Central nuclear de Jose Cabrera, actualmente en desmantelamiento

Introducción

El proyecto ZIRP se inició en el año 2005, coordinado por Gas Natural Fenosa Engineering. Su objetivo es recuperar diversas probetas  de los internos de la vasija dela Central Nuclear JoséCabrera, actualmente en desmantelamiento, , con la finalidad de ensayar en laboratorio los materiales extraídos y evaluar sus propiedades, tras haber estado sometidos a un largo período de irradiación en un reactor comercial. En este proyecto participan Gas Natural Fenosa Engineering, Gas Natural Fenosa, UNESA,  CSN, CIEMAT, ENRESA, ENUSA Y TECNATOM, como entidades españolas. El proyecto internacional esta liderado por EPRI, como parte de su programa de fiabildiad de materiales (MRP) y participan también el organismo regulador de EEUU (Nuclear Regulatory Commission, NRC). Los ensayos se realizaran en los laboratorios de Studvick (Suecia).

Descripción

Este proyecto se inició en el año 2005, a la vista de la parada definitiva de C.N.J.C. prevista para el año 2006. Su objetivo inicial era identificar qué materiales de esta central podrían ser de interés para el estudio de la evolución de sus propiedades en condiciones reales de irradiación y temperatura de núcleo en los reactores comerciales.

El principal interés de este proyecto se fundamenta en el hecho de que el actual conjunto de datos para aceros inoxidables irradiados se considera insuficiente para poder evaluar el comportamiento de los componentes internos de los reactores en todo el espectro de exposiciones a las radiaciones durante el servicio que se prevé para los reactores de agua ligera (LWR) y, en particular, para los PWR. Por lo tanto, el objetivo final del Proyecto es generar datos de alta calidad para subsanar las lagunas existentes y mejorar el conocimiento mecanicista, con el fin de evitar extrapolaciones inadecuadas en la evaluación de las partes internas de los reactores PWR y BWR.

Los materiales procedentes de C.N.J.C. se consideran adecuados para generar una base de datos representativa del comportamiento de los componentes internos de los reactores LWR. Las peculiaridades de estos materiales, en comparación con otros materiales extraídos de reactores LWR, son el mayor grosor de las placas deflectoras y unas dosis neutrónicas equivalentes a 26 años efectivos a plena potencia (EFPY, Effective Full Power Years), lo que en el caso de C.N.J.C. supone una dosis acumulada en los internos de hasta 58 desplazamientos por átomo (dpa). Esta dosis acumulada es muy superior a la recibida por los materiales que se están utilizando en los diferentes programas de investigación que actualmente se encuentran en desarrollo.

La aplicación de las conclusiones del estudio de los materiales de los internos de C.N.J.C. puede ser de aplicabilidad en los siguientes campos:

• Criterios y bases para cálculo de gestión de vida.
• Potencial de minimización de inspección y mantenimiento de los internos.
• Ampliación de las bases de datos sobre J1c y K1c de materiales irradiados.
• Reducción del conservadurismo en las curvas de operación presión-temperatura del reactor.
• Impacto en las condiciones de operación y puesta en marcha.
• Criterios de selección de materiales para nuevas plantas.

Para la gestión de este proyecto se creó un Grupo de Trabajo dentro dela P.T. CEIDENcon representantes de las entidades españolas interesadas en el mismo. La carencia actual de infraestructuras adecuadas para la manipulación y realización de ensayos y pruebas de estos materiales en nuestro país y la dimensión internacional de este tipo de trabajos, obligó al Grupo de Trabajo a buscar colaboraciones internacionales con las que compartir estos materiales y su estudio. En esta línea, desde el año 2006 se establecieron varios contactos internacionales entre los que destacaban: el Programa Internacional sobre Corrosión Bajo Tensión (IASCC IAC Program, en el que participan EPRI, las empresas eléctricas japonesas, Ringhals –Suecia-, Tractebel –Bélgica-, EDF –Francia-, así como Mitsubishi Heavy Industries, Westinghouse y Framatome como miembros asociados) y el Grupo de IAGE de la Agencia parala Energía Nuclearde la OCDE-NEA (en el ámbito de los Organismos Reguladores). A principios del año 2009 las negociaciones del programa de la OCDE-NEA fracasaron, manteniéndose el interés de dos de sus participantes, la NRC (Nuclear Regulatory Commission) y el CSN (Consejo de Seguridad Nuclear), que finalmente alcanzaron un acuerdo con el IASCC IAC para integrarse dentro de su programa de materiales. En el año 2010, la gestión del programa de materiales fundado por el IASCC IAC para el aprovechamiento de los internos de C.N.J.C. ha sido trasladada a EPRI.

