{"id":119412,"date":"2023-01-30T10:28:21","date_gmt":"2023-01-30T09:28:21","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/o-que-sao-materiais-de-reatores-e-usinas-de-energia-definicao\/"},"modified":"2023-01-30T10:35:15","modified_gmt":"2023-01-30T09:35:15","slug":"o-que-sao-materiais-de-reatores-e-usinas-de-energia-definicao","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/pt-br\/o-que-sao-materiais-de-reatores-e-usinas-de-energia-definicao\/","title":{"rendered":"O que s\u00e3o materiais de reatores e usinas de energia &#8211; Defini\u00e7\u00e3o"},"content":{"rendered":"<p><span><div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\">Este artigo resume os principais problemas e desafios materiais que devem ser considerados em projetos de usinas nucleares e reatores.\u00a0Materiais de reator e usina <\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><span>Uma compreens\u00e3o da\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/\"><span>ci\u00eancia dos materiais<\/span><\/a><span> \u00e9 essencial para que o pessoal da usina entenda por que um material foi selecionado para determinadas aplica\u00e7\u00f5es em suas instala\u00e7\u00f5es.\u00a0Quase todos os processos que ocorrem nas instala\u00e7\u00f5es nucleares envolvem o uso de metais especializados.\u00a0Um entendimento b\u00e1sico da ci\u00eancia de materiais \u00e9 necess\u00e1rio para operadores de instala\u00e7\u00f5es nucleares, pessoal de manuten\u00e7\u00e3o e equipe t\u00e9cnica para operar e manter com seguran\u00e7a as instala\u00e7\u00f5es e os sistemas de suporte \u00e0s instala\u00e7\u00f5es.\u00a0Nosso objetivo aqui ser\u00e1 descrever brevemente as\u00a0<\/span><strong><span>considera\u00e7\u00f5es de materiais<\/span><\/strong><span> b\u00e1sicos de <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/\"><span>reatores nucleares<\/span><\/a><span>.\u00a0O conhecimento das propriedades termof\u00edsicas e nucleares dos materiais \u00e9 essencial para projetar usinas nucleares.<\/span><\/p>\n<h2><span>Materiais para Reatores Nucleares<\/span><\/h2>\n<figure id=\"attachment_30652\" aria-describedby=\"caption-attachment-30652\" style=\"width: 317px\" class=\"wp-caption alignright\"><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-materials-min.png\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"wp-image-30652\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-materials-min.png\" alt=\"materiais do reator\" width=\"327\" height=\"393\" \/><\/a><figcaption id=\"caption-attachment-30652\" class=\"wp-caption-text\"><span>O corpo do vaso do reator \u00e9 constru\u00eddo em a\u00e7o carbono de baixa liga de alta qualidade e todas as superf\u00edcies que entram em contato com o refrigerante do reator s\u00e3o revestidas com um m\u00ednimo de cerca de 3 a 10 mm de a\u00e7o inoxid\u00e1vel austen\u00edtico (por exemplo, 304L) para para minimizar a corros\u00e3o.<\/span><\/figcaption><\/figure>\n<p><strong><span>Os reatores de \u00e1gua pressurizada<\/span><\/strong><span>\u00a0usam um\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\"><span>vaso de press\u00e3o do reator<\/span><\/a><span>\u00a0(RPV) para conter o combust\u00edvel nuclear, o\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-moderator\/\"><span>moderador<\/span><\/a><span>,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/control-rods\/\"><span>as hastes de controle<\/span><\/a><span>\u00a0e o refrigerante.\u00a0Eles s\u00e3o resfriados e moderados por \u00e1gua l\u00edquida de alta press\u00e3o (por exemplo, 16MPa).\u00a0Nesta press\u00e3o, a \u00e1gua ferve a aproximadamente 350\u00b0C (662\u00b0F).\u00a0A temperatura de entrada da \u00e1gua \u00e9 de cerca de 290\u00b0C (554\u00b0F).\u00a0A \u00e1gua (refrigerante) \u00e9 aquecida no n\u00facleo do reator a aproximadamente 325\u00b0C (617\u00b0F) conforme a \u00e1gua flui atrav\u00e9s do n\u00facleo.\u00a0Como pode ser visto, o reator tem aproximadamente 25\u00b0C de refrigerante sub-resfriado (dist\u00e2ncia da satura\u00e7\u00e3o).<\/span><\/p>\n<p><strong><span>O vaso de press\u00e3o do reator<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 o vaso de press\u00e3o que cont\u00e9m o\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong><span>n\u00facleo do reator<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0e outros\u00a0<\/span><strong><span>componentes internos do reator<\/span><\/strong><span>.\u00a0\u00c9 um\u00a0<\/span><strong><span>vaso cil\u00edndrico<\/span><\/strong><span>\u00a0com um cabe\u00e7ote inferior hemisf\u00e9rico e um cabe\u00e7ote superior flangeado e vedado.\u00a0A cabe\u00e7a inferior \u00e9 soldada ao inv\u00f3lucro cil\u00edndrico enquanto a cabe\u00e7a superior \u00e9 aparafusada ao inv\u00f3lucro cil\u00edndrico por meio de flanges.\u00a0A\u00a0<\/span><strong><span>cabe\u00e7a superior \u00e9 remov\u00edvel<\/span><\/strong><span>\u00a0para permitir o\u00a0<\/span><strong><span>reabastecimento<\/span><\/strong><span>\u00a0do reator durante as interrup\u00e7\u00f5es planejadas.<\/span><\/p>\n<p><span>O corpo do vaso do reator \u00e9 constru\u00eddo\u00a0<\/span><strong><span>em a\u00e7o carbono de baixa liga de alta qualidade<\/span><\/strong><span>\u00a0e todas as superf\u00edcies que entram em contato com o refrigerante do reator\u00a0<\/span><strong><span>s\u00e3o revestidas<\/span><\/strong><span>\u00a0com um m\u00ednimo de cerca de 3 a 10 mm de\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/stainless-steel\/austenitic-stainless-steel\/\"><strong><span>a\u00e7o inoxid\u00e1vel austen\u00edtico<\/span><\/strong><\/a><span> (por exemplo, 304L) para para minimizar a\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><span>corros\u00e3o<\/span><\/a><span>.<\/span><\/p>\n<p><strong><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-full wp-image-30644\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-pressure-vessel-materials.png\" alt=\"materiais do vaso de press\u00e3o do reator\" width=\"349\" height=\"220\" \/><span>O a\u00e7o de baixo carbono<\/span><\/strong><span>, tamb\u00e9m conhecido como\u00a0<\/span><strong><span>a\u00e7o macio,<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 agora a forma mais comum de\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-steels-properties-of-steels-definition\/\"><span>a\u00e7o<\/span><\/a><span>\u00a0porque seu pre\u00e7o \u00e9 relativamente baixo, ao mesmo tempo em que fornece propriedades de material aceit\u00e1veis \u200b\u200bpara muitas aplica\u00e7\u00f5es.\u00a0<\/span><strong><span>O a\u00e7o de baixo carbono<\/span><\/strong><span>\u00a0cont\u00e9m aproximadamente\u00a0<\/span><strong><span>0,05\u20130,25% de carbono<\/span><\/strong><span>, tornando-o\u00a0<\/span><strong><span>male\u00e1vel e d\u00factil<\/span><\/strong><span>.\u00a0O a\u00e7o macio tem uma\u00a0<\/span><strong><span>resist\u00eancia \u00e0 tra\u00e7\u00e3o relativamente baixa<\/span><\/strong><span>, mas tem alta tenacidade e \u00e9 f\u00e1cil de formar.\u00a0Os requisitos especiais para materiais do vaso do reator incluem baixa capacidade de ativa\u00e7\u00e3o (especialmente devido \u00e0 forma\u00e7\u00e3o de Co-60).\u00a0Exemplos de\u00a0<\/span><strong><span>a\u00e7os carbono de baixa liga de alta qualidade:<\/span><\/strong><\/p>\n<ul>\n<li><span>SA-508 Gr.3 Cl.2 (a\u00e7o ferr\u00edtico de baixa liga)<\/span><\/li>\n<li><span>15Kh2NMFA (a\u00e7o ferr\u00edtico de baixa liga)<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><strong><span>Agentes de Liga<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>O ferro puro \u00e9 muito mole para ser usado como estrutura, mas a adi\u00e7\u00e3o de pequenas quantidades de outros elementos (carbono, mangan\u00eas ou cromo, por exemplo) aumenta muito sua resist\u00eancia mec\u00e2nica.\u00a0O efeito sin\u00e9rgico dos elementos de liga e do tratamento t\u00e9rmico produz uma enorme variedade de microestruturas e propriedades.\u00a0Os quatro principais elementos de liga s\u00e3o:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>Cromo.\u00a0Nestes a\u00e7os, o cromo aumenta a <\/span><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/steels-properties-of-steels\/hardness-of-steels\/\"><span>dureza<\/span><\/a><\/strong><span> e a <\/span><strong><span>resist\u00eancia. <\/span><\/strong><span>De um modo geral, a concentra\u00e7\u00e3o especificada para a maioria dos graus \u00e9 de aproximadamente 2%.\u00a0Este n\u00edvel parece resultar no melhor equil\u00edbrio entre dureza e tenacidade.\u00a0O cromo desempenha um papel importante no mecanismo de endurecimento e \u00e9 considerado insubstitu\u00edvel.\u00a0Em temperaturas mais altas, o cromo contribui com maior resist\u00eancia.<\/span><\/li>\n<li><span>N\u00edquel.\u00a0O n\u00edquel n\u00e3o forma nenhum composto de carboneto no a\u00e7o, ele permanece em solu\u00e7\u00e3o na ferrita, fortalecendo e endurecendo a fase de ferrita.<\/span><\/li>\n<li><span>Molibd\u00eanio.\u00a0O molibd\u00eanio (cerca de 0,50-8,00%) quando adicionado a um a\u00e7o o torna mais resistente a altas temperaturas.\u00a0O molibd\u00eanio aumenta a temperabilidade e a resist\u00eancia, principalmente em altas temperaturas devido ao alto ponto de fus\u00e3o do molibd\u00eanio.\u00a0O molibd\u00eanio \u00e9 \u00fanico na medida em que aumenta a resist\u00eancia \u00e0 tra\u00e7\u00e3o e \u00e0 flu\u00eancia do a\u00e7o em altas temperaturas.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><strong><span>Os a\u00e7os inoxid\u00e1veis \u200b\u200bausten\u00edticos, <\/span><\/strong><span>que s\u00e3o usados \u200b\u200bcomo revestimento resistente \u00e0 corros\u00e3o, cont\u00eam entre 16 e 25% de cromo e tamb\u00e9m podem conter nitrog\u00eanio em solu\u00e7\u00e3o, ambos os quais contribuem para sua\u00a0<\/span><strong><span>resist\u00eancia \u00e0 corros\u00e3o relativamente alta<\/span><\/strong><span>.\u00a0O grau mais conhecido \u00e9 o a\u00e7o inoxid\u00e1vel AISI 304, que cont\u00e9m cromo (entre 15% e 20%) e n\u00edquel (entre 2% e 10,5%) metais como principais constituintes n\u00e3o ferrosos.\u00a0O a\u00e7o inoxid\u00e1vel 304 possui excelente resist\u00eancia a uma ampla gama de ambientes atmosf\u00e9ricos e a muitos meios corrosivos.\u00a0Essas ligas s\u00e3o geralmente caracterizadas como d\u00facteis, sold\u00e1veis \u200b\u200be endurec\u00edveis por conforma\u00e7\u00e3o a frio.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>O a\u00e7o inoxid\u00e1vel tipo 304L<\/span><\/strong><span>, amplamente utilizado na ind\u00fastria nuclear, \u00e9 uma vers\u00e3o de carbono extra baixo da liga de a\u00e7o 304.\u00a0Este grau tem propriedades mec\u00e2nicas ligeiramente inferiores ao grau 304 padr\u00e3o, mas ainda \u00e9 amplamente utilizado gra\u00e7as \u00e0 sua versatilidade.\u00a0O menor teor de carbono no 304L minimiza a precipita\u00e7\u00e3o delet\u00e9ria ou prejudicial de carboneto como resultado da soldagem.\u00a0O 304L pode, portanto, ser usado \u201ccomo soldado\u201d em ambientes de corros\u00e3o severa e elimina a necessidade de recozimento.\u00a0O grau 304 tamb\u00e9m possui boa resist\u00eancia \u00e0 oxida\u00e7\u00e3o em servi\u00e7o intermitente a 870 \u00b0C e em servi\u00e7o cont\u00ednuo a 925 \u00b0C.\u00a0Como o grau 304L n\u00e3o requer recozimento p\u00f3s-soldagem, ele \u00e9 amplamente utilizado em componentes de bitola pesada.\u00a0Exemplos de\u00a0<\/span><strong><span>a\u00e7os inoxid\u00e1veis \u200b\u200busados:<\/span><\/strong><\/p>\n<ul>\n<li><span>Tipo de a\u00e7o inoxid\u00e1vel 304L<\/span><\/li>\n<li><span>Tipo 08Kh18N10T a\u00e7o inoxid\u00e1vel<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Os vasos de press\u00e3o do reator s\u00e3o\u00a0<\/span><strong><span>os componentes-chave de maior prioridade<\/span><\/strong><span>\u00a0em\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\"><span>usinas nucleares<\/span><\/a><span>.\u00a0O vaso de press\u00e3o do\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong><span>reator abriga o n\u00facleo<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0do reator e, devido \u00e0 sua fun\u00e7\u00e3o, tem import\u00e2ncia direta para a seguran\u00e7a.\u00a0Durante a opera\u00e7\u00e3o de uma usina nuclear, o material do vaso de press\u00e3o do reator \u00e9 exposto \u00e0\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><span>radia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons<\/span><\/a><span>\u00a0(especialmente a n\u00eautrons r\u00e1pidos), o que resulta em\u00a0<\/span><strong><span>fragiliza\u00e7\u00e3o localizada<\/span><\/strong><span>\u00a0do a\u00e7o e soldas na \u00e1rea do n\u00facleo do reator.\u00a0A fim de minimizar tal degrada\u00e7\u00e3o do material,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong><span>refletores radiais de n\u00eautrons<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0s\u00e3o instalados ao redor do n\u00facleo do reator.\u00a0Existem dois tipos b\u00e1sicos de refletores de n\u00eautrons, o defletor de\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/core-baffle\/\"><strong><span>n\u00facleo<\/span><\/strong><\/a><span> e o defletor de n\u00eautrons <\/span><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/heavy-reflector\/\"><span>refletor pesado<\/span><\/a><\/strong><span>.\u00a0Devido \u00e0<\/span><strong><span>\u00a0maior\u00a0<\/span><\/strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/nuclear-engineering-fundamentals\/neutron-nuclear-reactions\/atomic-number-density\/\"><strong><span>densidade de n\u00famero at\u00f4mico<\/span><\/strong><\/a><span>, os refletores pesados \u200b\u200breduzem o vazamento de n\u00eautrons (especialmente de n\u00eautrons r\u00e1pidos) do n\u00facleo<\/span><strong><span>\u00a0de forma mais eficiente<\/span><\/strong><span>\u00a0do que o defletor do n\u00facleo.