Universidade Federal de Minas Gerais

Departamento de Engenharia Mecnica

Curso de Ps Graduao em Engenharia Mecnica

Programa de Ps Graduao

Anlise Experimental e Numrica em Tubulaes Submetidas ao Fenmeno

de Estratificao Trmica

Orientador: Dr. Carlos Alberto Cimini Jnior Aluno: Luiz Leite da Silva

Belo Horizonte, abril de 2009.

II

III

AGRADECIMENTOS

Na impossibilidade de agradecer nominalmente a todos que colaboraram para que

este trabalho pudesse acontecer, quero agradecer ao Criador. Como no tenho

palavras para faz-lo, relembro um versculo de Joo descrevendo o Mestre maior,

para no esquecermos nunca a humildade e sempre praticarmos a caridade. Ali

estava a luz verdadeira, que alumia a todo homem que vem ao mundo. Jo. 1:9.

Agradeo a minha famlia que teve pacincia, carinho, amor, renncia e acima de tudo

compreenso quando no pude estar presente em momentos importantes.

Agradeo a todos os colegas de trabalho e amigos do CDTN que muito colaboraram

para este acontecimento, principalmente a todos do EC3 e do EC2.

Agradeo aos funcionrios do DEMEC pela colaborao preciosa e diligente no

atendimento s solicitaes necessrias que fizemos para o desenrolar do trabalho.

Agradeo aos professores do DEMEC pelos ensinamentos e pela troca de

experincia. Que eles continuem a honrar esta sua atividade nobre de ensinar para um

mundo melhor. Para eles quero tambm deixar uma mensagem do evangelista Joo

na fala de Jesus dirigindo-se aos seus discpulos. Vs me chamais Mestre e Senhor,

e dizeis bem porque eu o sou. Jo. 13:13.

Agradeo especial e particularmente ao Professor Doutor Carlos Alberto Cimini Junior

pela dedicao e confiana na realizao deste trabalho.

IV

DEDICATRIA

Com muito carinho, amor e ternura, dedico este trabalho a quem sempre esteve junto

a mim durante este rduo perodo. minha esposa Lilian e s nossas delicadas e

rarssimas jias que o Senhor nos confiou, Luiza e Suzana.

V

LISTA DE FIGURAS

Figura 1.1 Separao das camadas de fluido quente e frio no interior do tubo ........ 13 Figura 1.2 Deformao longitudinal do tubo devida diferena de temperatura ...... 14 Figura 1.3 Tenses na seo transversal devidas diferena de temperatura ........ 14 Figura 1.4 Ondulaes da interface dos fluidos decorrentes do escoamento ........... 14 Figura 1.5 Esquema de um reator nuclear a gua pressurizada .............................. 16 Figura 4.1.1 Diagramas simplificados DTLES e seo de testes ............................. 50 Figura 4.1.2 Viso parcial do DTLES ....................................................................... 51 Figura 4.1.3 Detalhes da seo de testes ................................................................ 52 Figura 4.1.4 Disco com anis de vedao para termopares sonda III ................... 53 Figura 4.1.5 Conjunto completo em posio de montagem sonda III ....................... 53 Figura 4.1.6 Sonda II montada com seus 10 termopares ......................................... 53 Figura 4.1.7 Esboo simplificado da seo de testes ............................................... 54 Figura 4.1.8 Correspondncia no posicionamento dos termopares na posio II ..... 55 Figura 4.1.9 Termopares externos brasados na posio II (10 termopares)............. 55 Figura 4.1.10 Seo de testes montada no DTLES ................................................. 56 Figura 4.1.11 Detalhe de extensmetro com seus cabos ......................................... 57 Figura 4.2.1 Transdutor de deslocamento montado no laboratrio .......................... 58 Figura 4.2.2 Esboo da viga de isoflexo ................................................................. 60 Figura 4.2.3 Mquina de ensaios de fadiga flexorrotativa ........................................ 61 Figura 4.3.1 Esboo do circuito experimental de estratificao trmica ................... 64 Figura 4.3.2 Ligao de extensmetro a trs fios ..................................................... 67 Figura 4.5.1 Espcime original utilizado para ensaio de trao ................................ 73 Figura 4.5.2 Espcimes retirados das extremidades do espcime da Figura 4.5.1 .. 73 Figura 4.5.3 Sistema de fixao do espcime na mquina de fadiga flexorrotativa .. 73 Figura 4.5.4 Espcime para ensaios de fadiga flexorrotativa ................................... 75 Figura 4.5.5 Mapeamento dos espcimes na seo transversal do tubo ................. 75 Figura 4.6.1 Modelo da seo de testes para as simulaes numricas .................. 77 Figura 5.1.1 Curva de calibrao do termopar A40 .................................................. 80 Figura 5.1.2 Curva de calibrao do transdutor de deslocamentos .......................... 80 Figura 5.1.3 Deslocamento do experimento de 14 de julho de 2008 ........................ 81 Figura 5.1.4 Deslocamentos do experimento de 04 de julho de 2008 ...................... 82 Figura 5.1.5 Grfico de calibrao do sistema de medio das deformaes .......... 83 Figura 5.1.6 Relao entre deformaes calculadas e medidas .............................. 83 Figura 5.1.7 Relao entre foras aplicadas medidas na mquina .......................... 84 Figura 5.1.9 Calibrao da mquina flexorrotativa carga de 442 gf ....................... 84 Figura 5.2.1 Comparao das deformaes corrigidas e sem correo ................... 85 Figura 5.2.2 Ampliao das deformaes corrigidas e sem correo ...................... 86 Figura 5.2.3 Ampliao maior das deformaes corrigidas e sem correo ............. 86 Figura 5.2.4 Comparao das correes individualmente ........................................ 87 Figura 5.2.5 Ampliao da comparao das correes individuais .......................... 87 Figura 5.2.6 Deformaes da roseta M 29 de maio de 2008 .................................... 87 Figura 5.2.7 Deslocamentos 29 de maio de 2008 .................................................... 88 Figura 5.2.8 Deslocamentos 12 de junho de 2008 ................................................... 89 Figura 5.2.9 Deslocamentos 27 de junho de 2008 ................................................... 89 Figura 5.2.10 Deslocamentos 14 de julho de 2008 .................................................. 89 Figura 5.2.11 Deslocamentos 21 de agosto de 2008 ............................................... 90 Figura 5.2.12 Deslocamentos 25 de setembro de 2008 ........................................... 90 Figura 5.2.13 Deslocamentos 03 de outubro de 2008 .............................................. 90 Figura 5.3.1 Termografia da seo de testes 15 de maio de 2008 ........................... 92 Figura 5.3.2 Termografia da seo de testes 15 de maio de 2008 ........................... 92 Figura 5.3.3 Termografia da seo de testes 15 de maio de 2008 ........................... 93 Figura 5.3.4 Termografia da seo de testes 15 de maio de 2008 ........................... 93

VI

Figura 5.3.5 Termografia da seo de testes 15 de maio de 2008 ........................... 93 Figura 5.3.6 Termografia da seo de testes 15 de maio de 2008 ........................... 94 Figura 5.3.7 Temperaturas externas posio I dia 4 de julho de 2008 ..................... 95 Figura 5.3.8 Temperaturas externas posio I dia 03 de outubro de 2008 ............... 95 Figura 5.3.9 Ampliao da regio de estratificao trmica 4 de julho de 2008 ....... 95 Figura 5.3.10 Temperaturas externas da posio I 8 de julho de 2008 .................... 96 Figura 5.3.11 Temperaturas de sonda posio I 8 de julho de 2008 ........................ 97 Figura 5.3.12 Temperaturas externas posio II 8 de julho de 2008 ......................... 97 Figura 5.3.13 Temperaturas de sonda posio II 8 de julho de 2008 ....................... 97 Figura 5.3.14 Temperaturas externas posio III 8 de julho de 2008 ....................... 98 Figura 5.3.15 Temperaturas de sonda posio III 8 de julho de 2008 ...................... 98 Figura 5.3.16 Curvas de velocidade, vazo e nmero de Froude ............................ 99 Figura 5.3.17 Temperaturas do experimento de 27 de maio de 2008 .................... 100 Figura 5.3.18 Tenses principais mximas roseta I 29 de maio de 2008 ............... 101 Figura 5.3.19 Tenses principais mximas e temperaturas 29 de maio de 2008 ... 101 Figura 5.3.20 Tenses principais mximas roseta R 08 de julho de 2008 .............. 102 Figura 5.3.21 Tenses principais mnimas roseta R 08 de julho de 2008 ............... 102 Figura 5.3.22 Tenses de cisalhamento mximas roseta R 08 de julho de 2008 ... 102 Figura 5.3.23 Tenses principais mximas da roseta B ......................................... 106 Figura 5.3.24 Tenses principais mximas das rosetas C e D ............................... 106 Figura 5.3.25 Tenses principais mximas das rosetas E e F ............................... 106 Figura 5.3.25 Tenses principais mximas das rosetas G e H ............................... 106 Figura 5.3.26 Tenses principais mximas das rosetas I e J ................................. 107 Figura 5.3.27 Tenses principais mximas das rosetas K e M ............................... 107 Figura 5.3.28 Tenses principais mximas das rosetas N e R ............................... 107 Figura 5.3.29 Tenses principais mximas da roseta S ......................................... 107 Figura 5.3.30 Experimento sem estratificao trmica 27 de junho de 2008 .......... 109 Figura 5.3.31 Tenses de estratificao e aquecimento da seo de testes .......... 109 Figura 5.3.32 Degradao da roseta K, regio da estratificao trmica ............... 110 Figura 5.4.1 Mdulo de elasticidade do material virgem ........................................ 111 Figura 5.4.2 Mdulo de elasticidade do material virgem ........................................ 111 Figura 5.4.3 Mdulo de elasticidade do material da seo de testes ..................... 111 Figura 5.4.4 Mdulo de elasticidade do material da seo de testes ..................... 112 Figura 5.4.5 Anlise de fadiga pelo mtodo da escada material virgem ................. 113 Figura 5.4.8 Anlise de fadiga pelo mtodo da escada material da seo ............. 114 Figura 5.6.1 Deformaes da simulao 29 de maio de 2008 ................................ 114 Figura 5.6.2 Tenses da simulao 29 de maio de 2009 ....................................... 115 Figura 5.6.3 Temperaturas da simulao 29 de maio de 2008 ............................... 115 Figura 5.6.4 Deformaes na posio da roseta N 29 de maio de 2008 ................ 116 Figura 5.6.5 Tenses na posio da roseta N 29 de maio de 2008 ........................ 116 Figura 5.6.6 Temperaturas na regio da roseta N 29 de maio de 2008 .................. 117 Figura 5.6.7 Deformaes principais mximas roseta N 29 de maio de 2008 ........ 117 Figura 5.6.8 Tenses mximas da roseta N 29 de maio de 2008 ........................... 118 Figura 6.1.1 Tenses dos experimentos de 04 07, 08 07 e 03 10 de 2008 ............ 120 Figura 6.1.2 No linearidade da estratificao trmica ........................................... 120 Figura 6.1.3 Diferena de temperaturas externa e de sonda .................................. 121 Figura 6.1.4 Diferena de temperatura de sonda e externa I, II e III nvel 8,45 mm 121 Figura 6.1.5 Temperaturas ao longo da seo de testes 25 09 2008 ..................... 122 Figura 6.2.1 Intervalos de confiana espcimes dos materiais virgem e da seo . 123 Figura 6.4.1 Extensmetro deteriorado .................................................................. 126 Figura 6.4.2 Tenses da roseta B para os trs extensmetros .............................. 126 Figura 6.4.3 Tenses da roseta B para os dois extensmetros a 90o ..................... 126 Figura 6.4.4 Tenses principais mximas 22 07 de 2008....................................... 127 Figura 6.4.5 Tenses principais mximas 05 09 de 2008....................................... 128

