Abstract: Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado.

Palavras-Chave: mechanical properties; cracks; failures; fracture mechanics; fractures; leaks; pipes; stainless steel-316l; welding; tensile properties; elasticity; mechanical tests; materials testing; nuclear power plants

CUNTO, GABRIEL G. de. Aplicação do conceito "vazamento antes da falha" (LEAK BEFORE BREAK) em tubulações de aço 316LN soldado com metal de adição 316L. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. 2017. 102 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10042017-151324. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27963. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Reator Multipropósito Brasileiro, conhecido como RMB, visa a produção de radioisótopos para aplicação na saúde, indústria e meio ambiente, irradiação e teste de materiais, realização de pesquisas científicas em física nuclear e aplicação de feixe de nêutrons em apoio a pesquisas científicas e tecnológicas desenvolvidas em várias áreas do conhecimento. O combustível para esse reator é do tipo MTR (Materials Testing Reactor) e será produzido pelo Centro de Combustível Nuclear do IPEN, que já vem desenvolvendo e fabricado rotineiramente esse tipo de combustível e tem como desafio aumentar a produtividade das instalações para atender à atual e futura demanda. Objetivou-se neste trabalho estudar a influência da folga entre o briquete e a cavidade da moldura no aparecimento de trincas no núcleo da placa combustível. Para isso, realizou-se uma análise do processo de produção das placas a serem usadas no Reator Multipropósito Brasileiro e estudou-se diferentes folgas definiu-se uma folga padronizada. Foram laminadas e radiografadas placas combustíveis montadas com diferentes folgas entre a moldura e o briquete, identificando-se a ocorrência de trincas no núcleo. As informações obtidas permitiram definir as dimensões e tolerâncias adequadas dos briquetes e das cavidades das molduras que garantem a produção de placas combustíveis dentro dos padrões aceitáveis, melhorando a produtividade do Centro de Combustível Nuclear. Além da folga entre o briquete e a cavidade da moldura, a qual era considerada a principal causa para o trincamento do núcleo, outras causas também foram investigadas. Tanto a folga como também a qualidade do acabamento superficial da matriz de compactação do briquete mostraram-se ser a causa para o trincamento do núcleo durante a laminação das placas combustíveis.

Palavras-Chave: nuclear facilities; fuel fabrication plants; nuclear fuels; uranium tetrafluoride; fuel plates; cracks; failed element detection; failed element monitors; fuel element failure; fuel elements; x-ray radiography; rcic systems; reactor cores; research reactors; rmb reactor; brazil

COSTA, REGINALDO S. Avaliação da influência do ajuste entre moldura e briquete na deformação do núcleo de placas combustíveis. Orientador: Michelangelo Durazzo. 2020. 120 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-21092020-095150. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31517. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Um dos principais mecanismos de falha que causam riscos de fratura a reatores de água pressurizada é a corrosão sob tensão de ligas metálicas em água do circuito primário (CSTAP). É causada por uma combinação das tensões de tração, meio ambiente em temperatura e microestruturas metalúrgicas susceptíveis. Ela pode ocorrer, dentre outros locais, nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle. Essa fratura pode causar acidentes que comprometem a segurança nuclear através do bloqueio das barras de controle e vazamentos de água do circuito primário reduzindo a confiabilidade e a vida útil do reator. O objetivo desta Tese de Doutorado é o estudo de modelos e uma proposta de modelagem para fraturas por corrosão sob tensão em liga 75Ni15Cr9Fe (liga 600), em água de circuito primário de reator de água pressurizada nesses bocais. São superpostos modelos eletroquímicos e de mecânica da fratura e validados com dados obtidos em experimentos e na literatura. Na parte experimental foram utilizados resultados obtidos pelo CDTN no equipamento recém-instalado de ensaio por taxa de deformação lenta. Na literatura está proposto um diagrama que exprime a condição termodinâmica de ocorrerem diversos modos de CSTAP na liga 600: partiu-se de diagramas de potencial x pH (diagramas de Pourbaix), para a liga 600 imersa em água primária à alta temperatura (3000C a 3500C). Sobre ele, determinaram-se os submodos de corrosão, a partir de dados experimentais. Em seguida acrescentou-se uma dimensão adicional ao diagrama, correlacionando uma variável a que se denominou fração de resistência à corrosão sob tensão. No entanto, é possível acrescentar-se outras variáveis que exprimem a cinética de iniciação e/ou crescimento de trinca, provenientes de outras modelagens de CSTAP. A contribuição original deste trabalho se insere nessa fase: partindo-se de uma condição de ensaio de potencial versus pH, foram iniciadas as modelagens de um modelo empírico-comparativo, um semi-empírico-probabilístico, um de tempo de iniciação e um de taxa de deformação, a partir dos ensaios experimentais e superpostas a essa condição. Esses exprimem respectivamente a susceptibilidade à CSTAP, o tempo de falha, e nos dois últimos o tempo de iniciação de falha por corrosão sob tensão. Os resultados foram comparados com os da literatura e se mostraram coerentes. Através desse trabalho, obteve-se uma metodologia de modelagem a partir de dados experimentais.