\u00a0Como o<\/span><strong><span>\u00a0vaso de press\u00e3o do reator<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 considerado<\/span><strong><span> insubstitu\u00edvel<\/span><\/strong><span>, esses efeitos de envelhecimento do RPV t\u00eam o potencial de ser condi\u00e7\u00f5es limitantes da vida \u00fatil de uma usina nuclear.<\/span><\/p>\n<h3><span>Problemas materiais e desafios de reatores nucleares<\/span><\/h3>\n<p><span>Os principais problemas, ou melhor, desafios, que devem ser levados em conta ao projetar reatores, s\u00e3o:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Tens\u00f5es de press\u00e3o e temperatura com limites associados<\/span><\/strong>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/pressure-and-temperature-p-t-limits\/\"><strong><span>Limites de Press\u00e3o e Temperatura (P\/T)<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/heatup-and-cooldown-rate-limits\/\"><strong><span>Taxas de aquecimento e resfriamento<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><strong><span>Limites de prote\u00e7\u00e3o contra sobrepress\u00e3o de baixa temperatura<\/span><\/strong><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/pressurized-thermal-shock-pts\/\"><strong><span>Choque T\u00e9rmico Pressurizado<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/radiation-damage-to-reactor-materials\/\"><strong><span>Danos por radia\u00e7\u00e3o aos materiais do reator<\/span><\/strong><\/a>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong><span>Temperatura de transi\u00e7\u00e3o d\u00factil-fr\u00e1gil<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-toughness-definition\/\"><strong><span>Tenacidade da prateleira superior<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><strong><span>Corros\u00e3o<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Refer\u00eancia Especial: Relat\u00f3rio de Status do Vaso de Press\u00e3o do Reator, US NRC.\u00a0NUREG-1511.\u00a0Escrit\u00f3rio de Regula\u00e7\u00e3o de Reatores Nucleares Comiss\u00e3o Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, 1994.<\/span><\/p>\n<h2><span>Estresse de Press\u00e3o e Temperatura<\/span><\/h2>\n<p><strong><span>Tens\u00f5es de press\u00e3o<\/span><\/strong><span>\u00a0s\u00e3o tens\u00f5es induzidas em vasos contendo materiais pressurizados.\u00a0A carga \u00e9 fornecida pela mesma for\u00e7a que produz a\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-pressure-physics\/&#8221;><span>press\u00e3o<\/span><span>.\u00a0<strong>Tens\u00f5es\u00a0<\/strong><\/span><strong><span>t\u00e9rmicas<\/span><\/strong><span>\u00a0existem sempre que gradientes de temperatura est\u00e3o presentes em um material.\u00a0Diferentes\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-temperature-physics\/&#8221;>temperaturas\u00a0produzem diferentes expans\u00f5es e sujeitam os materiais a tens\u00f5es internas.\u00a0Esse tipo de tens\u00e3o \u00e9 particularmente percept\u00edvel em mecanismos que operam em altas temperaturas e s\u00e3o resfriados por um fluido frio.\u00a0Essas tens\u00f5es podem ser compostas de\u00a0<em>tens\u00e3o de tra\u00e7\u00e3o<\/em>\u00a0, que \u00e9 a tens\u00e3o decorrente de for\u00e7as que atuam em dire\u00e7\u00f5es opostas tendendo a separar um material, e\u00a0<em>tens\u00e3o de compress\u00e3o<\/em><\/span><span>, que \u00e9 a tens\u00e3o decorrente de for\u00e7as que atuam em dire\u00e7\u00f5es opostas tendendo a unir um material.\u00a0Essas tens\u00f5es, de natureza c\u00edclica, podem levar \u00e0 falha por fadiga dos materiais.<\/span><\/p>\n<p><span>O vaso de press\u00e3o do reator e a tubula\u00e7\u00e3o, ao contr\u00e1rio, est\u00e3o sujeitos a grandes varia\u00e7\u00f5es de carga, mas a frequ\u00eancia do ciclo \u00e9 baixa;\u00a0portanto, alta ductilidade \u00e9 o principal requisito para o a\u00e7o.\u00a0Mangas t\u00e9rmicas s\u00e3o usadas em alguns casos, como bicos de pulveriza\u00e7\u00e3o e linhas de aumento, para minimizar tens\u00f5es t\u00e9rmicas.\u00a0Os limites de taxa de aquecimento e esfriamento s\u00e3o baseados no impacto na futura vida de fadiga da planta.\u00a0Os limites de aquecimento e resfriamento garantem que a vida de fadiga da planta seja igual ou maior que a vida operacional da planta.\u00a0Al\u00e9m disso, as modifica\u00e7\u00f5es do projeto da planta incluem, por exemplo, o aquecimento dos tanques ou reservat\u00f3rios de \u00e1gua do Sistema de Resfriamento Central de Emerg\u00eancia (ECCS) para reduzir a diferen\u00e7a de temperatura entre a \u00e1gua injetada e o material do RPV.<\/span><\/p>\n<p><span>Uma quest\u00e3o de seguran\u00e7a que \u00e9 um problema de longo prazo causado pelo envelhecimento das instala\u00e7\u00f5es nucleares \u00e9\u00a0<\/span><strong><span>o choque t\u00e9rmico pressurizado (PTS)<\/span><\/strong><span>.\u00a0PTS \u00e9 o choque experimentado por um vaso de paredes espessas devido \u00e0s tens\u00f5es combinadas de uma mudan\u00e7a r\u00e1pida de temperatura e\/ou press\u00e3o.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia Especial: Relat\u00f3rio de Status do Vaso de Press\u00e3o do Reator, US NRC.\u00a0NUREG-1511.\u00a0Escrit\u00f3rio de Regula\u00e7\u00e3o de Reatores Nucleares Comiss\u00e3o Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, 1994.<\/span><\/p>\n<h3><span>Limites de Press\u00e3o e Temperatura (P\/T)<\/span><\/h3>\n<figure id=\"attachment_30647\" aria-describedby=\"caption-attachment-30647\" style=\"width: 326px\" class=\"wp-caption alignright\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\" wp-image-30647\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/pressure-temperature-limits-P-T-reactor.png\" alt=\"Limites de press\u00e3o e temperatura (P\/T)\" width=\"336\" height=\"526\" \/><figcaption id=\"caption-attachment-30647\" class=\"wp-caption-text\"><span>Temperatura do refrigerante vs. press\u00e3o para opera\u00e7\u00e3o normal.\u00a0Fonte: DOE-HDBK-1017\/2-93<\/span><\/figcaption><\/figure>\n<p><strong><span>Os limites de press\u00e3o e temperatura (P\/T)<\/span><\/strong><span>\u00a0s\u00e3o curvas limites definidas na Especifica\u00e7\u00e3o T\u00e9cnica da usina.\u00a0Cada curva de limite P\/T define uma regi\u00e3o aceit\u00e1vel para opera\u00e7\u00e3o normal.\u00a010 CFR 50, Ap\u00eandice G, requer o estabelecimento de limites P\/T para requisitos espec\u00edficos de tenacidade \u00e0 fratura de material dos materiais de limite de press\u00e3o.\u00a0Os limites de PT s\u00e3o derivados com base em an\u00e1lises mec\u00e2nicas de fratura el\u00e1stica linear (LEFM).\u00a0Nessas an\u00e1lises, a temperatura m\u00ednima necess\u00e1ria para garantir margens adequadas contra falha do RPV \u00e9 determinada em fun\u00e7\u00e3o da press\u00e3o.<\/span><\/p>\n<p><span>P\/T baseiam-se nas limita\u00e7\u00f5es de tens\u00e3o do vaso e da cabe\u00e7a do reator e na necessidade de impedir a fratura fr\u00e1gil do vaso e da cabe\u00e7a do reator.\u00a0O uso usual das curvas \u00e9 orienta\u00e7\u00e3o operacional durante manobras de aquecimento ou resfriamento, quando as indica\u00e7\u00f5es de press\u00e3o e temperatura s\u00e3o monitoradas e comparadas com a curva aplic\u00e1vel para determinar se a opera\u00e7\u00e3o est\u00e1 dentro da regi\u00e3o permitida.\u00a0As curvas utilizadas pelas opera\u00e7\u00f5es tamb\u00e9m incorporam o erro do instrumento para garantir uma margem de seguran\u00e7a adequada.\u00a0Devido aos efeitos de fragiliza\u00e7\u00e3o da irradia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons, a curva MPT se deslocar\u00e1 para a direita ao longo da vida \u00fatil do n\u00facleo para explicar o aumento da fragilidade ou a diminui\u00e7\u00e3o da ductilidade.<\/span><\/p>\n<h3><span>Choque T\u00e9rmico Pressurizado &#8211; PTS<\/span><\/h3>\n<p><span>Em geral, o <\/span><strong><span>choque t\u00e9rmico<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 uma carga mec\u00e2nica causada por uma r\u00e1pida mudan\u00e7a de temperatura de um determinado ponto.\u00a0A mudan\u00e7a de temperatura causa tens\u00f5es na superf\u00edcie que est\u00e3o sob tens\u00e3o, o que pode favorecer a forma\u00e7\u00e3o e propaga\u00e7\u00e3o de trincas.\u00a0Normalmente, os materiais cer\u00e2micos s\u00e3o geralmente suscet\u00edveis a choques t\u00e9rmicos, mas em algumas circunst\u00e2ncias tamb\u00e9m os vasos pressurizados sofrem choques t\u00e9rmicos.\u00a0Com aquecimento (ou resfriamento) r\u00e1pido de um vaso de paredes espessas, como o vaso de press\u00e3o do reator, uma parte da parede pode tentar expandir (ou contrair) enquanto a se\u00e7\u00e3o adjacente, que ainda n\u00e3o foi exposta \u00e0 mudan\u00e7a de temperatura, tenta para cont\u00ea-lo.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Choque T\u00e9rmico Pressurizado, PTS<\/span><\/strong><span>, significa um evento ou transiente em reatores de \u00e1gua pressurizada (PWRs) causando super-resfriamento severo (choque t\u00e9rmico) concomitante ou seguido por press\u00e3o significativa no vaso do reator.\u00a0Neste cen\u00e1rio de acidente, a \u00e1gua fria entra em um reator enquanto o vaso est\u00e1 pressurizado.\u00a0Isso esfria rapidamente o recipiente e coloca grandes tens\u00f5es t\u00e9rmicas no a\u00e7o.\u00a0Eventos graves de super-resfriamento do sistema do reator que podem ser acompanhados por pressuriza\u00e7\u00e3o ou repressuriza\u00e7\u00e3o do vaso do reator podem resultar de uma variedade de causas.\u00a0A press\u00e3o no sistema do reator aumenta a gravidade do choque t\u00e9rmico devido \u00e0 adi\u00e7\u00e3o de estresse de press\u00e3o.\u00a0Os transientes, que combinam alta press\u00e3o do sistema e um choque t\u00e9rmico severo, s\u00e3o potencialmente mais perigosos devido ao efeito adicional das tens\u00f5es de tra\u00e7\u00e3o no interior da parede do vaso do reator.\u00a0Os transientes relacionados ao PTS incluem:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>v\u00e1lvulas emperradas no sistema prim\u00e1rio,<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>v\u00e1lvulas emperradas no sistema secund\u00e1rio,<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>pequenos acidentes de perda de refrigerante com inje\u00e7\u00e3o subseq\u00fcente de \u00e1gua do sistema de resfriamento de n\u00facleo de emerg\u00eancia (ECCS),<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>quebras na linha principal de vapor,<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>rupturas na linha de \u00e1gua de alimenta\u00e7\u00e3o.<\/span><\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>O NRC criou 10 CFR Parte 50,61 e 50,61a \u2013 a \u201cregra PTS\u201d e a \u201cregra PTS alternativa\u201d \u2013 para garantir que o a\u00e7o da embarca\u00e7\u00e3o permane\u00e7a forte o suficiente para proteger a integridade da embarca\u00e7\u00e3o. Essas regras exigem avalia\u00e7\u00f5es adicionais ou outras a\u00e7\u00f5es se a fragiliza\u00e7\u00e3o atingir certos limites.<\/span><\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong><span>RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span> = RT<\/span><sub><span>NDT(U)<\/span><\/sub><span> + M + \u0394RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><\/strong><\/p>\n<p><sub>\u00a0<\/sub><span>Onde:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span>\u00a0significa a temperatura de refer\u00eancia para um material do vaso do reator, sob quaisquer condi\u00e7\u00f5es.\u00a0Para os materiais da linha de cintura do vaso do reator, o RTNDT deve levar em considera\u00e7\u00e3o os efeitos da radia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons.<\/span><\/li>\n<li><span>RT<\/span><sub><span>NDT(U)<\/span><\/sub><span>\u00a0significa a temperatura de refer\u00eancia para um material do vaso do reator na condi\u00e7\u00e3o pr\u00e9-servi\u00e7o ou n\u00e3o irradiada.<\/span><\/li>\n<li><span>\u0394RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span> \u00e9 o aumento em RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span>\u00a0causado pela irradia\u00e7\u00e3o<\/span><\/li>\n<li><span>M \u00e9 uma margem adicionada para cobrir incertezas nas propriedades iniciais, teores de cobre e n\u00edquel, flu\u00eancia e procedimentos de c\u00e1lculo.\u00a0Quanto maiores as quantidades de cobre, n\u00edquel e flu\u00eancia de n\u00eautrons, maior o aumento.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Enquanto a tenacidade \u00e0 fratura do material do vaso do reator for relativamente alta, tais eventos n\u00e3o amea\u00e7ar\u00e3o a integridade do RPV.\u00a0No entanto, a tenacidade \u00e0 fratura dos materiais do vaso do reator diminui com a exposi\u00e7\u00e3o a n\u00eautrons r\u00e1pidos durante a vida \u00fatil de uma usina nuclear.\u00a0Se a tenacidade \u00e0 fratura do material do vaso tiver sido reduzida o suficiente, eventos PTS graves podem causar a propaga\u00e7\u00e3o de pequenas falhas que podem existir perto da superf\u00edcie interna do vaso.\u00a0A suposta falha inicial pode se propagar em uma rachadura atrav\u00e9s da parede do vaso de extens\u00e3o suficiente para amea\u00e7ar a integridade do vaso e, portanto, a capacidade de resfriamento do n\u00facleo.<\/span><\/p>\n<p><span>Embora o PTS n\u00e3o afete os reatores de \u00e1gua fervente, h\u00e1 condi\u00e7\u00f5es muito limitadas em que esses vasos podem sobrepressurizar em baixas temperaturas.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia Especial: NUREG-1511, Relat\u00f3rio de Status do Vaso de Press\u00e3o do Reator.\u00a0Comiss\u00e3o Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, DC, 1994.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia especial: DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK MATERIAL SCIENCE Volume 2 de 2, DOE-HDBK-1017\/2-93, Washington, DC, 1993.<\/span><\/p>\n<h3><span>Limites de taxa de aquecimento e resfriamento<\/span><\/h3>\n<p><span>O aquecimento do NSSS de Cold Shutdown (MODE 5) para Hot Standby (MODE 3) \u00e9 realizado\u00a0<\/span><strong><span>por\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/reactor-coolant-pump\/\"><span>bombas de refrigera\u00e7\u00e3o do reator<\/span><\/a><\/strong><span>\u00a0que s\u00e3o muito potentes (podem consumir at\u00e9 6 MW cada) e, portanto, seu trabalho em conjunto com um calor de decaimento pode ser usado para aquecer o refrigerante prim\u00e1rio antes da inicializa\u00e7\u00e3o do reator.