NUEVOS MATERIALES ESTRUCTURALES PARA REACTORES NUCLEARES

1
NUEVOS MATERIALES ESTRUCTURALESPARA REACTORES
NUCLEARES

• R. Pareja
• Departamento de Física
• Universidad Carlos III de Madrid

2
NUEVOS MATERIALES ESTRUCTURALESPARA REACTORES
NUCLEARES

• I. Nuevos reactores nucleares
• (en fase de diseño)
• II. Condiciones de operación y propiedades de
  los materiales estructurales nucleares
• III. Selección de los materiales
• IV. Desarrollo de nuevos materiales estructurales

3
I. NUEVOS REACTORES NUCLEARES
4
ITER (International Thermonuclear Experimental
Reactor)
http//www.iter.org/a/index_nav_4.htm
Vasija
Blanket/blindaje
Divertor
5
(No Transcript)
6
Vacuum Vessel
Blanket
W
Divertor
C
7
Vasija de vacio

• Función primaria
• Mantener vacio para el plasma
• Primera barrera de confinamiento de productos
  radiactivos

• 9 x 40 sectores.
• Puertas de acceso
• -Diagnosticos
• -Mantenimiento
• -Sistema de calentamiento
• -Recarga/Bombeo
• -Inspeccion
• -Pruebas de materiales
• Pared doble
• Refrigerado por agua

8
Blanket

• 440 módulos con placas de primera pared
  reemplazables recubiertas de Be sobre sustrato de
  Cu fijado a un bloque de blindaje de 316L(N) IG.
• Conductos de refrigeración del blanket montados
  sobre la vasija.
• Diseño impuesto por la necesidad de resistir las
  fuerzas electromagnéticas y la carga térmica.
• El primer blanket actuará exclusivamente como
  pantalla a los neutrones. Experimentos de
  obtención de tritio se harán con módulos de
  prueba insertados y extraidos por las puertas
  ecuatoriales.

Vasija
Conductos refrigeración
Flexible supports
Panel de primera pared
Pestillo
Apertura de agarre
Orificio para atornillar
Blindaje
Conector eléctrico
9
Divertor

• 54 cassettes.
• Blanco vertical y base del divertor forman una V
  que atrapa párticulas neutras sin afectar la
  extracción de He
• Vanos separadores entre la parte interior y
  exterior para favorecer el acoplamiento de las
  cargas térmicas.
• Se pone C en las regiones de impacto de las
  párticulas neutras. El C tiene mejor capacidad
  para resistir pulsos de mi alta densidad de
  energía pero produce H3 que contamina el blanco y
  tiene que ser sustituido periódicamente.

Blanco vertical (W part)
Cubierta (W)
Blanco vertical (C part)
10
REACTOR RÁPIDO ENFRIADO POR GAS (GFR)(diseño)
11
II. CONDICIONES DE OPERACIÓN Y PROPIEDADESDE LOS
MATERIALES ESTRUCTURALES NUCLEARES
PARAMETROS DE DISEÑO DEL ITER
500 700 MW
Potencia total
10
Q ( Potencia generada/P consumida)
0.57 0.8 MW/m2
Carga neutrónica media en pared (14 MeV)
400 s
Tiempo de combustión inductiva
15 17 MA
Corriente
837 m3
Volumen de plasma
678 m2
Superficie de plasma
? 20 años
Vida operativa (con suministro exterior de H3)
PARAMETROS PARA UN REACTOR DE FUSION COMERCIAL
12
PRINCIPALES PROBLEMAS QUE AFECTAN A LOS
MATERIALES ESTRUCTURALES EN UN REACTOR DE FUSIÓN
COMPONENTES FENÓMENOS EFECTOS
PRIMERA PARED Y DIVERTOR IRRUPCIÓN DEL PLASMA FLUJO CÍCLICO DE CALOR FLUJO MUY ALTO DE NEUTRONES Fusión y evaporación de la superficie. Erosión Contaminación Reducción del espesor Choque térmico Tensiones térmicas Fatiga térmica Endurecimiento y fragilización Swelling Activación Creep/Contaminación con H3
ESTRUCTURA DEL BLANKET Y VASIJA DE VACIO CALENTAMIENTO POR RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA FLUJO DE NEUTRONES Tensiones térmicas Endurecimiento y fragilización Swelling Creep Activación Contaminación con H3
PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN FLUJO DE NEUTRONES Daño de irradiación Activación
13
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)
PARÁMETROS DE DISEÑO
Development of the SCWR in the US INEEL/EXT-03-012
10. INL
14
REACTOR RÁPIDO ENFRIADO POR GAS (GFR)
PARÁMETROS DE DISEÑO
Potencia térmica 600 MW
Eficiencia eléctrica 42
Temperatura del He (entrada/salida) Presión y caudal 490 ºC/850 ºC a 7 MPa y 312 kg/s
Temperaturas en el interior del núcleo Condiciones normales Temperatura pico en caso de accidente 500 1200 ºC 1600 1800 ºC
Estructuras en el exterior del núcleo Temperatura Tensiones mecánicas Vida operativa 440 850 ºC lt 50 60 MPa gt 45 años
15
PROPIEDADES DE LOS MATERIALES ESTRUCTURALES
NUCLEARES
CONDICIONES DE OPERACIÓN T altastensiones
aplicadasradiación intensacorrosión
- Resistentes al daño de irradiación - Adecuada
resistencia mecánica a altas temperaturas -
Resistentes a la corrosión - Soportar altos
flujos de calor - Tener buena conductividad
térmica y adecuado coeficiente de expansión
térmica - Ductilidad para acomodar tensiones
mecánicas y térmicas - Tener una baja
temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT)
Qué materiales cumplen estos requerimientos?
16
III. SELECCIÓN DE LOS MATERIALES

