R. Lacalle  I. Gorrochategui  D. Ferreño  F. Gutiérrez-Solana     

Anales de la Mecánica de la Fractura, nº 22 . 2005 . Pág. -
Ver (.pdf): 72

Resumen: En la actualidad el cálculo de las curvas límite de operación de vasijas a presión de reactores nucleares de agua ligera de diseño estadounidense, también conocidas como curvas P-T (presióntemperatura), se lleva a cabo a través de las indicaciones recogidas a tal efecto en el Código ASME. La metodología contemplada en este código, presenta, no obstante, un elevado grado de conservadurismo en comparación con otros métodos que incorporan en todo o en parte la filosofía recientemente desarrollada de la Master Curve. Dentro de estas aproximaciones alternativas al problema se encuentra la expuesta en el procedimiento SINTAP. En este trabajo se han obtenido las curvas P-T para la zona del beltline de una vasija representativa siguiendo las recomendaciones del procedimiento SINTAP, comparando entre sí los resultados obtenidos mediante la aplicación de los diferentes niveles, con los que, como procedimiento jerarquizado, cuenta SINTAP, y con aquellos otros obtenidos según el código ASME y otras vías alternativas como el Code Case N629 de ASME y el método directamente basado en la Master Curve.

Localización: Almagro

Departamento de Ciencia e Ingeniería del Terreno y de los Materiales. Universidad de Cantabria. E.T.S. Ing. Caminos, Canales y Puertos.
Departamento de Ciencia e Ingeniería del Terreno y de los Materiales. Universidad de Cantabria. E.T.S. Ing. Caminos, Canales y Puertos.
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