Publicación: Modelado de formación y evolución de fisuras en materiales de una barra de combustible
Modeling of formation and evolution of cracks in materials of a fuel rod
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TESIS DOCTORAL
Autores
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Inventor
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Solicitante
Afiliación
Fil: Goldberg, Ezequiel. Comisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
Sede CNEA
Fecha de publicación
Fecha de creación
Idioma
spa
Nivel de accesibilidad
Resumen
En esta tesis se han desarrollado modelos numéricos con el objetivo de simular la formación y evolución de fisuras en las vainas de elementos combustibles de reactores
nucleares. Los algoritmos se basan en el Método de Zona Cohesiva, en el marco de los elementos finitos, que otorga ventajas considerables por sobre otros enfoques. En primer lugar, permite representar la nucleación de la fisura sin requerir una hendidura previa que obre como concentrador de tensiones. Por otro lado, al utilizar una zona cohesiva, el estado de tensiones es calculado alrededor de la fisura del mismo modo que en zonas no dañadas y es utilizado para predecir el contacto o la separación entre las superficies formadas después de la apertura de una fisura. Finalmente, el método puede representar no solo una apertura entre materiales, sino el contacto entre dos superficies. Utilizando entonces una derivación del método mencionado, se pudo representar el contacto entre materiales en geometrías tridimensionales, siendo aplicado para los fenómenos de contacto pastilla-pastilla y principalmente pastilla-vaina, de carácter sustancial en los procesos de falla. Los modelos fueron incluidos en el código de combustible nuclear DIONISIO, creado, desarrollado y mantenido por la Sección Códigos y Modelos de la Gerencia Ciclo del Combustible Nuclear de la Comisión Nacional de Energía Atómica. El modelo de contacto permitió al programa alcanzar su versión actual al poder simular dominios en tres dimensiones, lo cual posibilita representar de forma precisa fenómenos que carecen de simetrías. Inicialmente se ha puesto el enfoque en vainas de Zircaloy y materiales base circonio como el Zr-1 %Nb. Se realizaron comparaciones con soluciones analíticas de casos de prueba, ensayos controlados de materiales nucleares sin irradiación y numerosos ejercicios experimentales sometiendo barras combustibles a abruptas rampas de potencia, en muchas de las cuales se producen roturas a causa del contacto con las pastillas. A su vez, se ha estudiado el comportamiento de los modelos en conjunción con otros fenómenos que ocurren en una barra de combustible y que el código puede simular, como el crecimiento
bajo irradiación.
