J. Lapeña  F. J. Perosanz  M Serrano      

Anales de la Mecánica de la Fractura, nº 13 . 1996 . Pág. 160 -165
Ver (.pdf): Anales13-026

Resumen: Las curvas Presión-Temperatura de la vasija del reactor de las cantrales nucleares, especialmente en los calentamientos y enfriamientos, están calculadas de forma que se asegure la integridad estructural de la misma. Estas curvas delimitan las zonas de operación segura atendiendo a criterios de mecánica de fractura. Sin embargo, estas curvas se obtienen de forma indirecta mediante ensayos Charpy-V, con lo que los resultados han de ser necesariamente conservadores. En el presente trabajo, comparamos el comportamiento de un material característico de vasijas de presión de reactores nucleares (ASTM A 533 B) por medio de dos técnicas: CharpyV usando péndulo instrumentado y ensayos de tenacidad de fractura con probetas CT de 1 y 1/2 ' siguiendo la norma de ensayo ASTM E 813. Se ha desarrollado un criterio propio para la determinación de crecimiento de grieta en ensayos dinámicos de péndulo instrumentado, verificando posteriormente la concordancia con los datos quasi-estáticos de tenacidad de fractura.

Localización: Luso, Portugal

CIEMAT Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas. Avda. Complutense 22, Madrid 28040
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