Os reatores de água pressurizada usam um vaso de pressão do reator (RPV) para conter o combustível nuclear, o moderador, as hastes de controle e o refrigerante. Eles são resfriados e moderados por água líquida de alta pressão (por exemplo, 16MPa). Nesta pressão, a água ferve a aproximadamente 350 °C (662 °F). A temperatura de entrada da água é de cerca de 290 °C (554 °F). A água (refrigerante) é aquecida no núcleo do reator a aproximadamente 325 °C (617 °F) conforme a água flui através do núcleo. Como pode ser visto, o reator tem aproximadamente 25 °C de refrigerante sub-resfriado (distância da saturação).
O vaso de pressão do reator é o vaso de pressão que contém o núcleo do reator e outros componentes internos do reator. É um vaso cilíndrico com um cabeçote inferior hemisférico e um cabeçote superior flangeado e vedado. A cabeça inferior é soldada ao invólucro cilíndrico enquanto a cabeça superior é aparafusada ao invólucro cilíndrico por meio de flanges. A cabeça superior é removível para permitir o reabastecimento do reator durante as interrupções planejadas.
O corpo do vaso do reator é construído em aço carbono de baixa liga de alta qualidade e todas as superfícies que entram em contato com o refrigerante do reator são revestidas com um mínimo de cerca de 3 a 10 mm de aço inoxidável austenítico (por exemplo, 304L) para para minimizar a corrosão.
O aço de baixo teor de carbono, também conhecido como aço macio, é agora a forma mais comum de aço porque seu preço é relativamente baixo, ao mesmo tempo em que fornece propriedades de material aceitáveis para muitas aplicações. O aço de baixo carbono contém aproximadamente 0,05–0,25% de carbono, tornando-o maleável e dúctil. O aço macio tem uma resistência à tração relativamente baixa, mas tem alta tenacidade e é fácil de formar. Os requisitos especiais para materiais do vaso do reator incluem baixa capacidade de ativação (especialmente devido à formação de Co-60). Exemplos de aços carbono de baixa liga de alta qualidade:
- SA-508 Gr.3 Cl.2 (aço ferrítico de baixa liga)
- 15Kh2NMFA (aço ferrítico de baixa liga)
Agentes de Liga
O ferro puro é muito mole para ser usado como estrutura, mas a adição de pequenas quantidades de outros elementos (carbono, manganês ou cromo, por exemplo) aumenta muito sua resistência mecânica. O efeito sinérgico dos elementos de liga e do tratamento térmico produz uma enorme variedade de microestruturas e propriedades. Os quatro principais elementos de liga são:
- Cromo. Nestes aços, o cromo aumenta a dureza e a resistência. De um modo geral, a concentração especificada para a maioria dos graus é de aproximadamente 2%. Este nível parece resultar no melhor equilíbrio entre dureza e tenacidade. O cromo desempenha um papel importante no mecanismo de endurecimento e é considerado insubstituível. Em temperaturas mais altas, o cromo contribui com maior resistência.
- Níquel. O níquel não forma nenhum composto de carboneto no aço, ele permanece em solução na ferrita, fortalecendo e endurecendo a fase de ferrita.
- Molibdênio. O molibdênio (cerca de 0,50-8,00%) quando adicionado a um aço o torna mais resistente a altas temperaturas. O molibdênio aumenta a temperabilidade e a resistência, principalmente em altas temperaturas devido ao alto ponto de fusão do molibdênio. O molibdênio é único na medida em que aumenta a resistência à tração e à fluência do aço em altas temperaturas.
Os aços inoxidáveis austeníticos, que são usados como revestimento resistente à corrosão, contêm entre 16 e 25% de cromo e também podem conter nitrogênio em solução, ambos os quais contribuem para sua resistência à corrosão relativamente alta. O grau mais conhecido é o aço inoxidável AISI 304, que contém cromo (entre 15% e 20%) e níquel (entre 2% e 10,5%) metais como principais constituintes não ferrosos. O aço inoxidável 304 possui excelente resistência a uma ampla gama de ambientes atmosféricos e a muitos meios corrosivos. Essas ligas são geralmente caracterizadas como dúcteis, soldáveis e endurecíveis por conformação a frio.
