Integridad estructural de vasijas nucleares en base a la curva patrón obtenida mediante probetas reconstruidas

En esta tesis se ha caracterizado el acero, virgen e irradiado, de la vasija de una central nuclear española actualmente en servicio, en la región de temperaturas conocida como Zona de Transición Dúctil-Frágil. Para ello, se han ensayado probetas propias de la Mecánica de Fractura, reconstruidas a p...

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Bibliographic Details
Main Author: Ferreño Blanco, Diego
Other Authors: Gutiérrez-Solana Salcedo, Federico
Format: Doctoral Thesis
Language:Spanish
Published: Universidad de Cantabria 2008
Subjects:
620
621
66
Online Access:http://hdl.handle.net/10803/10603
http://nbn-resolving.de/urn:isbn:9788469124116
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spelling ndltd-TDX_UC-oai-www.tdx.cat-10803-106032013-07-12T06:12:42ZIntegridad estructural de vasijas nucleares en base a la curva patrón obtenida mediante probetas reconstruidasFerreño Blanco, DiegoFITNETDuctile to Brittle Transition Regionstructural integritynuclear vesselmaster curveZona de Transición Dúctil-FragilFITNETintegridad estructuralvasija nuclearcurva patrónMateriales62062166En esta tesis se ha caracterizado el acero, virgen e irradiado, de la vasija de una central nuclear española actualmente en servicio, en la región de temperaturas conocida como Zona de Transición Dúctil-Frágil. Para ello, se han ensayado probetas propias de la Mecánica de Fractura, reconstruidas a partir de mitades de probetas de impacto previamente ensayadas. Para describir la tenacidad a fractura en la Zona de Transición se ha empleado el modelo de la Curva Patrón.Finalmente, se ha analizado el impacto del procedimiento de caracterización y del modelo de la Curva Patrón sobre la Integridad Estructural de la vasija, comparando sus predicciones con las que se obtienen de aplicar los procedimientos convencionales que contempla la normativa vigente, representada por el Código ASME. En esta comparación se ha hecho uso del procedimiento FITNET de Integridad Estructural.In this thesis, the steel, virgin and irradiated, from the vessel of a Spanish Nuclear Plant currently operating, has been characterized in the range of temperatures known as Ductile to Brittle Transition Region. For this purpose, Fracture Mechanics specimens, reconstituted from halves of impact specimens previously broken, have been tested. To describe fracture toughness in the Transition Region, the Master Curve method has been used.Eventually, the influence of the characterization procedure together with the Master Curve method on the Structural Integrity of the vessel has been analyzed, comparing their predictions with those coming from applying conventional procedures proposed by the current regulations, represented by the ASME Code. In this comparison, the FITNET Structural Integrity procedure has been used.Universidad de CantabriaGutiérrez-Solana Salcedo, FedericoGorrochategui Sánchez, IñakiUniversidad de Cantabria. Departamento de Ciencia e Ingeniería del Terreno y de los Materiales2008-02-01info:eu-repo/semantics/doctoralThesisinfo:eu-repo/semantics/publishedVersionapplication/pdfhttp://hdl.handle.net/10803/10603urn:isbn:9788469124116TDR (Tesis Doctorales en Red)spaADVERTENCIA. El acceso a los contenidos de esta tesis doctoral y su utilización debe respetar los derechos de la persona autora. Puede ser utilizada para consulta o estudio personal, así como en actividades o materiales de investigación y docencia en los términos establecidos en el art. 32 del Texto Refundido de la Ley de Propiedad Intelectual (RDL 1/1996). Para otros usos se requiere la autorización previa y expresa de la persona autora. En cualquier caso, en la utilización de sus contenidos se deberá indicar de forma clara el nombre y apellidos de la persona autora y el título de la tesis doctoral. No se autoriza su reproducción u otras formas de explotación efectuadas con fines lucrativos ni su comunicación pública desde un sitio ajeno al servicio TDR. Tampoco se autoriza la presentación de su contenido en una ventana o marco ajeno a TDR (framing). Esta reserva de derechos afecta tanto al contenido de la tesis como a sus resúmenes e índices.info:eu-repo/semantics/openAccess
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Zona de Transición Dúctil-Fragil
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Ferreño Blanco, Diego
Integridad estructural de vasijas nucleares en base a la curva patrón obtenida mediante probetas reconstruidas
description En esta tesis se ha caracterizado el acero, virgen e irradiado, de la vasija de una central nuclear española actualmente en servicio, en la región de temperaturas conocida como Zona de Transición Dúctil-Frágil. Para ello, se han ensayado probetas propias de la Mecánica de Fractura, reconstruidas a partir de mitades de probetas de impacto previamente ensayadas. Para describir la tenacidad a fractura en la Zona de Transición se ha empleado el modelo de la Curva Patrón.Finalmente, se ha analizado el impacto del procedimiento de caracterización y del modelo de la Curva Patrón sobre la Integridad Estructural de la vasija, comparando sus predicciones con las que se obtienen de aplicar los procedimientos convencionales que contempla la normativa vigente, representada por el Código ASME. En esta comparación se ha hecho uso del procedimiento FITNET de Integridad Estructural. === In this thesis, the steel, virgin and irradiated, from the vessel of a Spanish Nuclear Plant currently operating, has been characterized in the range of temperatures known as Ductile to Brittle Transition Region. For this purpose, Fracture Mechanics specimens, reconstituted from halves of impact specimens previously broken, have been tested. To describe fracture toughness in the Transition Region, the Master Curve method has been used.Eventually, the influence of the characterization procedure together with the Master Curve method on the Structural Integrity of the vessel has been analyzed, comparing their predictions with those coming from applying conventional procedures proposed by the current regulations, represented by the ASME Code. In this comparison, the FITNET Structural Integrity procedure has been used.
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