Desarrollo y validación de una nueva técnica de ensayo no destructivo basada en el potencial termoeléctrico para el conocimiento del envejecimiento de los aceros de vasija de reactores nucleares

Acosta Iborra, Beatriz (2001). Desarrollo y validación de una nueva técnica de ensayo no destructivo basada en el potencial termoeléctrico para el conocimiento del envejecimiento de los aceros de vasija de reactores nucleares. Thesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM).

Description

Title: Desarrollo y validación de una nueva técnica de ensayo no destructivo basada en el potencial termoeléctrico para el conocimiento del envejecimiento de los aceros de vasija de reactores nucleares
Author/s:
  • Acosta Iborra, Beatriz
Contributor/s:
  • Perlado Martín, José Manuel
  • Debarberis, Luigi
Item Type: Thesis (Doctoral)
Date: 2001
Subjects:
Freetext Keywords: INTERACCION DE LA RADIACION CON LOS SOLIDOS; PROPIEDADES DE MATERIALES; REACTORES DE FISION NUCLEAR; DISPOSITIVOS TERMOELECTRICOS; FISICA DEL ESTADO SOLIDO; FISICA; TECNOLOGIA DE MATERIALES; CIENCIAS TECNOLOGICAS; TECNOLOGIA NUCLEAR; TECNOLOGIA ELECTRONICA;
Faculty: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Department: Ingeniería Nuclear [hasta 2014]
Creative Commons Licenses: Recognition - No derivative works - Non commercial

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Abstract

La vasija de presión del reactor (RPV) en los reactores de agua ligera (LWR) es un componente clave para la operación segura de una central nuclear. La vasija de presión forma parte de la contención del reactor y su vida delimita, en gran medida, la vida de la planta. En los materiales de la PRV el efecto más importante de deterioro por la radiación es la disminución de la ductilidad de los aspectos que la forma. Los métodos tradicionales para determinar el comportamiento mecánico de la RPV son el ensayo de tracción y el d eimpacto Charpy, a partir de los qué puede calcularse la temperatura de transición de dúctil a frágil (DBTT). En los aceros ferríticos utilizados en las vasijas de las centrales nucleares, la DBTT aumenta con la fluencia neutrónica. Los ensayos Charpy y de tracción son destructivos; en cambio la posibilidad de utilizar ensayos no destructivos facilitaría la vigilancia de los materiales que forman la vasija del reactor; por una parte haciendo posible inspección in-situ, y por otra beneficiando a aquellos programas de vigilancia que cuentan con una cantidad insuficiente de manterial. En el marco de esta Tesis Doctoral se ha desarrollado un equipo, llamado STEAM (Seebeck and Thomson Effects on Aged Material), para evaluar de una forma no destructiva el estado de fragilización de aceros ferríticos. Esta técnica se basa en la medida del potecial termoeléctrico, el cual es una característica del material y cambia cuando el acero se deteriora. El objetivo fundamental del estudio llevado a cabo en esta tesis es correlacionar los resultados de los ensayos mecánicos convencionales y STEAM con el cambio en las propiedades mecáncias debido a la irradiación neutrónica. Con este fin, se han utilizado diferentes grupos de aleaciones que cubren un amplio espectro de aceros ferríticos. Dichas aleacciones se caracterizan por una variación paramétrica en el contenido de impurezas tales como fósforo, cobre, y níquel, elementos que se sabe desempeñan un papel significativo en las propiedades y la degradación de los materiales. La técnica STEAM se ha aplicado con éxito para la determinación del daño neutrónico en aceros y aleacciones irradiados en el Reactor de Alto Flujo de Petten (Países Bajos). Los resultados de este análisis permitirán una mejor comprensión del papel y la influencia del cobre, níquel y fósforo en las propiedades mecánicas de los aceros. Además hará posible el desarrollo de la técnica STEAM para su aplicación en la evaluación del daño por irradiación.

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Item ID: 810
DC Identifier: http://oa.upm.es/810/
OAI Identifier: oai:oa.upm.es:810
Deposited by: Archivo Digital UPM
Deposited on: 09 Jan 2008
Last Modified: 20 Apr 2016 06:32
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