O que são materiais de reatores e usinas de energia – Definição

Uma compreensão da ciência dos materiais é essencial para que o pessoal da usina entenda por que um material foi selecionado para determinadas aplicações em suas instalações. Quase todos os processos que ocorrem nas instalações nucleares envolvem o uso de metais especializados. Um entendimento básico da ciência de materiais é necessário para operadores de instalações nucleares, pessoal de manutenção e equipe técnica para operar e manter com segurança as instalações e os sistemas de suporte às instalações. Nosso objetivo aqui será descrever brevemente as considerações de materiais básicos de reatores nucleares. O conhecimento das propriedades termofísicas e nucleares dos materiais é essencial para projetar usinas nucleares.

Materiais para Reatores Nucleares

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 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 extra baixo 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.

Problemas materiais e desafios de reatores nucleares

Os principais problemas, ou melhor, desafios, que devem ser levados em conta ao projetar reatores, são:

• Tensões de pressão e temperatura com limites associados
  • Limites de Pressão e Temperatura (P/T)
  • Taxas de aquecimento e resfriamento
  • Limites de proteção contra sobrepressão de baixa temperatura
  • Choque Térmico Pressurizado
• Danos por radiação aos materiais do reator
  • Temperatura de transição dúctil-frágil
  • Tenacidade da prateleira superior
• Corrosão

Referência Especial: Relatório de Status do Vaso de Pressão do Reator, US NRC. NUREG-1511. Escritório de Regulação de Reatores Nucleares Comissão Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, 1994.

Estresse de Pressão e Temperatura

Tensões de pressão são tensões induzidas em vasos contendo materiais pressurizados. A carga é fornecida pela mesma força que produz a pressão. Tensões térmicas existem sempre que gradientes de temperatura estão presentes em um material. Diferentes temperaturas produzem diferentes expansões e sujeitam os materiais a tensões internas. Esse tipo de tensão é particularmente perceptível em mecanismos que operam em altas temperaturas e são resfriados por um fluido frio. Essas tensões podem ser compostas de tensão de tração , que é a tensão decorrente de forças que atuam em direções opostas tendendo a separar um material, e tensão de compressão, que é a tensão decorrente de forças que atuam em direções opostas tendendo a unir um material. Essas tensões, de natureza cíclica, podem levar à falha por fadiga dos materiais.

O vaso de pressão do reator e a tubulação, ao contrário, estão sujeitos a grandes variações de carga, mas a frequência do ciclo é baixa; portanto, alta ductilidade é o principal requisito para o aço. Mangas térmicas são usadas em alguns casos, como bicos de pulverização e linhas de aumento, para minimizar tensões térmicas. Os limites de taxa de aquecimento e esfriamento são baseados no impacto na futura vida de fadiga da planta. Os limites de aquecimento e resfriamento garantem que a vida de fadiga da planta seja igual ou maior que a vida operacional da planta. Além disso, as modificações do projeto da planta incluem, por exemplo, o aquecimento dos tanques ou reservatórios de água do Sistema de Resfriamento Central de Emergência (ECCS) para reduzir a diferença de temperatura entre a água injetada e o material do RPV.

Uma questão de segurança que é um problema de longo prazo causado pelo envelhecimento das instalações nucleares é o choque térmico pressurizado (PTS). PTS é o choque experimentado por um vaso de paredes espessas devido às tensões combinadas de uma mudança rápida de temperatura e/ou pressão.

Referência Especial: Relatório de Status do Vaso de Pressão do Reator, US NRC. NUREG-1511. Escritório de Regulação de Reatores Nucleares Comissão Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, 1994.

Limites de Pressão e Temperatura (P/T)

Os limites de pressão e temperatura (P/T) são curvas limites definidas na Especificação Técnica da usina. Cada curva de limite P/T define uma região aceitável para operação normal. 10 CFR 50, Apêndice G, requer o estabelecimento de limites P/T para requisitos específicos de tenacidade à fratura de material dos materiais de limite de pressão. Os limites de PT são derivados com base em análises mecânicas de fratura elástica linear (LEFM). Nessas análises, a temperatura mínima necessária para garantir margens adequadas contra falha do RPV é determinada em função da pressão.

P/T baseiam-se nas limitações de tensão do vaso e da cabeça do reator e na necessidade de impedir a fratura frágil do vaso e da cabeça do reator. O uso usual das curvas é orientação operacional durante manobras de aquecimento ou resfriamento, quando as indicações de pressão e temperatura são monitoradas e comparadas com a curva aplicável para determinar se a operação está dentro da região permitida. As curvas utilizadas pelas operações também incorporam o erro do instrumento para garantir uma margem de segurança adequada. Devido aos efeitos de fragilização da irradiação de nêutrons, a curva MPT se deslocará para a direita ao longo da vida útil do núcleo para explicar o aumento da fragilidade ou a diminuição da ductilidade.

Choque Térmico Pressurizado – PTS

Em geral, o choque térmico é uma carga mecânica causada por uma rápida mudança de temperatura de um determinado ponto. A mudança de temperatura causa tensões na superfície que estão sob tensão, o que pode favorecer a formação e propagação de trincas. Normalmente, os materiais cerâmicos são geralmente suscetíveis a choques térmicos, mas em algumas circunstâncias também os vasos pressurizados sofrem choques térmicos. Com aquecimento (ou resfriamento) rápido de um vaso de paredes espessas, como o vaso de pressão do reator, uma parte da parede pode tentar expandir (ou contrair) enquanto a seção adjacente, que ainda não foi exposta à mudança de temperatura, tenta para contê-lo.

Choque Térmico Pressurizado, PTS, significa um evento ou transiente em reatores de água pressurizada (PWRs) causando super-resfriamento severo (choque térmico) concomitante ou seguido por pressão significativa no vaso do reator. Neste cenário de acidente, a água fria entra em um reator enquanto o vaso está pressurizado. Isso esfria rapidamente o recipiente e coloca grandes tensões térmicas no aço. Eventos graves de super-resfriamento do sistema do reator que podem ser acompanhados por pressurização ou repressurização do vaso do reator podem resultar de uma variedade de causas. A pressão no sistema do reator aumenta a gravidade do choque térmico devido à adição de estresse de pressão. Os transientes, que combinam alta pressão do sistema e um choque térmico severo, são potencialmente mais perigosos devido ao efeito adicional das tensões de tração no interior da parede do vaso do reator. Os transientes relacionados ao PTS incluem:

• válvulas emperradas no sistema primário,
• válvulas emperradas no sistema secundário,
• pequenos acidentes de perda de refrigerante com injeção subseqüente de água do sistema de resfriamento de núcleo de emergência (ECCS),
• quebras na linha principal de vapor,
• rupturas na linha de água de alimentação.