\u00a0Para operar as bombas de refrigera\u00e7\u00e3o do reator, a press\u00e3o do sistema de refrigera\u00e7\u00e3o do reator deve ser aumentada para satisfazer os requisitos de\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/centrifugal-pumps\/net-positive-suction-head\/\"><span>cabe\u00e7a de suc\u00e7\u00e3o l\u00edquida positiva<\/span><\/a><span>.\u00a0As bombas de refrigera\u00e7\u00e3o do reator s\u00e3o iniciadas sequencialmente.\u00a0A taxa de aquecimento da planta prim\u00e1ria \u00e9 limitada a cerca\u00a0<\/span><strong><span>de 30\u00b0C por hora<\/span><\/strong><span>, a fim de minimizar o estresse interno no material do\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\"><span>vaso de press\u00e3o<\/span><\/a><span>, tubula\u00e7\u00e3o prim\u00e1ria e outros componentes.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Os limites de taxa de aquecimento e esfriamento<\/span><\/strong><span>\u00a0s\u00e3o baseados no impacto na futura\u00a0<\/span><strong><span>vida de fadiga<\/span><\/strong><span>\u00a0da planta.\u00a0Os limites de aquecimento e resfriamento garantem que a vida de fadiga da planta seja igual ou maior que a vida operacional da planta.\u00a0Grandes componentes, como flanges, a cabe\u00e7a do vaso do reator e at\u00e9 mesmo o pr\u00f3prio vaso do reator s\u00e3o os componentes limitantes.\u00a0Normalmente, o componente mais limitante definir\u00e1 as taxas de aquecimento e resfriamento.<\/span><\/p>\n<h2><span>Danos por radia\u00e7\u00e3o aos materiais do reator<\/span><\/h2>\n<p><strong><span>Os reatores nucleares<\/span><\/strong><span>\u00a0s\u00e3o fontes significativas de radia\u00e7\u00e3o, especialmente radia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons.\u00a0Na opera\u00e7\u00e3o de energia, a\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\"><span>rea\u00e7\u00e3o de fiss\u00e3o<\/span><\/a><span>\u00a0\u00e9 respons\u00e1vel pela energia gerada em um reator nuclear, e a taxa de rea\u00e7\u00e3o de fiss\u00e3o \u00e9 proporcional ao\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\"><span>fluxo de n\u00eautrons<\/span><\/a><span>.\u00a0Quando um reator \u00e9 desligado, a fiss\u00e3o essencialmente cessa, mas\u00a0<\/span><strong><span>a energia de decaimento<\/span><\/strong><span>\u00a0ainda est\u00e1 sendo produzida.\u00a0A energia produzida ap\u00f3s o desligamento \u00e9 chamada de\u00a0<\/span><strong><span>calor de decaimento<\/span><\/strong><span>.\u00a0Os reatores nucleares s\u00e3o, portanto, fontes de v\u00e1rios tipos de radia\u00e7\u00e3o, sendo os n\u00eautrons os mais importantes.\u00a0Cada tipo de radia\u00e7\u00e3o\u00a0<\/span><strong><span>interage de uma maneira diferente<\/span><\/strong><span>, portanto devemos descrever a intera\u00e7\u00e3o de part\u00edculas (radia\u00e7\u00e3o como um fluxo dessas part\u00edculas) separadamente.\u00a0Por exemplo, part\u00edculas carregadas com altas energias podem ionizar \u00e1tomos diretamente.\u00a0Por outro lado, part\u00edculas eletricamente neutras interagem apenas indiretamente, mas tamb\u00e9m podem transferir algumas ou todas as suas energias para a mat\u00e9ria.<\/span><\/p>\n<p><span>Esta \u00e9 a caracter\u00edstica chave da categoriza\u00e7\u00e3o das fontes de radia\u00e7\u00e3o.\u00a0Eles geralmente s\u00e3o categorizados em dois tipos gerais, como segue:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Part\u00edculas carregadas<\/span><\/strong><span>\u00a0(diretamente ionizantes)<\/span>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/beta-particle\/\"><strong><span>Part\u00edculas beta<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Part\u00edculas beta s\u00e3o el\u00e9trons r\u00e1pidos ou p\u00f3sitrons emitidos no decaimento beta nuclear, bem como el\u00e9trons energ\u00e9ticos produzidos por qualquer outro processo.\u00a0A radia\u00e7\u00e3o beta ioniza a mat\u00e9ria mais fraca que<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/alpha-particle\/\"><span>a radia\u00e7\u00e3o alfa<\/span><\/a><span>.\u00a0Por outro lado, os<\/span><strong><span>\u00a0intervalos de part\u00edculas beta s\u00e3o mais longos<\/span><\/strong><span>\u00a0e dependem fortemente da energia cin\u00e9tica inicial da part\u00edcula.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Part\u00edculas carregadas pesadas<\/span><\/strong><span>.\u00a0Part\u00edculas carregadas pesadas s\u00e3o todos \u00edons energ\u00e9ticos com massa de uma unidade de massa at\u00f4mica ou maior, como pr\u00f3tons,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/alpha-particle\/\"><span>part\u00edculas alfa<\/span><\/a><span>\u00a0(n\u00facleos de h\u00e9lio) ou\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/fission-fragments\/\"><span>fragmentos de fiss\u00e3o<\/span><\/a><span>.\u00a0O poder de parada da maioria dos materiais \u00e9 muito alto para part\u00edculas alfa e para part\u00edculas carregadas pesadas.\u00a0Portanto, as part\u00edculas alfa t\u00eam\u00a0<\/span><strong><span>alcances muito curtos<\/span><\/strong><span>. Por outro lado, elas produzem ioniza\u00e7\u00e3o massiva da mat\u00e9ria circundante.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Part\u00edculas neutras<\/span><\/strong><span>\u00a0(indiretamente ionizantes)<\/span>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/photon\/\"><strong><span>Radia\u00e7\u00e3o gama<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0(radia\u00e7\u00e3o eletromagn\u00e9tica).\u00a0Os raios gama ionizam a mat\u00e9ria principalmente por meio<\/span><strong><span> de ioniza\u00e7\u00e3o indireta<\/span><\/strong><span>.\u00a0Os raios gama s\u00e3o muito penetrantes, por outro lado, sua ioniza\u00e7\u00e3o n\u00e3o \u00e9 t\u00e3o intensa quanto para part\u00edculas carregadas.\u00a0Embora um grande n\u00famero de intera\u00e7\u00f5es poss\u00edveis seja conhecido, existem tr\u00eas mecanismos principais de intera\u00e7\u00e3o com a mat\u00e9ria.<\/span>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/photoelectric-effect\/\"><strong><span>Efeito fotoel\u00e9trico<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/compton-scattering\/\"><strong><span>Efeito Compton<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/pair-production\/\"><strong><span>produ\u00e7\u00e3o de pares<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><strong><span>Neutr\u00f5es<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Os n\u00eautrons podem ser emitidos por<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\"><span>fiss\u00e3o nuclear<\/span><\/a><span> ou pelo<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/radioactive-decay\/\"><span>decaimento<\/span><\/a><span>\u00a0de alguns \u00e1tomos radioativos.\u00a0Os n\u00eautrons<\/span><strong><span> n\u00e3o t\u00eam carga el\u00e9trica l\u00edquida<\/span><\/strong><span>, portanto n\u00e3o podem ser afetados ou interrompidos por for\u00e7as el\u00e9tricas.\u00a0Os n\u00eautrons ionizam a mat\u00e9ria apenas indiretamente, o que torna os n\u00eautrons um tipo de radia\u00e7\u00e3o altamente penetrante.\u00a0Os n\u00eautrons se espalham com n\u00facleos pesados \u200b\u200bde<\/span><strong><span> forma muito el\u00e1stica<\/span><\/strong><span>.\u00a0N\u00facleos pesados \u200b\u200bmuito duros desaceleram um n\u00eautron e muito menos absorvem um n\u00eautron r\u00e1pido.\u00a0Uma absor\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons (dir\u00edamos blindagem) causa o in\u00edcio de certa<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/interactions-neutrons-matter\/\"><span>rea\u00e7\u00e3o nuclear<\/span><\/a><span>\u00a0(captura, rearranjo ou mesmo<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\"><span> fiss\u00e3o<\/span><\/a><span>), que \u00e9 acompanhada por v\u00e1rios outros<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/radiation\/forms-ionizing-radiation\/\"><span>tipos de radia\u00e7\u00e3o<\/span><\/a><span>.\u00a0Resumindo, apenas os n\u00eautrons tornam a mat\u00e9ria radioativa, portanto com os n\u00eautrons temos que blindar tamb\u00e9m os outros tipos de radia\u00e7\u00e3o.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<\/ul>\n<h3><span>Defeitos cristalogr\u00e1ficos induzidos por radia\u00e7\u00e3o<\/span><\/h3>\n<p><span>Os materiais em servi\u00e7o nuclear est\u00e3o sujeitos a v\u00e1rios tipos de radia\u00e7\u00e3o.\u00a0Alguns deles podem causar danos significativos \u00e0 estrutura cristalina dos materiais.\u00a0A radia\u00e7\u00e3o nuclear concentra grandes quantidades de energia em \u00e1reas altamente localizadas.\u00a0O dano \u00e9 causado pela intera\u00e7\u00e3o dessa energia com os n\u00facleos e\/ou el\u00e9trons em \u00f3rbita.<\/span><\/p>\n<p><span>Como foi escrito, part\u00edculas carregadas com altas energias podem ionizar \u00e1tomos diretamente ou podem causar excita\u00e7\u00e3o de el\u00e9trons circundantes.\u00a0A\u00a0<\/span><strong><span>ioniza\u00e7\u00e3o e a excita\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong><span>\u00a0dissipam grande parte da energia das part\u00edculas carregadas mais pesadas e\u00a0<\/span><strong><span>causam poucos danos<\/span><\/strong><span>.\u00a0Isso ocorre porque os el\u00e9trons s\u00e3o relativamente livres para se mover e logo s\u00e3o substitu\u00eddos.\u00a0O efeito l\u00edquido da radia\u00e7\u00e3o beta e gama no metal \u00e9 gerar uma pequena quantidade de calor.\u00a0Part\u00edculas mais pesadas, como pr\u00f3tons, part\u00edculas alfa,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/fast-neutrons-high-energy-neutrons\/\"><strong><span>n\u00eautrons r\u00e1pidos<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0e fragmentos de fiss\u00e3o, geralmente transferem energia suficiente por meio de colis\u00f5es el\u00e1sticas ou inel\u00e1sticas para remover n\u00facleos de suas posi\u00e7\u00f5es de rede (cristalina).\u00a0Essa adi\u00e7\u00e3o de vac\u00e2ncias e \u00e1tomos intersticiais causa mudan\u00e7as nas propriedades dos metais.<\/span><\/p>\n<p><span>Em geral, os efeitos de maior interesse podem ser descritos pelos seguintes agrupamentos:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/vacancy-crystallographic-defects\/\"><strong><span>Vagas ou Knock-ons<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Defeitos de vac\u00e2ncia resultam de um \u00e1tomo ausente em uma posi\u00e7\u00e3o de rede.\u00a0A estabilidade da<\/span> <a href=\"https:\/\/material-properties.org\/crystal-structure-of-chemical-elements\/\"><span>estrutura cristalina<\/span><\/a><span>\u00a0circundante garante que os \u00e1tomos vizinhos n\u00e3o ir\u00e3o simplesmente colapsar em torno da vac\u00e2ncia.\u00a0Isso pode ser causado pela intera\u00e7\u00e3o direta de um<\/span><strong><span>\u00a0n\u00eautron de alta energia<\/span><\/strong><span>\u00a0ou um fragmento de fiss\u00e3o.\u00a0Se um alvo ou n\u00facleo atingido ganha cerca de 25 eV de energia cin\u00e9tica (25 eV a 30 eV para a maioria dos metais) em uma colis\u00e3o com uma part\u00edcula de radia\u00e7\u00e3o (geralmente um n\u00eautron r\u00e1pido), o n\u00facleo ser\u00e1 deslocado de sua posi\u00e7\u00e3o de equil\u00edbrio na rede cristalina. Durante uma irradia\u00e7\u00e3o longa (para grandes valores da<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\"><span>flu\u00eancia de n\u00eautrons<\/span><\/a><span>), muitos dos \u00e1tomos deslocados retornar\u00e3o aos locais normais (est\u00e1veis) da rede (ou seja, o recozimento parcial ocorre espontaneamente).<\/span><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/interstitial-defect-crystallographic-defects\/\"><strong><span>Intersticiais<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Defeitos intersticiais resultam de uma impureza localizada em um s\u00edtio intersticial ou um dos \u00e1tomos da rede estando em uma posi\u00e7\u00e3o intersticial em vez de estar em sua posi\u00e7\u00e3o de rede.\u00a0Um intersticial \u00e9 formado quando um \u00e1tomo, que \u00e9 arrancado de sua posi\u00e7\u00e3o, para em algum ponto remoto.<\/span><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-detection\/measurement-of-radiation\/what-is-ionization\/\"><strong><span>Ioniza\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0A ioniza\u00e7\u00e3o \u00e9 causada pela remo\u00e7\u00e3o de el\u00e9trons de suas camadas eletr\u00f4nicas e tem o efeito de alterar as liga\u00e7\u00f5es qu\u00edmicas das mol\u00e9culas.\u00a0No metal, a ioniza\u00e7\u00e3o n\u00e3o causa mudan\u00e7as dram\u00e1ticas nas propriedades do material.\u00a0Isso se deve aos el\u00e9trons livres, t\u00edpicos apenas da liga\u00e7\u00e3o met\u00e1lica.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Espigas T\u00e9rmicas e de Deslocamento<\/span><\/strong><span>.\u00a0Picos t\u00e9rmicos e de deslocamento podem causar distor\u00e7\u00e3o que \u00e9 congelada como tens\u00e3o na \u00e1rea microsc\u00f3pica.\u00a0Esses picos podem causar uma altera\u00e7\u00e3o nas propriedades do material.\u00a0Este termo identifica dom\u00ednios localizados de alta temperatura causados \u200b\u200bpela deposi\u00e7\u00e3o de energia de n\u00eautrons e fragmentos de fiss\u00e3o.\u00a0Um pico de deslocamento ocorre quando muitos \u00e1tomos em uma pequena \u00e1rea s\u00e3o deslocados por um knock-on (ou cascata de knock-ons).\u00a0Um n\u00eautron de 1 MeV pode afetar aproximadamente 5.000 \u00e1tomos, constituindo um desses picos.\u00a0A presen\u00e7a de muitos picos de deslocamento altera as propriedades do metal que est\u00e1 sendo irradiado, como aumento da dureza e diminui\u00e7\u00e3o da ductilidade.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>\u00c1tomos de Impureza<\/span><\/strong><span>.