Cientifica, ISSN 2594-2921, vol. 21, no. 1, January-June 2017.
DOI: https://doi.org/10.46842/ipn.cien.v21n1a05
Análisis de envejecimiento de los pernos de cierre de la tapa de una vasija de un reactor nuclear tipo BWR
Aging Analysis of the Stud Bolts of the Closure Head of a BWR Nuclear Reactor Vessel
Recibido 26-04-2016, aceptado 18-10-2016.
Resumen
En el proceso de renovación de la licencia operativa de una central nuclear, se tiene que determinar que los diversos componentes que están relacionados con la seguridad que continúen operando sin ningún problema durante el período de extensión solicitado. En este trabajo, se presenta el análisis de envejecimiento de los pernos de cierre de la tapa de una vasija de un reactor nuclear tipo BWR. Para este efecto, la evaluación se compone de dos partes: (1) Un Programa de Gestión del Envejecimiento (AMP, por sus siglas en inglés) y (2) un Análisis de Envejecimiento de Tiempo Limitado (TLAA, por sus siglas en inglés). Se han tomado en cuenta los lineamientos establecidos en el NUREG 1800 Revisión 2 y el NUREG 1801 Revisión 2 [1], [2]. El primero contiene la estructura de una solicitud de la renovación de la licencia e información regulatoria, el segundo reúne experiencias que se han presentado en plantas nucleoeléctricas. También, se describe el AMP XI.M3 de los pernos e identifica el TLAA de fatiga que les corresponde. Los casos, que fueron considerados para determinar el daño acumulado de los pernos, son: precarga, prueba hidrostática, arranque, funcionamiento estable y apagado. Del documento IAEATECDOC-1470 [3] se recopila información como: presión de diseño, temperatura de operación, etc. El número de ciclos de las condiciones de operación fue obtenido de la solicitud de renovación de licencia de la central nuclear de Limerick [4]. Utilizando el método del elemento finito y siguiendo el procedimiento del código ASME Sección III, se obtiene el daño acumulado por fatiga (CUF) proyectado para 60 años [5] el cual es de 0.2458. Esto demuestra que se operará sin problemas y se satisfacen los criterios de aceptación la 10 CFR 54.21 (c) (1).
Abstract
Regarding the renewal of the operating license of a nuclear power plant, it has to be demonstrated that the components, which are related to safety, will continue in operation without any problems during the extension period requested. In this paper, an aging analysis of the reactor head closure stud bolting of a BWR reactor was carried on. For this purpose, it was considered the Aging Management Program, AMP XI.M3 and a Time Limited Aging Analysis (TLAA). They are based on the requirements established in the NUREG´s 1800 and 1801 [1], [2]. The first contains the structure of an application for renewal of an operating license and the regulatory outline, which has to be followed. The second document summarizes the experiences of similar nuclear power plants. The cases that were considered to determine the cumulative damage of the bolts, were: preloading, hydrostatic testing, startup, stable operation and shutdown. The operation parameters, such as design pressure, operating temperature, among others, were obtained from IAEA-TECDOC-1470 [3]. The number of cycles of operating conditions were obtained from the application of the renewal license of the Limerick nuclear power plant. [4]. The Cumulative Usage Factor (CUF) was obtained with the finite element method and the procedure of the ASME Code Section III [5]. This evaluation was considered for sixty years of operation. Under these conditions, the CUF was 0.2458. Therefore, the bolts will operate under safe conditions and the criteria of the 10 CFR 54.21 (c) (1) is satisfied.
Palabras clave: factor de daño acumulado, fatiga, NUREG 1800, NUREG 1801.
Index terms: accumulative damage factor, fatigue, NUREG 1800, NUREG 1801.
ISO 690 reference:
Soto-Mendoza, Gilberto;
Cruz-Castro, Juan;
Armenta-Molina, Alejandra;
Hernández-Gómez, Luis Héctor;
Ruiz-López, Pablo;
Moreno-Cuahquentzi, Noel;
Luna-Áviles, Alejandro,
2017,
Análisis de envejecimiento de los pernos de cierre de
la tapa de una vasija de un reactor nuclear tipo BWR,
Científica, Revista Mexicana de Ingeniería Electromecánica y de Sistemas, vol. 21, no. 1,
ISSN 2594-2921,
DOI: https://doi.org/10.46842/ipn.cien.v21n1a05