O NRC criou 10 CFR Parte 50,61 e 50,61a – a “regra PTS” e a “regra PTS alternativa” – para garantir que o aço da embarcação permaneça forte o suficiente para proteger a integridade da embarcação. Essas regras exigem avaliações adicionais ou outras ações se a fragilização atingir certos limites.

RT_NDT = RT_NDT(U) + M + ΔRT_NDT

 Onde:

• RT_NDT significa a temperatura de referência para um material do vaso do reator, sob quaisquer condições. Para os materiais da linha de cintura do vaso do reator, o RTNDT deve levar em consideração os efeitos da radiação de nêutrons.
• RT_NDT(U) significa a temperatura de referência para um material do vaso do reator na condição pré-serviço ou não irradiada.
• ΔRT_NDT é o aumento em RT_NDT causado pela irradiação
• M é uma margem adicionada para cobrir incertezas nas propriedades iniciais, teores de cobre e níquel, fluência e procedimentos de cálculo. Quanto maiores as quantidades de cobre, níquel e fluência de nêutrons, maior o aumento.

Enquanto a tenacidade à fratura do material do vaso do reator for relativamente alta, tais eventos não ameaçarão a integridade do RPV. No entanto, a tenacidade à fratura dos materiais do vaso do reator diminui com a exposição a nêutrons rápidos durante a vida útil de uma usina nuclear. Se a tenacidade à fratura do material do vaso tiver sido reduzida o suficiente, eventos PTS graves podem causar a propagação de pequenas falhas que podem existir perto da superfície interna do vaso. A suposta falha inicial pode se propagar em uma rachadura através da parede do vaso de extensão suficiente para ameaçar a integridade do vaso e, portanto, a capacidade de resfriamento do núcleo.

Embora o PTS não afete os reatores de água fervente, há condições muito limitadas em que esses vasos podem sobrepressurizar em baixas temperaturas.

Referência Especial: NUREG-1511, Relatório de Status do Vaso de Pressão do Reator. Comissão Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, DC, 1994.

Referência especial: DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK MATERIAL SCIENCE Volume 2 de 2, DOE-HDBK-1017/2-93, Washington, DC, 1993.

Limites de taxa de aquecimento e resfriamento

O aquecimento do NSSS de Cold Shutdown (MODE 5) para Hot Standby (MODE 3) é realizado por bombas de refrigeração do reator que são muito potentes (podem consumir até 6 MW cada) e, portanto, seu trabalho em conjunto com um calor de decaimento pode ser usado para aquecer o refrigerante primário antes da inicialização do reator. Para operar as bombas de refrigeração do reator, a pressão do sistema de refrigeração do reator deve ser aumentada para satisfazer os requisitos de cabeça de sucção líquida positiva. As bombas de refrigeração do reator são iniciadas sequencialmente. A taxa de aquecimento da planta primária é limitada a cerca de 30°C por hora, a fim de minimizar o estresse interno no material do vaso de pressão, tubulação primária e outros componentes.

Os limites de taxa de aquecimento e esfriamento são baseados no impacto na futura vida de fadiga da planta. Os limites de aquecimento e resfriamento garantem que a vida de fadiga da planta seja igual ou maior que a vida operacional da planta. Grandes componentes, como flanges, a cabeça do vaso do reator e até mesmo o próprio vaso do reator são os componentes limitantes. Normalmente, o componente mais limitante definirá as taxas de aquecimento e resfriamento.

Danos por radiação aos materiais do reator

Os reatores nucleares são fontes significativas de radiação, especialmente radiação de nêutrons. Na operação de energia, a reação de fissão é responsável pela energia gerada em um reator nuclear, e a taxa de reação de fissão é proporcional ao fluxo de nêutrons. Quando um reator é desligado, a fissão essencialmente cessa, mas a energia de decaimento ainda está sendo produzida. A energia produzida após o desligamento é chamada de calor de decaimento. Os reatores nucleares são, portanto, fontes de vários tipos de radiação, sendo os nêutrons os mais importantes. Cada tipo de radiação interage de uma maneira diferente, portanto devemos descrever a interação de partículas (radiação como um fluxo dessas partículas) separadamente. Por exemplo, partículas carregadas com altas energias podem ionizar átomos diretamente. Por outro lado, partículas eletricamente neutras interagem apenas indiretamente, mas também podem transferir algumas ou todas as suas energias para a matéria.

Esta é a característica chave da categorização das fontes de radiação. Eles geralmente são categorizados em dois tipos gerais, como segue:

• Partículas carregadas (diretamente ionizantes)
  • Partículas beta. Partículas beta são elétrons rápidos ou pósitrons emitidos no decaimento beta nuclear, bem como elétrons energéticos produzidos por qualquer outro processo. A radiação beta ioniza a matéria mais fraca que a radiação alfa. Por outro lado, os intervalos de partículas beta são mais longos e dependem fortemente da energia cinética inicial da partícula.
  • Partículas carregadas pesadas. Partículas carregadas pesadas são todos íons energéticos com massa de uma unidade de massa atômica ou maior, como prótons, partículas alfa (núcleos de hélio) ou fragmentos de fissão. O poder de parada da maioria dos materiais é muito alto para partículas alfa e para partículas carregadas pesadas. Portanto, as partículas alfa têm alcances muito curtos. Por outro lado, elas produzem ionização massiva da matéria circundante.
• Partículas neutras (indiretamente ionizantes)
  • Radiação gama (radiação eletromagnética). Os raios gama ionizam a matéria principalmente por meio de ionização indireta. Os raios gama são muito penetrantes, por outro lado, sua ionização não é tão intensa quanto para partículas carregadas. Embora um grande número de interações possíveis seja conhecido, existem três mecanismos principais de interação com a matéria.
    • Efeito fotoelétrico
    • Efeito Compton
    • produção de pares
  • Neutrões. Os nêutrons podem ser emitidos por fissão nuclear ou pelo decaimento de alguns átomos radioativos. Os nêutrons não têm carga elétrica líquida, portanto não podem ser afetados ou interrompidos por forças elétricas. Os nêutrons ionizam a matéria apenas indiretamente, o que torna os nêutrons um tipo de radiação altamente penetrante. Os nêutrons se espalham com núcleos pesados ​​de forma muito elástica. Núcleos pesados ​​muito duros desaceleram um nêutron e muito menos absorvem um nêutron rápido. Uma absorção de nêutrons (diríamos blindagem) causa o início de certa reação nuclear (captura, rearranjo ou mesmo fissão), que é acompanhada por vários outros tipos de radiação. Resumindo, apenas os nêutrons tornam a matéria radioativa, portanto com os nêutrons temos que blindar também os outros tipos de radiação.

