Servicios a centrales nucleares

Comisión Nacional de Energía Atómica


A través de su Gerencia de Coordinación Proyectos CNEA-NASA, este Organismo brinda asesoramiento, soporte tecnológico y prestación de servicios especiales a la empresa estatal Nucleoléctrica Argentina (NASA), encargada de la operación y el mantenimiento de las Centrales Nucleares.

La complejidad tecnológica de las centrales nucleares demanda, para su correcto funcionamiento, un gran número de actividades de alta especialización técnica y a su vez, muy diversas entre sí. Estas actividades comprenden investigación, desarrollo, diseño, ingeniería, montaje, realización de ensayos especiales, servicios, y formación de recursos humanos. La GCPCN dispone de recursos técnicos especializados y coordina las actividades realizadas por los diferentes sectores de CNEA para dar respuesta a los desafíos planteados mediante la formulación, ejecución, y seguimiento de proyectos específicos en conjunto con las centrales.

En cumplimiento de sus actividades, la GCPCN mantiene permanentes contactos técnicos con las Centrales a fin de promover y difundir la oferta tecnológica de CNEA; identificando, además, las posibles áreas de vacancia donde es necesaria la generación de capacidad técnica para cubrir los requerimientos de la contraparte.

En esta página

Actividades que se realizan

Calificación de equipos
  • Verificación del diseño del equipo mediante la demostración de la capacidad funcional bajo tensiones operacionales y ambientales significativas, incluyendo las resultantes de accidente nuclear. Esta verificación puede ser hecha por experiencia operativa, análisis y/o ensayo de tipo.
  • Los análisis de diseño y el desarrollar de ensayos de tipo se realizan en coordinación con distintos laboratorios de CNEA para la calificación de equipos en la industria nuclear.
  • El objetivo principal de la calificación es demostrar con garantía razonable que el equipamiento importante para la seguridad puede desempeñar su función de seguridad sin experimentar fallas de causa común antes, durante y después de un accidente nuclear.
  • Debe abordar la degradación del envejecimiento del equipo en servicio que podría ocurrir antes de las condiciones de accidente.
  • El Departamento AEDT posee sólidos conocimientos sobre mecanismos de degradación de materiales asociados a equipos de la industria nuclear así como métodos de verificación y validación de envejecimientos acelerados a fin de poder simular el desgaste y cambio de propiedades inherentes a la operación en ambientes propios de centrales nucleares.
Gestión de envejecimiento

La gestión de envejecimiento es una práctica destinada a controlar dentro de límites aceptables la degradación (ya sea por envejecimiento físico u obsolescencia) de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de una central o instalación nuclear, asegurando así la disponibilidad de las correspondientes funciones de seguridad de las mismas a lo largo de toda su vida de servicio.

  • Elaboración, revisión e implementación de marco procedimental en Gestión de Envejecimiento para centrales de potencia.
  • Definición de alcance de la GE identificando estructuras, sistemas y componentes relevantes para la seguridad según su función prevista.
  • Identificación de Mecanismos de Degradación Relacionados con el Envejecimiento (MDRE) que pueden actuar potencialmente sobre las estructuras, sistemas y componentes de una central de potencia en función de sus características, materiales, condiciones de operación, etc.
  • Evaluación de estado de sistemas, estructuras y componentes de centrales nucleares de potencia.
  • Evaluación del grado de cobertura de los diferentes programas de planta, sobre las estructuras, sistemas y componentes de la central a fin de determinar que los mecanismos de degradación actuantes sobre los mismos estén debidamente controlados.
  • Elaboración de Programas de Gestión de Envejecimiento específicos a fin de controlar mecanismos de degradación en centrales de potencia.
  • Coordinación, desde el punto de vista de la GE, de programas de planta existentes (control de química, mantenimiento, inspecciones en servicio, pruebas repetitivas, etc.) y Programas de Gestión de Envejecimiento específicos relevantes.
  • Monitoreo de manera sistemática la experiencia operativa y los resultados de procesos de investigación y desarrollo relevantes para la GE y su aplicabilidad a las centrales de potencia.
  • Formación y/o coordinación de equipos interdisciplinarios para abordaje de problemas complejos relacionados a la GE.
  • Diseño y ejecución de tareas relacionadas con la Gestión del Envejecimiento durante Paradas Programadas.
  • Diseño y ejecución de diferentes actividades de capacitación en el ámbito de la GE.
  • Realización de evaluaciones periódicas globales de GE.

