 60-70, actualmente todavía en vigor, se han producido grandes avances en el conocimiento del daño por irradiación y en los métodos de evaluarlos. Así, se recomienda el uso de forjas en vez de placas en la construcción de la vasija con el propósito de reducir el número de soldaduras, más sensibles a la irradiación neutrónica, utilizando además materiales de partida con menor contenido de impurezas, principalmente cobre. En cuanto a los métodos de evaluación, actualmente se dispone de la metodología para evaluar la tenacidad de fractura directamente ensayando las probetas charpy de las cápsulas de vigilancia, utilizando la Master Curve. En este artículo se presentan las últimas actividades del Ciemat relacionadas con los problemas asociados al uso de grandes forjas, como son la aparición de las hydrogen flakes de la vasija de Doel 3 y sus implicaciones. También se resumen los avances dentro de los proyectos de investigación europeos PERfoRm60 y LoNGLIfE, en el conocimiento del daño por irradiación en materiales de bajo contenido en cobre, tradicionalmente considerados poco sensibles a la irradiación, y el uso de la Master Curve en los programas de vigilancia avanzados.

The reactor pressure vessel (RPV) is one of the key components of nuclear power plants, especially for long time operation. It is a non-replaceable component, at least with current technology. The structural integrity of the vessel is evaluated within called monitoring programs where the degradation of the mechanical properties due to neutron irradiation is determined. From the first designs of the RPVs and monitoring programs in the years 60-70, currently still in force, there have been major advances in the understanding of radiation damage and methods of evaluation. Thus, it is recommended the use of forgings instead of plates in the construction of the RPVs in order to reduce the number of welds, more sensitive to neutron irradiation, and using starting materials with less content of impurities, particularly copper. To evaluate the embrittlement of RPVs the Master Curve methodology is currently used, through the testing of the charpy specimens from the surveillance capsules, to determine the fracture toughness.This article summarizes the last activities of CIEMAT into the European research projects LONGlIFE and PERFORM60, about the knowledge of radiation damage in materials with low copper content, traditionally considered less sensitive to irradiation, and the use of the Master Curve in advanced surveillance programs. The activities related to the problems associated with the use of large forgings, such as the appearance of “hydrogen flakes” in the vessel of Doel 3, and its implications, are also presented

Jesús lapeñaes ingeniero aeronáutico. Actualmente dirige la Unidad de Comportamiento Mecánico en la División de Materiales Estructurales del Departamento de Tecnología del Ciemat.

Marta serranoes ingeniera industrial especialidad mecánica (ICAI, 1991). Doctora ingeniera (ETSII UPM, 2007). Actualmente trabaja como investigadora en la División de Materiales Estructurales del Ciemat.

Gonzalo de dieGo Velascoes doctor por la Universidad Complutense de Madrid en el Departamento de Ciencia de Materiales e Ingeniería Metalúrgica. Actualmente dirige la Unidad de Microscopía y Análisis de Superficie en la División de Materiales Estructurales del Departamento de Tecnología del Ciemat.

INTRoDuCCIóN

En Europa, un tercio de la producción de energía proviene de generación nuclear. La mayoría de las centrales en operación son del tipo de agua ligera, incluyendo las de agua a presión (PWR y VVER) y agua en ebullición (BWR), centrales avanzadas de gas (Reino Unido) y de tipo Candu (Rumania). Cerca del año 2030, la gene-ración de energía nuclear caerá un 50 %, si no se construyen nuevas centrales o se establecen programas de operación a largo plazo. Actualmente se están consi-derando tiempos de operación de hasta 80 años [1]. Uno de los componentes clave en los periodos de operación a largo plazo es la vasija del reactor y su mecanismo de

degradación más limitante es la fragili-zación por irradiación a altas fluencias.

PRoyECTos ACTuALEs fINANCIADos PoR LA uNIóN EuRoPEA

Ante la necesidad de mejorar el conoci-miento del mecanismo de fragilización por irradiación así como el de estable-cer los programas de vigilancia en pe-riodos largos de operación, se lanzó el proyecto LONGLIFE (Treatment of Long Term Irradiation Embrittlement Effects in RPV Safety Assessment) [2] en el año 2010, financiado por el 7º Programa Marco de la Unión Europea y con una duración de cuatro años. El coordina-dor del proyecto es el HZDR con 15 par-


MATERIALES

ticipantes europeos (HZDR, Areva, Serco, AEKI, Ciemat, Tecnatom, NRI, SCK-CEN, VTT, CNRS, CEA, RAB, Rolls-Royce, EDF, UOXF.DJ). Los objetivos del proyecto son:• Lamejora del entendimiento de los

fenómenos relevantes para operación a largo plazo.

• La evaluaciónymejorade lasherra-mientas de predicción.

• Elaborarunaguíaparalavigilanciadela fragilización por irradiación a largo plazo.Para cumplir con estos objetivos, el pro-

yecto está dividido en diferentes paquetes de trabajo que contemplan los siguientes aspectos:• Condicionesdeoperaciónalargoplazo

y datos disponibles.•Microestructura de aceros de vasija

irradiados.• Propiedadesmecánicasde acerosde

vasija irradiados.• Análisisdelosmétodosactualesdeeva-

luación de la fragilización neutrónica.• Educaciónydiseminaciónde resulta-

dos• Guíasparavigilanciasalargoplazo.• ColaboraciónconRusia.

Dentro del proyecto LONGLIFE, se están caracterizando 16 materiales de vasija irradiados a alta fluencia (inclu-yendo diferentes flujos neutrónicos) re-presentativos de las centrales europeas en operación, mediante la combinación dediferentes técnicasdeexámenesmi-croestructurales: microscopía de transmi-sión (TEM), microscopía de zona atómica (APT), medidas de dispersión de neutro-nes a bajo ángulo (SANS), microscopía Auger y aniquilación de positrones. De este modo se dispondrá de información suficiente para evaluar la evolución de la microestructuracon la fluencia, laexis-tencia de precipitados ricos en Mn, Si y Ni, el efecto del flujo neutrónico y la po-sibilidad de segregación de fósforo en borde de grano.Elproyectotambiénincluyelacaracte-

rización mecánica de los mismos materia-les irradiados en las mismas condiciones, para así establecer un vínculo entre la microestructura y las propiedades me-cánicas.

La División de Materiales Estructu-rales del Ciemat es la encargada de la coordinación del paquete de trabajo de-dicado a la microestructura de aceros de vasijairradiados.Tambiénparticipaenelexamenpormicroscopíade transmisióny microscopía Auger de materiales de vasija irradiados, y en la redacción de guías de vigilancia para largos tiempos de operación.

Como ejemplo de temas específicos abordados por el proyecto cabe destacar la evolución de la microestructura para altas fluencias, que correspondería con largos tiempos de operación. El daño por irradiación se entiende clásicamente co-

mo el endurecimiento por la formación de precipitados ricos en cobre y la pro-ducción de daño en la matriz (defectos puntuales).También se tieneque con-siderar la posibilidad de segregación de fósforo, inducida por irradiación, en borde de grano, mecanismo que provo-ca una fragilización por irradiación sin endurecimiento asociado. Así, se enten-día que materiales de bajo contenido en cobre (que recordemos es una impu-reza del material) serían inmunes, o al menos presentarían baja sensibilidad a la irradiación neutrónica. Además los defectos puntuales creados por irradia-ción neutrónica, conocidos como daño en la matriz, eran difícilmente observa-bles a fluencias típicas de final de vida (40 años de operación). Sin embargo, diferentes estudios, principalmente los liderados por B. Odette [3], apuntan la posibilidad de la formación de precipi-tados (con Mn, Si y Ni) inducidos por irradiación en materiales de bajo Cu, o en materiales de alto Cu para altas fluencias.

En la Figura 1 se puede ver la relación entre la fracción de volumen de preci-pitados para materiales de bajo cobre (determinada por SANS) y la fluencia

neutrónica [4]. En esta figura se puede ob-servar que una vez superada una fluencia umbral, la presencia de precipitados se acelera considerablemente.Con laevoluciónde las técnicasexpe-

rimentales de microscopía, es posible hoy en día “visualizar” y analizar este tipo de precipitadosy tambiénevidenciar la for-mación de defectos puntuales para altas fluencias.

La Figura 2 muestra una imagen obte-nida mediante microscopía electrónica de transmisión (TEM) en un acero de vasija irradiado en cápsulas de vigilancia a muy alta fluencia. En la imagen se observan dislocaciones y con flechas se indican ejemplos de bucles de dislocaciones. Estos son de pequeño tamaño, unos 5 nm, que han sido producidos por la radiación neu-trónica y son responsables de parte del endurecimiento del material.

El estudio de materiales irradiados a al-tas fluencias pasa por el uso necesario de irradiacionesenreactoresexperimentales,en donde el flujo neutrónico es de más de dos órdenes de magnitud mayor que el existente enun reactor comercial.Elefecto del flujo neutrónico en la fragili-zación por irradiación ha sido debatido extensamente en losúltimosaños, sin

Figura 1. Dependencia de la fracción en volumen de precipitados inducidos por irra-diación para materiales considerados de bajo contenido en Cu [A. Wagner 2012].

Figura 2. Imágenes TEM de una acero de vasija irradiado, proveniente de una cápsula de vigilancia a una fluencia neutrónica de 90.9x1019 n/cm2 (E>1MeV) a 275 ºC.


haber llegado a un consenso internacional en la comunidad científica. En el proyecto se ha identificado un posible efecto del flujo en el daño en la matriz, presentando los mate-riales irradiados a bajo flujo (más represen-tativo de la vasija) un daño en la matriz más apreciable que para irradiaciones a alto flujo.

Por otra parte, dentro del proyecto LON-GLIFE se ha determinado el valor de la temperatura de referencia T0 siguiendo el procedimiento conocido como Master Curve o Curva Patrón, mediante el ensayo de tena-cidaddefracturadeprobetastipoflexiónentres puntos, incluidas en las cápsulas de vi-gilancia. La validez de la Master Curve (MC) para material altamente irradiado ha sido cuestionada, principalmente por investiga-dores rusos (Margolin et al), proponiendo unmétodo alternativodenominadoUni-fied Curve (UC). Los resultados del proyecto LONGLIFE de materiales altamente irra-diados apuntan a que ambas metodologías arrojan resultados similares, en cuanto a la forma de la curva de tenacidad de fractura frente a la temperatura, para temperaturas por debajo de la ambiente, y para valores de tenacidad menores de 100 MPam1/2 que es el valor que se utiliza como referencia para realizar los cálculos de integridad estruc-tural. Estos resultados ayudan a demostrar que la forma de la Master Curve no cambia para materiales altamente irradiados, al me-nosenelrangodeinterésparalaevaluaciónde la integridad estructural de la vasija.

Otro proyecto que incluye la vasija del reactoreselPERFORM60[5],tambiénfinan-ciado por el 7º Programa Marco de la Unión Europea, que surge como la continuación del proyecto Perfect (6º Programa Marco). Este proyecto está más focalizado en la si-mulación computacional multi-escala del daño por irradiación. El proyecto está lide-rado por EDF y participan EDF, Rolls-Royce, Tractebel, AMEC, Areva-NP GmbH, Are-va-NP SAS, SCK.CEN, VTT, CEA, FZD, NRI, Ciemat, BGH2, CNRS, ULB, Armines, UNI-MAN, UPC, U-LOUGH y U-Edinburgh.

El objetivo principal del proyecto es el de disponer de una herramienta capaz de pre-decir el daño por irradiación y el fenómeno de IASCC combinado e integrando diferen-tes técnicasde simulacióncomputacional.En la Figura 3 se pueden ver las diferentes técnicascomputacionalesconsuescalaaso-ciada.

Desde su lanzamiento en 2009, se han alcanzado diversos hitos en los diferente sub-proyectos. En el dedicado a la vasija, se han identificado e implantado cuatro mo-delos predictivos de la tenacidad de fractura del material irradiado, así como un modelo de plasticidad cristalina para material irra-diado.

En cuanto al grupo de usuarios, se han organizado diversas jornadas para el ma-nejo de las herramientas predictivas, y re-visión de la documentación necesaria para validar las simulaciones.

PRobLEmáTICA DE LA VAsIjA DE LA CENTRAL DoEL 3

Un tema de actualidad referido a la vasija es el de la central nuclear belga Doel 3 [6]. Esta central nuclear comen-zó su operación en 1982, mientras que la central análoga Tihange 2 lo hizo en 1983. Ambas centrales son del tipo PWR (Pressurized Water Reactor) y son operadas por Electrabel, que es parte del grupo GDF-Suez.

La vasija de presión de ambos reac-tores está fabricada con virolas forjadas en la parte cilíndrica, más la tapa y el fondo de la vasija. Fueron fabricadas por Rotterdamsche Droogdok Maatschappij (RDM), compañía holandesa, a partir de material suministrado por Krupp. Es importante mencionar que RDM no existeactualmente,habiendoquebradohace años. El plaqueado y ensamblaje de la parte inferior de las vasijas (las dos virolasdelnúcleo, el anillode transi-ción y la placa inferior) fue realizado por Cockerill, mientras que la parte superior (tapa de la vasija y virola de las toberas) lo fue por Framatome, actualmente Are-va NP, así como el ensamblado final.

En junio de 2012 se realizó una ins-pección por ultrasonidos en la vasija de Doel 3, para determinar la posible existenciadegrietasbajoelplaqueado.Elexamensecentróenlasdosvirolasdel núcleoy la soldadura entre ellas.No se encontraron indicios de este tipo de grietas; sin embargo se encontraron indicaciones inesperadas de defectos laminares en el plano circunferen-cial-axial de la vasija. La propiedadde la planta ordenó una inspección específica de la vasija, notificando al mismo tiempo este hecho al organis-mo regulador belga, Federal Agency on Nuclear Control (FANC).

Una inspección más detallada con-firmó lapresenciadeungrannúmerode indicaciones laminares en las virolas

del núcleo. La virola inferior del núcleoes la más afectada con un total de 7205 indicaciones, mientras que la superior con-tiene 857. Han sido detectadas hasta una profundidad de 100 mm desde la superficie interior. Sin embargo la mayoría de ellas se localizan entre 20 mm y 70 mm. Son “quasi-laminares”, paralelas a la superficie, de forma circular y la mayoría de ellas menores de 10 mm. La mayor dimensión detectada es de unos 24 mm de diámetro.

Teniendo en cuenta los defectos encon-trados en Doel 3 se decidió realizar en Ti-hange 2 el mismo tipo de inspección UT durante la parada de septiembre de 2012. Esteexamenreveló indicacionessimilares,aunque en menor medida. Concretamen-te se observaron 1931 indicaciones en la virolasuperiordelnúcleodelavasijay80indicaciones en la virola inferior.

A instancias de FANC se convocó a un grupo internacionaldeexpertosparaestu-diar el problema. Se formaron tres grupos de trabajodedicadosa técnicasdeensayosnodestructivos,origenmetalúrgicoycau-sa raíz de las indicaciones, y mecánica de fractura e integridad estructural. El Ciemat se integró en el grupo de trabajo sobre el origenmetalúrgicoycausaraízdelasindi-caciones, dando apoyo y asesoramiento al Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).

En el caso de Doel 3 están documen-tados la mayoría de los pasos de fabrica-ción. Concretamente se conocen los datos del proceso de fabricación de Krupp, co-mo la composición química (hidrógeno en particular) de los lingotes. Sin embargo se han perdido algunos documentos o son ilegibles. El caso más notable es que se ha perdido la documentación detallada delprimer tratamiento térmico realizadopor RDM (que de acuerdo con algunos do-cumentos fue realizado), una inspección intermedia por UT y algunas especifica-ciones de RDM. Además el contenido de hidrógenode lavirola inferiordelnúcleo,que es la más afectada por las grietas, es ilegible en los documentos recuperados.

Figura 3. Simulación computacional multi-escala del daño por irradiación [6].


MATERIALES

Tampoco se dispone de los datos del tra-tamientotérmicorealizadoenTihange2.

Hay que mencionar las particularida-des de la fabricación de grandes piezas forjadas. Durante la solidificación de los lingotes de los que se parte se produce una heterogeneidad de las propiedades metalúrgicas delmaterial: segregaciónpositiva, principalmente de carbono, en la cabeza del lingote; segregación nega-tiva concentrada en el pie del lingote, así como “líneas fantasmas”, zonas de segregación localizada enriquecidas en elementos de aleación tales como Mo, Cr, Ni y Mn que se producen por los movi-mientos de convección que se crean en el metal líquido durante la solidificación. Estos movimientos de convección se ge-neran por la diferente densidad entre el metal líquido enriquecido en elementos dealeación(másligero)próximoalfren-te de solidificación y el metal todavía líquido lejos del frente de solidificación (más pesado).

Se ha demostrado que las indicaciones están producidas por hydrogen flakes, de-fectos producidos por hidrógeno. La for-mación de estos defectos se debe a que el hidrógeno es más soluble en estado lí-quido que en estado sólido. Asimismo es más soluble en una estructura γ (cúbicacentrada en las caras) del tipo austenita que en una estructura α(cúbicacentradaen el cuerpo) del tipo ferrita. En la Figura 4 se indican los contenidos de hidrógeno en equilibrio con el hierro a diversas temperaturas. Se observa que el hierro puro fundido a 1539 ºC puede disolver 0,0025 % de hidrógeno. Al solidificarse disminuye bruscamente la solubilidad hasta 0,0008 %. Si se sigue enfriando, dis-minuyeaúnmás lasolubilidad,quea latemperatura ambiente es de sólo 0,00012 (1,2 ppm).

En la colada del acero el hidrógeno, en estado atómico, entra en el metal líquido. Durante la solidificación de los grandes lingotes el hidrógeno segrega de forma quelaszonasquesolidificanlasúltimasestán más enriquecidas en hidrógeno. Durante la refrigeración subsiguiente a la forja el material aus-tenítico se transforma en primer lugar en ferrita en las zonas del material sin segregación o con se-gregación negativa. Esto conduce a un aumento del contenido de hidrógeno en las zonas que todavía se conservan en estado aus-tenítico: la zona de segre-gación positiva y las líneas fantasmas. Cuando estas áreas se transforman fi-nalmente en ferrita están sobresaturadas de hidró-

geno. El hidrógeno en estado atómico se recombina entonces en estado mole-cular y queda atrapado, dando lugar a un aumento de la presión interna que puede producir los defectos.

Se ha dispuesto de virolas rechazadas por contener hydrogen flakes, así como de otras con zonas de segregaciones. Des-puésdeexhaustivosanálisisen losquese han estudiado todos los mecanismos posibles de producción de defectos y la realización de multitud de ensayos mecánicossehaconcluidoqueelúnicomecanismo posible de producción de defectos que den las indicaciones detec-tadas por UT es el de hydrogen flaking. La causa es la falta de un tratamiento térmicoadecuadodedeshidrogenacióndurante la fabricación de la virola. Este tratamientosehacedespuésdelaforja,enfriando lo suficientemente rápido pa-ra evitar segregaciones, hasta por debajo de la temperatura adecuada de trans-formación de la ferrita, perlita o bainita, pero por encima de la temperatura de transformación a martensita (∼ 200 ºC). Despuésdemanteneresa temperaturael suficiente tiempo para que se comple-te la transformación, se calienta hasta 600 – 680 ºC y se mantiene a tempera-tura constante hasta la eliminación del excesodehidrógeno.Desgraciadamen-te, como se ha comentado, no hay infor-maciónsobreeste tratamiento térmicoen ladocumentaciónexaminada.Per-sisteladudadeporquénosedetectaronlos defectos en las inspecciones UT y, si lo fueron,porquéno se reportaron.Eltamaño individual de los mismos era inferior al tamaño admisible, pero tal númerodeellosdeberíahaberserepor-tado. Dado que la empresa RDM ya no existenohayposibilidaddeaclararestacontradicción. Laconclusiónde losexpertos, como

se ha dicho, es que la causa de las in-dicaciones es el hydrogen flaking. Se ha comprobado que las propiedades del material, incluso en las zonas afecta-

das, sonadecuadas.Tambiénquenohanpropagado durante la operación y que la integridad estructural de la vasija no está afectada. Con estas conclusiones FANC ha aceptado estas conclusiones, dando su aprobación al arranque de las centrales. Este tuvo lugar en junio de 2013 en ambas centrales.

Aunque finalmente las centrales han vuelto a funcionar, todo lo expuesto re-vela la importancia que el hidrógeno tiene en la fabricación de las grandes piezas forjadas. Hasta ahora no se había considerado que fuera posible la exis-tencia de defectos en operación debidos al hidrógeno, pero ahora hay un debate sobre este tema y sobre la conveniencia, en determinados casos, de inspeccionar la vasija durante alguna operación de re-carga. De todas formas hay que tener en cuenta que en la mayoría de los casos se dispone de la documentación apropiada sobre tratamientos térmicos realizadosdurante la fabricación y sobre las inspec-ciones UT, que pueden descartar a priori estos problemas.

CoNCLusIoNEs

El tema de la vasija se pensaba que era suficientemente conocido como para no dedicarla más atención en programas de investigación. Sin embargo los resultados del proyecto LONGLIFE están demos-trando que hay aspectos no conocidos anteriormente, como la formación de pre-cipitados inducidos por irradiación en materiales de bajo Cu y la aparición de bucles de dislocaciones a altas fluencias y principalmente bajo flujo de irradiación. Por otra parte el proyecto PERFORM60 incorpora las modernas herramientas de simulación computacional capaces de predecir el daño por irradiación, lo que puede redundar en un mejor conocimien-to del comportamiento de la vasija. Los avances,atravésdeestosproyectos,enlacomprensión de los fenómenos que influ-yen en la degradación de las propiedades de la vasija son vitales para los progra-

masdeextensióndevida.Las indicaciones encon-

tradas en las centrales Doel 3 y Tihange 2 han puesto tambiéndemanifiesto quepueden surgir problemas in-esperados, cuyo estudio y re-solución requiere un tiempo y unos recursos importantes.

Se puede concluir que aunque la vasija es uno de los componentes mejor cono-cidos de una central nuclear es necesario seguir investi-gando sobre determinados aspectos, así como no bajar la guardia sobre posibles pro-blemas inesperados que pue-den surgir.

Figura 4. Solubilidad del hidrógeno en Fe en función de la temperatura y el estado alotrópico (austenítico o ferrítico).


Julia Barthelmes es miembro del Grupo de Comportamiento bajo Radiación de Materiales Ferríticos para Vasijas de Reactores.

hilmar schnaBel es director del Laboratorio de Celdas Calientes y director del laboratorio certificado para ensayos “Heiße Zellen” (Celdas Calientes, en alemán).

hieronymus hein es director del Grupo de Comportamiento bajo Radiación de Materiales Ferríticos para Vasijas de Reactores.

elisaBeth Keimes directora del Departamento de Mecánica de Fracturas, ensayo y comportamiento de materiales bajo irradiación y participante por AREVA en el grupo Mecánica Estructural, Daño y Propiedades y Utilización de Materiales.

charles eiselt es miembro del Grupo de Comportamiento bajo Radiación de Materiales Ferríticos para Vasijas de Reactores.

Resultados del trabajo en las celdas calientes del Laboratorio de Ensayos de Materiales Irradiados de Areva del proyecto Carina para la ampliación de la base de datos de características mecánicas de las fracturas en materiales de RPV alemanas irradiadosJ. Barthelmes, H. Schnabel, H. Hein, E. Keim y C. Eiselt

En el marco de los proyectos de investigación ya concluidos, Carina y su predecesor, Carisma, se creó una base de datos de los aceros de vasija de presión del reactor (RPV) originales previamente irradiados de los reactores de agua a presión alemanes que permitieron examinar las consecuencias cuando se aplica el método de la curva maestra (T0) en lugar del concepto RTNDT a la hora de evaluar la seguridad de la vasija. Asimismo, se investigaron las distintas condiciones de irradiación de Carina con respecto a las fluencias neutrónicas y a los parámetros de impacto específicos. Además de una breve introducción sobre el proyecto CARINA y de un resumen de los principales resultados, se incluye una descripción general de los requisitos del trabajo en un laboratorio radiactivo en lo que se refiere a la fabricación de muestras y a los ensayos con materiales, así como ejemplos de realización.

INTRoDuCCIóN

La prueba de un margen de seguri-dad suficiente contra la fractura por fragilidad de la vasija de presión de reactor (RPV) es fundamental para la seguridad de la central nuclear. En Alemania, normalmente se ha aplica-do el concepto RTNDT para evaluar la seguridad del RPV con arreglo a las estipulaciones en vigor de las normas de seguridad alemanas KTA. En este concepto se ajusta un límite inferior de resistencia a la factura—curva de temperatura, que se ha determinado por datos medidos para el material en cuestión mediante la temperatura de referencia específica ajustada a duc-tilidad nula RTNDT de la transición de fractura por fragilidad.

A parte del método de RTNDT, la normativa alemana acepta el uso de valores medidos de resistencia a la fractura y la referencia de temperatu-ra RTT0 para establecer la curva tena-

cidad–temperatura. El planteamiento de RTT0 (curva maestra) permite una determinación directa de la tempe-ratura de referencia mediante ensa-yos de mecánica de la fractura y una transferencia más realista de los re-sultados del ensayo al comportamien-to del componente.

