Título
[pt] ANÁLISE DE TRANSIENTES TÉRMICOS NO CÁLCULO DO DANO À FADIGA
Título
[en] TRANSIENT THERMAL ANALYSIS IN THE CALCULATION OF THE DAMAGE TO FATIGUE
Autor
[pt] ANDRE XAVIER LEITAO
Vocabulário
[pt] USINA NUCLEAR
Vocabulário
[pt] METODO EN
Vocabulário
[pt] RAINFLOW
Vocabulário
[pt] METODO DO VALOR EXTREMO
Vocabulário
[pt] CODIGO ASME
Vocabulário
[pt] ANALISE TERMOMECANICA
Vocabulário
[pt] METODO SN
Vocabulário
[pt] FADIGA DE ALTO CICLO
Vocabulário
[pt] TRANSIENTES DE TEMPERATURA
Vocabulário
[pt] FADIGA DE BAIXO CICLO
Vocabulário
[pt] FADIGA
Vocabulário
[en] NUCLEAR POWER PLANT
Vocabulário
[en] THERMOMECHANICAL ANALYSIS
Vocabulário
[en] SN METHOD
Vocabulário
[en] HIGH CYCLE FATIGUE
Vocabulário
[en] TRANSIENT TEMPERATURE
Vocabulário
[en] LOW CYCLE FATIGUE
Vocabulário
[en] FATIGUE
Resumo
[pt] Componentes de usinas nucleares estão submetidos a variações de temperatura devido
a partidas e paradas, variações de potência, manutenções. Essas flutuações geram diferenças de
temperatura no fluido e são designadas de transientes, os quais induzem tensões térmicas em componentes mecânicos. Regiões mais solicitados e/ou de maior concentração de tensões de um dado
componente podem falhar por fadiga em decorrência do efeito dessas tensões. O estudo de regiões
consideradas críticas tem como objetivo estimar a vida a partir das tensões diretamente atuantes e
calcular o fator de uso ou acúmulo de dano (do inglês, cumulative usage factor, CUF).
Este trabalho abordará o aspecto de fadiga para uma tubulação simples segundo critérios
estabelecidos pela ASME. As tensões serão avaliadas com auxílio do método de elementos finitos e
seus resultados comparados com solução analítica descrita. Os resultados obtidos em determinada
seção serão linearizados e verificados os limite segundo o código ASME. As vidas serão calculadas
e por meio do fator de uso averiguar-se-á se o componente resiste ou não as condições submetidas.
A solução linear-elastica proposta pela ASME será comparada a métodos tradicionais da literatura
para o estudo de fadiga.
Resumo
[en] Nuclear power plants components are submitted to temperature variations due to startups
and shutdown, step or ramp load changes, maintenance. These effects causes variations of temperature
on pipe wall, which are known to induce thermal stress in structural components. As consequence,
most solicited areas and/or stress concentration areas may suffer fatigue damage. Studying
critical areas, make it possible to estimate the number of cycles and obtain the cumulative usage
factor, CUF. This monograph will present fatigue damage calculations for a simple thick walled pipe
according to the ASME Code. Structural stresses acting on a specified section on the wall thickness
will be calculated using a finite element analysis (FEA). This result will be compared to a specific
analytical solution proposed by Albrecht. Stress values will be linearized, calculated the number of
cycles and obtained the value of CUF. The fatigue damage solution proposed by the ASME Code
will be compared to the ones most traditional presented in literature about fatigue.
Orientador(es)
JOSE LUIZ DE FRANCA FREIRE
Coorientador(es)
JOSE EDUARDO DE ALMEIDA MANESCHY
Catalogação
2022-04-18
Tipo
[pt] TEXTO
Formato
application/pdf
Idioma(s)
PORTUGUÊS
Referência [pt]
https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=58629@1
Referência [en]
https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=58629@2
Referência DOI
https://doi.org/10.17771/PUCRio.acad.58629
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