El objeto principal de realizar los envejecimientos acelerados térmicos es poder simular el envejecimiento por temperatura para una vida útil dada de un componente, en un tiempo más corto (por ejemplo: simular 60 años de servicio en una Central Nuclear a una temperatura de servicio de 40ºC, con 6 meses en la estufa a una temperatura de 90ºC). Para realizar estos cálculos de equivalencia de temperatura y tiempo de envejecimiento acelerado respecto a temperatura y tiempo de servicio, se puede utilizar la Energía de Activación con el modelo de Arrhenius.

Luego de este tipo de envejecimientos, se realizan distintos tipos de ensayos según sea necesario (funcionales, destructivos, simulación de accidentes nucleares de base de diseño, sísmico, de compatibilidad electromagnética, etc.), para poder evaluar el desempeño del equipo al final de la vida simulada por el envejecimiento térmico.

Su base metodológica es tomada de diferentes publicaciones del Organismo Internacional de Energía Atómica:
- SSG-48 “Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants”.
- SRS N° 82 “International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL) Report”.
- SS N° 26 “Guidelines for Peer Review of Safety Aspects of Long Term Operation of Nuclear Power Plants”.

Diseño y fabricación de dispositivos

Según las necesidades dentro de la CNEA, o lo requerido por las Centrales Nucleares se diseñan dispositivos de amplio espectro. Diseño conceptual de dispositivos, ingeniería básica, ingeniería de detalle, modelización de piezas mediante softwares, realización de planos en sistemas de diseño asistido por computadora (CAD, por su sigla en inglés).
- Diseño de componentes simples (ejemplo: juntas de aluminio de penetración pasacable de Atucha I), y dispositivos complejos (ejemplo: robot semi automático de corte de muestras de canales refrigerantes para las Central Nuclear Atucha I/II).
- Fabricación de dispositivos
- Mecanizado de piezas por torneado, frezado, soldadura y uso de otras máquinas.
- Fabricación de compontes simples (ejemplo: juntas de aluminio de penetración pasacable de Atucha I), y dispositivos complejos (ejemplo: robot semi automático de corte de muestras de canales refrigerantes para las Central Nuclear Atucha I/II).

Análisis de tensiones y fatiga
  • Evaluación de Tensiones y Fatiga de los sistemas a través de programas de cálculo. Se realiza un modelo 3D de la geometría del sistema a través del programa de cálculo, incluyendo todos los estados de carga que debe soportar el sistema en los distintos modos de operación de la central. Se realiza en análisis de tensiones y fatiga en base al Código ASME.
  • Análisis de componentes por FEM (ANSYS).
  • Análisis y relevamiento en planta de componentes y cañerías.

Equipamiento

  • Herramientas computacionales como ser Solid Edge y Autocad.
  • Programas informáticos de cálculo (CAESAR II / KWUROHR 9.0) para el análisis de tensiones y fatiga en líneas de proceso
  • Estufas de recirculación de aire forzado, marca Binder, modelo FED 53, para realizar envejecimientos térmicos acelerados, cálculos de Energía de Activación de materiales y tratamientos térmicos.
  • Laboratorio de Ensayos para la Simulación de Accidentes con Vapor (LESAV)
  • En el Predio Carem, Lima, Provincia de Buenos Aires existen instalaciones capaces de reproducir condiciones de calor presión y humedad propias de un accidente nuclear. Permiten accionar, energizar, rotar, desplazar, etc. los equipos a ser ensayados durante la simulación de accidente haciendo el ensayo lo más cercano a lo que pasaría en el caos de un accidente nuclear verdadero.