Análise dos estudos e procedimentos do gerênciamento do envelhecimento devido a corrosão sob tensão (S C C) em unidade de armazenamento complementar a seco de combustíveis irradiados (U A S) visando à

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MINISTÉRIO DA DEFESA
EXÉRCITO BRASILEIRO
DEPARTAMENTO DE CIÊNCIA E TECNOLOGIA
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM ENGENHARIA NUCLEAR
BRUNO DA SILVA MOURA
ANÁLISE DOS ESTUDOS E PROCEDIMENTOS DO GERENCIAMENTO DO
ENVELHECIMENTO DEVIDO A CORROSÃO SOB TENSÃO (SCC) EM
UNIDADE DE ARMAZENAMENTO COMPLEMENTAR A SECO DE
COMBUSTÍVEIS IRRADIADOS (UAS) VISANDO À EXTENSÃO DE VIDA
RIO DE JANEIRO
2021
BRUNO DA SILVA MOURA
ANÁLISE DOS ESTUDOS E PROCEDIMENTOS DO GERENCIAMENTO
DO ENVELHECIMENTO DEVIDO A CORROSÃO SOB TENSÃO (SCC) EM
UNIDADE DE ARMAZENAMENTO COMPLEMENTAR A SECO DE
COMBUSTÍVEIS IRRADIADOS (UAS) VISANDO À EXTENSÃO DE VIDA
Dissertação apresentada ao Programa de Pós-graduação
em Engenharia Nuclear do Instituto Militar de Engenharia,
como requisito parcial para a obtenção do título de Mestre
em Ciências em Engenharia Nuclear.
Orientador(es): Gladson da Silva Fontes, D.Sc.
Pedro Luiz da Cruz Saldanha, D.Sc.
Claudio Luiz de Oliveira, Ph.D.
Rio de Janeiro
2021
©2021
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
Praça General Tibúrcio, 80 – Praia Vermelha
Rio de Janeiro – RJ CEP: 22290-270
Este exemplar é de propriedade do Instituto Militar de Engenharia, que poderá incluí-lo em base
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É permitida a menção, reprodução parcial ou integral e a transmissão entre bibliotecas deste
trabalho, sem modificação de seu texto, em qualquer meio que esteja ou venha a ser fixado,
para pesquisa acadêmica, comentários e citações, desde que sem finalidade comercial e que
seja feita a referência bibliográfica completa.
Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidade do(s) autor(es) e do(s) orienta-
dor(es).
da Silva Moura, Bruno.
Análise dos Estudos e Procedimentos do Gerenciamento do Envelhecimento
Devido a Corrosão Sob Tensão (SCC) em Unidade de Armazenamento Comple-
mentar a Seco de Combustíveis Irradiados (UAS) Visando à Extensão de Vida
/ Bruno da Silva Moura. – Rio de Janeiro, 2021.
154 f.
Orientador(es): Gladson da Silva Fontes, Pedro Luiz da Cruz Saldanha e Claudio
Luiz de Oliveira.
Dissertação (mestrado) – Instituto Militar de Engenharia, Engenharia Nuclear,
2021.
1. UAS. 2. Corrosão Sob Tensão. 3. Procedimentos. 4. Gerenciamento do
Envelhecimento. 5. FMEA. i. da Silva Fontes, Gladson (orient.) ii. da Cruz
Saldanha, Pedro Luiz (orient.) iii. de Oliveira, Claudio Luiz (orient.) iv. Título
Dedicado aos meus pais Roberto e Italina, e minha esposa Rayssa
por toda dedicação, incentivo, compreensão e apoio
e a Jeová por me dar forças e sempre me acompanhar.
AGRADECIMENTOS
Agradeço primeiramente a minha família, meu pai Roberto, minha mãe Italina e
meu irmão Raphael pelo apoio incondicional nesta jornada, agradeço por serem um exemplo,
mesmo em dificuldades, superando todos os obstáculos como uma família, propagando o
amor, compreensão, paciência e carinho dispendidos a mim, agradeço a minha querida
esposa Rayssa pela compreensão, apoio incondicional, carinho e muita paciência em todos
os momentos.
Aos meus amigos, alunos e colegas, Luan, Rodrigo, Walinton, por empenho e
dedicação em conjunto as horas compartilhadas em prol dos estudos, se portando como
uma equipe, agradeço - lhes por todos os momentos de auxílio e companheirismo.
Aos professores Gladson da Silva Fontes, Pedro Luiz da Cruz Saldanha e Cláudio
Luiz de Oliveira, expresso minha imensa gratidão pelo acompanhamento, orientação e ao
tempo desprendido em apoio ao discorrimento da pesquisa e incentivo empregados.
Meus agradecimentos ao Exército Brasileiro, ao Instituto Militar de Engenharia,
em especial a Seção de Ensino em Engenharia Nuclear (SE-7), pelo apoio e oportunidade
para desenvolvimento da pesquisa. Agradecimento a todos os funcionários e professores
pelo apoio empregado e seus esforços para manterem com vigor a área nuclear, fomentando
a pesquisa.
Em especial agradeço a Jeová por nos abençoar e dar forças para seguir em frente
em todas as circunstância.
"Consagre a Jeová tudo o que você faz,
e os seus planos serão bem sucedidos."
(Bíblia Sagrada, Provérbios 16, 3)
RESUMO
A integridade do canister empregado no armazenamento a seco de combustíveis nucleares
irradiados, destaca-se por desempenhar a função de armazenar e manter a atmosfera
controlada para elementos combustíveis irradiados retirados das piscinas de armazenamento
de combustíveis usados. A utilização da UAS no Brasil é uma alternativa de extensão
de vida para as plantas nucleares contidas na Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto,
com proposta de descomissionamento. Considerando que aços inoxidáveis austeníticos
são amplamente utilizados em UAS devido a peculiares características de resistências
mecânica e à corrosão, o surgimento da corrosão sob tensão é um ponto crítico para o
discorrer da vida útil da UAS. Durante 30 anos remanescentes, verificou-se que a corrosão
sob tensão, outrora tem sido constatado sua ocorrência em regiões próximas a zonas
fundida, intensificados à partir do calor proveniente do processo de soldagem para vedação
do canister e condições ambientais adequadas podem oportunizar a sua ocorrência. As
UAS foram empregadas no Brasil como alternativa do armazenamento intermediário até a
destinação final dos elementos combustíveis irradiados. Devido a indefinição final e visando
a operação ao longo dos 40 anos submetidos as condições ambientais, a tensão residual do
processo de selagem da tampa do canister podem inviabilizar a extensão das UAS. Com
vistas ao gerenciamento do envelhecimento, o estudo propõe apresentar um modelo de
procedimentos com intuito de avaliar o desenvolvimento da corrosão sob tensão no canister
e qualificar a vida útil das UAS através da aplicação da metodologia FMEA. A formação
de procedimentos orientam a execução e avaliação de variáveis e condições do sistema
de armazenamento para identificação de condições adversas que deteriorem a estrutura
sistemas e componentes da instalação ou conduza a ocorrência de falha.A abordagem
proposta norteia o corpo técnico e avaliadores sob os dados obtidos ao longo dos anos com
a aplicação do procedimento com vistas ao gerenciamento do envelhecimento de unidades
de armazenamento a seco de combustíveis irradiados, assim, auxiliando na tomada de
decisão quanto às ações preventivas e corretivas necessárias, referenciadas na análise dos
indicadores e tendências absorvidos com a implementação dos procedimentos. Desse modo,
relatar a experiência operacional sob as circunstâncias ocorridas e incorporar à base técnica
nacional. Ademais, os registros obtidos através da execução dos procedimentos auxiliam os
avaliadores para a anuência do processo de renovação de licença para operação do sistema
de armazenamento à seco à longo prazo.
Palavras-chave: UAS. Corrosão Sob Tensão. Procedimentos. Gerenciamento do Envelhe-
cimento. FMEA.
ABSTRACT
The integrity of the canister used in the dry storage of irradiated nuclear fuels stands
out for performing the function of storing and maintaining a controlled atmosphere for
irradiated fuel elements removed from spent fuel storage pools. The use of UAS in Brazil
is a life-extending alternative for the nuclear units placed at the Almirante Álvaro Alberto
Nuclear Power Plant, with a proposal for decommissioning. Considering that austenitic
stainless steels are widely used in UAS, due to peculiar characteristics of mechanical
and corrosion resistance, the stress corrosion cracking is a critical point to discuss the
useful life of UAS. In the remaining 30 years, it was found that corrosion under tension,
once found its occurrence in regions close to molten zones, intensified from the heat
from the welding process to seal the canister and adequate environmental conditions can
provide opportunities for its occurrence. The UAS were used in Brazil as an alternative
for intermediate storage until the final destination of the irradiated fuel elements. Due to
the final indefiniteness evising the operation over the 40 years subject to environmentalconditions, the residual tension of the sealing process of the canister cover can make the
extension of the UAS unfeasible. Aiming to aging management, the study proposes a
model of procedures in order to evaluate the development of stress corrosion in the canister
and qualify the life cicle of the UAS through the application of the FMEA methodology.
