Dentro de los programas comerciales para el análisis de mecánica de la fractura probabilística en reactores nucleares deben destacarse los siguientes programas de cómputo:
1) FAVOR (siglas en inglés: Fracture Analysis of Vessel: Oak Ridge), programa comercial desarrollado por “Oak Ridge Laboratory”.
FAVOR es un programa de mecánica de fractura (determinística y probabilística), desarrollado originalmente para análisis de integridad estructural de envejecimiento en reactores nucleares sujetos a condiciones de carga transitoria. El programa está escrito en FORTRAN 77.
La solución numérica de los análisis de mecánica de fractura determinística, está basada en estudios utilizando el método de elemento finito para generar distribuciones de esfuerzo y temperatura en función del tiempo a través del espesor de estructuras axisimétricas sujetas a condiciones de frontera complejas, donde el tiempo es una variable. Además cuenta con una amplia biblioteca de funciones para evaluar factores de intensidad de esfuerzos en un rango realista para grietas finitas con geometría en tres dimensiones.
Los análisis de mecánica de fractura probabilística están basados en la técnica de Monte Carlo (es decir, los análisis determinísticos son desarrollados en estructuras generadas estocásticamente para determinar si cada estructura fallará cuando está sujeta a una condición de carga definida para un tiempo vida de operación particular de la estructura). La probabilidad de falla para una condición de carga específica es simplemente el número de estructuras que falla entre el número total de estructuras simuladas.
2) ProFES (siglas en inglés: Probabilistic Finite Element System), programa para el análisis de elemento finito probabilístico, programa comercial desarrollado por “Applied Research Associates, Inc.”.
Este programa realiza análisis probabilísticos utilizando el método de elemento finito. El programa permite importar modelos de ANSYS 5.4. Dentro de las capacidades del programa se puede asignar al azar: a) propiedades de elementos (espesores de cascaron o shell, propiedades de sección en vigas); b) cargas (puntos nodales de cargas FX, FY, FZ); c) momentos (puntos nodales MX, MY, MZ); d) condiciones de frontera (desplazamiento fijo en nodos UX, UY, UZ), rotación fija en nodos (ROTX y ORTIZ); así como e) las propiedades del material (Módulo de elasticidad, densidad, relación de Poisson, Módulo de cortante, entre otros. Contiene catorce tipos de distribución (Normal, Log-normal, Beta, Weibull, entre otras). El análisis probabilístico lo realiza utilizando Simulaciones de Monte Carlo, así como métodos de fiabilidad de primer y segundo orden.
3) VIPER (siglas en inglés: Vessel Inspection Program Evaluation for Reliability), el programa fue desarrollado por “Structural Integrity Associates”.
5) CRACKS (siglas en inglés: Code for Reliability Analysis of CraCK Containing Structures), programa comercial desarrollado por “Research Centre Karlsruhe”.
6) VISA-II (siglas en inglés: Vessel Integrity Simulation Analysis), programa desarrollado por “Pacific Northwest Laboratory” y certificado por “U.S. Nuclear Regulatory Commission”.
El programa VISA II fue originalmente desarrollado como parte del equipo de trabajo de evaluación de choque térmico presurizado de la NRC. VISA-II utiliza las simulaciones Monte Carlo para evaluar la probabilidad de falla de un reactor de agua a presión (PWR), sometido a presión y carga térmica transitoria especificada por el usuario. Los métodos de la mecánica de fractura lineal elástica son utilizados para modelar el inicio de agrietamiento y la propagación. Los parámetros para el tamaño inicial de grieta, localización, contenido de cobre, temperatura inicial de referencia de la transición dúctil, fluencia, tenacidad a la fractura al inicio de grieta y la tenacidad a la fractura al arrestamiento son tratados como variables al azar.
VISA-II está escrito en FORTRAN y no requiere de funciones de bibliotecas externas para su ejecución. El código desarrolla ambos cálculos probabilísticos y determinísticos para estimar la probabilidad de falla del reactor. La porción determinística del código desarrolla transferencia de calor, esfuerzos y cálculos de mecánica de fractura para el reactor sujeto a temperatura y presión transitorias simuladas para estimar la probabilidad de falla del mismo.
El programa VISA-II incluye nuevas opciones y capacidades de análisis a diferencia del programa original. El análisis determinístico ha sido mejorado al incluir el efecto de la transferencia de calor en el recubrimiento, esfuerzos y cálculos de mecánica de fractura. Otras mejoras en el análisis determinístico incluyen la actualización de las funciones para calcular los factores de intensidad de esfuerzos, la actualización de las ecuaciones de propiedades de material dependientes de la temperatura, determinación general de los coeficientes de superficie de transferencia de calor, datos de entrada del usuario para la atenuación del modelo de fluencia y del límite superior de la tenacidad a la fractura. El programa VISA-II es un programa autosuficiente y permite el fácil traslado entre computadoras.
Aunque las predicciones de crecimiento de grieta de los análisis probabilísticos de VISA-II están basadas en ultrasonido y aunque existen mejores estimaciones de cómo la fractura ocurre en un reactor, en algunos casos no hay estándares previos para juzgar la exactitud de los algoritmos utilizados. Por lo tanto, el programa VISA-II fue sujeto a pruebas extensivas para asegurar la correcta operación del programa. Las pruebas realizadas indicaron tendencias en el inicio y la probabilidad de falla, que fue utilizada para evaluar la operación correcta de cada una de las ecuaciones de crecimiento de grieta en el programa.
Un total de 71 casos de prueba fueron realizados durante el estudio de validación del código. Las pruebas realizadas revelaron deficiencias menores en el código, las cuales fueron corregidas antes de continuar con los casos restantes.
Fue elegido el programa VISA-II, desarrollado para el análisis de mecánica de la fractura probabilística para el reactor tipo PWR y certificado por U.S. Nuclear Regulatory Comisión. En base a este programa se desarrolló una adaptación para análisis de mecánica de la fractura probabilística de del reactor BWR-5 (Programa CNSNSGpc utilizado para el desarrollo del trabajo de Tesis de
Maestría). Ahora será utilizado el programa REACPROB creado para análisis probabilístico siendo una versión diferente para el desarrollo y aportación del trabajo de Tesis Doctoral.