Efectos ambientales en el diseño a la fatiga de componentes nucleares clase 1.
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...
Guardado en:
| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2018
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/727/1/1Bustos.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | 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. |
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