\u00a0A captura de n\u00eautrons e as rea\u00e7\u00f5es nucleares induzidas por v\u00e1rias radia\u00e7\u00f5es t\u00eam o efeito de transmutar um \u00e1tomo em um elemento estranho ao material.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Deslizamento induzido por radia\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong><span>.\u00a0Em reatores nucleares, muitos componentes met\u00e1licos s\u00e3o submetidos simultaneamente a campos de radia\u00e7\u00e3o, temperaturas elevadas e estresse.\u00a0Metal sob tens\u00e3o em temperatura elevada exibe o fen\u00f4meno de flu\u00eancia, ou seja.\u00a0o aumento gradual da tens\u00e3o com o tempo.\u00a0A flu\u00eancia de componentes de metal nas temperaturas de opera\u00e7\u00e3o do reator torna-se mais r\u00e1pida quando eles s\u00e3o expostos a um campo de radia\u00e7\u00e3o.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><strong><span>N\u00eautrons com energia suficiente<\/span><\/strong><span>\u00a0podem perturbar o arranjo at\u00f4mico ou a estrutura cristalina dos materiais.\u00a0A influ\u00eancia do dano estrutural \u00e9 mais significativa para os metais por causa de sua relativa imunidade ao dano por radia\u00e7\u00e3o ionizante.\u00a0Os reatores de \u00e1gua pressurizada operam com uma taxa mais alta de impactos de n\u00eautrons e seus vasos, portanto, tendem a experimentar um maior grau de fragiliza\u00e7\u00e3o do que os vasos de reator de \u00e1gua fervente.\u00a0Muitos reatores de \u00e1gua pressurizada projetam seus n\u00facleos para reduzir o n\u00famero de n\u00eautrons que atingem a parede do vaso.\u00a0Isso retarda a fragiliza\u00e7\u00e3o do vaso.\u00a0Os regulamentos do NRC abordam a fragiliza\u00e7\u00e3o em 10 CFR Parte 50, Ap\u00eandice G, &#8220;Requisitos de Resist\u00eancia \u00e0 Fratura&#8221; e Ap\u00eandice H, &#8220;Requisitos do Programa de Vigil\u00e2ncia de Material do Reator&#8221;.\u00a0Como o\u00a0<\/span><strong><span>vaso de press\u00e3o do reator <\/span><\/strong><span>\u00e9 considerado\u00a0<\/span><strong><span>insubstitu\u00edvel<\/span><\/strong><span>, a fragiliza\u00e7\u00e3o por irradia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons de a\u00e7os de vasos de press\u00e3o \u00e9 uma quest\u00e3o chave na avalia\u00e7\u00e3o de longo prazo da integridade estrutural para obten\u00e7\u00e3o de vida \u00fatil e programas de extens\u00e3o.<\/span><\/p>\n<p><span>Danos de radia\u00e7\u00e3o s\u00e3o produzidos quando n\u00eautrons de energia suficiente deslocam \u00e1tomos (especialmente em a\u00e7os em temperaturas operacionais de 260 a 300\u00b0C) que resultam em\u00a0<\/span><strong><span>cascatas de deslocamento<\/span><\/strong><span>\u00a0que produzem um grande n\u00famero de defeitos, tanto vac\u00e2ncias quanto intersticiais.\u00a0Embora a superf\u00edcie interna do RPV esteja exposta a n\u00eautrons de energias variadas, os n\u00eautrons de energia mais alta,\u00a0<\/span><strong><span>acima de 0,5 MeV<\/span><\/strong><span>, produzem a maior parte do dano.\u00a0A fim de minimizar essa degrada\u00e7\u00e3o do material, o tipo e a estrutura do\u00a0<\/span><strong><span>a\u00e7o devem ser selecionados adequadamente<\/span><\/strong><span>.\u00a0Hoje sabe-se que a suscetibilidade dos a\u00e7os para vasos de press\u00e3o do reator \u00e9 fortemente afetada (negativamente) pela presen\u00e7a de cobre, n\u00edquel e f\u00f3sforo.<\/span><\/p>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright wp-image-27932\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/ductile-brittle-transition-temperature-ductility-brittleness.png\" alt=\"temperatura de transi\u00e7\u00e3o d\u00factil-fr\u00e1gil\" width=\"431\" height=\"519\" \/><span>Como foi escrito, a distin\u00e7\u00e3o entre fragilidade e\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/\"><span>ductilidade<\/span><\/a><span>\u00a0n\u00e3o \u00e9 facilmente aparente, especialmente porque tanto a ductilidade quanto o comportamento fr\u00e1gil dependem n\u00e3o apenas do material em quest\u00e3o, mas tamb\u00e9m\u00a0<\/span><strong><span>da temperatura<\/span><\/strong><span>\u00a0(transi\u00e7\u00e3o d\u00factil-fr\u00e1gil) do material.\u00a0O efeito da temperatura na natureza da fratura \u00e9 de consider\u00e1vel import\u00e2ncia.\u00a0Muitos a\u00e7os exibem fratura d\u00factil em temperaturas elevadas e\u00a0<\/span><strong><span>fratura fr\u00e1gil em baixas temperaturas<\/span><\/strong><span>\u00a0.\u00a0A temperatura acima da qual um material \u00e9 d\u00factil e abaixo da qual \u00e9 fr\u00e1gil \u00e9 conhecida como\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong><span>temperatura de transi\u00e7\u00e3o d\u00factil-fr\u00e1gil<\/span><\/strong><\/a> <span>(DBTT), temperatura de ductilidade nula (NDT) ou temperatura de transi\u00e7\u00e3o de ductilidade nula.\u00a0Esta temperatura n\u00e3o \u00e9 precisa, mas varia de acordo com o tratamento mec\u00e2nico e t\u00e9rmico pr\u00e9vio e a natureza e quantidade de elementos impuros.\u00a0Pode ser determinado por alguma forma de teste de queda de peso (por exemplo, os\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/toughness\/charpy-impact-test\/\"><strong><span>testes Charpy ou Izod<\/span><\/strong><\/a><span>).<\/span><\/p>\n<p><span>Para minimizar a flu\u00eancia de n\u00eautrons:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong><span>Refletores de n\u00eautrons radiais<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0s\u00e3o instalados ao redor do n\u00facleo do reator.\u00a0Os refletores de n\u00eautrons reduzem o vazamento de n\u00eautrons e, portanto, reduzem a flu\u00eancia de n\u00eautrons em um vaso de press\u00e3o do reator.<\/span><\/li>\n<li><span>Os projetistas do n\u00facleo projetam os\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-loading-pattern\/\"><strong><span>padr\u00f5es de carga de baixo vazamento<\/span><\/strong><\/a><span>, nos quais\u00a0<\/span><strong><span>os conjuntos de combust\u00edvel novo n\u00e3o est\u00e3o situados nas posi\u00e7\u00f5es perif\u00e9ricas<\/span><\/strong><span>\u00a0do\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><span>n\u00facleo do reator<\/span><\/a><span>.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Se o metal for aquecido a temperaturas elevadas ap\u00f3s a irradia\u00e7\u00e3o (uma forma de recozimento), verifica-se que a resist\u00eancia e a ductilidade retornam aos mesmos valores de antes da irradia\u00e7\u00e3o.\u00a0Isso significa que os danos causados \u200b\u200bpela radia\u00e7\u00e3o podem ser recozidos de um metal.<\/span><\/p>\n<p><span>Veja tamb\u00e9m:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong><span>Temperatura de transi\u00e7\u00e3o d\u00factil-fr\u00e1gil<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<p><span>Veja tamb\u00e9m:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\"><strong><span>Fragiliza\u00e7\u00e3o por Irradia\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<p><span>Veja tamb\u00e9m:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/heat-treatment-of-metals\/thermal-annealing\/\"><strong><span>Recozimento T\u00e9rmico<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<h3><span>Programa de Vigil\u00e2ncia de Materiais de Navios Reatores<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>Programas de vigil\u00e2ncia de navios reatores <\/span><\/strong><span>fornecer informa\u00e7\u00f5es sobre o efeito da radia\u00e7\u00e3o nos materiais da embarca\u00e7\u00e3o em condi\u00e7\u00f5es de opera\u00e7\u00e3o.\u00a0O programa de vigil\u00e2ncia do vaso do reator utiliza c\u00e1psulas localizadas na parede do vaso diretamente opostas ao centro do n\u00facleo.\u00a0As c\u00e1psulas cont\u00eam amostras de a\u00e7o do vaso do reator obtidas durante a fabrica\u00e7\u00e3o do vaso e s\u00e3o retiradas periodicamente do vaso do reator.\u00a0As c\u00e1psulas de vigil\u00e2ncia devem estar localizadas perto da parede interna do vaso na regi\u00e3o da linha de cintura para que as amostras de material dupliquem, no maior grau poss\u00edvel, o espectro de n\u00eautrons, o hist\u00f3rico de temperatura e a flu\u00eancia m\u00e1xima de n\u00eautrons experimentados na superf\u00edcie interna do vaso do reator.\u00a0Uma c\u00e1psula de esp\u00e9cime contendo esp\u00e9cimes para uso em testes mec\u00e2nicos de entalhe em V, tra\u00e7\u00e3o e fratura Charpy pode ser removida do reator durante os per\u00edodos normais de reabastecimento.<\/span><\/p>\n<p><span>A t\u00e9cnica Charpy V-notch (CVN) \u00e9 a mais comumente usada.\u00a0O teste Charpy V-notch usa uma amostra entalhada de se\u00e7\u00e3o transversal definida.\u00a0Para essas condi\u00e7\u00f5es de carregamento din\u00e2mico e quando um entalhe est\u00e1 presente, estamos usando a <\/span><strong><span>tenacidade ao entalhe<\/span><\/strong><span>.\u00a0Os testes de impacto Charpy e Izod s\u00e3o usados \u200b\u200bpara medir esse par\u00e2metro, que \u00e9 importante para avaliar o comportamento de transi\u00e7\u00e3o d\u00factil para fr\u00e1gil de um material.\u00a0Da mesma forma que a tenacidade \u00e0 tra\u00e7\u00e3o, a tenacidade do entalhe \u00e9 medida em unidades de <\/span><strong><span>joule por metro c\u00fabico<\/span><\/strong><span> (J\u00b7m\u22123) no sistema SI, mas neste caso estamos medindo a \u00e1rea na posi\u00e7\u00e3o do entalhe.<\/span><\/p>\n<p><span>Tamb\u00e9m pode haver dos\u00edmetros especiais, incluindo n\u00edquel puro, cobre, ferro, alum\u00ednio-cobalto ou ur\u00e2nio-238, que podem ser colocados em espa\u00e7adores especialmente perfurados para conter os dos\u00edmetros.<\/span><\/p>\n<p><span>De acordo com 10 CFR 50 Ap\u00eandice H, nenhum programa de vigil\u00e2ncia de material \u00e9 necess\u00e1rio para recipientes de reatores para os quais pode ser demonstrado de forma conservadora por m\u00e9todos anal\u00edticos aplicados a dados experimentais e testes realizados em recipientes compar\u00e1veis, fazendo concess\u00f5es apropriadas para todas as incertezas nas medi\u00e7\u00f5es, que o a flu\u00eancia m\u00e1xima de n\u00eautrons no final da vida \u00fatil projetada do recipiente n\u00e3o exceder\u00e1\u00a0<\/span><strong><span>10<\/span><sup><span>17<\/span><\/sup><span> n\/cm<\/span><sup><span>2<\/span><\/sup><span> (E&gt;1 MeV)<\/span><\/strong><span>.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia Especial: NUREG-1511, Relat\u00f3rio de Status do Vaso de Press\u00e3o do Reator.\u00a0Comiss\u00e3o Reguladora Nuclear dos EUA, Washington, DC, 1994.<\/span><\/p>\n<h3><span>Recozimento de vaso de press\u00e3o do reator<\/span><\/h3>\n<p><span>Durante a opera\u00e7\u00e3o de uma <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\"><span>usina nuclear<\/span><\/a><span>, o material do <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\"><span>vaso de press\u00e3o do reator<\/span><\/a><span> e o material de outros componentes internos do reator s\u00e3o expostos \u00e0 <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><span>radia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons<\/span><\/a><span> (especialmente a n\u00eautrons r\u00e1pidos &gt; 0,5 MeV), o que resulta em <\/span><strong><span>fragiliza\u00e7\u00e3o localizada<\/span><\/strong><span> do a\u00e7o e soldas no \u00e1rea do n\u00facleo do reator.\u00a0Esse fen\u00f4meno, conhecido como<\/span><strong><span> fragiliza\u00e7\u00e3o por irradia\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong><span>, resulta em:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Aumente constantemente o DBTT<\/span><\/strong><span>.\u00a0N\u00e3o \u00e9 prov\u00e1vel que o DBTT se aproxime da temperatura operacional normal do a\u00e7o.\u00a0No 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 press\u00e3o interna ainda estiver alta.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Queda na energia de fratura da prateleira superior<\/span><\/strong><span>.\u00a0Os efeitos da radia\u00e7\u00e3o tamb\u00e9m se manifestam por uma queda na energia de fratura da prateleira superior e diminui\u00e7\u00e3o da tenacidade \u00e0 fratura.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Todos esses efeitos devem ser monitorados pelos operadores da planta.\u00a0Portanto, os reguladores nucleares exigem que um programa de vigil\u00e2ncia do material do vaso do reator seja conduzido em reatores de pot\u00eancia refrigerados a \u00e1gua.<\/span><\/p>\n<p><span>Uma vez que um material de RPV \u00e9 degradado por <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\"><span>fragiliza\u00e7\u00e3o por radia\u00e7\u00e3o<\/span><\/a><span> (por exemplo, aumento significativo na temperatura de transi\u00e7\u00e3o d\u00factil-fr\u00e1gil Charpy ou redu\u00e7\u00e3o da tenacidade \u00e0 fratura), o <\/span><strong><span>recozimento t\u00e9rmico<\/span><\/strong><span>\u00a0do RPV \u00e9 a \u00fanica maneira de recuperar as propriedades de tenacidade do material RPV.<\/span><\/p>\n<p><span>De acordo com 10 CFR 50,66 &#8211; Requisitos para recozimento t\u00e9rmico do vaso de press\u00e3o do reator:<\/span><\/p>\n<p><em><span>&#8220;Para os reatores de energia nuclear de \u00e1gua leve onde a radia\u00e7\u00e3o de n\u00eautrons reduziu a tenacidade \u00e0 fratura dos materiais do vaso do reator, um recozimento t\u00e9rmico pode ser aplicado ao vaso do reator para recuperar a tenacidade \u00e0 fratura do material.&#8221;<\/span><\/em><\/p>\n<p><strong><span>O recozimento t\u00e9rmico<\/span><\/strong><span> (<\/span><strong><span>m\u00e9todo &#8220;seco&#8221;<\/span><\/strong><span>) do vaso de press\u00e3o do reator \u00e9 um m\u00e9todo pelo qual o vaso de press\u00e3o (com todos os internos do reator removidos) \u00e9 aquecido at\u00e9 uma certa temperatura (geralmente entre <\/span><strong><span>420 \u2013 460\u00b0C<\/span><\/strong><span>) pelo uso de uma fonte de calor externa ( aquecedores el\u00e9tricos, ar quente), mantidos por um determinado per\u00edodo (<\/span><strong><span>por exemplo, 100 \u2013 200 horas<\/span><\/strong><span>) e depois resfriados lentamente.