The formation of procedures guide the execution and evaluation of variables and system
conditions of storage to identify adverse conditions that deteriorate the structure of the
installation’s systems and components or lead to the occurrence of failure. The proposed
approach guides the technical staff and evaluators on the data obtained over the years by
the application of the procedure aiming at managing aging referenced in the analysis of the
indicators and trends absorbed with the implementation of the procedures. Thus, reporting
the operational experience under the circumstances that it occurred and incorporate the
national technical base. Furthermore, the records obtained through the execution of the
procedures help the evaluators in the approval of the license renewal of operation of the
dry storage system in the long term.
Keywords: UAS. Stress Corrosion Cracking. Procedures. Aging Management. FMEA.
LISTA DE ILUSTRAÇÕES
Figura 1 – Arranjo típico simplificado reator PWR. Adaptado de (1). . . . . . . . 25
Figura 2 – Representação de um elemento combustível. Adaptado de (2). . . . . . 26
Figura 3 – Piscina de armazenamento de elementos combustíveis irradiados de
Angra 1 (3). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27
Figura 4 – Piscina de armazenamento de elementos combustíveis irradiados de
Angra 2 (3). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27
Figura 5 – Representação esquemática da unidade de armazenamento complemen-
tar a seco (UAS) da CNAAA (3). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28
Figura 6 – Representação do sistema de transferência de calor passiva do overpack
(4). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29
Figura 7 – Secção de corte dos componentes do overpack vertical (4). . . . . . . . 30
Figura 8 – Canister multipropósito para 37 elementos combustíveis da usina de
Angra 1 (3). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31
Figura 9 – Canister multipropósito para 32 elementos combustíveis da usina de
Angra 2 (3). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32
Figura 10 – Disposição de armazenamento horizontal (5). . . . . . . . . . . . . . . 33
Figura 11 – Fluxograma operacional de estocagem dos overpacks (6). . . . . . . . . 33
Figura 12 – Seções de choque de discordâncias em função da energia dos nêutrons (7). 39
Figura 13 – Tensão cíclica reversa (8). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42
Figura 14 – Curva S-N materiais não ferrosos (9). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44
Figura 15 – Curva S-N (Aço CC) (9). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44
Figura 16 – Corrosão por frestas no apoio da tubulação (10). . . . . . . . . . . . . 46
Figura 17 – Zonas termicamente afetadas (11). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
Figura 18 – Classificação dos processos de soldagem (12). . . . . . . . . . . . . . . 52
Figura 19 – Distorção ocasionada por processo de soldagem entre aços inoxidáveis
(13). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
Figura 20 – Tensões longitudinais formadas ao longo da direção transversal de uma
solda de topo (13). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 55
Figura 21 – Evolução de tensões residuais longitudinais ao longo do processo de
soldagem por fusão (13). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56
Figura 22 – Seção transversal macroestrutural de uma junta soldada com referência
as temperaturas de pico (13). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57
Figura 23 – Fluxograma para duração / renovação da licença. Adaptado de (14). . 61
Figura 24 – Temperatura média anual registrado em Angra dos Reis. Adaptado de
(3). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63
Figura 25 – Temperatura máxima, mínima e média por mês coletado na estação
meteorológica de Angra dos Reis durante o período de 1931 à 2010.
Adaptado de (15). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63
Figura 26 – Umidade relativa média por mês coletado na estação meteorológica de
Angra dos Reis durante o período de 1931 à 2010. Adaptado de (16). . 64
Figura 27 – Umidade relativa de Angra dos Reis no período de 2001 à 2007 (3). . . 64
Figura 28 – Fluxograma do plano de revisão padrão da NUREG 1567. Adaptado de
(17). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
Figura 29 – Fluxograma do processo de renovação de licença segundo a NUREG
1927. Adaptado de (18). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74
Figura 30 – Formação dos condicionais para identificação da corrosão sob tensão
em unidades de armazenamento a seco. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
Figura 31 – Procedimento Ambiental - Temperatura. . . . . . . . . . . . . . . . . . 117
Figura 32 – Procedimento Ambiental - Umidade Relativa. . . . . . . . . . . . . . . 118
Figura 33 – Procedimento Ambiental - Deposição na superfície do canister. . . . . . 119
Figura 34 – Procedimento Ambiental - Deposição de poeiras e métodos de coleta. . 120
Figura 35 – Procedimento Ambiental - Deposição de poeiras e métodos de coleta -
Tempo de Armazenamento. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 121
Figura 36 – Procedimento Ambiental - Deposição de poeiras e métodos de coleta -
Tipologia da poeira depositada. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 122
Figura 37 – Procedimento de Estruturas Sistemas e Componentes - Selagem da
tampa do canister. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 123
Figura 38 – Procedimento de Estruturas Sistemas e Componentes - Superfície do
canister. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 124
Figura 39 – Procedimento de Estruturas Sistemas e Componentes - Confinamento
verificação de dose. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 125
Figura 40 – Procedimento de Estruturas Sistemas e Componentes - Confinamento
verificação de dispersão radiológica. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 126
Figura 41 – FMEA - Análise dos Modos de Falha e seus Efeitos - Gerenciamento do
Envelhecimento das UAS. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 127
Figura 42 – FMEA - Análise dos Modos de Falha e seus Efeitos - Gerenciamento do
Envelhecimento das UAS. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 128
Figura 43 – Localização de trincas no canister modelo Castor-V 21. Adaptado de (19).132
Figura 44 – Tensão residual da tampa do canister. (a) medição de raios-x (n◦1);
(b) método Strain Gauge (n◦1); (c) linha de solda e posições medida.
Adaptado de (20). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 134
Figura 45 – Método para avaliar a integridade do canister contra SCC. (a) Calor
da superfície, TL: temperatura mais baixa para SCC, (b) a umidade
relativa varia com o tempo ao redor da superfície do canister, RHL:
Umidade relativa mais baixo para SCC, (c) definição de TL utilizando
propriedades eletroquímicas do aço inoxidável, assumindo a corrosão da
fenda como local de início da trinca. Adaptado de (21). . . . . . . . . . 136
Figura 46 – Relação entre umidade relativa, temperatura da superfície do canister
e condições de deliquescência para deposição de sais (22). . . . . . . . . 143
Figura 47 – Configuração das amostra de aço inoxidável austenítico simples e dupla
de curvatura em "U". Adaptado (23). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 147
Figura 48 – Estrutura de risco e organização. Adaptado de (24). . . . . . . . . . . . 153
LISTA DE TABELAS
Tabela 1 – Capacidade de armazenamento de piscinas de combustíveis utilizados (3). 20
Tabela2 – Previsibilidade de esgotamento das PCUs de Angra 1 e Angra 2 (4). . 20
Tabela 3 – Características dos elementos combustíveis de Angra 1 e Angra 2 (4). . 25
Tabela 4 – Ocorrência da Falha (EF). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
Tabela 5 – Gravidade/Severidade da Falha (G). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
Tabela 6 – Detecção da falha (DF). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
Tabela 7 – Risco Calculado (RC). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
Tabela 8 – Mecanismos de Falha e Degradação. Adaptado (4). . . . . . . . . . . . 92
Tabela 9 – Licença, vida útil e expectativa da UAS CNAAA. Adaptado (4). . . . . 93
Tabela 10 – Analise típica da composição da água do mar (25). . . . . . . . . . . . 96
Tabela 11 – Salinidade da água do mar (25). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96
Tabela 12 – Produtos de fissão U235 (26) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104
Tabela 13 – Banco de dados por variável, análise e condição de ocorrência. . . . . . 106
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS
AMR Revisão do Gerenciamento do envelhecimento
APS Análise Probabilística de Segurança
CAP Programas de Ação Corretiva
CCF Common Cause Failure
CLP Controlador Lógico Programável
CNAAA Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto
CNEN Comisão Naconal de Energia Nuclear
CoC Certificate of Compliance
ECI Elemento Combustível Irradiado
ESC Estruturas, Sistemas e Componentes
ETA Análise de Árvore de Eventos
FTA Análise de Árvore de Falhas
GRAFCET Graphe Fonctionnel de Commande, Étapes Transitions
GWd/MUT Giga Watt dia por Tonelada Métrica de Urânio (Burnup)
Holtec Holtec International
INMET Instituto Nacional de Meteorologia
PWR Pressurized Water Reactor
IAEA International Atomic Energy Agency
IGSCC Intergranular Stress Corrosion Cracking
IHM Interface Homem Máquina
MCS Minimal Cut Set
MPC CanisterCasco Multipropósito
MTTF Mean Time to Failure
MTTR Mean Time to Repair
NPP Nuclear Power Plant
NRC Nuclear Regulatory Commission
NUREG Nuclear Regulatory
PCU Piscina de Combustível Utilizado
pdf Probability Density Function
PRA Probabilistic Risk Assessment
PSA Probabilistic Safety Assessment
PSAR Preliminary Safety Analysis Report
PWR Pressurized Water Reactor
QA Quality Assurance
RAS Relatório de Análise de Segurança
RFAS Relatório Final de Análise de Segurança
RG Regulatory Guide
RPAS Relatório Preliminar de Análise de Segurança
SCC Stress Corrosion Cracking
SNF Spent Nuclear Fuel
TGSCC Transgranular Stress Corrosion Cracking
UAS Unidade de Armazenamento a Seco
SUMÁRIO
1 INTRODUÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19
