Utilizzo degli acciai martensitici negli impianti nucleari di nuova generazione

Nell’ambito dell’Accordo di Programma MSE-ENEA, Piano Triennale 2012-2014 e in sinergia col progetto MATTER (FP7 EC), ENEA implementa attività di R&S che hanno come obiettivo la caratterizzazione di nuovi materiali strutturali adatti ad operare nelle condizioni estreme di funzionamento dei sistemi nucleari di nuova generazione (Generation IV, ADS ecc.). Lo studio e la qualificazione dei materiali strutturali per il core e per i componenti principali dei reattori innovativi è stato riconosciuto come uno dei punti fondamentali nel loro progresso in termini di sicurezza e operatività. Nell’ambito di tale attività sono previste azioni volte alla caratterizzazione delle proprietà termomeccaniche dei materiali tra cui in particolare il comportamento a creep in metallo liquido pesante (Pb, Pb-Bi). Lo scopo principale dell’attività di ricerca è lo studio del comportamento degli acciai Grade 91 (P91/T91) in previsione di una futura applicazione quale materiale per il cladding degli elementi di combustibile dei reattori veloci innovativi refrigerati a metallo liquido pesante. Sulla base di tali risultati, è anche possibile supportare la verifica e/o l’aggiornamento delle normative di progettazione esistenti con particolare riferimento alle norme nucleari francesi RCC-MR e RCC-MRx. Uno degli obiettivi principali dei reattori nucleari di IV Generazione è incrementare sensibilmente la loro sostenibilità. A tale scopo si rende quindi necessario portare il burn-up del combustibile a livelli non inferiori a 100.000 MWd/ton-HM a fronte degli attuali 30.000-40.000 MWd/ton-HM. Uno dei principali vantaggi degli acciai F/M rispetto agli acciai austenitici (AISI 316L, 15-15 Ti) è la maggior resistenza allo swelling indotto dall’irraggiamento neutronico che è tra i maggiori fattori limitanti per la vita del cladding nei reattori veloci. Inoltre, per i sistemi Lead-cooled Fast Reactor (LFR) gioca un ruolo predominante la resistenza a corrosione dovuta alla dissoluzione degli elementi leganti di tali acciai nel refrigerante. Una delle tecniche attualmente considerate per la protezione dei materiali strutturali operanti in piombo è l’utilizzo di coatings protettivi (ad esempio, Fe-Al). La tesi di Dottorato di Ricerca ha quindi come obiettivo un'attività teorico-sperimentale finalizzata alla caratterizzazione termomeccanica in piombo (con controllo di ossigeno) di acciai F/M (Grade 91) in regime di creep-rupture, con o senza coating. Più specificatamente, lo sviluppo della tesi è stato organizzato nelle seguenti fasi operative: Fase 1) Acquisizione del know-how attraverso ricerca bibliografica relativamente all’utilizzo degli acciai F/M Grade 91 in sistemi nucleari. Identificazione delle problematiche concernenti l’applicazione di tali materiali come cladding per le barrette di combustibile nei sistemi LFR. Stato dell'arte relativamente alle campagne sperimentali di irraggiamento su tali materiali. Acquisizione di competenze sui fenomeni di corrosione in metallo liquido pesante a basso ed elevato tenore di ossigeno disciolto; del know-how relativo alle tecniche di deposizione di coatings per applicazioni in sistemi LFR; di competenze inerenti la normativa tecnica di settore (ASTM, RCC-MR, ASME….). Fase 2) Pianificazione e realizzazione di campagne sperimentali concernenti prove di creep-rupture in piombo (con controllo dell’ossigeno) su campioni non irraggiati presso laboratori ENEA. Nell’ambito di tale attività sono state verificate inoltre le prestazioni dei coatings nei confronti degli effetti sinergici tra corrosione e creep. Studi sull’innesco del regime di creep terziario mediante il supporto di microscopia ottica avanzata. Analisi dei risultati. Fase 3) Pianificazione di campagne sperimentali inerenti l’irraggiamento di acciai F/M Grade 91, con o senza coating, al fine di caratterizzare gli effetti dell’irraggiamento neutronico sulle prestazioni a creep-rupture di tali acciai. Analisi dei risultati del Post Irradiation Examination (PIE).