Análisis de fatiga en el RPR del reactor nuclear CAREM 25.

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Los componentes nucleares sometidos a la aplicación de cargas mecánicas y condiciones térmicas variables requieren de un apropiado análisis de fatiga para asegurar su integridad estructural una vez aplicados los ciclos contemplados en las especificaciones de diseño. A tal fin, el código ASME est...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Bustos, Raúl I.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2015
Materias:
Ingeniería mecánica
Fatigue
Fatiga
Pressure vessels
Vasijas de presión
[ASME code
Código ASME
CAREM 25]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/508/1/1Bustos.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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spelling I25-R131-5082015-10-21T18:18:51Z Análisis de fatiga en el RPR del reactor nuclear CAREM 25. Fatigue analysis on the RPR of the CAREM-25 nuclear reactor. Bustos, Raúl I. Ingeniería mecánica Fatigue Fatiga Pressure vessels Vasijas de presión [ASME code Código ASME CAREM 25] Los componentes nucleares sometidos a la aplicación de cargas mecánicas y condiciones térmicas variables requieren de un apropiado análisis de fatiga para asegurar su integridad estructural una vez aplicados los ciclos contemplados en las especificaciones de diseño. A tal fin, el código ASME establece, en su sección III, la metodología general de análisis de acuerdo al tipo de carga, a las condiciones de servicio y a las características de los materiales implicados. Al ser la fatiga un fenómeno multiparamétrico fuertemente asociado a la historia termomecánica del componente, dicha historia debe encontrarse disponible al momento de efectuar el análisis. La presente tesis expone la metodología empleada en el análisis de fatiga del RPR del reactor nuclear CAREM 25, así como los criterios y métodos empleados para el caso de múltiples estados de carga, valiéndose para ello de la historia termomecánica resultante del análisis por elementos finitos llevado a cabo en el programa comercial Abaqus. The nuclear components which are submitted to the application of variable mechanical loads and thermal conditions requires of a proper fatigue analysis to ensure its structural integrity once applied the cycles described in the design specications. To this end, the ASME code establishes, in section III, the general methodology of analysis according to the load type, the service conditions and the characteristics of the involved materials. Being fatigue a multi-parametric phenomenon strongly related to the thermomechanical history of the component, such a history must be available at the moment of carry out the analysis. The present thesis exposes the methodology applied in the fatigue analysis of the RPV of the CAREM 25 nuclear reactor, as well as the applied criteria and methods for the case of multiple load states, using for this purpose the thermomechanical history resultant of the nite elements analysis carried out at the commercial program Abaqus. 2015-06-24 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/508/1/1Bustos.pdf es Bustos, Raúl I. (2015) Análisis de fatiga en el RPR del reactor nuclear CAREM 25. / Fatigue analysis on the RPR of the CAREM-25 nuclear reactor. Proyecto Integrador Ingeniería Mecánica, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/508/
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