Tesis doctoral de Beatriz Acosta Iborra
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,
Datos académicos de la tesis doctoral «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«
- Título de la tesis: 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
- Autor: Beatriz Acosta Iborra
- Universidad: Politécnica de Madrid
- Fecha de lectura de la tesis: 19/07/2001
Dirección y tribunal
- Director de la tesis
- José Manuel Perlado Martín
- Tribunal
- Presidente del tribunal: emilio Mínguez torres
- ramiro Pareja pareja (vocal)
- Carlos Ranninger rodriguez (vocal)
- dieter Stegemann (vocal)