O aço inoxidável tipo 304L, amplamente utilizado na indústria nuclear, é uma versão de carbono extrabaixo da liga de aço 304. Este grau tem propriedades mecânicas ligeiramente inferiores ao grau 304 padrão, mas ainda é amplamente utilizado graças à sua versatilidade. O menor teor de carbono no 304L minimiza a precipitação deletéria ou prejudicial de carboneto como resultado da soldagem. O 304L pode, portanto, ser usado “como soldado” em ambientes de corrosão severa e elimina a necessidade de recozimento. O grau 304 também possui boa resistência à oxidação em serviço intermitente a 870 °C e em serviço contínuo a 925 °C. Como o grau 304L não requer recozimento pós-soldagem, ele é amplamente utilizado em componentes de bitola pesada. Exemplos de aços inoxidáveis usados:
- Tipo de aço inoxidável 304L
- Tipo 08Kh18N10T aço inoxidável
Os vasos de pressão do reator são os componentes-chave de maior prioridade em usinas nucleares. O vaso de pressão do reator abriga o núcleo do reator e, devido à sua função, tem importância direta para a segurança. Durante a operação de uma usina nuclear, o material do vaso de pressão do reator é exposto à radiação de nêutrons (especialmente a nêutrons rápidos), o que resulta em fragilização localizada do aço e soldas na área do núcleo do reator. A fim de minimizar tal degradação do material, refletores radiais de nêutrons são instalados ao redor do núcleo do reator. Existem dois tipos básicos de refletores de nêutrons, o defletor de núcleo e o defletor de nêutrons refletor pesado. Devido à maior densidade de número atômico, os refletores pesados reduzem o vazamento de nêutrons (especialmente de nêutrons rápidos) do núcleo de forma mais eficiente do que o defletor do núcleo. Como o vaso de pressão do reator é considerado insubstituível, esses efeitos de envelhecimento do RPV têm o potencial de ser condições limitantes da vida útil de uma usina nuclear.
Danos por radiação em metais
Os materiais em serviço nuclear estão sujeitos a vários tipos de radiação. Alguns deles podem causar danos significativos à estrutura cristalina dos materiais. A radiação nuclear concentra grandes quantidades de energia em áreas altamente localizadas. O dano é causado pela interação dessa energia com os núcleos e/ou elétrons em órbita.
Como foi escrito, partículas carregadas com altas energias podem ionizar átomos diretamente ou podem causar excitação de elétrons circundantes. A ionização e a excitação dissipam grande parte da energia das partículas carregadas mais pesadas e causam poucos danos. Isso ocorre porque os elétrons são relativamente livres para se mover e logo são substituídos. O efeito líquido da radiação beta e gama no metal é gerar uma pequena quantidade de calor. Partículas mais pesadas, como prótons, partículas alfa, nêutrons rápidos e fragmentos de fissão, geralmente transferem energia suficiente por meio de colisões elásticas ou inelásticas para remover núcleos de suas posições de rede (cristalina). Essa adição de vacâncias e átomos intersticiais causa mudanças nas propriedades dos metais.
Em geral, os efeitos de maior interesse podem ser descritos pelos seguintes agrupamentos:
- Vagas ou Knock-ons. Defeitos de vacância resultam de um átomo ausente em uma posição de rede. A estabilidade da estrutura cristalina circundante garante que os átomos vizinhos não irão simplesmente colapsar em torno da vacância. Isso pode ser causado pela interação direta de um nêutron de alta energia ou um fragmento de fissão. Se um alvo ou núcleo atingido ganha cerca de 25 eV de energia cinética (25 eV a 30 eV para a maioria dos metais) em uma colisão com uma partícula de radiação (geralmente um nêutron rápido), o núcleo será deslocado de sua posição de equilíbrio na rede cristalina . Durante uma irradiação longa (para grandes valores da fluência de nêutrons), muitos dos átomos deslocados retornarão aos locais normais (estáveis) da rede (ou seja, o recozimento parcial ocorre espontaneamente).
- Intersticiais. Defeitos intersticiais resultam de uma impureza localizada em um sítio intersticial ou um dos átomos da rede estando em uma posição intersticial em vez de estar em sua posição de rede. Um intersticial é formado quando um átomo, que é arrancado de sua posição, para em algum ponto remoto.
- Ionização. A ionização é causada pela remoção de elétrons de suas camadas eletrônicas e tem o efeito de alterar as ligações químicas das moléculas. No metal, a ionização não causa mudanças dramáticas nas propriedades do material. Isso se deve aos elétrons livres, típicos apenas da ligação metálica.