Con el fin de comparar la evalua-ción de la seguridad mediante el con-cepto RTNDT y el concepto de curva maestra, se creó una base de datos experimental de ensayos de tracción, de impacto Charpy-V, de resistencia a la fractura y de detención de grietas en el proyecto Carisma “Determination of Fracture Mechanics Values on Irradia-ted Specimens of German PWR Plants” (Determinación de valores de mecáni-ca de la factura y muestras irradiadas de la centrales nucleares alemanas)[1] que terminó en 2008 y se amplió mediante el proyecto complementa-rio Carina “Characteristics of Irradiated German RPV Materials“ [2] (Caracte-

In the frame of the already completed research projects CARINA and its predecessor CARISMA a data base was created for pre-irradiated original RPV steels of German PWRs which allowed to examine the consequences if the Master Curve (T0) approach instead of the RTNDT concept is applied to the RPV safety assessment. Furthermore in CARINA different irradiation conditions with respect to the accumulated neutron fluences and specific impact parameters were investigated. Besides a brief introduction of the CARINA project and an overview of the main results an overview on the requirements of the hot laboratory work in terms of specimen manufacturing and material testing is given and examples for realization are shown.

rísticas de los materiales irradiados de RPV alemanas) que finalizó en 2012. Esta base de datos se creó a par-tir de trece materiales previamente irradiados que eran representativos de las cuatro líneas de construcción de centrales nucleares alemanas. Los materiales han sido irradiados a tem-peraturas que van de 283 °C a 303 °C, con fluencias neutrónicas rápidas de 5,44×1018 a 7,67×1019 n/cm2 (E>1 MeV) y con flujos neutrónicos de 2,64x1010 a 2,55x1012 cm-2 (E > 1 MeV). Los ensa-yos de Carisma y Carina se efectua-ron en las células calientes del labora-torio radioquímico de Areva GmbH, en Erlangen.

DEsCRIPCIóN gENERAl DE CARINA

El proyecto de investigación Carina “Extension of the Data Base for Fracture Mechanical Characteristics of Irradiated German RPV Materials-Application of the Master Curve Approach for Neutron


MATERIALES

Fluences in the Upper Bound” [2] (Am-pliación de la base de datos de carac-terísticas mecánicas de la fractura de materiales de RPV alemanas irradia-dos–Aplicación del método de curva maestra para las fluencias neutrónica en el límite superior) tuvo una dura-ción de cuatro años. El proyecto fue financiado por VGB (Asociación de utilities alemanas), el Ministerio de Economía y Tecnología alemán (nú-mero de patrocinador 1501357), NPP Gösgen (Suiza) y NPP Ringhals/Vatt-enfall (Suecia).

Los objetivos principales fueron:•Ampliación de la base de datos

Carisma con materiales suplemen-tarios irradiados a fluencias neu-trónica más altas, con diferentes condiciones de irradiación (más de 5×1019 n/cm², E > 1 MeV).

•Estudiodeposiblesefectosde irra-diación específicos como fases de florescencia tardía y flujo neutróni-co mediante especímenes irradia-dos en cápsulas de gradientes.

•Aplicación del método de curvamaestra a los RPV con tiempos de funcionamiento largos y después de la vida útil, respectivamente.También se aportan algunos de los

materiales de muestra de los exáme-nes microestructurales suplementa-rios para obtener una visión completa del comportamiento ante la irradia-ción de los materiales en cuestión.

En la Tabla 1 se especifican los ma-teriales utilizados en el ensayo. Las muestras se irradiaron en el reactor experimental VAK y en un PWR, res-pectivamente.

lAboRAToRIo DE CElDAs CAlIENTEs DE AREVA gmbH

El laboratorio radioquímico de Are-va GmbH se compone de la zona de celdas calientes, con dos celdas sóli-damente blindadas con hormigón pa-ra el desarrollo de actividades hasta peta-Bq y ocho celdas blindadas con plomo, y de la zona química y radio-química, para efectuar exámenes fí-sicos y químicos. Las actividades del laboratorio radioquímico incluyen el examen y análisis de muestras para la vigilancia de la irradiación de la RPV, los exámenes tras la irradiación de análisis de fallos de muestras al-tamente radiactivas y componentes del grupo de elementos combustibles de centrales nucleares, los servicios de análisis radioquímicos competen-tes de materiales con bajos y altos niveles de radioactividad proceden-tes de plantas nucleares, y proyec-tos y servicios de clausura de otras instalaciones nucleares. Los labora-

torios citados cuentan con una acre-ditación válida conforme a la norma ISO 17025. El laboratorio dispone de cofres tipo A y licencia para el trans-porte.

Las principales actividades del laboratorio de ensayo acreditado “Heiße Zellen” (celdas calientes, en la figura a) pueden resumirse del si-guiente modo:•Exámenes de materiales utiliza-

dos en los programas de vigilancia de la vasija de presión de reactor (RPV), de conformidad con KTA 3203, por ejemplo.

•Ensayo demuestras demecánicade la fractura de varias formas y tamaños en el marco de los pro-gramas de vigilancia de RPV con arreglo a conceptos de mecánica de fractura específicos.

•Examendematerialesy ensayodedistintos materiales y componentes de la fabricación.

•Ensayos de resistencia a la radia-ción de juntas de plástico y adhesi-vas, así como de materiales de ais-lamiento y recubrimiento de cables.

• Fabricacióndemuestrasde tensióny mecánicas de la fractura para en-sayos Charpy utilizando equipo de mecanizado moderno (por ejemplo, máquina de descargas de electrones).

•Fabricacióndemuestras reconsti-tuidas utilizando la técnica de sol-dadura con haz de electrones.

•Fabricacióndepiezasdeensayodemuestras ya ensayadas, piezas de materiales y partes de piezas defec-tuosas.

•Análisisde fallosdedistintos sis-temas, por ejemplo, tubos SG, mue-lles, tornillos y pasadores de anillo central.

•Exámenesdelamicroestructurademateriales metálicos y combustible nuclear, mediante el uso de micros-copía óptica, haz iónico focalizado

material Code Type Cu [%] p [%] Ni [%]

22NiMoCr3-7 JSW(3rd generation, Pre Convoy) P150 BM 0.05 0.008 0.83

22NiMoCr3-7 JSW(3rd generation, Pre Convoy) P150 HAZ 0.05 0.008 0.83

22NiMoCr3-7 Klöckner(1st and 2nd generation) P151 BM 0.09 0.007 0.97

22NiMoCr3-7 Klöckner(1st and 2nd generation) P151 HAZ 0.09 0.007 0.97

Molytherme Electrode Suizer(1st generation) P152 WM 0.03 0.015 0.08

20MnNoNi5-5 JSW(4th generation) P142 BM 0.06 0.009 0.8

S3NiMo1/OP41TT GHH(4th generation) P142 WM 0.06 0.012 0.9

S3NiMo3/OP41TT Udcomb(3rd generation) P16 WM 0.08 0.012 1.69

Tabla 1. Materiales utilizados en el proyecto Carina.

Figura 1: Celda de ensayo de materiales en el laboratorio de celdas calientes.


(FIB) ymicroscopía electrónicadebarrido y transmisión (MEB, MET).

•Desarrollo demateriales en cola-boración con nuestros clientes, por ejemplo, material para rejillas espa-ciadoras, con examen de la capa de óxido, la distribución y el contenido de hidrógeno y el cambio geométri-co de los componentes.

lAboRAToRIo CoN CElDAs CAlIENTEs DEl PRoyECTo CARINA Desmontaje de cápsulas y análisis radioquímicosPara crear muestras, tras su recep-ción se abrieron los monitores de tem-peratura y detectores de neutrones disponibles para realizar el ensayo, para practicar la inspección visual y para efectuar análisis radioquímicos, respectivamente, las cápsulas de VAK y las cápsulas de vigilancia en el labo-ratorio de celdas calientes de Areva GmbH,enErlangen(Figura2).

Cuando fue necesario, se determi-nó después la actividad de los detec-tores de fluencia neutrónica mediante el análisis radioquímico.

Fabricación y ensayo de las muestrasUna parte importante del trabajo de las celdas calientes es la preparación y fabricación de muestras, especial-mente de muestras de PCCVU utili-zadas para el ensayo T0 y de muestras específicas utilizadas para la prueba de detención de grieta.

En los casos necesarios, se fabri-caron muestras de PCCV mediante EDM a partir demuestras de WOL o mediante la técnica de reconstitu-ción a partir de mitades de muestras fracturadas. Las grietas por fatiga se crearon mediante una carga de vibra-ción de alta frecuencia utilizando una máquina de ensayo de resonancia.

Para el ensayo de detención de grietas, además de las muestra de de-tención de grietas compactas (CCA) también se utilizaron las muestras denominadas “Dúplex” [4].

Todas las soldaduras se realizaron con el sistema de soldadura con haz de electrones (EBW).

Los ensayos de materiales del pro-yecto Carina se han ajustado a las normas que se especifican a conti-nuación:•Ensayos de tracción de conformidad

con la norma DIN EN ISO 6892-1 y -2 (Método B).

•Ensayos instrumentadosCharpy-Vde conformidad con las normas DIN EN ISO 148-1 y 14556.

•EnsayosdePCCVde resistencia ala fractura (iniciación de grietas) de conformidad con la norma ASTM E 1921(Figura3).

•EnsayosdemuestrasCCAyDúplexde detención de grietas de confor-midad con la norma ASTM E 1221.

Exámenes analíticosDebido a la baja fragilización por irra-diación de los materiales de P15X a 1,2×1019 n/cm2 (E > 1 MeV) algunos exámenes analíticos se han efectuado con el objetivo de excluir algunas cau-sas posibles de este comportamiento.•Medicionesdeactividad (Co-60 en

P150 BM) cuyo resultado indica que la actividad es acorde con la fluen-cia neutrónica acumulada en las muestras.

•Análisisquímicosmediante espec-troscopia de emisión de chispas cuyo resultado indica que no existen divi-siones significativas en las muestras de composiciones químicas.

Exámenes metalográficosSe han efectuado algunos exáme-nes metalográficos de las superficies fracturadas de materiales de muestra P150 BM y P151 BM no irradiados

Figura 2: Cápsula de VAK y cápsulas de vigilancia desmontadas mostrando su esta-do en el momento de la entrega.

Figure 4: Superficie fracturada de materiales de muestra P150 BM y P151 BM no irradiados ensayados.

Figure 5: Superficie fracturada de materiales de muestra P150 BM no irradiados ensayados.

Figura 3: Ensayos de muestras de PCCV.

compuestos de acero 22NiMoCr3-7. En laFigura4 semuestraque elma-terial P151 BM (fabricación Klöckner) tiene un granulado más grueso que el material P150 BM (fabricación JSW),


MATERIALES

que resalta el impacto del proceso de fabricación en la microestructura.

Además, se estudió en muestras reconstituidas el impacto de inclu-siones no metálicas, apreciado en las superficies de las muestras de P150 BM PCCV fracturado no irradiado (Figura5),sobrelosdatosderesisten-cia a la fractura. Sin embargo, no se descubrió un impacto significativo en la resistencia a la fractura.

REsulTADos DE CARINA

En [2] y [3] puede encontrarse una descripción detallada de resultados del proyecto Carina. Aquí sólo sub-rayaremos algunos resultados selec-cionados.

Un punto de interés relativo a los exámenes de iniciación de grietas fue determinar si los datos de resis-tencia a la fractura KJc(1T) están deli-mitados por la curva del límite infe-rior ASME KIc [5], que es importante para las evaluaciones de seguridad.

Como semuestra en la Figura 6, lamayor parte de los datos de resisten-cia a la fractura de iniciación estática normalizada con RTT0(j) medidos están delimitados por la curva del límite inferior ASME KIc, de manera que la aplicabilidad de la curva queda con-firmada por los datos experimenta-les.. Los pocos datos no delimitados se comprobaron a temperaturas muy bajas y también corresponden a ma-teriales con baja T0. Como esta región de temperaturas no se alcanza du-rante el funcionamiento de la planta, estos valores no son importantes para las aplicaciones de evaluación de la seguridad. Asimismo, los puntos de datos relacionados con KJc(1T) inferio-res50MPa√mnoestáncomprendidosen el rango de mediciones relevantes para la seguridad.

Comparando las temperaturas de referencia de los dos conceptos dis-tintos, puede apreciarse una ventaja principal del método de curva maes-tra / RTT0 tal como se presenta en

la Figura 7, en la que semuestra laRTT0(j) media frente a la RTNDT(j) ajus-tada por la fluencia en los materiales utilizados en los proyectos Carina y Carisma. En los materiales de base, el método RTT0 implica unas tempe-raturas de referencia notablemente inferiores a las del concepto RTNDT, aunque éste no es el caso de los ma-teriales de soldadura, en los que la tendencia general de RTNDT(j) > RTT0(j) es menos pronunciada o no se obser-va en absoluto. Este comportamiento conservador de RTNDT de los mate-riales de base está provocado por los “ensayos de aceptación” en el estado inicial, que hacen que el ensayo de impacto por caída de los materiales de base conduzca generalmente a la temperatura NTD. En el ensayo de impacto por caída se aplica un cordón de soldadura al material de base, que provoca un cambio en el material y permite medir efectivamente un va-lor de detención de grietas, a diferen-cia de los materiales de soldadura en

Figura 6: Valores KJc(1T) normalizados para T-RTT0(j) en los materia-les de Carina, procedentes de [3].

Figura 8: Valores de ΔT0 medida frente ΔT41 ajustados por fluen-cia de los materiales de Carina y Carisma, procedentes de [3].

Figura 9: Temperaturas de referencia RTT0(j) medidas de los materiales de CARINA irradiados con distintos flujos de neu-trones (cifras de flujos de neutrones en cm-2s-1, E > 1 MeV), procedentes de [3].

Figura 7: RTTO medida frente a los valores de RTNDT(j) ajustados por fluencia en los materiales de Carina y Carisma, procedentes de [3].


los que se miden temperaturas NDT menos conservadoras. Así pues, se subraya especialmente el alto conser-vadurismo del concepto RTNDT- en el caso de los materiales de base.

Otro punto de interés fue la corre-lación entre los cambios de las tempe-raturas de referencia obtenidas de los ensayos de mecánica de la fractura (ΔT0)ydelosensayosCharpy-V(ΔT41). En laFigura8 semuestraunabuenacorrelación 1:1 entre los cambios de ΔT0 yΔT41, así los cambios de los dos conceptosdistintosΔT0yΔT41 pueden utilizarse de forma equivalente para la determinación de la temperatura de referencia.

Por último, otra cuestión que sub-rayaron las investigaciones fue la posible existencia del denominado “efecto flujo”, que es la dependencia de las propiedades de los materiales del flujo de neutrones en presencia de una fluencia neutrónica determinada. También se dispuso de muestras con fluencias similares y flujos neutró-nicos diferentes de las cápsulas de vigilancia ordinarias y de gradientes irradiadas en RPV PWR comerciales. ComopuedeverseenFigura9,noseha podido confirmar el “efecto flujo”.

REsumEN

En el proyecto de investigación Cari-na, se amplió la base de datos expe-rimental del proyecto Carisma de los conceptos de seguridad RTNDT y curva maestra con materiales representa-tivos suplementarios irradiados en distintas condiciones y con respecto a fluencias neutrónica acumuladas de “límite inferior” y parámetros espe-

cíficos (flujo neutrónico, composición química y efectos de fabricación). El trabajo del laboratorio de células ca-lientes constituyó un aspecto clave del proyecto, especialmente la aper-tura de las cápsulas, el análisis radio-químico, la fabricación de muestras, los ensayos de material, y los exáme-nes analíticos, metalográficos y mi-croestructurales.

Mediante los datos de resistencia a la fractura, pudo confirmarse la curva de “límite inferior” ASME KIc para la iniciación de grietas (fallo de fra-gilidad). Debido a ello, puede conse-guirse un considerable avance en la utilización de curvas de resistencia a la fractura para la evaluación de la integridad de la RPV.

El concepto RTT0- dio lugar a tem-peraturas de referencia más bajas de los materiales de base que el concepto RTNDT-. En el caso de los materiales soldados, la tendencia general RTNDT > RTT0 es menos pronunciada o no se observa en absoluto. Asimismo se apreció que ΔT0 and ΔT41 muestran una correlación cercana a 1:1. por lo que los conceptosΔT0 yΔT41 pueden utilizarse de forma equivalente para la determinación de la temperatura de referencia.

En los materiales de RPV investiga-dos no pudo confirmarse el efecto de flujo neutrónico.

REFERENCIAs

[1] H. Hein, E. Keim, H. Schnabel, T. Seibert, A. Gundermann, ”Final results from the CARISMA project on fracture mechanical assessments of pre-irradiated RPV

steels used in German PWR”, 24th ASTM Symposium on Effects of Radiation on Nuclear Materials and the Nuclear Fuel Cycle, June 24-26, 2008, Denver, Colorado

[2] H. Hein, E. Keim, H. Schnabel, J. Barthelmes, Ch. Eiselt, F. Obermeier, J. Ganswind, M. Widera. “Final Results from the CARINA Project on Crack Initiation and Arrest of Irradiated German RPV Steels for Neutron Fluences in the Upper Bound”, 26th ASTM Symposium on the Effects of Radiation on Nuclear Materials, Indianapolis, USA, 12-13 Junio 2013

[3] H. Hein, E. Keim, E. Bechler, P. Efsing, J. Ganswind, R. Knobel, G. König, P. Barreiro, M. Widera, A. de Jong. “CARINA – A programme for experimental investigation of the irradiation behaviour of German reactor pressure vessel materials”, International Journal for Electricity and Heat Generation, VGB PowerTech, Número 5, 2013, p.43-49

[4] A. Gundermann, E. Keim, F. Obermeier. “Further Development of Duplex Specimens for Measuring Plane Strain Crack Arrest Fracture Toughness”, 18th European Conference on Fracture, 30 de agosto – 3 de septiembre 2010, Dresden, Alemania

[5] ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 2011A Edition, Section XI, Division 1, Appendix A. Article A-4000: Material Properties.

CONVOCATORIAS 2014Congresos, Cursos y Reuniones

16-19 FEBREROLJuBLJANA, ESLOVENIA

PIME 2014 CoMMunICatIng nuClEarEuropean Nuclear Society (ENS)Info: www.pime2014.org

30 MARzO – 3 AbRILLJuBLJANA, ESLOVENIA

rrFM 2014 EuroPEan rEsEarCh rEaCtor ConFErEnCEEuropean Nuclear Society (ENS)Info: http://www.euronuclear.org/meetings/rrfm2014

6-9 AbRILChARLOTTE (CAROLINA DEL

NORTE), EEuu.

ICaPP 2014 IntErnatIonal CongrEss on advanCEs In nuClEar PowEr PlantsAmerican Nuclear Society (ANS)Info: [email protected]

11-15 MAyOMARSELLA, FRANCIA

EnC 2014 EuroPEan nuClEar ConFErEnCEEuropean Nuclear Society (ENS)Info: www.enc2014.org

6-12 JuLIOBuRgOS, ESPAñA

IYnC 2014 IntErnatIonal Youth nuClEar CongrEssIYNC, Jóvenes Nucleares (JJNN)Info: www.iync.org


MATERIALES

Juan Carlos Cano es ingeniero industrial por la Universidad Politécnica de Madrid en la especialidad eléctrica. Comienza su carrera profesional en Tecnatom en 1995, en el campo del mantenimiento predictivo de máquinas eléctricas. Desde el año 2000 es el responsable de la Unidad de Ensayos Eléctricos cuyas principales actividades son el mantenimiento predictivo y la monitorización de equipos eléctricos y la gestión de vida de cableado eléctrico en centrales nucleares.

sara ruiz es diplomada en Ingeniería Técnica Industrial en la especialidad de electrónica por la universidad del País Vasco (2002), y licenciada en Ingeniería en Electrónica y Automática por la Universidad de Navarra (2005). Se incorporó a Tecnatom en 2007 y trabaja actualmente en el Grupo de Materiales y Gestión de Vida, donde se realizan estudios de degradación y de estimación de vida residual de componentes de centrales nucleares y térmicas.

Advance: proyecto de investigación de envejecimiento en cableado eléctrico en centrales nuclearesJ.C. Cano y S. Ruiz

A medida que las plantas nucleares envejecen aumenta la importancia de la evaluación de la condición de cables de baja tensión de instrumentación, control y potencia. Adicionalmente, mientras se construyen nuevas centrales, la elección de los cables y el uso de técnicas de monitorización in situ para conseguir indicadores fieles al envejecimiento, puede resultar muy útil a lo largo de la vida de la planta. El objetivo de este proyecto es adaptar, optimizar y valorar técnicas de condition monitoring para cables de centrales nucleares, que junto con el establecimiento del criterio de aceptación apropiado, permitan conocer el estado del cable a lo largo de su longitud y estimar su vida residual.En el proyecto se estudia el envejecimiento acelerado de una serie de cables instalados en centrales europeas con el fin de evaluar la capacidad de técnicas de condition monitoring para detectar envejecimiento global y local. Los resultados se comparan con técnicas aceptadas de evaluación de envejecimiento para validar su uso en la estimación de vida residual. En este artículo se exponen las etapas principales del proyecto y el estado actual del mismo.

INTRODUCCIÓN

A medida que las plantas nucleares envejecen aumenta la importancia de la evaluación de la condición de ca-bles de baja tensión de instrumenta-ción, control y potencia. Adicional-mente, mientras se construyen nuevas centrales, la elección de los cables y el uso de técnicas de monitorización in situ para conseguir indicadores fie-les al envejecimiento, puede resultar muy útil a lo largo de la vida de la planta.

En el proyecto Advance se estudia el envejecimiento acelerado de una serie de cables instalados en centrales

nucleares europeas, con el fin de eva-luar la habilidad de técnicas de medi-das eléctricas de condition monitoring para detectar envejecimiento global y local. Los resultados se comparan con aquellos obtenidos mediante téc-nicas convencionales y aceptadas de evaluación del envejecimiento, para validar la estimación de vida residual. Estas técnicas convencionales son en su mayoría ensayos destructivos, y por ello se busca optimizar ensayos de medidas eléctricas no destructivos que se puedan utilizar posteriormen-te en campo para la monitorización y evaluación del estado y envejecimien-to de los cables.

As Nuclear Power Plants get older it is more important to know the real condition of low voltage, instrumentation, power and control cables. Additionally, as new plants are being built, the election of cables and the use of in-situ monitoring techniques to get reliable aging indicators, can be very useful during the plant life.The goal of this Project is to adapt, optimize and asses “Condition Monitoring” techniques for Nuclear Power Plants cables. These techniques, together with the appropriate acceptance criteria, would allow specialists to know the state of the cable over its entire length and estimate its residual life. In the Project, accelerated ageing is used in cables installed in European NPPs in order to evaluate different techniques to detect local and global ageing. Results are compared with accepted tests to validate its use for the estimation of cables residual life. This paper describes the main stages of the Project and some results.


Dentro del proyecto se estudia tam-bién el impacto que tiene el envejeci-miento de los materiales polímeros, que constituyen el aislante y cubierta de los cables, en las propiedades eléc-tricas del cable. Dicho estudio servirá para adaptar y optimizar las técnicas de monitorización existentes, inter-pretar los resultados de los ensayos eléctricos con el fin de extrapolar di-chos resultados a otros cables simi-lares, y adaptar el diseño de nuevos cables a estas técnicas de ensayos eléctricos para la monitorización del estado.

DESCRIPCIÓN

El proyecto Advance es un proyecto Euratom del 7º Programa Marco. Este proyecto nace en 2011 y tiene prevista su finalización en diciembre de 2013, con un presupuesto de 3,95 millones de euros y con una financiación de 2,3 millones por parte de la Unión Europea. En el proyecto participan 11 empresas europeas (Tabla 1).

El proyecto nace de la inquietud a nivel internacional de conocer el estado de los cables de las centrales nucleares. La seguridad y disponi-bilidad de las centrales dependen directamente de los cables de ins-trumentación, control y de potencia; un solo reactor tiene alrededor de 1000 km de cables y algunos tienen que ser capaces de aguantar condi-ciones de accidente y de postacci-dente. Hay muchas centrales con una edad cercana a los 40 años que se espera que funcionen 60 años, lo que ha dado lugar a que se cuestione el estado de los cables. Las centrales nucleares necesitan métodos efecti-vos y no destructivos para monitori-zar el estado de los cables sin sacar-los de servicio.

El proyecto Advance nace con los siguientes objetivos:•Adaptar, optimizar y validar téc-

nicas de monitorización de estado para cables de centrales nucleares, que sean no destructivas y puedan ser usadas in situ para determinar la condición actual de los cables instalados en toda la longitud del cable.

•Usartécnicasdemonitorizacióndela condición para predecir la vida útil de los cables, y establecer cri-terios de aceptación mediante la correlación de las propiedades eléc-tricas y físicas.

•Correlacionar indicadores de lacondición del cable cerca del final de la vida del mismo, incluyendo el accidentedeLOCA.

•Proporcionar conocimientopara eldiseño y formulación de la siguien-te generación en cables de centrales nucleares con capacidades de diag-nóstico eléctrico mejoradas.

Etapas del proyectoLa Figura 1 muestra las distintas fa-sesdelproyecto.Como resumenpo-demos destacar los siguientes puntos:•WP2. Estudio del estado del arte.

En esta etapa se han estudiado las distintas técnicas usadas actual-mente para conocer el estado de los cables, se ha elaborado un do-cumento explicando los distintos ensayos. Se ha estudiado también

los cables con más presencia en los distintas centrales de los países participantes.

•WP3. Selección de cables y enve-jecimiento. Se han seleccionado un grupo de cables representativo de cada uno de los países/centrales participantes; finalmente, los ele-gidos han sido los indicados en la Tabla 2.Dependiendo de las muestras se

ha realizado envejecimiento térmico y por radiación simultáneo o secuen-cial, y ensayodeaccidente (LOCA)ypost accidente.

En cada cable se ha reservado una muestra para simular un tipo

Nº Nombre Nombre corto País

1 ELECTRICITÉ DE FRANCE S.A. EDF Francia2 FORSMARKS KRAFTGRUPP AB Forsmark Suecia

3 COMMISSARIAT A L’ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES CEA Francia

4 ALMA MATER STUDIORUM - UNIVERSITÁ DI BOLOGNA Unibo Italia

5 TECANTOM S.A. Tecnatom España

6 USTAV JADERNEHO VYZKUMU REZ A.S. NRI Rep. Checa

7 NEXANS DEUTSCHLAND GMBH Nexans Alemania

8 INSTYUT CHEMII I TECHNIKI JADROWEJ INCT Polonia

9 BELGISCH LABORATORIUM VAN DE ELEKTRICITEIT-SINDUSTRIE Laborelec Bélgica

10 KUNGLIKA TEKNISKA HOEGSKOLAN KTH Suecia

11 WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB WSE Suecia

Tabla 1. Países participantes.

