tese luiz leite
TRANSCRIPT
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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.
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II
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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.
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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.
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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.
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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.
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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
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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
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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
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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
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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
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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.
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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.
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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
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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.
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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
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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
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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
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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.
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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
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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
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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
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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