Estudio sobre el envejecimiento de las centrales nucleares
Conscientes de que la vida útil de las centrales nucleares está limitada, sin lugar a dudas, por el envejecimiento de sus componentes insustituibles, las compañías del sector de la energía han elaborado procedimientos especializados para valorar su integridad estructural. La medición de la resistencia a la fractura a partir de muestras de laboratorio es crucial de cara a garantizar la seguridad en el funcionamiento de las centrales nucleares hasta que alcancen su edad límite. No obstante, siguen existiendo obstáculos por lo que concierne a aplicar las representaciones generadas en el laboratorio de la formación de fracturas para evaluar los defectos previstos en componentes críticos como las vasijas de presión de los reactores. La disparidad que se da entre las mediciones en las muestras de laboratorio y los componentes reales de un reactor nuclear fue el motivo por el que se creó el proyecto VOCALIST, financiado por el Quinto Programa Marco de EURATOM. Los socios del Centro de Investigación Técnica de Finlandia (VTT) contribuyeron al proyecto con la experiencia que acumulan en la aplicación de resultados obtenidos a partir de modelos de «curva maestra». El modelo básico de «curva maestra» se empleó para hacer simulaciones con dos corpus de datos relativos a la resistencia a la fractura de dos muestras que presentaban fisuras estrechas y profundas. Los ensayos de choque térmico se caracterizan por un incremento de la probabilidad de que se extiendan los defectos de la superficie de los componentes, donde resulta complicado evaluar la resistencia a la fractura debido al efecto de restricción. A la luz de esto, se reevaluaron los resultados de los experimentos para solucionar la imprecisión de las correlaciones entre los resultados obtenidos con los métodos empíricos de ensayo y las curvas de resistencia a la fractura con un uso directo de datos sobre dicha resistencia. La sensibilidad del modelo a parámetros individuales se perfeccionó comparando la probabilidad de agravamiento de las fisuras en valores determinados de temperatura y distribución de la tensión por delante del extremo de dichas fisuras. Pese a la dificultad que entrañaba su aplicación, se demostró que el modelo de «curva maestra» depara estimaciones fidedignas de la propagación de las fracturas en muestras de material procedentes de las vasijas de presión de reactores nucleares reales.