Figura 1: Estructura del proyecto.

WP1 Project managementWP7 Scienti�c and technical coordination

WP3 Cable selection and ageing

WP4 Study on the impact of ageing on

cable electrical parametersWP2

U

nder

stan

ding

of c

urre

nt

cond

ition

s

WP6 Training, mobility and dissemination

WP8 Collaborantion with China

CHINESE PARALLEL PROJECT

WP5 Condition

monitoring (CM)techniques:adaptation,testing and

analysis


MATERIALES

de defecto, con el objetivo de poder estudiar si las técnicas de monitoriza-ción ensayadas son capaces de detec-tar dichos defectos:•WP4.Estudiodel impactodel en-vejecimiento en las propiedadeseléctricas. En esta tarea se estudia el impacto del envejecimiento en los distintos parámetros eléctricos de los cables. Los objetivos son los siguientes:- Elegir las propiedades eléctricas

que tienen mayor correlación con el envejecimiento.

- Entender la relación entre los procesos de envejecimiento y la evolución de los distintos pará-metros eléctricos.

- Modelar el envejecimiento con agentes agresores múltiples (tér-mico y radiación).

- Estimar el tiempo de cambio de los cables, basándose en los mo-delos de propiedades de diag-nóstico frente al comportamien-to.

- Investigar cómo adaptar los di-seños futuros de los cables a las técnicas de monitorización de la condición.

•WP5. Técnicas de monitorización de estado. Éste es el paquete de tra-bajo principal, ya que los resultados del proyecto se obtienen a partir de los trabajos realizados en esta acti-vidad.Constituye,juntoconelWP4,la mayor innovación del proyecto, ya que se intenta conseguir adaptar ciertas técnicas de ensayos eléctricos para que aporten información no sólo del estado de los cables (acepta-ble o dañado), sino para que sirvan como técnicas de monitorización del

envejecimiento de los cables y den información de la vida residual o remanente de los mismos. Entre los objetivos de este grupo de trabajo cabe señalar los siguientes:- Adaptar y optimizar técnicas de

condition monitoring para la detec-ción del envejecimiento.

- Proporcionar procedimientos pa-ra realizar ensayos de condition monitoring.

- Valorar la idoneidad de ciertas técnicas para detectar envejeci-miento en cables de cierta longi-tud, tanto envejecimiento local como global.

- Correlacionarindicadoresdecon-dition monitoring con otros dados por técnicas tradicionales, espe-cialmente cerca del final de vida del cable.

- Verificar el rendimiento de las técnicas eléctricas en campo.

- Proporcionar recomendaciones y guías para la utilización de ensa-yos eléctricos de condition monito-ring en cables eléctricos.

- Recopilar muestras de cables en-vejecidos y formar una base de datos con las medidas realizadas para uso futuro.

•WP6. Formación, movilidad y di-seminación. Los objetivos de este paquete de trabajo son los siguien-tes:- Transmitir el conocimiento en

cableado eléctrico mediante la educación y el entrenamiento de estudiantes y jóvenes cientí-ficos.

- Promover la movilidad de estu-diantes y profesionales jóvenes.

- Organizar seminarios en técnicas de diagnosis y envejecimiento de cableado.

- Diseminar el conocimiento ad-quirido entre la comunidad cien-tífica.

EVOLUCIÓN Y ESTADO ACTUAL DEL PROYECTO

La primera fase del proyecto se de-dicó al estudio del estado del arte y la recopilación de información sobre los mecanismos de envejecimiento y condiciones ambientales a los que se ven sometidos los cables instalados en las centrales nucleares europeas, así como las técnicas de monitoriza-ción basadas en ensayos eléctricos y convencionales utilizadas hasta el momento.EnelpaquetedetrabajoWP3selle-

vó a cabo la definición de los criterios apropiados para la selección de los cables a estudiar, se realizó una lista de cables instalados en las centrales nucleares europeas, y de dicha lista se seleccionaron seis cables representati-vos para su estudio.

Tras la elaboración de las especi-ficaciones y procedimientos de los ensayos de envejecimiento, se comen-zaron dichos ensayos. La realización de los ensayos de envejecimiento ace-lerado se dividieron entre tres de los socios:Westinghouse (WSE),NRI, yTecnatom (TEC).En laTabla4puedeverse como se repartieron dichos tra-bajos.

Los cables se han envejecido tér-micamente y por radiación durante un tiempo equivalente a 60 años de operación normal en central. Dicho envejecimiento se ha dividido en seis periodos de forma que cada una de las etapas de envejecimiento equi-

Cable Name Producer Type Size Sheath/insulation

RG - 59 B Alcatel France Coaxial 75 ohm EVA/XLPECST74C068 Nexans measurement/instrument 1p1mm² EVA/PE

ERR Kabelwerk Eupen LV power cable 5 x 2.5 EPDM/EVA

FSSR Lipalon from NPP ASEA-Sweden measurement/instrument 4 x 1 Hypalon/ EPDM

Lot C0 6249 04 – HN 33 S 25 Alcatel LV power cable 3 x 35 mm² EPR/Hypalon

AFUMEX Pirelli (Prysmian) Instrumentation 2 x 1.5 mm² EPDM/EVA

Tabla 2. Listado de cables seleccionados.

Tipo de cable Longitud Defecto Tamaño y disposición del defecto

Alcatel RG - 59 B 20 m Presionado del 25% 10 cm mínimo, localizado a 1/3 de longitud de un extremoNexans CST74C068 20 m Calentamiento local 2 m, localizado a 1/3 de longitud de un extremo

Eupen ERR 20 m Calentamiento local 10 cm, localizado a 1/3 de longitud de un extremo

Forsmark FSSR 20 m - -

Alcatel C0 6249 04 20 m Doblado con radio reducido localizado a 1/3 de longitud de un extremo

Pirelli AFUMEX 20 m Calentamiento local 2 m, localizado at 1/3 de longitud de un extremo

Tabla 3. Defectos simulados en los cables seleccionados


dió a realizar el ensayo de accidente LOCA(Figura3).A su vez, en elWP4 se han rea-

lizado ensayos de envejecimiento a diferentes niveles de radiación y tem-peratura, estudiando los cambios en las propiedades eléctricas causados por dicho envejecimiento, e inten-tando correlacionar dicha evolución con la degradación de los polímeros que constituyen el aislante y cubierta de los cables. De esta forma, los re-sultados obtenidos han servido para evaluar y modificar los ensayos rea-lizadosenelWP5paralamonitoriza-ción del envejecimiento de los cables. También se están investigando nue-vos diseños de cables adaptados a las técnicas de monitorización.

Al mismo tiempo que se fueron realizando las actividades de enve-jecimiento se han llevado a cabo las actividadesdelWP5.Enestepaquetede trabajo se han realizado ensayos eléctricos y convencionales para la monitorización del envejecimiento de los cables. Las técnicas que se están estudiando son las siguientes:- Tensile test.- OIT/OITp (Oxidative induction Time/

Oxidative induction Temperature).- Density.- Insulation resistance.- Capacitance and loss factor, tg delta- TDR/FDR (Time Domain Reflectome-

try, Frequency Domain Ref lectome-try).

- Impedance.- Attenuation.- Space Charge Density Measurements.- Dielectric Spectroscopy Tests.- Charging/Discharging Current Tests.- Partial Discharge Tests.- Indenter.- HPTLC(High Performance Thin Layer

Chromatography).- HPLC-GC (High performance liquid

chromatography - Gas Chromatogra-phy).

- TGA (Thermogravimetric Analysis).- Fire test.- FTIR.- Breakdown voltage.- LIRA.

Actualmente el proyecto se en-cuentra en la última etapa donde se están analizando los resultados obte-nidos durante los ensayos realizados a lo largo del proyecto y se obtendrán las principales conclusiones.

RESULTADOS EN LA MUESTRA Nº 7

Se exponen a continuación algunos de los resultados encontrados en el cable Pirelli proporcionado por la central nuclear de SantaMªdeGa-roña. La elección de este cable se ha

Cable TA (envejecimiento térmico) RA (envejecimiento por radiación) LOCA

Alcatel RG - 59 B WSE NRI WSENexans CST74C068 TEC NRI TEC

Eupen ERR NRI NRI NRI

Forsmark FSSR NRI NRI NRI

Alcatel C0 6249 04 WSE NRI WSE

Pirelli AFUMEX TEC NRI TEC

Tabla 4: Listado de laboratorios donde se realiza el envejecimiento de los cables.

Figura 2. Envejecimiento térmico en los laboratorios de Tecnatom.

Figura 3. Ensayo LOCA en los laboratorios de Tecnatom.

Figura 4. Elongación a rotura.Gráfico azul envejecimiento térmico y gráfico rojo envejecimiento térmico y radiación.

0

1,4S7-2-1

S7-2-0

S7-2-0 S7-2-7 S7-2-8

S7-2-9S7-2-10

S7-2-11S7-2-12

S7-2-2 S7-2-3 S7-2-4 S7-2-5 S7-2-6

EaB/

EaB0

1,2

1

0,8

0,6

0,4

0,2

02 4

Ageing step

6 8

vale a 10 años de operación. De esta forma, tras cada una de las etapas de envejecimiento se han realizado ensayos eléctricos y convencionales para poder estudiar la evolución de las propiedades eléctricas y físicas de los cables.

En las figura 2 se pueden ver los cables dentro de una estufa tér-mica donde se realizó su envejeci-miento térmico acelerado (Figura 2).

Una vez envejecidos los cables tér-micamente y por radiación, se proce-


MATERIALES

debido a su elevada presencia en las centrales nucleares españolas. Ante-riormente, en este mismo tipo de ca-ble se han llevado a cabo estudios en los cuales se han hecho únicamente envejecimientos térmicos. En el estu-dio actual, se han llevado a cabo los siguientes envejecimientos acelera-

dos: térmico, por radiación (en dosis de operación y accidente), y ensayo de LOCAypost-LOCA.Lasfiguras4,5y6 muestran algunos de los resultados obtenidos en este cable en los distin-tos estadios de envejecimiento.

Los resultados muestran que el ca-ble Pirelli prácticamente no muestra

degradación por temperatura, esto lo habíamos comprobado en pro-yectos anteriores, sin embargo las técnicas usadas indican variación al aplicar envejecimiento por radia-ción, mostrando correlación notable en las técnicas utilizadas. El defecto local simulado en este cable ha sido un envejecimiento local en dos me-tros de cable situado a seis metros de uno de los extremos; esto se ve reflejado en la Figura 7, lo que de-muestra la eficacia del ensayo LIRA para localizar envejecimientos o de-fectos locales.

CONCLUSIONES

Se han expuesto la estructura del pro-yecto Advance, las muestras a ensa-yar, el envejecimiento térmico y por radiación al que se someten, los ensa-yos elegidos para buscar correlación con el envejecimiento de los cables, y algunos de los resultados de los en-sayos realizados en el cable Pirelli, cuyos resultados han mostrado buena correlación con el envejecimiento por radiación.

AGRADECIMIENTOS

Agradecemos la colaboración de to-das las empresas que han participado en este proyecto y su implicación en el mismo, tanto en tiempo como en conocimientos aportados.

REFERENCIAS

• Seventhframeworkprogramme.THEME [Fission-2010-2.1.1] AnnexI–“DescriptionofWork”2010.

• D2.1“Reportoncablesdescription, enviromental conditions and function requeriments”.

• D5.1“ReportontheadaptationoftheselectedelectricalCMmethodsforageingdetection”.Advance Project.

• Conditionmonitoringofelectrical cables using Line ResonanceAnalysis(LIRA).PaoloFantoni, Gary J. Toman, Juan CarlosCano.SixthAmericanNuclear Society International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control, andHuman-MachineInterfaceTechnologiesNPIC&HMIT2009,Knoxville, Tennessee, April 5-9, 2009,onCD-ROM,AmericanNuclearSociety,LaGrangePark,IL (2009).

Figura 5. Resultados del OIT. Gráfico negro envejecimiento térmico y gráfico rojo envejecimiento térmico y radiación.

Figura 6. Resultado de indenter en la cubierta (gráfico rojo) y el aislamiento (gráfico azul) durante el envejecimiento térmico y por radiación.

Figura 7. Resultado ensayo LIRA. Cable con defecto local.

40,0

35,030,0

25,020,015,0

10,05,0

0,00 10

Equivalent ageing time (years)

OIT

(min

)

20

Sheath (EVA)-thermal

Sheath (EVA)-thermal + radiation

30 40 50 60

12

Inde

nter

mod

ulus

(N/m

m)

9,06

10,37

Insulation Other sheath

8,09 8,2 8,13

10,22

9,610,01

7,85

9,699,94

10,269,84 9,83 9,68 9,7

10,03

9,619,19

8,598,77

8,148,897,817,967,93

11

10

9

8

7

910 years

TH20 years

TH30 years

TH40 years

TH50 years

TH60 years

TH10 years

TH+IR20 years

TH+IR30 years

TH+IR40 years

TH+IR50 years

TH+IR60 years

TH+IR

Pirelli 7/2/x - Indenter Modulus

50,045,040,035,030,025,0Gain (dB)

AFUMEX 7-4-X 60 YEARS

60 YEARS

50 YEARS

Distance (m)

20,015,010,0

5,00,0

0,0 5,0 10,0 15,015,0 20,0


Dolores Gómez Briceñoes jefe de la División de Materiales Estructurales del Ciemat.

césar YaGüees licenciado en Químicas por la UMA. Posteriormente, ha realizado estudios de postgrado en Física aplicada (Especialidad Física de Materiales) en la UCM. Desde 2010 pertenece a la División de Materiales Estructurales del Ciemat donde trabaja en generadores de vapor.

marta FernánDez Díazes doctora en Ciencias Químicas por la Universidad Complutense de Madrid. Trabaja en el Ciemat desde 1991 en el Departamento de Tecnología en análisis instrumental y su aplicación a caracterización de materiales de interés energético y medioambiental.

maría Belen Gómez manceBoes doctora en Ciencias por la Universidad Complutense de Madrid. Trabaja en el Ciemat desde 2005 como responsable del laboratorio de rayos X, perteneciente a la Unidad de Espectroscopia, de la División de Química, dentro del Departamento de Tecnología.

rocío FernánDez saaveDraes doctora en Ciencias Químicas por la Universidad Autónoma de Madrid. Desde 2007 trabaja en la División de Química del Ciemat, participando en distintos proyectos relacionados con producción de hidrógeno y formación de lodos consolidados en los generadores de vapor de centrales nucleares.

Depósitos en el lado secundario de los generadores de vapor: causas y consecuenciasD. Gómez-Briceño, C. Yagüe, M. Fernández Díaz, B. Gómez Mancebo y R. Fernández Saavedra

A pesar de las mejoras introducidas en el control de la química del circuito secundario de los reactores tipo PWR, cantidades importantes de productos de corrosión se incorporan a los generadores de vapor y se depositan sobre la superficie de los tubos, sobre los orificios de flujo de las placas soporte y sobre la placa de tubos. La magnetita acumulada sobre la placa de tubos sufre un proceso de consolidación dando lugar a lo que se conoce como lodos duros, lo que disminuye la transferencia de calor e induce una elevación de la temperatura en los tubos que favorecerá los posibles procesos de degradación. La acumulación de lodos duros se ha identificado como una condición necesaria para la degradación por denting de los tubos de los generadores de vapor encontrada en las centrales nucleares de Almaraz y Ascó. En este artículo, se discuten las causas de la acumulación de depósitos y sus consecuencias sobre la degradación de los tubos de los generadores de vapor.

IntRoduccIón

Los tratamientos químicos aplicados al agua del lado secundario de los generadores de vapor tienen por ob-jetivo minimizar la corrosión de los tubos de los generadores de vapor y los procesos de corrosión acelerada por el flujo (FAC, Flow Accelerated Corrosion) de los componentes del sistema secundario fabricados de acero al carbono. La disminución de los procesos de FAC disminuirá el ensuciamiento de los tubos ( fouling), minimizará la deposición de depó-sitos sobre las placas soporte y la acumulación de lodos sobre la placa de tubos.

La deposición de productos de co-rrosión, fundamentalmente magneti-ta, sobre la superficie de los tubos de los generadores de vapor modifica la transferencia de calor y favorece la concentración de impurezas, lo que

conlleva un mayor riesgo de corro-sión de los tubos de los generadores de vapor [1]. Los productos de co-rrosión han taponado los orificios de flujo de las placas soportes superio-res, de tipo quatrefoil, lo que ha desem-bocado en la rotura de los tubos por fatiga de alto ciclo, como se ha obser-vado recientemente en algunas plan-tas francesas [2, 3]. La acumulación de lodos sobre la placa de tubos de los generadores de vapor, que puede alcanzar una altura de varios centí-metros, dificulta la transferencia de calor, provoca una elevación de tem-peratura en el resquicio tubo/placa de tubos y favorece la acumulación de impurezas, fomentando la degra-dación por corrosión de los tubos de los generadores de vapor.

Las especificaciones de la quími-ca del secundario han evolucionado a lo largo del tiempo, siendo cada vez más restrictivas con el objetivo

Despite improvements in the control of the chemistry of the secondary circuit of the PWR type reactor, large amounts of corrosion products are incorporated in the steam generators and deposited on the surface of the tubes, on the flow holes the support plates and the tube sheet. Magnetite accumulated on the tube sheet undergoes consolidation giving rise to what is known as hard sludge , which reduces heat transfer and induces a temperature rise in the tubes which will favor the possible processes degradation. Hard sludge accumulation has been identified as a necessary condition for degradation by “ denting “ of the tubes of steam generators found in Almaraz and Asco NPP. In this article, we discuss the causes of the accumulation of deposits and their effects on the degradation of the tubes of the steam generators.


MATERIALES

de minimizar la entrada de impure-zas procedentes del condensador, en su mayor parte, y de otros sistemas como los de purificación mediante resinas así como de operaciones de mantenimiento. En la actualidad, to-das las plantas aplican el tratamien-to conocido como AVT (All Volatil Treatment) consistente en el uso de agua de baja conductividad con adi-ciones de hidracina para eliminar el oxígeno y amoniaco para alcanzar el pH establecido. Como alternati-va para conseguir el pH, se pueden utilizar otra aminas tipo morfolina, ETA, DMA, y MPA [4].

Las centrales nucleares españolas de Almaraz 1 y 2, y Ascó 1 y 2 susti-tuyeron sus generadores de vapor ori-ginales, modelo D de Westinghouse, por sus actuales generadores modelo 61W/D3 de Siemens-KWU, con tubos de la aleación 800 NG. En estos nue-vos generadores se ha detectado la acumulación de lodos consolidados sobre la placa de tubos y la presencia de denting en un número relevante de tubos, situados en las zonas de la pla-ca con lodos consolidados, así como la existencia de grietas de corrosión bajo tensión iniciadas por el secundario en algunos de ellos.

El objetivo de este artículo es ana-lizar las causas de la formación de depósitos en el lado secundario de los generadores de vapor y en espe-cial de las pilas de lodos consolida-dos que se acumulan en las placas de tubos, así como de sus consecuencias para la integridad de los tubos de los generadores de vapor.

PREcuRSoRES dE LoS dEPóSItoS

Sólo una parte pequeña, alrededor del 10 %, de los depósitos encontra-dos en el lado secundario de los ge-neradores de vapor se forman in situ, como consecuencia de la corrosión de distintos componentes: tubos, placas soporte de los tubos, placa de tubos, internos….. el resto procede del aporte de partículas, especies ió-nicas y especies solubles, generadas en cualquier lugar del circuito se-cundario y conocidas como precur-sores de los depósitos [1]. La Figura 1 resume distintos tipos de precurso-res de los depósitos. Las caracterís-ticas y la concentración de cada uno de estos precursores cambian en el generador de vapor como consecuen-cia de los procesos de formación de vapor.

Las partículas pueden aglomerar-se, coalescer o crecer para sedimen-tarse en forma de pilas de lodos so-bre la placa de tubos, en particular,

en las zonas de baja velocidad del flujo y depositarse en las zonas con mayor transferencia de calor, es de-cir, alrededor de los tubos, formando lo que se conoce como collars. Las especies iónicas pueden concentrar-se en la pila de lodos y en las zonas de resquicios entre los tubos y la placa de tubos y entre los tubos y la pila de lodos, mientras que las especies solubles pueden reaccionar con los depósitos y alterar su forma química. Las especies iónicas pue-den inducir la corrosión de los tubos y contribuir a la consolidación de la pila de lodos.

La mayor fuente de aporte de hie-rro a los generadores de vapor es la corrosión acelerada por el flujo (FAC) de los aceros al carbono y los aceros de baja aleación, materiales utilizados en la fabricación de los

componentes de los sistemas secun-darios. Como consecuencia de este proceso de corrosión, los produc-tos de corrosión formados sobre los aceros al carbono, magnetita (Fe3O4) y otros compuestos como hematite (Fe2O3), hidróxidos ferroso (Fe(OH)2) y especies hidratadas de hierro (∝-FeOOH, γFeOOH), se disuelven en el fluido y entran en el generador de vapor. La corrosión acelerada por el flujo es un proceso electroquímico a diferencia de la corrosión-erosión que es un proceso mecánico y es-tá favorecido por la trasferencia de masa entre el óxido que se disuelve y el fluido, que presenta una con-centración de iones ferrosos inferior a la existente en la interface óxido/ fluido, Figura 2.

La corrosión acelerada por el flujo depende de la química del ciclo, del

Figura 1: Precursores de los depósitos del lado secundario de los generadores de vapor [1].

Figura 2. Mecanismo de la corrosion acelerada por el flujo (FAC).


potencial electroquímico y del pH, además de la velocidad del fluido, de la geometría y de los materiales de los componentes afectados así co-mo de la temperatura [5, 6]. Especial atención merece las consecuencias de este proceso de corrosión duran-te los transitorios de la planta y los periodos de parada, en los que el control de la química puede no ser el más adecuado.

FoRMAcIon dE LoS dEPóSItoS

Una vez que los precursores de los depósitos han llegado al generador de vapor vía el agua de alimentación pueden: a) salir del generador de va-por a través de la purga o ser arras-trados por el vapor, b) depositarse sobre las superficies de los tubos o sobre la placa de tubos, directamen-te o después de haber reaccionado entre ellos y c) concentrarse en los resquicios o dentro de los poros de depósitos ya existentes.

La mayoría de las partículas que entran al generador de vapor, en plantas con química de AVT con hi-dracina y amoniaco tienen un tama-ño entre 0.25 y 1μm, siendo muy pe-queñas para que puedan depositarse por gravedad sobre la placa de tubos durante los periodos de operación estacionaria. Por tanto, las partículas deben crecer de alguna manera, an-tes de depositarse.

La literatura [7] postula diversos mecanismo para el crecimiento de las partículas tales como el conoci-do como Ostwald ripening en el que los cristales pequeños se disuelven simultáneamente con el crecimiento de cristales de mayor tamaño, lo que disminuye la energía libre interfacial al disminuir la superficie total de las partículas.

Las partículas, también, pueden crecer por aglomeración, proceso en el que la agrupación de las partí-culas puede ser debida a las cargas de la superficie, a la formación de uniones químicas en los puntos de contacto y/o a la atracción magnéti-ca para formar unidades de mayor tamaño. De estas tres posibilidades, la más atractiva es la que considera la carga de la superficie, puesto que los productos de corrosión en sus-pensión poseen carga eléctrica que está determinada por su naturale-za química y por las características físico-químicas del electrólito. Este supuesto se discute con más detalle en el siguiente apartado.

Otro de los mecanismos consi-derados para el crecimiento de las partículas es la coalescencia. En este

proceso, las partículas pequeñas de productos de corrosión pueden in-teraccionar con otras especies tales como el hidróxido ferroso, óxidos de cobre, aluminosilicatos o níquel [1]. En este proceso, a diferencia de lo que ocurre en el de aglomeración, las pequeñas partículas pierden su identidad [7].

Por último, las partículas pueden crecer por la precipitación secunda-ría de pequeñas partículas sobre la superficie de partículas más gran-des. Las partículas de pequeño ta-maño se pueden disolver en el ge-nerador de vapor a la temperatura y pH adecuado y precipitar sobre partículas de mayor tamaño en las condiciones inversas, por ejemplo óxidos de níquel sobre magnetita [7]

dEPoSIcIón dE LoS dEPóSItoS: PILAS dE LodoS En LA PLAcA dE tuBoS

A mediados de los años setenta se adoptó la química AVT, abandonan-do la química de fosfatos para re-ducir la formación de pilas de lodos consolidados que se formaban en los generadores de vapor con quí-mica de fosfatos. La química AVT favorecía la formación de lodos suel-tos, fácilmente eliminables [8]. Sin embargo, en los últimos años se ha reportado la formación de pilas de lodos consolidados en generadores de vapor que operan con alto AVT con amoniaco ( pH ∝ 10.2 a tempe-ratura ambiente ), como es el caso de los de Almaraz 1 y 2 , Ascó 1 y 2 y Doel 3, todas ellas con generadores de diseño Siemens-KWU. También se ha reportado lodos consolidados en Ginna que opera con química de AVT con ETA para controlar el pH. En todos los casos, se han detectado tubos con denting, asociado a la pre-sencia de lodos consolidados. Asi-mismo, se ha reportado denting en algunas plantas francesas pero la información disponible no permite identificar si está o no asociado a la presencia de lodos consolidados [8].

Las pilas de lodo se forman, prefe-rentemente, en las regiones centrales de la placa de tubos en las que la ve-locidad del fluido es más baja. La al-tura de la pila de lodos suele ser ma-yor en la rama caliente que en la fría, llegando en algunos casos hasta de-cenas de centímetros de altura. Las pilas de lodos pueden formarse por la sedimentación por gravedad de partículas con diámetros alrededor de 10 μm [1]. El componente mayo-ritario de los lodos es la magnetita, acompañada por ferritas de níquel,

cromo, manganeso y zinc. Además es frecuente encontrar elementos co-mo calcio, magnesio, cobre, sílicio y aluminio entre otros y aniones como sulfatos, cloruros, nitratos, y otros de naturaleza orgánica.