1.1 CONTEXTUALIZAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19
1.2 MOTIVAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21
1.3 OBJETIVO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21
1.4 ESTRUTURA DO TRABALHO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
2 ASPECTOS CONCEITUAIS DOS REATORES DE POTÊNCIA E
DAS UNIDADES DE ARMAZENAMENTO A SECO . . . . . . . . 24
2.1 REATOR TIPO PWR - REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA . . . . . . . . 24
2.1.1 ELEMENTO COMBUSTÍVEL . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25
2.1.2 PISCINAS DE COMBUSTÍVEIS UTILIZADOS - PCU . . . . . . . . . . . . . 26
2.2 ARMAZENAMENTOS DE ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS IRRADIADOS
A SECO - UAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28
2.2.1 COMPONENTES PRINCIPAIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29
2.2.1.1 CASCO (CANISTER) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
2.2.1.2 CASCO DE PROTEÇÃO (OVERPACK ) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31
2.2.1.3 MODOS DE ARMAZENAMENTO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32
2.2.2 PROCEDIMENTOS OPERACIONAIS DO ARMAZENAMENTO DE ELEMEN-
TOS COMBUSTÍVEIS IRRADIADOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33
3 MECANISMOS DO ENVELHECIMENTO . . . . . . . . . . . . . . 35
3.1 FRAGILIZAÇÃO E IMPERFEIÇÕES MICROESTRUTURAIS PROVOCA-
DOS PELA AÇÃO DA RADIAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35
3.1.1 FRAGILIZAÇÃO PROVOCADA PELA IRRADIAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . 36
3.1.2 TIPOS DE REAÇÕES NUCLEARES QUE PROMOVEM OS DEFEITOS EM
MATERIAIS EMPREGADOS EM REATORES NUCLEARES . . . . . . . . . . 37
3.1.2.1 REAÇÕES (N,γ) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38
3.1.2.2 REAÇÕES (N, α) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38
3.1.2.3 REAÇÕES FOTONUCLEARES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38
3.2 DEFEITOS E IMPERFEIÇÕES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40
3.3 FADIGA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41
3.3.1 FADIGA POR TENSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42
3.3.2 FADIGA POR DEFORMAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
3.3.3 CONCENTRAÇÃO DE DANOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
3.4 CORROSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44
3.4.1 CORROSÃO PUNTIFORME (PITTING) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
3.4.2 CORROSÃO POR FRESTAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
3.4.3 CORROSÃO INTERGRANULAR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46
3.4.4 CORROSÃO SOB TENSÃO - STRESS CORROSION CRACKING - (SCC) . . . 48
3.4.5 CORROSÃO EM AÇOS INOXIDÁVEIS AUSTENÍTICO . . . . . . . . . . . . . 50
3.4.6 INFLUÊNCIA DA DEPOSIÇÃO DE SAIS EM CANISTER . . . . . . . . . . . 50
3.5 PROCESSOS DE SOLDAGEM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 51
3.5.1 PROCESSO DE SOLDAGEM POR FUSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
3.5.1.1 SOLDAGEM ARCO SUBMERSO - SAW . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
3.5.2 EFEITO DA SOLDA EM AÇOS INOXIDÁVEIS . . . . . . . . . . . . . . . . . 53
3.5.3 VISÃO MACROESTRUTURAL DE SOLDAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57
4 PESQUISAS ALUSIVAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 58
4.1 REGULAMENTAÇÃO BRASILEIRA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66
4.2 PLANO DE REVISÃO PADRÃO PARA INSTALAÇÕES DE ARMAZENA-
MENTO A SECO DE COMBUSTÍVEL IRRADIADO - NUREG 1567 . . . . 67
4.3 GUIA REGULATÓRIO (RG - 3.48) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
4.4 10 CFR 71 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70
4.5 10 CFR 72 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70
4.6 ANSI N14.5, 2014 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71
4.7 GUIA REGULATÓRIO (RG - 7.4) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71
5 GERENCIAMENTO DO ENVELHECIMENTO PARA ANUÊNCIA
DA LICENÇA DE OPERAÇÃO DE UMA UAS . . . . . . . . . . . . 73
5.1 ANÁLISE DE ENVELHECIMENTO LIMITADO PELO TEMPO - TLAA . . 74
5.2 PROGRAMAS DE GERENCIAMENTO DE ENVELHECIMENTO (AGING
MANAGEMENT PROGRAMS - AMP) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
5.2.1 ESCOPO DO PROGRAMA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77
5.2.2 AÇÕES PREVENTIVAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77
5.3 MANUTENÇÃO PREVENTIVA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
5.4 PERIODICIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
5.4.1 PARÂMETROS MONITORADOS OU INSPECIONADOS . . . . . . . . . . . 79
5.4.2 DETECÇÃO DE EFEITOS DO ENVELHECIMENTO . . . . . . . . . . . . . . 79
5.4.3 MONITORAMENTO E TENDÊNCIAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80
5.4.4 CRITÉRIOS DE ACEITAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81
5.4.5 AÇÕES CORRETIVAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81
5.4.6 PROCESSO DE CONFIRMAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82
5.4.7 CONTROLES ADMINISTRATIVOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82
5.4.8 EXPERIÊNCIA OPERACIONAL . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83
5.4.9 INSPEÇÕES EM PERÍODO OPERACIONAL . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83
5.4.10 ADVERSIDADES NO PROCESSO DE INSPEÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . 83
6 METODOLOGIA . . . . .. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 85
6.1 FMEA (FAILURE MODE AND EFFECT ANALYSIS - ANÁLISE DE MODOS
DE FALHAS E EFEITO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 86
6.2 APLICAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87
6.3 DEFINIÇÃO DOS ÍNDICES DE CRITICIDADE . . . . . . . . . . . . . . . 88
6.3.1 EVENTUALIDADE DA FALHA (EF) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
6.3.2 GRAVIDADE/SEVERIDADE DA FALHA (G) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
6.3.3 DETECÇÃO DA FALHA (DF) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
6.3.4 RISCO CALCULADO (RC) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
6.3.5 PLANO DE AÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
6.4 CRITICIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
6.5 PERIODICIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 90
7 RESULTADO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
7.1 ELABORAÇÃO DOS CONDICIONAIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
7.2 VARIÁVEIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93
7.2.1 AMBIENTE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93
7.2.2 TENSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
7.2.3 SELAGEM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
7.2.4 CONFINAMENTO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101
7.3 GERENCIAMENTO DAS INFORMAÇÕES COLETADAS . . . . . . . . . . 104
8 CONCLUSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 107
9 SUGESTÕES PARA TRABALHOS FUTUROS . . . . . . . . . . . . 109
REFERÊNCIAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 110
ANEXO A – PROCEDIMENTOS PARA GERENCIAMENTO DO
ENVELHECIMENTOS DE UNIDADES DE ARMA-
ZENAMENTO À SECO . . . . . . . . . . . . . . . . . 117
A.1 PROCEDIMENTO AMBIENTAL - TEMPERATURA . . . . . . . . . . . . 117
A.2 PROCEDIMENTO AMBIENTAL - UMIDADE RELATIVA. . . . . . . . . . 118
A.3 PROCEDIMENTO AMBIENTAL - DEPOSIÇÃO . . . . . . . . . . . . . . 119
A.4 PROCEDIMENTO TENSÃO - ESTRUTURA SISTEMAS E COMPONEN-
TES - SELAGEM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 123
A.5 PROCEDIMENTO TENSÃO - ESTRUTURA SISTEMAS E COMPONEN-
TES - SUPERFÍCIE DO CANISTER . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 124
A.6 PROCEDIMENTO TENSÃO - ESTRUTURA SISTEMAS E COMPONEN-
TES - CONFINAMENTO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 125
ANEXO B – ESTUDOS DOS MECANISMOS DE DEGRADAÇÃO
EM UNIDADES DE ARMAZENAMENTO À SECO . 129
B.0.0.1 KENNEALLY E KESSLER (2001) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 129
B.0.0.2 A. KOSAKI (2008) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133
B.0.0.3 TANI, MAYUZUMI E HARA (2008) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 135
B.0.0.4 BRYAN E ENOS (2014) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 137
B.0.0.5 ENOS E NORMAN (2013) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 138
B.0.0.6 XIE E ZHANG (2015) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 141
B.0.0.7 HE TODD S. MINTZ (2014) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 144
B.0.0.8 CASERES E MINTZ (2010) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 146
B.0.0.9 NUREG 1536 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 148
B.0.0.10 MALLIAKOS (2007) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 150
19
1 INTRODUÇÃO
1.1 Contextualização
Todas as usinas ou centrais de geração de energia que utilizam matérias primas
para a geração de energia como, carvão, gás e especificadamente a nuclear, possuem como
características comum, sua determinada vida útil, onde não se faz por necessário, e viável
a sua operação, ocasionando o seu descomissionamento. A matriz energética brasileira
é extremamente, diversificada e rica de fontes limpas de geração de energia, utilizando
centrais hidrelétricas e termoelétricas. Considerando as mudanças climáticas, o Brasil,
outrora estruturado demasiadamente em usinas hidrelétricas, considerando um regime
incerto de chuvas e dificuldades de licenciamentos, se faz necessário o fomento a construção
e preservação de usinas termoelétricas. Utilizadas em períodos de escassez e baixos níveis
de reservatórios de água, o melhor custo benefício é a geração de energia elétrica limpa,
oriundo de centrais termoelétricas, utilizando combustível nuclear, mostrando-se promissor
a possíveis impactos ambientais e inserção no sistema interligado brasileiro. O Brasil é
detentor da matéria prima, o urânio e todo ciclo tecnológico de produção de elementos
combustíveis, tendo por volta de 1/3 do seu território prospectado, sendo detentor da
sexta reserva mundial na classe Razoavelmente Assegurada (da ordem de 177.000 t) e a
terceira reserva na classe Recursos Adicionais Estimados (cerca de 132.000 t), um total
aproximado de 309.000 t U3O8(27).