El Proyecto se ha dividido en las siguientes dos fases:

• Fase 1: Proyecto ZIRP Español.

Esta fase consta, fundamentalmente, de las operaciones de corte y extracción de los materiales de los internos de la vasija (baffle plates y core barrel; 304 SS Annealed Hot Rolled & Pickled), incluyendo todas aquellas actividades asociadas que sean necesarias para el óptimo desarrollo de dichas operaciones y para la minimización de su impacto en la planta. Estas operaciones serán llevadas a cabo dentro del programa de desmantelamiento de C.N.J.C., estando previstas para el primer semestre del año 2013 durante las actividades de desmantelamiento de los internos del reactor.

La fase incluye, además, la caracterización y documentación de las muestras a extraer mediante la realización de cálculos de detalle de la fluencia neutrónica y la temperatura a la que han estado sometidos los materiales durante la operación de la planta.

Como primera actividad de esta fase se desarrolló un estudio de viabilidad de proyecto que incluía la recopilación de información relativa a la composición, características y propiedades originales de los materiales, así como la estimación de las condiciones operativas a las que han estado sometidos los internos, con la finalidad de evaluar el interés real de los mismos. Las actividades de esta fase han sido objeto de un Acuerdo CSN-UNESA para su financiación, el cual se ha encuadrado dentro de su Plan Coordinado de Investigación (PCI).

Las principales entidades participantes en esta fase del proyecto son Gas Natural Fenosa Engineering, Gas Natural Fenosa, UNESA,  CSN, CIEMAT, ENRESA, ENUSA Y TECNATOM. Esta fase, que finalizará previsiblemente en el tercer trimestre del año 2013, se materializará en los siguientes contratos:

• Contratos EPRI – Gas Natural Fenosa Engineering (845.000 Euros):

1. Servicios de Ingeniería para el Corte y Extracción de Materiales de los Internos de la Vasija de C.N.J.C.
2. Cálculos de Detalle de Fluencia Neutrónica y Temperatura.

Las actividades de este contrato serán realizadas conjuntamente por Gas Natural Fenosa Engineering, ENUSA y TECNATOM.

• Contrato EPRI – ENRESA: Este contrato regulará las condiciones del suministro de muestras, así como las responsabilidades sobre la transferencia de titularidad del material.

Las muestras de material de los internos de la vasija de C.N.J.C. serán cedidos por España al Proyecto Internacional sin coste alguno, en beneficio de la comunidad científica internacional. Por otra parte, el coste de las actividades de extracción de muestras, valorado en 270.000 Euros, será asumido por ENRESA. En conclusión, las dos aportaciones anteriores representan contribuciones en especie de España al Proyecto Internacional.

Zonas de extracción de muestras de los internos de vasija de CNJC

• Fase 2: Proyecto Internacional.

Esta fase consistirá en la realización de diversos ensayos de laboratorio que permitan evaluar las propiedades remanentes de los materiales de los internos de C.N.J.C., pudiendo estudiarse así la degradación de los mismos en función de las condiciones operacionales a las que han estado sometidos.

Los ensayos de laboratorio serán realizados dentro del marco del proyecto internacional liderado por EPRI, que definirá la matriz final de ensayos a realizar con los materiales de los internos en función de los intereses de todos los socios involucrados. Previsiblemente, esta matriz de ensayos perseguirá el análisis de los siguientes fenómenos:

• Corrosión bajo tensión asistida por irradiación
• Cambios en la resistencia mecánica (J1c, J-R Curves, Master Curve)
• Crecimiento de grietas
• Tenacidades de fractura
• Daño al material, crecimiento de huecos
• Envejecimiento térmico del material
• Estudios mecánicos, microestructurales y microquímicos.

Estos ensayos se llevarán a cabo en Studsvik (Suecia), donde esta previsto trasladar las muestras.

A nivel internacional, el proyecto está liderado actualmente por EPRI desde el Programa de Fiabilidad de Materiales (Materials Reliability Program, MRP). Los miembros del MRP incluyen a las 26 empresas eléctricas con reactores nucleares en EEUU; Electricite de France (EDF), UNESA y Rolls Royce en Europa; TaiPower, Korea Hydro Nuclear Power (KHNP), Kansai Electric Power Company (KEPCO), Shikoku Electric Power Company, Hokkaido Electric Power Company y Japan Atomic Power Company (JAPC) en Asia. Además de las empresas involucradas en el MRP, el proyecto cuenta adicionalmente con el apoyo internacional de otros socios como otras empresas eléctricas de EEUU, Suecia, Bélgica, Suiza y Japón, así como organismos reguladores de EEUU (Nuclear Regulatory Commission, NRC), Suecia (Swedish Radiation and Safety Authority, SSM) y España (Consejo de Seguridad Nuclear, CSN).