Corrosión bajo Tensiones Asistida por Irradiacion (IASCC) en Internos del Reactor de la Central Nuclear Atucha I: Evaluación en Componentes de Acero Inoxidable Austenítico

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 IASCC. A través del análisis del tiempo de iniciación y velocidad de crecimiento de fisuras hipotéticas dene le componente, se desarrolló una metodología específica para evaluar su aptitud al servicio.