\u00a0O equipamento de recozimento \u00e9 geralmente um forno em forma de anel com elementos de aquecimento em sua superf\u00edcie externa.\u00a0A pot\u00eancia de sa\u00edda dos aquecedores instalados pode atingir at\u00e9 1 MWe.\u00a0Foi demonstrado que, para os materiais especialmente fabricados, a prateleira superior recuperou 100% ap\u00f3s 24 horas de recozimento e mais rapidamente do que a temperatura de transi\u00e7\u00e3o.\u00a0O recozimento por 168 horas recuperou 90% da mudan\u00e7a de temperatura de transi\u00e7\u00e3o.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Recozimento \u00famido<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>Existe tamb\u00e9m a possibilidade do chamado m\u00e9todo <\/span><strong><span>de recozimento \u201c\u00famido\u201d<\/span><\/strong><span> que foi aplicado nos EUA e na B\u00e9lgica. O recozimento nessa temperatura ~340\u00b0C foi alcan\u00e7ado sem aquecimento externo, mas pelo aumento da temperatura do l\u00edquido de arrefecimento obtido pela energia das bombas de circula\u00e7\u00e3o do circuito prim\u00e1rio. Este tipo de recozimento proporciona apenas uma recupera\u00e7\u00e3o parcial do material devido \u00e0 limita\u00e7\u00e3o da temperatura m\u00e1xima.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia Especial: Recozimento e re-fragiliza\u00e7\u00e3o de materiais de vasos de press\u00e3o do reator.\u00a0relat\u00f3rio AMES N.19;\u00a0ISSN 1018-5593.\u00a0Comunidades Europ\u00e9ias, 2008.<\/span><\/p>\n<h2><span>Corros\u00e3o<\/span><\/h2>\n<p><strong><span>A corros\u00e3o<\/span><\/strong><span> \u00e9 a deteriora\u00e7\u00e3o de um material devido \u00e0 intera\u00e7\u00e3o qu\u00edmica com o meio ambiente. \u00c9\u00a0<\/span><strong><span>um processo natural<\/span><\/strong><span> no qual os metais convertem sua estrutura em uma forma quimicamente mais est\u00e1vel, como \u00f3xidos, hidr\u00f3xidos ou sulfetos.\u00a0A corros\u00e3o \u00e9 a principal preocupa\u00e7\u00e3o em usinas de reatores nucleares.\u00a0A corros\u00e3o ocorre continuamente em toda a planta do reator e todo metal est\u00e1 sujeito a ela.\u00a0Embora essa corros\u00e3o n\u00e3o possa ser eliminada, ela pode ser controlada.<\/span><\/p>\n<p><span>Em mar\u00e7o 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 cabe\u00e7a do reator.\u00a0A cavidade estava ao lado de um bocal rachado e vazando, em uma \u00e1rea da cabe\u00e7a do vaso coberta por dep\u00f3sitos de anos de vazamentos.\u00a0Alguns dias ap\u00f3s a descoberta, o NRC emitiu uma Carta de A\u00e7\u00e3o Confirmat\u00f3ria ao propriet\u00e1rio da usina, a First Energy Nuclear Corporation.\u00a0A carta assegurava que a f\u00e1brica permaneceria fechada at\u00e9 que a empresa avaliasse e resolvesse os danos na cabe\u00e7a do navio.\u00a0An\u00e1lises posteriores conclu\u00edram que o bocal rachado vazou \u00e1gua borada, que criou \u00e1cido b\u00f3rico que corroeu o a\u00e7o da cabe\u00e7a do vaso e criou a cavidade.<\/span><\/p>\n<p><span>Veja tamb\u00e9m:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><span>Corros\u00e3o<\/span><\/a><\/p>\n<h2><span>Materiais para Combust\u00edvel Nuclear<\/span><\/h2>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-large wp-image-30656\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/Fuel-assembly-and-materials-min-140x1024.png\" alt=\"\" width=\"140\" height=\"1024\" \/><span>Em PWRs, o n\u00facleo do reator consiste em\u00a0<\/span><strong><span>conjuntos de varetas de combust\u00edvel<\/span><\/strong><span>, apresentando um revestimento de liga de zirc\u00f4nio, contendo pastilhas de \u00f3xido de ur\u00e2nio (com ur\u00e2nio enriquecido em ~ 4% U-235) ou pastilhas MOX (\u00f3xidos mistos de ur\u00e2nio-plut\u00f4nio [(U,Pu )O2], com um teor de Pu de 5\u201310%).\u00a0<\/span><strong><span>A fabrica\u00e7\u00e3o de combust\u00edvel<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 a etapa final do in\u00edcio do ciclo do combust\u00edvel nuclear.\u00a0Nesta etapa, um conjunto de combust\u00edvel completo \u00e9 fabricado.\u00a0Como um\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/\"><strong><span>conjunto de combust\u00edvel<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0consiste em v\u00e1rias partes estruturais, essa etapa pode ser processada em diferentes locais e essas pe\u00e7as tamb\u00e9m podem ser pr\u00e9-fabricadas.<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/\"><span>Pellets de Combust\u00edvel<\/span><\/a><span>.\u00a0<\/span><\/strong><span>A maioria dos<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\"><span>\u00a0PWRs<\/span><\/a><span> usa<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/uranium\/\"><strong><span>combust\u00edvel de ur\u00e2nio<\/span><\/strong><\/a><span>, que est\u00e1 na forma de<\/span><strong><span> di\u00f3xido de ur\u00e2nio<\/span><\/strong><span>. O di\u00f3xido de ur\u00e2nio \u00e9 um s\u00f3lido semicondutor preto com<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/thermal-conduction\/thermal-conductivity\/thermal-conductivity-of-uranium-dioxide\/\"><strong><span>condutividade t\u00e9rmica muito baixa<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Por outro lado, o di\u00f3xido de ur\u00e2nio tem<\/span><strong><span>\u00a0ponto de fus\u00e3o muito alto<\/span><\/strong><span>\u00a0e<\/span><strong><span> comportamento bem conhecido<\/span><\/strong><span>. O UO<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>\u00a0\u00e9 prensado em<\/span><strong><span>\u00a0pellets<\/span><\/strong><span>, esses pellets s\u00e3o ent\u00e3o sinterizados no cilindro s\u00f3lido (com altura e di\u00e2metro de cerca de 1 cent\u00edmetro, sendo a altura maior que o di\u00e2metro).\u00a0As dimens\u00f5es dos pellets de combust\u00edvel e outros componentes do conjunto de combust\u00edvel s\u00e3o controladas com precis\u00e3o para garantir consist\u00eancia nas caracter\u00edsticas do combust\u00edvel.\u00a0Esses\u00a0<\/span><strong><span>pellets<\/span><\/strong><span>\u00a0s\u00e3o ent\u00e3o carregados e encapsulados dentro de uma vareta de combust\u00edvel (um tubo de revestimento met\u00e1lico), que \u00e9 feito de ligas de zirc\u00f4nio devido \u00e0 sua baix\u00edssima\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-cross-section\/\"><span>se\u00e7\u00e3o transversal<\/span><\/a> <span>de<\/span><span>\u00a0absor\u00e7\u00e3o (ao contr\u00e1rio do a\u00e7o inoxid\u00e1vel).\u00a0A superf\u00edcie do tubo, que cobre os pellets, \u00e9 chamada\u00a0<\/span><strong><span>de revestimento de combust\u00edvel<\/span><\/strong><span>.\u00a0As varetas de combust\u00edvel s\u00e3o o elemento b\u00e1sico de um conjunto de combust\u00edvel.\u00a0As varetas combust\u00edveis t\u00eam a fun\u00e7\u00e3o de conter os produtos de fiss\u00e3o, garantindo o suporte mec\u00e2nico das pastilhas, e permitindo a remo\u00e7\u00e3o de calor para o fluido refrigerante do calor gerado pelas rea\u00e7\u00f5es nucleares.\u00a0Barra de combust\u00edvel t\u00edpica, tem um comprimento de cerca de 4 m, com um di\u00e2metro de cerca de 1 cm.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/uranium-dioxide-uo2\/\"><span>Di\u00f3xido de Ur\u00e2nio<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/\"><span>Revestimento de combust\u00edvel<\/span><\/a><span>.\u00a0O zirc\u00f4nio<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 um metal de transi\u00e7\u00e3o brilhante, branco-acinzentado e forte que se assemelha ao h\u00e1fnio e, em menor grau, ao tit\u00e2nio.\u00a0<\/span><strong><span>O zirc\u00f4nio<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 usado principalmente como refrat\u00e1rio e opacificante, embora pequenas quantidades sejam usadas como agente de liga por sua forte resist\u00eancia \u00e0 corros\u00e3o.\u00a0A liga de zirc\u00f4nio (por exemplo, Zr + 1%Nb) \u00e9 amplamente utilizada como revestimento para combust\u00edveis de reatores nucleares.\u00a0As propriedades desejadas dessas ligas s\u00e3o uma baixa se\u00e7\u00e3o transversal de captura de n\u00eautrons e resist\u00eancia \u00e0 corros\u00e3o em condi\u00e7\u00f5es normais de servi\u00e7o.\u00a0As ligas de zirc\u00f4nio t\u00eam condutividade t\u00e9rmica mais baixa (cerca de 18 W\/mK) do que o metal de zirc\u00f4nio puro (cerca de 22 W\/mK).<\/span>\n<ul>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>liga de zirc\u00f4nio<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Bocal Superior<\/span><\/strong><span>\u00a0e Bocal Inferior.\u00a0<\/span><strong><span>Um conjunto de combust\u00edvel PWR \u00e9<\/span><\/strong><span>\u00a0composto por um bico inferior no qual as hastes s\u00e3o fixadas atrav\u00e9s da treli\u00e7a e para finalizar todo o conjunto \u00e9 finalizado por um bico superior.\u00a0Existem\u00a0<\/span><strong><span>grades de espa\u00e7amento<\/span><\/strong><span>\u00a0entre esses bicos.\u00a0Essas grades garantem uma orienta\u00e7\u00e3o exata das varetas de combust\u00edvel.\u00a0Os bocais inferior e superior s\u00e3o fortemente constru\u00eddos, pois fornecem grande parte do suporte mec\u00e2nico para a estrutura do conjunto de combust\u00edvel.\u00a0O bico superior garante a fun\u00e7\u00e3o de manuseio de montagem.\u00a0O bocal inferior fornece o suporte mec\u00e2nico para a estrutura do conjunto de combust\u00edvel.\u00a0O bocal inferior possui um dispositivo de mitiga\u00e7\u00e3o de detritos, para capturar corpos estranhos em movimento, que formaram, ao mesmo tempo, a principal causa de falha do revestimento.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-stainless-steel-definition\/\"><span>A\u00e7o Inoxid\u00e1vel<\/span><\/a><\/li>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-superalloys-definition\/\"><span>Superligas &#8211; Inconel<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Grade de Espa\u00e7amento.\u00a0<\/span><\/strong><span>Garante uma orienta\u00e7\u00e3o exata das varetas de combust\u00edvel.\u00a0As grades espa\u00e7adoras s\u00e3o soldadas nos tubos guia e garantem, por meio de molas e reentr\u00e2ncias, o suporte da vareta combust\u00edvel e o espa\u00e7amento.\u00a0Podem possuir palhetas, permitindo uma melhor mistura das correntes de fluido, melhorando assim o desempenho termo-hidr\u00e1ulico do conjunto.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-superalloys-definition\/\"><span>Superligas &#8211; Inconel<\/span><\/a><\/li>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>liga de zirc\u00f4nio<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Tubos\u00a0<\/span><\/strong><strong><span>de dedal guia.\u00a0<\/span><\/strong><span>Um tubo vago para hastes de controle ou\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/nuclear-instrumentation\/incore-nuclear-instrumentation\/\"><span>instrumenta\u00e7\u00e3o<\/span><\/a><span>\u00a0de n\u00facleo .\u00a0As hastes absorvedoras nos conjuntos de controle deslizam dentro dos tubos guia.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>liga de zirc\u00f4nio<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Tubo de instrumenta\u00e7\u00e3o.\u00a0Um tubo de instrumenta\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 um tubo vago apenas para instrumenta\u00e7\u00e3o interna, como o sistema de monitoramento de fluxo de n\u00eautrons interno.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Material:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>liga de zirc\u00f4nio<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<\/ul>\n<p><span>O conjunto combust\u00edvel constitui o elemento base do n\u00facleo do\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><span>reator nuclear<\/span><\/a><span>\u00a0.\u00a0O n\u00facleo do reator (tipo PWR) cont\u00e9m cerca de\u00a0<\/span><strong><span>157 conjuntos de combust\u00edvel<\/span><\/strong><span>\u00a0(dependendo do tipo de reator).\u00a0Os PWRs ocidentais usam um arranjo de treli\u00e7a quadrada e os conjuntos s\u00e3o caracterizados pelo n\u00famero de hastes que cont\u00eam, normalmente, 17 \u00d7 17 nos projetos atuais.\u00a0O enriquecimento das barras de combust\u00edvel nunca \u00e9 uniforme.\u00a0O enriquecimento \u00e9 diferenciado na dire\u00e7\u00e3o radial, mas tamb\u00e9m na dire\u00e7\u00e3o axial.\u00a0Este arranjo melhora a distribui\u00e7\u00e3o de energia e melhora a economia de combust\u00edvel.<\/span><\/p>\n<h2><span>Problemas Materiais dos Combust\u00edveis Nucleares<\/span><\/h2>\n<h3><strong><span>Perda de Estanqueidade do Revestimento de Combust\u00edvel<\/span><\/strong><\/h3>\n<p><strong><span>O revestimento<\/span><\/strong><span> evita que os produtos da fiss\u00e3o radioativa escapem da matriz de combust\u00edvel para o refrigerante do reator e o contaminem.\u00a0O surgimento de um vazamento naquele revestimento resulta em:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>o transporte de elementos qu\u00edmicos espec\u00edficos (produtos de fiss\u00e3o) que s\u00e3o est\u00e1veis \u200b\u200be <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-protection\/protection-from-exposures\/radioactive-contamination\/\"><span>radioativos<\/span><\/a><span> (<\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/iodine-periodic-table\/\"><span>iodo<\/span><\/a><span>,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/xenon-periodic-table\/\"><span>xen\u00f4nio<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/krypton-periodic-table\/\"><span>cript\u00f4nio<\/span><\/a><span>\u00a0\u2026) para o circuito prim\u00e1rio do reator<\/span><\/li>\n<li><span>dep\u00f3sitos de is\u00f3topos de vida longa (<\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/caesium-periodic-table\/\"><span>c\u00e9sio<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/strontium-periodic-table\/\"><span>estr\u00f4ncio<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/technetium-periodic-table\/\"><span>tecn\u00e9cio<\/span><\/a><span>\u00a0\u2026), ou mesmo, em circunst\u00e2ncias excepcionais, de emissores alfa na tubula\u00e7\u00e3o do circuito prim\u00e1rio, ou de circuitos auxiliares<\/span><\/li>\n<li><span>um aumento no n\u00edvel geral de irradia\u00e7\u00e3o para aquele circuito, do n\u00edvel j\u00e1 devido a produtos de ativa\u00e7\u00e3o (produtos de corros\u00e3o, por exemplo, cobalto, cromo, ferro em particular)<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Uma fuga representa, assim, um grande desafio em termos operacionais para o operador de uma central el\u00e9ctrica, uma vez que tem influ\u00eancia directa no n\u00edvel de exposi\u00e7\u00e3o radiol\u00f3gica a que os trabalhadores est\u00e3o sujeitos, na explora\u00e7\u00e3o da central ou na sua manuten\u00e7\u00e3o.