Maxwell Para Simples Indexação

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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