VII

LISTA DE TABELAS

Tabela 4.5.1 Propriedades mecnicas do ao AISI 304L ......................................... 72 Tabela 5.1.1 Sinal dos termopares antes e depois de aquecidos a 300oC por 12 h . 78 Tabela 5.1.2 Curvas de calibrao dos termopares da seo de testes ................... 79 Tabela 5.1.3 Dados da calibrao do transdutor de deslocamentos ........................ 80 Tabela 5.1.4 Deformaes calculadas e medidas .................................................... 83 Tabela 5.2.1 Correes das deformaes da roseta M ............................................ 86 Tabela 5.2.2 Deslocamentos, temperaturas e vazes da seo de testes ............... 88 Tabela 5.2.3 Deslocamentos da seo de testes ..................................................... 91 Tabela 5.3.1 Dados dos experimentos de estratificao trmica.............................. 96 Tabela 5.3.2 Tenses principais mximas experimentos de estratificao ............ 104 Tabela 5.3.3 Tenses principais mximas com e sem estratificao ..................... 108 Tabela 5.4.1 Mdulo de elasticidade do material vigem e da seo de testes ....... 110 Tabela 5.4.2 Resultados experimentais dos espcimes do material virgem ........... 112 Tabela 5.4.3 Resultados experimentais dos espcimes do material da seo ....... 113 Tabela 5.6.1 Valores experimentais e valores simulados ....................................... 118 Tabela 6.1.1 Tenses principais mximas 04 e 08 07 e 03 10 2008 ...................... 119 Tabela 6.3.1 Valores experimentais e valores simulados ....................................... 124 Tabela 6.4.1 Amplitude de tenses ........................................................................ 127 Tabela 6.4.2 Tenso mdia para algumas rosetas ................................................ 128 Tabela 6.4.3 Razes de tenso para algumas rosetas .......................................... 129

VIII

LISTA DE SMBOLOS

Coeficiente de dilatao trmica do material do extensmetro

Coeficiente de dilatao do material

Coeficiente trmico da resistividade do material do extensmetro

M Deformao angular mxima

Variao de deformao

Variao de densidade

Amplitude de carregamento

L Variao de comprimento

P Variao de presso

Rc Variao da resistncia do condutor

T Variao de temperatura

y Resistividade do material do condutor

Deformao

1 Deformao do extensmetro 1

2 Deformao do extensmetro 2

3 Deformao do extensmetro 3

a Deformao axial

ap Deformao aparente do extensmetro

m Deformao principal mnima

M Deformao principal mxima

t Deformao transversal

nl Deformao devido no linearidade da ponte de Wheatstone

Coeficiente de Poison

Densidade

0 Densidade da gua fria

y Resistividade do condutor

Tenso

ex1 Tenso na posio 1 da viga de isoflexo

ex2 Tenso na posio 2 da viga de isoflexo

M Tenso principal mxima

m Tenso principal mnima

M Direo da deformao principal mxima

m Direo da deformao principal mnima

Af Amplitude de flutuao na interface dos fluidos

At rea da seo transversal

IX

bex Largura da viga de isoflexo na posio do extensmetro

Bi Nmero de Biot

D Dimetro

E Mdulo de elasticidade do material

f Freqncia das flutuaes na interface dos fluidos

FA Fora aplicada ao espcime

Fo Nmero de Fourier

Fr Nmero de Froude

g Acelerao devida gravidade

h Coeficiente de transferncia de calor mdio

hi Altura da camada de estratificao

J Mdulo de resistncia da seo transversal

k Condutividade trmica do material

K Fator do extensmetro

K Fator do extensmetro corrigido pela temperatura

K - Fator do extensmetro corrigido pela resistncia do condutor

K1 Fator do extensmetro 1

K2 Fator do extensmetro 2

K3 Fator do extensmetro 3

l Distncia ente as rtulas da mquina de fadiga

L Comprimento do condutor

Lex Distncia da carga at o extensmetro na viga de isoflexo

M Momento flexor

R Razo de tenso

Rc Resistncia do condutor

Rex Resistncia do extensmetro

Ri Nmero de Richardison

t Tempo

T Temperatura

Td Difusividade trmica do material

U0 Velocidade da gua de injeo

V Tenso de alimentao da ponte de Wheatstone

V0 Tenso de desequilbrio da ponte de Wheatstone

W Espessura da parede do tubo

10

SUMRIO

RESUMO.......................................................................................................... 11

ABSTRACT ...................................................................................................... 12

1 INTRODUO .......................................................................................... 13

1.1 Justificativa e Relevncia ................................................................... 17 2 OBJETIVOS .............................................................................................. 19

3 REVISO BIBLIOGRFICA ...................................................................... 20

4 METODOLOGIA ....................................................................................... 49

4.1 Fabricao da Seo de Testes ........................................................ 49 4.2 Calibrao de Instrumentos ............................................................... 57 4.3 Procedimento Experimental ............................................................... 63 4.4 Extensometria .................................................................................... 67 4.5 Ensaios Mecnicos ............................................................................ 71 4.6 Simulaes Numricas ...................................................................... 76

5 RESULTADOS .......................................................................................... 78

5.1 Calibrao de Instrumentos ............................................................... 78 5.2 Extensometria .................................................................................... 85 5.3 Estratificao trmica ......................................................................... 91 5.4 Ensaios Mecnicos .......................................................................... 110 5.5 Simulaes numricas ..................................................................... 114

6 Anlise dos Resultados ........................................................................... 119

6.1 Estratificao Trmica ...................................................................... 119 6.2 Ensaios Mecnicos .......................................................................... 122 6.3 Simulaes Numricas .................................................................... 123 6.4 Discusso ........................................................................................ 124

7 CONCLUSES ....................................................................................... 131

8 SUGESTES PARA TRABALHOS FUTUROS ...................................... 132

9 BIBLIOGRAFIA ....................................................................................... 133

11

RESUMO

Desde a notificao dos primeiros eventos de vazamentos em centrais

nucleares devidos fadiga trmica das tubulaes causada por estratificao trmica,

muitos trabalhos tm sido desenvolvidos para estudar o fenmeno. Pode ser

comprovado pelos estudos j realizados, que existem pontos das tubulaes de uma

central nuclear, que devido geometria, distribuio de temperatura e ao tipo de

escoamento, so mais suscetveis ao fenmeno de estratificao trmica. Neste

trabalho os danos causados ao material de uma tubulao submetida ao fenmeno de

estratificao trmica foram estudados experimentalmente. A tubulao estudada

uma seo de testes, que simula o bocal de injeo do gerador de vapor de uma

central nuclear. Na seo de testes foram promovidos escoamentos estratificados,

com a mesma faixa de nmero de Froude do componente em questo. Aps ser

submetida a 41 experimentos de estratificao trmica, a seo de testes foi

desmontada do circuito experimental, cortada e um conjunto de 25 espcimes foi

retirado de seu tubo. De uma poro preservada do tubo utilizado para fazer a seo

de testes foram retirados 27 espcimes. Os dois conjuntos de espcimes foram

submetidos a ensaios de fadiga flexorrotativa e o limite de fadiga de cada conjunto de

espcimes foi determinado pelo mtodo da escada (up-and-down). A reduo do limite

de fadiga do conjunto de espcimes retirados do tubo da seo de testes indica que a

estratificao trmica induziu danos ao material do tubo. Um procedimento

computacional, que utiliza os carregamentos de temperaturas e presses medidos

durante os experimentos de estratificao trmica foi desenvolvido. O isolamento

trmico da seo de testes tambm um parmetro de entrada para a simulao

numrica de tenses e deformaes da seo de testes. Inserindo os parmetros

experimentalmente medidos como condies de contorno no procedimento

computacional desenvolvido, foi possvel estimar as tenses e deformaes impostas

ao tubo da seo de testes.

12

ABSTRACT

Since the first events of nuclear power plants leakages, due to piping thermal

fatigue, was notified many works had been done to study the phenomenon. It must be

confirmed by the works already done, that there are points in a nuclear power plant

piping, due to its geometrical configuration, temperature gradients and the flow

characteristics, that are more susceptible to thermal stratification phenomenon. In this

work the piping material damages under thermal stratification phenomenon were

experimentally studied. The studied piping was an experimental section that simulates

the steam generation injection nozzle of a nuclear power plant. Stratified flows with the

same nozzle Froude numbers were imposed to the experimental section. The

experimental section was dismantled from the experimental circuit, cut and a set of 25

specimens was taken from its pipe, after 41 experiments had been done. Another set

of 27 specimens was taken from a preserved pipe portion. Both sets of specimens

were submitted to fatigue tests and the fatigue limit of each set was determined by the

up-and-down method. The fatigue limit reduction of the specimens set taken from the

experimental section pipe, shows that thermal stratification induced damages to the

pipe material. A computational procedure, which uses the experimental section loads

due to temperatures, pressures and thermal insulation, was done. Measured

experimental parameters were used as an input to the computational procedure and

stresses and strains were estimated.