- Espigas Térmicas e de Deslocamento. Picos térmicos e de deslocamento podem causar distorção que é congelada como tensão na área microscópica. Esses picos podem causar uma alteração nas propriedades do material. Este termo identifica domínios localizados de alta temperatura causados pela deposição de energia de nêutrons e fragmentos de fissão. Um pico de deslocamento ocorre quando muitos átomos em uma pequena área são deslocados por um knock-on (ou cascata de knock-ons). Um nêutron de 1 MeV pode afetar aproximadamente 5.000 átomos, constituindo um desses picos. A presença de muitos picos de deslocamento altera as propriedades do metal que está sendo irradiado, como aumento da dureza e diminuição da ductilidade.
- Átomos de Impureza. A captura de nêutrons e as reações nucleares induzidas por várias radiações têm o efeito de transmutar um átomo em um elemento estranho ao material.
- Deslizamento induzido por radiação. Em reatores nucleares, muitos componentes metálicos são submetidos simultaneamente a campos de radiação, temperaturas elevadas e estresse. Metal sob tensão em temperatura elevada exibe o fenômeno de fluência, ou seja. o aumento gradual da tensão com o tempo. A fluência de componentes de metal nas temperaturas de operação do reator torna-se mais rápida quando eles são expostos a um campo de radiação.
Nêutrons com energia suficiente podem perturbar o arranjo atômico ou a estrutura cristalina dos materiais. A influência do dano estrutural é mais significativa para os metais por causa de sua relativa imunidade ao dano por radiação ionizante. Os reatores de água pressurizada operam com uma taxa mais alta de impactos de nêutrons e seus vasos, portanto, tendem a experimentar um maior grau de fragilização do que os vasos de reatores de água fervente. Muitos reatores de água pressurizada projetam seus núcleos para reduzir o número de nêutrons que atingem a parede do vaso. Isso retarda a fragilização do vaso. Os regulamentos do NRC abordam a fragilização em 10 CFR Parte 50, Apêndice G, “Requisitos de Resistência à Fratura” e Apêndice H, “Requisitos do Programa de Vigilância de Material do Reator”. Como o vaso de pressão do reatoré considerado insubstituível, a fragilização por irradiação de nêutrons de aços de vasos de pressão é uma questão-chave na avaliação de longo prazo da integridade estrutural para programas de obtenção e extensão de vida útil.
Danos de radiação são produzidos quando nêutrons de energia suficiente deslocam átomos (especialmente em aços em temperaturas operacionais de 260 a 300°C) que resultam em cascatas de deslocamento que produzem um grande número de defeitos, tanto vacâncias quanto intersticiais. Embora a superfície interna do RPV esteja exposta a nêutrons de energias variadas, os nêutrons de maior energia, aqueles acima de 0,5 MeV, produzem a maior parte do dano. A fim de minimizar essa degradação do material, o tipo e a estrutura do aço devem ser selecionados adequadamente. Hoje sabe-se que a suscetibilidade dos aços para vasos de pressão do reator é fortemente afetada (negativamente) pela presença de cobre, níquel e fósforo.
Como foi escrito, a distinção entre fragilidade e ductilidade não é facilmente aparente, especialmente porque tanto a ductilidade quanto o comportamento frágil dependem não apenas do material em questão, mas também da temperatura (transição dúctil-frágil) do material. O efeito da temperatura na natureza da fratura é de considerável importância. Muitos aços exibem fratura dúctil em temperaturas elevadas e fratura frágil em baixas temperaturas. A temperatura acima da qual um material é dúctil e abaixo da qual é frágil é conhecida como temperatura de transição dúctil-frágil (DBTT), temperatura de ductilidade nula (NDT) ou temperatura de transição de ductilidade nula. Esta temperatura não é precisa, mas varia de acordo com o tratamento mecânico e térmico prévio e a natureza e quantidade de elementos impuros. Pode ser determinado por alguma forma de teste de queda de peso (por exemplo, os testes Charpy ou Izod).
Para minimizar a fluência de nêutrons:
- Refletores de nêutrons radiais são instalados ao redor do núcleo do reator. Os refletores de nêutrons reduzem o vazamento de nêutrons e, portanto, reduzem a fluência de nêutrons em um vaso de pressão do reator.
- Os projetistas do núcleo projetam os padrões de carga de baixo vazamento, nos quais os conjuntos de combustível fresco não estão situados nas posições periféricas do núcleo do reator.
Se o metal for aquecido a temperaturas elevadas após a irradiação (uma forma de recozimento), verifica-se que a resistência e a ductilidade retornam aos mesmos valores de antes da irradiação. Isso significa que os danos causados pela radiação podem ser recozidos de um metal.
Veja também: Temperatura de transição dúctil-frágil
Veja também: Fragilização por Irradiação
Veja também: Recozimento Térmico
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