Defeitos cristalográficos induzidos por radiação

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 reator 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 reator é 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 obtenção de vida útil e programas de extensão.

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 energia mais alta, 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 novo 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

Programa de Vigilância de Materiais de Navios Reatores

Programas de vigilância de navios reatores fornecer informações sobre o efeito da radiação nos materiais da embarcação em condições de operação. O programa de vigilância do vaso do reator utiliza cápsulas localizadas na parede do vaso diretamente opostas ao centro do núcleo. As cápsulas contêm amostras de aço do vaso do reator obtidas durante a fabricação do vaso e são retiradas periodicamente do vaso do reator. As cápsulas de vigilância devem estar localizadas perto da parede interna do vaso na região da linha de cintura para que as amostras de material dupliquem, no maior grau possível, o espectro de nêutrons, o histórico de temperatura e a fluência máxima de nêutrons experimentados na superfície interna do vaso do reator. Uma cápsula de espécime contendo espécimes para uso em testes mecânicos de entalhe em V, tração e fratura Charpy pode ser removida do reator durante os períodos normais de reabastecimento.

A técnica Charpy V-notch (CVN) é a mais comumente usada. O teste Charpy V-notch usa uma amostra entalhada de seção transversal definida. Para essas condições de carregamento dinâmico e quando um entalhe está presente, estamos usando a tenacidade ao entalhe. Os testes de impacto Charpy e Izod são usados ​​para medir esse parâmetro, que é importante para avaliar o comportamento de transição dúctil para frágil de um material. Da mesma forma que a tenacidade à tração, a tenacidade do entalhe é medida em unidades de joule por metro cúbico (J·m−3) no sistema SI, mas neste caso estamos medindo a área na posição do entalhe.

Também pode haver dosímetros especiais, incluindo níquel puro, cobre, ferro, alumínio-cobalto ou urânio-238, que podem ser colocados em espaçadores especialmente perfurados para conter os dosímetros.

De acordo com 10 CFR 50 Apêndice H, nenhum programa de vigilância de material é necessário para recipientes de reatores para os quais pode ser demonstrado de forma conservadora por métodos analíticos aplicados a dados experimentais e testes realizados em recipientes comparáveis, fazendo concessões apropriadas para todas as incertezas nas medições, que o a fluência máxima de nêutrons no final da vida útil projetada do recipiente não excederá 10¹⁷ n/cm² (E>1 MeV).

Referência Especial: NUREG-1511, Relatório de Status do Vaso de Pressão do Reator. Comissão Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, DC, 1994.

Recozimento de vaso de pressão do reator

Durante a operação de uma usina nuclear, o material do vaso de pressão do reator e o material de outros componentes internos do reator são expostos à radiação de nêutrons (especialmente a nêutrons rápidos > 0,5 MeV), o que resulta em fragilização localizada do aço e soldas no área do núcleo do reator. Esse fenômeno, conhecido como fragilização por irradiação, resulta em:

• Aumente constantemente o DBTT. Não é provável que o DBTT se aproxime da temperatura operacional normal do aço. No entanto, existe a possibilidade de que, quando o reator estiver sendo desligado ou durante um resfriamento anormal, a temperatura caia abaixo do valor DBTT enquanto a pressão interna ainda estiver alta.
• Queda na energia de fratura da prateleira superior. Os efeitos da radiação também se manifestam por uma queda na energia de fratura da prateleira superior e diminuição da tenacidade à fratura.

Todos esses efeitos devem ser monitorados pelos operadores da planta. Portanto, os reguladores nucleares exigem que um programa de vigilância do material do vaso do reator seja conduzido em reatores de potência refrigerados a água.

Uma vez que um material de RPV é degradado por fragilização por radiação (por exemplo, aumento significativo na temperatura de transição dúctil-frágil Charpy ou redução da tenacidade à fratura), o recozimento térmico do RPV é a única maneira de recuperar as propriedades de tenacidade do material RPV.

De acordo com 10 CFR 50,66 – Requisitos para recozimento térmico do vaso de pressão do reator:

“Para os reatores de energia nuclear de água leve onde a radiação de nêutrons reduziu a tenacidade à fratura dos materiais do vaso do reator, um recozimento térmico pode ser aplicado ao vaso do reator para recuperar a tenacidade à fratura do material.”

O recozimento térmico (método “seco”) do vaso de pressão do reator é um método pelo qual o vaso de pressão (com todos os internos do reator removidos) é aquecido até uma certa temperatura (geralmente entre 420 – 460°C) pelo uso de uma fonte de calor externa ( aquecedores elétricos, ar quente), mantidos por um determinado período (por exemplo, 100 – 200 horas) e depois resfriados lentamente. O equipamento de recozimento é geralmente um forno em forma de anel com elementos de aquecimento em sua superfície externa. A potência de saída dos aquecedores instalados pode atingir até 1 MWe. Foi demonstrado que, para os materiais especialmente fabricados, a prateleira superior recuperou 100% após 24 horas de recozimento e mais rapidamente do que a temperatura de transição. O recozimento por 168 horas recuperou 90% da mudança de temperatura de transição.

Recozimento úmido

Existe também a possibilidade do chamado método de recozimento “úmido” que foi aplicado nos EUA e na Bélgica. O recozimento nessa temperatura ~340°C foi alcançado sem aquecimento externo, mas pelo aumento da temperatura do líquido de arrefecimento obtido pela energia das bombas de circulação do circuito primário. Este tipo de recozimento proporciona apenas uma recuperação parcial do material devido à limitação da temperatura máxima.

Referência Especial: Recozimento e re-fragilização de materiais de vasos de pressão do reator. relatório AMES N.19; ISSN 1018-5593. Comunidades Européias, 2008.