Por otro lado, a lo largo de la ope-ración, los tubos de los generadores de vapor se recubren de una capa de depósitos, formada fundamen-talmente por magnetita y compues-ta por una capa interna de baja po-rosidad, adyacente al tubo, y una capa externa con mayor porosidad, que facilita la acumulación de im-purezas. El espesor de estas capas de depósitos es función del pH y de la temperatura, disminuyendo a lo largo de los tubos en la rama calien-te y aumenta en la rama fría [9]. En muchos casos, estos depósitos (scales) con un espesor medio de 200 μm, se rompen y se desprenden de la super-ficie de los tubos, especialmente en los transitorios de la operación y en las condiciones de arranques y para-das, encontrándose sobre las placas soporte y mezclados con las pilas de lodos que se forman sobre la placa.

En la pila de lodos ocurren re-acciones entre las especies que la forman y entre éstas especies y las especies disueltas, reacciones que tienden a consolidar la matriz de la pilas de lodos. Un ejemplo de estas reacciones es la cementación de las partículas de magnetita a partir del hidróxido ferroso por la reacción de Schikorr [1].

La solubilidad de la magnetita dis-minuye con la temperatura a partir de 160 ºC y disminuye con el pH para valores de pH de hasta 9.6. Para va-lores de pH de 10.2, la solubilidad de la magnetita es ligeramente creciente con la temperatura [10]. Este compor-tamiento podría estar ligado a la ma-yor facilidad de acumulación de lo-dos en la rama fría o en la caliente de los generadores de vapor. Algunos de los compuestos de los elementos considerados como endurecedores de los lodos, hidróxidos de Ca y Mg y sulfato cálcico, presentan también solubilidad inversa [7].

A algunas de las especies que se encuentran habitualmente en los análisis de lodos de generadores de vapor, tales como sílice, aluminio, calcio, magnesio y manganeso, se le atribuye un carácter aglutinante, pu-diendo contribuir a la consolidación de los lodos [11]. Por otro lado, la porosidad de las pilas de lodos favo-rece la concentración de impurezas solubles tales como cloruro, sulfatos, sodio y otras impurezas que, además de modificar la agresividad del me-


MATERIALES

dio, pueden contribuir a los procesos de consolidación de los lodos.

Los productos de corro-sión insolubles, óxidos, hi-dróxidos y oxihidroxidos, en suspensión en el agua del secundario son partículas cargadas como consecuencia de la adsorción o desorción de protones para mantener el equilibrio electroquímico entre la superficie del sóli-do y la solución. Los iones de la disolución con carga opuesta a la de la partícula de óxido forman una capa fuertemente adherida a la superficie de la partícula (ca-pa de Helmholtz). Rodeando a esta capa se distribuye otra capa difusa que contiene io-nes móviles positivos y negativos. La superficie límite entre estas dos capas recibe el nombre de shear plane y la diferencia en potencial eléctrico entre este plano y la disolución re-cibe el nombre de potencial zeta. El potencial Zeta (mV) es función del pH y de la temperatura. Al aumentar el pH, el potencial Z disminuye, así como al aumentar la temperatura. El valor del potencial Zeta es una me-dida de la tendencia de una suspen-sión a sedimentar. Para valores del potencial Zeta de ± 30 mV se favore-ce la sedimentación de las partículas en suspensión.

El pH al cual el potencial zeta es cero, se denomina como “punto de carga cero” (PZC) o punto isoeléc-trico. En este punto, la velocidad de coagulación de las partículas en sus-pensión alcanza su máximo, es decir será más fácil la formación de sedi-mentos. Cuando la carga superficial neta es cero, las fuerzas repulsivas de largo alcance entre partículas con la misma carga no existen permitien-do que las partículas se aproximen suficientemente para que las fuerzas de corto alcance las mantengan uni-das.

Cuando se trata de un solo tipo de partículas, la aglomeración está favorecida en torno al pH corres-pondiente al punto isoeléctrico. Si se trata de dos tipos de partículas o de una partícula y una superficie, la aglomeración estará favorecida para valores de pH comprendidos en el intervalo definido por el pH isoeléc-trico de cada una de las partículas o de la partícula y el material.

Por otro lado, la densidad de un depósito o sedimento es máxima en el punto isoeléctrico, y el hincha-miento de un aglomerado o capa

de material depositado es mínimo. Modificaciones del pH pueden dar lugar a procesos de expansión o con-tracción de los depósitos [12].

No se ha encontrado en la litera-tura valores del potencial Zeta de los compuestos identificados en las pilas de lodos en las condiciones de operación del secundario. Su deter-minación es una tarea difícil pero su disponibilidad ayudaría a elaborar supuestos sobre los procesos de con-solidación de las pilas de lodos.

conSEcuEncIAS dE LAS PILAS dE LodoS: DENTING Y coRRoSIón BAJo tEnSIón

A mediados de los años 70, el pro-ceso de denting en placa soporte fue la causa del 90 % de los tubos de ge-neradores de vapor taponados. En los años siguientes, el número de tubos afectados por denting dismi-nuyó significativamente, debido a la mejora en química del agua del secundario, a cambios en el diseño y al uso de materiales más resistentes. Sin embargo, recientemente se ha

observado denting en la parte superior de la placa de tubos de algunos generadores de vapor reemplazados, como es el caso de los generadores de vapor de Almaraz 1 y 2, Ascó 1 y 2 , Doel 3 y otras plantas [8] y es una obser-vación común que los tubos afectados por denting están asociados a la presencia de lodos consolidados. Excep-to en el caso de Ascó 1 que presenta un mayor número de tubos con denting en la rama caliente que en la fría, en el resto de los casos el nú-mero de tubos afectados por denting es mayor en la rama fría que en la rama caliente. Puesto que se constata una clara asociación entre la pre-

sencia de lodos consolidados y la existencia de denting, cabría esperar la misma tendencia en cuanto a la distribución de la extensión y la al-tura lodos consolidados pero no es así en todos los casos.

En la literatura se describen dos posibles mecanismos para explicar el denting en la placa de tubos. Uno de ellos es consecuencia de la corro-sión de la placa de tubos en el res-quicio tubo/placa de tubos, Figura 3, aparentemente favorecida por la presencia de lodos duros, Figura 4. La concentración de impurezas en los resquicios puede alterar local-mente la química del circuito se-cundario dando lugar a ambientes, ácidos o básicos, en los que la mag-netita, producto de corrosión de los aceros de baja aleación del tipo A508 Gr 3, de los que están fabricadas las placas de tubos, no es protectora. La magnetita, que presenta un aumento de volumen respecto al hierro del que procede, rellena todo el resqui-cio y en su crecimiento puede lle-gar a deformar los tubos localmente dando lugar al denting.

La presencia de lodos sobre la pla-ca de tubos afecta la termohidráu-

Figura 3. Denting en la placa de tubos asociado a los lodos acumulados.

Figura 4. Denting originado por la corrosión de la placa de tubos ( Staehle,2003).


lica del resquicio tubo/placa de tu-bos, modificando la transferencia de masa hacia y desde el resquicio con la consiguiente alteración de la química dentro del mismo. La po-rosidad y el espesor de la pila de lodos condicionan su efecto final. El sobrecalentamiento disponible en el resquicio en la rama caliente se estima en 35-45 ºC, mientras que en la rama fría es de 0-5 ºC. Si existen lodos acumulados alrededor de los tubos, formando lo que se denomi-na collars, la temperatura estimada en el resquicio es sólo cinco grados inferior a la del primario en esa zona [13]. Puesto que la temperatura favo-rece los procesos de corrosión, cabría pensar que la degradación de los tu-bos por denting debería ser mayor en la rama caliente que en la fría, pero como se ha comentado anteriormente la situación es la contraria [8]. Como posible justificación del mayor nú-mero de tubos con denting en la rama fría podría postularse que la forma-ción de una capa de vapor impide la concentración de impurezas en los resquicios de la rama caliente [12].

El otro mecanismo es el que se co-noce como denting causado por la co-rrosión de la pila de lodos. En este caso, la constricción del tubo es con-secuencia de la corrosión de partícu-las metálicas embebidas en la pila de lodos, Figura 5. Las partículas metá-licas pueden entrar al generador de vapor en la construcción o durante operaciones de mantenimiento, in-corporándose finalmente a la pila de lodos. Durante la operación, las par-tículas metálicas son oxidadas provo-cando un aumento de volumen de los lodos que será suficiente para defor-mar los tubos a la altura de la parte superior de la placa de tubos [14].

El denting conlleva la aparición de una distribución heterogénea de ten-siones/deformaciones en la sección del tubo, que pueden dar lugar al inicio y propagación de grietas de corrosión bajo tensión. Estas grie-

tas pueden iniciarse por el interior del tubo (lado primario) o por el ex-terior del tubo (lado secundario) y pueden ser de orientación axial o circunferencial dependiendo de la orientación de las tensiones. Grietas circunferenciales iniciadas por el la-do del secundario en tubos afecta-dos por denting han sido reportadas en las inspecciones de tubos de los generadores de vapor de Almaraz 2 y Ascó 1. Grietas circunferenciales iniciadas por el primario se identi-ficaron en varias plantas francesas afectadas por denting provocado por la presencia de impurezas metálicas en las pilas de lodos [15].

concLuSIonES

A lo largo de los años se han toma-do numerosas medidas para evitar la degradación de los tubos de los generadores de vapor. En particular, se ha optimizado el control de la quí-mica del secundario para minimizar la acumulación de depósitos en los generadores de vapor. Sin embargo, en los últimos años se ha detecta-do denting en tubos situados en las zonas de acumulación de lodos con-solidados. En algunos casos se han identificado grietas de corrosión bajo tensión asociadas al denting. La de-pendencia aparente entre la existen-cia de lodos consolidados y la apari-ción del “denting” no es evidente.

REFEREncIAS

[1]. Characterization of PWR Steam Generator Deposits, EPRI TR-106048, 1996.

[2]. H. Bodineau, T. Sollier, “Tube Support Plate Clogging up of French PWR Steam Generators”, EUROSAFE 2008.

[3]. T. Prusek et al., “Deposit Models for Tube Support Plate Flow Blockage in Steam Generators”, Nuclear Engineering and Design, 262 (2013) 418-428.

[4]. Pressurized Water Reactor Secondary Water Chemistry Guidelines-Revision 7, EPRI 1016555, 2009

[5]. Multivariable Assessment of Flow Accelerated Corrosion and Steam Generator Fouling. Literature Review, EPRI 1003619, 2003.

[6]. Effect of Hydrazine on Flow Accelerated Corrosion, EPRI 1008208, 2005

[7]. Investigation of Steam Generator Corrosion Products Under typical PWR Operating Conditions, EPRI NP-3068, 1984.

[8]. SGMP: PWR Steam Generator Top –of – Tubesheet Denting, EPRI 10249491, 2011.

[9]. S. Pujet et al., Modeling of the Combined Effects of Particle Deposition and Soluble Iron Precipitation on PWR Steam Generator Fouling”, International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems, 2004.

[10]. P.R. Tremaine, J.C. LeBlanc, “The Solubility of Magnetite and the Hydrolysis and Oxidation of Fe2+ in Water to 300 °C”, J. Solution Chem. 9 (1980) 415-442.

[11]. J.L. Barkich et al. “Chemistry Trends and Maintenance Techniques for Secondary Side Deposits Mitigation and Deposits Management in the U.S.”, EPRI SGMP 2010 Steam generator Secondary Side Management Conference, 2010.

[12]. The ASME Handbook on Water Technology for Thermal power Systems, Chapter 7.

[13]. R. Wolfe, “Steam Generator Tube Denting and SCC at the Top of the Tubesheet”, SGMP European Workshop, Madrid 2013.

[14]. P.Scott et al., “Factors Affecting PWR Steam Generator Tube Denting Above the Tube Sheet”, Sixth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in NPP, 1993.

[15]. M. Bieth, “Cracking at Dents at the top of the Tube Sheet of Some Steam Generator tubes in the French 1300 MWE PWR Units” Appendix A 10, Proceedings: 1990 EPRI Workshop on Circumferential Cracking of Steam Generator Tubes, EPRI NP-7198-S.

Figura 5. Denting producido por la oxidación de partículas metálicas embebidas en los lodos [8].


MATERIALES

Raquel González aRRabales profesora/investigadora en el Instituto de Fusión Nuclear (UPM). Doctora por la Universidad Técnica de Viena. Su actividad investigadora se centra en el estudio de materiales para aplicaciones en futuras plantas de Fusión Nuclear.

nuRia GoRdilloes doctora en CC. Físicas por la UAM. Actualmente es investigadora en el Instituto de Fusión Nuclear. Su trabajo se centra en la investigación y desarrollo de nuevos materiales con aplicaciones en fusión.

MiGuel Panizo laízes ingeniero industrial y Máster en Ciencia y Tecnología Nuclear por la UPM. Investigador en el Instituto de Fusión Nuclear, realizando su tesis sobre materiales de primera pared en reactores de fusión.

iván FeRnández MaRtínezes doctor en CC. Físicas por la UAM.Fundador, co-propietario y director general de la empresa Nano4Energy. Diez años de experiencia en el área de recubrimientos depositados mediante pulverización catódica.

aMbioRn WennbeRGes ingeniero industrial (metalúrgico). Co-propietario y director de negocios de la empresa Nano4Energy. Diez años de experiencia en la industria de fabricación de equipos de crecimiento de materiales, varios artículos y patentes publicadas.

antonio RiveRaes profesor/investigador en el Instituto de Fusión Nuclear (UPM). Doctor por la Universidad Politécnica de Delft. Su actividad investigadora se centra en el estudio de materiales para aplicaciones en futuras plantas de Fusión Nuclear.

ovidio Peña RodRíGuezes doctor en CC. Físicas por la Universidad Nacional Autónoma de Méjico. Actualmente es investigador en el Instituto de Fusión Nuclear. Su trabajo se centra en la investigación y desarrollo de nanopartículas con aplicaciones plasmónicas.

FeRnando bRiones es académico de la Real Academia de Ciencias. 45 años de experiencia en proyectos científicos de I + D. Más de 300 trabajos publicados y 10 patentes autorizadas.

José Manuel PeRladoes catedrático de Física Nuclear en la UPM y director del Instituto de Fusión Nuclear. Representante del Gobierno español en el Comité Consultivo de la UE/Euratom y asesor de la representación española en el Programa Keep in Touch de Fusión Nuclear Inercial.

Laboratorio de Materiales en el Instituto de Fusión Nuclear: crecimiento y caracterización de recubrimientos con aplicaciones nucleares R. González-Arrabal, N. Gordillo, M. Panizo-Laiz, I. Fernández-Martínez, A. Wennberg, A. Rivera, O. Peña, F. Briones y J. M. Perlado

En este artículo se presentan las capacidades del nuevo laboratorio de Materiales del Instituto de Fusión Nuclear para el desarrollo de recubrimientos con potenciales aplicaciones nucleares. Se describen los dos objetivos básicos del laboratorio: (a) “diseño” de recubrimientos que satisfagan las demandas industriales, y (b) desarrollo de la instrumentación necesaria para recubrir superficies no planas, por ejemplo el interior o exterior de tubos. Se muestran ejemplos de materiales que son más resistentes a la radiación, materiales autosanantes. Así mismo se presentan materiales solución de otros problemas; en concreto aquellos más resistentes a la corrosión con metales líquidos, que podrían conformar los circuitos de refrigeración de los futuros reactores tanto de fisión como de fusión nuclear.

INTRODUCCIÓN

El desarrollo de recubrimientos con propiedades específicas es un tema de actualidad en diversos sectores industriales tales como la microelec-trónica, telecomunicaciones, óptica, espacial y nuclear. En la industria nu-clear es particularmente interesante el desarrollo de recubrimientos resis-tentes a la irradiación y a la corrosión a altas temperaturas bajo la presencia de metales líquidos.

Una de las técnicas más versátiles para la fabricación de recubrimientos a escala industrial es la técnica de pulverización catódica (sputtering, en inglés). La pulverización catódica es una técnica de depósito en fase de vapor que consiste en la vaporiza-ción de los átomos de un material só-lido denominado “blanco” median-te el bombardeo de éste por iones energéticos y su condensación sobre el sustrato que se pretende recubrir.

Por lo tanto, el sputtering se basa en el intercambio de momento durante la colisión de los iones incidentes con los átomos del material a vaporizar. Desde el punto de vista industrial las ventajas de esta técnica frente a otras son principalmente dos: (a) permite diseñar las propiedades microscópi-cas (morfología, microestructura, y grado de estrés) y, por ende, las pro-piedades macroscópicas (conducti-vidad eléctrica, dureza, resistencia a la corrosión) del material depositado y (b) los depósitos se pueden llevar a cabo a temperatura ambiente. Las propiedades microscópicas de los re-cubrimientos depositados por sput-tering, dependen de los parámetros de depósito utilizados tales como: el voltaje aplicado al cátodo, la presión de gas en la cámara donde se realiza el depósito, la distancia entre el cáto-do y el sustrato y la temperatura de depósito [1]. De manera que la varia-

We report on the capabilities of the new materials lab located at the Instituto de Fusión Nuclear to develop coatings for nuclear applications. The main objectives of the lab are described: (a) “design” of coatings which fulfil industrial requirements and (b) development of the needed instrumentation to coat non-planar surfaces, i. e. inner and outer surface of pipes.Some examples of radiation resistance materials (self-healing) will be shown. Moreover, we present some new solution with improved corrosion resistance when facing liquid metals to conform the cooling system of future fission and fusion nuclear reactors.


ción adecuada de estos parámetros permite “diseñar” un material que cumpla aquellas especificaciones pa-ra las que fue concebido. Un ejemplo de la dependencia de la morfología del material en función de los pará-metros de depósito se presenta en la Figura 1. En ella se muestran dos imágenes de microscopía electrónica de barrido de la sección transversal de dos recubrimientos de wolframio (W) depositados sobre sustratos de acero mediante pulverización catódi-ca utilizando parámetros de depósito diferentes. El recubrimiento de la Fi-gura 1a ha sido depositado aplicando un voltaje de cátodo en configuración de corriente continua (DC). En esta imagen se observa un recubrimiento con estructuras nano-columnares en forma de pirámide invertida. El re-cubrimiento de la Figura 1b, ha sido depositado aplicando una alta densi-dad de potencia en el cátodo (kW.cm-

2) durante pulsos de corta duración (lo que se conoce como High Impulse Power Magnetron Sputtering (HIPIMS). En este caso se aprecia que el recubri-miento es mucho más denso, y tiene una menor densidad de fronteras de grano y porosidad. Ambos recubri-mientos se han depositado en el labo-ratorio de materiales del Instituto de Fusión Nuclear.

Otra ventaja a destacar del sputte-ring es que no sólo permite diseñar la morfología y microestructura de los materiales, sino también su compo-sición química. Las dos formas más comúnmente utilizadas para ello son: (a) el sputtering reactivo [2] (en el que se hace uso de un gas reactivo tal como N2 u O2 que interacciona químicamen-te con aquel material que se preten-de depositar) (b) el uso simultáneo de varios blancos cada uno de ellos con una composición química determina-da [3]. Así se pueden depositar mate-riales compuestos con gran interés en la industria nuclear como por ejemplo el nitruro de titanio (TiN), que posee muy buenas propiedades y se postula como barrera para prevenir la interdi-fusión entre el combustible nuclear y las barras que lo encierran.

¿QUIÉNES SOMOS Y CUÁLES SON NUESTROS OBJETIVOS?

El laboratorio de Materiales del Ins-tituto de Fusión Nuclear (IFN) es un laboratorio conjunto concebido y crea-do por investigadores de dicho Insti-tuto de la Universidad Politécnica de Madrid (UPM), del Instituto de Mi-croelectrónica de Madrid (IMM/CSIC) y de la empresa de base tecnológica Nano4Energy SLNE [4], con ayuda de

profesores del Departamento de In-geniería Nuclear (DIN) de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Indus-triales (ETSII). Dicho laboratorio se encuentra situado en el Instituto de Fusión Nuclear y está operativo desde enero 2013. En la Figura 2, se muestra una foto del laboratorio.

Nuestros objetivos son fundamen-talmente: (a) el diseño de recubri-mientos que cumplan las propiedades demandadas por la industria y par-

ticularmente aquellas demandadas por la exigente industria nuclear, y (b) el diseño y validación de instru-mentación que nos permita recubrir superficies no planas, por ejemplo el interior o exterior de tubos.

Nacido como consecuencia de los programas de investigación de mate-riales de primera pared en el área de la fusión nuclear por confinamiento inercial mediante láser, desde el pri-mer momento se comprendió la gran

Figura 1. Imágenes de microscopía electrónica de barrido de la sección transver-sal de dos recubrimientos de wolframio (W) depositados sobre sustratos de acero mediante pulverización catódica utilizando parámetros de depósito diferente. (a) el recubrimiento ha sido depositado aplicando un voltaje de cátodo en configuración de corriente continua (DC). (b) el recubrimiento ha sido depositado aplicando una gran densidad de voltaje de cátodo (kW⋅cm−2) en pulsos de 10 µm de duración. En estas imágenes se observa una clara dependencia de la morfología de las películas en el voltaje aplicado al cátodo. Los recubrimientos han sido crecidos en el Laborato-rio de Materiales del Instituto de Fusión Nuclear y las imágenes han sido tomadas por E. Tejado del Departamento de Ciencia de Materiales de la ETSI Caminos, Canales y Puertos de la Universidad Politécnica de Madrid.

Figura 2. Fotografía del laboratorio de materiales del Instituto de Fusión Nuclear situado en la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales en la Universidad Politécnica de Madrid. En ella pueden apreciarse varios equipos de vacío para el diseño de recubrimientos a nivel de laboratorio y en gris a la derecha esta una cámara de depósito que permite fabricar recubrimientos a escala semi-induistrial.


MATERIALES

variedad de usos de la técnica y las conexiones con los otros campos de la ciencia y tecnología ya mencionados.

Diseño de recubrimientos

En cuanto al diseño de materiales con aplicaciones nucleares, actualmente estamos trabajando en el desarrollo de recubrimientos que presenten una mayor resistencia a irradiación. El da-ño por irradiación es el resultado de fundamentalmente dos tipos de inte-racción entre las partículas que con-forman la irradiación y los átomos del material sujeto a la misma: (a) el daño por desplazamiento que se origina co-mo consecuencia de la colisión entre la partícula incidente y los átomos del material, generando lo que se conoce como par vacante-intersticial o par de Frenkel y (b) generación de especies ligeras (hidrógeno, helio, deuterio) producto de las reacciones de trasmu-tación ((n, p), (n, α)).

En un material convencional, por ejemplo un acero aleado comúnmente utilizado en un reactor de fisión, lo que ocurre es que los intersticiales y las vacantes se difunden en el interior del material a velocidades muy dis-tintas de manera que típicamente se generan aglomerados de intersticiales (cerca de la superficie del material) y de vacantes (en el interior). Con esta configuración de defectos inducidos por irradiación, las especies ligeras generadas en la trasmutación podrían migrar hacia las vacantes acumulán-dose en su interior formando bur-bujas que desencadenarían el hin-chamiento del material, pudiendo llegar a fracturarlo por sobrepresión interna. Nuestro objetivo es buscar materiales en los que la aniquilación del daño generado por la irradiación sea efectiva (lo que se conoce como propiedades autosanantes), en los que la acumulación de especies ligeras generadas en reacciones de transmu-tación sea menor y/o en los que éstas se puedan acomodar sin generar frac-turas en el material. En principio, los materiales nanoestructurados pueden ser diseñados para cumplir estos re-quisitos. Un material nanoestructu-rado es aquel que posee un tamaño de grano del orden de nanómetros en alguna de las direcciones espacia-les. Por tanto, tal y como se pone de manifiesto en la Figura 3, una de las principales diferencias entre un ma-terial nanoestructurado y un material convencional (denominado masivo) es que los primeros poseen una den-sidad de fronteras de grano órdenes de magnitud superior a los segundos. Las fronteras de grano son las que

en última instancia van a dominar el comportamiento del material frente a irradiación favoreciendo la aniqui-lación de los defectos, acomodando las especies ligeras y sirviendo como caminos preferentes para su difusión hacia el exterior. En el caso ideal, lo que ocurre en los materiales nanoes-tructurados es que los intersticiales quedan anclados en las fronteras de grano lo que va a favorecer su en-cuentro con las vacantes y por tanto la aniquilación de ambos (autosana-do) [5]. Así mismo, las fronteras de grano también sirven como centros de anclaje para las especies ligeras, aumentando así el volumen efectivo en el que éstas se pueden acomodar y por tanto retrasando a fluencias ma-yores, la rotura del material por so-brepresión interna.

En particular, uno de los proyectos en los que estamos trabajando en el laboratorio del IFN, está dedicado al desarrollo de materiales nanoestruc-turados basados en W para ser situa-

dos en la primera pared del reactor de fusión por confinamiento inercial, fusión láser, que se planea construir en Europa dentro del proyecto HiPER [6, 7, 8]. El proyecto HiPER es un pro-yecto europeo dedicado a demostrar la viabilidad de la fusión inercial o fusión láser como fuente de energía. En HiPER se pretende conseguir las reacciones de fusión (D, T) median-te ignición rápida; para ello diversos haces láser iluminan directamente un pequeño blanco, en el que se encuen-tra el combustible, hasta conseguir las condiciones de altas presiones y tem-peraturas necesarias para que ocurra la fusión.

Según estimaciones teóricas [9, 10] el material de primera pared, aquel directamente expuesto a la explosión termonuclear, en HiPER debe sopor-tar flujos térmicos del orden de 70 MJm-1s-1/2 y debe ser capaz de acomo-dar y/o liberar sin fracturarse el C, H, He y D generados durante la explo-sión y eyectados hacia el material de

Figura 3. Imágenes de microscopía electrónica de barrido de: (a) una muestra de Wolframio convencional en la que puede observarse un tamaño de grano típico de unas cuantas micras, (b) un recubrimientos de wolframio nanoestruturado depositado en el laboratorio de materiales del Instituto de Fusión Nuclear formado por estructu-ras columnares con un diámetro típico de unos cuantos nanómetros.

