Un nuevo material para reactores nucleares de alta temperatura
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Un nuevo material para reactores nucleares de alta temperatura

Algunos reactores nucleares operan a temperaturas muy elevadas y, por este motivo, es necesario utilizar materiales especialmente resistentes en su construcción. Las actuales opciones de materiales utilizables son bastante escasas, lo que limita las posibilidades. Los proyectos de investigación buscan nuevas opciones para aumentar los límites en la construcción de estos reactores.

Estándar de materiales y sus requisitos

El Código de Calderas y Vasijas de Presión (Boiler and Pressure Vessel Code, BPVC) es un estándar que establece requisitos para el diseño y construcción de calderas y vasijas de presión. Este código especifica los materiales que se pueden utilizar para la construcción de centrales nucleares con reactores de alta temperatura. Adherirse a estas especificaciones garantiza la seguridad y el comportamiento de los componentes.

Aleación 617

La aleación 617 (una combinación de níquel, cromo, cobalto y molibdeno) se estuvo probando en el Idaho National Laboratory (INL) estadounidense y ha sido validada por la Asociación Americana de Ingenieros Mecánicos (American Society of Mechanical Engineers, ASME). Esta aleación se puede utilizar en reactores de sales fundidas, de alta temperatura, refrigerados por gas o por sodio. Es el primer material que se añade al código BPVC en los últimos 30 años.

La aleación 617 se puede utilizar en reactores de sales fundidas, de alta temperatura, refrigerados por gas o por sodio.

Aleación 617
La aleación 617 se sometió a fluctuaciones repetidas de tensión o de temperatura para aportar datos al código aprobado por ASME (Foto: INL)

Años de trabajo para la cualificación del nuevo material

En INL han trabajado durante 12 años para cualificar la aleación 617, con una inversión de 15 millones de dólares del Departamento de Energía estadounidense (DOE). El equipo de INL, en colaboración con otros laboratorios nacionales, así como asesores y socios internacionales, recibió la aprobación de ASME para incluir esta nueva aleación en el Código. Los diseñadores que trabajan en nuevos conceptos para centrales nucleares de alta temperatura disponen ahora de más opciones a la hora de elegir materiales para la construcción de componentes.

Los diseñadores que trabajan en nuevos conceptos para centrales nucleares de alta temperatura disponen ahora de más opciones a la hora de elegir materiales para la construcción de componentes.

Según el INL, solo había cinco materiales disponibles para los reactores de alta temperatura, mientras que para las centrales nucleares de agua ligera se puede elegir entre 50 y 100 materiales diferentes. A diferencia de los reactores de agua ligera, que operan en torno a los 290 °C, los reactores de sales fundidas, alta temperatura, refrigerados por gas o por sodio lo hacen al menos al doble de temperatura. Por eso, las pruebas para poder determinar lo que le ocurre a la aleación 617 a distintas temperaturas elevadas a lo largo del tiempo eran de vital importancia.

Se probaron muchos lotes diferentes de aleación 617 para detectar las variaciones leves en su composición y su fabricación. Algunas de las pruebas fueron rápidas, como medir cuánta tensión puede soportar el material antes de romperse. Sin embargo, hay otras pruebas, como las de fluencia o deformación progresiva, que necesitan años.

Ahora que la aleación 617 ya está incluida en el Código BPVC de ASME, los diseñadores de centrales nucleares de alta temperatura disponen de un nuevo material que ofrece un rango operativo ampliado.

Fueron necesarios varios años de pruebas para cualificar la aleación 617

Según INL, los cinco materiales de alta temperatura que estaban permitidos anteriormente no se podían utilizar por encima de los 750 °C. La aleación 617 se puede utilizar para el diseño y la construcción a temperaturas de hasta 950 °C. Gracias a esto, se podrá trabajar con nuevos conceptos de diseño.

Fuente: World Nuclear News