Análisis de envejecimiento de los pernos de cierre de la tapa de una vasija de un reactor nuclear tipo BWR

Abstract

En el proceso de renovación de la licencia operativa de una central nuclear, se tiene que determinar que los diversos componentes que están relacionados con la seguridad que continúen operando sin ningún problema durante el período de extensión solicitado. En este trabajo, se presenta el análisis de envejecimiento de los pernos de cierre de la tapa de una vasija de un reactor nuclear tipo BWR. Para este efecto, la evaluación se compone de dos partes: (1) Un Programa de Gestión del Envejecimiento (AMP, por sus siglas en inglés) y (2) un Análisis de Envejecimiento de Tiempo Limitado (TLAA, por sus siglas en inglés). Se han tomado en cuenta los lineamientos establecidos en el NUREG 1800 Revisión 2 y el NUREG 1801 Revisión 2 [1], [2]. El primero contiene la estructura de una solicitud de la renovación de la licencia e información regulatoria, el segundo reúne experiencias que se han presentado en plantas nucleoeléctricas. También, se describe el AMP XI.M3 de los pernos e identifica el TLAA de fatiga que les corresponde. Los casos, que fueron considerados para determinar el daño acumulado de los pernos, son: precarga, prueba hidrostática, arranque, funcionamiento estable y apagado. Del documento IAEATECDOC-1470 [3] se recopila información como: presión de diseño, temperatura de operación, etc. El número de ciclos de las condiciones de operación fue obtenido de la solicitud de renovación de licencia de la central nuclear de Limerick [4]. Utilizando el método del elemento finito y siguiendo el procedimiento del código ASME Sección III, se obtiene el daño acumulado por fatiga (CUF) proyectado para 60 años [5] el cual es de 0.2458. Esto demuestra que se operará sin problemas y se satisfacen los criterios de aceptación la 10 CFR 54.21 (c) (1).