Evaluación computacional del efecto de la pérdida de constricción en la tenacidad de fractura de la vasija de reactores nucleares

Serrano García, Marta (2007). Evaluación computacional del efecto de la pérdida de constricción en la tenacidad de fractura de la vasija de reactores nucleares. Tesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM).

Descripción

Título: Evaluación computacional del efecto de la pérdida de constricción en la tenacidad de fractura de la vasija de reactores nucleares
Autor/es:
  • Serrano García, Marta
Director/es:
  • Moreno González, Antonio
Tipo de Documento: Tesis (Doctoral)
Fecha: 2007
Materias:
Palabras Clave Informales: PROPIEDADES DE MATERIALES; ENSAYO DE MATERIALES; VASIJAS DE PRESION; REACTORES DE FISION NUCLEAR;
Escuela: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Departamento: Ingeniería y Ciencia de los Materiales [hasta 2014]
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

La aplicación de la "Master Curve" en la evaluación de la integridad estructural de la vasija a presión del reactor se encuentra incluida en el Código ASME a través de varios Code Cases. Sin embargo, el establecimiento de márgenes no está definido, en concreto el margen necesario a aplicar cuando el valor de la temperatura de referencia de la "Master Curve", denominada T0, se ha obtenido mediante el ensayo de probetas de flexión del tipo Charpy pre-agrietadas. La razón por la cual el valor de T0 obtenido con estas probetas es menos conservativo que el obtenido con probetas compactas puede ser una pérdida de constricción debido al modo de aplicación de la carga. Mediante el uso de la mecánica de fractura de dos parámetros, considerada como una extensión de la mecánica de fractura tradicional, acoplada con modelos micromecánicos de fractura, es posible evaluar el efecto del nivel de constricción en el borde de grieta en la tenacidad de fractura. Por lo tanto, la definición de un parámetro que relacione la tenacidad de fractura con el estado de constricción en el borde de grieta, permitirá tanto una cuantificación del margen a aplicar al valor de T0 obtenido mediante el ensayo de probetas de flexión, que son las más comunes en las cápsulas de vigilancia, así como una evaluación más realista de la tenacidad de fractura de la Vasija. El organismo regulador nuclear americano ("Nuclear Regulatory Commission, NRC") denomina a la diferencia entre el T0 obtenido mediante el ensayo de probetas compactas y el obtenido mediante el ensayo de probetas de flexión como "bias". La NRC ha bloqueado todos los intentos de las Centrales Nucleares americanas de aplicar la "Master Curve" hasta que no se cuantifique de forma fiable el valor de este "bias". La inclusión de este "bias" en la evaluación de la integridad estructural de la vasija se realiza en forma de un margen a añadir a la temperatura de transición. En esta tesis se demuestra y cuantifica de forma experimental y computacional el valor de este margen, sugiriendo un valor genérico aplicable a materiales de vasija irradiados. De esta forma se permitiría por los organismos reguladores el uso de las probetas irradiadas incluidas en las cápsulas de vigilancia de la vasija para determinar su tenacidad de fractura.

Más información

ID de Registro: 1012
Identificador DC: http://oa.upm.es/1012/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:1012
Depositado por: Archivo Digital UPM
Depositado el: 20 May 2008
Ultima Modificación: 20 Abr 2016 06:38
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