Figura 4. Fotografía del equipo de pulverización catódica en configuración coaxial construido por la empresa Nano4energy en colaboración con el Instituto de Fusión Nuclear para el recubrimiento de superficies internas de tubos.


primera pared con energías del orden de 10-13 J, mayores que la umbral para que se produzca daño por desplaza-miento. Debido a sus propiedades el wolframio ha sido propuesto como el mejor candidato para formar parte de esta primera pared [11]. Sin embargo, el wolframio convencional (aquel con un tamaño de grano en el orden de las micras) presenta una serie de limi-taciones, principalmente relacionadas con su comportamiento termomecá-nico y la alta retención de especies ligeras en su interior [12]. Estas limi-taciones deben ser superadas de cara a su utilización en reactores de fusión.

En nuestro laboratorio se han depo-sitado recubrimientos de W nanoes-tructurado con la morfología mostra-da en la Figura 1 y con espesores de hasta 4 μm, que es un espesor sufi-ciente para acomodar las cargas tér-micas y los productos resultantes de la explosión en un reactor de fusión inercial con una configuración igual a la propuesta para HiPER. Estos re-cubrimientos están compuestos uni-camente de la fase α-W pura (estable bcc), poseen una densidad muy simi-lar a la del W convencional y una alta pureza. Además presentan un grado de estrés bajo y una buena adhesión al sustrato (silicio o acero). Este últi-mo punto es muy importante, espe-cialmente cuando los recubrimientos van a trabajar en ambientes extremos de temperatura e irradiación.

Posteriormente, se ha estudiado la respuesta de los recubrimientos fren-te a irradiación. Comparando su res-puesta con aquella del W convencio-nal. Para ello se irradiaron diversas muestras de W nanoestructurado y de W convencional con: (a) hidrógeno, (b) secuencialmente con carbono e hidrógeno y (c) simultáneamente con carbono e hidrógeno. La caracteriza-ción morfológica y microestructural de las muestras antes y después de la irradiación se ha llevado a cabo mediante microscopía electrónica de barrido y de transmisión y por difracción de rayos X. La distribu-ción de hidrógeno en función de la profundidad se ha determinado me-diante una técnica de haces de iones denominada reacciones nucleares re-sonantes, haciendo uso de la reac-ción H1(N15,αγ) C12 [13]. Los resultados obtenidos apuntan que el wolframio

nanoestructurado presenta propie-dades más prometedoras que el wol-framio convencional, aunque todavía queda un largo camino por recorrer en la validación del material y en la descripción de sus ventanas opera-cionales.

En nuestro laboratorio y gracias a la colaboración con Nano4Energy SLNE, el desarrollo de recubrimientos se lleva a cabo, no sólo a escala de laborato-rio, sino también a escala semi-in-dustrial. Para ello contamos con una campana de vacío y unas fuentes de pulverización (ver Figura 2) a escala semi-industrial que nos permite ex-trapolar los resultados de laboratorio a una escala mayor, y con una buena homogeneidad de las propiedades de los recubrimientos (espesor y propie-dades morfológicas principalmente).

Diseño y validación de instrumentacion para el depósito de recubrimientos

Otro de los objetivos que nos plantea-mos es el de recubrir superficies que no sean planas. Muchas de las apli-caciones de los recubrimientos, espe-cialmente aquellas que tienen que ver con la resistencia a la corrosión pasan por recubrir superficies interiores o exteriores de tubos cilíndricos. Para abordar este objetivo es necesario di-señar y probar equipos de depósito no convencionales, como por ejemplo aquellos dedicados a la pulverización catódica en configuración coaxial. Ac-tualmente en el laboratorio del IFN se ha desarrollado el equipo de sputtering

coaxial que se muestra en la Figura 4 y se ha verificado su escalabilidad in-dustrial a varios metros de longitud.

En nuestro caso el desarrollo de este tipo de equipos está orientado fundamentalmente al recubrimiento interior de tubos. En particular esta-mos trabajando en el diseño de recu-brimientos de W de tubos de acero para su utilización en los circuitos de refrigeración en los que se pretende hacer uso de metales líquidos tales como reactores de generación IV [14] y reactores de fusión tanto en con-finamiento inercial (LIFE en EE UU [15], e HiPER en Europa) como de fusión por confinamiento magnético (DEMO) [16]. El objetivo de utilizar metales líquidos como refrigerantes es el aumento de la eficiencia de la planta mediante el aumento de la temperatura de salida del ciclo de refrigeración. En concreto, en el caso de reactores de fusión los metales líquidos con mayor interés son el litio y el eutéctico plomo-litio. En este ca-so el beneficio, del uso de los metales líquidos que contienen litio se debe a que aúnan excelentes propiedades termohidráulicas y neutrónicas. De manera que permiten trabajar a altas temperaturas además de permitir la producción de tritio por captura neu-trónica. El tritio producido de esta manera será el que posteriormente se inserte en la cámara de reactor para alimentar las reacciones de fusión. Sin embargo, el uso de metales líqui-dos se encuentra muy limitado por los problemas de corrosión que pre-sentan en contacto con otras superfi-cies metálicas. De hecho, la corrosión es tan severa que limita la tempera-tura máxima de trabajo del material tal y como se pone de manifiesto en la Tabla I.

Tradicionalmente, y debido a su bajo coste de producción el acero es el material más utilizado para estos

Figura 5. Imagen de microscopía electrónica de barrido de la superficie de un recu-brimiento de wolframio depositado sobre acero en el equipo de pulverización cató-dica en configuración coaxial. En esta imagen puede apreciarse la homogeneidad del recubrimiento.

Material Li Eutectico Li-Pb

Acero (ferrítico/martensítico) 550-600 ºC 450 ºCW > 1370 ºC > 600 ºC

Tabla I: Temperaturas máximas de operación marcadas por los problemas de com-patibilidad con litio y plomo-litio basados en límites de corrosión según la ref.

MATERIALES

circuitos. Sin embargo, tal y como se muestra en la Tabla I el uso del W, supondría un notable aumento de la temperatura de trabajo y, por lo tanto, de la eficiencia de la planta. Entonces, ¿por qué no utilizar el wolframio? La repuesta es clara, el wolframio es un material con una temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT) alta, lo que hace que su mecanización sea muy dificultosa y cara. Por ello, los elevados costes derivados de la me-canización del wolframio, hacen que el W no sea a día de hoy una apues-ta competitiva. Nuestra propuesta es recubrir con wolframio los tubos de acero que tradicionalmente se usan en estos circuitos. El uso de un recu-brimiento de wolframio permitiría aprovechar las excelentes propieda-des de corrosión de este metal en con-tacto con los metales líquidos, ase-mejando sus costes de fabricación a aquellos del uso de tubos de acero.

En nuestro laboratorio se han depo-sitado recubrimientos de wolframio en el interior de tubos de acero. Las condiciones de depósito se han op-timizado para conseguir las propie-dades demandadas en aquellos ma-teriales que deben retrasar y/o evitar la corrosión en contacto con metales líquidos. Es decir, hemos depositado recubrimientos que presenten una buena adhesión al sustrato, que son homogéneos, con una alta pureza y lo mas compactos posibles. En la Fi-gura 5, se muestra una imagen de mi-croscopia electrónica de barrido de la vista superior de un recubrimiento de W con un grosor de 2 μm, depositado sobre un tubo de acero en el sputtering coaxial desarrollado en nuestro gru-po. En ella puede observarse la homo-geneidad del recubrimiento.

Dentro del proyecto actualmente en marcha se estudia la posibilidad de realizar depósitos aún más densos

mediante la técnica denominada HI-PIMS (High-Power Impulse Magnetron Sputtering) con magnetrones cilíndri-cos coaxiales en tubos de diversos diámetros y de gran longitud.

CONCLUSIONES

El Laboratorio de Materiales del Ins-tituto de Fusión es un laboratorio conjunto concebido y creado funda-mentalmente por investigadores de la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) y de la empresa Nano4Energy. Dicho laboratorio se encuentra situado en el Instituto de Fusión Nuclear (bajo acuerdo de colaboración con el Depar-tamento de Ingeniría Nuclear) de la Escuela técnica Superior de Ingenieros Industriales de Madrid (ETSII).

El objetivo principal de este labo-ratorio es “diseñar” recubrimientos y/o películas delgadas que posean aquellas propiedades demandadas por industrias de distintos sectores y muy en particular por la industria nuclear. Así como el desarrollo de la instrumentación necesaria para recu-brir superficies no planas.

AGRADECIMIENTOS

Los autores quieren agradecer a todos los miembros del Departamento de Ingeniería Nuclear, encabezados por su director Prof. Eduardo Gallego, por su ayuda y positiva disposición para el buen fin de este laboratorio, que beneficiará a la actividad tanto docente como investigadora.

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En el próximo número de

3939Nuclear España

especialREUNIÓN ANUALde la SNE


Francisco Javier BermeJoes profesor de Investigación del Instituto de Estructura de la Materia del CESIC. Su actividad científica se centra en el uso de haces de neutrones para el estudio de materia condensada

Fernando sordoes responsable de la división de Blancos y Aplicaciones del Consorcio ESS-BILBAO. Doctor por la Universidad Politécnica de Madrid. Su actividad se centra en el diseño de blancos de producción de neutrones para investigación.

FÉlix FernÁndez-alonsoes profesor en la fuente de espalación ISIS del Rutherford Appleton Laboratory en el Reino Unido. Doctor en química física por la Universidad de Stanford, EEUU. En ISIS, dirige las actividades del Grupo de Espectroscopía Molecular, centradas en el desarrollo y uso de técnicas neutrónicas para el estudio de tecnologías y materiales sostenibles.

antonio riveraes profesor/investigador en el Instituto de Fusión Nuclear (UPM). Doctor por la Universidad Politécnica de Delft. Su actividad investigadora se centra en el estudio de materiales para aplicaciones en futuras plantas de Fusión Nuclear.

JosÉ manuel Perladoes catedrático de Física Nuclear en la Universidad Politécnica de Madrid y director del Instituto de Fusión Nuclear. Representante del Gobierno español en el Comité Consultivo de la Unión Europea/Euratom y asesor de la representación española en el Programa Keep in Touch de Fusión Nuclear Inercial.

Inspecciones no destructivas mediante haces de neutronesF.J. Bermejo, F. Fernández-Alonso, F. Sordo, A. Rivera y J.M. Perlado

Las técnicas experimentales basadas en neutrones tales como neutronografía, difracción de neutrones o análisis de composición están bien establecidas. Presentan importantes ventajas para el análisis no destructivo de materiales, lo que las posiciona como buenas opciones para procesos de calidad en líneas de producción, con un alto grado de complementariedad con otras técnicas no destructivas, en particular, con el análisis de rayos X. Existen ejemplos de uso industrial para estudio de tuberías, hormigón o componentes de la industria aeronáutica. Sin embargo, su uso no está ampliamente extendido principalmente por el alto coste de instalación de una fuente de neutrones apropiada. En este artículo se discute la posibilidad, ya probada, de usar fuentes compactas de neutrones basadas en aceleradores de protones, cuyo coste de instalación se estima en varios millones de euros. Aun contando con intensidades de neutrones bajas con respecto a fuentes de espalación u otras basadas en reactores de fisión, las fuentes compactas resultan de utilidad para un buen número de aplicaciones industriales.

IntroduccIón

Las técnicas de inspección no des-tructiva son una herramienta clave en los procesos de control de calidad y juegan un papel fundamental en los criterios de seguridad de las instala-ciones nucleares tanto actuales como futuras. Debido a ello, el desarrollo de nuevas técnicas de inspección es clave para mejorar el nivel de calidad de los productos fabricados y puede su-poner una ventaja significativa en un mercado cada día más competitivo. Tales técnicas complementan aquellas de tipo destructivo o semidestructivo, basadas en la remoción de parte del material para liberar las tensiones, seguido por el estudio en detalle de la relajación del mismo con vistas a

estimar el campo de tensiones previo a la intervención.

Entre las técnicas no destructivas, merece la pena señalar aquellas de uso amplio, como inspecciones por ultrasonido, medidas magnéticas o estudios con fuentes de radiación co-mo los rayos X y los neutrones. En-tre estas últimas, se han desarrollado en las últimas dos décadas una gran variedad de técnicas de análisis no destructivo mediante haces de neu-trones ampliamente utilizadas en el ámbito tecnológico e industrial. En el presente artículo nos centraremos en el empleo de haces de neutrones para la obtención de imágenes y pa-ra el análisis de tensiones residuales, dado que son las técnicas que podrían

Neutron-based experimental techniques such as neutronography, diffraction, or compositional and elemental analysis are well established. They have important advantages in the non-destructive analysis of materials, making them a suitable option for quality-control protocols in industrial production lines. In addition, they are highly complementary to other non-destructive techniques, particularly X-ray analysis. Examples of industrial use include studies of pipes and ducts, concrete, or aeronautical components. Notwithstanding the above, the high cost associated with the construction and operation of the requisite neutron facilities has been an important limiting factor for their widespread use by the industrial sector. In this brief contribution, we explore the emerging (and already demonstrated) possibility of using compact, proton-accelerator-based neutron sources. These novel sources can be built and ran at a cost as low as a few M€, making them a competitive option to the more intense spallation or fission-based facilities for industrial applications.

tener una mayor repercusión en los sistemas de control de calidad. Antes de abordar ambas técnicas, conviene resaltar ciertos aspectos de la interac-ción de los neutrones con la materia.

La interacción de los neutrones con la materia presenta grandes diferen-cias respecto a la interacción de elec-trones o los rayos X, lo cual confiere a estas técnicas neutrónicas ciertas peculiaridades así como ventajas: • Losneutronessonpartículassincar-

ga, por lo que interaccionan directa-mente con los núcleos atómicos.

•La interaccióndeunneutrón conun núcleo atómico cambia depen-diendo del estado isotópico. Como ejemplo, la dispersión de un mate-rial hidrogenado es radicalmente


MATERIALES

diferente que la del mismo material si estuviese deuterado.

•La interacciónde losneutrones esrelativamente débil, por lo que pue-den recorrer grandes espesores de material. Esta característica reviste especial relevancia ya que, al con-trario que en caso de rayos X, per-mite explorar el interior de sólidos en bruto de forma no destructiva.

•Silosneutronestienenunaenergíasuficientemente baja, su longitud de onda es comparable con la dis-tancia entre átomos de una red cris-talina, dando lugar a procesos de interferencia y difracción. La Figura 1 muestra una represen-

tación esquemática de la diferencia entre la interacción de neutrones y rayos X con diferentes elementos. Los rayos X producen una respues-ta lineal, proporcional al número de electrones en la corteza del átomo, es decir se frenan más cuanto más pesado es el elemento. Tal como se ve en la figura, los elementos ligeros como el hidrógeno o el carbono son prácticamente transparentes a los ra-yos X, mientras que los pesados como el plomo son muy opacos. Por el con-trario, la interacción de los neutrones con el material no guarda ninguna proporcionalidad con el número de electrones, aunque sí con la presencia o ausencia de momentos magnéticos. Dos elementos de número atómico similar pueden tener una respuesta a los neutrones significativamente dis-tinta y por tanto pueden diferenciar-se, como por ejemplo el aluminio y el magnesio o el hierro y el zinc.

Esta diferencia en el comporta-miento de neutrones y rayos X hace que ambas partículas proporcionen información complementaria. No obstante, las técnicas de inspección mediante haces de neutrones no han llegado a implantarse de forma gene-ralizada en el ámbito industrial de-bido a la complejidad del proceso de producción de neutrones.

Los nuevos desarrollos en el cam-po de los aceleradores de partículas para aplicaciones médicas, han per-mitido volver a considerar estas téc-nicas de inspección en un contexto industrial.

ImAgEn con nEutronES

La neutronografía es una técnica análoga a la radiografía, en la cual se hace incidir un haz de neutro-nes colimado sobre el volumen de material a estudiar, situando un de-tector en el lado opuesto. La Figura 2 muestra un esquema del proceso. Los neutrones, son dispersados o

capturados en función de la sección eficaz de los isótopos del material a estudiar y no todos llegan al detec-tor, con lo que se obtiene una ima-gen del objeto.

Tal como se comentó en el apartado anterior, en el caso los rayos X, la in-teracción es proporcional al número atómico del material, por tanto no pueden examinarse materiales ligeros (por ejemplo, en pilas de litio, celdas de combustible, o electrolitos sólidos) y por lo tanto resulta muy difícil dis-tinguir materiales con un número atómico similar. Los neutrones sin embargo muestran una interacción muy importante con elementos lige-ros, especialmente con el hidrógeno, por lo que los materiales hidrogena-dos (hidrógeno molecular, hidrocar-buros, agua, polímeros, …) aparecen nítidamente en las imágenes. Por otro lado, la interacción de elementos próximos en número atómico puede ser sustancialmente distinta como en el caso del litio, cloro, titanio, hierro, níquel o gadolinio, lo que permite diferenciarlos.

Las Figuras 3 y 4 muestra dos imá-genes del mismo objeto tomadas me-dianterayosXyneutrones.Sepuedeapreciar que la información obteni-da mediante ambas técnicas resulta complementaria dado que los rayos X no permiten apreciar ni los elementos ligeros ni aquellos ocultos por ele-mentos pesados, sin embargo permi-ten observar detalles de la geometría del objeto que no aparecen de forma nítida en la imagen con neutrones.

Al igual que en el caso de los foto-nes, la interacción de los neutrones con el material cambia con su ener-gía. En la mayoría de las instalacio-nes se utilizan neutrones de espectro térmico (energía media de ~0.025 eV), dado que en este rango de energía se incrementa considerablemente la interacción de los neutrones con el material. En este nivel energético, se pueden obtener imágenes precisas con espesores de muestra de 5−10 cm de acero. No obstante, algunas pro-puestas realizadas durante los úl-timos años buscan utilizar neutro-nes de mayor energía (~ 3 MeV) para

Figura 1: Representación esquemática de la interacción de neutrones y rayos X con diferentes elementos.

Figura 2: Esquema de una fuente de neutrones para neutronografía guiada por un acelerador.


incrementar el espesor de material que puede analizarse, llegando en algunos casos hasta los 100 cm en hormigón [3].

De forma análoga a las técnicas de tomografía con rayos X, en algunas ins-talaciones se realizan series de imáge-nes variando el ángulo entre el objeto y el detector para realizar reconstruc-ciones tomográficas o tridimensionales. La Figura 5 muestra los resultados ob-tenidos en la reconstrucción tridimen-sional de un bloque de hormigón en el centro japonés de Riken [5].

La resolución espacial de la neu-trografía varía en función de la po-

tencia de la fuente y la divergencia del haz de neutrones. En instalacio-nes comoPSI [4], sepuedenobtenerimágenes con una resolución espa-cial por debajo de 50 μm. Típicamen-te para la obtención de una imagen se requiere un flujo de neutrones tér-micos en la muestra de 105−106 cm-2 s-1 (menos de un minuto de tiempo de exposición).

Estos valores de flujo, a pesar de ser modestos comparados con los re-quisitos de otras técnicas neutrónicas, no son fáciles de conseguir a pesar del indudable interés de las imágenes neutronográficas.

dEtErmInAcIón dE tEnSIonES rESIduALES

El objeto de este tipo de inspección no destructiva consiste en la medida de los campos de tensiones residuales en un material, ya sea este metálico, cerámico o compuesto.

La evaluación de las tensiones resi-duales presenta gran interés en ingenie-ría, ya que el conocimiento de tales ten-siones y su distribución permite estimar la capacidad de carga del material y su vida útil debido a fatiga. Las primeras evaluaciones se realizaron por medio de difracción de rayos X, técnica que es de aplicación en casos en los que el estudio requiera únicamente la exploración de las superficies del material, penetrando hasta un máximo de unos 100 μm.

El fundamento de la técnica se basa en determinar los cambios en la separa-ción entre los planos de una red crista-lina. La estructura atómica de cualquier cristal puede describirse en términos de planos de separación interatómica carac-terísticos del orden de fracciones del na-nómetro. En un material isótropo libre de tensiones, estas distancias son igua-les a lo largo de las direcciones princi-pales en todo el volumen del cristal y por tanto la estructura cristalina puede describirse por medio de un conjunto modestodeparámetros. Sin embargo,al someter el material a tensión, este se deforma, incluso a nivel atómico, por lo que las distancias interplanares pueden cambiar con respecto a los valores del material libre de tensiones. Es posible entonces estudiar de forma cuantitativa la magnitud de tales cambios ya que estos modifican el patrón de difracción de los neutrones con respecto al material virgen. Tales cambios que lleva a de-formaciones medibles se producen por tratamientos tales como la soldadura o por deformaciones plásticas inducidas por los procesos de mecanizado.

Estimados los cambios de distancia interplanar en la red cristalina pode-mos evaluar los desplazamientos, y en base a estos las tensiones residuales pre-sentes en el material ya sean debidas a procesos de fabricación o al empleo del mismo en condiciones de operación.

La medida completa de los elementos del tensor de deformaciones requiere efectuar medidas con la pieza posicio-nada en seis orientaciones determina-das, lo que a día de hoy se lleva a cabo montando esta sobre un hexápodo. Una vez determinados los elementos del ten-sor de deformaciones, el cálculo de los elementos del tensor de tensiones se lleva a cabo de forma sencilla, siendo la única información adicional requerida el módulo de Young del material así como su relación de Poisson.

Figura 3: Imagen de un mismo objeto con rayos X (izquierda) y neutrones (derecha) [1].

Figura 4: Imagen de una moneda de cobre de la Grecia clásica mediante rayos X (izquierda) y neutrones (centro y derecha) [2].

Figura 5: Reconstrucción tridimensional de una muestra de hormigón realizada por el equipo de RIKEN [5].


MATERIALES

A día de hoy, las medidas con neu-trones permiten determinar tensiones residuales a profundidades de hasta unos 2.5 cm en acero o 7 cm en alumi-nio. El tipo de materiales examinados es tremendamente amplio e incluye materiales sometidos a fatiga tales co-mo raíles de tren, tuberías sometidas a altas presiones y temperatura, palas de turbina, componentes de la industria aeronáutica, virtualmente todos los ti-pos de soldadura, componentes para reactores nucleares, o componentes pa-ra la industria militar.

La Figura 6 que se adjunta, muestra el posicionamiento de una de las piezas de tubería estudiadas por The Welding Institute en colaboracióncon ISIS sobreel efecto de los procedimientos de ins-talación sobre las tensiones que han de soportar algunas soldaduras críticas

en tuberías destinadas a plataformas off-shore. La Figura 7 muestra el posi-cionamiento de un segmento de ala de uno de los modelos de Airbus, llevado a cabo en el instrumento Engin-X de la fuentedeneutronespulsadosISIS,delRutherford Appleton Laboratory, en el Reino Unido.

El instrumento es pues un difrac-tómetro de neutrones especialmente adaptado para este tipo de estudios, que cuenta con dos bancos de detec-tores de neutrones por centelleo basa-dosenZnS situadosa 90grados conrespecto al haz incidente. La instala-ción además de contar con equipo pa-ra entorno de muestra para control de presión y temperatura, cuenta tam-bién con un banco de pruebas capaz de generar cargas de hasta 100 kN.

Aunque estos tipos de instrumen-

tos se han construido en fuentes de alto flujo neutrónico, existen líneas de trabajo para desarrollar versiones equi-valentes en fuentes de menor flujo ba-sadas en aceleradores.

FuEntES comPActAS dE nEutronES

Tal como se comentó en las secciones anteriores, el gran reto de las imágenes basadas en haces de neutrones reside en la disponibilidad de una fuente de neutrones suficientemente intensa co-mo para garantizar un flujo de neutro-nes térmicos y colimados en la muestra en el rango 105-106 cm-2 s-1.

La producción masiva de neutrones para experimentación se ha basado durante muchos años en dos tipos de reacciones nucleares: las reacciones de fisión típica de los reactores conven-cionales y las reacciones de espalación. En ambos casos se requiere una ins-talación realmente compleja con un coste elevado. Los nuevos reactores de baja potencia para investigación supe-ran los 200 millones de euros [10, 11], mientras que las fuentes de espalación de última generación (SNS, JPARC,ISIS-TS2)superanampliamentelos500millones de euros. En ambos casos se trata de grandes proyectos de investi-gación financiados con fondos públi-cos, muy lejos de los niveles de inver-sión que pueden resultar interesantes en sistemas de inspección y control de calidad industriales.

En el extremo opuesto se encuentran los generadores portátiles de neutrones, basados en desintegraciones radiactivas o en pequeños aceleradores de deute-rio (reacción de fusión D+T), pero estas fuentes se encuentran muy lejos de los niveles de intensidad necesarios. Por tanto, las técnicas tradicionales de pro-ducción de neutrones no permiten la implementación de inspecciones me-diante haces de neutrones en el ámbito industrial.

Durante los últimos años han sur-gido varios proyectos científicos ba-sados en la producción de neutrones mediante la interacción de protones de baja energía con núcleos ligeros [por ejemplo, Li(p,n) o Be(p,n)]. Algunos ejemplos de este concepto son la fuen-te LENS [6] centro de análisis de lamateriade launiversidadde Indiana(EEUU) [4], laCHPS en la universi-dad de Tsinghua (Beijing, China) [7], el proyecto de fuente de neutrones de ESS-Bilbao[8],olagraninstalacióndeirradiación de materiales para fusión IFNIF[9].

La reacción de fisión produce una me-dia de dos neutrones por cada átomo fisionado, mientras que las reacciones de espalación presentan valores situados

Figura 6: Posicionamiento de un elemento de tubería para la evaluación de sus tensiones residuales.

Figura 7: Posicionamiento de una pieza de Airbus en el instrumento ENGIN-X de la fuente ISIS.


entre 20−50 neutrones por protón en fun-ción de la energía del protón incidente. Las reacciones de baja energía en núcleos ligeros presentan valores de producción en el orden de 0.05−0.1 n/p, lo que las sitúa órdenes de magnitud por debajo de las reacciones típicamente utilizadas en fuentes de alta potencia.

