Estudio avanzado mediante modelos multiescala del daño por irradiación en aleaciones ferríticas

Resumen

A medida que se recrudecen los problemas medioambientales debido a las emisiones de gases de efecto invernadero, las centrales nucleares existentes hoy en día en Europa occidental y EEUU están alcanzando su límite de vida operativa. Para poder ampliar la vida útil de los reactores en operación, es fundamental garantizar la integridad estructural de las vasijas de presión que los contienen. Los aceros de los que están compuestas las vasijas de presión en los factores nucleares de agua ligera de diseño occidental son fundamentalmente de base ferrítica, con una microestructura compleja, debido a los tratamientos térmicos y al mecanizado que sufren antes de su instalación, y una composición química variada, con multitud de aleantes intencionados y no intencionados. Al encontrarse sometidos a irradiación neutrónica durante más de 30 años, sus propiedades mecánicas se degradan hasta puntos mensurables pero cuya verdadera proyección en la vida operativa de los reactores es desconocida. De manera similar, uno de los materiales con más posibilidades de ser usado como material de primera pared en futuros reactores de fusión son los aceros de matriz ferrítica de baja activación. Estos aceros, si cabe, estarán somtidos a flujos y fluencias varios órdenes de magnitud superiores a los que se encuentran en reactores de fisión, con los consiguientes pérdidas de propiedades mecánicas y efectos nocivos en la operatividad de estas instalaciones. La propiedad mecánica cuya degradación es más evidente es la resistencia a la fractura, la cual puede ser medida en ensayos Charpy y está caracterizada por un corrimiento en la temperatura de transición dúctil-frágil. Esto, fundamentalmente, se produce a causa de la fragilización por endurecimiento que surge como consecuencia de la formación de un variado número de defectos. Éstos se oponen al libre movimiento de las dislocaciones existentes en el material bajo la aplicación