A subsidiária da Eletrobrás, a estatal Eletronuclear, foi concebida em 1997 com a
finalidade de construir e operar usinas nucleares no território brasileiro. No município de
Angra dos Reis, estado do Rio de Janeiro, encontra-se o berço das usinas nucleares, Angra
1 com capacidade atual de geração de 640 MWe, Angra 2 de 1350 MWe e Angra 3 que
encontra-se em fase de construção com previsibilidade de operação em 2024 e capacidade
de geração de 1405 MWe (3). Aproximadamente 1/3 da energia consumida no estado do
Rio de Janeiro, é proveniente das usinas nucleares da Central Nuclear Almirante Álvaro
Alberto (CNAAA), após a conclusão da usina nuclear de Angra 3, será incumbida , somente,
por gerar a energia equivalente a 50 % do consumo médio do estado do Rio de Janeiro,
promovendo mais de 12 milhões de MW/h por ano.
As usinas nucleares utilizam elementos combustíveis para produção de energia
térmica, para, posteriormente, transformando em energia elétrica. Após a queima do urânio
enriquecido no núcleo do reator, os elementos combustíveis irradiados (ECI), seguem para
etapa de armazenamento em piscinas construídas especialmente para locação de ECI,
denominadas de piscinas de combustíveis utilizadas (PCUs), com intuito de realizar a
transferência de calor residual e de decaimento dos ECI. Após 10 anos de permanência
Capítulo 1. Introdução 20
nas PCUs, os ECIs possuem uma quantidade de materiais reutilizáveis e calor residual
considerável, gerando perspectiva de serem reprocessados ou armazenados para possibilitar
futuras decisões. Destarte, a tratativa brasileira desconsidera o gerenciamento de ECIs
para execução de reprocessamento e reciclagem de elementos remanescentes para produção
de energia.
A capacidade de locação de ECI das piscinas das usinas nucleares da CNAAA,
previsto no ato de concebimento, é limitada. De acordo com prerrogativas os ECIs estocados
há mais tempo devem ser removidos, de modo a subvencionar o armazenamento de
elementos combustíveis recentemente recolhido dos núcleos dos reatores. A Tabela 1
demonstra as referidas capacidades de armazenamento inaugural de Angra 1, Angra 2.
Tabela 1 – Capacidade de armazenamento de piscinas de combustíveis utilizados (3).
Usina Capacidade de Armazenamento de ECI
Angra 1 1252
Angra 2 1084
Angra 3 1084
Em virtude da capacidade de locação de ECIs de cada usina, apresenta-se as
previsões de esgotamento da estocagem nas piscinas de Angra 1 e Angra 2, tangível no
número de ciclos e na quantidade de elementos combustíveis substituídos nos núcleos dos
reatores em cada ciclo. Segundo a Eletrobrás (2013) (4) a previsibilidade de esgotamento da
capacidade de armazenamento de ECIs nas piscinas de Angra 1 e Angra 2, é demonstrada
na Tabela 2 abaixo:
Tabela 2 – Previsibilidade de esgotamento das PCUs de Angra 1 e Angra 2 (4).
Usina Ocupação Atual E.C. no Núcleo do Reator Esgotamento Previsto
Angra 1 945 121 12/2021
Angra 2 656 193 07/2021
Vide que o esgotamento do armazenamento das piscinas (PCUs) das usinas nucleares
de Angra 1 e Angra 2 possui data prevista,encontrando-se em alinhamento a capacidade
total de estocagem, a devida situação acarretará a interrupção da operação das referentes
usinas nucleares. A deliberação adotada foi à construção de unidades de armazenamento
complementar a Seco (UAS), adotadas em outros países detentores de usinas nucleares
como Estados Unidos, Canadá, Alemanha, Espanha, Bélgica, Japão entre outros, alguns
utilizando a referida tecnologia há mais de 30 anos.
A UAS será incorporada na Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA).
Inicialmente serão instalados 15 módulos. Conforme Eletrobrás (2013) (4) informou, na
primeira transferência, em 2021, 288 elementos combustíveis serão relocados de Angra 2 e
Capítulo 1. Introdução 21
222, de Angra 1, o que ocasionará vacâncias nas piscinas das usinas de Angra 1 e Angra
2, de forma a promover mais cinco anos de operação. Em sua totalidade, a UAS poderá
comportar até 72 módulos, com capacidade para armazenar o combustível usado de Angra
1 e 2 até 2045.
1.2 Motivação
No Brasil, o projeto de implementação das UAS é caracterizado no cenário atual
como imprescindível à continuação da operação das usinas nucleares da CNAAA devido à
restrição do espaço nas atuais PCUs. Portanto, torna-se necessário o fomento à pesquisa
sobre o assunto e conhecimento técnico sobre o gerenciamento do envelhecimento e possíveis
falhas, causas e efeitos do armazenamento a seco não só sob o ponto de vista de medidas a
serem adotadas como também o conhecimento dos fatos para o processo de licenciamento,
também sob a perspectiva da operação em longo prazo.
Entretanto, ressalta-se que as implementações de UAS foram primordialmente
concebidas como um recurso transitivo, de modo redundante como armazenamento com-
plementar semelhante a PCUs. Enquanto isso a solução definitiva pode ser calmamente
definida, como citado o reprocessamento ou repositórios finais de material radioativo,
destinando-se os materiais dispensados de forma final.
Outro fato motivador do presente estudo é que alguns anos decorridos do início
da operação dos primeiros cascos de armazenamento a seco nos EUA foi verificada a
necessidade de se avaliar o envelhecimento dos materiais e componentes agrilhoados ao
projeto dos canister de armazenamento devido ao fato de que as primeiras interações da
licença para operação desses sistemas já estavam sendo requeridas no início dos anos 2000
(28). Desta forma considerar possíveis falhas por corrosão sob tensão, suas causas e efeitos
em unidades de armazenamento a seco que se encontram em processo de desenvolvimento
no Brasil com intuito de relocar combustíveis irradiados de usinas nucleares no sítio da
Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, contribui para a avaliação da extensão da
operação de suas usinas nucleares.
1.3 Objetivo
O presente estudo, criteriosamente, abrange o desenvolvimento de procedimentos
para avaliar o gerenciamento do envelhecimento de canister relacionado a ação da corrosão
sob tensão (SCC) em unidades de armazenamento de combustíveis irradiados.
Este estudo busca realizar uma revisão crítica das condições ambientais, o surgi-
mento de tensões residuais e o material empregado na construção dos canister em serviço,
incluindo variáveis que atuam ao longo do período de operação de uma UAS, como:
Capítulo 1. Introdução 22
• Temperatura;
• Umidade relativa;
• Localização da instalação;
• Período de armazenamento;
• Tensões;
• Deposição de poeiras, entre outros.
