ISSN 2594-5327
57th Congresso anual — Vol. 57 , num. 1 (2002)
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Abstract
Um dos principais modos de degradação que atingem os reatores nucleares com água pressurizada (PWR) é o trincamento dos bocais do sistema de acionamento das barras de controle, por corrosão sob tensão pela água do circuito primário, onde são predominantes tensão, temperaturas de operação e microestruturas susceptíveis ao meio corrosivo. Essas trincas podem produzir acidentes que comprometem a segurança nuclear como obstrução da movimentação das barras de controle e/ou decorrentes de falhas com perda de refrigerante. Neste trabalho é apresentada a fase inicial da pesquisa para abordar o problema, onde é descrito como a corrosão sob tensão pode afetar a região em questão, as especificidades do material onde podem surgir as trincas, os seus processos de fabricação, construção mecânica e do controle químicos e físicos do meio corrosivo, sob aspecto dos diversos regimes de tensão.
Um dos principais modos de degradação que atingem os reatores nucleares com água pressurizada (PWR) é o trincamento dos bocais do sistema de acionamento das barras de controle, por corrosão sob tensão pela água do circuito primário, onde são predominantes tensão, temperaturas de operação e microestruturas susceptíveis ao meio corrosivo. Essas trincas podem produzir acidentes que comprometem a segurança nuclear como obstrução da movimentação das barras de controle e/ou decorrentes de falhas com perda de refrigerante. Neste trabalho é apresentada a fase inicial da pesquisa para abordar o problema, onde é descrito como a corrosão sob tensão pode afetar a região em questão, as especificidades do material onde podem surgir as trincas, os seus processos de fabricação, construção mecânica e do controle químicos e físicos do meio corrosivo, sob aspecto dos diversos regimes de tensão.
Keywords
corrosão sob tensão, reatores PWR, segurança nuclear
corrosão sob tensão, reatores PWR, segurança nuclear
How to cite
Aly, Omar Fernandes; Andrade, Arnaldo H. Paes de; Neto, Miguel Mattar; Maneschy, Eduardo.
ESTUDO DOS MECANISMOS DE FRATURA POR CORROSÃO SOB TENSÃO NOS BOCAIS DO SISTEMA DE ACIONAMENTO DAS BARRAS DE CONTROLE DE USINA TERMONUCLEAR DO TIPO PWR,
p. 590-599.
In: 57th Congresso anual,
São Paulo, Brasil,
2002.
ISSN: 2594-5327, DOI 10.5151/2594-5327-C01388