13

1 INTRODUO

O fenmeno da estratificao trmica ocorre em tubulaes horizontais quando

duas camadas de um mesmo fluido, uma quente e a outra fria, escoam a baixas

velocidades. Neste caso a estratificao trmica dita monofsica, podendo ser

tambm bifsica, dependendo do estado fsico dos fluidos envolvidos. Por estarem em

temperaturas diferentes, as densidades das camadas de fluido so diferentes, levando

a camada fria a se situar na regio inferior do tubo e a quente na superior. Quando a

estratificao estabelecida no fluido, a tubulao fica solicitada por tenses que

surgem devido diferena de temperatura entre as regies superior e inferior de sua

seo transversal. A distribuio de tenso que a estratificao trmica causa no tubo

pode ser comparada com a distribuio de tenso de uma lmina bimetlica. Na

regio superior aquecida surgem tenses compressivas, em conseqncia da

restrio expanso provocada pela regio inferior, que se encontra em temperatura

mais baixa. Por outro lado, na regio inferior do tubo surgem tenses de trao,

provocadas por sua parte superior, que tende a expandir. Devido flexibilidade do

tubo e aos seus engastamentos, os transientes trmicos causam tambm tenses de

flexo.

As Figuras 1.1, 1.2, 1.3 e 1.4 ilustram os efeitos da estratificao trmica nas

tubulaes. mostrada na Figura 1.1 uma separao entre os fluidos quente e frio,

longitudinal e transversalmente. Na Figura 1.2 ilustrada a deformao longitudinal da

tubulao causada pela diferena de temperatura entre a parte inferior e a superior do

tubo. Esta deformao sofrida pelo tubo denominada muitas vezes na literatura de

efeito banana, devido forma que a tubulao adquire com a deformao sofrida.

mostrada na Figura 1.3 a deformao da seo transversal do tubo, tambm causada

pela diferena de temperatura entre as camadas do fluido. Na Figura 1.4 so

mostradas as ondulaes devidas ao escoamento e diferena de temperatura na

interface das camadas dos fluidos, sendo estas ondulaes responsveis pela

ciclagem trmica do material do tubo.

Fluido Quente

Fluido Frio

Figura 1.1 Separao das camadas de fluido quente e frio no interior do tubo

14

Deformao devida

diferena de temperatura

Figura 1.2 Deformao longitudinal do tubo devida diferena de temperatura

Tenses

na Seo

Figura 1.3 Tenses na seo transversal devidas diferena de temperatura

Ondulaes das

Camadas de Fluido

Figura 1.4 Ondulaes da interface dos fluidos decorrentes do escoamento

A estratificao trmica monofsica pode ocorrer tambm em derivaes de

tubulaes que tenham fluido estagnado. Nestas condies o fluxo do ramal promove

uma circulao a baixa velocidade para dentro da derivao, estabelecendo a

separao entre as camadas de fluidos a diferentes temperaturas. Outro local onde a

estratificao trmica pode ocorrer em vlvulas que apresentam vazamentos, ou na

regio prxima a elas. Devido baixa vazo de vazamento e diferena de

temperatura dos fluidos neste local, a estratificao trmica estabelecida. Outros

15

locais, onde a estratificao trmica pode ocorrer em sistemas de tubulaes, so as

junes em T e as junes em + (cruz), desde que o escoamento a favorea.

H outros fatores que favorecem a estratificao trmica e a conseqente

variao de temperatura ao longo da tubulao e de sua seo transversal. Em geral a

capacidade para um escoamento monofsico se estratificar termicamente

dependente da geometria do tubo, da diferena de temperatura entre as duas

camadas do fluido e da velocidade de escoamento destas camadas do fluido. Uma

maior diferena de temperatura entre as camadas do fluido favorece a estratificao

trmica. Neste caso, o fenmeno da estratificao trmica pode ocorrer em uma maior

faixa de velocidades do fluxo (LIU e CRANFORD, 1991). A geometria da tubulao

tambm influencia na formao do fenmeno de estratificao trmica. Tubulaes em

posio horizontal so as que oferecem as melhores condies para a ocorrncia do

fenmeno. Por outro lado, tubulaes verticais esto imunes estratificao trmica.

Nos locais onde h inclinaes da tubulao e a presena de curvas tambm pode

ocorrer o fenmeno, porm, em menor intensidade do que em trechos horizontais de

tubulao.

A estratificao trmica monofsica pode ocorrer em qualquer sistema

industrial onde h a possibilidade de ocorrer mistura de fluidos a diferentes

temperaturas e com baixas velocidades de escoamento. Em um reator nuclear a gua

pressurizada, a gua do circuito primrio est submetida a uma presso em torno de

16 MPa (160 bar) e a uma temperatura prxima de 300oC. Pela caracterstica de

operao de um reator a gua pressurizada, a gua do circuito primrio percorre um

ciclo fechado sofrendo variaes de temperaturas. Quando a gua de um circuito do

reator escoando a baixa vazo e com temperatura mais baixa, retorna para um local

de temperatura mais alta, na interface entre estas duas guas pode ocorrer o

fenmeno da estratificao trmica. O fenmeno mais acentuado durante as

operaes de partida e de desligamento do reator. A gua no circuito secundrio do

reator, da mesma forma que no primrio, tambm percorre um ciclo fechado e

sofrendo variaes de temperaturas.

Vrios sistemas de tubulaes da central nuclear podem estar sujeitos ao

fenmeno de estratificao trmica, sistemas estes relacionados segurana e

conectados ao sistema de refrigerao do reator. Estes sistemas de tubulaes

incluem a linha de surto do pressurizador, as linhas de refrigerao de emergncia do

ncleo, as linhas de remoo do calor residual, as linhas de pulverizao do

pressurizador e o sistema de refrigerao. No entanto, no sistema de refrigerao do

reator e no bocal de injeo do gerador de vapor, a estratificao trmica se forma

16

durante os desligamentos e durante as partidas do reator, quando a gua flui em

baixas vazes (JO, KIM e CHOI, 2001).

As pernas quente e fria so sistemas de tubulaes do circuito primrio do

reator. Na perna quente o fluxo vai do ncleo do reator ao gerador de vapor e na perna

fria ele vai do gerador de vapor ao ncleo. A linha de surto a linha que liga o

pressurizador perna quente do reator. mostrado na Figura 1.5, retirada de

Rezende (2000), um esquema de um reator nuclear a gua pressurizada onde so

mostradas esquematicamente algumas linhas como a de surto do pressurizador, as

linhas do circuito secundrio e as linhas do circuito primrio. Podem ser vistos tambm

nesta figura, os principais componentes de um reator a gua pressurizada, quais

sejam o ncleo do reator, a bomba de recirculao, o gerador de vapor e o

pressurizador.

A estratificao trmica geralmente se manifesta em duas formas bsicas, as

quais influem nos deslocamentos, nas deformaes e nas tenses resultantes no tubo.

Uma forma dita linear e surge sob condies de fluxo alto, induzindo pequenas

deformaes globais.

Figura 1.5 Esquema de um reator nuclear a gua pressurizada

A estratificao trmica linear assim denominada, porque quando registrada

como temperatura do fluido em relao sua localizao vertical na seo de um tubo

horizontal, resulta em uma linha reta com uma determinada inclinao. A outra forma

17

dita no linear, porque quando registrada da mesma forma que a anterior, resulta em

uma curva em forma de "S". A estratificao trmica no linear est associada a

condies moderadas ou baixas do fluxo de fluido. ainda caracterizada por uma

interface discreta entre o fluido quente e o frio. Neste caso, quando a profundidade da

interface for muito pequena, a transio de quente para frio, nas temperaturas dos

fluidos, aproxima de uma variao do tipo degrau (JO, KIM e CHOI, 2001).

A suscetibilidade de uma tubulao a carregamento no linear altamente

dependente de sua geometria, da taxa de fluxo e do potencial em ter fluidos a

diferentes temperaturas. Tubulaes horizontais ou quase horizontais que se

conectam a outras tubulaes ou a vasos de presso contendo fluidos com

temperaturas diferentes, sofrero distribuio no linear de temperatura em sua seo

transversal, quando o volume de surto for pequeno (LIU e CRANFORD, 1991). Como

o bocal de injeo do gerador de vapor se encaixa muito bem nestas condies,

principalmente durante as partidas e as paradas da central nuclear, neste trabalho,

foram estudados os efeitos do fenmeno de estratificao trmica no material da

tubulao de uma seo de testes, que simula o bocal de injeo do gerador de vapor

de uma central nuclear.

1.1 Justificativa e Relevncia

Quando a estratificao estabelecida no fluido, a tubulao fica solicitada por

tenses que surgem devido diferena de temperatura entre as suas partes superior e

inferior. Com isto, podem ocorrer:

- Tenses axiais na tubulao, resultantes da tendncia ao encurvamento do

tubo no sentido longitudinal;

- Tenses circunferenciais e distoro da seo circular do tubo e;

- Ciclagem trmica na interface das camadas quente e fria de lquido.

A combinao destes trs eventos presentes na estratificao, repetidos por

um significativo nmero de vezes, pode causar a fadiga trmica da tubulao.

O fenmeno da estratificao trmica foi percebido primeiramente nos finais

dos anos 80, quando ocorreram vazamentos em linhas de tubulaes do sistema de

refrigerao de alguns reatores de potncia. A primeira verificao de dano atribuda

ao fenmeno de estratificao trmica ocorreu na central Farley 2 nos EUA em 9 de

dezembro de 1987 (NRC BULLETIN No 88-08). Outro caso foi notificado em 18 de

junho de 1988 na central de Tihange, na Blgica (NRC BULLETIN No 88-08).

Por ser capaz de provocar danos significativos em sistemas de centrais

nucleares, podendo causar srios acidentes nucleares, o fenmeno de estratificao

18

trmica de grande importncia para pesquisadores que desejam estud-lo e

control-lo para evitar as avarias que possa provocar. H uma preocupao em

detectar e analisar os efeitos que este fenmeno pode causar s linhas de tubulaes

de centrais nucleares, pois seus efeitos no foram includos nos parmetros de projeto

das centrais nucleares construdas at o final da dcada de 80. A estratificao

trmica induz uma distribuio de tenses trmicas no lineares na tubulao e,

quando as primeiras centrais nucleares foram projetadas, a distribuio de

temperaturas nas tubulaes foi considerada como sendo lineares. Outra

considerao que deve ser feita e que torna o fenmeno de estratificao trmica

importante para estudo e pesquisa o fato dele no ser um fenmeno previsto como

um carregamento estrutural pelos cdigos de projeto.

