Efectos ambientales en el diseño a la fatiga de componentes nucleares clase 1.

ASME establece una metodología general de análisis que, de acuerdo al tipo de carga, a las condiciones de servicio y a las características de los materiales involucrados, permite cuantificar el daño por fatiga en componentes nucleares en términos de una cantidad adimensional denominada coeficiente de daño acumulado. Sin embargo, estudios reportados por la Comisión Regulatoria Nuclear de los Estados Unidos (U.S. NRC) parecen indicar que esta metodología podría resultar no conservativa cuando el componente evaluado se desempeña en un ambiente agresivo como lo es el agua del circuito primario de reactores de agua presurizada. Como consecuencia, algunos laboratorios proponen considerar la inclusión de un factor ambiental para la cuantificación correcta del daño. El propósito del presente trabajo es efectuar una comparación crítica entre los criterios propuestos por ASME y U.S. NRC para evaluaciones de daño asociado a fatiga con participación del medio. Se evaluó la factibilidad del uso de la metodología del factor ambiental en el análisis de fatiga de materiales usados en reactores argentinos, en particular en aceros utilizados en la construcción del recipiente de presión del prototipo de reactor argentino CAREM 25. Como parte de esa evaluación, se utilizaron datos publicados en la literatura para materiales similares, como así también resultados propios correspondientes a ensayos de fatiga de bajo numero de ciclos, curva deformación-vida correspondiente, resultados de ensayos de ratchetting y relajación de tensiones obtenidos en aire a temperatura ambiente y a una temperatura cercana a la de operación del reactor, complementados con análisis fractográfico