Resultados experimentais divulgados de publicações e pesquisas operacionais re-
lacionados à à corrosão sob tensão induzida por cloretos (CISCC) serão utilizados para
avaliar a possível ocorrência do CISCC em unidades de armazenamento a seco a serem
instaladas no sítio da CNAAA.
A análise sugere que a distribuição do estresse residual possui um grande impacto
sobre o tempo projetado até a falha e que as tensões residuais de tração na zona afetada
pelo calor da solda e a contribuição do CISCC sejam suficientes para resultar em trincas
no aço inoxidável austenítico. Assim, pretende-se com esse trabalho avaliar e reconhecer
os condicionais que expõe a UAS a causas e efeitos que possam impossibilitar o processo
de renovação de licença operacional das usinas, uma vez que possuem como principal
finalidade manter o confinamento dos combustíveis depletados. Simultaneamente, propõe-se
um estudo considerando uma das principais lacunas técnicas que impossibilitam o processo
de renovação de licença.
1.4 Estrutura do Trabalho
De forma a albergar os objetivos, a seguinte dissertação, encontra-se estruturada
da seguinte forma:
O capítulo 2 contempla um reexame bibliográfico caracterizando a fundamentação
teórica indispensável para o progresso desse estudo. São demonstrados os conceitos referidos
aos reatores de potência refrigerados a água leve denominados de pressurized water reactor
(PWR), tal como o conceito de unidade de armazenamento a seco.
O capítulo 3 tem por objetivo expor mecanismos pelo qual o envelhecimento
demonstra seus métodos de ação tais como, fadiga e corrosão, e seus modos de propagação.
Demonstra os processos de soldagem por fusão, influência da deposição de poeiras em aços
inoxidáveis.
O capítulo 4, relata de modo sucinto pesquisas, trabalhos, artigos, normativas
internacionais e nacionais. As pesquisas demonstram métodos e artifícios utilizados para
Capítulo 1. Introdução 23
detecção de efeitos simulados e condições realistas do surgimento de trincas na superfície
do canister. Neste capítulo, de modo complementar, verificou-se o processo de renovação
de licença operacionais das UAS e suas etapas.
O capítulo 5 apresenta as etapas do gerenciamento do envelhecimento de unidades de
armazenamento a seco de combustíveis irradiados e as premissas regulatórias para anuência
da licença operacional da instalação com vistas ao armazenamento a longo prazo. De modo
complementar, serão avaliados os programas vigentes, como a análise do envelhecimento
limitado pelo tempo (TLAA) e o programa do gerenciamento do envelhecimento (AMP),
que por sua vez possuem a finalidade de prevenir, mitigar e detectar condições adversas
durante o período de licença operacional da instalação.
O capítulo 6 apresenta a metodologia empregada, tangível em referências (Anexo
B), apresentando procedimentos para a investigação e monitoramento dos modos de
degradação, auxiliando no processo de renovação da licença operacional e tomada de
decisão quanto a condições adversas detectadas nas estruturas, sistemas e componentes de
uma UAS. Para sua realização foram considerados alguns aspectos específicos e favoráveis
ao surgimento da corrosão sob tensão sob armazenamento à longo prazo.
O capítulo 7 apresenta os a estrutura definida dos procedimentos a serem aplica-
dos durante o período de licença operacional da UAS no Brasil, baseados na aplicação
metodológica e referenciados nas pesquisas inclusas no trabalho.
O capítulo 8 reflete as conclusões tomadas, referenciadas em pesquisas sobre o
envelhecimento e gerenciamento a longo prazo do modo de armazenamento de combustíveis
irradiados com vistas a renovação de licença. Os procedimentos firmados possuem por
finalidade construir base técnica e fornecer dados referente a ação de variáveis que possam
impedir o devido confinamento e simultaneamente impossibilitar a renovação da licença
operacional da UAS.
Destarte aos capítulos antecessores, o capítulo 9 contempla as principais apreciações,
tangíveis nos resultados evidenciados, e expor o desenvolvimento de novas ideias para
trabalhos futuros.
24
2 ASPECTOS CONCEITUAIS DOS REATORES DE POTÊNCIA
E DAS UNIDADES DE ARMAZENAMENTO A SECO
2.1 Reator Tipo PWR - Reator a Água Pressurizada
Os reatores a água pressurizada (pressurized water reactor - PWR) enquadram-
se na classe de reatores refrigerados à água leve (light water reactor - LWR), visto que
utilizam a água leve como fluido refrigerante assim como moderador de nêutrons. Conforme
Lamarsh e Baratta (2001) (29) é definido pelo fato do fluido utilizado como moderador e
refrigeranteser condicionado a um nível elevado de pressão, para que não haja a ebulição do
fluido refrigerante, então o denominado circuito primário é mantido com aproximadamente
15 MPa ou 2250 psi.
Os reatores nucleares do tipo PWR funcionam respeitando um conceito típico de
reator utilizado comercialmente para produção de energia elétrica, ocorrendo o seguinte
processo1, demonstrado na Figura 1.
• O calor é gerado dentro do núcleo do reator, oriundo das reações em cadeia, concebidas
a partir da interação de nêutrons com átomos de Urânio 235.
• O fluido pressurizado contido no circuito de refrigeração primária é conduzido para
o gerador de vapor.
• No gerador de vapor, o calor contido no líquido de arrefecimento do primário,
modifica-se de estado, vaporizado em um circuito secundário.
• O vapor é dirigido as turbinas, ocasionando o seu volver, simultaneamente acoplada
ao gerador da turbina, posteriormente produzindo eletricidade.
O vapor dissipado é retornado ao condensador em estado líquido. A água bombeada,
passando pelo processo de reaquecimento e conduzida novamente para o gerador de vapor.
O núcleo do reator contém conjuntos de elementos combustíveis que são resfriados
pelo refrigerante. No entanto alguns sistemas, componentes e dispositivos, como, bombas,
transformadores, válvulas, utilizam o fornecimento de energia da rede elétrica. Com o
ocasionamento da interrupção do fornecimento proveniente de fonte externa, entra o
sistema de refrigeração de emergência que é fornecido por outro sistema de bombeamento
específico, podendo ser mantido por geradores a diesel in situ. Outros sistemas de segurança,
como de refrigeração da contenção, também necessitam de energia elétrica da rede.
1 Processo simplório de funcionamneto de um reator PWR
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco25
Figura 1 – Arranjo típico simplificado reator PWR. Adaptado de (1).
2.1.1 Elemento Combustível
Os reatores PWRs contidos na CNAAA utilizam o dióxido de urânio (UO2)
enriquecido cerca de 5 % em foma de pastilhas cilíndricas de 1 cm de diâmetro por 1 cm
de altura, acondicionadas em tubos constituídos de Zircaloy-42 fechados por soldagem,
altamente pressurizados, sendo as pastilhas de UO2 enriquecido em U-235 confinadas sob
compressão por meio de molas helicoidais de inconel e o tubo é pressurizado com gás inerte3.
As varetas de combustível e tubos guia são mantidos por meio de espaçadores também
constituído de Zircaloy-4 e inconel ordenado uniformemente, concebendo parcialmente
o elemento combustível como demonstrado na Figura 2. Verifica - se na Tabela 3 o
quantitativo de varetas e elementos combustíveis nas usinas nucleares de Angra 1 e Angra
2 da CNAAA.
Tabela 3 – Características dos elementos combustíveis de Angra 1 e Angra 2 (4).
Usina Varetas por E.C Nº de Elementos Combustíveis
Angra 1 235 121
Angra 2 236 193
2 Liga de Zircônio.
3 Gás Hélio.
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco26
Figura 2 – Representação de um elemento combustível. Adaptado de (2).
2.1.2 Piscinas de Combustíveis Utilizados - PCU
Ao longo do período de operação de um reator nuclear, a composição originária de
isótopos do elemento combustível sofrem variações, sendo consumíveis e simultaneamente,
produzindo produtos de fissão, caracterizando o Burnup4 (30). Dessa forma, se faz necessária
a substituição após um determinado período em operação, realizando a troca dos EC
localizados ao centro e rearranjando os EC locados nas extremidades, de modo que
mantenha a planta produzindo um nível de potência desejado, até a próxima substituição,
caracterizando um ciclo.
Os ECI retirados do núcleo do reator emitem, após alguns dias de operação,
radiações beta e gama provenientes dos produtos de fissão, ocasionando o decaimento
e liberação de energia. Elencaram-se como forma de promover a devida remoção de
calor residual dos elementos combustíveis irradiados em piscinas de decaimento como
demonstrado nas Figuras 3 e 4 das usinas de Angra 1 e Angra 2 respectivamente.
4 É caracterizado como a medida quantitativa de energia consumida de uma fonte primária de energia
nuclear,dado em Giga-Watt dia (GWd).