(Jack)Ware (2003) mostra 16 eventos de vazamentos devidos fadiga trmica

com origem na estratificao trmica ocorridos no sistema de resfriamento de reatores

PWR. importante lembrar que o fenmeno de estratificao trmica est presente

no s nas centrais nucleares, mas tambm em qualquer processo industrial que

opere em condies que o favorea.

Por ter uma significativa contribuio em falhas de tubulaes de centrais

nucleares de fundamental importncia que se estude os efeitos da estratificao

trmica nestas tubulaes. Este fenmeno no est restrito aos reatores a gua

pressurizada, podendo ocorrer tambm em outros tipos de reatores como, por

exemplo, reatores a gua fervente (RAF, BWR em ingls). O fenmeno se torna mais

importante ainda quando se considera o nmero de centrais nucleares em operao

no mundo e tambm as que esto em construo ou em fase de contratao. Na

pgina da Agncia Internacional de Energia Atmica na internet (AIEA)

(WWW.IAEA.ORG, 2009), h uma tabela mostrando a quantidade de centrais

nucleares no mundo. Os dados desta tabela mostram que no final de janeiro de 2009

existiam 436 reatores em operao em todo o mundo. Estes reatores foram

responsveis pela gerao de 2.068 bilhes de kWh de energia eltrica em 2007.

Recentemente a gerao de energia eltrica, a partir de fonte nuclear tomou impulso

e, com isso, esto sendo construdas 43 novas centrais nucleares que geraro 37,668

MWe. H tambm 108 reatores planejados e em fase de contrato que geraro 121,065

MWe. Seguindo esta tendncia existem outros 266 reatores planejados que se

concretizados geraro 262,275 MWe. Outro dado importante informado na tabela da

pgina da AIEA a quantidade de urnio requerida para alimentar estas centrais,

sendo de 65.405t.

19

2 OBJETIVOS

O objetivo especfico deste trabalho :

Avaliar os danos causados ao material da tubulao de uma seo de testes

submetida ao fenmeno da estratificao trmica.

So objetivos gerais deste trabalho so:

Projetar, construir e instrumentar uma seo de testes que simula o bocal de

injeo do gerador de vapor de uma central nuclear PWR.

Calibrar instrumentos e equipamentos utilizados nos experimentos.

Realizar experimentos de estratificao trmica com os mesmos parmetros

hidrotrmicos do bocal de injeo do gerador de vapor utilizando a seo de testes

construda.

Realizar ensaios de fadiga em espcimes retirados do material virgem e em

material da seo de testes.

Desenvolver uma metodologia numrica para simular as respostas da seo de

testes quando submetida aos carregamentos decorrentes da estratificao trmica.

20

3 REVISO BIBLIOGRFICA

Ao final da dcada de 80 foram notificados os primeiros eventos de vazamento

de tubulaes de centrais nucleares que operam com estes tipos de reatores (NRC

BULLETIN 88-08, 1988). Desde a publicao do boletim 88-08 pelo NRC (Nuclear

Regulatory Comission) recomendando providncias e aes por parte dos rgos

licenciados para mitigar os efeitos da estratificao trmica em tubulaes de suas

centrais nucleares, muitos trabalhos de pesquisa foram realizados para estudar o

fenmeno. Foram realizados monitoramentos para levantar as regies das tubulaes

mais suscetveis estratificao trmica. Sees experimentais foram construdas

para estudar hidrotermicamente o fenmeno e sua formao e, tambm, para estudar

as suas influncias no material das tubulaes. Os vazamentos ocorreram devido a

trincas passantes na parede da tubulao, tanto em regies de solda quanto em

regies do material base. Estudos realizados revelaram que as trincas tinham origem

na fadiga trmica devida ao fenmeno da estratificao trmica. Os boletins

publicados pelo NRC orientam os rgos licenciados quanto a aes a serem tomadas

quando ocorressem eventos de vazamentos com origem no fenmeno da

estratificao trmica e quanto a medidas preventivas a serem adotadas para evitar

que o fenmeno ocorra. No suplemento 1 deste boletim, com data de 24 de junho de

1988, os membros licenciados foram informados de um fenmeno de vazamento,

ocorrido em Tihange 1, similar ao ocorrido em Farley 2. Foi enfatizada pelo

suplemento 1 a necessidade das inspees para que se detectassem trincas ou

imperfeies de propores inaceitveis nas tubulaes ligadas ao sistema de

refrigerao do reator. Um segundo suplemento deste boletim enfatizou a necessidade

de incrementar os testes de ultra-som e de melhorar a capacitao dos inspetores,

melhorando assim a eficincia na deteco de trincas em tubulaes de ao

inoxidvel. H ainda um suplemento 3 do boletim, com data de 1 de abril de 1989,

informando aos membros licenciados, sem informar onde, a ocorrncia de um acidente

de vazamento semelhante ao ocorrido em Farley 2. A publicao deste suplemento

veio reforar os pedidos feitos anteriormente para que as inspees fossem

cuidadosas e tivessem sucesso na identificao de trincas que pudessem levar a um

acidente de vazamento. Outro boletim publicado pelo NRC no mesmo ano (88-11,

1988) teve a finalidade de pedir aos membros licenciados que estabelecessem e

implementassem um programa para verificar a integridade da linha de surto do

pressurizador, tendo em vista a suscetibilidade desta linha estratificao trmica. A

publicao deste boletim foi motivada pelos deslocamentos inesperados, devidos

estratificao trmica, ocorridos na linha de surto do pressurizador da Central Nuclear

21

de Trojan. Estes deslocamentos da linha de surto do pressurizador ocorriam porque o

fenmeno da estratificao trmica no fora considerado no projeto original desta

tubulao.

Miksch e colegas (1985), mesmo antes das publicaes do NRC, estudaram

uma forma particular de formaes de trincas que ocorrem em componentes de

reatores a gua pressurizada e a gua fervente. As trincas ocorreram na superfcie

interna de trechos horizontais de tubulaes de gua de alimentao, jusante do

gerador de vapor e do vaso de presso. A avaliao fractogrfica e a orientao das

trincas mostraram que elas poderiam ser atribudas a tensionamentos cclicos na

direo axial. Comparando as tenses devidas ao choque trmico e as devidas

estratificao trmica, os autores descobriram que, devido ao tipo de carregamento

cclico associado, as trincas foram causadas por estratificao trmica. Esta

constatao pode ser corroborada pela orientao das trincas. Os autores fizeram

testes de corroso, cujos resultados mostraram que o alto contedo de oxignio (450

ppb) e o nvel de temperatura (210oC), exercem uma influncia importante no nmero

de ciclos para iniciar uma trinca, na presena da estratificao trmica. Com estas

condies de testes, consideradas conservativas, o nmero de ciclos para iniciar uma

trinca no aceito para carregamentos de estratificao trmica, porm, aceito para

carregamentos de choque trmico pressurizado, quando se utiliza o critrio de projeto

do cdigo ASME. Para aumentar o nmero de ciclos para nuclear uma trinca, a

empresa alem KWU instalou um sifo na tubulao de gua de alimentao e, com

isso, reduziu a freqncia das amplitudes de tenso. Com esta medida o nmero de

ciclos para iniciar uma trinca aumentado, sendo aceito segundo os critrios de

projeto do cdigo ASME. Nos experimentos realizados, foi percebido que as trincas se

concentraram na metade inferior dos tubos e tiveram orientao circunferencial. Os

exames fractogrficos mostraram que as trincas se propagaram em degraus durante a

operao. As anlises realizadas mostraram que as amplitudes de tenses,

resultantes de flutuaes da presso interna e das reaes da tubulao tm uma

pequena contribuio para a fadiga do material do bocal de alimentao. Aps os

testes realizados os autores concluram que, para amplitudes de tenses idnticas, a

grande maioria das trincas iniciada por tenses devidas estratificao trmica e

no por tenses devidas a choque trmico. O que era esperado, pois choques

trmicos so previstos no projeto e como a anlise foi feita segundo o cdigo ASME,

no era esperado o aparecimento de trincas por choque trmico.

Uma definio possvel para fadiga trmica pode ser: "Fadiga trmica a

deteriorao gradual e eventual quebra de um material por aquecimentos e

resfriamentos alternados durante os quais a expanso trmica parcial ou totalmente

22

restringida" (MEROLA, 1995). Um componente submetido fadiga trmica deve ser

projetado para prevenir danos inaceitveis. Para assegurar esta caracterstica, o

nmero de ciclos de fadiga esperado deve ser menor do que o nmero mximo

permitido de ciclos de fadiga determinado pelo cdigo de projeto.

Quando ocorrem flutuaes locais de temperaturas, as faixas de deformaes

so dadas por T (TALJA E HANSJOSTEN, 1988), sendo a variao de

deformaes, o coeficiente de dilatao do material e T a variao de temperatura.

Segundo estes autores, a faixa de tenses dada por 1

TE sendo E o mdulo

de elasticidade e o coeficiente de Poisson do material. Os autores determinaram que

a faixa das tenses axiais devidas variao da posio da camada de mistura por

volta de 0,7E T e que as tenses circunferenciais so menores em comparao a

elas. Quando a diferena de temperatura for por volta de 200oC, o nmero total de

oscilaes da interface entre as camadas de mistura pode ser maior que 10.000

oscilaes, para um tempo de experimento em torno de 1.800 s.

Aps as constataes dos primeiros eventos de vazamentos, houve um grande

interesse em estud-los e caracteriz-los. Muitos pesquisadores estudaram a

estratificao trmica nas tubulaes de centrais nucleares, considerando os mais

variados pontos possveis de sua provvel ocorrncia. Sun e colaboradores (1991)

identificam os pontos mais freqentes de estratificao trmica, em reatores a gua

leve. Estes pontos so a linha de surto do pressurizador, a perna quente, o sistema de

remoo do calor residual, o sistema de reposio de gua e de controle volumtrico

do circuito primrio, o sistema de refrigerao de emergncia e o bocal de injeo de

gua do gerador de vapor.

