Estudio de integridad estructural de boquillas con defectos tipo fisuras en el reactor CAREM-25

En la industria nuclear es de gran importancia la evaluación de defectos que puedan estar presente en las distintas soldaduras que se efectúan en los componentes sometidos a presión interna. Esta evaluación se realiza mediante técnicas de ensayos no destructivos con la finalidad de determinar...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Selva García, Anahí D.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2022
Materias:
CAREM-25
CAREM-25 reactor
Reactor CAREM-25
Fractures
Fracturas
Finite element method
Métodos de elementos finitos
[ASME
Fitness for service
Aptitud de servicio]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/1132/1/1Selva_Garcia.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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description En la industria nuclear es de gran importancia la evaluación de defectos que puedan estar presente en las distintas soldaduras que se efectúan en los componentes sometidos a presión interna. Esta evaluación se realiza mediante técnicas de ensayos no destructivos con la finalidad de determinar la integridad estructural empleando distintos criterios de aceptación de defectos. En el caso del reactor CAREM-25, las diferencias existentes en los materiales y estados de carga frente a los casos considerados en los reactores tradicionales, hacen que los criterios desarrollados no puedan ser aplicados de forma directa. El objetivo de este trabajo es efectuar el análisis de geometrías aceptables de defectos tipo fisura circunferenciales en la soldadura del plenum del reactor CAREM-25. Para llevar el mismo a cabo, se utiliza la metodología FAD (Diagrama de Evaluación de Fallas), que se vale de parámetros empleados en análisis de fractura lineal elástica para considerar tanto este caso de falla como colapso plástico y fractura elastoplástica. Se calculan los parámetros utilizados en el diagrama a partir de las soluciones provistas por la practica recomendada API-579/ASME-FFS-1 para un cilindro infinito, considerando las tensiones generadas durante los distintos estados de carga planteados a lo largo de la vida del reactor. Estos valores son extraídos a partir de las simulaciones por elementos finitos provistas por el departamento de Mecánica del CAREM que se encuentran disponibles. Tras la identificación del estado de carga y las geometrías fisuras mas severas, se procede a realizar la simulación por elementos finitos de distintas fisuras para validar los resultados analíticos obtenidos y la aplicabilidad de las distintas hipótesis efectuadas durante el análisis por API-579/ASME-FFS-1. Finalmente, se realiza un estudio de propagación por fatiga de distintas fisuras se- mielíticas con geometrías iniciales definidas. Se analizan las dimensiones finales y la evolución del factor de forma. Debido a la naturaleza aleatoria de los eventos postulados, se emplea el método de Monte Carlo para generar resultados relevantes a nivel estadístico.
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