Title

MODELAGEM DA FRATURA POR CORROSÃO SOB TENSÃO EM MECANISMO DE ACIONAMENTO DAS BARRAS DE CONTROLE DE REATOR DE ÁGUA PRESSURIZAD

MODELING OF STRESS CORROSION CRACKING AT CONTROL ROD DRIVE MECHANISM NOZZLES IN PRESSURIZED WATER REACTOR

Authorship

Aly, Omar Fernandes; Andrade, Arnaldo; Neto, Miguel Mattar

Aly, Omar Fernandes

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Andrade, Arnaldo

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Neto, Miguel Mattar

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DOI

10.5151/2594-5327-0330

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Abstract

Um dos principais modos de deterioração dos reatores nucleares de água pressurizada é a corrosão sob tensão pela água do circuito primário em bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle envolvendo a liga 600. Ela é causada pelo efeito conjunto tensões de tração, temperatura, microestrutura metalúrgica susceptível e condições do meio, água do circuito primário. As trincas decorrentes podem produzir falhas de segurança e reduzir a confiabilidade operacional. O objetivo deste trabalho é o desenvolvimento de modelos para a previsão da iniciação e da propagação dessas trincas e validação dos resultados da modelagem por meio da comparação com dados obtidos em experimentos e na literatura. Foram utilizados modelos retirados da literatura, combinados através de quatro propostas de modelagem e validados a partir de dados experimentais do CDTN-Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear de Belo Horizonte, através do sistema de ensaios de tração por deformação lenta (SSRT). Foram utilizados corpos de prova de tração não pré-trincados, de liga 600 MA (laminada e recozida). Nesse trabalho são apresentados os modelos desenvolvidos, os resultados experimentais utilizados para suas validações e conclusões baseadas no desenvolvimento da modelagem e nos resultados obtidos.

One of the main failure mechanisms that cause risks to pressurized water reactors is the primary water stress corrosion cracking occurring at the control reactor displacement mechanism nozzles. It is caused by the joint effect of tensile stress, temperature, susceptible metallurgical microstructure and environmental conditions of the primary water. These cracks can cause accidents that reduce nuclear safety and reduce the reliability. The objective of this work is to propose the modeling of these cracking to predict the initiation and propagation of these cracks, and to validate it according with the experimental resulting and the literature in a nickel-based Alloy 600. The experimental data were obtained at CDTN- Brazilian Nuclear Technology Development Center, in a recent installed SSRT- slow strain rate testing equipment. It had been used traction specimens not pre-cracked, made in Alloy 600 MA (mill annealed). In this paper were presented obtained modelings, experimental results used to its validation and conclusions.

Keywords

Corrosão sob tensão; Liga 600; Modelagem; Reator de água pressurizada.

Stress corrosion cracking; Alloy 600; Modeling; Pressurized water reactor.