Para avaliar a amplitude das oscilaes da interface entre as camadas de gua

quente e fria, Uhlman e colegas (1991) propuseram uma metodologia que utiliza

dispositivos com cinco termopares afastados 2 mm entre si, posicionados na altura

mdia do tubo da seo de testes. Os termopares atravessaram a parede da

tubulao e ficaram prximos a ela internamente, por ser esta a regio de interesse. A

amplitude das oscilaes foi determinada pela distncia entre os dois termopares do

conjunto de termopares que detectar a oscilao de temperatura. A freqncia das

oscilaes foi estabelecida pela freqncia de variao da temperatura nos

termopares do conjunto de cinco termopares fixados na regio do fenmeno.

Bush (1992) analisou as falhas ocorridas em tubulaes de centrais nucleares,

provocadas por fadiga trmica causada pelo fenmeno da estratificao e estabeleceu

23

uma relao entre elas e os critrios imprecisos que foram adotados para se projetar

estas centrais nucleares.

Ferrari e colaboradores (1993) apresentaram um trabalho de avaliao da

integridade da linha de surto do pressurizador da Central Nuclear de Angra I. O

trabalho foi realizado monitorando as temperaturas da tubulao, medindo micro-

durezas nas regies das soldas, fazendo ensaios de ultra-som e lquido penetrante e

tambm rplicas de medio de dureza. O trabalho desenvolvido pelos autores,

utilizando esta metodologia, permitiu concluir que a linha de surto do pressurizador

desta central nuclear ainda pode operar seguramente.

Hunger (1993) apresentou resultados dos experimentos realizados com o

objetivo de simular o crescimento de trincas, favorecido por ambiente corrosivo sob

carregamentos mecnicos e trmicos, semelhantes realidade operacional do reator.

As condies de fluxo do experimento foram caracterizadas como estratificao global

extremamente estvel. Os testes foram realizados especificamente para investigar os

efeitos da temperatura de estratificao em um tubo horizontal que j continha uma

trinca circular formada durante carregamentos devidos a momentos flexores cclicos.

Para realizar os testes foi utilizada uma tubulao com dimetro nominal de 400 mm,

alta presso e vrias vazes de gua fria de alimentao. Os testes incluam tambm

a medida da posio da camada de transio entre o fluido quente e o frio. Nesta

posio, sob especficas condies de operao, ocorre uma flutuao estvel, com

formato senoidal da temperatura. Outro estudo foi realizado em uma tubulao com

dimetro nominal de 425 mm para avaliar o crescimento de trinca e o vazamento antes

da quebra. Nesta tubulao foi feita uma trinca circunferencial com comprimento

equivalente 60o de circunferncia e a submeteu a testes sob as condies de

operao da central nuclear, com presso de 10,8 MPa e temperatura de 240oC. Os

testes foram realizados com carregamentos repetidos de estratificao trmica em sua

poro horizontal, dando nfase ao comportamento da trinca sob condies de

contorno fludicas constantes. Pode ser observado, devido aos testes realizados, que

a maior tenso de flexo ocorria em funo do nvel de gua fria no tubo, sendo este

nvel de 12% de preenchimento de sua seo transversal. Foi percebida uma regio

de transio entre as camadas fria e quente do fluido, caracterizada por flutuaes da

temperatura. Os testes permitiram verificar que a temperatura da gua em seu nvel

mais baixo menor que a temperatura da parede nesta mesma regio. Foi verificado

ainda que o comportamento a flexo do tubo foi semelhante ao comportamento a

flexo de uma lmina bimetlica, devida contrao da parte inferior e da extenso da

parte superior do tubo. Os esforos produzidos pela tubulao nos esgastamentos

foram de at 145 kN. Os fatores mais importantes para o crescimento da trinca foram

24

os picos de deformao axial produzidos na parte inferior da tubulao, que

alcanaram valores de 0,3% do lado interno e 0,1% do lado externo. Para estas

deformaes, foram medidos nveis de abertura da trinca de 0,04 mm e, aps 50 ciclos

de estratificao a trinca aumentou seu comprimento de 0,45 mm para 0,58 mm. Aps

a fratura, ocorrida com 1.000 ciclos de ensaios, o exame fractogrfico da superfcie de

falha mostrou que a estratificao induziu uma taxa mdia de crescimento de trinca de

8 a 20 m por ciclo.

Lee e Song (1993) utilizaram o mtodo dos elementos finitos para simular

numericamente o comportamento de uma trinca localizada na regio das oscilaes

trmicas situada na superfcie interna da parede de um tubo com escoamento

estratificado. A variao entre o valor mximo e o valor mnimo do fator de

intensificao de tenso utilizada como parmetro para descrever o comportamento

da trinca devido ciclagem trmica. A linha de alimentao do gerador de vapor de

um reator a gua pressurizada, com dimetro externo de 406,4 mm e com espessura

de parede de 21,438 mm, foi escolhida para a anlise numrica. Foi estabelecido que

o fluido nesta tubulao fosse estratificado e que a temperatura da gua quente era de

525 K, a da gua fria de 303 K e que havia flutuaes na interface de separao entre

a gua quente e fria. Uma presso de referncia de 6,895 MPa foi escolhida para

realizar as simulaes. Se a presso do fluido for inferior a um determinado valor, a

expanso trmica fecha a trinca, o que reduz a faixa do fator de intensificao de

tenso na ponta da trinca. Para estudar este aspecto da estratificao trmica, as

anlises foram realizadas com presses variando desde zero at 10,432 MPa. A

presso que sobrepe o efeito da expanso trmica tem influncia no comportamento

da trinca por fadiga, semelhante influncia da tenso mdia. As oscilaes de altura

das camadas de fluido na interface de separao so aleatrias e, para simplificar as

anlises, os autores assumiram uma oscilao do tipo senoidal (y=Af*seno(2* *tf),

sendo y a distncia horizontal a partir da linha de centro do tubo, Af a amplitude de

flutuao da interface, t o tempo e f a freqncia de oscilao da interface. Outros

estudos mostraram que a freqncia das oscilaes de altura das camadas de fluido

variava de 0,1 Hz a 10 Hz e que as suas amplitudes variavam de 1,588 mm a 13,073

mm, sendo estes valores utilizados para realizar as simulaes propostas pelos

autores. Os efeitos do tamanho da trinca foram investigados pelos autores que

utilizaram para esta anlise cinco razes de trinca a/W: de 0,025, de 0,05 de 0,075, de

0,1 e de 0,2 sendo a o comprimento da trinca e W a espessura da parede do tubo. As

tenses foram calculadas assumindo regime permanente da estratificao trmica e

que no havia flutuaes de densidade na interface. Os estudos mostraram que para

uma presso menor que 2,758 MPa, a abertura da trinca pela presso suplantada

25

pela expanso trmica, provocando alteraes na faixa do fator intensificador de

tenso, devido ao contato entre as superfcies da trinca. A existncia de tenses

residuais devidas a processos de soldagem, tambm pode interferir no contato entre

as superfcies da trinca. Os autores observaram que o comportamento da trinca

depende do grau de intensidade das oscilaes trmicas, das propriedades mecnicas

e termo fsicas do material da tubulao, da geometria e das dimenses da tubulao

trincada. O grau de intensidade das oscilaes est relacionado com as amplitudes

das oscilaes e com os coeficientes de transferncia de calor. Quanto maior a

amplitude de flutuao e/ou do coeficiente de transferncia de calor, maior o efeito da

oscilao trmica no comportamento da trinca. importante avaliar a variao da faixa

do fator de intensificao de tenso com a freqncia das oscilaes trmicas. Com os

estudos, pode observar que, para uma dada condio, a faixa do fator de

intensificao de tenso normalizado (Kref) aumenta at um nmero de Fourier

especfico (Fo=Td/(fW2)) e reduz aps este nmero de Fourier especfico. No nmero

de Fourier, Td a difusividade trmica do material do tubo, f a freqncia das

flutuaes na interface e W a espessura da parede do tubo. Outro parmetro que

influi na extenso da faixa do fator de intensificao de tenso o nmero de Biot

(Bi=hW/k), sendo h o coeficiente de transferncia de calor mdio entre os coeficientes

de transferncia de calor da gua fria e da gua quente, k a condutividade trmica do

material do tubo e W a espessura da parede do tubo. O nmero de Biot denota a

intensidade do coeficiente de transferncia de calor ou a efetividade relativa do

coeficiente de transferncia de calor em reduzir a severidade das tenses trmicas. As

simulaes mostraram que quanto maior o nmero de Biot, maior a extenso da faixa

do fator de intensificao de tenso normalizado e menor o nmero de Fourier para o

qual a extenso da faixa do fator de intensificao de tenso normalizado tem um pico.

Isto mostra que importante determinar com preciso o coeficiente de transferncia

de calor prximo camada de separao e a freqncia das oscilaes para que se

estime o comportamento da trinca sob oscilaes trmicas. As simulaes realizadas

para diferentes relaes entre o tamanho da trinca e a espessura da parede do tubo,

mostraram que as trincas pequenas situadas na regio das oscilaes trmicas,

devem ser avaliadas cuidadosamente porque as oscilaes trmicas afetam mais as

trincas pequenas do que as grandes.

Existem duas razes principais para se fazer o monitoramento de fadiga em

centrais nucleares. Uma delas que ocorrem alguns transientes com mais freqncia

do que os que foram assumidos na anlise de fadiga durante o projeto e a outra a

descoberta de carregamentos intensificadores de tenses que tambm no foram

includos na anlise de fadiga na fase de projeto. Por no terem sido previstas na fase

26

de projeto, estas ocorrncias podem causar significantes danos por fadiga em

determinadas localizaes da central nuclear. O monitoramento de fadiga realizado

para quantificar a magnitude, a freqncia e durao destes intensificadores de tenso

para que o fator de uso cumulativo possa ser calculado com mais preciso (WARE e

SHAH, 1995). Assim, pelo monitoramento foi possvel mostrar que os transientes reais

so menores que os assumidos na fase de projeto e, com isso a vida da central

nuclear pode ser estendida.