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco27
Figura 3 – Piscina de armazenamento de elementos combustíveis irradiados de Angra 1
(3).
Figura 4 – Piscina de armazenamento de elementos combustíveis irradiados de Angra 2
(3).
As piscinas são preenchidas com aguá deionizada de acordo com o tipo de combustí-
vel a ser utilizado no armazenamento, o pode utilizar água com ou sem aditivos. Conforme
Romanato (2005) (31) o princípio ALARA é respeitado quanto aos níveis de atividade no
interior da piscina, utilizando sistemas de substituição dos íons no interior da piscina ou
externo ou também pelo limiar de liberação da atividade no interior da piscina em massa.
Algumas piscinas utilizam como forma de operação o controle de pH e da concen-
tração de boro na piscina para manter o devido controle de criticalidade, impedindo a
ocorrência de organismos microbiológicos (32).
Após a permanência dos ECI por determinado tempo dentro da PCU, os elementos
combustíveis irradiados reduzem de forma considerável o seu calor residual, podendo ser
relocado para outro modo de armazenamento, como referido a seguir.
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco28
2.2 Armazenamentos de Elementos Combustíveis Irradiados a Seco
- UAS
Atualmente, de modo a albergar os ECI, a proposta de utilização de unidades
de armazenamento a seco encontra-se em fase de implementação no Brasil sendo uma
alternativa viável para alocar os elementos contidos em suas PCUs (3). As unidades de
armazenamento a seco têm por finalidade de albergar os primeiros elementos combustí-
veis oriundos das usinas de Angra 1 e Angra 2, sendo a Eletrobras Termonuclear S.A.-
Eletronuclear (ETN) responsável por sua construção e operação.
Preliminarmente, a Eletronuclear submeteu junto à Comissão Nacional de Energia
Nuclear (CNEN) o processo de licenciamento de 15 overpack em sua totalidade, sendo 6
unidades destinadas a ECI de Angra 1 e 9 unidades para Angra 2 (3).
UAS são estruturadas com alguns componentes típicos, conforme representados
esquematicamente no sítio da CNAAA e demonstrados na Figura 5;
• Local de armazenamento: Área com intuito de nortear a proteção radiológica, área
para estocagem, contendo proteções físicas constituídas por um portão de controle
de acesso de veículos e tangenciando a instalação, a duplicidade de cercas, como
meio agregado a proteção física da instalação;
• Um almoxarifado, possuindo áreas para guardar veículos de transferência de overpack,
guarda dos cascos de transferência e guarda de equipamentos utilizados na área
destinada a estocagem;
• Guarita de controle patrimonial e acesso.
Figura 5 – Representação esquemática da unidade de armazenamento complementar a
seco (UAS) da CNAAA (3).
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco29
A integridade do armazenamento seco ou úmido de elementos combustíveis deve
ser acompanhada e tratada quanto ao manuseio e exposição a corrosão. A degradação do
ECI deve ser cautelosamente verificada, configurando a plena funcionalidade do sistema
de arrefecimento, mantendo sua subcriticalidade em condições aceitáveis. Os componentes
que formam a blindagem devem amparar os indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE),
indivíduos do público e o meio ambiente, de forma a atenuar a liberação de radioisótopos
para o ambiente externo e adjacentes às instalações.
O resfriamento dos elementos combustíveis irradiados é realizado de forma passiva,
caracterizando-se pela condução de calor por materiais sólidos e convecção natural ou
radiação térmica utilizando o ar como meio de transporte para o calor oriundo do decai-
mento do ECI para o meio ambiente como demonstrado na Figura 6.Conforme Romanato
(2005) (31) tais características são possíveis, pelo fato de serem projetados para armazenar
elementos combustíveis irradiados antigos, oriundos das piscinas de armazenamento de
elemento combustível e por possuírem um calor consideravelmente reduzido em comparação
com um elemento combustível retirado recentemente do núcleo do reator.
Figura 6 – Representação do sistema de transferência de calor passiva do overpack (4).
2.2.1 Componentes principais
As características principais dos dispositivos de armazenamento dos elementos
combustíveis irradiados findados a armazenar e assegurar o confinamento dos elementos
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco30
combustíveis retirados das PCU, são compostos pelo canister e overpack como referenciados
na Figura 7. A imagem apresenta o modelo do fabricante Holtec (2015) (6) o HI-STORM
FW (Holtec International Storage Module Flood and Wind). Observa - se a seção de corte
do overpack e seus componentes adjacentes:
Figura 7 – Secção de corte dos componentes do overpack vertical (4).
Cabe salientar que todas as menções relacionadas ao sistema de armazenamento
de combustível nuclear a seco serão referentes ao modelo aludido da Holtec International.
Ressaltamos que há disponibilidade de outros fabricantes de sistemas de armazenamento
a seco de combustíveis irradiados e/ou danificados (33). Abaixo encontram-se listados
alguns fabricantes de sistemas de armazenamento a seco de combustíveis irradiados:
• General Nuclear Systems, Inc.
• NAC International, Inc.
• Transnuclear, Inc.
• Westinghouse Electric Co. LLC.
• TN Americas LLC.
2.2.1.1 Casco (Canister)
O canister é um vaso cuja função é confinar ECI e manter a subcriticalidade,
acrescido de gás hélio inerte pertinente ao armazenamento inicial, contendo interiormente
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco31
um cesto reticulado, utilizado para manter o controle da criticalidade dos elementos
combustíveis, assim, garantindo a segurança. As Figuras 8 e 9 a seguir, representam o
modelo de canister que será utilizado nas usinas de Angra 1 e Angra 2 da CNAAA,
respectivamente. A tampa é soldada com intuito de vedar os elementos combustíveis
contidos em seu interior, podendo ser parafusada no corpo do casco de proteção, também
fornecendo proteção para radiação eletromagnética.
Encontram - se como parâmetro de projeto de construção de canister os aços
inoxidáveis tipo 304, 304L, 304LN, 316, 316L e 316 LN com as dimensões de 4,6 m
de altura, 2 m de diâmetro e 25mm de espessura (34). A utilização dos referidos aços
inoxidáveis se dá pelo fato de manterem suas características como intensidade de estresse
do projeto, resistência a tração, estresse de rendimento, coeficiente de expansão térmica
e condutividade térmica, mantendo suas propriedade equiparadas quando submetidas a
variação de temperatura (4).
Figura 8 – Canister multipropósito para 37 elementos combustíveis da usina de Angra 1
(3).
2.2.1.2 Casco de proteção (Overpack)
Os cascos de proteção são geralmente fabricados utilizando concreto, aço ou de forma
mista. São constituídos de aços inoxidáveis, ferro fundido, chumbo e cobre. A associação
de tais materiais cuja finalidade e a proteção contra a exposição indesejada à radiação é
imposta pelo atendimento às NRC (10CFR72.106 (35) e NRC 10CFR72.104(36)).
Embora ocorra variação quanto aos tipos de combustíveis armazenados e quantidade
de ECI, o overpack independentemente da origem dos elementos combustíveis, como PWR,
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco32
Figura 9 – Canister multipropósito para 32 elementos combustíveis da usina de Angra 2
(3).
BWR, respeitam dimensões típicas de 2,5 metros de diâmetro e 6 metros de altura de
acordo com cada fabricante. O overpack pode superar 100 toneladas quando carregado e
suportar um range de temperatura de -40◦C à 400◦C, considerando modos de operação
convencionais e a longo prazo. A curto prazo de operação considerando modos adversos, o
limite de temperatura pode alcançar até 570◦C 5. A superfície externa do overpack contem
gancho olhal permitindo o içamento do equipamento.
A principal atribuição do overpack é acomodar e garantir proteção estrutural, física
e blindagem para as radiações provenientes dos ECIs contidos no canister, garantindo a
devida transferência de calor de forma passiva ao meio ambiente (3).
2.2.1.3 Modos de Armazenamento
Os overpacks podem ser dispostos verticalmente e horizontalmente, entretanto
no sistema de armazenamento vertical possuem modos de armazenamento em cavidades
abaixo do solo ou acima do solo.
O sistema de armazenamento horizontal possui modos de armazenamento em
cavidades de concreto, onde os overpack utilizam o casco de transferência vertical, diversi-
ficando somente o modo de armazenamento complementar como demonstrado na Figura
10.
5 Para utilização de EC de alta queima em curto prazo, são impostas restrições de operação com a
finalidade de impor um limiar para excursão de temperatura à 65◦C (37).
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco33
Figura 10 – Disposição de armazenamento horizontal (5).
2.2.2 Procedimentos Operacionais do Armazenamento de Elementos Com-
bustíveis Irradiados
O procedimento operacional utilizado para estocagem de ECI retirados da PCU são
executados conforme representação da Figura 11, onde, demonstra-se de forma simplificada
o processo de retirada dos elementos combustíveis irradiados das PCUs até a estocagem
dos overpack, seguindo as recomendações da Holtec International (6).
