Logo CIEMATLogo CIEMAT

SALA DE PRENSA

 

Noticias

El CIEMAT participa en la reunión anual de expertos sobre materiales utilizados en reactores nucleares de agua presurizada

 

13/01/2020

Caracterización y análisis de materiales

El pasado mes de diciembre se celebraron en Tampa (Estados Unidos) la reunión de colaboración para la investigación de la aleación 690 y sus aleaciones de soldadura asociados 52 y 152 y la reunión anual del panel de expertos en estos materiales, organizadas por el Instituto de Investigaciones de la Energía Eléctrica (EPRI). A estas reuniones asistió en representación del CIEMAT el investigador de Departamento de Tecnología Alberto Sáez Maderuelo.

 
 

La aleación 690 es una aleación base níquel ampliamente utilizada para fabricar diferentes componentes de gran parte de los reactores de agua presurizada (PWR) que se encuentran actualmente en operación. Esta aleación es una evolución de la denominada aleación 600 que evita los problemas de corrosión que sufrió esta mediante modificaciones en su composición y la aplicación de tratamientos térmicos específicos que generan una microestructura resistente a los procesos de corrosión bajo tensión (SCC). Gracias a estas modificaciones la aleación 690 ha mostrado un buen comportamiento en operación sin reportar problemas desde que fue instalada por primera vez a finales de los años ochenta. De hecho, el buen comportamiento de esta aleación en condiciones de operación de un reactor PWR hizo que fuera elegida inicialmente como material candidato para construir los reactores nucleares del futuro como, por ejemplo, el reactor nuclear refrigerado por agua supercrítica.

  

A pesar de este buen comportamiento, la aleación 690 presenta cierta susceptibilidad a SCC en ensayos de laboratorio cuando ha sido previamente deformada en frío. Además, los planes de algunos gobiernos de ampliar el tiempo de vida en operación de las plantas nucleares hasta 60 e incluso 80 años, hace que la comunidad científica y las empresas operadoras de las centrales tengan un gran interés por el comportamiento de esta aleación cuando se la someta a un medio corrosivo agresivo durante periodos prolongados de tiempo, en algunos casos, muy superiores a los considerados inicialmente en el diseño del reactor.

  

Las reuniones de colaboración sobre la aleación 690 y del grupo de expertos que se celebran anualmente en Tampa tienen como finalidad profundizar en el entendimiento de los mecanismos de corrosión que dan lugar al inicio y crecimiento de grietas en este material y sus metales de soldadura asociados (aleaciones 52 y 152). Gracias a este conocimiento el grupo pretende obtener herramientas que permitan a las plantas nucleares estimar el tiempo de iniciación de grieta en la aleación 690 en condiciones de servicio. Se busca que estos resultados permitan no solo mejorar la seguridad de las plantas en operación durante largos tiempos de operación sino también optimizar los periodos de inspección de los componentes, algo que mejoraría la rentabilidad de la planta y reduciría el coste de la electricidad generada.

  

Este año el CIEMAT estuvo representado por el doctor Alberto Sáez Maderuelo, quien realizó dos presentaciones relacionadas con aleaciones base níquel. Una de ellas mostraba los primeros resultados del proyecto europeo MEACTOS financiado por el Horizonte 2020 y coordinado en el CIEMAT por Francisco Javier Perosanz. El proyecto MEACTOS estudia el efecto que tienen diferentes mecanizados avanzados (mecanizado con CO2 supercrítico y con mínima cantidad de lubricante) en el comportamiento a corrosión de una aleación 182, material de soldadura de la aleación 600, de gran interés para el grupo de Tampa y de un acero inoxidable 316 L utilizado en la fabricación de los componentes internos de un reactor PWR. La segunda presentación trató sobre el papel de los carburos intergranulares en el comportamiento a corrosión de la aleación 690 en agua supercrítica. Mediante diferentes tipos de ensayos, los resultados obtenidos en este trabajo del CIEMAT profundizan no solo en uno de los temas de interés del grupo, como es el papel de los carburos de Cr en el comportamiento de la aleación 690 o inclusiones como los carbonitruros de titanio, sino que exploran el comportamiento de esta aleación en agua supercrítica. El último día de la reunión el Grupo de Expertos repasó el estado de las investigaciones y planteó la formación de un comité para evaluar toda la información existente sobre la A690 para el que cuentan con la participación del CIEMAT.


Figura 1. Corte transversal obtenido por FIB de una grieta formada en la A 690 tras ser ensayada en agua supercrítica.

Figura 2: Estudio mediante EBSD/SEM de la microestructura de la superficie de una muestra de A 182 mecanizada por técnicas avanzadas. 

El CIEMAT participa en la reunión anual de expertos sobre materiales utilizados en reactores nucleares de agua presurizada El CIEMAT participa en la reunión anual de expertos sobre materiales utilizados en reactores nucleares de agua presurizada El CIEMAT participa en la reunión anual de expertos sobre materiales utilizados en reactores nucleares de agua presurizada