Para evitar que ocorra a estratificao trmica no bocal de alimentao do

gerador de vapor, Poussin e Holcblat (1995) desenvolveram e testaram um dispositivo

antiestratificao nos laboratrios da empresa francesa Framatome. O dispositivo

uma hlice que fora um movimento espiral do fluido no interior do componente e, com

isso, evita os efeitos da estratificao trmica. Os testes laboratoriais mostraram que

este dispositivo eficiente para evitar a formao da estratificao trmica, sem

aumentar significativamente as perdas de escoamento.

Para amenizar os problemas causados pelo fenmeno da estratificao

trmica, nos componentes das centrais nucleares, programas de monitoramento para

detectarem locais com potencial para a fadiga trmica foram estabelecidos. Um

programa de monitoramento de temperatura realizado na linha de surto do

pressurizador, da central CRUAS 2, na Frana, confirmou que na poro horizontal

das linhas de surto e em um bocal horizontal da perna quente, ocorre a estratificao

trmica em regime permanente. No caso desta central, o limite de resistncia de 180

MPa, e a diferena de temperatura limite T de 35oC. Abaixo deste limite, momentos

flexores adicionais devidos estratificao no tm efeito algum no fator de uso e no

foram considerados na anlise de fadiga. Entretanto, as tenses trmicas foram

consideradas porque elas podem representar uma tenso mnima combinada com

outros transientes e ento ser significantes para a anlise (ENSEL, COLAS e

BARTHES, 1995). Estudando os vrios transientes operacionais da central nuclear,

que ocorrem devidos a anormalidades ou devidos a paradas e partidas, Ensel e

colegas (1995) determinaram que a oscilao das ondulaes da estratificao

trmica tm uma freqncia mxima de 1 hz. Ensel e sua equipe determinaram

tambm que a amplitude destas oscilaes pode ser medida para a faixa de nmero

de Froude de 0,02 a 0,2, sendo que a amplitude mxima estimada das oscilaes foi

de 5 mm. A freqncia e a amplitude mximas ocorrem quando a interface entre a

gua fria e quente estiver situada prxima altura mdia do dimetro interno do tubo

(hi = 0,5*D), sendo hi a altura da camada de separao dos fluidos e D o dimetro

interno do tubo. Os autores perceberam que as oscilaes da interface das camadas

27

de gua quente e fria so mais acentuadas na regio prxima parede do tubo do que

em sua regio central.

Sauer (1996) apresentou uma formulao baseada na teoria convencional de

viga para calcular as tenses axiais em tubulaes submetidas estratificao

trmica. A formulao consiste em dividir a seo transversal do tubo em zonas de

temperaturas, simular cada zona de temperatura como sendo uma viga com material e

caractersticas prprias e, por meio de equaes de acoplamento, as vigas so

conectadas determinando assim o sistema de equaes que simula o fenmeno.

Resolvendo analiticamente o sistema de equaes, so obtidas as expresses para as

tenses axiais, que representam com um grau de preciso adequado as tenses reais,

quando comparadas com solues obtidas por elementos finitos.

Lee e sua equipe (1996) estudaram os efeitos da gua fria nas tenses

trmicas, a diferena entre as tenses mxima e mnima ( ) durante um ciclo em

vrios perodos de tempo e a diferena entre as profundidades de penetrao das

tenses trmicas com variao de tenso ( ) significante. Os autores afirmaram que

a determinao da temperatura de um cilindro submetido a uma condio de contorno

varivel pode ser obtida pela utilizao de um mtodo de parmetros variacionais da

equao diferencial. Esta soluo se aplica a problemas de flutuaes trmicas, nos

quais a superfcie livre da gua fria flutua com uma determinada amplitude e

freqncia, enquanto as temperaturas nas regies fria e quente permanecem

constantes. A soluo proposta pelos autores pode ser aplicada para o caso em que

as temperaturas nas regies quente e fria variam a diferentes taxas enquanto que a

superfcie livre da gua fria permanece estacionria. A soluo apresentada pode ser

reduzida a uma soluo de interface estacionria, quando o carregamento trmico for

no estacionrio e tambm quando for estacionrio. As solues apresentadas so

teis para a anlise de tenses no vaso do reator. A soluo possibilita avaliar o

impacto do fluxo da injeo de gua de segurana na superfcie do vaso abaixo dos

bocais, o impacto dos pequenos acidentes de perda de refrigerante (Loss of Coolant

Accident - LOCA) e tambm para a anlise de tenses em tubulaes submetidas

estratificao trmica.

Wachs e co-autores (1998) apresentaram um estudo do fenmeno de

estratificao trmica que ocorreu no prottipo em escala real do Reator AP600, do

laboratrio de hidrotermia da Universidade do Estado de Oregon nos EUA. O prottipo

foi construdo para simular acidentes de perda de refrigerante (LOCA) em reatores

nucleares. Durante os primeiros estgios dos experimentos ocorreu a estratificao

trmica nas tubulaes que simulam as pernas frias do reator, na regio prxima

juno com o gerador de vapor.

28

Tubos com pequenos dimetros so considerados imunes aos efeitos da

estratificao trmica. Shmann (1998) estudou numericamente a estratificao

trmica e quantificou os carregamentos resultantes dela em tubos com dimetros

nominais de at 25 mm (33,7 mm x 2,6 mm) conectados ao circuito primrio de

reatores a gua pressurizada. Para realizar as simulaes numricas e analisar a

dependncia das tenses trmicas em relao ao escoamento, o autor utilizou um

modelo de elementos finitos tridimensional acoplado transferncia de calor

(ANSYS/FLOTRAN). O modelo utilizado permitiu estudar o escoamento do fluido e a

conduo trmica na parede do tubo. As simulaes foram feitas considerando a

condio mais desfavorvel de estratificao em um tubo com dimetro nominal de 25

mm. Outras simulaes foram realizadas para diferentes condies de estratificao e

para tubos com dimetros diferentes. Tambm foram avaliados os efeitos estruturais

da estratificao trmica para estas condies diferentes. Os resultados indicaram que

as tenses em tubulaes com dimetros nominais de at 25 mm ligadas ao circuito

primrio e contendo gua, so pequenas, quando comparadas com as tenses

admissveis dos aos tpicos utilizados nestas tubulaes. A estratificao trmica

formada na tubulao em estudo teve uma diferena de temperatura mxima de 15oC.

Pela anlise dos resultados, pode concluir que embora a diferena de temperatura

entre o fluxo de entrada e o fluxo estacionrio seja grande (300oC e 20oC,

respectivamente), no possvel estabelecer uma diferena de temperatura

estacionria significativa entre as camadas de fluido. Isto devido grande

capacidade de dissipao trmica do material do tubo em relao capacidade de

dissipao trmica do fluido, o que fora um equilbrio nas temperaturas.

Baik e colaboradores (1998) fizeram uma anlise transiente tridimensional da

estratificao trmica em um tubo horizontal utilizando o cdigo de computador

FLUENT. Nesta anlise so determinadas as distribuies de temperaturas e as

velocidades de escoamento. Um estudo paramtrico foi realizado para determinar a

influncia na estratificao trmica da velocidade de entrada, da diferena de

temperatura e da inclinao do tubo. A tubulao analisada foi a linha de surto de uma

central nuclear, que em sua poro horizontal, tem dimetro de 260 mm e

comprimento de 25 m. Temperaturas externas linha de surto foram medidas durante

os testes pr-operacionais e foi determinada uma diferena mxima de temperatura de

140 K. Avaliaes das condies de escoamento indicaram que o fluxo estratificado

na linha de surto durante o aquecimento e durante o resfriamento da central.

Sonnenburg (1998) apresentou os estudos da estratificao trmica e seus

efeitos nas tubulaes. Os estudos foram realizados em dois institutos de pesquisa da

Alemanha, o HDR e o HPTF. Os estudos realizados no instituto HDR tinham a

29

finalidade de investigar as condies de escoamento que ocorrem na linha de

alimentao durante operaes da central com carga parcial. Estes estudos foram

realizados em uma tubulao horizontal com 397 mm de dimetro interno. Os estudos

realizados no instituto HPTF tinham como objetivo investigar os fenmenos

hidrotrmicos relacionados aos transientes do reator durante uma condio de

acidente. Neste instituto os estudos foram realizados no pleno superior do dispositivo

de testes e os fenmenos hidrotrmicos de um reator a gua pressurizada tipo KWU

em tamanho real foram simulados. Os testes de estratificao trmica apresentaram

uma distribuio de temperatura vertical e uma faixa de transio muito estreita, de

apenas alguns centmetros, entre a gua fria e a gua quente. A anlise dos

resultados destes experimentos utilizando um cdigo CFD, permitiu concluir que o

escoamento da maior parte da camada de transio se d em regime laminar, o que

dificulta a mistura da gua das camadas quente e fria. Dentro do programa de estudos

realizados no instituto HPTF, havia a tarefa de verificar a capacidade de mistura de

fluxos de gua a diferentes temperaturas. Neste instituto a perna fria em escala real do

circuito primrio de um reator a gua pressurizada tipo KWU foi simulada, tendo a

tubulao simuladora um comprimento de 10 m e um dimetro interno de 0,75 m. A

perna fria penetra no tampo inferior do vaso de presso, que tambm foi simulado em

escala real. Os testes revelaram que para qualquer condio da taxa de escoamento,

ocorreu mistura completa entre as camadas de gua, na regio do sistema de

refrigerao de emergncia do ncleo, que est situado a 6 m a jusante do tampo

inferior. Foi possvel verificar pelos experimentos, que a gua no tampo inferior

permaneceu a uma temperatura mais alta que a temperatura da gua de alimentao

da perna fria. Foi constatado que a gua quente do tampo inferior permanecia quase

que estagnada e que, dependendo da velocidade do fluxo de alimentao, esta gua

quente flua em contracorrente na tubulao da perna fria por at 0,91 m de distncia.

Outra constatao feita nestes estudos, relacionada influncia na formao da

estratificao trmica, o tipo de terminao da tubulao onde est o escoamento

com gua a menor temperatura. Uma curva ou uma grelha reduzir a altura da gua

que flui em contracorrente para dentro da tubulao do fluxo de entrada. Os resultados

dos experimentos realizados permitiram melhorar o programa de monitoramento nas

centrais nucleares. Foi sugerida, com base nos estudos, a medio de temperaturas

nas partes externas das tubulaes em locais prximos aos bocais de entrada, locais

propensos formao de estratificao trmica. Foi sugerida ainda uma alterao na

tubulao de entrada do gerador de vapor para evitar estratificao trmica. Foi

sugerido inserir uma curva voltada para cima na entrada do bocal de injeo do

gerador de vapor. Uma curva nesta posio permitiria a gua quente do gerador de

30

vapor penetrar nela e durante a injeo de gua fria ocorreria a mistura evitando a

estratificao trmica no bocal de injeo.