Corrosão

A corrosão é a deterioração de um material devido à interação química com o meio ambiente. É um processo natural no qual os metais convertem sua estrutura em uma forma quimicamente mais estável, como óxidos, hidróxidos ou sulfetos. A corrosão é a principal preocupação em usinas de reatores nucleares. A corrosão ocorre continuamente em toda a planta do reator e todo metal está sujeito a ela. Embora essa corrosão não possa ser eliminada, ela pode ser controlada.

Em março de 2002, enquanto o reator nuclear Davis-Besse em Ohio estava respondendo ao Boletim de 2001, a usina identificou uma cavidade do tamanho de uma bola de futebol na cabeça do reator. A cavidade estava ao lado de um bocal rachado e vazando, em uma área da cabeça do vaso coberta por depósitos de anos de vazamentos. Alguns dias após a descoberta, o NRC emitiu uma Carta de Ação Confirmatória ao proprietário da usina, a First Energy Nuclear Corporation. A carta assegurava que a fábrica permaneceria fechada até que a empresa avaliasse e resolvesse os danos na cabeça do navio. Análises posteriores concluíram que o bocal rachado vazou água borada, que criou ácido bórico que corroeu o aço da cabeça do vaso e criou a cavidade.

Veja também: Corrosão

Materiais para Combustível Nuclear

Em PWRs, o núcleo do reator consiste em conjuntos de varetas de combustível, apresentando um revestimento de liga de zircônio, contendo pastilhas de óxido de urânio (com urânio enriquecido em ~ 4% U-235) ou pastilhas MOX (óxidos mistos de urânio-plutônio [(U,Pu )O2], com um teor de Pu de 5–10%). A fabricação de combustível é a etapa final do início do ciclo do combustível nuclear. Nesta etapa, um conjunto de combustível completo é fabricado. Como um conjunto de combustível consiste em várias partes estruturais, essa etapa pode ser processada em diferentes locais e essas peças também podem ser pré-fabricadas.

• Pellets de Combustível. A maioria dos PWRs usa combustível de urânio, que está na forma de dióxido de urânio. O dióxido de urânio é um sólido semicondutor preto com condutividade térmica muito baixa. Por outro lado, o dióxido de urânio tem ponto de fusão muito alto e comportamento bem conhecido. O UO₂ é prensado em pellets, esses pellets são então sinterizados no cilindro sólido (com altura e diâmetro de cerca de 1 centímetro, sendo a altura maior que o diâmetro). As dimensões dos pellets de combustível e outros componentes do conjunto de combustível são controladas com precisão para garantir consistência nas características do combustível. Esses pellets são então carregados e encapsulados dentro de uma vareta de combustível (um tubo de revestimento metálico), que é feito de ligas de zircônio devido à sua baixíssima seção transversal de absorção (ao contrário do aço inoxidável). A superfície do tubo, que cobre os pellets, é chamada de revestimento de combustível. As varetas de combustível são o elemento básico de um conjunto de combustível. As varetas combustíveis têm a função de conter os produtos de fissão, garantindo o suporte mecânico das pastilhas, e permitindo a remoção de calor para o fluido refrigerante do calor gerado pelas reações nucleares. Barra de combustível típica, tem um comprimento de cerca de 4 m, com um diâmetro de cerca de 1 cm.
  • Material: Dióxido de Urânio
• Revestimento de combustível. O zircônio é um metal de transição brilhante, branco-acinzentado e forte que se assemelha ao háfnio e, em menor grau, ao titânio. O zircônio é usado principalmente como refratário e opacificante, embora pequenas quantidades sejam usadas como agente de liga por sua forte resistência à corrosão. A liga de zircônio (por exemplo, Zr + 1%Nb) é amplamente utilizada como revestimento para combustíveis de reatores nucleares. As propriedades desejadas dessas ligas são uma baixa seção transversal de captura de nêutrons e resistência à corrosão em condições normais de serviço. As ligas de zircônio têm condutividade térmica mais baixa (cerca de 18 W/mK) do que o metal de zircônio puro (cerca de 22 W/mK).
  • Material: liga de zircônio
• Bocal Superior e Bocal Inferior. Um conjunto de combustível PWR é composto por um bico inferior no qual as hastes são fixadas através da treliça e para finalizar todo o conjunto é finalizado por um bico superior. Existem grades de espaçamento entre esses bicos. Essas grades garantem uma orientação exata das varetas de combustível. Os bocais inferior e superior são fortemente construídos, pois fornecem grande parte do suporte mecânico para a estrutura do conjunto de combustível. O bico superior garante a função de manuseio de montagem. O bocal inferior fornece o suporte mecânico para a estrutura do conjunto de combustível. O bocal inferior possui um dispositivo de mitigação de detritos, para capturar corpos estranhos em movimento, que formaram, ao mesmo tempo, a principal causa de falha do revestimento.
  • Material: Aço Inoxidável
  • Material: Superligas – Inconel
• Grade de Espaçamento. Garante uma orientação exata das varetas de combustível. As grades espaçadoras são soldadas nos tubos guia e garantem, por meio de molas e reentrâncias, o suporte da vareta combustível e o espaçamento. Podem possuir palhetas, permitindo uma melhor mistura das correntes de fluido, melhorando assim o desempenho termo-hidráulico do conjunto.
  • Material: Superligas – Inconel
  • Material: liga de zircônio
• Tubos de dedal guia. Um tubo vago para hastes de controle ou instrumentação de núcleo . As hastes absorvedoras nos conjuntos de controle deslizam dentro dos tubos guia.
  • Material: liga de zircônio
• Tubo de instrumentação. Um tubo de instrumentação é um tubo vago apenas para instrumentação interna, como o sistema de monitoramento de fluxo de nêutrons interno.
  • Material: liga de zircônio

O conjunto combustível constitui o elemento base do núcleo do reator nuclear . O núcleo do reator (tipo PWR) contém cerca de 157 conjuntos de combustível (dependendo do tipo de reator). Os PWRs ocidentais usam um arranjo de treliça quadrada e os conjuntos são caracterizados pelo número de hastes que contêm, normalmente, 17 × 17 nos projetos atuais. O enriquecimento das barras de combustível nunca é uniforme. O enriquecimento é diferenciado na direção radial, mas também na direção axial. Este arranjo melhora a distribuição de energia e melhora a economia de combustível.

