Evaluación de la tenacidad a la fractura e integridad estructural de materiales y componentes de ingeniería

La mayoría de los componentes ingenieriles es susceptible a la presencia de fisuras que pueden generarse en la fabricación o durante el servicio de la estructura, y que pueden conducir eventualmente a fallas imprevistas. Dado el impacto negativo asociado a las mismas, los análisis de integridad estructural basados en la mecánica de fractura resultan esenciales para los componentes críticos de diversas industrias.

La línea de investigación asociada a mecánica de fractura aborda integralmente la evaluación experimental de la tenacidad a la fractura de materiales (resistencia que ofrece el material a la propagación de fisuras) y su aplicación en análisis de integridad estructural. En las figuras siguientes se presentan algunos estudios realizados.

En la Figura 1a) se observan ensayos de tenacidad a la fractura en tubos de generadores de vapor nucleares realizados en una de las máquinas servohidráulicas disponibles en el laboratorio de propiedades mecánicas. Dadas las dimensiones reducidas de los tubos, este estudio requirió desarrollar metodologías, probetas y técnicas experimentales novedosas [1-4]. Los resultados obtenidos fueron aplicados para análisis de fisuras circunferenciales y longitudinales en tubos en operación, Figuras 1b) y 1c) [5-7].

Figura 1. Ensayos de tenacidad a la fractura en tubos de generadores de vapor

Otra línea de trabajo está relacionada con la caracterización de la tenacidad a la fractura del acero ferrítico SA-508, Figura 2a), que se está utilizando en la construcción del recipiente de presión del reactor CAREM-25, Figura 2b). Las curvas obtenidas son aplicadas en análisis de fisuras en penetraciones de procesos y soldaduras disímiles del recipiente de presión, Figura 2 b), utilizando diferentes metodologías de la mecánica de fractura elastoplástica, Figura 2c) [8].

Figura 2. Aplicaciones de mecánica de fractura al recipiente de presión del reactor CAREM-25

Otro tema de trabajo actual consiste en la evaluación de la tenacidad a la fractura en chapas de aleaciones de aluminio y en sus soldaduras obtenidas por el proceso de fricción-agitación (Friction Stir Welding). En este estudio se evalúan diferentes parámetros de tenacidad obtenidos a partir de registros de carga-desplazamiento y de mediciones ópticas, con el fin de aportar al desarrollo de técnicas adecuadas de caracterización de estos materiales. Esta línea de investigación se realiza en colaboración con el Grupo de Tecnología de la Soldadura y Comportamiento Mecánico de Materiales Metálicos de la FIUBA.

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Ensayos mecánicos con máquinas servohidráulicas

Correlación digital de imágenes (Digital Image Correlation, DIC)
Microscopia electrónica de barrido (SEM)

Técnicas de Investigación

Ensayos mecánicos con máquinas servohidráulicas
Correlación digital de imágenes (Digital Image Correlation, DIC).
Microscopía electrónica de barrido

Publicaciones destacadas

1) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2017. J-resistance curves for Inconel 690 and Incoloy 800 nuclear steam generators tubes at room temperature and at 300 °C. Journal of Nuclear Materials 486, 298-307. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2017.01.040

2) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2016. Experimental determination of J-resistance curves of nuclear steam generator tubes. Engineering Fracture Mechanics 164, 1-18. DOI: 10.1016/j.engfracmech.2016.07.008

3) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2015. Numerical study of the applicability of the η-factor method to J-resistance curve determination of steam generator tubes using non-standard specimens. Engineering Fracture Mechanics 146, 109-120. DOI:10.1016/j.engfracmech.2015.07.059

4) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2012. Estimation procedure of J-resistance curves for through wall cracked steam generator tubes. Procedia Materials Science 1, 273-280. DOI:10.1016/j.mspro.2012.06.037 (revisión a cargo del Comité Científico de SAM-CONAMET 2011)

5) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2015. Structural integrity assessments of steam generator tubes using the FAD methodology. Nuclear Engineering and Design 295, 457-467. DOI:10.1016/j.nucengdes.2015.09.022

6) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2020. A comparison of failure assessment diagram options for Inconel 690 and Incoloy 800 nuclear steam generator tubes. Annals of Nuclear Energy 140, 107310. DOI: 10.1016/j.anucene.2020.107310

7) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2015. Failure Assessment Diagram in Structural Integrity Analysis of Steam Generator Tubes. Procedia Material Science 8, 128-138. DOI:10.1016/j.mspro.2015.04.056 (revisión a cargo del Comité Científico de SAM-CONAMET 2013)

8) M. Bergant, A. Yawny, J. Perez Ipiña, 2020. Damage tolerant analysis of corner cracks in small nozzles process penetration of the CAREM-25 reactor pressure vessel. International Journal of Pressure Vessel and Piping 180, 104036. DOI:10.1016/j.ijpvp.2019.104036