\u00a0Embora as falhas de combust\u00edvel raramente tenham sido um problema relacionado \u00e0 seguran\u00e7a, seu impacto nos custos operacionais da planta devido a:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>descarga prematura de combust\u00edvel,<\/span><\/li>\n<li><span>seguindo o encurtamento do ciclo,<\/span><\/li>\n<li><span>poss\u00edveis interrup\u00e7\u00f5es n\u00e3o programadas,<\/span><\/li>\n<li><span>aumento do volume de combust\u00edvel irradiado<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Um dos passos necess\u00e1rios para atingir a meta de defeito zero \u00e9 entender as causas ra\u00edzes das falhas e seus mecanismos, para que algumas a\u00e7\u00f5es corretivas possam ser implementadas, seja por meio de melhorias no projeto e fabrica\u00e7\u00e3o do combust\u00edvel pelos fornecedores de combust\u00edvel, seja por mudan\u00e7as operacionais, como como manobras de pot\u00eancia reduzida.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia Especial: CEA, Divis\u00e3o de Energia Nuclear.\u00a0Combust\u00edveis Nucleares, ISBN 978-2-281-11345-7<\/span><\/p>\n<h3><span id=\"Fuel_Failure_Mechanisms\"><span>Mecanismos de falha de combust\u00edvel<\/span><\/span><\/h3>\n<p><span>Existem v\u00e1rias causas de falha de combust\u00edvel, que foram identificadas no passado.\u00a0Nas primeiras datas das opera\u00e7\u00f5es PWR e BWR, essas causas eram predominantemente defeitos de fabrica\u00e7\u00e3o ou atrito.\u00a0A lista a seguir n\u00e3o est\u00e1 completa, tamb\u00e9m existem mecanismos de falha que s\u00e3o t\u00edpicos para determinados projetos de reator e combust\u00edvel.\u00a0Deve-se notar tamb\u00e9m que muitas das causas de falha de combust\u00edvel nunca foram identificadas e permanecem desconhecidas.<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Preocupado. <\/span><\/strong><span>Fretting foi um dos principais mecanismos de falha nas primeiras datas das opera\u00e7\u00f5es PWR e BWR.\u00a0Tem normalmente duas variantes.<\/span>\n<ul>\n<li><strong><span>Preocupa\u00e7\u00e3o com detritos.\u00a0A fric\u00e7\u00e3o de detritos<\/span><\/strong><span> pode ser causada por qualquer detrito (material estranho &#8211; geralmente met\u00e1lico) que pode entrar no pacote de combust\u00edvel e que tem o potencial de se alojar entre a grade do espa\u00e7ador e uma vareta de combust\u00edvel.\u00a0O desgaste por atrito do revestimento de combust\u00edvel pode resultar na penetra\u00e7\u00e3o do revestimento.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Fretting grade-para-haste. <\/span><\/strong><span>O atrito grade-a-haste surge da vibra\u00e7\u00e3o do elemento combust\u00edvel gerada pela alta<\/span><br \/>\n<span>velocidade do refrigerante atrav\u00e9s da grade de espa\u00e7amento.\u00a0As grades espa\u00e7adoras s\u00e3o soldadas nos tubos guia e garantem, por meio de molas e reentr\u00e2ncias, o suporte da vareta combust\u00edvel e o espa\u00e7amento.\u00a0A alta velocidade do refrigerante pode fazer com que a haste esfregue contra a parte da grade do espa\u00e7ador<\/span><br \/>\n<span>que a segura.\u00a0Este tipo de desgaste do revestimento pode ser minimizado pelo projeto adequado da grade de espa\u00e7amento.\u00a0O jateamento defletor geralmente \u00e9 agrupado sob o desgaste grade-a-haste.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Intera\u00e7\u00e3o pellet-cladding (PCI). <\/span><\/strong><span>As falhas devido ao PCI s\u00e3o t\u00edpicas para mudan\u00e7as de energia, movimento da haste e partida da planta.\u00a0Eles geralmente ocorrem dentro de algumas horas ou dias ap\u00f3s uma rampa de pot\u00eancia ou movimento das hastes de controle.\u00a0Isso resulta especialmente em restri\u00e7\u00f5es de taxa de rampa de inicializa\u00e7\u00e3o.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Secar. <\/span><\/strong><span>Nos BWRs, quando o fluxo de calor excede um valor cr\u00edtico (CHF \u2013 critical heat flux) o padr\u00e3o de fluxo pode atingir as condi\u00e7\u00f5es de secagem (a fina pel\u00edcula de l\u00edquido desaparece).\u00a0A transfer\u00eancia de calor da superf\u00edcie do combust\u00edvel para o l\u00edquido de arrefecimento \u00e9 deteriorada, resultando em um aumento dr\u00e1stico na temperatura da superf\u00edcie do combust\u00edvel.\u00a0Este fen\u00f4meno pode causar falha na haste de combust\u00edvel afetada.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Defeitos de fabrica\u00e7\u00e3o<\/span><\/strong>\n<ul>\n<li><span>Defeitos de solda do plugue final.<\/span><\/li>\n<li><span>Colapso de flu\u00eancia do revestimento.\u00a0O colapso do revestimento pode ser causado pela densifica\u00e7\u00e3o dos gr\u00e2nulos de combust\u00edvel formando lacunas axiais na coluna de gr\u00e2nulos, resultando em colapso da press\u00e3o externa.\u00a0Como a flu\u00eancia depende do tempo, o colapso total normalmente ocorre em queimas mais altas.\u00a0Este tipo de falha pode ser eliminado atrav\u00e9s da utiliza\u00e7\u00e3o de pellets com densifica\u00e7\u00e3o moderada e pr\u00e9-pressuriza\u00e7\u00e3o das hastes.<\/span><\/li>\n<li><span>Superf\u00edcie de pelota ausente<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Hidrata\u00e7\u00e3o Interna.\u00a0<\/span><\/strong><span>A inclus\u00e3o inadvertida de materiais contendo hidrog\u00eanio dentro de uma barra de combust\u00edvel pode resultar em hidreta\u00e7\u00e3o e, portanto, fragiliza\u00e7\u00e3o do revestimento de combust\u00edvel.\u00a0As fontes de hidrog\u00eanio foram principalmente umidade residual ou contamina\u00e7\u00e3o org\u00e2nica em pastilhas\/barras de combust\u00edvel.\u00a0Essa causa de falha foi praticamente eliminada por meio de melhorias na fabrica\u00e7\u00e3o.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Corros\u00e3o induzida em bruto. <\/span><\/strong><span>As falhas de corros\u00e3o induzidas no bruto s\u00e3o devidas ao fluxo de calor anormalmente alto que excede os limites de fluxo de calor ou corros\u00e3o por queima ou a problemas qu\u00edmicos da \u00e1gua que levam a dep\u00f3sitos excessivos de petr\u00f3leo bruto.\u00a0Nos BWRs, a corros\u00e3o induzida pelo petr\u00f3leo bruto foi uma das principais causas de falha de combust\u00edvel na d\u00e9cada de 1980.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Craqueamento retardado de hidretos (DHC). <\/span><\/strong><span>A trinca de hidreto retardada \u00e9 o in\u00edcio da trinca dependente do tempo e a propaga\u00e7\u00e3o atrav\u00e9s da fratura de hidretos que podem se formar \u00e0 frente da ponta da trinca.\u00a0Este tipo de falha pode ser iniciado por longas fissuras na superf\u00edcie externa do revestimento, que podem se propagar na dire\u00e7\u00e3o axial\/radial.\u00a0Esse mecanismo de falha pode potencialmente limitar a<\/span><br \/>\n<span>opera\u00e7\u00e3o de alta queima.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Danos no manuseio de combust\u00edvel<\/span><\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Veja tamb\u00e9m: AIEA, Revis\u00e3o de falhas de combust\u00edvel em reatores refrigerados a \u00e1gua.\u00a0N\u00ba NF-T-2.1.\u00a0ISBN 978\u201392\u20130\u2013102610\u20131, Viena, 2010.<\/span><\/p>\n<h3><span>Oxida\u00e7\u00e3o a Vapor em Alta Temperatura de Ligas de Zirc\u00f4nio<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>Em altas temperaturas<\/span><\/strong><span>, a rea\u00e7\u00e3o exot\u00e9rmica de ligas \u00e0 base de Zr com vapor \u00e9 muito mais intensa e perigosa para a seguran\u00e7a de usinas nucleares durante acidentes como um acidente de perda de refrigerante (LOCA).\u00a0O principal problema da oxida\u00e7\u00e3o em alta temperatura \u00e9 que o revestimento de zirc\u00f4nio reage rapidamente com o vapor de \u00e1gua em alta temperatura.\u00a0A cin\u00e9tica de oxida\u00e7\u00e3o de ligas de zirc\u00f4nio relevantes parece ser\u00a0\u00a0<\/span><strong><span>parab\u00f3lica<\/span><\/strong><span> \u00a0na faixa de temperatura de\u00a0<\/span><strong><span>1000-1500\u00b0C<\/span><\/strong><span> para muitas ligas \u00e0 base de Zr. Acima de 1577\u00b0C, a camada de \u00f3xido se transforma de tetragonal para c\u00fabica e a taxa de oxida\u00e7\u00e3o ainda aumenta. Al\u00e9m disso, a oxida\u00e7\u00e3o do zirc\u00f4nio pela \u00e1gua \u00e9 acompanhada pela\u00a0<\/span><strong><span>libera\u00e7\u00e3o de g\u00e1s hidrog\u00eanio<\/span><\/strong><span>.\u00a0Essa oxida\u00e7\u00e3o \u00e9 acelerada em altas temperaturas, por exemplo, dentro do n\u00facleo de um reator, se os conjuntos de combust\u00edvel n\u00e3o estiverem mais completamente cobertos por \u00e1gua l\u00edquida e insuficientemente resfriados.\u00a0O zirc\u00f4nio met\u00e1lico \u00e9 ent\u00e3o oxidado por \u00e1gua\/vapor para formar g\u00e1s hidrog\u00eanio de acordo com a seguinte rea\u00e7\u00e3o redox:<\/span><\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong><span>Zr + 2H<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span> O\u2192ZrO<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span> \u00a0+ 2H<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>\u00a0\u00a0\u00a0 (Q = 190 kJ\/mol; Baker e Just)<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>Veja tamb\u00e9m: <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/high-temperature-steam-oxidation-of-zirconium-alloys\/\"><span>Oxida\u00e7\u00e3o a Vapor em Alta Temperatura de Ligas de Zirc\u00f4nio<\/span><\/a><\/p>\n<h3><span>Derretimento de Combust\u00edvel Nuclear<\/span><\/h3>\n<p><span>A <\/span><strong><span>condutividade t\u00e9rmica <\/span><\/strong><span>do <\/span><strong><span>di\u00f3xido de ur\u00e2nio<\/span><\/strong><span> \u00e9 muito baixa quando comparada com ur\u00e2nio met\u00e1lico, nitreto de ur\u00e2nio, carboneto de ur\u00e2nio e material de revestimento de zirc\u00f4nio.\u00a0A condutividade t\u00e9rmica \u00e9 um dos par\u00e2metros que determinam a\u00a0<\/span><strong><span>temperatura central do combust\u00edvel<\/span><\/strong><span>.\u00a0Essa baixa condutividade t\u00e9rmica pode resultar em superaquecimento localizado na linha central do combust\u00edvel e, portanto, esse superaquecimento deve ser evitado.\u00a0<\/span><strong><span>O superaquecimento do combust\u00edvel \u00e9 evitado mantendo a taxa de calor linear de<\/span><\/strong><span> pico \u00a0(LHR) em estado estacion\u00e1rio ou o\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/normal-operation-reactor-control\/heat-flux-hot-channel-factor-fqz\/\"><span>Fator de Canal Quente do Fluxo de Calor &#8211; F\u00a0<\/span><sub><span>Q<\/span><\/sub><span>\u00a0(z)<\/span><\/a><span>\u00a0abaixo do n\u00edvel em que ocorre o derretimento da linha central do combust\u00edvel.\u00a0A expans\u00e3o do pellet de combust\u00edvel ap\u00f3s a fus\u00e3o da linha central pode fazer com que o pellet estresse o revestimento a ponto de falhar.<\/span><\/p>\n<p><span>Embora o ponto de fus\u00e3o do UO2 seja superior a\u00a0<\/span><strong><span>2800\u00b0C<\/span><\/strong><span>, o combust\u00edvel geralmente \u00e9 operado em temperaturas de pico muito mais baixas (menos de 1400\u00b0C). Isso fornece margem suficiente para o derretimento do combust\u00edvel e para a perda da integridade do combust\u00edvel. Em geral, o derretimento de combust\u00edvel deve ser exclu\u00eddo tamb\u00e9m para acidentes de condi\u00e7\u00e3o III e IV. Mas o desastre nuclear de Fukushima Daiichi em 2011 eleva o problema de seguran\u00e7a das usinas nucleares a um novo n\u00edvel no mundo. \u00c9 dif\u00edcil prever esses eventos e todos os outros acidentes fora do projeto e se preparar para eles devido \u00e0 sua extrema raridade. Sob essas circunst\u00e2ncias raras, a planta pode n\u00e3o ser capaz de operar com seguran\u00e7a. A redu\u00e7\u00e3o na margem de seguran\u00e7a de uma planta pode causar falhas catastr\u00f3ficas, como colapsos<\/span><\/p>\n<p><span>No caso de fus\u00e3o de combust\u00edvel nuclear, \u00e9 necess\u00e1rio distinguir em qual evento a temperatura de fus\u00e3o do combust\u00edvel \u00e9 atingida.\u00a0O derretimento do combust\u00edvel pode ocorrer:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>Domina\u00e7\u00e3o lenta da haste de combust\u00edvel.\u00a0No caso de um aumento no overpower do combust\u00edvel que \u00e9 lento em compara\u00e7\u00e3o com a taxa de transfer\u00eancia de calor atrav\u00e9s do combust\u00edvel, a fus\u00e3o ocorre apenas em escala local.<\/span><\/li>\n<li><span>Perda do dissipador de calor final.\u00a0No caso de perda de refrigerante do reator, a pot\u00eancia da haste diminui, a temperatura do combust\u00edvel \u00e9 apenas algumas dezenas de graus Celsius acima da temperatura do revestimento.<\/span><\/li>\n<li><span>Acidentes RIA.\u00a0Nesses acidentes, a grande e r\u00e1pida deposi\u00e7\u00e3o de energia no combust\u00edvel pode resultar em derretimento, fragmenta\u00e7\u00e3o e dispers\u00e3o do combust\u00edvel.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<h3><span>Acidente de derretimento do n\u00facleo do reator<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>Acidente de fus\u00e3o do n\u00facleo do reator<\/span><\/strong><span>\u00a0\u00e9 um evento ou sequ\u00eancia de eventos que resulta no derretimento de parte do combust\u00edvel no n\u00facleo do reator.