Pérdida de Ductilidad en Internos del Reactor de la Central Nuclear Atucha I: Evaluación en Componentes de Acero Inoxidable Austenitico

Abstract

En el contexto de la Extensión de Vida de la Central Atucha I, se realizaron análisis específicos de mecanismos de degradacion limitados por el tiempo (TLAA) a fin de vida extendida, para evaluar si bajo ciertos eventos de carga los Internos del Reactor son suceptibles a la falla por Pérdida de Ductilidad (PD) bajo irradiación. A través de la evaluación de la fragilización por irradiación y por Helio se determina la PD a la tracción y tenacidad a la fractura. A traves del análisis del margen la tensión de fluencia y a la tenacidad de fractura intra e intergranular, se desarrolló una metodología específica para evaluar su aptitud al servicio.