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Tesis

Determinación de longitudes de fisuras críticas en tuberías

2017



TesistaDiego Andrés PERINI
Ingeniero Electromecánico Universidad Nacional de Misiones - Argentina
Magíster en Ciencia y Tecnología de Materiales - Instituto Sabato UNSAM/CNEA - Argentina
DirectoresIng. Antonio Francisco IORIO, CNEA, UNSAM - Argentina
Ing. Enrique Pablo CHOMIK, CNEA, UNSAM - Argentina
Lugar de realizaciónDivisión Fractura - Departamento Caracterización y Fractomecánica - Gerencia Materiales -  Centro Atómico Constituyentes - CNEA - Argentina
Fecha Defensa14/07/2017
JuradoIng. Eduardo Pablo ASTA, UTN FR Haedo - Argentina
Ing. Luis DE VEDIA, UNSAM - Argentina
Ing. Marcelo Fabián LIENDO, Nucleoeléctrica Argentina S.A. Central Nuclear Atucha I - Argentina
CódigoITS/TM 180/17

Título completo

Determinación de longitudes de fisuras críticas en tuberías

Resumen

La seguridad de tubos de presión de reactores nucleares tipo CANDU se ha basado en el criterio de Pérdida Antes de Fractura, esto significa que una fisura que crece por algún determinado mecanismo originará una pérdida detectable antes de alcanzar un tamaño crítico, a partir del cual la fisura puede volverse inestable.
El tubo de presión de este tipo de centrales tiene en su interior agua circulante a presiones y temperaturas elevadas (100 bar y 300ºC). En su exterior circula un gas a baja presión (Dióxido de carbono) contenido en el espacio anular formado entre este y otro tubo concéntrico llamado tubo de calandria.
Cuando se produce una fisura en el tubo de presión, el agua que escapa del tubo de presión se despresuriza transformándose en vapor de agua y se mezcla con el gas anular. Cuando se detecta vapor de agua (con trazas de elementos de fisión como el tritio) en el gas anular, el operador de la central necesita saber cuánto tiempo tiene para apagar el reactor. Este es un tema sumamente importante ya que si el reactor se apaga apenas se detecta la fisura, los tubos pierden presión y la fisura puede cerrarse (siendo difícil su detección), mientras que si el tiempo es grande la fisura puede crecer y volverse inestable. 
Como vemos los dos parámetros que necesitamos conocer son la velocidad de crecimiento de fisura y la longitud de fisura critica (LFC). La velocidad de crecimiento de fisura en Tubos de Presión se puede determinar mediante ensayos de DHC (delayed hydride cracking o rotura diferida por hidrogeno), y la longitud de fisura crítica puede ser determinada por ensayos fractomecánicos, los cuales serán evaluados en esta tesis y sus predicciones serán verificadas mediante ensayos de explosión.
Una gran cantidad de experiencias avalan el criterio antes mencionado y las fisuras que crecieron alcanzando longitudes superiores al tamaño crítico se demostró que lo hicieron por la existencia de puntos fríos producto de un funcionamiento defectuoso de los separadores (Garter Springs), problema que fue corregido en los nuevos diseños de separadores.
Con el incremento del daño por radiación el material se fragiliza, esto causa que la fisura requiera menor energía para su crecimiento, por lo tanto, la longitud de fisura crítica se ve disminuida. Para monitorear dicha longitud de fisura crítica con el paso del tiempo se extraen periódicamente tubos irradiados del reactor y se aplica la misma técnica.
La forma de hallar LFC es por medio de una curva de resistencia del material obtenida de manera experimental mediante un ensayo de probeta compacta curva normalizada, y contrastar dicha curva con la fuerza impulsora necesaria para propagar una fisura obtenida mediante métodos analíticos o de elementos finitos.
Este método de determinación de la LFC tiene un grado de conservacionismo en la determinación de la resistencia al crecimiento de fisura y el objetivo de este trabajo es cuantificar el mismo. Para lograr esto, hallaremos los parámetros fractomecánicos necesarios para caracterizar la resistencia a la fractura de tubos de presión de Zr-2.5%Nb y posteriormente realizaremos los ensayos de explosión de tubos y así podremos evaluar la veracidad de las predicciones.
Además, resulta de gran interés determinar para que rango de valores de LFC son válidas estas predicciones por lo cual se van a realizar ensayos de explosión con entallas de tamaños variables y así determinar la tendencia de los resultados.
Utilizamos el criterio integral J debido a las condiciones de deformación plástica en la punta de la fisura.
Las curvas 􀜬􀯋 fueron determinadas usando el método de caída de potencial y contrastadas con un método directo como es el de normalización.
La determinación de la fuerza impulsora en la punta de la fisura se hizo según método canadiense COG-89-110-1, el cual está basado en el código EPRI.
Se realizó un modelo para determinar crecimiento estable e inestable mediante el criterio de estabilidad de Paris.
Con el objetivo de probar el dispositivo de explosión se ensayaron previamente 2 tubos de acero de bajo contenido de carbono, con el objeto de poner a punto el dispositivo obteniendo buenos resultados en el segundo ensayo. 
Se realizaron ensayos con tubos de presión de Zr-2,5%Nb sin irradiar de 500mm de largo a temperatura ambiente (20ºC) con entallas pasantes, utilizando para ello un dispositivo para aplicar presión interna al tubo, el cual fue instrumentado con strain gauge, disponiendo además de manómetros y cámaras de alta resolución para cuantificar por métodos ópticos el crecimiento de fisura.
El método de determinación de longitud de fisura critica por medio de probetas compactas da una muy buena aproximación para los tubos de presión de Zr-2,5%Nb trabajados en frio. 
Palabras claves: Pérdida Antes de Fractura, fisura, tubo de calandria, elementos finitos y probeta compacta

