ISSN 2594-5327
57º Congresso anual — Vol. 57 , num. 1 (2002)
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Resumo
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.
Palavras-chave
corrosão sob tensão, reatores PWR, segurança nuclear
corrosão sob tensão, reatores PWR, segurança nuclear
Como citar
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: 57º Congresso anual,
São Paulo, Brasil,
2002.
ISSN: 2594-5327, DOI 10.5151/2594-5327-C01388