Figura 11 – Fluxograma operacional de estocagem dos overpacks (6).
Inicialmente, considera-se o processo de transferência do canister vazio e do casco
Capítulo 2. Aspectos Conceituais dos Reatores de Potência e das Unidades de Armazenamento a Seco34
de transferência para dentro do local de armazenamento dos elementos combustíveis
irradiados locados na PCU. Antes de ocorrer a submersão do casco de transferência, o
mesmo é submetido a jatos d’água utilizando água purificada com finalidade de prevenir a
contaminação da superfície do casco. A seguir, ocorre o posicionamento do canister no
interior do casco de transferência, é submergido o conjunto para dentro da piscina de
combustíveis irradiados.
O conjunto devidamente locado na PCU irá receber o carregamento de ECI dentro
do reticulado como demonstrado nas Figuras 8 e 9, respeitando a tipologia e geometria
dos EC. Ressaltando que a tipologia de um elemento combustível originário de Angra
1 (reator PWR) será posicionado no MPC de 37 elementos combustíveis, respeitando
o armazenamento de até 12 combustíveis caracterizados como danificados em locais
específicos no reticulado contido no canister.
Após o carregamento dos ECIs no canister, ainda dentro da PCU, é colocada a
tampa superior para fechamento do mesmo então ocorre a movimentação do conjunto para
realização da soldagem da tampa no canister. Posteriormente, realiza-se a drenagem da
água contida dentro do casco, posteriormente, inserção do gás inerte, sendo utilizado o gás
hélio (He) com a finalidade de prevenir a oxidação dos elementos combustíveis e promover
a transferência de calor entre o interior no canister e ambiente externo.
Após a selagem da tampa ao casco, ocorre o transporte do casco de transferência
até o casco de proteção complementar o overpack. Em seguida, o conjunto constituído pelo
canister e overpack é transportado até a disposição final, a unidade de armazenamento
complementar a seco.
A seguir, serão abordados os mecanismos de envelhecimento que podem ocorrer ao
longo do período de licenciamento de uma unidade de armazenamento a seco, enfatizando
os modos mais comuns, e recorrentes em aços inoxidáveis austeníticos, os ambientes que
potencializam o surgimento de corrosão e os processos de tensão residual que podem
ocorrer durante os anosde armazenamento de combustíveis irradiados.
35
3 MECANISMOS DO ENVELHECIMENTO
No propósito de verificar os sistemas nucleares a longo prazo ou sob o processo
de extensão de vida, a análise dos mecanismos do envelhecimento é indispensável à
compreensão dos mecanismos atuantes que podem afetar os materiais, sistemas, estruturas
e componentes de uma planta nuclear.
O Envelhecimento, em geral, é definido como sendo a degradação de sistemas,
estruturas e componentes de uma central nuclear, de natureza cumulativa e dependente
do tempo, que quando não reduzida pode comprometer sua segurança, seu desempenho
ou mesmo diminuir a sua vida útil estabelecida em projeto (38).
Todos os materiais de uma planta nuclear são susceptíveis a diversos níveis de
degradação provenientes do envelhecimento, ocasionando a degradação funcional dos ESC
de uma planta nuclear.
As experiências operacionais absorvidas de plantas nucleares demonstram que
falhas na funcionalidade dos Elementos, Sistemas e Componentes (ESC) são decorrentes
de processos de degradação, tal como, fragilidade induzida pela radiação e o calor, a
fadiga, fluência o desgaste pelo regime de trabalho e principalmente pela ação da corrosão,
sendo de forma geral ou localizada. Verificamos a ação desses processos de degradação
citados anteriormente em plantas de primeira geração, justamente pelo resultado do
envelhecimento a longo prazo e proximidade ao descomissionamento do projeto, não sendo
reveladas durante o licenciamento inicial (39).
De modo a realizar o acompanhamento do processo do envelhecimento, é funda-
mental o conhecimento dos principais mecanismos de degradação que ocorrem em plantas
nucleares.
Os principais mecanismos do envelhecimento avaliados em plantas nucleares são
descritos a seguir (40).
3.1 Fragilização e Imperfeições Microestruturais Provocados pela
Ação da Radiação
As fragilizações são oriundas de diversas ações. A radiação no aço, é requisito da
Comissão Reguladora de Assuntos Nucleares dos Estados Unidos (USNRC) e o código
para a inspeção e análise da Sociedade Americana de Engenheiros Mecânicos (ASME) foi
elaborado com finalidade de asseverar que os equipamentos constituintes de uma usina
nuclear sejam capaz de suportar ao trincamento, caso seja cometido a tensões e choques
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 36
térmicos sobe pressão. Independentemente dos estudos anteriores precedentemente sobre
o efeito da inclusão do cobre e níquel que venha ocasionar a fragilidade de um vaso de
pressão ou equipamentos que sejam submetidos a tais esforços, numerosas usinas foram
construídas utilizando soldas atribuídas ao cobre e níquel (39).
Existem dois tipos de fragilização que podem afetar componentes estruturas e
sistemas de reatores nucleares:
• Fragilização devido a ação da radiação - Quando cometido a tal ação, afeta os
componentes estruturas e sistemas internos, comumente ocasionado no interior do
núcleo de um reator nuclear. Após anos de bombardeio do núcleo do reator, o aço
do vaso de pressão do reator pode gradualmente perder parte de sua tenacidade.
Este processo é ocasionado por nêutrons e intensifica - se quando o aço ou material
utilizado no processo de soldagem contém traços de cobre ou níquel;
• Fragilidade Térmica - Afeta estruturas sistemas e componentes fabricados em
ferro fundido e aços inoxidáveis. No Núcleo do reator nuclear quando cometido ao
choque térmico sob pressão, constitui-se como maior problema de vasos de pressão
fragilizados, onde pode acarretar a ocorrência de trinca. O choque térmico pode
ocorrer durante certos eventos anormais na planta, como por exemplo, quando água
fria é introduzida no vaso de pressão sob alta pressão após um acidente por perda
de refrigerante comumente conhecido como LOCA (Loss of Coolant Accident) (39).
A fragilidade, decorrente de efeitos térmicos ou quando cometido a ação da radiação
diretamente, não caracteriza como causa direta para a ocorrência de trincas nos ESC.
No entanto, ocorre a redução do limiar de segurança quanto a propagação de trincas
provenientes no processo de fabricação, fadiga ou corrosão sob tensão.
O significado da fragilidade para uma estrutura, sistema ou componente depende
da probabilidade do surgimento de trincas e da carga à qual o componente está submetido
(39).
3.1.1 Fragilização Provocada pela Irradiação
Os nêutrons produzem átomos de retrocesso ( Energia Primária) que desprendem
um grande número de átomos de suas posições originárias na rede cristalina, fato ocorrido
por colisões atômicas. O número de nêutrons que bombardeiam um dado local é medido
pela fluência (nêutrons/cm2, com energia E > 1,0 MeV ) (41). A medida mais recente dos
danos causados pela exposição a nêutrons é conhecida como deslocamentos, caraterizada
por fluência ou número de deslocamentos por átomo e fornece algumas informações para
analisar a fragilização ocasionada pela irradiação.
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 37
As perdas de tenacidade ocasionadas pela irradiação tendem a acumular com o
incremento da fluência, ocorrendo a saturação em níveis superiores a 1,0 x 1021 n/cm2.
As avaliações realizadas a partir de estudos sobre fraturas em aços inoxidáveis da família
304, 347 e 316, comumente utilizado na construção de reatores nucleares e unidades de
armazenamento de combustível nuclear a seco demonstram altos valores de tenacidade à
fratura para todos os valores de fluência avaliados (42).
Testes demonstram que a resistência à propagação de trincas em materiais de
internos do vaso de pressão diminui com o incremento da fluência neutrônica, assim a
integridade do aço inoxidável de componentes internos do vaso de pressão pode ser efetiva-
mente avaliada através da mecânica da fratura, necessitando de uma análise detalhada de
elementos finitos e uma base de dados para fornecer as taxas de crescimento de trincas e a
tenacidade à fratura para os materiais de interesse (39).
A ação da radiação aplicada em aços inoxidáveis ocasionam lacunas intersticiais
que se locomovem e os produtos radiolíticos da água na ponta da trinca são incumbidos
pela fragilização por conseguinte ocasionando da propagação da trinca no material (41).