\u00a0Embora este evento seja muito improv\u00e1vel, n\u00e3o pode ser descartado.\u00a0S\u00e3o muitas e muitas barreiras que precisam ser transpostas.\u00a0Especialmente, a falha comum (geralmente 3&#215;100%) do Sistema de Resfriamento Central de Emerg\u00eancia (ECCS) deve ocorrer ap\u00f3s perda severa de acidente de refrigerante.<\/span><\/p>\n<p><span>Este tipo de acidente \u00e9 conhecido sob o termo\u00a0<\/span><strong><span>fus\u00e3o nuclear<\/span><\/strong><span>\u00a0(derretimento do n\u00facleo), mas isso n\u00e3o \u00e9 definido oficialmente pela Ag\u00eancia Internacional de Energia At\u00f4mica ou pela Comiss\u00e3o Reguladora Nuclear.\u00a0O acidente de derretimento do n\u00facleo \u00e9 um grave acidente de reator nuclear que resulta em danos ao n\u00facleo por superaquecimento.\u00a0Ocorre quando o calor gerado por um reator nuclear excede o calor removido pelos sistemas de resfriamento a ponto de pelo menos um elemento do combust\u00edvel nuclear exceder seu ponto de fus\u00e3o.\u00a0O calor que causa a fus\u00e3o de um reator pode se originar da rea\u00e7\u00e3o nuclear em cadeia, mas mais comumente o\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/residual-heat\/decay-heat-decay-energy\/\"><span>calor de decaimento<\/span><\/a><span>\u00a0dos produtos de fiss\u00e3o contidos nas varetas de combust\u00edvel \u00e9 a fonte prim\u00e1ria de calor.<\/span><\/p>\n<p><span>Se o n\u00facleo do reator permanecer seco por um per\u00edodo de tempo consider\u00e1vel, a temperatura das varetas de combust\u00edvel aumenta e pode atingir localmente n\u00edveis que causam degrada\u00e7\u00e3o significativa e irrevers\u00edvel do n\u00facleo.\u00a0Os mecanismos dessa degrada\u00e7\u00e3o s\u00e3o qu\u00edmicos e mec\u00e2nicos.\u00a0Dependendo dos n\u00edveis de temperatura locais, a degrada\u00e7\u00e3o pode resultar em produ\u00e7\u00e3o de hidrog\u00eanio mais ou menos severa, libera\u00e7\u00e3o de produto de fiss\u00e3o (FP) e forma\u00e7\u00e3o e propaga\u00e7\u00e3o de c\u00f3rio fundido em dire\u00e7\u00e3o \u00e0 cabe\u00e7a inferior.<\/span><\/p>\n<p><span>Refer\u00eancia especial: Acidentes de derretimento do n\u00facleo do reator de energia nuclear ISBN: 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.<\/span><\/p>\n<h3><span>Couro<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>Corium<\/span><\/strong><span>, tamb\u00e9m chamado de material contendo combust\u00edvel (FCM), \u00e9 um material semelhante \u00e0 lava criado no n\u00facleo de um reator nuclear durante um acidente de fus\u00e3o.\u00a0Isso consiste de:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>mistura de combust\u00edvel nuclear e revestimento de zirc\u00f4nio oxidado,<\/span><\/li>\n<li><span>produtos de fiss\u00e3o,<\/span><\/li>\n<li><span>hastes de controle,<\/span><\/li>\n<li><span>materiais estruturais das partes afetadas do reator, produtos de sua rea\u00e7\u00e3o qu\u00edmica com ar, \u00e1gua e vapor,<\/span><\/li>\n<li><span>e, no caso de rompimento do vaso do reator, concreto derretido do piso da sala do reator.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Se a temperatura atingir o ponto de fus\u00e3o do UO2, o combust\u00edvel degrada-se geralmente a partir do centro do n\u00facleo.\u00a0Devido \u00e0 forma\u00e7\u00e3o dos\u00a0<\/span><strong><span>l\u00edquidos eut\u00e9ticos<\/span><\/strong><span>, a temperatura de fus\u00e3o pode ser v\u00e1rias centenas de graus abaixo do ponto de fus\u00e3o do UO2 (3100 K).\u00a0O zirc\u00f4nio do combust\u00edvel clad, juntamente com outros metais, reage com a \u00e1gua e produz\u00a0<\/span><strong><span>di\u00f3xido de zirc\u00f4nio<\/span><\/strong><span>\u00a0e\u00a0<\/span><strong><span>hidrog\u00eanio<\/span><\/strong><span>.\u00a0A produ\u00e7\u00e3o de hidrog\u00eanio \u00e9 um grande perigo em acidentes com reatores.\u00a0\u00c0 medida que a massa fundida eut\u00e9tica aumenta, a po\u00e7a de c\u00f3rio pode se formar e se expandir axial e radialmente no n\u00facleo at\u00e9 atingir o defletor ou a placa de suporte do n\u00facleo.\u00a0Neste momento, o c\u00f3rio flui para a parte inferior da cabe\u00e7a.\u00a0A degrada\u00e7\u00e3o pode resultar em configura\u00e7\u00f5es muito diferentes no n\u00facleo simultaneamente, variando de hastes intactas ou pouco degradadas at\u00e9 a forma\u00e7\u00e3o de uma po\u00e7a de c\u00f3rio ou um leito de detritos.<\/span><\/p>\n<p><span>Em todos os casos, o c\u00f3rio evapora gradativamente a \u00e1gua presente na cabe\u00e7a inferior.\u00a0Se n\u00e3o houver abastecimento adicional de \u00e1gua e a configura\u00e7\u00e3o do entulho for tal que n\u00e3o possa ser resfriado de forma eficaz, a temperatura dos materiais aumenta gradativamente at\u00e9 atingir o ponto de fus\u00e3o das estruturas de a\u00e7o (chapas, tubos, etc.) localizadas na cabeceira inferior.\u00a0No caso de resfriamento adequado do c\u00f3rio, ele pode solidificar e o dano \u00e9 limitado ao pr\u00f3prio reator.\u00a0No entanto, na aus\u00eancia de resfriamento adequado, o c\u00f3rio pode derreter atrav\u00e9s do vaso do reator e fluir para fora ou ser ejetado como uma corrente fundida pela press\u00e3o dentro do vaso do reator.<\/span><\/p>\n<p><span>No entanto, o reabastecimento do n\u00facleo pode n\u00e3o ser ben\u00e9fico em todas as condi\u00e7\u00f5es.\u00a0Os seguintes fen\u00f4menos podem ocorrer durante a inunda\u00e7\u00e3o:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>gera\u00e7\u00e3o massiva de vapor, com produ\u00e7\u00e3o de hidrog\u00eanio e aumento do reator<\/span><\/li>\n<li><span>press\u00e3o do sistema de refrigera\u00e7\u00e3o;<\/span><\/li>\n<li><span>explos\u00e3o de vapor atrav\u00e9s da intera\u00e7\u00e3o c\u00f3rio-\u00e1gua;<\/span><\/li>\n<li><span>continua\u00e7\u00e3o da fus\u00e3o do n\u00facleo, apesar do influxo de \u00e1gua;<\/span><\/li>\n<li><span>libera\u00e7\u00e3o mais r\u00e1pida de produtos de fiss\u00e3o.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>No caso de falha do vaso do reator durante um acidente de derretimento do n\u00facleo, o c\u00f3rio resultante desse derretimento do n\u00facleo e o derretimento das estruturas internas ser\u00e3o derramados no tapete de base do po\u00e7o do reator.\u00a0A\u00a0<\/span><strong><span>intera\u00e7\u00e3o n\u00facleo fundido-concreto<\/span><\/strong><span>\u00a0(MCCI) \u00e9 tratada como um dos importantes fen\u00f4menos que podem levar \u00e0 falha tardia de conten\u00e7\u00e3o por penetra\u00e7\u00e3o do manto de base em um hipot\u00e9tico acidente grave de reatores de \u00e1gua leve (LWRs).\u00a0O processo \u00e9 impulsionado pela alta temperatura inicial do c\u00f3rio fundido e pelo calor de decaimento que \u00e9 gerado dentro do fundido pelo decaimento radioativo dos produtos de fiss\u00e3o.\u00a0Obviamente, a progress\u00e3o do MCCI \u00e9 de suma import\u00e2ncia e desempenha um papel fundamental para amea\u00e7ar a integridade da conten\u00e7\u00e3o, a \u00faltima barreira dos produtos da fiss\u00e3o.<\/span><\/p>\n<h3><span>Reten\u00e7\u00e3o no navio<\/span><\/h3>\n<p><span>No que diz respeito \u00e0 seguran\u00e7a das Usinas Nucleares (NPP) em caso de acidente nuclear grave, um dos principais desafios associados \u00e9 a reten\u00e7\u00e3o do combust\u00edvel nuclear fundido e do interior do reator, denominado c\u00f3rio, dentro do Vaso de Press\u00e3o do Reator (RPV). Uma das maneiras de resfriar o c\u00f3rio no RPV \u00e9 resfriando o vaso por fora. A reten\u00e7\u00e3o no vaso pode ser conseguida pela inunda\u00e7\u00e3o total da cavidade do reator para resfriar a parede externa da cabe\u00e7a inferior, evitando assim a falha estrutural por ruptura por flu\u00eancia. Esta estrat\u00e9gia \u00e9 denominada <\/span><strong><span>Reten\u00e7\u00e3o In-Vessel<\/span><\/strong><span>(IVR).\u00a0No caso da estrat\u00e9gia de Reten\u00e7\u00e3o In-Vessel (IVR), espera-se que a po\u00e7a de c\u00f3rio seja cercada por uma crosta de \u00f3xido, que estar\u00e1 em contato com o a\u00e7o fundido tanto no topo da po\u00e7a quanto nas laterais do vaso.\u00a0A aplica\u00e7\u00e3o desta abordagem em grandes reatores de pot\u00eancia n\u00e3o \u00e9 trivial devido ao tempo relativamente curto entre a detec\u00e7\u00e3o do derretimento do n\u00facleo e a falha da cabe\u00e7a inferior.<\/span><\/p>\n<h3><span>Entalpia do Combust\u00edvel Nuclear<\/span><\/h3>\n<p><span>A entalpia do combust\u00edvel nuclear tamb\u00e9m \u00e9 utilizada como crit\u00e9rio de aceita\u00e7\u00e3o em tipos muito espec\u00edficos de acidentes, conhecidos como <\/span><strong><span>acidentes iniciados por reatividade <\/span><\/strong><span>(RIA), como os acidentes por eje\u00e7\u00e3o de hastes. RIAs consistem em acidentes postulados que envolvem uma inser\u00e7\u00e3o repentina e r\u00e1pida de reatividade positiva. Como resultado da r\u00e1pida excurs\u00e3o de pot\u00eancia, as temperaturas do combust\u00edvel aumentam rapidamente, levando \u00e0 expans\u00e3o t\u00e9rmica do pellet de combust\u00edvel. A excurs\u00e3o de pot\u00eancia \u00e9 inicialmente mitigada pelo coeficiente de temperatura do combust\u00edvel (ou feedback Doppler), que ser\u00e1\u00a0<\/span><strong><span>o primeiro<\/span><\/strong><span> feedback, que compensar\u00e1 a reatividade positiva inserida.<\/span><\/p>\n<p><span>Nesses acidentes, a grande e r\u00e1pida deposi\u00e7\u00e3o de energia no combust\u00edvel pode resultar em derretimento, fragmenta\u00e7\u00e3o e dispers\u00e3o do combust\u00edvel.\u00a0A a\u00e7\u00e3o mec\u00e2nica associada \u00e0 dispers\u00e3o do combust\u00edvel pode ser suficiente para destruir o revestimento e a geometria do feixe de hastes do combust\u00edvel e produzir pulsos de press\u00e3o no sistema prim\u00e1rio.\u00a0A expuls\u00e3o de combust\u00edvel quente para a \u00e1gua tem o potencial de causar uma r\u00e1pida gera\u00e7\u00e3o de vapor e esses pulsos de press\u00e3o, que podem danificar os conjuntos de combust\u00edvel pr\u00f3ximos.\u00a0Limites na entalpia espec\u00edfica do combust\u00edvel s\u00e3o usados, porque os testes experimentais mostram que o grau de dano da barra de combust\u00edvel se correlaciona bem com o valor de pico da entalpia espec\u00edfica do pellet de combust\u00edvel.<\/span><\/p>\n<h2><span>Materiais para turbinas a vapor<\/span><\/h2>\n<p><span>A maioria das\u00a0<\/span><strong><span>usinas nucleares<\/span><\/strong><span>\u00a0opera um\u00a0<\/span><strong><span>gerador de turbina de eixo \u00fanico<\/span><\/strong><span>\u00a0que consiste em uma\u00a0<\/span><strong><span>turbina HP de v\u00e1rios est\u00e1gios<\/span><\/strong><span>\u00a0e\u00a0<\/span><strong><span>tr\u00eas turbinas LP paralelas de v\u00e1rios est\u00e1gios<\/span><\/strong><span> , um gerador principal e um excitador. <\/span><strong><span>A turbina HP<\/span><\/strong><span>\u00a0geralmente \u00e9 uma\u00a0<strong>turbina de rea\u00e7\u00e3o\u00a0<\/strong><\/span><strong><span>de fluxo duplo<\/span><\/strong>\u00a0<span>com cerca de 10 est\u00e1gios com p\u00e1s envoltas e produz cerca de 30-40% da pot\u00eancia bruta da unidade da usina.\u00a0<strong>As turbinas LP<\/strong>\u00a0s\u00e3o geralmente\u00a0<strong>turbinas de rea\u00e7\u00e3o de fluxo duplo <\/strong><\/span><span>com cerca de 5-8 est\u00e1gios (com l\u00e2minas envoltas e com l\u00e2minas independentes dos \u00faltimos 3 est\u00e1gios).\u00a0As turbinas LP produzem aproximadamente 60-70% da pot\u00eancia bruta da unidade da usina.\u00a0Cada rotor de turbina \u00e9 montado em dois rolamentos, ou seja, existem rolamentos duplos entre cada m\u00f3dulo de turbina.\u00a0A gama de ligas usadas em turbinas a vapor \u00e9 relativamente pequena, em parte devido \u00e0 necessidade de garantir uma boa combina\u00e7\u00e3o de propriedades t\u00e9rmicas, como expans\u00e3o e condutividade, e em parte devido \u00e0 necessidade de resist\u00eancia a altas temperaturas a um custo aceit\u00e1vel.<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>Material para rotores de turbina.\u00a0Os rotores das turbinas a vapor s\u00e3o geralmente feitos de a\u00e7o de baixa liga.\u00a0O papel dos elementos de liga \u00e9\u00a0<\/span><strong><span>aumentar a temperabilidade<\/span><\/strong><span>\u00a0para otimizar as propriedades mec\u00e2nicas e\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-toughness-definition\/\"><span>tenacidade<\/span><\/a><span>\u00a0ap\u00f3s o tratamento t\u00e9rmico.\u00a0Os rotores ou s\u00e3o necess\u00e1rios para lidar com as mais altas condi\u00e7\u00f5es de vapor, portanto, a liga mais comumente usada \u00e9 o a\u00e7o CrMoV.<\/span><\/li>\n<li><span>Material para caixa.\u00a0As carca\u00e7as das turbinas a vapor normalmente s\u00e3o grandes estruturas com formas complexas que devem fornecer a conten\u00e7\u00e3o de press\u00e3o para a turbina a vapor.\u00a0Devido ao tamanho desses componentes, seu custo tem um forte impacto no custo total da turbina. Os materiais usados \u200b\u200batualmente para revestimentos internos e externos s\u00e3o geralmente a\u00e7os CrMo de baixa liga (por exemplo, o a\u00e7o 1-2CrMo).\u00a0Para temperaturas mais altas, as ligas fundidas de 9CrMoVNb s\u00e3o consideradas adequadas em termos de resist\u00eancia.<\/span><\/li>\n<li><span>Material das p\u00e1s da turbina.\u00a0<\/span><strong><span>Para turbinas a g\u00e1s<\/span><\/strong><span>, as p\u00e1s da turbina costumam ser o componente limitante.\u00a0A temperatura mais alta do ciclo ocorre no final do processo de combust\u00e3o e \u00e9 limitada pela\u00a0<\/span><strong><span>temperatura m\u00e1xima<\/span><\/strong><span>\u00a0que as p\u00e1s da\u00a0<\/span><strong><span>turbina<\/span><\/strong><span>\u00a0podem suportar.\u00a0Como de costume, as considera\u00e7\u00f5es metal\u00fargicas (cerca de 1700 K) colocam um limite superior na efici\u00eancia t\u00e9rmica.