Integridad Estructural De Vasijas Nucleares En La Zona De Transicin

En este trabajo se ha caracterizado el acero, virgen e irradiado, de la vasija de una central nuclear BWR espaola actualmente en servicio, en la regin de temperaturas conocida como Zona de Transicin Dctil- Frgil. Para ello, se han empleado probetas propias de la Mecnica de Fractura, reconstruidas a partir de mitades de probetas de impacto previamente ensayadas, optimizando de esta forma el aprovechamiento del material. Para describir la tenacidad a fractura en la Zona de Transicin se ha empleado el modelo de la Curva Patrn, de reciente desarrollo. Finalmente, se ha cuantificado el impacto del procedimiento de caracterizacin y del modelo de la Curva Patrn sobre la Integridad Estructural de la vasija, comparando sus predicciones con las que se obtienen de aplicar los procedimientos convencionales que contempla la normativa vigente, representada por el Cdigo ASME. En esta comparacin se ha hecho uso del procedimiento FITNET de Integridad Estructural, publicado en fechas recientes.