Evaluación de la integridad estructural de tubos de generadores de vapor con defectos volumétricos debidos al fretting.
Los Generadores de vapor (GVs) en una central nuclear están conformados por un manojo de tubos que actúan como una barrera entre el sistema primario contaminado y el secundario. A través de los tubos de GVs (TGVs) se desarrolla el intercambio de calor que produce el vapor que después accionará las t...
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| Publicado: |
2016
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Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) |
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Defectos de los materiales Ingeniería mecánica Máquinas térmicas en general Control y funcionamiento de reactores Fretting corrosion Corrosión por frotamiento Tubes Tubos Steam generation Generación de vapor de agua Defects Defectos [Colapse Colapso CAREM-25 reactor Reactor CAREM-25 Mechanical design Diseño mecánico Volumetric defects Defectos volumétricos] |
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Defectos de los materiales Ingeniería mecánica Máquinas térmicas en general Control y funcionamiento de reactores Fretting corrosion Corrosión por frotamiento Tubes Tubos Steam generation Generación de vapor de agua Defects Defectos [Colapse Colapso CAREM-25 reactor Reactor CAREM-25 Mechanical design Diseño mecánico Volumetric defects Defectos volumétricos] Monteros Azurmendi, Lucas E. Evaluación de la integridad estructural de tubos de generadores de vapor con defectos volumétricos debidos al fretting. |
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Defectos de los materiales Ingeniería mecánica Máquinas térmicas en general Control y funcionamiento de reactores Fretting corrosion Corrosión por frotamiento Tubes Tubos Steam generation Generación de vapor de agua Defects Defectos [Colapse Colapso CAREM-25 reactor Reactor CAREM-25 Mechanical design Diseño mecánico Volumetric defects Defectos volumétricos] |
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Los Generadores de vapor (GVs) en una central nuclear están conformados por un manojo de tubos que actúan como una barrera entre el sistema primario contaminado y el secundario. A través de los tubos de GVs (TGVs) se desarrolla el intercambio de calor que produce el vapor que después accionará las turbinas de la central. Estos componentes están sometidos a unas condiciones térmicas, químicas y mecánicas bastante severas, que pueden provocar la aparición de defectos geométricos y volumétricos comprometiendo su integridad estructural. Es por esta razón que el mantenimiento de los GVs es importante para la operación económica y segura de las centrales nucleares.
Uno de los principales mecanismos de desgaste de los tubos de GVs es el fenómeno conocido como fretting. El mismo provoca el adelgazamiento de las paredes de los TGVs debido a pequeños movimientos relativos entre superficies en contacto. Dado el caso particular de los GVs del reactor CAREM-25 en los que el circuito primario se encuentra del lado externo de los tubos que lo constituyen, la ocurrencia de este mecanismo de daño podría comprometer la integridad de los mismos haciéndolos más susceptibles al daño por colapso.
El presente trabajo constituye una continuación del Proyecto integrador finalizado en el 2015 por Pablo Lazo en el que se evaluó la influencia de efectos de ovalización en el colapso de los tubos de los GVs. Se evalúa ahora la influencia de defectos volumétricos debido a fretting. Esto se realizó a través de modelos numéricos que estiman la presión de colapso en los tubos con y sin defecto. Los resultados de los modelos se compararon con resultados de expresiones analíticas obtenidas por otros autores, valores experimentales propios y otros valores de referencia.
A partir del análisis de los resultados se derivaron algunas conclusiones que ayudan a entender el comportamiento de los tubos de GVs con defectos debido a mecanismo de daño por fretting. Además se desarrollaron expresiones matemáticas que ayudan a definir las dimensiones de los defectos que comprometen la integridad estructural de los TGVs en el caso del reactor CAREM-25.
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Estos componentes están sometidos a unas condiciones térmicas, químicas y mecánicas bastante severas, que pueden provocar la aparición de defectos geométricos y volumétricos comprometiendo su integridad estructural. Es por esta razón que el mantenimiento de los GVs es importante para la operación económica y segura de las centrales nucleares. Uno de los principales mecanismos de desgaste de los tubos de GVs es el fenómeno conocido como fretting. El mismo provoca el adelgazamiento de las paredes de los TGVs debido a pequeños movimientos relativos entre superficies en contacto. Dado el caso particular de los GVs del reactor CAREM-25 en los que el circuito primario se encuentra del lado externo de los tubos que lo constituyen, la ocurrencia de este mecanismo de daño podría comprometer la integridad de los mismos haciéndolos más susceptibles al daño por colapso. El presente trabajo constituye una continuación del Proyecto integrador finalizado en el 2015 por Pablo Lazo en el que se evaluó la influencia de efectos de ovalización en el colapso de los tubos de los GVs. Se evalúa ahora la influencia de defectos volumétricos debido a fretting. Esto se realizó a través de modelos numéricos que estiman la presión de colapso en los tubos con y sin defecto. Los resultados de los modelos se compararon con resultados de expresiones analíticas obtenidas por otros autores, valores experimentales propios y otros valores de referencia. A partir del análisis de los resultados se derivaron algunas conclusiones que ayudan a entender el comportamiento de los tubos de GVs con defectos debido a mecanismo de daño por fretting. Además se desarrollaron expresiones matemáticas que ayudan a definir las dimensiones de los defectos que comprometen la integridad estructural de los TGVs en el caso del reactor CAREM-25. Steam generators are one of the most important components in a nuclear power plant. They are composed of a bundle of tubes (Steam Generator Tubes, SGTs) that act as a barrier between the water in the reactor core and the secondary circuit. In them, the heat generated in the nucleus and transported by the primary circuit is transferred to the secondary circuit to produce the steam that drives the turbine and then the electric generator to produce electricity. These components work under severe thermal, chemical and mechanical conditions that generate geometric and volumetric defects that might compromise their structural integrity. Therefore, maintenance of steam generators is extremely important to assure an economically efficient and safe operation of a nuclear power plant. Fretting is one of the most important degradation mechanisms acting in SGTs because it results in tube wall thinning due to the removal of material in the contact area between the tubes and their separators. This local thinning increases the susceptibility to failure by the mechanisms of collapse in case the tubes are exposed to positive differential external pressure. This is precisely the condition occurring in SGTs of the CAREM-25 modular reactor in which the primary cooling system flows on the external side of the tubes while the water and steam of the secondary circuit does so on the internal side. In the present project, the effect on the collapse pressure of SGTs of volumetric defects of the type produced by fretting damage is analyzed. The collapse pressure is estimated on tubes with and without defects through numerical simulations. The results are then compared to those obtained by analytical expressions proposed by other authors, with own experimental data and with information available from other references. The present work was performed in a more general context which included a previous assessment of the influence of tube ovalization on the collapse pressure of SGTs subjected to the same service conditions. 2016-06-23 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/561/1/1Monteros_Azurmendi.pdf es Monteros Azurmendi, Lucas E. (2016) Evaluación de la integridad estructural de tubos de generadores de vapor con defectos volumétricos debidos al fretting. / Evaluation of the integrety structural of steam generation with defects due to fretting. Proyecto Integrador Ingeniería Mecánica, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/561/ |