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COMISION NACIONAL DE ENERGIA ATOMICA UNIVERSIDAD NACIONAL DE GENERAL SAN MARTN INSTITUTO DE TECNOLOGA "PROF. JORGE SABATO"

DEGRADACIN DE MATERIALES I

TRABAJO DE SEMINARIO

"FRETTING CORROSION" EN CENTRALES NUCLEARES

ResumenSe resean las caractersticas del Fretting Corrosion en las Centrales Nucleares considerndolo como un fenmeno que se origina en las vibraciones inducida por el flujo del refrigerante, y se proponen soluciones desde el punto de vista del diseo. Adems se enfatiza la importancia de los ensayos para conocer esas mismas caractersticas, conjuntamente con los mtodos computacionales. A partir de la informacin colectada experimentalmente se sugieren otras posibles soluciones.

2002

Nicols Vives Daz

1. IntroduccinDe acuerdo a la literatura [1], puede definirse al fretting corrosion como una combinacin de procesos de desgaste y corrosin en la cual ocurre la remocin de material de las superficies de contacto involucradas cuando el movimiento entre dichas superficies se encuentra restringido a amplitudes pequesimas (tan bajas como 3 o 4 nm). Un elemento comn en el fenmeno de fretting es la oxidacin. En sistemas oxidantes, las partculas finas de metal que se remueven por el desgaste adhesivo se oxidan y quedan atrapadas entre las superficies en contacto. Los xidos as formados actan como agentes abrasivos e incrementan la cantidad de material removido. La terminologa empleada respecto al fretting corrosion no es del todo clara; se menciona con otros nombres al mismo fenmeno, o incluso se aplica el trmino fretting corrosion a fenmenos donde no hay reacciones qumicas involucradas. Algunos autores [2] informan sobre algunas sugerencias hechas para reservar el trmino fretting al proceso de desgaste y fretting corrosion para aplicarse cuando se presenta la oxidacin de alguna de las superficies o de las partculas metlicas que forman la viruta provocada por el desgaste. En lo que concierne al rea nuclear, se habla indistintamente de fretting al referirse a ambos fenmenos, y se le da ms importancia al desgaste en s de las superficies que a la presencia o no de xidos. En la industria nuclear es crucial la confianza en los componentes utilizados para la operacin de las distintas plantas nucleoelctricas. Las fallas que pudieran surgir en estos componentes implican problemas de seguridad y baja en la produccin. Es por ello que todo lo que tienda a minimizar estas posibles fallas redundar en un beneficio para las centrales. Una de las fuentes de fallas es el fretting corrosion. Este proceso, junto con otros como el de fatiga, las dificultades operacionales y el ruido acstico, tiene su principal causa en las vibraciones inducidas por el pasaje de fluidos. La prdida de material debido al fretting puede llevar, eventualmente, a la perforacin de los componentes y a su consecuente inutilizacin. Los componentes nucleares estn sujetos, muy frecuentemente, a altas velocidades de flujo con el fin de aumentar la transferencia trmica o reducir el tamao del componente. De la misma forma, a veces resulta conveniente minimizar los soportes estructurales para reducir las cadas de presin o mejorar el rendimiento de los neutrones. La combinacin de una alta velocidad de flujo y la reduccin en los soportes estructurales puede dar lugar a una excesiva vibracin inducida por el flujo. Por ejemplo, en la Figura 1 se aprecia el dao producido en un tubo por fretting corrosion entre el tubo y su soporte. Esta falla ocurri en un generador de vapor de una planta nuclear de primera generacin. Los tubos en la regin U del generador vibraban con suficiente amplitud como para causar semejante deterioro. El problema se atribuy a un inadecuado soporte combinado con altas velocidades de flujo transversal bifsico. La primera falla ocurri en 1971 y la segunda en 1977, ms de 10 aos despus del inicio de operaciones de la planta. Esto demuestra que el fretting puede ser un mecanismo lento pero continuo de desgaste. Otro inconveniente provocado por fretting corrosion ocurri en la planta nuclear de Darlington [3], en Canad, y se descubri en 1990 durante el recambio de elementos combustibles. La investigacin que se llev a cabo determin que la causa de la falla podra

atribuirse a fluctuaciones acsticas. En la misma investigacin se comprob que, en la regin de entrada del fluido, el tubo de presin y los soportes de las pastillas de combustible sufrieron un nivel altsimo de dao por fretting.

Figura 1. Dao por fretting en un generador de vapor de una antigua planta nuclear.

La Figura 2 es otro ejemplo de fretting entre un tubo y su soporte. La falla tuvo lugar en la regin de entrada del fluido de un intercambiador de calor. Obviamente, los soportes de los tubos fueron ineficaces para las altas velocidades de flujo presentes en dicha regin. Aunque muchos de los problemas vibracionales tienen consecuencias muy costosas, pueden resolverse mediante simples modificaciones en la etapa de diseo o cambios en las condiciones operacionales. Para llevarlas a la prctica es imprescindible comprender el fenmeno de las vibraciones inducidas por el flujo.