Problemas Materiais dos Combustíveis Nucleares

Perda de Estanqueidade do Revestimento de Combustível

O revestimento evita que os produtos da fissão radioativa escapem da matriz de combustível para o refrigerante do reator e o contaminem. O surgimento de um vazamento naquele revestimento resulta em:

• o transporte de elementos químicos específicos (produtos de fissão) que são estáveis ​​e radioativos (iodo, xenônio, criptônio …) para o circuito primário do reator
• depósitos de isótopos de vida longa (césio, estrôncio, tecnécio …), ou mesmo, em circunstâncias excepcionais, de emissores alfa na tubulação do circuito primário, ou de circuitos auxiliares
• um aumento no nível geral de irradiação para aquele circuito, do nível já devido a produtos de ativação (produtos de corrosão, por exemplo, cobalto, cromo, ferro em particular)

Uma fuga representa, assim, um grande desafio em termos operacionais para o operador de uma central eléctrica, uma vez que tem influência directa no nível de exposição radiológica a que os trabalhadores estão sujeitos, na exploração da central ou na sua manutenção. Embora as falhas de combustível raramente tenham sido um problema relacionado à segurança, seu impacto nos custos operacionais da planta devido a:

• descarga prematura de combustível,
• seguindo o encurtamento do ciclo,
• possíveis interrupções não programadas,
• aumento do volume de combustível irradiado

Um dos passos necessários para atingir a meta de defeito zero é entender as causas raízes das falhas e seus mecanismos, para que algumas ações corretivas possam ser implementadas, seja por meio de melhorias no projeto e fabricação do combustível pelos fornecedores de combustível, seja por mudanças operacionais, como como manobras de potência reduzida.

Referência Especial: CEA, Divisão de Energia Nuclear. Combustíveis Nucleares, ISBN 978-2-281-11345-7

Mecanismos de falha de combustível

Existem várias causas de falha de combustível, que foram identificadas no passado. Nas primeiras datas das operações PWR e BWR, essas causas eram predominantemente defeitos de fabricação ou atrito. A lista a seguir não está completa, também existem mecanismos de falha que são típicos para determinados projetos de reator e combustível. Deve-se notar também que muitas das causas de falha de combustível nunca foram identificadas e permanecem desconhecidas.

• Preocupado. Fretting foi um dos principais mecanismos de falha nas primeiras datas das operações PWR e BWR. Tem normalmente duas variantes.
  • Preocupação com detritos. A fricção de detritos pode ser causada por qualquer detrito (material estranho – geralmente metálico) que pode entrar no pacote de combustível e que tem o potencial de se alojar entre a grade do espaçador e uma vareta de combustível. O desgaste por atrito do revestimento de combustível pode resultar na penetração do revestimento.
  • Fretting grade-para-haste. O atrito grade-a-haste surge da vibração do elemento combustível gerada pela alta
    velocidade do refrigerante através da grade de espaçamento. As grades espaçadoras são soldadas nos tubos guia e garantem, por meio de molas e reentrâncias, o suporte da vareta combustível e o espaçamento. A alta velocidade do refrigerante pode fazer com que a haste esfregue contra a parte da grade do espaçador
    que a segura. Este tipo de desgaste do revestimento pode ser minimizado pelo projeto adequado da grade de espaçamento. O jateamento defletor geralmente é agrupado sob o desgaste grade-a-haste.
• Interação pellet-cladding (PCI). As falhas devido ao PCI são típicas para mudanças de energia, movimento da haste e partida da planta. Eles geralmente ocorrem dentro de algumas horas ou dias após uma rampa de potência ou movimento das hastes de controle. Isso resulta especialmente em restrições de taxa de rampa de inicialização.
• Secar. Nos BWRs, quando o fluxo de calor excede um valor crítico (CHF – critical heat flux) o padrão de fluxo pode atingir as condições de secagem (a fina película de líquido desaparece). A transferência de calor da superfície do combustível para o líquido de arrefecimento é deteriorada, resultando em um aumento drástico na temperatura da superfície do combustível. Este fenômeno pode causar falha na haste de combustível afetada.
• Defeitos de fabricação
  • Defeitos de solda do plugue final.
  • Colapso de fluência do revestimento. O colapso do revestimento pode ser causado pela densificação dos grânulos de combustível formando lacunas axiais na coluna de grânulos, resultando em colapso da pressão externa. Como a fluência depende do tempo, o colapso total normalmente ocorre em queimas mais altas. Este tipo de falha pode ser eliminado através da utilização de pellets com densificação moderada e pré-pressurização das hastes.
  • Superfície de pelota ausente
• Hidratação Interna. A inclusão inadvertida de materiais contendo hidrogênio dentro de uma barra de combustível pode resultar em hidretação e, portanto, fragilização do revestimento de combustível. As fontes de hidrogênio foram principalmente umidade residual ou contaminação orgânica em pastilhas/barras de combustível. Essa causa de falha foi praticamente eliminada por meio de melhorias na fabricação.
• Corrosão induzida em bruto. As falhas de corrosão induzidas no bruto são devidas ao fluxo de calor anormalmente alto que excede os limites de fluxo de calor ou corrosão por queima ou a problemas químicos da água que levam a depósitos excessivos de petróleo bruto. Nos BWRs, a corrosão induzida pelo petróleo bruto foi uma das principais causas de falha de combustível na década de 1980.
• Craqueamento retardado de hidretos (DHC). A trinca de hidreto retardada é o início da trinca dependente do tempo e a propagação através da fratura de hidretos que podem se formar à frente da ponta da trinca. Este tipo de falha pode ser iniciado por longas fissuras na superfície externa do revestimento, que podem se propagar na direção axial/radial. Esse mecanismo de falha pode potencialmente limitar a
  operação de alta queima.
• Danos no manuseio de combustível

Veja também: AIEA, Revisão de falhas de combustível em reatores refrigerados a água. Nº NF-T-2.1. ISBN 978–92–0–102610–1, Viena, 2010.

