Contribuições para melhoria das metodologias de avaliação de choque térmico pressurizado em vasos de pressão de reatores PWR

Abstract

A partir dos anos 80 tornou-se evidente a necessidade de se avaliar a integridade estrutural de vasos de pressão de reatores nucleares no que diz respeito ao acidente de Choque Térmico Pressurizado (PTS - Pressurized Thermal Shock). O reconhecimento da importância da avaliação de PTS tem levado a comunidade internacional de tecnologia nuclear a dedicar considerável esforço de pesquisa em relação ao processo completo de avaliação da integridade dos vasos de pressão de usinas nucleares. Pesquisadores na Europa, Japão e U.S.A. têm concentrado seus esforços nas análises estruturais e de fratura do vaso de pressão, conduzindo experimentos para melhor entender como fatores específicos influenciam o comportamento de descontinuidades sob condições de carregamentos no choque térmico pressurizado. Este trabalho tem por objetivo estudar o comportamento estrutural de um modelo em escala de um vaso de pressão de um reator nuclear do tipo PWR, com descontinuidades reais, sob carregamentos gerados por um choque térmico pressurizado. Para a construção do modelo do vaso de pressão utilizado nesta pesquisa, utilizou-se o projeto desenvolvido por Barroso (1995) com base em estudos de semelhança do comportamento termo-hidraúlico durante o PTS. Para a consecução dos objetivos desta pesquisa foi desenvolvida uma metodologia de obtenção de trincas com geometria e localização conhecidas, na parede do vaso de pressão. Construiu-se, também, um circuito hidráulico capaz de inundar o vaso, aquecido a 300 §C, com 10 m3 de água à temperatura de 8 §C. Paralelamente, foram feitos cálculos termo-hidráulicos utilizando-se o código computacional RELAP5/MOD 3.2.2g, para se obter os perfis de temperatura durante o resfriamento, os quais subsidiaram o cálculo termo-estrutural realizado utilizando o ANSYS 7.01, com modelos bidimensionais e tridimensionais. Os perfis de tensões obtidos neste cálculo estrutural foram usados, juntamente com os conceitos da mecânica de fratura, para avaliar o crescimento das trincas do modelo do vaso de pressão. Após o choque térmico pressurizado, o modelo do vaso de pressão foi submetido a inspeções não destrutivas e destrutivas cujos resultados, em termos do comportamento das trincas, foram comparados com aqueles previstos. Os resultados obtidos mostram que a metodologia que utiliza os valores de fatores de intensidade de tensão (KI) obtidos por meio de cálculos por elementos finitos, 3D, e fatores de intensidade de tensão críticos (KIC,med) descritos pela metodologia da Curva Mestra é menos conservadora do que a metodologia do código ASME, para este estudo de comportamento de trincas na parede do modelo do vaso de pressão do reator nuclear do tipo PWR.