Efectos ambientales en el diseño a la fatiga de componentes nucleares clase 1.

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ASME establece una metodología general de análisis que, de acuerdo al tipo de carga, a las condiciones de servicio y a las características de los materiales involucrados, permite cuantificar el daño por fatiga en componentes nucleares en términos de una cantidad adimensional denominada coeficient...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Bustos, Raúl I.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2018
Materias:
Ingeniería mecánica
Fatigue
Fatiga
Hydrogen
Hidrógeno [CAREM 25
Environmetal factor
Factor ambiental
Nitronic]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/727/1/1Bustos.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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spelling I25-R131-7272019-07-15T14:05:41Z Efectos ambientales en el diseño a la fatiga de componentes nucleares clase 1. Environmetal effects in the fatigue desing of class 1. Bustos, Raúl I. Ingeniería mecánica Fatigue Fatiga Hydrogen Hidrógeno [CAREM 25 Environmetal factor Factor ambiental Nitronic] ASME establece una metodología general de análisis que, de acuerdo al tipo de carga, a las condiciones de servicio y a las características de los materiales involucrados, permite cuantificar el daño por fatiga en componentes nucleares en términos de una cantidad adimensional denominada coeficiente de daño acumulado. Sin embargo, estudios reportados por la Comisión Regulatoria Nuclear de los Estados Unidos (U.S. NRC) parecen indicar que esta metodología podría resultar no conservativa cuando el componente evaluado se desempeña en un ambiente agresivo como lo es el agua del circuito primario de reactores de agua presurizada. Como consecuencia, algunos laboratorios proponen considerar la inclusión de un factor ambiental para la cuantificación correcta del daño. El propósito del presente trabajo es efectuar una comparación crítica entre los criterios propuestos por ASME y U.S. NRC para evaluaciones de daño asociado a fatiga con participación del medio. Se evaluó la factibilidad del uso de la metodología del factor ambiental en el análisis de fatiga de materiales usados en reactores argentinos, en particular en aceros utilizados en la construcción del recipiente de presión del prototipo de reactor argentino CAREM 25. Como parte de esa evaluación, se utilizaron datos publicados en la literatura para materiales similares, como así también resultados propios correspondientes a ensayos de fatiga de bajo numero de ciclos, curva deformación-vida correspondiente, resultados de ensayos de ratchetting y relajación de tensiones obtenidos en aire a temperatura ambiente y a una temperatura cercana a la de operación del reactor, complementados con análisis fractográfico. ASME establishes a general methodology of analysis that, according to the type of load, the service conditions and the characteristics of the materials involved, allows to quantify the fatigue damage in nuclear components in terms of a dimensionless quantity called Cumulative Usage Factor. However, studies reported by the United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC) seem to indicate that this methodology could be non-conservative when the evaluated component performs in an aggressive environment such as water in the primary circuit of pressurized water reactors. As a consequence, some laboratories propose to consider the inclusion of an environmental factor for the correct quantication of the damage. The purpose of this work is to make a critical comparison between the criteria proposed by ASME and U.S. NRC for assessments of damage associated with fatigue with environmental participation. The feasibility of using the environmental factor methodology in the fatigue analysis of materials used in argentine reactors will be evaluated, particularly in steels used in the construction of the pressure vessel of the CAREM 25 Argentine reactor prototype. As part of that evaluation, data published in the literature for similar materials was used, as well as own results corresponding to fatigue tests of low number of cycles, corresponding strain-life curve, results of ratchetting tests and stress relaxation obtained in air at room temperature and at a temperature close to that of reactor operation complemented with fractographic analysis. 2018-10-10 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/727/1/1Bustos.pdf es Bustos, Raúl I. (2018) Efectos ambientales en el diseño a la fatiga de componentes nucleares clase 1. / Environmetal effects in the fatigue desing of class 1. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/727/
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