No obstante, estas reacciones presen-tan dos ventajas fundamentales de cara al desarrollo de fuentes compactas para técnicas de inspección con neutrones: •La primera de ellas, es que la inte-

racción de protones sobre núcleos li-geros (Li o Be) produce muy pocos elementos radiactivos, de los cuales el más importante es el tritio. Por tan-to son equipos que requieren unas medidas de protección radiológica mucho más próximas a las empleadas en máquinas de rayos X que a las empleadas en centrales nucleares o grandes fuentes de espalación.

•La segunda es que estas reaccionesse pueden producir con protones de muy baja energía (2−50 MeV frente a los 300−2500 MeV de las reacciones de espalación). Los aceleradores diseña-dos para producir protones de 2−50 MeV tienen un coste asociado varios órdenes de magnitud inferior al de los aceleradores de alta energía. Ambos factores suponen que el coste

de construcción (blindaje, obra civil …) y licenciamiento de este tipo de fuentes se encuentra en el rango que podría re-sultar de interés en el sector industrial.

Para obtener neutrones mediante este proceso, se hace incidir el haz de proto-nes sobre una lámina de litio o berilio (denominada “blanco”) en la cual se generan los neutrones (Figura 2). Dado que los protones del acelerador tienen muy baja energía, su recorrido en el blanco es de pocos milímetros en el ma-terial. Esto da lugar a incrementos de temperatura importantes que generan fuertes tensiones mecánicas. Por ello, el diseño del blanco es uno de los puntos críticos en este tipo de sistemas.

Los neutrones generados, tienen una energía media en el rango de los ~MeV, por lo que es necesario introducir un material hidrogenado, típicamente agua

o polietileno, en el cual los neutrones pierdan su energía mediante colisio-nes con los átomos de hidrógeno. Este material (denominado “moderador”) se recubre de un elemento reflec-tor (Figura 2), cuya misión es evitar la dispersión de los neutrones y así maximizar el flujo en el moderador y la producción de neutrones térmicos.

Finalmente se introduce en el siste-ma una guía de pequeña sección por la cual salen los neutrones generados en el moderador y se rodea con un mate-rial de blindaje, de modo que sólo los neutrones con un determinado ángu-lo de salida (divergencia) alcanzarán la muestra. El proceso completo tiene una eficiencia muy baja y sólo uno de cada 10000 neutrones sale por la guía con la dirección y la energía deseada.

Basándose en este tipo de fuentes de baja energía, en 2010 se propuso la construcción de generadores de neu-trones relativamente compactos, con un coste situado en el entorno de los 4−5 millones de euros. El primer pro-totipo de estos sistemas es la Fuente RANSenelcentroRiken[12] (Figura8).Setratadeunequipoexperimentaldiseñado para inspección de bloques de hormigón de obra civil y entró en operación a principios de 2013.

concLuSIonES

Durante los últimos años, las técnicas de inspección mediante haces de neu-trones han cobrado un nuevo interés en el ámbito industrial debido al de-sarrollo de sistemas de producción de neutrones con requisitos de inversión situados entre 5−6 millones de euros.

La implementación de estas nuevas fuentes de neutrones, asociadas a sis-temas de neutrografía o medidas de tensiones residuales, podría aportar nuevas herramientas de control de ca-lidad a los procesos industriales de fabricación.

rEFErEncIAS

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Figura 8: Imagen del prototipo de la instalación RANS en el centro Riken de Japón.

Desarrollo de la base de datos para el combustible gastado y residuos especiales de las centrales nucleares españolasR. González Gandal, M.Á. Rodríguez Gomez, G. Serrano y L. López Álvarez

GNF Engineering está desarrollando junto con Enresa y la participación de Unesa una base de datos de combustible gastado y residuos especiales de las centrales nucleares españolas. En el artículo se detalla cómo se está abordando este estratégico proyecto fundamental para llevar a cabo la futura gestión en el ATC y otros proyectos que pudieran surgir.Esta base de datos servirá como mecanismo de relación entre las centrales nucleares españolas y Enresa, cubriendo la información a priori necesaria para abordar la mencionada gestión futura del combustible gastado y de los residuos especiales.

GNF Engineering is developing together with ENRESA and with the UNESA participation, the spent fuel and high activity radioactive waste data base of Spanish nuclear power plants. In the article is detailed how this strategic project essential to carry out the CTS (centralized temporary storage) future management and other projects which could be emerged is being dealing with. This data base will serve as mechanics of relationship between ENRESA and Spanish NPPS, covering the expected necessary information to deal with mentioned future management of spent fuel and high activity radioactive waste.

L A S M E J O R E S P O N E N C I A S D E L A 3 8 ª R E U N I Ó N A N U A L D E L A S N E

P Ó S T E R


M e j o r p o n e n c i a

Rosa González Gandal es física por la Universidad Complutense de Madrid. Comenzó su carrera profesional hace 14 años para el Área de Caracterización de Enresa. Desde 2007, trabaja en la división nuclear de GNF Engineering siendo responsable de proyectos nacionales e internacionales relacionados con los residuos radiactivos y el combustible gastado.

MiGuel ánGel RodRíGuez GóMezES licenciado en Ciencias Físicas por la Universidad Autónoma de Madrid. Lleva 19 años trabajando en el campo de los residuos radiactivos y la protección radiológica. Desde 2001, trabaja en la División Nuclear de GNF Engineering donde actualmente es responsable del Área de Protección Radiológica y Residuos.

Gonzalo seRRano CinCa es físico por la Universidad de Zaragoza. Inició su carrera profesional en 1985, la mayor parte de la cual se desarrolló en el Departamento de Seguridad de Empresarios Agrupados. Se incorporó al Departamento de Ingeniería RAA de Enresa en 2009. luis lópez álvaRezes ingeniero Industrial del ICAI, ha trabajado en Empresarios Agrupados y Endesa Generación. Actualmente, forma parte de la Unidad de Ciclo de Combustible de Iberdrola Generación Nuclear.

INTRODUCCIÓN

De acuerdo con lo expuesto en la Guía de Seguridad del Consejo de Seguri-dad Nuclear, GS 9.3 Contenido y crite-rios para la elaboración de los planes de gestión de residuos de las instalaciones nucleares los titulares de las centrales nucleares (CC.NN.) deberán disponer de una base de datos, actualizada al final de cada ciclo, conteniendo las ca-racterísticas generales del combustible gastado generado, tanto los referidos a los aspectos constitutivos como los que se definen su utilización en el nú-cleo, en concreto:•Características físicas y estructura-

les que tipifican los diferentes dise-ños.

•Enriquecimiento inicial, ciclos enlos quehaoperadoyquemadodedescarga.

•Cantidades generadas (ennúmerode elementos combustibles y tone-

ladas de uranio) y las previsionesde generación futuras basadas en la estrategia de ciclos en vigor.Asimismo, el CSN ha enviado a las

CC.NN. una instrucción técnica sobre el control e inventario de residuos de alta actividady combustible gastadoalmacenados en piscina en el que se indica el contenido de la base de datos decombustiblegastadoyresiduosdealta actividad y que solicita incluirentreotros la localizaciónyubicacióndeloselementoscombustiblesydelosresiduos de alta actividad, la historia de irradiación, el estado físico finalylas referencias y trazabilidad de losdatosfísicosyquímicos.Enresa,conlaparticipacióndeUnesa,

ha previsto centralizar dicha informa-ción de mediante el desarrollo de la base datos,proyectofundamentalparallevara cabo la futura gestión en elATCyotrosproyectosquepudieransurgir.Estabasededatosservirácomome-

canismo de relación entre las centrales nuclearesespañolasyEnresa,cubriendola información a priori necesaria para abordar la gestión futura del combusti-blegastadoylosresiduosespeciales.

OBJETO

Elobjetode este artículo esdescribirlas actividades que se están llevando acaboenelproyecto,yqueprincipal-mente son:a)Elaboracióndel diseño conceptual

de la base de datos, donde se define la información que va a contener la basededatosy lamaneradeorga-nizar y relacionar dicha informa-ción. La información para alimentar la base de datos se ha consensuado conjuntamente conUnesayEnresaa partir de los datos necesarios en las etapas de gestión posteriores del CGy losResiduosEspecialesydela disponibilidad real de los mismos en lasCC.NN.Estediseño concep-tual parte del trabajo realizado en el proyectopilotoUnesa/Enresasobrecombustiblegastadoy residuos es-peciales que surgió para verificar la idoneidad de la GS-9.3.

b) Definición del esquema de comunica-ción con las CC.NN: transferencia de información desde las bases de datos decadacentralnuclearaEnresa.

c)Desarrollo de la base de datos yaplicación (interfaz de usuario).

DISEÑO CONCEPTUAL DE LA BASE DE DATOSInformación de la BDLa base de datos se estructura en tres partes que son: definición, caracteriza-ciónradiológicayubicación.

Definición En la primeraparte se describen lascaracterísticas del reactor, caracterís-ticasgeométricasy físicasde losdife-rentes tipos de elementos combusti-bles que se presentan en una central nuclear así como de los componentes que lo forman; rejillas, tubos guías, tubos de instrumentación, canales, ca-bezales, etc.

Para aquellos tipos de elementos combustibles que tengan distintos diseños nucleares, la base de datos también recoge las diferentes distri-bucionesdel enriquecimiento axial yplanar.

Asimismo, se definen los distintos tiposderesiduosespecialesincluyen-do información de las características físicasygeométricasdelosaditamen-tos (barras de control, venenos consu-mibles, fuentes neutrónicas, dispositi-vos tapón, etc.) u otros componentes asociados al combustible que se con-sideren residuos (Figura 1).Caracterización radiológicaLa segunda parte de la base de datos se corresponde con la caracterización


radiológica en la cual se reflejan los his-tóricos de irradiación de todos los ele-mentoscombustiblesyresiduosespecia-lesdefinidos.Seincluyenlascantidadesdematerialnuclear antesydespuésdela irradiación, quemado, perfil axial de quemado en el caso de los elementos combustibles, las posiciones que han te-nido en el núcleo; información sobre las inspecciones realizadas en los elementos combustibles, información de los ciclos yotros.

UbicaciónEn la última parte se incluyen las ca-racterísticas de los almacenamientos de los elementos combustiblesyde los re-siduos especiales, esto es de la piscina decombustibleyde losalmacenamien-tos temporales individualizados (ATI). También se detallan las características de los contenedores que almacenan los elementos combustibles y/o residuosespeciales en dichos ATI.

Estructura y organizaciónLa información de la base de datos está organizada en entidades. La descripción de cada entidad viene determinada por los distintos campos que la caracteriza. A continuación se representa los diagra-mas de flujo de la base de datos, donde se observa las relaciones entre entida-des.Enestosdiagramassepuedeobser-var que las entidades están relacionadas unas con otras a través de los campos claves, los cuales son únicos (Figuras 2 y3).

TRANSFERENCIA DE INFORMACIÓNLa información será transmitida entre lascentralesyEnresaa travésdeun fi-chero de intercambio normalizado XML. Esteficheroseráelcanalporelqueflu-yen losdatosdesde las basesdedatosde las centrales nucleares a la base de datosdeEnresa.Elmodelo de transmisión de la in-

formación escogidopara esteproyectocumple condos objetivosmuy impor-tantes para garantizar la fiabilidad ycalidad de los datos:•LasCC.NN. son las responsablesde

los datos que se incorporan en el fi-chero XML.

•Lacargadelosdatosalabasededa-tosdeEnresa sehacedemanera au-tomática por selección del fichero a cargar minimizando la intervención humana. Para la definición de dicho fichero

XML se ha elaborado una especificación técnica la cual se ha distribuido a las centralesnuclearesy en laque se esta-blece la estructura de los datos a utilizar en el intercambio de información entre lascentralesy labasededatosubicadaenEnresa, esdecir, sedetallan laspau-Figura 1.

tas para generar un fichero de intercambio de datos formalmente válido para la apli-cación.

Por último, para garantizarla seguridad en la transmisión de la información, obje-tivo prioritario dada la relevancia de los datos que contendrá, se están estudiando diferentes alternativas con el objeto de esco-ger la más adecuada. Las vías que se están barajando van desde el envío por correo electrónico cifrado a la utilización de SFTP (Security File Transfer Protocol) (Figura 4).

DESARROLLO DE LA BASE DE DATOS Y APLICACIÓNEnrelaciónaldesarrollode labasededa-tos ydado el volumende la informaciónque va a contener finalmente se ha escogi-do SQL Server.

Por otro lado la aplicación se desarrolla-ráenC#bajo .NETframework.Laaplica-ción será autosuficiente, es decir, que no necesita aplicaciones complementarias yserá implantada de forma similar a cual-quieraplicacióndeWindows.Estaaplicaciónsediseñaamedidadado

quevaaserlainterfazdelusuario(Enresa)yse le pueden incorporar las necesidades espe-cíficas de esta base de datos. Asimismo, será flexible de forma que se podrá utilizar para generartodotipodeinformesyconsultas.

CONCLUSIONESEsteproyectoesunpasoadelanteeneltra-bajo realizado desde hace años para definir entreEnresaylascentralesnucleareslain-formación necesaria para afrontar la futura gestióndeloselementoscombustiblesydelos residuos especiales.Elcontenidodeestabasededatoscubri-

rá, por una parte, la información necesaria para dar cumplimiento a los requerimientos del CSN tanto lo relativo a la guía GS-9.3 co-mo lo incluido en las instrucciones técnicas sobre el almacenamiento en piscina de los elementos combustibles los residuos espe-ciales. Por otra parte, servirá de mecanismo derelaciónentrelasCC.NN.yEnresa.Enestesentido,labasededatoscontiene

información básica de los componentes que forman los elementos combustibles, los re-siduosespecialesyaditamentos,necesariapara el diseño de contenedores o cápsulas tanto de transporte como de almacena-mientopara acometer el futuroproyectodelATC u otros proyectos que puedansurgir en el futuro. Además,esteproyectoincluyeladefini-

ción de los mecanismos de la transmisión de la información garantizando la fiabili-dady calidadde losdatosy la seguridaden la transmisión de los mismos. Por últi-mo,esteproyectodesarrollaráunaaplica-ción a medida que será utilizada como in-terfazdeusuario(enestecasoEnresa)conelobjetivodequeseaflexibleyeficienteenel manejo de la información.

LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 38ª REUNIÓN ANUAL DE LA SNE


Figura 2.

Figura 3.

Figura 4.

Indicador de impacto agregado a la operaciónR. González Miguélez

El indicador evalúa el impacto agregado que las deficiencias de equipos tienen sobre unas categorías significativas definidas, sobre la operación de los sistemas y sobre cada puesto de trabajo de la sección de Operación con el objeto de priorizar los recursos en el desarrollo e implantación de planes de recuperación a corto y largo plazo que resuelvan los problemas de planta que puedan suponer un riesgo para la operación segura y una carga adicional para el personal de Operación con acciones compensatorias.Se ha demostrado como herramienta efectiva para comunicar y promover la operación segura y la mejora de la fiabilidad de equipos.

The indicator assess the aggregate impact of equipment deficiencies on defined operational categories, system performance, and watch stations (both licensed and non-licensed operators), to significantly improve the focus of station personnel to develop and implement short and long term recovery plans to resolve plant problems that challenge safe operation and overly burden the operating staff with compensatory actions. The indicator has been recognized as an effective tool to communicate and drive resolution of equipment reliability issues that challenge operators and defined operational categories.

L A S M E J O R E S P O N E N C I A S D E L A 3 8 ª R E U N I Ó N A N U A L D E L A S N E

O R G A N I Z A C I Ó N Y FA C T O R E S H U M A N O S


M e j o r p o n e n c i a

RodRigo gonzález Miguélezes ingeniero industrial (especialidad Electricidad) por la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales de Gijón. Universidad de Oviedo. 10 años de experiencia en la central Nuclear de Santa María de Garoña: obtención de Licencia de Operador de Reactor y Turbina, trabaja como ingeniero superior sección de operación, jefe de Operación desde 2009. Previamente trabaja como ingeniero de diseño eléctrico en multinacional de ingeniería.

INTRODUCCIÓNEl indicador de impacto agregado a la operación supone una herramien-ta efectiva para comunicar y gestio-nar la resolución de deficiencias de equipos que pueden suponer una carga (burden) añadida al personal de operación y cómo esa carga pue-de afectar a la operación segura de la planta.

OBJETO Y ALCANCEEl indicador evalúa el impacto agre-gado que las deficiencias de equipos tienen sobre unas categorías signifi-cativas definidas, sobre la operación de los sistemas y sobre cada puesto de trabajo de la sección de Opera-ción con el objeto de priorizar los recursos de la organización en el de-sarrollo e implantación de planes de recuperación a corto y largo pla-zo que resuelvan los problemas de planta que puedan suponer un ries-go para la operación segura y una carga adicional para el personal de Operación por la necesidad de reali-zación de acciones compensatorias.

Las categorías significativas de-

finidas son siete: seguridad perso-nal, transitorio de planta, disparo de planta, aplicación de procedimien-tos de operación normal/anormal/emergencia, control de reactivi-dad, control radiológico y control medioambiental.

EvALUACIÓN1. La evaluación del impacto agrega-

do, incluirá al menos la revisión de la siguiente documentación:– Lista de cargas del operador in-

cluyendo todas las deficiencias de equipos que pueden reque-rir al operador realizar acciones compensatorias durante transi-torios de planta (Workarounds), durante operación normal (Bur-dens) e indicadores y alarmas* de Sala de Control descorregi-dos o fuera de servicio.

– Anormalidades –Incluye la ope-ración de controladores en Ma-nual frente a Automatico.

– Cambios temporales.– Condiciones anómalas con ac-

ciones/medidas compensato-rias.

– Permisos de trabajo abiertos de larga duración (> 3 meses), que impliquen aislamientos de siste-mas requeridos para la respues-ta a accidentes, parada segura o el control tras un transitorio de planta.

– Procesos de toma de decisiones operacionales en curso.

– Entradas en acciones de ETF.– Anotaciones en los libros de los

operadores de reactor y turbina.– Programación diaria de permi-

sos de trabajo.

2. Evaluar el impacto agregado de todas las deficiencias en cada cate-goría y clasificarlo como impacto agregado bajo, moderado o alto, en relación a los criterios indica-dos a continuación para asegurar que el impacto en la categoría es aceptable:a) Seguridad personal: el impacto

agregado de todas las deficien-cias listadas en esta categoría no representa un riesgo para la seguridad personal (aumento del riesgo para las personas, au-mento del tiempo de respuesta en caso de peligro para las per-sonas).

b) Transitorio de planta: el riesgo potencial de tener un transitorio de planta no aumenta de for-ma inaceptable, o si se produce el transitorio, el impacto total no empeoraría el resultado del mismo.

c) Disparo de planta: las deficien-cias listadas no incrementan de forma significativa el riesgo po-tencial de disparo de planta.

d) Realización de acciones contem-pladas en los procedimientos de operación normal/anormal/emergencia: las deficiencias lis-tadas no afectan de forma signi-ficativa a la capacidad del ope-rador de realizar las acciones requeridas en los procedimien-tos de operación normal/anor-mal/ emergencia o no retrasa de forma significativa la ejecución de esas acciones.

e) Control de reactividad: las defi-ciencias listadas no incrementan la probabilidad o consecuencias de incidentes de control de reac-tividad.

f) Control radiológico: las defi-ciencias listadas no crean un in-cidente radiológico tal como un incremento del riesgo potencial de una liberación radiactiva o las consecuencias de la misma, contaminación personal o dis-

persión de la contaminación y no causa un aumento de la ex-posición del personal a la ra-diación en la ejecución de las acciones requeridas.

g) Control medioambiental: las de-ficiencias listadas no incremen-tan la probabilidad de inciden-tes medioambientales, como la liberación o vertidos de produc-tos químicos o aceite, impacto en la salud pública u otros da-ños al medioambiente.

3. Evaluar el impacto agregado de todas las deficiencias en cada sis-tema y clasificarlo como impacto agregado bajo, moderado o alto para asegurar que el impacto en la capacidad del sistema es acepta-ble.

4. Evaluar el impacto agregado de todas las deficiencias en cada puesto del turno de Operación y clasificarlo como impacto agre-gado bajo, moderado o alto para determinar si un operador / ron-dista individual pudiera estar so-brecargado en base al número de deficiencias asociadas al puesto.

5. Evaluar el impacto agregado sobre el riesgo potencial de aumentar los errores asociados a la actuación humana, o donde la sobrecarga haya conducido a la comisión de un error humano.

6. Evaluar si el equipo con deficiencia es un SPV (Single Point Vulnera-bility). Si es así, clasificarlo como mínimo como impacto agregado medio. Si el SPV podría causar dis-paro de reactor o turbina, debería clasificarse como impacto alto.

7. Cálculo del indicador:

Codificacion Eventos Impacto Agre-gado: Alto=A, Impacto Medio=M y Bajo=BCALCULO INDICADOR=100 - [(10 * No

EVENTOS A)+(5 * No EVENTOS M)+(1 * No EVENTOS B)]

Umbrales: Verde = >95, Amarillo = <90 - >=95 Rojo <90

GESTIÓN DEL INDICADOR– Cálculo en base mensual. – Envío al director de Producción,

Mantenimiento e Ingeniería, así como a los jefes de Turno.

– Inclusión de la resolución de defi-ciencias en los programas de man-tenimiento y de parada no progra-mada.

ACCIONES DERIvADAS DEL INDICADOR – DISMINUCION DEL IMPACTO AGREGADOAcciones tipo para reducir el núme-ro de deficiencias que suponen un impacto agregado son:– Cambio de diseño para mitigar/

resolver la deficiencia.– Mantenimiento: revisión o sustitu-

ción de equipo.– Maniobras de limpieza química/

descontaminación– Revisión de procedimientos.– Ajuste de set-points para minimi-

zar ciclado de válvulas.– Inclusión en programas de man-

tenimiento semanal, paradas de recarga.

PRÓXIMAS ACTUACIONES– Mantenimiento actualizado en Sa-

la de Control.– Revisión por formación para iden-

tificación de necesidades adicio-nales de formación.

– Revisión independiente en CSNC (Comité de Seguridad Nucleat de la Central) o Comité de Fiabili-dad/Otros al menos con frecuen-cia bianual.

– Inclusión en Guía de Arranque de CSNC estado del indicador.

– Entrada a los ingenieros de siste-mas para evaluación del estado de cada sistema.

REFERENCIAS INTERNACIONALESHope Creek Burden Program.


acuerdo de ofrecimiento voluntario

I: voluntary offer agreement (VOA) F: accord de soumission volontaire

Acuerdo suscrito entre el Organismo Internacional de Energía Atómica y un Estado poseedor de armas nucleares que no es-taría en principio obligado a aceptar salvaguardias, pero que ha decidido hacerlo voluntariamente. Sigla: AOV.

arreglos subsidiarios

I: subsidiary arrangemente F: arrangements subsidiaires

En los Acuerdos de Salvaguardias entre el Organismo Internacional de Energía Atómica y un Estado o grupo de Estados, documento que detalla los procedimientos técnicos y administrativos para la aplica-ción de las estipulaciones contenidas en cada acuerdo y, en su caso, en el Protocolo Adicional. V. Protocolo AdicionAl.

atmósfera explosiva

I: explosive atmosphere F: atmosphère explosive

Tratándose de la protección contra incendios, aire mezclado, en condiciones atmosféricas, con sustancias inflamables en forma de gases, vapores, nieblas o polvo, en el que, tras una ignición, la com-bustión se propaga a la totalidad de la mezcla no quemada.

brillo de Cerenkov

I: Cerenkov blue glow F: lueur Cherenkov

Resplandor azul que aparece en el agua a causa del efecto de Cerenkov. Es característico de los reactores de piscina, las vasijas abiertas de los reactores de agua ligera y las piscinas de desactiva-ción de dichos reactores. V. EfEcto dE cErEnkoV.

carta de acuse de recibo

I: receipt acknowledgement letter F: lettre d'accusé de réception

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas, y en los concursos inferio-res a un millón de dólares, valor que puede modificarse según el organismo, carta remitida a los ofertantes seleccionados de la lista corta, para recabar su interés en concursar, y que debe devolver-se cumplimentada en un plazo muy breve, confirmando o no su participación y la fecha prevista para la entrega de la oferta.

categoría de material

I: material category F: catégorie de matières

Tratándose de salvaguardias, clase de material nuclear según su estado de irradiación y facilidad para su transformación en un componente de un artefacto nuclear explosivo. En el Organis-mo Internacional de Energía Atómica se consideran tres catego-rías: material de uso directo no irradiado, material de uso directo irradiado y material de uso indirecto.

Cerenkov (Rev 1*) I: Cerenkov F: Cherenkov

V. Brillo dE cErEnkoV; dEtEctor dE cErEnkoV; EfEcto dE cErEnkoV; rAdiAción dE cErEnkoV; Visor dE cE-rEnkoV.

combustible agotado

I: spent fuel F: combustible épuiséElipsis de elemento combustible agotado.

combustible gastado (Rev 1)I: spent fuel; used fuel F: combustible usé

Elipsis de elemento combustible gastado. Suele aplicarse también para denominar el conjunto de tales elementos o el material nuclear contenido en ellos.

combustible irradiado (Rev 2*)I: irradiated fuel F: combustible irradié

Elipsis de elemento combustible irradiado. Suele aplicarse también para denominar el conjunto de tales elementos o el material nuclear contenido en ellos.

combustible nuevo (Rev 1)

I: fresh fuel F: combustible neuf

Elipsis de elemento combustible nuevo. Suele aplicarse también para denominar el conjunto de tales elementos o el material nuclear contenido en ellos.

combustible usado (Rev 1)

I: used fuel F: combustible épuisé

Elipsis de elemento combustible usado. Suele aplicarse tam-bién para denominar el conjunto de tales elementos o el mate-rial nuclear contenido en ellos.

concurso de ofertas

I: tender F: offre (soumission)

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas, apertura de un concurso internacional de ofertas de bienes y servicios para una contrata-ción por una cuantía superior a un millón de dólares, reducido a los ofertantes seleccionados entre los que hayan remitido la carta previa de manifestación de interés y que recibirán los do-cumentos de licitación.