• Han de estar amparados por códigos, normas y
  especificaciones reconocidas internacionalmente
  ASME RCC, DIN VdTÜV.
• Mientras no se disponga de una amplia base de
  datos experimentales de sus propiedades,
  comportamiento, fabricación, procesado y
  composición no se registran en los códigos y
  normas.
• Muchos de los materiales candidatos no se
  encuentran aún especificados en códigos y normas
  internacionales.
• Determinar el intervalo de temperatura en el que
  los materiales trabajan en condiciones seguras es
  clave en el diseño estructural de los reactores.
• (Operating Temperature Window, OTW)
• Una propiedad particularmente deseada en estos
  nuevos materiales es baja radioactividad
  inducida. Esto lo establece la composición del
  material.

17
ACTIVACIÓN DE LOS MATERIALES
de la primera pared expuesta a un flujo de 2,5
MW/m2?año de neutrones de 14 MeV
18
Resistencia mecánica en función de la temperatura
para potenciales materiales estructurales en
reactores de fusión
?
?
Mo-0.5Ti-0.1Zr
?
?
?
?
?
(T-111)
?
?
316L SS
Zinkle and Ghoniem, Fus. Eng. Des. 51 52 (2000)
55
19
Capacidad para soportar flujos de calor por
potenciales materiales estructurales en reactores
de fusión
?x espesor E módulo elástico ?uts tensión
última ? coeficiente de Poisson Kth
conductividad térmica ? coeficiente de expansión
térmica
20
FENÓMENOS QUE DETERMINAN LA OTW DEL MATERIAL
ESTRUCTURAL
Operating Temperature Window (OTW)
La temperatura inferior la establece el efecto de
la irradiación sobre las propiedades mecánicas, y
las dimensiones del material.

• Endurecimiento inducido por la irradiación a
  bajas temperaturas. En materiales bcc, aceros F/M
  y aleaciones refractarias, se produce un gran
  aumento de la temperatura de la transición
  dúctil-frágil (DBTT). Esta temperatura depende
  fuertemente de la composición, y de los
  tratamientos.
• Los composites de fibra de carbono (CFC)
  irradiados a bajas temperaturas se hacen amorfos,
  se degradan su conductividad térmica y aumenta su
  volumen (swelling).

EFECTO DE LA IRRADIACIÓN SOBRE LA BDTT DE LOS
ACEROS DE BAJA ACTIVACIÓN
SWELLING EN SiC
2 dpa
25 dpa
2 dpa
21
SWELING
22
FENÓMENOS QUE DETERMINAN LA OTW DEL MATERIAL
ESTRUCTURAL
El límite superior de temperatura lo determina

• El creep térmico.
• El swelling.
• La corrosión y compatibilidad con el fluido
  refrigerante.
• La fragilización inducida por He y precipitación.