Oxidação a Vapor em Alta Temperatura de Ligas de Zircônio

Em altas temperaturas, a reação exotérmica de ligas à base de Zr com vapor é muito mais intensa e perigosa para a segurança de usinas nucleares durante acidentes como um acidente de perda de refrigerante (LOCA). O principal problema da oxidação em alta temperatura é que o revestimento de zircônio reage rapidamente com o vapor de água em alta temperatura. A cinética de oxidação de ligas de zircônio relevantes parece ser  parabólica  na faixa de temperatura de 1000-1500°C para muitas ligas à base de Zr. Acima de 1577°C, a camada de óxido se transforma de tetragonal para cúbica e a taxa de oxidação ainda aumenta. Além disso, a oxidação do zircônio pela água é acompanhada pela liberação de gás hidrogênio. Essa oxidação é acelerada em altas temperaturas, por exemplo, dentro do núcleo de um reator, se os conjuntos de combustível não estiverem mais completamente cobertos por água líquida e insuficientemente resfriados. O zircônio metálico é então oxidado por água/vapor para formar gás hidrogênio de acordo com a seguinte reação redox:

Zr + 2H₂ O→ZrO₂  + 2H₂    (Q = 190 kJ/mol; Baker e Just)

Veja também: Oxidação a Vapor em Alta Temperatura de Ligas de Zircônio

Derretimento de Combustível Nuclear

A condutividade térmica do dióxido de urânio é muito baixa quando comparada com urânio metálico, nitreto de urânio, carboneto de urânio e material de revestimento de zircônio. A condutividade térmica é um dos parâmetros que determinam a temperatura central do combustível. Essa baixa condutividade térmica pode resultar em superaquecimento localizado na linha central do combustível e, portanto, esse superaquecimento deve ser evitado. O superaquecimento do combustível é evitado mantendo a taxa de calor linear de pico  (LHR) em estado estacionário ou o Fator de Canal Quente do Fluxo de Calor – F _Q (z) abaixo do nível em que ocorre o derretimento da linha central do combustível. A expansão do pellet de combustível após a fusão da linha central pode fazer com que o pellet estresse o revestimento a ponto de falhar.

Embora o ponto de fusão do UO2 seja superior a 2800°C, o combustível geralmente é operado em temperaturas de pico muito mais baixas (menos de 1400°C). Isso fornece margem suficiente para o derretimento do combustível e para a perda da integridade do combustível. Em geral, o derretimento de combustível deve ser excluído também para acidentes de condição III e IV. Mas o desastre nuclear de Fukushima Daiichi em 2011 eleva o problema de segurança das usinas nucleares a um novo nível no mundo. É difícil prever esses eventos e todos os outros acidentes fora do projeto e se preparar para eles devido à sua extrema raridade. Sob essas circunstâncias raras, a planta pode não ser capaz de operar com segurança. A redução na margem de segurança de uma planta pode causar falhas catastróficas, como colapsos

No caso de fusão de combustível nuclear, é necessário distinguir em qual evento a temperatura de fusão do combustível é atingida. O derretimento do combustível pode ocorrer:

• Dominação lenta da haste de combustível. No caso de um aumento no overpower do combustível que é lento em comparação com a taxa de transferência de calor através do combustível, a fusão ocorre apenas em escala local.
• Perda do dissipador de calor final. No caso de perda de refrigerante do reator, a potência da haste diminui, a temperatura do combustível é apenas algumas dezenas de graus Celsius acima da temperatura do revestimento.
• Acidentes RIA. Nesses acidentes, a grande e rápida deposição de energia no combustível pode resultar em derretimento, fragmentação e dispersão do combustível.

Acidente de derretimento do núcleo do reator

Acidente de fusão do núcleo do reator é um evento ou sequência de eventos que resulta no derretimento de parte do combustível no núcleo do reator. Embora este evento seja muito improvável, não pode ser descartado. São muitas e muitas barreiras que precisam ser transpostas. Especialmente, a falha comum (geralmente 3×100%) do Sistema de Resfriamento Central de Emergência (ECCS) deve ocorrer após perda severa de acidente de refrigerante.

Este tipo de acidente é conhecido sob o termo fusão nuclear (derretimento do núcleo), mas isso não é definido oficialmente pela Agência Internacional de Energia Atômica ou pela Comissão Reguladora Nuclear. O acidente de derretimento do núcleo é um grave acidente de reator nuclear que resulta em danos ao núcleo por superaquecimento. Ocorre quando o calor gerado por um reator nuclear excede o calor removido pelos sistemas de resfriamento a ponto de pelo menos um elemento do combustível nuclear exceder seu ponto de fusão. O calor que causa a fusão de um reator pode se originar da reação nuclear em cadeia, mas mais comumente o calor de decaimento dos produtos de fissão contidos nas varetas de combustível é a fonte primária de calor.

Se o núcleo do reator permanecer seco por um período de tempo considerável, a temperatura das varetas de combustível aumenta e pode atingir localmente níveis que causam degradação significativa e irreversível do núcleo. Os mecanismos dessa degradação são químicos e mecânicos. Dependendo dos níveis de temperatura locais, a degradação pode resultar em produção de hidrogênio mais ou menos severa, liberação de produto de fissão (FP) e formação e propagação de cório fundido em direção à cabeça inferior.

Referência especial: Acidentes de derretimento do núcleo do reator de energia nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.

Couro

Corium, também chamado de material contendo combustível (FCM), é um material semelhante à lava criado no núcleo de um reator nuclear durante um acidente de fusão. Isso consiste de:

• mistura de combustível nuclear e revestimento de zircônio oxidado,
• produtos de fissão,
• hastes de controle,
• materiais estruturais das partes afetadas do reator, produtos de sua reação química com ar, água e vapor,
• e, no caso de rompimento do vaso do reator, concreto derretido do piso da sala do reator.

Se a temperatura atingir o ponto de fusão do UO2, o combustível degrada-se geralmente a partir do centro do núcleo. Devido à formação dos líquidos eutéticos, a temperatura de fusão pode ser várias centenas de graus abaixo do ponto de fusão do UO2 (3100 K). O zircônio do combustível clad, juntamente com outros metais, reage com a água e produz dióxido de zircônio e hidrogênio. A produção de hidrogênio é um grande perigo em acidentes com reatores. À medida que a massa fundida eutética aumenta, a poça de cório pode se formar e se expandir axial e radialmente no núcleo até atingir o defletor ou a placa de suporte do núcleo. Neste momento, o cório flui para a parte inferior da cabeça. A degradação pode resultar em configurações muito diferentes no núcleo simultaneamente, variando de hastes intactas ou pouco degradadas até a formação de uma poça de cório ou um leito de detritos.

Em todos os casos, o cório evapora gradativamente a água presente na cabeça inferior. Se não houver abastecimento adicional de água e a configuração do entulho for tal que não possa ser resfriado de forma eficaz, a temperatura dos materiais aumenta gradativamente até atingir o ponto de fusão das estruturas de aço (chapas, tubos, etc.) localizadas na cabeceira inferior. No caso de resfriamento adequado do cório, ele pode solidificar e o dano é limitado ao próprio reator. No entanto, na ausência de resfriamento adequado, o cório pode derreter através do vaso do reator e fluir para fora ou ser ejetado como uma corrente fundida pela pressão dentro do vaso do reator.

