Análisis de fatiga en el RPR del reactor nuclear CAREM 25.
Los componentes nucleares sometidos a la aplicación de cargas mecánicas y condiciones térmicas variables requieren de un apropiado análisis de fatiga para asegurar su integridad estructural una vez aplicados los ciclos contemplados en las especificaciones de diseño. A tal fin, el código ASME est...
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| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2015
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/508/1/1Bustos.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | Los componentes nucleares sometidos a la aplicación de cargas mecánicas y condiciones
térmicas variables requieren de un apropiado análisis de fatiga para asegurar su
integridad estructural una vez aplicados los ciclos contemplados en las especificaciones
de diseño.
A tal fin, el código ASME establece, en su sección III, la metodología general de
análisis de acuerdo al tipo de carga, a las condiciones de servicio y a las características
de los materiales implicados. Al ser la fatiga un fenómeno multiparamétrico fuertemente
asociado a la historia termomecánica del componente, dicha historia debe encontrarse
disponible al momento de efectuar el análisis.
La presente tesis expone la metodología empleada en el análisis de fatiga del RPR
del reactor nuclear CAREM 25, así como los criterios y métodos empleados para el
caso de múltiples estados de carga, valiéndose para ello de la historia termomecánica
resultante del análisis por elementos finitos llevado a cabo en el programa comercial
Abaqus.
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