MARC details
| 000 -LEADER |
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| campo de control de longitud fija |
08804mm aa2200337a 44500 |
| 003 - IDENTIFICADOR DE NÚMERO DE CONTROL |
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| campo de control |
AR-SmCIES |
| 005 - FECHA Y HORA DE LA ÚLTIMA TRANSACCIÓN |
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| campo de control |
20190910094756.0 |
| 008 - DATOS DE LONGITUD FIJA--INFORMACIÓN GENERAL |
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| campo de control de longitud fija |
15 07 12013 ag d s spa |
| 040 ## - FUENTE DE CATALOGACIÓN |
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| Centro catalogador/agencia de origen |
AR-SmCIES |
| Centro/agencia transcriptor |
AR-SmCIES |
| 100 1# - ENTRADA PRINCIPAL--NOMBRE DE PERSONA |
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| Nombre de persona |
Kempf, Rodolfo |
| 9 (RLIN) |
3008 |
| 245 10 - MENCIÓN DEL TÍTULO |
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| Título |
Fragilización por irradiación en aceros de recipientes a presión de Centrales Nucleares . |
| 246 1# - FORMA VARIANTE DEL TITULO |
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| Título propio/Titulo breve |
Radiation embrittlement of pressure vessel steels of nuclear power plants. |
| 260 ## - PUBLICACIÓN, DISTRIBUCIÓN, ETC. |
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| Fecha de publicación, distribución, etc. |
2013. |
| 300 ## - DESCRIPCIÓN FÍSICA |
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| Dimensiones |
162 p. |
| 500 ## - NOTA GENERAL |
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| Nota general |
Cantidad de ejemplares: 1 |
| 502 ## - NOTA DE TESIS |
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| Nota de tesis |
Tesis para optar al título de Doctor en Ciencia y Tecnología, mención materiales. Director: Fortis, Ana María |
| 520 ## - RESUMEN, ETC. |
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| Sumario, etc. |
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 distintos reactores experimentales del mundo del material de nuestra Central Atucha I, llegan a factores mucho más altos [= 800], lo que no garantiza que el daño por radiación sea similar al sufrido por el recipiente durante su vida en servicio. Es decir, si bien existen normas que aconsejan cuál es la aceleración máxima admisible, no se sabe con certeza su efecto en propiedades que dependen, entre otros factores, de la difusión de aleantes, o sea de la intensidad de la irradiación y del tiempo. Para esta Tesis, en los Laboratorios del grupo Daño por Radiación del Departamento Estructura y Comportamiento de la Gerencia de Materiales de CNEA se llevó a cabo la planificación, el diseño y el desarrollo de una facilidad para irradiar un acero, similar al que constituye el RPR de la central Atucha II, en el Reactor RA1 del Centro Atómico Constituyentes; se llevaron a cabo irradiaciones de especímenes con distintas aceleraciones en condiciones estrictas de espectro neutrónico y temperatura y se ensayaron mecánicamente con el objeto de determinar cómo influye en la fragilidad del RPR el irradiar con distintos flujos neutrónicos. Se estableció que los ensayos acelerados no son conservativos. Además se aplicaron diversas técnicas de análisis para relacionar los resultados de las irradiaciones con la microestructura desarrollada en el material. Técnicas como microscopía electrónica de transmisión, aniquilación de positrones, espectroscopía Mössbauer y estudio de propiedades magnéticas permitieron establecer en qué medida la distribución de aleantes provoca la fragilización del recipiente. Como consecuencia de los resultados obtenidos se destaca la importancia del efecto flujo y del espectro neutrónico en los resultados, con lo que se demuestra la inconveniencia de confiar en ensayos acelerados y se plantean asimismo alternativas experimentales para los programas de vigilancia de los RPR. |
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| Sumario, etc. |
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 life. This means that, although there are standards that recommend which is the allowable maximum acceleration, the effects on properties that depend on, among other factors, on the diffusion of alloying elements, i.e. on the radiation intensity and time, are not known with certainty. For this thesis, in the Laboratories of Radiation Damage of the Department of Structure and Behavior of Materials of the National Center of Atomic Energy of Argentina [CNEA], a facility to irradiate a steel similar to that of the RPV of Atucha II was designed, developed and installed in the RA1 Reactor located in the Constituyentes Atomic Center [Buenos Aires, Argentina]. Specimens were irradiated with different accelerations under strict conditions of neutron spectrum and temperature and were mechanically tested to determine how radiation with different neutron doses influences the embrittlement of the RPV. It was established that the accelerated tests are not conservative. Different analysis techniques were also applied to relate the results of radiation with the microstructure developed in the material. Techniques such as transmission electron microscopy [TEM], positron annihilation, Mössbauer Spectroscopy and the study of magnetic properties allowed establishing to what extent the distribution of alloying elements causes the embrittlement of the vessel. The results obtained show the importance of the effect of neutron flux and neutron spectrum on the results and demonstrate the inconvenience of relying on accelerated tests. Experimental alternatives are proposed that could be used in the surveillance programs of RPVs. |
| 590 ## - NOTA LOCAL (RLIN) |
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| Nota local |
Lugar de trabajo: Centro Atómico Constituyentes |
| 653 ## - TÉRMINO DE INDIZACIÓN--NO CONTROLADO |
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| Término no controlado |
Recipientes a presión |
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| Término no controlado |
Aceros |
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| Término no controlado |
Fragilización por irradiación |
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| Término no controlado |
Efecto flujo |
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| Término no controlado |
Reactor Pressure vessels |
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| Término no controlado |
Steels |
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| Término no controlado |
irradiation embrittlement |
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| Término no controlado |
Flux effect |
| 710 1# - ENTRADA AGREGADA--NOMBRE DE ENTIDAD CORPORATIVA |
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| Nombre de entidad corporativa o nombre de jurisdicción como elemento de entrada |
Comisión Nacional de Energía Atómica. |
| Unidad subordinada |
Instituto de Tecnología Sabato. |
| 9 (RLIN) |
1034 |
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| Nombre de entidad corporativa o nombre de jurisdicción como elemento de entrada |
Universidad Nacional de San Martín. |
| 9 (RLIN) |
1033 |
| 942 ## - ELEMENTOS DE ENTRADA SECUNDARIOS (KOHA) |
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| Fuente de la clasificación o esquema de estantería |
Universal Decimal Classification |
| Tipo de ítem Koha |
Thesis |