\u00a0Portanto, as p\u00e1s das turbinas geralmente usam materiais ex\u00f3ticos como\u00a0<\/span><strong><span>superligas <\/span><\/strong><span>e muitos m\u00e9todos diferentes de resfriamento, como canais de ar internos, resfriamento da camada limite e revestimentos de barreira t\u00e9rmica.\u00a0O desenvolvimento de superligas na d\u00e9cada de 1940 e novos m\u00e9todos de processamento, como a fus\u00e3o por indu\u00e7\u00e3o a v\u00e1cuo na d\u00e9cada de 1950, aumentaram muito a capacidade de temperatura das p\u00e1s da turbina.\u00a0As p\u00e1s das turbinas modernas geralmente usam\u00a0<\/span><strong><span>superligas \u00e0 base de n\u00edquel<\/span><\/strong><span>\u00a0que incorporam cromo, cobalto e r\u00eanio.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>As p\u00e1s das turbinas a vapor<\/span><\/strong><span>\u00a0n\u00e3o s\u00e3o expostas a temperaturas t\u00e3o altas, mas devem suportar uma opera\u00e7\u00e3o com\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/\"><span>fluido bif\u00e1sico<\/span><\/a><span>.\u00a0O alto teor de got\u00edculas de \u00e1gua pode causar o impacto r\u00e1pido e a eros\u00e3o das p\u00e1s que ocorre quando a \u00e1gua condensada \u00e9 lan\u00e7ada sobre as p\u00e1s.\u00a0Para evitar isso, por exemplo, drenos de condensado s\u00e3o instalados na tubula\u00e7\u00e3o de vapor que leva \u00e0 turbina.\u00a0Outro desafio para os engenheiros \u00e9 o projeto das p\u00e1s do \u00faltimo est\u00e1gio da turbina LP.\u00a0Essas p\u00e1s devem ser (devido ao alto\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-specific-volume\/&#8221;><span>volume espec\u00edfico<\/span><span>\u00a0de vapor) muito longas, o que induz\u00a0<\/span><strong><span>enormes for\u00e7as centr\u00edfugas <\/span><\/strong><span>durante a opera\u00e7\u00e3o.\u00a0Portanto, as p\u00e1s da turbina est\u00e3o sujeitas ao estresse da for\u00e7a centr\u00edfuga (os est\u00e1gios da turbina podem girar a dezenas de milhares de revolu\u00e7\u00f5es por minuto (RPM), mas geralmente a 1800 RPM) e \u00e0s for\u00e7as do fluido que podem causar fraturas, escoamento ou falhas por flu\u00eancia.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<h3><span>Problemas materiais de turbinas<\/span><\/h3>\n<h3><span>Rastejar<\/span><\/h3>\n<p><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/creep-material-creep\/\"><strong><span>A flu\u00eancia<\/span><\/strong><\/a><span>, tamb\u00e9m conhecida como <\/span><strong><span>fluxo frio<\/span><\/strong><span>, \u00e9 a deforma\u00e7\u00e3o permanente que aumenta com o tempo sob carga ou <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/strength\/what-is-stress-in-materials-science\/\"><span>tens\u00e3o<\/span><\/a><span> constante .\u00a0Ocorre devido \u00e0 longa exposi\u00e7\u00e3o a grandes tens\u00f5es mec\u00e2nicas externas com limite de escoamento e \u00e9 mais severa em materiais que s\u00e3o submetidos ao calor por longo tempo.\u00a0A taxa de deforma\u00e7\u00e3o \u00e9 uma fun\u00e7\u00e3o das propriedades do material, tempo de exposi\u00e7\u00e3o,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-temperature-physics\/&#8221;><span>temperatura<\/span><span>\u00a0de exposi\u00e7\u00e3o \u00a0e carga estrutural aplicada.\u00a0<\/span><strong><span>A flu\u00eancia<\/span><\/strong><span> \u00e9 um fen\u00f4meno muito importante se estivermos usando materiais\u00a0<\/span><strong><span>em alta temperatura<\/span><\/strong><span>. A flu\u00eancia \u00e9 muito importante na ind\u00fastria de energia e \u00e9 da maior import\u00e2ncia no projeto de motores a jato. Para muitas situa\u00e7\u00f5es de flu\u00eancia de vida relativamente curta (por exemplo,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/turbine-generator-power-conversion-system\/what-is-steam-turbine-description-and-characteristics\/turbine-blades\/\"><span>p\u00e1s de turbina<\/span><\/a><span>\u00a0em aeronaves militares), o tempo de ruptura \u00e9 a considera\u00e7\u00e3o de projeto dominante.\u00a0Obviamente, para sua determina\u00e7\u00e3o, testes de flu\u00eancia devem ser conduzidos at\u00e9 o ponto de falha;\u00a0estes s\u00e3o denominados\u00a0\u00a0<\/span><strong><span>testes de ruptura por flu\u00eancia<\/span><\/strong><span>.<\/span><\/p>\n<h3><span>Eros\u00e3o Corros\u00e3o<\/span><\/h3>\n<p><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/wear\/erosion-corrosion\/\"><span>A corros\u00e3o por eros\u00e3o<\/span><\/a><\/strong><span>\u00a0\u00e9 o dano cumulativo induzido por rea\u00e7\u00f5es eletroqu\u00edmicas de corros\u00e3o e efeitos mec\u00e2nicos do movimento relativo entre o eletr\u00f3lito e a superf\u00edcie corro\u00edda.\u00a0A eros\u00e3o tamb\u00e9m pode ocorrer em combina\u00e7\u00e3o com outras formas de degrada\u00e7\u00e3o, como a corros\u00e3o.\u00a0Isso \u00e9 conhecido como eros\u00e3o-corros\u00e3o.\u00a0A corros\u00e3o por eros\u00e3o \u00e9 um processo de degrada\u00e7\u00e3o do material devido ao efeito combinado de corros\u00e3o e desgaste.\u00a0Quase todos os meios corrosivos fluidos ou turbulentos podem causar corros\u00e3o por eros\u00e3o.\u00a0O mecanismo pode ser descrito da seguinte forma:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>eros\u00e3o mec\u00e2nica do material, ou camada protetora (ou passiva) de \u00f3xido em sua superf\u00edcie,<\/span><\/li>\n<li><span>corros\u00e3o aumentada do material, se a taxa de corros\u00e3o do material depender da espessura da camada de \u00f3xido.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>A corros\u00e3o por eros\u00e3o \u00e9 encontrada em sistemas como tubula\u00e7\u00f5es, v\u00e1lvulas, bombas, bicos, trocadores de calor e turbinas.\u00a0O desgaste \u00e9 um processo mec\u00e2nico de degrada\u00e7\u00e3o do material que ocorre em superf\u00edcies de fric\u00e7\u00e3o ou impacto, enquanto a corros\u00e3o envolve rea\u00e7\u00f5es qu\u00edmicas ou eletroqu\u00edmicas do material.\u00a0A corros\u00e3o pode acelerar o desgaste e o desgaste pode acelerar a corros\u00e3o.<\/span><\/p>\n<h3><span>Oxida\u00e7\u00e3o a Vapor<\/span><\/h3>\n<p><span>O comportamento da oxida\u00e7\u00e3o do vapor est\u00e1 diretamente ligado \u00e0 implementa\u00e7\u00e3o da gera\u00e7\u00e3o de vapor ultra-supercr\u00edtico para melhorar a efici\u00eancia e reduzir as emiss\u00f5es de CO<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>.\u00a0Temperatura mais alta significa maior efici\u00eancia;\u00a0no entanto, taxas de corros\u00e3o mais altas ocorrem em uma atmosfera de vapor quando s\u00e3o usados \u200b\u200ba\u00e7os ferr\u00edticos, ferr\u00edticos-martens\u00edticos ou de m\u00e9dio Cr-Ni.<\/span><\/p>\n<p><span>Os materiais que foram desenvolvidos h\u00e1 mais de 50-60 anos n\u00e3o s\u00e3o mais adequados para regimes ultra-supercr\u00edticos devido \u00e0 baixa resist\u00eancia \u00e0 corros\u00e3o e propriedades inadequadas de resist\u00eancia e flu\u00eancia em alta temperatura.\u00a0Essas tecnologias exigem a\u00e7os austen\u00edticos avan\u00e7ados e ligas \u00e0 base de n\u00edquel (Ni) com resist\u00eancia superior \u00e0 oxida\u00e7\u00e3o por vapor.<\/span><\/p>\n<h3><span>Fadiga<\/span><\/h3>\n<p><span>Na ci\u00eancia dos materiais, a <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/fatigue-of-material-fatigue-failure\/\"><strong><span>fadiga<\/span><\/strong><\/a><span> \u00e9 o enfraquecimento de um material causado por <\/span><strong><span>carregamento c\u00edclico<\/span><\/strong><span> que resulta em danos estruturais progressivos, quebradi\u00e7os e localizados.\u00a0Uma vez iniciada a trinca, cada ciclo de carregamento aumentar\u00e1 a trinca em uma pequena quantidade, mesmo quando repetidas tens\u00f5es alternadas ou c\u00edclicas s\u00e3o de intensidade consideravelmente abaixo da resist\u00eancia normal.\u00a0As tens\u00f5es podem ser devidas a vibra\u00e7\u00e3o ou ciclagem t\u00e9rmica.\u00a0O dano por fadiga \u00e9 causado por:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>a\u00e7\u00e3o simult\u00e2nea do estresse c\u00edclico,<\/span><\/li>\n<li><span>tens\u00e3o de tra\u00e7\u00e3o (seja aplicada diretamente ou residual),<\/span><\/li>\n<li><span>tens\u00e3o pl\u00e1stica.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Se qualquer um desses tr\u00eas n\u00e3o estiver presente, uma trinca de fadiga n\u00e3o ser\u00e1 iniciada e propagada.\u00a0A maioria das falhas de engenharia s\u00e3o causadas por fadiga.<\/span><\/p>\n<p><span>Embora a fratura seja do tipo fr\u00e1gil, pode levar algum tempo para se propagar, dependendo tanto da intensidade quanto da frequ\u00eancia dos ciclos de tens\u00e3o.\u00a0No entanto, h\u00e1 muito pouco, se houver, aviso antes da falha se a rachadura n\u00e3o for notada.\u00a0O n\u00famero de ciclos necess\u00e1rios para causar falha por fadiga em um determinado pico de tens\u00e3o \u00e9 geralmente muito grande, mas diminui \u00e0 medida que a tens\u00e3o aumenta.\u00a0Para alguns a\u00e7os macios, as tens\u00f5es c\u00edclicas podem continuar indefinidamente, desde que o pico de tens\u00e3o (\u00e0s vezes chamado de resist\u00eancia \u00e0 fadiga) esteja abaixo do valor limite de resist\u00eancia.\u00a0O tipo de fadiga mais preocupante em usinas nucleares \u00e9 a fadiga t\u00e9rmica.\u00a0A fadiga t\u00e9rmica pode surgir de tens\u00f5es t\u00e9rmicas produzidas por mudan\u00e7as c\u00edclicas de temperatura.\u00a0Grandes componentes como o pressurizador, vaso do reator,<\/span><\/p>\n<p><span><\/span><\/p><\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><span><div class=\"su-accordion su-u-trim\"><div class=\"su-spoiler su-spoiler-style-default su-spoiler-icon-plus su-spoiler-closed\" data-scroll-offset=\"0\" data-anchor-in-url=\"no\"><div class=\"su-spoiler-title\" tabindex=\"0\" role=\"button\"><span class=\"su-spoiler-icon\"><\/span>Refer\u00eancias:<\/div><div class=\"su-spoiler-content su-u-clearfix su-u-trim\"><\/div><\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span>Ci\u00eancia de materiais:<\/span><\/p>\n<ol>\n<li><span>Departamento de Energia dos EUA, Ci\u00eancia de Materiais.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 e 2. Janeiro de 1993.<\/span><\/li>\n<li><span>Departamento de Energia dos EUA, Ci\u00eancia de Materiais.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 e 2. Janeiro de 1993.<\/span><\/li>\n<li><span>William D. Callister, David G. Rethwisch.\u00a0Ci\u00eancia e Engenharia de Materiais: Uma Introdu\u00e7\u00e3o 9\u00aa Edi\u00e7\u00e3o, Wiley;\u00a09 edi\u00e7\u00e3o (4 de dezembro de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.<\/span><\/li>\n<li><span>Eberhart, Mark (2003).\u00a0Por que as coisas quebram: entendendo o mundo pela maneira como ele se desfaz.\u00a0Harmonia.\u00a0ISBN 978-1-4000-4760-4.<\/span><\/li>\n<li><span>Gaskell, David R. (1995).\u00a0Introdu\u00e7\u00e3o \u00e0 Termodin\u00e2mica dos Materiais (4\u00aa ed.).\u00a0Editora Taylor e Francis.\u00a0ISBN 978-1-56032-992-3.<\/span><\/li>\n<li><span>Gonz\u00e1lez-Vi\u00f1as, W. &amp; Mancini, HL (2004).\u00a0Uma Introdu\u00e7\u00e3o \u00e0 Ci\u00eancia dos Materiais.\u00a0Princeton University Press.\u00a0ISBN 978-0-691-07097-1.<\/span><\/li>\n<li><span>Ashby, Michael;\u00a0Hugh Shercliff;\u00a0David Cebon (2007).\u00a0Materiais: engenharia, ci\u00eancia, processamento e design (1\u00aa ed.).\u00a0Butterworth-Heinemann.\u00a0ISBN 978-0-7506-8391-3.<\/span><\/li>\n<li><span>JR Lamarsh, AJ Baratta, Introdu\u00e7\u00e3o \u00e0 Engenharia Nuclear, 3\u00aa ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.<\/span><\/li>\n<\/ol>\n<p><span><\/span><\/p><\/div><\/div><div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><div class=\"su-divider su-divider-style-default\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"><\/div><\/div><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><span>Veja acima:<\/span><br \/>\n<span>Usina Nuclear<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\" class=\"su-button su-button-style-flat\" style=\"color:#606060;background-color:#ffffff;border-color:#cccccc;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px\" target=\"_self\"><span style=\"color:#606060;padding:7px 20px;font-size:16px;line-height:24px;border-color:#ffffff;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px;text-shadow:0px 0px 0px #000000;-moz-text-shadow:0px 0px 0px #000000;-webkit-text-shadow:0px 0px 0px #000000\"><i class=\"sui sui-link\" style=\"font-size:16px;color:#5d5d5d\"><\/i> <\/span><\/a><\/span><\/p><\/div><\/div><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"><\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><\/span><\/p>\n<p><span>Esperamos que este artigo,\u00a0<\/span><strong><span>Reactor and Power Plant Materials<\/span><\/strong><span>, ajude voc\u00ea.\u00a0Se sim,\u00a0<\/span><strong><span>d\u00ea um like<\/span><\/strong><span>\u00a0na barra lateral.\u00a0O objetivo principal deste site \u00e9 ajudar o p\u00fablico a aprender algumas informa\u00e7\u00f5es interessantes e importantes sobre materiais e suas propriedades.<\/span><\/p>\n<p>&nbsp;<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Esperamos que este artigo,\u00a0Reactor and Power Plant Materials, ajude voc\u00ea.\u00a0Se sim,\u00a0d\u00ea um like\u00a0na barra lateral.\u00a0O objetivo principal deste site \u00e9 ajudar o p\u00fablico a aprender algumas informa\u00e7\u00f5es interessantes e importantes sobre materiais e suas propriedades. &nbsp;<\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":{"footnotes":""},"categories":[53],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v21.2 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>O que s\u00e3o materiais de reatores e usinas de energia - Defini\u00e7\u00e3o | Propriedades do Material<\/title>\n<meta name=\"description\" content=\"Este artigo resume os principais problemas e desafios materiais que devem ser considerados em projetos de usinas nucleares e reatores. 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