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    title: Fragilización por irradiación en aceros de recipientes a presión de Centrales Nucleares
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    title: Radiation embrittlement of pressure vessel steels of nuclear power plants
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    name part: Kempf, Rodolfo
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    name part: Comisión Nacional de Energía Atómica
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    name part: Universidad Nacional de San Martín
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      place term: ag
    date issued: 2013
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    language term: spa
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    form: electronic
    extent: 162 p.
  abstract: La integridad de los componentes de los Reactores Nucleares de potencia a lo largo de su vida en servicio se ve comprometida por la degradación que sufren los materiales que los componen. Esta degradación proviene de las condiciones ambientales, particularmente de la acción de la radiación. Esta última provoca tal deterioro que hace que la vida de los reactores dependa esencialmente de que las propiedades de los materiales estructurales se mantengan durante un determinado tiempo, más allá del cual el costo de reemplazar ciertos componentes hacen inviable continuar operando la instalación. Entre los componentes pasibles del daño por radiación está el recipiente a presión [RPR] de una Central como Atucha II, realizado con un acero ferrítico bajo la denominación SA-508 clase 3. Por radiación neutrónica un recipiente a presión fragiliza de modo tal que, bajo ciertas condiciones accidentales, se puede producir su rotura catastrófica; al ser un componente no redundante la consecuencia es el fin de la planta y el inconmensurable impacto ambiental por la consiguiente dispersión de material radiactivo si en ese accidente llegan a fundirse las primeras barreras de contención, que son las vainas de los elementos combustibles. Para garantizar la integridad de los reactores que poseen recipientes a presión se realizan programas de vigilancia para seguir la evolución del material a distintas dosis de irradiación; además, y para anticipar los efectos, se irradian muestras del acero en forma muy acelerada en reactores experimentales. Sin embargo, la naturaleza del daño por irradiación hace que la aceleración del daño no siempre dé resultados conservativos con respecto a lo que realmente está sucediendo con el recipiente en servicio. Las normas para realizar programas de vigilancia en recipientes a presión refrigerados por agua [ASTM, E 185-02] recomiendan que la aceleración [el llamado factor de avance] se encuentre en el rango de uno a tres. Los ensayos realizados hasta ahora en d…
  abstract: The integrity of the components of nuclear power reactors throughout their service life is compromised by the degradation suffered by the materials of which they are composed. This degradation depends on the environmental conditions, particularly the action of radiation. The damage caused by radiation makes the life of reactors depends essentially on the maintenance of the properties of the structural materials during a certain time, beyond which the cost of replacing certain components make unfeasible to continue operating the reactor. One of the components that may suffer damage by radiation is the reactor pressure vessel [RPV] like that of Atucha II, which is made of ferritic steel SA-508 class 3. Neutron radiation causes such embrittlement that a pressure vessel can be catastrophically damaged. Because the RPV is a non-redundant component, the consequence is the end of the plant and thus the immeasurable environmental impact that may be caused by the consequent dispersion of radioactive material if the first containment barriers, the cladding of the fuel elements, eventually melted in the accident. To ensure the integrity of the reactors that have pressure vessels, are performed surveillance programs to follow the evolution of the material at different doses of radiation. In addition, to anticipate the effects, steel samples are irradiated in experimental reactors in a highly accelerated way. However, this process may not always give conservative results with respect to what is really going on in the vessel in service. The standards to carry out monitoring programs in pressure vessels cooled by water [ASTM, E-185-02] recommend that the acceleration [called lead factor] is in the range of one to three. The tests carried out so far in various experimental reactors in the world with material from Atucha I have shown much higher factors [= 800]. However, this does not guarantee that the radiation damage is similar to that suffered by the vessel during its service li…
  note: Cantidad de ejemplares: 1
  note: Tesis para optar al título de Doctor en Ciencia y Tecnología, mención materiales. Director: Fortis, Ana María
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    topic: Recipientes a presión
  subject:
    topic: Aceros
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    topic: Fragilización por irradiación
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    topic: Efecto flujo
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    topic: Reactor Pressure vessels
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    topic: Steels
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    topic: irradiation embrittlement
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    topic: Flux effect
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    record content source: AR-SmCIES
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