Complete Title

Determination of Crack Driving Force

Abstract

The safety of pressurized tubes in Canadian Deuterio Uranio (CANDU) nuclear reactors are based on the criterion leak before break. This means that a crack growing by some mechanism cause a detectable loss before it reaches a critical size, from which the crack may become unstable.
The pressure tubes of CANDU reactors contain circulating water inside them at high temperature and pressure (300ºC and 100 bar, respectively). In its outside circulates a low pressure gas (carbon dioxide) contained in the annular space between this tube an another concentric tube, called calandria tube.
When a crack occurs in the pressure tube, the water is transformed into steam and mixes with the annular gas. When the steam is detected on this gas (with parts of fission elements as tritium), the plant operator needs to know the maximum time required to turn off the reactor.
So the two parameters we need to know are the crack growth rate and critical crack length 
(CCL). In the present work, these parameters will be determined by fractomechanical tests and their predictions will be verified by burst tests.
The importance of knowing these parameters is that if the reactors shut down immediately when a crack is detected, the tubes lose pressure and the crack can be closed. If the time period to shut down the reactors big, the crack can grow and become unstable.
A lot of experiences support the above criteria. There were reported cracks above the crtical values due to the existence of cold points acting as crack initiators. However, this problem was corrected.
With increasing radiation damage, the material becomes brittle and the crack requires less energy for their growth therefore critical crack length is reduced. To monitor critical crack length (CCL)over time, irradiated tubes are removed periodically of the reactor and the same technique is applied. 
For determining CCL, we need to find an experimental resistance curve of the material and contrast it with the crack driving force obtained by analytical or finite element methods.
This methodology is conservative in the determination of the resistance to crack growth and the aim of this study is to quantify this conservatism. To achieve this, we need to find the fractomechanic parameters to characterize the fracture toughness of Zr-2.5Nb pressure tubes and then we need to make burst test of them, so we can assess the validity of the predictions.
We used 􀜬􀯋 curve due to the conditions of plastic deformation on the crack tip. Furthermore, it is of great interest to determine the range of values where CCL is valid.
J-R curves were determined using the potential drop method and compared with a normalized direct method. 
Determination of the crack driving force at the crack tip was made according to the Canadian standard method which is based on the EPRI.
A model was implemented to determine stable and unstable growth using the Paris stability criterion.
With the aim of testing the burst device, two SAE 1010 tubes were tested with different configurations and we discovered the best results in the last test.
6/107 
Tests were carried out on non-irradiated pressure tubes of 500 mm long at room temperature with through-wall notches. We used a device for testing which was instrumented with strain gages, pressure gauges and high-resolution cameras with optical methods to quantify the crack growth.
The method of determining critical crack length using compact specimens gives a very good approximation for the pressure tubes of Zr-2.5% Nb cold worked.
Keywords: leak before break, crack, calandria tube, finite element, compact specimens

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