Figura 2. Falla de un tubo intercambiador de calor en la posicin del soporte debido al fretting

2. Estudio de los Problemas Vibracionales que se presentan en las Centrales NuclearesEn las plantas nucleares pueden darse muchas clases de flujos diferentes, que estn determinados por el tipo de reactor. Esto puede ilustrarse por medio de algunos ejemplos. En los reactores de agua presurizada (PWR) y en los primeros reactores CANDU (Canad deuterium uranium) el flujo permanece lquido alrededor de los tubos de combustible. En los reactores de agua en ebullicin (BWR) y la siguiente generacin de CANDU se permite que el lquido refrigerante entre en ebullicin, y por lo tanto se somete a los elementos combustibles y a las salidas de las tuberas a un flujo de dos fases. En los reactores

avanzados refrigerados por CO2 presurizado (AGR) [4] el flujo de gas produce fretting entre los elementos combustibles y sus soportes. El primer paso en comprender las vibraciones inducidas por flujo es conocer las condiciones del flujo. Cuando se conoce la trayectoria del fluido esto no presenta inconvenientes. Pero la geometra de muchos de los componentes de la industria nuclear es complicada. Se necesita un conocimiento detallado de las condiciones locales de flujo para el anlisis de las vibraciones ya que la mayora de los problemas suceden en regiones donde el fluido se desplaza a altas velocidades. Ejemplos de dichas regiones son los componentes de salida y entrada de fluido, haces de tubos en intercambiadores de calor y la regin en U de los generadores de vapor. El procedimiento generalizado para efectuar este anlisis es el uso de mtodos computacionales que modelan el comportamiento termo-hidrulico de los componentes nucleares y permiten obtener informacin detallada sobre el flujo en geometras complejas. Entre los cdigos utilizados pueden mencionarse [5] el THIRST, para analizar generadores de vapor y el STEFAN, que realiza clculos de flujo en dos dimensiones. En cuanto a los tipos de mecanismos de vibracin inducidos por el flujo se encuentran cuatro, los cuales son: inestabilidad fluidoelstica, derrame peridico, excitacin inducida por turbulencia y resonancia acstica. La inestabilidad fluidoelstica resulta del acoplamiento entre las fuerzas dinmicas inducidas por los fluidos y el movimiento de las estructuras. Dicha inestabilidad se presenta cuando la velocidad del fluido es lo suficientemente rpida como para que la energa absorbida por las estructuras de las fuerzas del fluido exceda a la energa disipada por amortiguamiento. En general, lleva aparejada una excesiva amplitud en las vibraciones. La inestabilidad fluidoelstica no es un inconveniente cuando el flujo es axial, sin embargo es el mecanismo de excitacin de vibraciones ms importante para haces de tubos en flujo transversal. El derrame peridico se presenta en estructuras sujetas a flujo transversal y genera fuerzas de fluido peridicas. Si la frecuencia coincide con una de las frecuencias naturales de la estructura puede ocurrir resonancia. El fluido puede transformarse localmente en turbulento a medida que fluye alrededor del componente de inters. Esto es lo que se llama excitacin de campo cercano. De la misma forma, se puede tener excitacin de campo lejano debida a componentes que se encuentran corriente arriba. La excitacin inducida por turbulencia causa fluctuaciones aleatorias de la presin alrededor de la superficie del componente, forzndolo a vibrar. Es el mecanismo principal de excitacin en flujo axial, aunque tambin es importante en flujo transversal. Mientras que la inestabilidad fluidoelstica y el derrame peridico pueden dar lugar a fallas en un corto lapso, la excitacin por turbulencia puede inducir una respuesta tal que sea suficiente para causar un dao por fretting, pero a largo plazo. Es posible que en haces de tubos sujetos a un flujo gaseoso transversal suceda resonancia acstica. Esta se presenta cuando la frecuencia de derrame coincide con la frecuencia natural de la cavidad acstica formada por las estructuras que rodean el haz de tubos. De la misma forma que es vital conocer los mecanismos de excitacin de las vibraciones, tambin es importante comprender los mecanismos de amortiguamiento o de disipacin de energa. Sin embargo, la industria nuclear no ha encarado el estudio de estos fenmenos sino bastante despus de abocarse a los mecanismos de excitacin de

vibraciones. En particular, la disipacin de energa no es sencilla de estudiar, los mecanismos son mltiples y se presentan efectos no lineales. Hay varios posibles mecanismos de disipacin de energa que pueden contribuir al amortiguamiento de las vibraciones en los componentes nucleares: amortiguamiento interno o material, amortiguamiento viscoso entre la estructura y el fluido, amortiguamiento por restriccin del film lqui