No entanto, o reabastecimento do núcleo pode não ser benéfico em todas as condições. Os seguintes fenômenos podem ocorrer durante a inundação:

• geração massiva de vapor, com produção de hidrogênio e aumento do reator
• pressão do sistema de refrigeração;
• explosão de vapor através da interação cório-água;
• continuação da fusão do núcleo, apesar do influxo de água;
• liberação mais rápida de produtos de fissão.

No caso de falha do vaso do reator durante um acidente de derretimento do núcleo, o cório resultante desse derretimento do núcleo e o derretimento das estruturas internas serão derramados no tapete de base do poço do reator. A interação núcleo fundido-concreto (MCCI) é tratada como um dos importantes fenômenos que podem levar à falha tardia de contenção por penetração do manto de base em um hipotético acidente grave de reatores de água leve (LWRs). O processo é impulsionado pela alta temperatura inicial do cório fundido e pelo calor de decaimento que é gerado dentro do fundido pelo decaimento radioativo dos produtos de fissão. Obviamente, a progressão do MCCI é de suma importância e desempenha um papel fundamental para ameaçar a integridade da contenção, a última barreira dos produtos da fissão.

Retenção no navio

No que diz respeito à segurança das Usinas Nucleares (NPP) em caso de acidente nuclear grave, um dos principais desafios associados é a retenção do combustível nuclear fundido e do interior do reator, denominado cório, dentro do Vaso de Pressão do Reator (RPV). Uma das maneiras de resfriar o cório no RPV é resfriando o vaso por fora. A retenção no vaso pode ser conseguida pela inundação total da cavidade do reator para resfriar a parede externa da cabeça inferior, evitando assim a falha estrutural por ruptura por fluência. Esta estratégia é denominada Retenção In-Vessel(IVR). No caso da estratégia de Retenção In-Vessel (IVR), espera-se que a poça de cório seja cercada por uma crosta de óxido, que estará em contato com o aço fundido tanto no topo da poça quanto nas laterais do vaso. A aplicação desta abordagem em grandes reatores de potência não é trivial devido ao tempo relativamente curto entre a detecção do derretimento do núcleo e a falha da cabeça inferior.

Entalpia do Combustível Nuclear

A entalpia do combustível nuclear também é utilizada como critério de aceitação em tipos muito específicos de acidentes, conhecidos como acidentes iniciados por reatividade (RIA), como os acidentes por ejeção de hastes. RIAs consistem em acidentes postulados que envolvem uma inserção repentina e rápida de reatividade positiva. Como resultado da rápida excursão de potência, as temperaturas do combustível aumentam rapidamente, levando à expansão térmica do pellet de combustível. A excursão de potência é inicialmente mitigada pelo coeficiente de temperatura do combustível (ou feedback Doppler), que será o primeiro feedback, que compensará a reatividade positiva inserida.

Nesses acidentes, a grande e rápida deposição de energia no combustível pode resultar em derretimento, fragmentação e dispersão do combustível. A ação mecânica associada à dispersão do combustível pode ser suficiente para destruir o revestimento e a geometria do feixe de hastes do combustível e produzir pulsos de pressão no sistema primário. A expulsão de combustível quente para a água tem o potencial de causar uma rápida geração de vapor e esses pulsos de pressão, que podem danificar os conjuntos de combustível próximos. Limites na entalpia específica do combustível são usados, porque os testes experimentais mostram que o grau de dano da barra de combustível se correlaciona bem com o valor de pico da entalpia específica do pellet de combustível.

Materiais para turbinas a vapor

A maioria das usinas nucleares opera um gerador de turbina de eixo único que consiste em uma turbina HP de vários estágios e três turbinas LP paralelas de vários estágios , um gerador principal e um excitador. A turbina HP geralmente é uma turbina de reação de fluxo duplo com cerca de 10 estágios com pás envoltas e produz cerca de 30-40% da potência bruta da unidade da usina. As turbinas LP são geralmente turbinas de reação de fluxo duplo com cerca de 5-8 estágios (com lâminas envoltas e com lâminas independentes dos últimos 3 estágios). As turbinas LP produzem aproximadamente 60-70% da potência bruta da unidade da usina. Cada rotor de turbina é montado em dois rolamentos, ou seja, existem rolamentos duplos entre cada módulo de turbina. A gama de ligas usadas em turbinas a vapor é relativamente pequena, em parte devido à necessidade de garantir uma boa combinação de propriedades térmicas, como expansão e condutividade, e em parte devido à necessidade de resistência a altas temperaturas a um custo aceitável.

• Material para rotores de turbina. Os rotores das turbinas a vapor são geralmente feitos de aço de baixa liga. O papel dos elementos de liga é aumentar a temperabilidade para otimizar as propriedades mecânicas e tenacidade após o tratamento térmico. Os rotores ou são necessários para lidar com as mais altas condições de vapor, portanto, a liga mais comumente usada é o aço CrMoV.
• Material para caixa. As carcaças das turbinas a vapor normalmente são grandes estruturas com formas complexas que devem fornecer a contenção de pressão para a turbina a vapor. Devido ao tamanho desses componentes, seu custo tem um forte impacto no custo total da turbina. Os materiais usados ​​atualmente para revestimentos internos e externos são geralmente aços CrMo de baixa liga (por exemplo, o aço 1-2CrMo). Para temperaturas mais altas, as ligas fundidas de 9CrMoVNb são consideradas adequadas em termos de resistência.
• Material das pás da turbina. Para turbinas a gás, as pás da turbina costumam ser o componente limitante. A temperatura mais alta do ciclo ocorre no final do processo de combustão e é limitada pela temperatura máxima que as pás da turbina podem suportar. Como de costume, as considerações metalúrgicas (cerca de 1700 K) colocam um limite superior na eficiência térmica. Portanto, as pás das turbinas geralmente usam materiais exóticos como superligas e muitos métodos diferentes de resfriamento, como canais de ar internos, resfriamento da camada limite e revestimentos de barreira térmica. O desenvolvimento de superligas na década de 1940 e novos métodos de processamento, como a fusão por indução a vácuo na década de 1950, aumentaram muito a capacidade de temperatura das pás da turbina. As pás das turbinas modernas geralmente usam superligas à base de níquel que incorporam cromo, cobalto e rênio.
• As pás das turbinas a vapor não são expostas a temperaturas tão altas, mas devem suportar uma operação com fluido bifásico. O alto teor de gotículas de água pode causar o impacto rápido e a erosão das pás que ocorre quando a água condensada é lançada sobre as pás. Para evitar isso, por exemplo, drenos de condensado são instalados na tubulação de vapor que leva à turbina. Outro desafio para os engenheiros é o projeto das pás do último estágio da turbina LP. Essas pás devem ser (devido ao alto volume específico de vapor) muito longas, o que induz enormes forças centrífugas durante a operação. Portanto, as pás da turbina estão sujeitas ao estresse da força centrífuga (os estágios da turbina podem girar a dezenas de milhares de revoluções por minuto (RPM), mas geralmente a 1800 RPM) e às forças do fluido que podem causar fraturas, escoamento ou falhas por fluência.