T E R M I N O L O G Í ANuclear

TERMINOLOGÍA NUCLEAR 99✃

contratación directa

I: direct purchase F: achat direct

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas, modalidad de contrata-ción que se aplica en determinadas circunstancias tales como casos de urgencia o cuando los bienes o servicios están estan-darizados por parte del Comité de compras del organismo, o son de carácter perecedero.

densidad de flujo neutrónico

I: flux density F: densité de flux

Sinónimo de flujo neutrónico.

densidad neutrónica (Rev 1*)I: neutron density F: densité de neutrons

Número de neutrones de energía E por unidad de volumen en un punto definido por el vector de posición r, en el instante t, que se determina integrando la expresión de la densidad angular neutrónica en todo el ángulo sólido. Su ecuación di-mensional es L-3. Se suele medir en neutrones por cm3.

densidad neutrónica angular

I: angular flux density F: densité neutronique angulaire

Número de neutrones de energía E por unidad de volumen en un punto definido por el vector de posición r , que se mue-ven dentro del ángulo sólido dΩ alrededor de la dirección Ω, en el instante t. Se trata de una magnitud vectorial.

detector de Cerenkov

I: Cerenkov detector F: détecteur Cherenkov

Detector de partículas cargadas cuyo funcionamiento se basa en el efecto de Cerenkov.

efecto de Cerenkov (Rev 1*)I: Cerenkov effect F: effet Cherenkov

Fenómeno por el que las partículas cargadas que se mueven en un medio con velocidades superiores a la de la luz en ese medio emiten una radiación luminosa.

elemento combustible (Rev 1*)I: fuel element F: élément de combustible

Cada una de las unidades que contienen el combustible nu-clear y que se puede emplear directamente en un reactor. V. conjunto comBustiBlE.

elemento combustible agotado

I: spent fuel element F: élément de combustible épuisé

El que ha generado en un reactor nuclear la mayor energía posible en las condiciones de operación establecidas. Puede tratarse como residuo radiactivo o reprocesarse para utilizar pos-teriormente el material fisionable contenido en él.

elemento combustible gastado

I: spent fuel element; used fuel element F: élément de combustible épuisé

Sinónimo desaconsejado, pero usado frecuentemente, inclu-so en publicaciones oficiales, de elemento combustible usado o de elemento combustible agotado.

elemento combustible irradiado

I: irradiated fuel element F: élément de combustible irradié

Sinónimo de elemento combustible usado.

elemento combustible nuevo

I: fresh fuel element F: élément de combustible neuf

El que no ha sido irradiado. No requiere medidas especiales de protección radiológica.

elemento combustible usado

I: used fuel element F: élément de combustible épuisé

El que ha experimentado de forma total o parcial el proceso de fisión en un reactor nuclear.

exención (Rev 1)

I: exemption F: déclassement; exemption

En la reglamentación sobre protección radiológica, acto de la Administración por el que se declara que determinado material o actividad no queda sometido a los controles y preceptos exigidos por dicha reglamentación.

fluencia de neutrones

I: neutron fluence F: fluence neutronique

Número de neutrones que, en un determinado intervalo de tiempo, entran en un elemento diferencial de volumen esférico centrado en un punto del espacio, dividido por el área del círculo máximo de dicho elemento de volumen. Se mide en neutrones por cm2.

flujo de neutrones

I: neutron flux F: flux de neutrons

Magnitud utilizada en el estudio de las interacciones de los neutrones con los átomos de un medio material en un punto determinado del espacio, que se calcula mediante el producto de la densidad neutrónica por el módulo de la velocidad de los neutrones. Su ecuación dimensional es L-2T-1. Se suele me-dir en neutrones por cm2 y por segundo.

Sinónimo: flujo total de neutrones.

flujo neutrónico vectorial

I: vector neutron flux F: flux vectoriel de neutrons

Producto de la densidad neutrónica angular por la velocidad de los neutrones. Su módulo se llama flujo escalar o flujo neu-trónico angular.

100 TERMINOLOGÍA NUCLEAR

✃

TERMINOLOGÍA NUCLEAR 101

fuente (Rev 2*)I: source F: source

1. Tratándose de una radiación corpuscular o electromagnéti-ca, material o dispositivo donde se produce. || 2. Término que se introduce en los modelos teóricos para tener en cuenta la producción de partículas, por ejemplo neutrones, del tipo que se estudia. || 3. Elipsis de fuente radiactiva.

fuente de ensayo

I: check source F: source de contrôle

Sinónimo de fuente de referencia.

fuente de iones (Rev1*)I: ion source F: source d’ions

Dispositivo que sirve para producir iones acelerados.

fuente de neutrones (Rev 1*)I: neutron source F: source de neutrons

Material o dispositivo capaz de producir neutrones, por me-dio, frecuentemente, de la reacción fotoneutrónica o alfaneutróni-ca del berilio, o de la fisión espontánea del californio-252.

fuente de radiación (Rev 1*)I: radiation source F: source de rayonnement

Material o dispositivo que emite o es capaz de emitir radia-ciones ionizantes.

fuente de referencia (Rev 1*)I: reference radiation source F: source de référence,

Fuente radiactiva, habitualmente encapsulada, de la que se conoce la naturaleza y la actividad presente en un momento de-terminado y que se emplea para calibrar equipos de detección y medida de radiación. V. cAliBrAr.

fuente radiactiva

I: radioactive source F: source radioactive

Fuente de radiación constituida por un material radiactivo.

inspección reglamentaria

I: regulatory inspection F: inspection réglementaire

Inspección realizada por un organismo regulador.

instalación autorizada

I: authorized facility F: installation autorisée

Instalación a la que una autoridad competente ha concedido algún tipo de autorización.

instalación de disposición final

I: disposal facility F: installation de stockage définitif

Sinónimo de repositorio radiactivo.

✃

instalación nuclear (Rev 1*)

I: nuclear installation F: installation nucléaire

Instalación, incluidos los edificios y equipos asociados, en la que se produce, procesa, utiliza, manipula, almacena o se pro-cede a la disposición final de materiales nucleares.

instalación radiactiva (Rev 1*)I: radioactive installation F: installation radioactive

1. Local, laboratorio, fábrica, hospital, o subdivisión de es-tos, en el que se producen, manipulan, instalan, almacenan o emplean materiales radiactivos. || 2. Aparato o dispositivo que produce radiaciones ionizantes.

instrumentación de protección radiológica

I: radiological protection instrumentation F: instrumentation de radioprotection

Instrumentación de detección y medición de la radiación ioni-zante empleada para la protección radiológica.

instrumentación intranuclear (Rev 1*)

I: in-core instrumentation F: instrumentation interne du coeur

Instrumentación nuclear cuyos detectores se encuentran per-manentemente en el interior del núcleo de un reactor o se pue-den introducir en él.

instrumentación nuclear

I: nuclear instrumentation F: instrumentation nucléaire

1. Rama de la tecnología que trata del desarrollo, construcción y empleo de los instrumentos que se usan específicamente en instalaciones nucleares y radiactivas. || 2. Conjunto de tales ins-trumentos.

integral de resonancia (Rev 1*)I: resonance integral F: intégrale de résonance

Valor de la probabilidad de absorción en la zona de reso-nancias. Se calcula mediante la integral I = σ aE2

E1∫ σ EE

donde σa es la sección eficaz microscópica de absorción y E1 y E2 los límites inferior y superior de la energía en el intervalo considerado.

integral de resonancia epicádmica (Rev 1*)I: epicadmium resonance integral F: intégrale de résonance épicadmique

Integral de resonancia cuyo límite inferior corresponde a la energía umbral del cadmio.

integral efectiva de resonancia (Rev 1*)I: effective resonance integral F: intégrale effectve de résonance

En neutrónica, integral de resonancia para un medio cuya con-centración de material absorbente no es nula. Su representación matemática es análoga a la de la integral de resonancia, pero incluye un factor de corrección, que tiene en cuenta el efecto de las absorciones.

intención dolosa

I: malicious intent F. intention criminelle; intention délictueuse

En los actos jurídicos, voluntad maliciosa de engañar a alguien o de incumplir una obligación contraída.

interacción (Rev1*)I: interaction F: interaction

En Física, acción que se ejerce recíprocamente entre dos o más partículas. Las interacciones fundamentales de la naturaleza, conocidas o postuladas hasta ahora, son la gravitatoria, la débil, la electromagnética y la fuerte.

invitación a licitar

I: invitation to bid (ITB) F: appel d'offres

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas, apertura de un concurso de ofertas de bienes y servicios que se pueden definir en su inicio de forma precisa tanto cuantitativa como cualitativamente, y cuya cuantía se establece entre 20.001 y 70.000 dólares, valores que pueden variar según el organismo. Se seleccionan entre seis y diez suministradores de la lista corta que hayan con-testado positivamente el acuse de recibo.

lista corta

I: short list F: liste restreinte

En los procedimientos de compras que afectan a los orga-nismos del sistema de Naciones Unidas, relación de empresas seleccionadas a partir de la lista de proveedores registrados y de otras fuentes de información, a las que se les envía la invitación a licitar en un concurso de ofertas.

manifestación de interés

I: expression of interest (EOI)F: expression d'intérêt

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas y específicamente cuando se abre un concurso de ofertas de bienes y servicios de amplia definición y alcance, por cuantías superiores a un millón de dólares, documento previo remitido por un suministrador para expresar su interés en concursar, aportando los datos generales, legales y financieros de la compañía, así como la descripción de sus actividades, capacidades y experiencia acumulada.

material básico (Rev 1*)I: source material F: matière de base

En derecho nuclear internacional, cualquiera de las siguientes sustancias: uranio de composición isotópica natural; uranio de abundancia isotópica de U-235 inferior a la natural; torio; cualquie-ra de los elementos citados en forma de metal, aleación, compues-to químico o concentrado. Sinón.: material originario.

material de uso directo

I: direct use material F: matière d’emploi direct

Tratándose de salvaguardias, material nuclear que podría usarse en la fabricación de un artefacto nuclear explosivo sin

necesidad de sufrir transmutación o enriquecimiento adicional. Incluye el plutonio (excepto si su contenido en Pu-238 excede del 80 %), uranio muy enriquecido y U-233. Se subdivide en material de uso directo irradiado o no irradiado según contenga o no cantidades sustanciales de productos de fisión.

material fisible

I: fissile material F: matière fissile

Sinónimo de material fisionable, usado en algunas publicaciones para designar el que es fisionable por neutrones térmicos.

material fisionable especial (Rev 1*)I: special fissionable material F: matière fissile spéciale

Sinónimo de material nuclear especial.

material nuclear

I: nuclear material F: matière nucléaire

1. Material que contiene cantidades considerables de nucleí-dos fisionables o fértiles. || 2. En derecho nuclear internacional, cualquier material básico o material fisionable especial.

material nuclear especial (Rev1*)I: special nuclear material F: matière nucléaire spéciale

En derecho nuclear internacional, plutonio; uranio-233; ura-nio enriquecido en los isótopos 235 o 233; o cualquier otro material que contenga alguno o varios de los nucleídos citados, con excepción de los materiales básicos.

material originario

I: source material F: matière de base

Sinónimo de material básico.

media móvil

I: rolling average, moving average F: moyenne roulante

En la representación estadística de la evolución de un pará-metro, media aritmética de los valores de ese parámetro en un período determinado desplazable en el tiempo, asignada a un punto concreto del período.

meta de oportunidadI: timeliness detection goal F: objectif pour les délais de détection

Tratándose de salvaguardias, tiempo límite de detección aplica-ble a cada categoría de material nuclear, utilizado para establecer la frecuencia de las inspecciones o verificaciones a realizar en ca-da instalación o fuera de ella, con objeto de frustrar una estrategia de desviación abrupta. El Organismo Internacional de Energía Atómica utiliza tiempos de un mes para los materiales no irradia-dos de uso directo, tres meses para materiales irradiados de uso directo y un año para materiales de uso indirecto.

muestreo ambiental

I: environmental sampling F: échantillonage de l'environnement

1. Toma de muestras en el entorno de una instalación nuclear o radiactiva para detectar la presencia de contaminantes radiac-

102 TERMINOLOGÍA NUCLEAR

tivos en el medio ambiente. || 2. Tratándose de salvaguardias, toma de muestras ambientales en aire, agua, vegetación, suelos o superficies, en un conjunto de lugares y en sus inmediaciones, es-pecificados por el Organismo Internacional de Energía Atómica, como ayuda para deducir conclusiones sobre la ausencia de mate-riales nucleares o actividades no declaradas en esos lugares.

Organismo Internacional de Energía Atómica

I: International Atomic Energy Agency (IAEA) F: Agence Internationale de l'Énergie Atomique (AIEA)

Organismo intergubernamental del sistema de las Naciones Unidas, creado en 1957 con el fin de promover el uso seguro y pacífico de la energía nuclear y asegurar, mediante un sistema de salvaguardias, que actividades y materiales nucleares no se desvían para usos no pacíficos, según lo prescrito en el Tratado de no Proliferación. Siglas:OIEA

petición de ofertas

I: request for proposal (RFP). F: demande de proposition

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas, apertura de un concurso in-ternacional de ofertas de bienes y servicios que por su naturaleza no pueden definirse en su inicio con completa exactitud a causa de su complejidad, alcance o duración, caso de una consultoría, y cuya cuantía esté en el rango de 20.000 dólares y 70.000 dólares, valores que pueden variar según los organismos. Se seleccionan entre seis y diez suministradores de la lista corta que hayan contestado positivamente el acuse de recibo.

petición de ofertas en sobre cerrado

I: request for sealed proposal (RFSP) F: demande de proposition scellée

En los procedimientos de compras que afectan a los orga-nismos del sistema de Naciones Unidas, licitación de bienes y servicios de definición y alcance impreciso que requiere la entrega de las ofertas técnica y económica en un sobre único sellado o en sobres separados, según que el precio propuesto esté en el rango entre 70.000 y 300.000 dólares, o lo supere, valores que pueden variar según el organismo. Se seleccionan entre diez y quince suministradores de la lista corta que hayan contestado positivamente el acuse de recibo.

petición de presupuestoI: request for quotation (RFQ) F: demande de devis

En los procedimientos de compras que afectan a los organis-mos del sistema de Naciones Unidas, apertura de un concurso de ofertas para suministro de bienes de características normali-zadas y servicios claramente definidos y de uso repetido, por cuantías inferiores a 20.000 dólares, valor que puede variar según el organismo, y que se resuelve por el criterio de precio mínimo entre los licitantes que cumplen con las especificaciones y plazos de entrega. Se selecciona un mínimo de tres suministra-dores entre las empresas incluidas en la lista corta.

producción nuclear

I: nuclear production F: production nucléaire

Tratándose de salvaguardias, generación de material fisio-nable especial por irradiación de material fértil en un reactor nuclear.

Protocolo Adicional

I: Additional Protocol (AP) F: Protocole Additionnel

Protocolo añadido a un Acuerdo de Salvaguardias suscrito entre el Organismo Internacional de Energía Atómica y un Esta-do o grupo de Estados con arreglo a estipulaciones adicionales establecidas. Sigla: PA

radiación de Cerenkov (Rev 1*)

I: Cerenkov radiation F: rayonnement de Cherenkov

Radiación electromagnética emitida por el efecto de Ce-renkov. V. EfEcto dE cErEnkoV.

razón mínima de potencia crítica

I: minimum critical power ratio (MCPR) F: rapport minimum de puissance critique

En los reactores del tipo BWR, parámetro termohidráulico relacionado con la temperatura de la vaina del combustible a lo largo del canal de refrigeración, la potencia total generada en el elemento de combustible, el flujo de refrigerante a través del canal de refrigeración y el régimen de ebullición, que no debe llegar a ser pelicular en ninguna de las barras de combustible, lo que podría causar rotura de la vaina.

sustancia nuclear

I: nuclear substance F: substance nucléaire

En la legislación española, combustibles nucleares, salvo el uranio natural y el uranio empobrecido, o productos o residuos radiactivos.

tiempo límite de detección

I: detection time F: délai de détection

A efectos de planificación de las actividades de verificación del Organismo Internacional de Energía Atómica, tiempo máxi-mo considerado permisible entre la desviación de una cierta cantidad de material nuclear y la detección de la misma.

uranio muy enriquecido

I: highly enriched uranium (HEU) F: uranium hautement enrichi (UHE)

Uranio que contiene 20 % o más del isótopo U-235. Acró-nimo: UME.

visor de Cerenkov

I: Cerenkov viewing device F: viseur Cherenkov

Dispositivo colocado verticalmente sobre los elementos combustibles contenidos en una piscina de desactivación, usado por los inspectores de salvaguardias para distinguir los elementos nuevos de los irradiados mediante la observación de la radiación de Cerenkov. V. EfEcto dE cErEnkoV.

TERMINOLOGÍA NUCLEAR 103

NOTA: Las revisiones anulan las definiciones publicadas anteriormente en estos cuadernillos. Los asteriscos denotan que deben ser revisadas, en el futuro, las definiciones contenidas en el Diccionario Nuclear publicado por el CIEMAT en 1979.

Octubre Acumulado Acumulado1.066 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 787.260 6.550.115 203.728.381Producción neta MWh 736.776 6.134.448 190.746.958Horas acoplado h 745 6.285,6 195.673Factor de carga o utilización % 99,13 84,22 85,98Factor de operación % 100 86,15 87,74 Paradas automáticas no programadas 0 0 11Paradas automáticas programadas 0 0 18Paradas no programadas 0 1 29Paradas programadas 0 1 33

Octubre Acumulado Acumulado466 MW en el año (*) a origen (*)

Producción bruta MWh 0 0 133.335.074Producción neta MWh 0 0 126.976.805Horas acoplado h 0 0 302.218,01Factor de carga o utilización % 0 0 77,74Factor de operación % 0 0 81,44Paradas automáticas no programadas 0 0 150Paradas automáticas programadas 0 0 9Paradas no programadas 0 0 62Paradas programadas 0 0 59

Octubre Acumulado Acumulado1.092 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 166 6.739.425 226.843.007Producción neta MWh 130 6.475.067 218.429.732Horas acoplado h 1,25 6.337,45 227.256,38Factor de carga o utilización % 0,02 84,59 86,58Factor de operación % 0,19 86,87 88,89 Paradas automáticas no programadas 0 0 96Paradas automáticas programadas 0 0 7Paradas no programadas 0 0 11Paradas programadas 0 1 33

Ascó I Octubre Acumulado Acumulado1.032,5 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 762.930 7.545.070 215.803.252Producción neta MWh 730.007 7.238.942 206.908.444Horas acoplado h 745 7.296 228.051,28Factor de carga o utilización % 99,18 100,16 83,04Factor de operación % 100 100 86,09Paradas automáticas no programadas 0 0 92Paradas automáticas programadas 0 0 5Paradas no programadas 0 0 19Paradas programadas 0 0 27

Ascó II Octubre Acumulado Acumulado1.027,2 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 764.340 6.088.460 208.679.450Producción neta MWh 730.936 5.821.041 200.309.096Horas acoplado h 745 6.034,90 218.962,23Factor de carga o utilización % 99,88 81,24 86,45Factor de operación % 100 82,72 89,13 Paradas automáticas no programadas 0 2 60Paradas automáticas programadas 0 0 4Paradas no programadas 0 0 12Paradas programadas 0 1 28

TRILLO IUFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,

HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%

NUCLENOR (ENDESA G. 50%, IBERDROLA G. 50%)Sta. Mª DE GAROÑA

ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%

Octubre Acumulado Acumulado1.087,14 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 707.133 7.721.482 193.999.148Producción neta MWh 676.199 7.413.686 185.453.887Horas acoplado h 712,46 7.263 191.659Factor de carga o utilización % 87,31 97,35 81,57Factor de operación % 95,63 99,55 84,45 Paradas automáticas no programadas 1 1 48Paradas automáticas programadas 0 0 0Paradas no programadas 0 0 25Paradas programadas 0 0 26

VANDELLÓS II

ASCÓ ENDESA G. 100%

ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%

Almaraz I Octubre Acumulado Acumulado1.035,27 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 765.187 6.465.192 224.473.718Producción neta MWh 736.782 6.221.116 215.724.902Horas acoplado h 745 6.417,5 245.698Factor de carga o utilización % 97,87 84,44 81,89Factor de operación % 100 87,96 86,23Paradas automáticas no programadas 0 3 92Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 1 19Paradas programadas 0 0 39

Almaraz II Octubre Acumulado Acumulado1.045 MW en el año a origen

Producción bruta MWh 760.414 7.219.485 220.600.904Producción neta MWh 731.204 6.949.272 212.723.038Horas acoplado h 745 7.012 236.806,5Factor de carga o utilización % 97,73 94,74 86,83Factor de operación % 100 96,11 89,85Paradas automáticas no programadas 0 1 70Paradas automáticas programadas 0 0 6Paradas no programadas 0 0 22Paradas programadas 0 0 32

ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%

ENDESA G. 36%,IBERDROLA G. 53%, UFG 11%ALMARAZ

Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX COFRENTES IBERDROLA G. 100%

CENTRALES NUCLEARESESPAÑOLAS

DATOS


- Para la Unidad I se ha considerado una potencia eléctrica bruta de 1.035,27 MWe.- Para la Unidad II se ha considerado una potencia eléctrica bruta de 1.044,45 MWe.

* Datos acumulados hasta las 00:00 h. del 6 de Septiembre de 2013, fecha de cese definitivo de la explota-ción de la central, según Orden Ministerial IET/1302/2013.

MEDIO ASUNTO RESUMEN

16 de octubre

Informe de la faeS traS la reforma eléctrIca

con una defensa a ultranza de la energía nuclear, faeS presentó ayer una nueva estrategia energética que difiere en buena medida de la re-forma eléctrica. Sin embargo, incide en un mensaje que está en línea con la política actual del Gobierno pero que aún no se ha llevado a ca-bo: alargar la vida de las centrales nucleares hasta los 60 años.

16 de octubre

SuráfrIca buSca enerGía nuclear para SolucIonar Su maraSmo

la energía nuclear se conoce bien en pretoria. lo que le falta a Suráfri-ca es inversión y francia quiere ponerla, para el uso civil. la visita de Hollande trata de relanzar las inversiones francesas en energía nuclear.

16 de octubre

encueSta entre InverSoreS de bnp parIbaS

la entidad señala que la reforma eléctrica está provocando la huida de la comunidad financiera debido a la inseguridad jurídica. mientras, en es-paña crece la batalla entre empresas y Gobierno.

18 de octubre

el reIno unIdo permIte que cHIna InvIerta en Su Sector nuclear

“es una parte importante del plan del Gobierno para desarrollar una nueva generación de energía nuclear. Significará más inversión y traba-jo en reino unido, y menos coste a largo plazo para el consumidores”, declaró el ministro de economía, George osborne.

18 de octubre

con la fIScalIdad aprobada Garoña eSpera poder operar máS allá de 2019

el ministro Soria anunció este mes que se están tomando medidas pa-ra alargar la vida de las centrales a 60 años, pero no ha concretado en qué texto legal se contemplarán. el congreso de los diputados aprobó de forma definitiva los cambios en el impuesto sobre el combustible nuclear, que ahorran el pago de unos 150 millones de euros a la planta burgalesa.

20 de octubre

eSpaña reabre laS mInaS de uranIo

la Junta de castilla y león acaba de emitir la declaración de Impacto ambiental favorable a la futura mina de uranio de retortillo y Santidad en Salamanca. la empresa australiana propietaria del 90 por ciento de los derechos de explotación desea iniciar los trabajos en 15 meses y extraer los 20,5 millones de toneladas de mineral al menos durante 10 años. Sería la vuelta de unos trabajos que españa abandonó en el año 2000 porque no eran rentables.

21 de octubre

laS eléctrIcaS InSISten en culpar a la reforma del rIeSGo de apaGón

culpan de los problemas a la dureza de los recortes de la reforma ener-gética, ya que aunque el sistema adolece de sobrecapacidad, el futuro es incierto a medio plazo por la drástica caída de inversión y el cierre de plantas. otras compañías europeas ya ven también, por diversos mo-tivos, amenazas en el abastecimiento de electricidad y gas en europa.

22 de octubre

la enerGía nuclear aSoma la cabeza

el Gobierno británico anuncia la construcción de dos nuevos genera-dores. en el proyecto británico participan firmas de china y francia. los 132 reactores de la ue produjeron en 2012 un tercio de la energía consumida. en estos momentos hay unos 200 reactores planificados en todo el mundo.

22 de octubre

ImpulSo a la enerGía atómIca

edf, propietaria desde 2009 del parque nuclear británico, ha llegado a un acuerdo con el Gobierno de cameron para renovar con dos reactores epr una de ellas, la de Hinkley point. edf y sus socios chinos inverti-rán 16.000 millones de libras.

22 de octubre

GoInG nuclear over rISInG power coStS

uK should not rule out alternatives to expensive plants. If new nuclear plants are needed, that is because the uK has ruled out other options.

23 de octubre

otro modelo nuclear

el proyecto de Hinkley point en reino unido contiene algunos elemen-tos de gran relieve político y estratégico, en particular, la presencia de compañías chinas. la idea defendida en reino unido de dejar a la ini-ciativa privada (y al capital privado) la tarea de invertir y operar las nue-vas instalaciones nucleares, se ha concretado en la constitución de un consorcio cuyo capital es casi totalmente público y extranjero.

25 de octubre

premIoS príncIpe de aSturIaS 2013. HIGGS: “no Hay conflIcto entre relIGIón y cIencIa”

«para mí no existe conflicto entre la religión y lo que sabemos de este universo. no existe ningún problema en reconocer que alguien sea cre-yente y a la vez científico».

LO NUCLEAR EN LOS MEDIOS

Prensa Nacional

Prensa Nacional

26 de octubre

nucleareS flotanteS en ruSIa

en menos de tres años estará lista la primera central atómica localizada en el mar. ya se está construyendo: se llamará akademik lomonosov, tendrá 69 tripulantes y estará terminada antes de tres años. Se insta-lará en el ártico y proporcionará electricidad a 200.000 personas. afir-man que pueden resistir un terremoto de escala diez.