El He formado por reacciones (n,?) aumenta la
probabilidad de fractura frágil en las fronteras
de grano.
NIMONIC PE16 Ni 43,4 , Cr 16,5 , Mo 3,15 , Ti
1,27 , Al 1,20, C 0,08 wt, Fe Fase ?
Ni3(Al,Ti) fcc
Burbujas de He y precipitados ? decorando
dislocaciones en NIMONIC PE16 irradiado a 650 ºC
con 6?1022 n/cm2 (Egt0,1 MeV) Yang et al 11th
Int. Symp., STP 782. Philadelphia ASTM
23
INTERVALO DE TEMPERATURAS DE TRABAJO SEGURAS EN
LOS MATERIALES ESTRUCTURALES PARA APLICACIONES DE
FUSIÓN(ITER)(BASADOS EN EL EFECTO DE LA
IRRADIACIÓN Y LA RESISTENCIA AL CREEP)
24
INTERVALO DE TEMPERATURA DE TRABAJO SEGURAS EN
LOS MATERIALES ESTRUCTURALES PARA APLICACIONES DE
FUSIÓN(BASADOS EN LOS DATOS DE COMPATIBILIDAD
CON Sn-20Li
25
Materiales seleccionados para la vasija de vacío
del ITER y componentes en su interior
IG (ITER grade)
ITER Materials Assesment Report (MAR)
26
IV. DESARROLLO DE NUEVOS MATERIALES ESTRUCTURALES
27
IV. DESARROLLO DE NUEVOS MATERIALES ESTRUCTURALES
DESARROLLO DEL EUROFER(Acero de referencia en el
programa europeo de fusión)
1ª etapa 1980
Alta tenacidad Reactores rápidos
2ª etapa 1985 Tenacidad y resistencia al creep
3ª etapa 1992 Tecnología de Fusión Baja
activación inducida Sustituye Nb, Mo ? W, Ta, Ge,
.. Se reduce Ag, Sb, Sn, Zr, RE, Ni, Mo, Nb, Cu,
Ce .
4ª etapa 2000 Elevar la temperatura de
operación mediante una nano-dispersión de óxidos
28
Velocidad de desactivación de aceros de baja
activación
Tasa de dosis en función del tiempo de
enfriamiento para la primera pared irradiada con
neutrones de 14 MeV y una carga energética de 12
MW?año/m2
29
Efecto de la dispersión de irradiación en la
tenacidad y DBTT del EUROFER 97
Möslang et al, FT/P1-21 (2004)
30
irradiado
no irradiado
31
(No Transcript)
32
Efecto de la dispersión de Y2O3 en la tenacidad y
DBTT del EUROFER
Lindau et al, EUROMAT 2005, September 2005
33
ACEROS ODS DE BAJA ACTIVACIÓN - CONCLUSIONES -
Aceros ODS Ventajas Inconvenientes
8 9 Cr 0.10-0.20 C Ferrítico/ martensítico Propiedades isótropas tras el revenido Fabricación a escala Poco tenaz Temperatura de servicio lt 700 ºC Escasa resistencia a la oxidación a temperaturas altas
1216 Cr Ferrítico Temperatura de servicio más alta Mejor resistencia a la oxidación Anisotropía en las propiedades mecánicas Poca tenacidad
Estos aceros ODS presentan mucha mejor
resistencia a la irradiación que sus equivalentes
sin dispersión nanométrica de Y2O3
34
NUEVAS ALEACIONES DE V-Ti-Al

• OBJETIVO
• Desarrollar aleaciones multifase avanzadas con
  una matriz en fase ? desordenada (bcc) o ordenada
  (tipo B2-CsCl) y la fase intermetálica ?-TiAl
  para aplicaciones estructurales hasta 800 ºC en
  reactores refrigerados por He (fusión y fisión)
• BASE DE PARTIDA
• El conocimiento adquirido por los desarrollos
  de
• - ?-TiAl (L10) para aplicaciones aeroespaciales
• - Aleaciones ? de V (solución sólida) para
  aplicaciones de fusión
• MÉTODO
• Combinación de fases y control de la
  microestructura para lograr una combinación
  atractiva de propiedades
• - La fase ? desordenada favorece
• - Ductilidad y tenacidad a baja temperatura
• - Muy buena capacidad para soportar altos
  flujos de calor
• - Muy baja activación inducida
• - Resistencia al daño de irradiación
• - La fase ordenada B2
• - Resistencia mecánica a altas temperaturas
• - La fase ? intermetálica favorece
• - Alta resistencia mecánica y resistencia al
  creep

35
ALEACIONES DE V-Ti-Al
Hoelzer et al. , Fusion Materials Science,
University of California, Santa Barbara (2002)
36
CONCLUSIONES

• Los futuros reactores de fusión y los reactores
  de fisión de IV generación no serán
  económicamente viables y seguros sin el
  desarrollo de nuevos materiales estructurales.
• Se desarrolla una intensa actividad en el campo
  de los materiales estructurales para resolver los
  problemas de materiales que presentan las futuras
  plantas de generación de energía, proponiendo
  nuevos materiales que aumenten el rendimiento, la
  seguridad y, a la vez, rebajen el impacto
  medioambiental de estas plantas.
• Se requiere
• - una urgente investigación básica para
  establecer la amplia base de datos imprescindible
  para el uso de estos materiales en las futuras
  plantas de generación de energía.
• - un fuerte desarrollo tecnológico para fabricar
  estos materiales estructurales avanzados.