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Centro de InvestigacionesEnergéticas, Medioambientales

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Aceros para reactores nucleares de IV generación

Marta Serrano GarcíaDivisión de Materiales Estructurales

Departamento de tecnologíaCIEMAT

Email: [email protected]

Jornada PLATEAInnovación en acero para requerimientos del sector energético

Madrid 3 de diciembre de 2014


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MINISTERIO DE ECONOMIA Y COMPETITIVIDAD Introduccion

1980 2000 2020 2040 2060 2080

LWR (Operacion a Largo Plazo)

European Pressurized Reactor (EPR)

Gen IV

ITERDEMO

ASTRID (SFR), MYRRHA (LFR) (EU prototype 2020)


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MINISTERIO DE ECONOMIA Y COMPETITIVIDAD Introducción

• Los materiales de los elementos combustibles de los reactores innovadores están sometidos a:– Mayor temperatura de trabajo– Mayor dosis neutrónica– Refrigerantes mas agresivos– Tiempo de operación de 60 años

316 60 dpa at 600oC

Irradiated 316

Cladding,Internals

Swelling

Creep

He

RIS

Coolant

Vaina: Alrededor de 7 mm de diámetro, 0.5 mm de espesor y varios metros de longitud


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Códigosnucleares existentes

Introducción

4

LWR

High

Very highMedium

Fusion FWSCWRSFRLFR

SFRLFRMSRGFR

VHTR

ASME Section III SA508 up to 371 ºC

ASME Section III T91 up to 427 ºC

• Very high (>900ºC)– Very high temperature gas-cooled reactor– Molten salt fueled reactors

• High (~600-900ºC)– Pb/Pb-Bi cooled FR– Gas-cooled fast reactors FR– Molten salt fueled reactors– Pebble-bed gas-cooled reactors

• Medium (~350-600ºC)– Supercritical Water Reactor– Sodium-Cooled FR– Pb/Pb-Bi cooled FR – Fusion FW and TBM

Frajtag 2007

1600

1400

1200

1000

800

600

400

200

Tempe

rature (ºC)

Alta temperatura

Nuevas reglas de diseño

Fluencia térmica (Creep)


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Alta dosis

Gen II+III

Gen IV


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Refrigerante agresivoPosibilidad de fragilización pormetal líquido

Mayor contenido en Cr‐ Mayor protección frente a la corrosión‐ Mayor fragilización térmica y por irradiación


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• Proyectos I+D+I de reactores nucleares innovadores:– Corto plazo: Utilización de materiales ya conocidos

• Aceros ferrítico/martensíticos: EM10, T91.• Aceros inoxidables: 316L, DIN 1.4970 (15Cr‐15Ni‐1.2Mo‐Ti‐B), aleación 800.

• Aleaciones base níquel: aleación 617.

– Largo plazo: Desarrollo de nuevos materiales con mejores prestaciones que los utilizados en los prototipos:

• Aleaciones endurecidas por dispersión de óxidos (Oxide DispersionStrengthened ODS).

• Aceros convencionales optimizados mediante tratamientos térmicos.

• Materiales compuestos SiC/SiC.


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MINISTERIO DE ECONOMIA Y COMPETITIVIDAD Aceros Ferrítico‐martensíticos

• La elección de acero ferrítico/martensíticos para diseños de reactoresrápidos viene dada por su alta resistencia a hinchamiento por irradiación(swelling) en comparación con los aceros inoxidables austeníticos.– ASTRID: EM10 (9Cr‐1Mo) ‐ Experiencia en Phenix (SFR experimental).

Limitado a 550ºC por comportamiento a fluencia y posible reblandecimientoen fatiga

• Los aceros endurecidos por dispersión de óxidos mejoran las propiedadesa alta temperatura de los F/M.

Swelling


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MINISTERIO DE ECONOMIA Y COMPETITIVIDAD Aceros ODS

• Los aceros endurecidos por dispersión de óxidos (ODS) se fabrican por métodos pulvi‐metalurgicos– Aleación mecánica con Ytria(Y2O3) max hasta un 0.3%

– Ferritico/Martensiticos 9 wt% Cr

– Ferriticos : con Cr superior a 12 wt%, con versiones con Al para mejorar compatibilidad


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• Las buenas cualidades de los ODS se sustentan en una microestructura determinada– Dispersión homogénea de nano‐partículas de Y‐Ti‐O

– Estructura de grano nanométrica

ORNL


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• Pero….– Baja tenacidad– Fallo en creep secundario– Presentan anisotropía– Dificultades para soldar– Proceso de fabricación es costoso– Baja reproducibilidad de coladas


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• Programas actuales de optimizacion de ODS– Procesos de fabricación mas económicos

• Spark Plasma Sintering

• Gas Atomization Reaction Synthesis

• Metodos convencionales (OCAS)

– Tratamientos térmicos de recristalización para reducir la anisotropía

– Se necesita implicar a socios industriales• “Mercado científico” a escala intermedia


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MINISTERIO DE ECONOMIA Y COMPETITIVIDAD Aceros F/M mejorados

• Aceros ferritico/martensiticosconvencionales con mayor resistencia a creep

• Distribución homogénea de precipitados MX (M=Ti, Nband V X=C o N) nanométricos– Modificar la composición química + Tratamientos termo‐mecánicos

Klueh 2007


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• P91 tratamiento térmico convencional incluye un normalizado (temperatura mínima de austenizacion 1040ºC) y revenido a alta temperatura (760 – 780 °C)

• Tratamiento termomecánico: Alta temperatura de austenizacion (1150‐1200°C) seguido de un laminado en caliente (500‐600°C), templado y revenido

S. Hollner et al. (CEA)


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• Un revenido a menor temperatura tambien mejora las propiedades de creep considerablemente pero se degrada la tenacidad

• Sin embargo el laminado en caliente intermedio mejora las propiedades de creep manteniendo una tenacidad aceptable

Yamamoto ORNL


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MINISTERIO DE ECONOMIA Y COMPETITIVIDAD Sumario

• Las condiciones de operación de los reactores nucleares de IV generación son mas exigentes que las de los reactores en operación

• Los nuevos prototipos utilizaran a corto plazo materiales convencionales, principalmente aceros inoxidables tipo 316L, 15‐15Ti

• Se esta trabajando en el desarrollo de nuevos materiales para su uso a largo plazo mas resistentes a alta temperatura y a la irradiación neutrónica– Aceros ODS– Aceros F/M mejorados

• Todos los estudios en marcha apunta a que ambos materiales son prometedores pero su cualificación como material de uso nuclear es un proceso muy largo y costoso– Comportamiento bajo irradiación– Largo tiempo de operación (60 años)

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