Problemas materiais de turbinas

Rastejar

A fluência, também conhecida como fluxo frio, é a deformação permanente que aumenta com o tempo sob carga ou tensão constante . Ocorre devido à longa exposição a grandes tensões mecânicas externas com limite de escoamento e é mais severa em materiais que são submetidos ao calor por longo tempo. A taxa de deformação é uma função das propriedades do material, tempo de exposição, temperatura de exposição  e carga estrutural aplicada. A fluência é um fenômeno muito importante se estivermos usando materiais em alta temperatura. A fluência é muito importante na indústria de energia e é da maior importância no projeto de motores a jato. Para muitas situações de fluência de vida relativamente curta (por exemplo, pás de turbina em aeronaves militares), o tempo de ruptura é a consideração de projeto dominante. Obviamente, para sua determinação, testes de fluência devem ser conduzidos até o ponto de falha; estes são denominados  testes de ruptura por fluência.

Erosão Corrosão

A corrosão por erosão é o dano cumulativo induzido por reações eletroquímicas de corrosão e efeitos mecânicos do movimento relativo entre o eletrólito e a superfície corroída. A erosão também pode ocorrer em combinação com outras formas de degradação, como a corrosão. Isso é conhecido como erosão-corrosão. A corrosão por erosão é um processo de degradação do material devido ao efeito combinado de corrosão e desgaste. Quase todos os meios corrosivos fluidos ou turbulentos podem causar corrosão por erosão. O mecanismo pode ser descrito da seguinte forma:

• erosão mecânica do material, ou camada protetora (ou passiva) de óxido em sua superfície,
• corrosão aumentada do material, se a taxa de corrosão do material depender da espessura da camada de óxido.

A corrosão por erosão é encontrada em sistemas como tubulações, válvulas, bombas, bicos, trocadores de calor e turbinas. O desgaste é um processo mecânico de degradação do material que ocorre em superfícies de fricção ou impacto, enquanto a corrosão envolve reações químicas ou eletroquímicas do material. A corrosão pode acelerar o desgaste e o desgaste pode acelerar a corrosão.

Oxidação a Vapor

O comportamento da oxidação do vapor está diretamente ligado à implementação da geração de vapor ultra-supercrítico para melhorar a eficiência e reduzir as emissões de CO₂. Temperatura mais alta significa maior eficiência; no entanto, taxas de corrosão mais altas ocorrem em uma atmosfera de vapor quando são usados ​​aços ferríticos, ferríticos-martensíticos ou de médio Cr-Ni.

Os materiais que foram desenvolvidos há mais de 50-60 anos não são mais adequados para regimes ultra-supercríticos devido à baixa resistência à corrosão e propriedades inadequadas de resistência e fluência em alta temperatura. Essas tecnologias exigem aços austeníticos avançados e ligas à base de níquel (Ni) com resistência superior à oxidação por vapor.

Fadiga

Na ciência dos materiais, a fadiga é o enfraquecimento de um material causado por carregamento cíclico que resulta em danos estruturais progressivos, quebradiços e localizados. Uma vez iniciada a trinca, cada ciclo de carregamento aumentará a trinca em uma pequena quantidade, mesmo quando repetidas tensões alternadas ou cíclicas são de intensidade consideravelmente abaixo da resistência normal. As tensões podem ser devidas a vibração ou ciclagem térmica. O dano por fadiga é causado por:

• ação simultânea do estresse cíclico,
• tensão de tração (seja aplicada diretamente ou residual),
• tensão plástica.

Se qualquer um desses três não estiver presente, uma trinca de fadiga não será iniciada e propagada. A maioria das falhas de engenharia são causadas por fadiga.

Embora a fratura seja do tipo frágil, pode levar algum tempo para se propagar, dependendo tanto da intensidade quanto da frequência dos ciclos de tensão. No entanto, há muito pouco, se houver, aviso antes da falha se a rachadura não for notada. O número de ciclos necessários para causar falha por fadiga em um determinado pico de tensão é geralmente muito grande, mas diminui à medida que a tensão aumenta. Para alguns aços macios, as tensões cíclicas podem continuar indefinidamente, desde que o pico de tensão (às vezes chamado de resistência à fadiga) esteja abaixo do valor limite de resistência. O tipo de fadiga mais preocupante em usinas nucleares é a fadiga térmica. A fadiga térmica pode surgir de tensões térmicas produzidas por mudanças cíclicas de temperatura. Grandes componentes como o pressurizador, vaso do reator,

Ciência de materiais:

1. Departamento de Energia dos EUA, Ciência de Materiais. DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 e 2. Janeiro de 1993.
2. Departamento de Energia dos EUA, Ciência de Materiais. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 e 2. Janeiro de 1993.
3. William D. Callister, David G. Rethwisch. Ciência e Engenharia de Materiais: Uma Introdução 9ª Edição, Wiley; 9 edição (4 de dezembro de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.
4. Eberhart, Mark (2003). Por que as coisas quebram: entendendo o mundo pela maneira como ele se desfaz. Harmonia. ISBN 978-1-4000-4760-4.
5. Gaskell, David R. (1995). Introdução à Termodinâmica dos Materiais (4ª ed.). Editora Taylor e Francis. ISBN 978-1-56032-992-3.
6. González-Viñas, W. & Mancini, HL (2004). Uma Introdução à Ciência dos Materiais. Princeton University Press. ISBN 978-0-691-07097-1.
7. Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Materiais: engenharia, ciência, processamento e design (1ª ed.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
8. JR Lamarsh, AJ Baratta, Introdução à Engenharia Nuclear, 3ª ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.

Veja acima:
Usina Nuclear