Com a publicao dos boletins 88-08 e 88-11 pelo NRC (88-08, 1988; NRC

Bulletin 88-11,1988), muitos rgos licenciados implementaram programas de

monitoramento para detectar a estratificao trmica e estabeleceram programas para

evitar suas causas. Nakamori e um grupo de pesquisadores japoneses de uma

concessionria de energia eltrica e de dois institutos da Mitsubishi se juntaram para

estudar o fenmeno (1998). Pelo programa de monitorao e pelos estudos realizados

para as condies de operao das centrais nucleares japonesas, os autores

concluram que o fenmeno da estratificao trmica no causaria falha nas

tubulaes destas centrais. Foram realizados testes de visualizao da estratificao

trmica, utilizando corante e fluido com 30% de CaCl2, para simular a diferena de

densidade entre a camada quente e a camada fria. Testes de vazamentos em vlvulas

( p = 1,8 MPa) foram realizados, considerando pequenos e grandes vazamentos e

testes com grande diferena de temperatura. Duas sees de testes compostas de

tubulaes com dimetro nominal de 6" (168,28 mm) foram utilizadas nos

experimentos. Uma das sees era constituda de um longo trecho horizontal de

tubulao (9,8*D, sendo D o dimetro da tubulao), com derivao para baixo da

linha principal. A outra seo de testes tinha um curto trecho horizontal de tubulao

(1,0*D) e sua derivao era para cima da linha principal. Ambas as sees de testes

tinham uma vlvula de inspeo nas posies de 9,8*D e de 1,0*D, para simular os

vazamentos. Estes experimentos determinaram que para uma taxa de vazamento de

10 kg/h a estratificao trmica bem pequena, sendo esta taxa de vazamento

estabelecida como valor limite para as centrais do rgo licenciado. Nestas condies

de estratificao trmica, a variao de tenso na sada da vlvula de 10 MPa, bem

inferior ao limite de fadiga do material. Em vazamentos com taxa de 100 kg/h,

vazamento semelhante ao ocorrido em Farley 2, a estratificao trmica ocorre e pode

causar danos no material da tubulao, induzindo uma variao de tenso de 237

MPa na sada da vlvula. Vazamentos com taxa de 30 kg/h formam estratificao

trmica, porm a ciclagem trmica baixa, no impondo danos significativos ao

material da tubulao. Foi observado tambm pelos experimentos que a extenso da

tubulao sob os efeitos da estratificao trmica aumenta com o aumento da taxa de

vazamento.

Masson e Stphan (1998) participaram do programa conduzido pela empresa

francesa de energia eltrica EDF, o qual consistia em submeter um prottipo metlico

do sistema de alimentao do gerador de vapor, em tamanho real, a vrios regimes de

estratificao trmica. Resultados muito teis de estratificao trmica e de efeitos

31

mecnicos foram obtidos, permitindo validar os modelos matemticos utilizados. Um

nmero de 4.000 ciclos de fadiga foi aplicado entre duas condies de estratificao

estveis. Aps os experimentos, ensaios destrutivos foram feitos no material da seo

de testes e trincas de 1,4 a 2 mm foram observadas. A seo de testes era constituda

de uma curva de 90o soldada a dois trechos retos de tubulao, um horizontal (6.180

mm) e outro vertical (2.120 mm). O material da tubulao da seo de testes era ao

A42 com dimetro de 406,4 mm e com parede de 21,4 mm. A extremidade horizontal

fechada, a vertical tem uma abertura no tampo para injeo de gua. A seo

engastada ao cho na parte horizontal e na parte vertical h um suporte para o peso.

A seo de testes foi instrumentada em sees transversais da tubulao com

termopares e com extensmetros. Trs soldas no trecho horizontal da seo de testes

foram feitas, deliberadamente fora dos padres nucleares franceses e o tubo teve um

acabamento superficial por jateamento. O propsito foi estudar os efeitos da geometria

e do jateamento na resistncia fadiga. A presso dos testes foi de 8 MPa (80 bar), a

temperatura da gua fria foi de 60oC, a vazo na faixa de 0,1 a 9 m3/h e a temperatura

da gua quente de 280oC. Os testes foram realizados mantendo as vazes de gua

fria e de gua quente constantes e aguardando a estabilizao da estratificao (trinta

minutos). Para pequenas vazes de gua fria a estratificao trmica muito dbil,

no se estendendo ao longo da seo e no tendo efeitos de tenses significativos.

Durante os experimentos no foram identificadas variaes significativas na

temperatura da interface de estratificao. Uma diferena mxima de temperatura de

30oC foi observada e uma freqncia das oscilaes na faixa de 0,1 a 1 Hz. Os

autores determinaram um coeficiente de transferncia de calor de 3.500 W/m2/oC e

mediram os deslocamentos globais na posio do suporte vertical, verificando que o

deslocamento vertical foi de at 100 mm e o horizontal de at 50 mm.

Com a finalidade de validar a base de dados e as tcnicas analticas utilizadas

em projeto e em avaliao de vida remanescente de componentes de centrais

nucleares que trabalham em altas temperaturas, Taylor e colaboradores (1998)

propuseram simulaes em laboratrio utilizando diferentes ciclos trmicos e faixas de

temperaturas, em corpos de prova de ao inoxidvel tipo AISI 316. Em seu trabalho, o

grupo de Taylor mostrou que possvel reproduzir, em componentes com escala

laboratorial, significantes crescimentos de trincas quando estes esto submetidos s

condies simuladoras das condies operacionais da central. Os resultados obtidos

em seu trabalho foram utilizados como parmetros para avaliar e validar o

comportamento do crescimento de trinca dos mtodos analticos, baseado em dados

experimentais obtidos em corpos de provas convencionais.

32

O trabalho apresentado por Guyette e Smet (1998) foi contratado pela empresa

belga Tractebel, e tinha a finalidade de avaliar as flutuaes de temperatura e os

campos de tenses que surgem em tubulaes, bocais, penetraes, corpos de

vlvulas, etc, quando submetidos ao fenmeno de estratificao trmica. Em muitas

situaes o fenmeno hidrotrmico, assim como o de estratificao, muito difcil de

ser modelado matematicamente, sendo requeridos experimentos para quantific-lo. Os

autores descreveram os mtodos que foram desenvolvidos para analisar a fadiga e o

crescimento de trincas em tubulaes sujeitas aos efeitos da estratificao trmica. A

metodologia proposta baseada em uma anlise inversa com base nas funes de

Green, que permite determinar a temperatura interna da parede do tubo e a

temperatura do fluido, a partir da temperatura medida na parede externa do tubo. Com

este procedimento possvel calcular em regime transiente as tenses locais de linhas

de tubulaes, o comportamento das tenses, dos deslocamentos, dos momentos e

dos esforos de subsistemas de tubulaes submetidos estratificao trmica e a

anlise de estruturas complexas como bocais e penetraes submetidas

estratificao trmica. Uma cadeia de cdigos de computador foi desenvolvida para

implementar a metodologia proposta, que consiste em fazer uma anlise inversa.

Partindo das temperaturas e deformaes medidas na parede externa das tubulaes,

os transientes trmicos do fluido e as tenses impostas ao componente sob

estratificao trmica so determinados. Aps os experimentos, que validaram a

metodologia proposta, os cdigos criados esto sendo utilizados em locais possveis

de ocorrer estratificao trmica. Por exemplo, para reavaliar os sistemas de

alimentao de geradores de vapor de reatores a gua fervente. Para monitorar e

analisar as linhas de surto de pressurizadores de reatores a gua pressurizada. Esto

sendo utilizados tambm para monitorar e analisar bocais de alimentao de

geradores de vapor e, para analisar os efeitos da estratificao trmica em bocais de

geradores de vapor e para monitorar fadiga em linhas de gua de alimentao.

O comportamento trmico da linha de surto, submetida a fluxo estratificado,

pode ser razoavelmente simulado pela anlise dos transientes trmicos e pela anlise

estrutural. Entretanto, este mtodo de anlise requer uma anlise dinmica do fluido

para obter a distribuio de temperatura em funo do tempo, seguida de uma anlise

estrutural esttica. Por outro lado, tal mtodo de anlise no eficiente para um

estudo preliminar de uma linha de surto de uma nova central nuclear. Yoon e seu

grupo (1998) apresentaram um mtodo de anlise simplificado, baseado em

transferncia de calor no regime estacionrio e em anlise estrutural esttica, com o

objetivo de reduzir a complexidade da anlise e reduzir o tempo de processamento

computacional. A metodologia desenvolvida neste trabalho utiliza modelos de

33

elementos finitos tridimensionais e foi aplicada no estudo preliminar da linha de surto

do pressurizador da central nuclear coreana de Younggwang, utilizando o cdigo de

computador ANSYS verso 5.4. Os resultados dos estudos feitos por esta metodologia

foram comparados a valores medidos durante os testes da linha de surto da referida

central nuclear, o que permitiu afirmar que este mtodo de anlise eficiente para o

projeto inicial de uma linha de surto sujeita a estratificao trmica.