27 de octubre

el adIóS nuclear europeo, Sólo un eSpeJISmo

el anuncio de la construcción de dos reactores en reino unido da car-petazo al apagón nuclear que protagonizó alemania tras fukushima. en la actualidad, en la ue hay 132 reactores en funcionamiento y cuatro más en construcción. y aunque se han cerrado unidades por su antigüedad, también se han dado pasos para aumentar la vida útil de otras centrales.

28 de octubre

“dependencIa enerGétIca y electrIfIcacIón de la economía: un análISIS económIco”

José folgado inauguró la novena edición de las Jornadas organizadas por el nuevo luneS y ree y centró su discurso en la relación de la energía con la macroeconomía. en su opinión, “desde el punto de vis-ta macroeconómico, necesitamos la energía nuclear como el respirar”.

1 de noviembre

el Supremo avala la conStruccIón del cementerIo nuclear en cuenca

el tribunal Supremo ha desestimado el recurso contencioso-adminis-trativo que la organización ecologista Greenpeace presentó contra el acuerdo del consejo de ministros del 30 de diciembre de 2011 por el que se eligió el municipio de villar de cañas (cuenca) para albergar el cementerio de residuos nucleares.

3 de noviembre

la enerGía nuclear recupera el pulSo

a la nueva planta anunciada en el reino unido se une la apuesta por esta energía en países como francia, finlandia, china, India, brasil, rusia y bolivia.

5 de noviembre

eSpaña orGanIza en almaraz un SImulacro europeo de accIdente nuclear

Se trata del ejercicio de respuesta Internacional urgente en cáceres (curiex, por sus siglas en inglés), con el que se pretende ensayar todos los procedimientos operativos de respuesta previstos en los planes de emergencia nuclear. el objetivo es probar en españa y en los países de su entorno los distintos mecanismos de prevención y respuesta ante un accidente nuclear.

7 de noviembre

éxIto del SImulacro de reSpueSta InternacIonal a una emerGencIa nuclear

Han participado francia, bélgica, Italia, portugal y marruecos. el si-mulacro afectó a una docena de municipios alrededor de la central de almaraz. españa aporta miembros del consejo de Seguridad nuclear, la Junta de extremadura, los ayuntamientos de la zona, de la policía na-cional y de la Guardia civil, la unidad militar de emergencias, el ejérci-to de tierra y del aire, cruz roja, ciemat, enresa, tecnatom, proinsa, la universidad de extremadura y el Instituto de Salud carlos III.

8 de noviembre

fuKuSHIma Se prepara para InIcIar el deSmantelamIento de la planta

dos años y medio después de que fuskushima fuera golpeada por un tsunami, se pone en marcha esta operación que da por finalizada una primera fase que consistió principalmente en llevar a parada fría los reactores así como en la limpieza y retirada de escombros. la retirada del combustible nuclear supone un primer paso crucial en el proceso.

13 de noviembre

mIGuel ánGel cortéS. dIrector de Garoña

afirmó en el comité anual de información anual sobre la central que «Garoña mantiene toda la capacidad técnica y organizativa de la plan-tilla para poder expandirla -si vuelve a arrancar- y operar con la misma excelencia». asimismo destacó que Garoña “desde 2007, en que se creó el sistema de supervisión del consejo de Seguridad nuclear (cSn), ha tenido todos los indicadores en verde».

13 de noviembre

JoSé IGnacIo SáncHez Galán. preSIdente de Iberdrola

cree que la crisis no ha acabado, aunque la economía española, recono-ce, se encuentra en tendencia ascendente. desde el punto de vista de la eficiencia energética afirma que “no nos podemos permitir el lujo de pagar 400 euros por megavatio cuando tenemos instalaciones de ener-gías tradicionales que producen a 50 euros el megavatio”.

15 de noviembre

el conSeJo de la cnmc deStItuye a loS cuatro dIrectoreS de la antIGua cne

los cuatro directores de la antigua cne han sido destituidos por el con-sejo de la cnmc. aunque se esperaba que este equipo técnico conti-nuase en las subdirecciones correspondientes del nuevo supervisor, el consejo lo ha sustituido por otros directivos de rango inferior, “los que ha decidido elegir el nuevo director de instrucción de energía”, según la cnmc.

Prensa Nacional

Prensa Nacional

Prensa Nacional

HOY

La Opinión

Secciones FIJaSLa Junta Directiva informa

Noticias de la SNE

Noticias de ESPAÑA

la Sne en la SeMana de la CIenCIa de MadrId

Enmarcada en el catálogo de actividades de la XIII Semana de la Ciencia de la Comunidad de Madrid, tuvo lugar el pasado día 13 de noviembre la impartición de la charla: ¿Cementerio de residuos ó almacen de energía?. La actividad, organizada por la Comisión Técnica de la Sociedad Nuclear Española, se celebró en la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Indus-triales de Madrid. La charla y los términos en los que Francisco Martín-Fuertes la desarrolló, confirmó el interés de los asistentes por el tema tratado traducido en las muchas intervencio-nes, preguntas y comentarios, que los asistentes realizaron, tanto durante la charla como al final de la misma. El 100% de los asistentes calificó la actividad de muy interesante, mejo-rando la apreciación del año anterior en la que el 95% de los asistentes la habían calificado de muy interesante o interesante.


aCUerdoS de la JUnTa dIreCTIvaEn la última reunión de la Junta Directiva de la SNE, celebrada el día 12 de noviembre, se tomaron las siguientes decisiones: • Luis Garcia Delgado es el nuevo presidente del Comité Organizador de la 40ª Reunión Anual. En la próxima reunión del 12/12/13

presentará la composición del Comité Organizador.• Se ha creado un grupo de trabajo para el 40º Aniversario de la SNE y ha elaborado una propuesta de actuación.• Se han seleccionado los 5 mejores logotipos del concurso de logos del 40º Aniversario de la SNE para subir a la Web para vo-

tación de los socios (Anexo logotipos seleccionados).• Se va a editar un libro de Vicente Alcober Bosh sobre la biografía de Enrico Fermi en el que se insertará el logo premiado del

40º Aniversario y se distribuirá el libro en el stand de la SNE durante la 40ª Reunión Anual en Valencia• Se aprueba el Plan Estratégico SNE 2013-2017.• La Jornada de Centrales Nucleares 2013 se celebrará el 26 de febrero 2014.

7ª aSaMblea general de CeIden

El pasado 19 de noviembre, la Plataforma Tecnológica de I+D de Energía Nuclear de Fisión, CEIDEN, celebró en el Ciemat una Jornada sobre la I+D nuclear, con motivo de su 7ª Asamblea General.

La mesa de inauguración estuvo integrada por Javier Arana, subdirector general de Energía Nuclear del Mi-nisterio de Industria, Energía y Turismo (MINETUR), Caye-tano López, director general del Ciemat, y Antonio Colino, presidente del CEIDEN.

En las palabras de bienve-nida e inauguración del acto, el director general del Cie-mat, Cayetano López, ma-nifestó la lógica de que es-ta asamblea se realizase en el Ciemat dada la temática

de la misma y la historia del Centro.

Javier Arana afirmó que en los últimos años la percep-ción de la seguridad ha alcan-zado un alto nivel, suficiente en países tecnológicamente avanzados, pero que el acci-dente de Fukushima ha im-pulsado nuevamente la in-vestigación en cuestiones relativas a seguridad, en algu-

nos casos, añadió, con me-didas muy sofisticadas, pero en otras ocasiones con algu-nas mucho más sencillas, de un coste relativamente alto, pero que queda compensa-do ampliamente con la evi-tación de posibles daños fu-turos; en cualquier caso, “el objetivo de la investigación y desarrollo en esa área es garantizar la seguridad de la

población”. Arana también destacó el importante papel que desempeña CEIDEN co-mo aglutinador de intereses y necesidades en relación con el centro tecnológico del ATC (Almacenamiento Temporal Centralizado), con labora-torios convencionales y nu-cleares, a disposición de los actores del sector nuclear es-pañol.

Antonio Colino, Cayetano López y Javier Arana. © Ciemat.

SECCIONES FIJAS

62 NUCLEAR ESPAÑA octubre 2013

Por su parte Colino agra-deció al director general del Ciemat que acogiese la Asamblea de la plataforma y expresó que el “El Ciemat ha cumplido con su deber al promover la investigación en el sector nuclear en empre-sas”.

A continuación, Enrique Gonzalez pronunció la con-ferencia titulada La investi-gación nuclear en la Unión Europea: perspectivas futu-ras, en la que pasó revista al papel de las diferentes ins-tituciones de la I+D nuclear en la Unión Europea y la si-tuación de la misma en el futuro programa Horizonte 2020.

Tras la conferencia se ini-ció la Asamblea propiamen-te dicha, en la que se infor-mó sobre las actividades de la Plataforma en el último año y el estado de los pro-gramas de investigación pro-movidos por la misma. Es-tos son: almacenamiento y transporte en seco del com-bustible gastado, Proyecto ZIRP de internos de CN Jo-se Cabrera (finalizada la fase 1), Proyecto hormigones de C.N. Jose Cabrera, Iniciativa Jules Horowitz Reactor, Pro-yecto Capacidades Industria Nuclear (finalizada la fase II), Grupo de Formación + y Grupo de usuarios de labo-ratorios de patrones neutró-nicos.

Finalmente se llevó a ca-bo la renovación del Conse-jo Gestor de la Plataforma, incorporándose al mismo representantes de Titania (Grupo Dominguis Energy Services), la Universidad Po-litécnica de Cataluña, Iber-drola Ingeniería y Enwesa. También se produjo el rele-vo del Presidente y Secre-tario, puestos ocupados por Antonio Colino y Pio Carme-na (Endesa), que pasan a ser ocupados por Rosario Velas-co (Vicepresidenta del CSN) y Pablo León (Endesa).

CEIDEN fue constituida en el año 2007 y sus objetivos son coordinar los diferentes planes y programas naciona-les de I+D, así como la par-ticipación en los programas internacionales, procurando orientar de forma coherente

los esfuerzos de las entidades implicadas.

Iberdrola IngenIería Se adJUdICa la ConSTrUCCIÓn de doS CenTraleS de bIoMaSa en CanadÁ Por 240 MIlloneS €

Iberdrola Ingeniería se ha ad-judicado en Canadá la cons-trucción de las centrales de biomasa de Fort St James y Merritt, que suman 80 me-gavatios (MW) de capacidad instalada, por más de 240 millones de euros.

La Compañía ha resultado vencedora de un concurso, adjudicado por un consor-cio que tiene a la empresa canadiense Fengate Capital como principal accionista, para la puesta en marcha de estas dos instalaciones, ubicadas en la provincia de British Columbia, al oeste de Canadá.

La filial de Iberdrola ya ha firmado un primer contrato, que incluye el desarrollo de la central de Fort St James, de 40 MW, cuyas obras está pre-visto que comiencen en no-viembre de este mismo año.

Además, ha adquirido los derechos para iniciar la construcción, dentro de tres meses, de una segun-da planta, denominada Me-rritt, también de 40 MW de potencia. Las obras de esta instalación podrían comen-zar a principios de febrero de 2014.

Estos dos acuerdos son los más importantes que Iberdro-la Ingeniería ha sellado en el sector de la biomasa y han si-do logrados en el marco de un concurso en el que han par-ticipado importantes compa-ñías internacionales.

La Empresa va a realizar es-tos proyectos bajo la modali-dad llave en mano, por lo que se encargará de todas las fa-ses de ejecución de los mis-mos, incluidas la puesta en marcha de las dos centrales, así como la construcción de dos subestaciones transfor-madoras y de las líneas de evacuación de energía aso-ciadas.

Las dos plantas van a contar con generadores de vapor con una tecnología de combustión

denominada de parrilla, una de las más fiables y evolu-cionadas del mercado. Para generar electricidad se utili-zará tanto serrín como resi-duos de los aserraderos, de las explotaciones forestales y de la limpieza de las cunetas de la zona.

Cuando entren en funcio-namiento, estas centrales serán dos de las más poten-tes del mercado canadien-se y podrán dar suministro a 160.000 hogares y evitar la emisión a la atmósfera de unas 570.000 toneladas anuales de CO2.

El desarrollo de estas ins-talaciones supondrá un im-portante impulso socioeco-nómico para la zona, ya que se calcula que se cree una media de 500 empleos du-rante su fase de construcción y otros 22 nuevos puestos de trabajo directos destinados a su futura operación y mante-nimiento.

La consecución de es-tos contratos ha permitido a Iberdrola Ingeniería entrar en el mercado canadiense y consolidarse como una de las empresas más internaciona-les de su sector, con presen-cia en los principales merca-dos.

La actividad de esta filial de Iberdrola se centra en la realización de trabajos llave en mano, tanto para otras so-ciedades del Grupo como pa-ra terceros, en las áreas de generación, nuclear, redes y energías renovables.

el ConSeJo de SegUrIdad nUClear ParTICIPa en el eJerCICIo InTernaCIonal Convex-3 (2013)

El pasado día 21 de no-viembre el Consejo de Se-guridad Nuclear (CSN) participó en un ejercicio internacional realizado en el marco de las convencio-nes de pronta notificación y de asistencia mutua en caso de accidente nuclear o emergencia radiológica, ConvEx-3. Este ejercicio fue organizado por el Or-ganismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA). La participación española ha sido coordinada por los distintos organismos de la

Administración del Estado.Durante el ejercicio, se si-

muló la detonación por parte de un grupo terrorista de un explosivo convencional que contenía material radiactivo, comúnmente conocida como “bomba sucia”, en el puerto de Tánger. Posteriormente, se simuló la detonación de una segunda “bomba sucia” en la ciudad de Marrakech doce horas y media más tar-de.

Como consecuencia de la primera explosión simulada, se activaron las alarmas de medición de radiactividad en la estación de la Red de Aler-ta a la Radiactividad (RAR) situada en Ceuta. Dicha estación mostraba niveles anómalos de radiación por lo que el CSN desplazó una unidad móvil de medición de niveles de radiación ambien-tal a esta ciudad y confirmó que los niveles existentes no suponían un riesgo para la población. Así mismo, se realizaron controles radio-lógicos con otras unidades móviles en la zona costera del sur de España de acuer-do con las estimaciones de los modelos atmosféricos, obteniendo resultados simi-lares a los de Ceuta.

Además, las autoridades marroquíes informaron que un barco de mercancías con destino al puerto de Valencia había zarpado después de la primera explosión. Cuando este barco llegó al puerto, los contenedores que car-gaba fueron analizados con los equipos radiológicos que poseen las autoridades por-tuarias sin hallazgos signifi-cativos.

El CSN aconsejó evitar el tráfico marítimo en el Estre-cho de Gibraltar y someter a un control radiológico a los barcos que llegasen a Espa-ña procedentes del puerto de Tánger.

Este ejercicio forma parte de un conjunto de otros ya realizados para asegurar el trabajo en equipo y su ade-cuada coordinación a nivel nacional e internacional.

rUSIa TerMIna Una etapa clave en la ConSTrUCCIÓn de la PrIMera CenTral floTanTe del MUndo

Rusia ha terminado una eta-pa clave de la construcción de la primera central nu-clear flotante del mundo con la carga del primero de dos sistemas nucleares de gene-ración de vapor en la embar-cación marítima que conten-drá los reactores.

El sistema nuclear de ge-neración de vapor de 220 toneladas ha sido construido por la ingeniería OKBM Afri-kantov para Rosenergoatom, la filial para operaciones de centrales nucleares del hol-ding estatal Atomenergo-prom.

Rosenergoatom anunció que el día 27 de septiembre de 2013, se colocó el siste-ma nuclear con éxito en el compartimento del reactor del barco.

La central nuclear flotante Akademik Lomonosov será la primera embarcación en una línea prevista de centra-les nucleares flotantes que podrán suministrar energía, calor y agua a las zonas re-motas y áridas del país.

Se está construyendo la

central en un barco espe-cialmente diseñado en un atillero de San Petersburgo y está previsto que esté termi-nada en el mes de septiem-bre de 2016.

Según Rosatom, se envia-rá Akademik Lomonosov a Vilyuchinsk, en la región de Kamchatka, en el extremo oriental de Rusia, para las pruebas operacionales. Ro-satom pretende construir otras siete centrales nuclea-res flotantes.

La central flotante, que no es autopropulsada y tiene que ser remolcada a un em-plazamiento semipermanen-te, podrá suministrar energía eléctrica y calor y, simultá-neamente, servir como plan-ta de desalinización aprove-chando el exceso de calor del reactor, produciendo tanto energía eléctrica como agua dulce de alta calidad.

La embarcación de 21.000 toneladas tendrá dos unida-des del reactor KLT-40S, de diseño ruso, con una capaci-dad de generación eléctrica de 35 megavatios cada uno, capacidad suficiente para una ciudad con una pobla-ción de 200.000 personas.

El KLT-40S es un reactor

modular de agua a presión que funciona como planta generadora de vapor con una capacidad térmica de 125 megavatios. La unidad cons-ta de la vasija de presión del reactor, generadores de va-por, bombas de refrigerante del reactor, intercambiado-res de calor, un presionador, válvulas y tuberías.

La Sociedad Nuclear de Rusia ha afirmado que otros países han expresado interés en las centrales flotantes, entre ellos China, Malaysia e Indonesia.

el ProyeCTo Para la InSTalaCIÓn CenTralIzada de alMaCenaMIenTo de reSIdUoS en eSPaña avanza Según lo PrevISTo

Avanza según los plazos pre-vistos el proyecto para la ins-talación de un Almacén Tem-poral Centralizado (ATC) para todos los residuos radiactivos de alta actividad y todo el combustible gastado gene-rados en España, pudiendo iniciarse los trabajos a prin-cipios del año 2018, ha di-cho el presidente de la Em-presa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), Fran-cisco Gil-Ortega.

El ministro de Industria, Energía y Turismo, José Ma-nuel Soria, ha manifestado que con el ATC, España ten-drá la capacidad de gestionar todos sus residuos radiactivos durante muchas décadas.

En enero de 2012, el Consejo de Ministros de España anunció la elección del municipio de Vi-llar de Cañas, en la provincia de Cuenca en el centro de España, como emplazamiento para el ATC. Según el Consejo, el pro-yecto supondrá una inversión de 700 millones de euros (unos 953 millones de dólares USA).

loS organISMoS de regUlaCIÓn de eSPaña y JaPÓn fIrMan Un aCUerdo Sobre InforMaCIÓn nUClear

Los reguladores nucleares de España y Japón han firmado un acuerdo para el intercam-bio de información sobre la se-guridad nuclear y la protección radiológica que estará centra-do en la experiencia operativa y las lecciones aprendidas de los accidentes nucleares.

En un comunicado, la auto-ridad de regulación nuclear de España, el Consejo de Se-guridad Nuclear (CSN), ha afirmado que en el acuerdo, firmado en Tokio con la Auto-

JornadaS de forMaCIÓn en TeCnaToM

Los pasados días 16 y 17 de octubre se celebraron las Jornadas de Formación 2013, a las que asistieron los responsables de forma-ción de las centrales nuclea-res y principales compañías eléctricas españolas.

Esta Jornada supone un encuentro anual de coopera-ción entre diferentes empre-sas del sector con el objetivo de servir de foro a los pro-fesionales de la formación de las centrales nucleares y compañías eléctricas espa-ñolas, en el que compartir inquietudes y experiencias, así como identificar líneas de trabajo de interés com-partido.

Noticias del MUNDO

EMPRESASEste año la Jornada ha in-

cluido diferentes trabajos y proyectos de los cuales des-tacamos aquellos que han desarrollado iniciativas con-juntas de Tecnatom con las centrales nucleares españo-las:C.N. Almaraz y Tecnatom: Análisis de aplicabilidad del INPO IER-L1-11.3 “Weak-nesses in Operator Funda-mentals”/WANO SOER 2013-1 “Operator Fundamentals Weaknesses”. La experiencia de Operación de CNAT.C.N. Cofrentes y Tecnatom: Formación en entorno “e-learning”.ANAV y Tecnatom:Formación para la mejora del desempeño. Experiencias y ejemplos.

C.N. Trillo y Tecnatom:Nuevos entornos de entre-

namiento y nuevos usos de entornos conocidos. Simula-dor de maniobras en situacio-nes de daño extenso, libro de causas y efectos de simulador de campo, entrenamiento de

habilidades de diagnóstico en el simulador.

El resultado de las jornadas se puede valorar como de muy satisfactorio a juzgar por los comentarios y valoraciones re-cogidos de los participantes.



SECCIONES FIJAS

Posteriormente se adoptarán las guías durante la primera mitad del 2014.

aCUerdo Sobre el reaCTor de HInkley PoInT

Ya está casi finalizado un acuerdo para la construcción de la primera central nuclear en el Reino Unido en una gene-ración, y los ministros esperan que el gobierno y EDF Energy puedan decidir sobre el con-trato para el reactor en Hinkley Point “dentro de unas sema-nas”, ha comentado el ministro de energía Michael Fallón al Fi-nancial Times.

En una entrevista con el pe-riódico, el Sr. Fallon ha dicho que estaba “trabajando inten-samente” para concluir las ne-gociaciones que se han pro-longado durante un año. “No hemos llegado todavía pero espero que lleguemos en las próximas semanas”, dijo.

Según el Financial Times, al-tos funcionarios del gobierno han afirmado que quedan por resolver unas cuantas cosas an-tes de que se pueda firmar el acuerdo, sin embargo la mayor parte del mismo está “listo y acabado”. Fuentes del periódi-co añadieron que EDF Energy no quiso hacer comentarios.

Ya se ha dado el consenti-miento para la planificación de la construcción de Hinkley Point C situada en Somerset, que será la primera central nuclear nueva en el Reino Unido desde el año 1995.Sin embargo, EDF Energy

ha advertido que antes de po-der iniciar la construcción, es necesario un acuerdo con el Gobierno sobre el precio ga-rantizado al cual EDF podrá vender la electricidad que va a generar en Hinkley Point.

La central prevista de Hinkley Point C constará de dos uni-dades de reactor y la empresa explotadora será NNB Genera-tion, una filial de EDF Energy.

Comisión estaba considerando si en las guías se deben exponer o no los principios para la evalua-ción de ayudas estatales otorga-das a la energía nuclear. Ahora el colegio de comisarios ha decidi-do que no, dijo el Sr. Almunia.

Una de las funciones de la Comisión consiste en llevar a cabo una evaluación bajo las normas de ayudas estatales, para comprobar que ninguna subvención distorsione inde-bidamente la competencia en el mercado único de la UE. Sin normas específicas, la Co-misión tendrá que evaluar los casos de posibles ayudas es-tatales para la energía nuclear bajo las normas generales so-bre dichas ayudas y mediante la elaboración de criterios es-pecíficos a través de sus pro-fesionales, dijo un portavoz del Sr. Almunia.

El portavoz también dijo que “la inclusión de dichas disposi-ciones en las guías no tendría ninguna implicación en absolu-to relativa al cierre nuclear de Alemania”.

Se prevé que la Comisión abra antes de finales del 2013 un proceso de consultas pú-blicas sobre las nuevas guías de ayudas estatales para los sectores de protección del medioambiente y la energía.

la Ce exClUye la energía nUClear de laS nUevaS gUíaS Sobre ayUdaS eSTaTaleS

La Comisión Europea ha deci-dido excluir la energía nuclear de las nuevas guías sobre ayu-das estatales para la protec-ción del medioambiente y la energía cuya adopción está prevista para el año 2014, ha anunciado Joaquín Almunia, comisario de la competencia.

El colegio de comisarios de la Comisión, constituido por 28 miembros, ha decidido no in-cluir en las nuevas guías unas disposiciones específicas so-bre ayudas estatales para la energía nuclear.

Almunia dijo: “No estamos hablando de la posibilidad de que la energía nuclear reciba ayudas o no. No estamos ha-blando de animar o disuadir a los estados miembros sobre la energía nuclear”.

Según el comisario Almunia, si la Comisión estudiara un caso de posibles ayudas estatales pa-ra un proyecto nuclear, se apli-carían directamente las normas descritas en el Tratado de Fun-cionamiento de la Unión Euro-pea en vez de las nuevas guías.

Según unos documentos in-ternos filtrados en agosto, la

ridad de Regulación Nuclear de Japón, se prevé también que los dos organismos com-partan información sobre có-mo mejorar las comunicacio-nes en una crisis, la respuesta a emergencias y la gestión de residuos radiactivos.

Según el CSN, los dos organis-mos reguladores van a aumen-tar su colaboración, estable-ciendo vías para el intercambio de información y cooperando en ámbitos tales como los gru-pos de trabajo de la Agencia de Energía Nuclear y La Agencia Internacional de la Energía.

También se aumentará la cooperación dentro del con-texto de la Asociación Inter-nacional de Reguladores Nu-cleares (INRA), que España y Japón ayudaron a establecer en el año 1997.

La INRA es una asociación constituida por los más altos directivos de las autoridades de regulación nuclear de Ca-nadá, Francia, Alemania, Ja-pón, España, Suecia, el Reino Unido y los EEUU. Según la Comisión Reguladora Nuclear de USA, el objetivo principal de la asociación consiste en influenciar y mejorar la segu-ridad nuclear desde el punto de vista regulador.

ÍNDICE DE ANUNCIANTES

3ª C ASOCIACIÓN NUCLEAR ASCÓ-VANDELLÓS II 4 CENTRAL NUCLEAR DE COFRENTES 4ªC EMPRESARIOS AGRUPADOS 9 RINGO VÁLVULAS 2ªC WESTINGHOUSE

De interésPor problemas de impresión, en el número internacional de NUCLEAR ESPAÑA publicado el pasado mes de septiembre, aparece, en la página 37 y dentro del artículo titualdo On-Site Field Services, un gráfico cuya visualización es deficiente y que, por su especial interés, reproducimos a continuación.

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Nº 345•NOVIEMBRE 2013 MATERIALES - sne.es · INDUSTRIALES, S.A. MANTENIMIENTOS, ... Elena DE LA FUENTE ARIAS, ... 23 Resultados del trabajo en las celdas calientes del Laboratorio