RESUMEN: En esta tesis se ha caracterizado el acero, virgen e irradiado, de la vasija de una central nuclear española actualmente en servicio, en la región de temperaturas conocida como Zona de Transición Dúctil-Frágil. Para ello, se han ensayado probetas propias de la Mecánica de Fractura, reconstruidas a partir de mitades de probetas de impacto previamente ensayadas. Para describir la tenacidad a fractura en la Zona de Transición se ha empleado el modelo de la Curva Patrón.
Finalmente, se ha analizado el impacto del procedimiento de caracterización y del modelo de la Curva Patrón sobre la Integridad Estructural de la vasija, comparando sus predicciones con las que se obtienen de aplicar los procedimientos convencionales que contempla la normativa vigente, representada por el Código ASME. En esta comparación se ha hecho uso del procedimiento FITNET de Integridad Estructural.
ABSTRACT: In this thesis, the steel, virgin and irradiated, from the vessel of a Spanish Nuclear Plant currently operating, has been characterized in the range of temperatures known as Ductile to Brittle Transition Region. For this purpose, Fracture Mechanics specimens, reconstituted from halves of impact specimens previously broken, have been tested. To describe fracture toughness in the Transition Region, the Master Curve method has been used. Eventually, the influence of the characterization procedure together with the Master Curve method on the Structural Integrity of the vessel has been analyzed, comparing their predictions with those coming from applying conventional procedures proposed by the current regulations, represented by the ASME Code. In this comparison, the FITNET Structural Integrity procedure has been used.