Hytnen apresentou em seu artigo (1998) o estudo de dois casos de

vazamentos devidos a trincas por fadiga de baixo ciclo de origem trmica, causados

pela estratificao trmica. Ambos os casos ocorreram na unidade II da central nuclear

que opera com reatores do tipo VVER-440, de origem sovitica e com adaptaes

finlandesas. Em um dos casos, o vazamento ocorreu no corpo da vlvula do

pressurizador da linha auxiliar do pulverizador da unidade II. Este evento ocorreu em

maio de 1994 e ensaios de ultra-som na vlvula corresponde da unidade I revelaram

trincas ainda no passantes, levando substituio desta vlvula tambm. As

observaes feitas no corpo da vlvula danificada mostraram que a trinca iniciou em

um pequeno defeito interno no material (uma incluso contendo titnio). O corpo desta

vlvula forjado e o material um ao inoxidvel austentico estabilizado por titnio

X10CrNiTi189, conforme DIN 17740. Foram observadas estrias de fadiga e sinais de

crescimento progressivo da trinca. Esta vlvula est situada em uma linha onde de um

lado h vapor a 325oC e do outro lado gua a 250oC. Por esta diferena de

temperatura, o que provoca dilatao diferenciada nos elementos vedantes, a vlvula

no conseguiu manter a estanqueidade e a gua misturou com o vapor, permitindo a

estratificao trmica, que causou a trinca. O outro evento de vazamento ocorreu em

janeiro de 1997 na solda de uma conexo em T situada em uma juno em cruz de

uma linha de tubulao entre as pernas quentes e frias do circuito primrio, tambm

da unidade II. Esta uma conexo feita por processo de usinagem com dimenses de

60,3 x 5,5 mm, em ao inoxidvel austentico estabilizado por titnio X10CrNiTi189,

conforme DIN 17740. Pelos estudos do material da conexo foi constado que a falha

ocorreu por fadiga causada pela estratificao trmica. O que permitiu a ocorrncia da

estratificao trmica foi uma fixao inadequada da vlvula da juno em cruz, o que

levou a vazamentos peridicos entre a perna quente e a perna fria.

Por ser um fenmeno sensvel geometria da tubulao e aos parmetros

hidrotrmicos, a estratificao trmica um fenmeno localizado, no sendo

observado pela instrumentao de operao existente na central nuclear

(GOLEMBIEWSKI, KLEINDER e HOCH, 1998). Para estudar o fenmeno de

estratificao trmica na linha de surto do pressurizador de um reator a gua

pressurizada, os autores apresentaram os resultados das medies feitas em sees

34

da tubulao que passaram a monitorar. As sees foram escolhidas com o objetivo

de aperfeioar o monitoramento. Estas sees receberam sete termopares

externamente e igualmente distribudos em uma semicircunferncia determinada por

um plano vertical. Foram escolhidas trs sees de medio e os resultados

mostraram que os carregamentos devidos estratificao so locais, que os

carregamentos so complexos quanto a magnitude e a freqncia e que os

carregamentos so especficos para o modo de operao. de grande interesse evitar

ocorrncias de estratificao trmica, o que pode ser feito elaborando melhores

procedimentos operacionais, pois a estratificao trmica parece ser sensvel aos

modos em que se operam as centrais nucleares.

Smet e Guyette (1998) apresentaram os resultados da campanha de medies

feitas nas linhas de alimentao das centrais nucleares belgas de Doel e de Tihange.

Estas centrais operam com reatores a gua pressurizada e a campanha de medio

tinha o propsito de avaliar os transientes de estratificao trmica naquelas

tubulaes. Algumas campanhas de medio acompanharam apenas o aquecimento e

o resfriamento de algumas centrais, enquanto que outras duraram o tempo de uma ou

duas trocas de combustveis. O plano de medies consistia em determinar um

nmero de sees de medio ao longo das linhas de alimentao, instalar nestas

posies uma quantidade apropriada de termopares em uma metade da seo

transversal da tubulao e registrar as medidas feitas a cada vinte segundos. Em

muitas situaes as medies foram utilizadas como dados para clculos

termoelsticos detalhados, para anlise de fadiga das linhas de alimentao, para o

clculo de suas penetraes no prdio do reator e para o clculo do bocal de

alimentao do gerador de vapor. Em outros casos os transientes de estratificao

observados pelas medies foram introduzidos nas especificaes de projeto de

substituio do gerador de vapor. Aps a substituio do gerador de vapor, os

transientes medidos durante o programa de medio implantado nas centrais

nucleares foram semelhantes aos transientes reais medidos durante a operao do

gerador de vapor.

O projeto da linha de pulverizao do pressurizador da central nuclear de

Grohnde, que opera com reatores a gua pressurizada de 1.300 MWe da

Siemens/KWU, foi baseado em transientes caractersticos retirados das

especificaes de projeto. Porm, os resultados de medies feitas mostraram novas

estratificaes trmicas que no foram consideradas no projeto (METZNER et al,

1998). No entanto, ao invs de recalcular as linhas de pulverizao e verificar se elas

resistiam aos carregamentos impostos por estas novas estratificaes, a opo foi

estabelecer um plano de avaliao de integridade de longa durao. Este plano

35

combina solues de avaliao e anlise das tubulaes e de reparos nestas linhas.

Em alguns casos a opo foi substituir parte das linhas onde a estratificao trmica

ocorria ou mesmo por substituir a tubulao inteira ao invs de fazer uma anlise. Esta

deciso foi tomada com base nas dificuldades de combinar vrios eventos de

carregamentos e nos altos custos para fazer uma anlise. O plano de avaliao de

integridade de longa durao estabelecido, no se aplica apenas aos requerimentos

para uma anlise de fadiga. Ele pode ser utilizado para aperfeioar o escopo e os

procedimentos de ensaios no destrutivos nas linhas de pulverizao e aperfeioar os

procedimentos operacionais.

Um trabalho de pesquisa incentivado pela empresa francesa de energia eltrica

EDF, consistiu em determinar as origens e as conseqncias dos danos provocados

por fadiga trmica nas linhas auxiliares do sistema de refrigerao dos reatores das

centrais nucleares francesas (Navarro, 1998). Aps o evento de vazamento ocorrido

em Dampierre, um programa de instrumentao foi implantado para determinar os

carregamentos trmicos reais impostos s tubulaes e tambm para conhecer melhor

os fenmenos hidrotrmicos que os causam. Estas medidas possibilitam conhecer os

carregamentos trmicos reais nas linhas, o que permite explicar as causas dos danos

surgidos nelas e comparar estes carregamentos reais com os de projetos. Pelas

caractersticas da matriz energtica francesa foi necessrio instrumentar poucas

unidades das centrais nucleares para que a maioria delas fosse contemplada pelo

estudo realizado, sendo escolhidas as unidades 1 da central nuclear Blayais e a

unidade 4 da central nuclear Cruas, ambas com capacidade de 900 MWe. Utilizando

informaes de eventos ocorridos em centrais nucleares de todo o mundo, os

instrumentos foram posicionados nas posies mais sensveis aos eventos, que em

sua maioria foi nas soldas ou prximos a elas. O objetivo de implantar a

instrumentao nestes locais era caracterizar os carregamentos trmicos nas

tubulaes, registrar os transientes reais para compar-los com os postulados,

conhecer melhor os ciclos trmicos e descobrir fenmenos inesperados. O

monitoramento foi realizado por um perodo entre duas trocas de combustveis em

cada uma das unidades. Esta monitorao permitiu verificar que as vlvulas de

reteno, prximas ao circuito primrio, ficavam muito quentes, possibilitando a

propagao da estratificao por ciclos trmicos e por conveco natural a uma longa

distncia a jusante da vlvula. Nestas regies foram medidas estratificaes

importantes, enquanto que se pensava que ali havia gua apenas fria. Os transientes

verificados durante operao e durante testes peridicos estavam em conformidade

com os postulados nos projetos.

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Pirson e Roussel (1998) descreveram o acidente de vazamento na Unidade I

da central nuclear de Tihange, ocorrido em junho de 1988. Nesta central os reatores

so a gua pressurizada e a causa do vazamento foi uma trinca passante localizada

na ltima curva da linha do sistema de refrigerao de emergncia do ncleo. A trinca

foi localizada em um segmento da tubulao conectada diretamente perna quente

nmero 1, montante do isolamento da primeira vlvula de inspeo. A causa da

trinca foi atribuda fadiga trmica de alto ciclo, induzida pelo vazamento de gua fria

do sistema de refrigerao de emergncia do ncleo que, misturando com a gua

quente da perna quente, levou estratificao trmica na regio da curva referida. Os

autores apresentaram os resultados das anlises realizadas e tambm fizeram uma

descrio do evento. A curva era soldada ao trecho reto do tubo, fabricada em ao

inoxidvel do tipo AISI 304L com dimetro externo de 168,28 mm e espessura de

parede de 18,26 mm (6" Sch 160), pelo processo de forjamento. Aps as avaliaes e

determinaes das causas da origem das trincas, foram tomadas medidas de

preveno para evitar ocorrncias surpresas de mesma origem. Foram instalados

medidores de presso, de temperatura, de vazo, vlvula de alvio operada

manualmente e vlvula de inspeo com a finalidade de impedir a estratificao

trmica.

Shirahama (1998) descreveu o fenmeno que causou a falha por estratificao

trmica na central nuclear de Genkai Unit I que opera com reatores a gua

pressurizada. Foram apresentados os resultados das anlises do acidente e foram

sugeridas medidas para evitar a sua recorrncia. Foi constatado que a falha por fadiga

na tubulao, ocorrida em junho de 1988, foi devida ciclagem causada pela

estratificao trmica. Nesta central nuclear a estratificao trmica ocorreu,

presumivelmente, porque gua quente vazou pela vlvula de isolamento do sistema de

remoo de calor residual e misturou gua fria contida na tubulao horizontal do

outro lado dela. A estratificao trmica nesta regio causou fadiga trmica de alto

ciclo, levando formao e propagao de trincas. A trinca que provocou o vazamento

estava localizada na solda da parte horizontal da tubulao entre a perna quente e a

vlvula de isolamento do sistema. A tubulao neste local possui dimetro nominal de

8" (219,08 mm) com espessura de parede de 20,6 mm em ao inoxidvel austentico

do tipo AISI 316.

Os fenmenos de estratificao trmica associados a vazamentos so

fenmenos complicados e muito diversos entre si devido s grandes variaes

geomtricas das tubulaes e tambm s grandes variaes nos fenmenos

hidrotrmicos. Para entender os fenmenos de estratificao trmica e propor medidas

que mitiguem seus efeitos, alguns mtodos para prever e avaliar carregamentos

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trmicos relacionados a eles foram propostos por autoridades dos EUA (STRAUCH e

BALTUS, 1998). Os mtodos incluem a determinao da altura da interface de

estratificao a partir da parte inferior interna do tubo, a extenso da linha que

aquecida pelo fluxo da tubulao principal, a extenso da derivao que sofre

ciclagem trmica devida ao fluxo da tubulao principal e o aquecimento de uma

derivao devido a vazamentos provenientes da linha principal. A metodologia

proposta pode ser utilizada para postular carregamentos de origem trmica e assim