Palavras-Chave: fracture mechanics; stress corrosion; nickel base alloys; pwr type reactors; reactor control systems; control rod drives; cracks

ALY, OMAR F. Modelagem da fratura por corrosão sob tensão nos bocais do mecânismo de acionamento das barras de controle de reator de água pressurizada. Orientador: Arnaldo Homobono Paes de Andrade. 2006. 249 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-22032012-154040. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11418. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O comportamento dos materiais cerâmicos quanto à resistência ao choque térmico é um tema de grande interesse, devido às aplicações em que a confiabilidade frente a variações bruscas de temperatura é necessária. Neste trabalho foi estudado como a variação na proporção dos aditivos Y2O3:Al2O3 e diferentes parâmetros no processamento do carbeto de silício sinterizado via fase líquida como, tipo e temperatura de sinterização, podem influenciar na resistência ao choque térmico deste material. As misturas foram preparadas com 90%SiC+10%Y2O3:Al2O3 em mol, variando as proporções molares dos óxidos entre 2:1 e 1:4, com e sem prévia reação dos aditivos. As misturas foram compactadas e sinterizadas em forno resistivo de grafite nas temperaturas de 1750°C, 1850°C e 1950°C e, por prensagem a quente, a 1750°C e 1850°C, sendo avaliadas quanto à densificação. Após análise dos resultados preliminares, a sinterização sem pressão e as misturas com proporções 1:3 e 1:4 de Y2O3:Al2O3 previamente reagidos foram selecionadas para o estudo da resistência ao choque térmico. Os ciclos térmicos foram realizados com aquecimento em temperaturas de 600°C, 750°C e 900°C e resfriamento brusco em água em temperatura ambiente. A avaliação das amostras quanto à resistência ao choque térmico, feita por meio da determinação de módulo de elasticidade, porosidade, resistência à flexão e por análise microestrutural de trincas. As amostras sinterizadas na temperatura de 1950°C são as que apresentam o melhor desempenho em relação à resistência ao choque térmico, enquanto a variação na proporção Y2O3:Al2O3 de 1:3 para 1:4 não altera significativamente esta propriedade. Nas condições utilizadas, a temperatura máxima de aplicação do SiC sinterizado via fase líquida deve ser limitada a 750°C, permitindo seu uso como trocadores de calor, rolamentos, mancais de bombas submersas, turbinas a gás e sensor de motores automotivos e aeronáuticos.

Palavras-Chave: thermal shock; heat treatments; thermoelasticity; porosity; compression strength; microstructure; cracks; silicon carbides; sintered materials; liquids; structure factors; materials testing; impact tests; in vivo; comparative evaluations; aerospace industry; automotive industry

MELLO, ROBERTA M. de. Resistência ao choque térmico de carbeto de silício sinterizado via fase líquida. Orientador: Ana Helena de Almeida Bressiani. 2016. 142 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-23022016-104221. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26375. Acesso em: $DATA.

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