3.1.2 Tipos de Reações Nucleares que Promovem os Defeitos em Materiais
Empregados em Reatores Nucleares
Independente das doses de deslocamento acumuladas serem comumente baixas,
inferiores a 1 deslocamentos por átomos, as transformações das propriedades mecânicas
podem ser descomunais. Sendo assim, a fragilização ocorre quando há abruptas elevações
na temperatura de transição dúctil-frágil. São fundamentadas por natureza microscópica,
alicerçando-se nos obstáculos ao movimento de discordâncias, formação de centros de
endurecimento, alterações na composição química e na estrutura em regiões interfaciais.
A formação de centros de endurecimento pode incluir aglomerados de defeitos pontuais,
interações defeitos-impurezas e precipitados ricos em cobre. Embora a coleção de efeitos
apresentarem características e diversificadas, sua formação necessita de uma base comum,
a criação de lacunas e auto-interstícios provenientes da irradiação com partículas. Esses
endurecimentos pontuais, são as principais imperfeições na rede cristalina e podem ser
ocasionada diretamente na forma de ciclos de discordâncias ou aglomerados tridimensionais
(ηm) e podem ser criados pela agregação gradual de defeitos (39).
A geração do defeito pontual pode ser ocasionada por inúmeros mecanismos, tais
como:
• Deslocamento causado por nêutrons rápidos;
– Reações elásticas;
– Reações Inelásticas;
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 38
– Reações (n,γ) - produzindo núcleos de recuo, reações com emissão de partículas
carregadas (n, α) ou (n, p) - Onde as partículas emitidas ou núcleos de recuo
poder ocasiona deslocamentos;
– Interações originado por raios γ com altas energias, liberadas na fissão ou reação
nêutron γ.
Os mecanismos aludidos anteriormente, os nêutrons categorizados como rápido são
considerados os maiores causadores de defeitos causadospela radiação em ESC de reatores
nucleares. Contudo, existem outras reações que podem contribuir para a ocorrência de um
deslocamento de átomos, conforme exposto a seguir.
3.1.2.1 Reações (n,γ)
Reações de nêutrons térmicos com núcleos de recuo, cujo raios gama são emitidos,
podem ocasionar deslocamentos de átomos na rede cristalina do material. A figura 12
demonstra a seção de choque de discordância do Ferro - Fe (CCC) em função da energia
do nêutron, ou seja, ao multiplicar o valor de seção de choque de deslocamento pela
fluência do nêutron, obtém - se a dose de deslocamento dado em deslocamentos por átomo.
Energias próximas a 1 MeV (aproximadamente 103 barns - seção de choque) equipara-se
ao valor de seção de choque ótimo para porção rápida do espectro misto de reatores.
Verifica-se uma seção de choque de aproximadamente 0,1 barns para uma energia
de até 1 KeV, conforme demonstrado na Figura 12. Observa-se que a seção de choque
amplia com a diminuição da energia do nêutrons (7).
3.1.2.2 Reações (n, α)
A reação com partículas carregadas, nêutron α, contribuem para o estudo do efeito
do Hélio nas propriedades dos aços empregados na construção de vasos de pressão de
reatores nucleares, como encontrado na presença de impurezas em aços, como o boro na
reação 10B (n,α) 7Li.
3.1.2.3 Reações Fotonucleares
A interação dos nêutrons rápidos ou lentos com o combustível nuclear e estruturas
adjacentes contemplados no núcleo do reator podem causar danos devido ao deslocamento
dos átomos sob ação da irradiação com raios γ originados pela fissão. O deslocamento de
átomos na rede cristalina pode ser ocasionado pela transferência de energia gama para
elétrons e a interação do núcleo atômico com raios γ (7).
As reações fotonucleares que ocasionam danos por deslocamento são;
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 39
Figura 12 – Seções de choque de discordâncias em função da energia dos nêutrons (7).
• Reações (γ, n) - Possibilita o incremento dos nêutrons com mair energia e átomos
de recuo;
• Reação de fissão fotoelétricas - E materiais fissionáveis esta reação induzida por raios
γ liberta grande quantidade de energia que podem ocasionar no deslocamento de
átomos na rede cristalina do material (7).
A irradiação intensificada sob alta temperatura pode ocasionar a modificação das
propriedades térmicas, mecânicas, físicas nucleares e térmicas dos materiais submetidos
a longo tempo de operação. As modificações estruturais a longo prazo podem ocasionar
falha das ESC e devem ser consideradas em fase de projeto do sistema nuclear.
As principais radiações que afetam as estruturas, sistemas e componentes dos
reatores nucleares são:
• Fragmentos de fissão;
• α, β, γ;
• Nêutrons rápidos;
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 40
• Prótons.
Os sólidos cristalinos sofrem efeitos diversos, dependendo do tipo de estrutura
cristalina e à radiação.
Os metais sofrem pequenas alterações quando cometido a ionização e excitação
eletrônica por partículas β e raios-γ. De modo divergente, os metais cometidos às partículas
densas (n, p, α e fragmentos de fissão) podem sofrer grandes alterações na rede cristalina.
3.2 Defeitos e Imperfeições
Com o emprego da difração de raio x em cristais é possível ilustrar a estrutura
de diversos sólidos auxiliando no exame e entendimento das propriedades dos materiais.
As imperfeições têm sido utilizados para descrever desvios do arranjo estruturado de
átomos em sólidos cristalinos, usualmente submetidos a trabalhos mecânicos, ou seja,
o enrijecimento por deformação a frio e de radiação ou irradiação devido à partículas
pesadas.
Existe defeito pontual quando ocorre a divergência localizada no arranjo ordenado
e são classificados como (43):
• Defeito de Frenkel - Quando átomos são deslocados de suas posições no retículo
para interstícios e assim criam vacâncias.
• Defeito de lacuna - Defeito pontual evidenciado pela falta de um átomo no interior
da rede cristalina do metal. Pode ser resultante de um empacotamento imperfeito
durante a cristalização original ou podem se originar das vibrações térmicas dos
átomos em temperatura elevada, onde o incremento de energia térmica, ocasiona no
aumento da probabilidade dos átomos individuais se afastarem de suas posições de
menor energia.
• Defeito Schottky - Ocasionado quando os átomos são inexistentes na posição
regular.
• Defeitos Intersticiais - Aprisionamento de átomos extras dentro de cristais em
pontos intermediários entre as posições normais da rede. O defeito intersticial em
metais puros é resultante do bombardeamento com partículas nucleares de alta
energia, classificando danos por radiação. Caso o desvio seja localizado por regiões
microscópicas do cristal, ele é denominado imperfeição da rede em decorrência de
ele produzir descontinuidade na rede cristalina do sólido (44).
• Defeito de linha - Identificado através das discordâncias em forma de linhas ou na
forma de rede bidimensional e podem ser classificadas como;
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 41
– Discordância em arestas - Representa a aresta de um plano de átomos inseridos
no interior do metal.
– Discordância em espiral - Apresenta-se em forma helicoidal apresentado em
átomos coordenados e distorcidos devido ao movimento de discordâncias. A
discordância espiral pode ser examinada em um plano tridimensional do cristal.
• Defeitos de planos - Evidenciado quando os defeitos de linha agrupam-se em um
plano e podem ser classificados:
– Defeito de fronteira - As imperfeições cristalinas podem se alongar similar
a uma fronteira. Os átomos superficiais não estão relacionados ao número
máximo de vizinhos mais próximos, e estão, portanto, em um estado de maior
energia quando comparado aos átomos internos. A fronteira mais indicada para
ocorrência de defeitos é a externa.
– Contornos de grãos - Referenciando um material, como o cobre caracterizado
como um condutor elétrico, onde dispõe de uma fase, sua constituição é provido
de muitos cristais de variadas orientações. Por sua vez os cristais individuais são
denominados de grãos, onde, a sua forma sólida é normalmente controlada pela
presença dos grãos circunvizinhos. Internamente a cada grão, os átomos estão
arranjados segundo um mesmo modelo e uma única orientação. Entretanto, no
contorno de grão ou a zona que tangencia os grãos, existe uma zona de transição,
na qual não está ordenado com nenhum dos grãos. Dessa forma considera o
contorno de grão como sendo bidimensional, embora, na realidade, tenha uma
espessura finita de 2 a 10 ou mais distâncias atômicas (39). A divergência na
orientação dos grãos adjacentes produz um empacotamento menos eficiente dos
átomos ao longo do contorno ou seja, os átomos ao longo do contorno têm uma
energia mais elevada do que aqueles do interior dos grãos, assim, justificando
a ação corrosiva acelerada nos contornos de grãos dos materiais expostos a
agentes corrosivos quando submetidos a operação.
3.3 Fadiga
Fadiga é um modo de falha mecânica ocasionada por ação periódica de carrega-
mentos variáveis, tensão ou deformação. É caracterizada pelo surgimento de trincas que
propagam-se, progressivamente e vagarosamente, posteriormente, motivando a falha e
ruptura do material (45).
O processo de fadiga é considerado um dos principais métodos de deterioração para
ocorrência de falhas de sistemas estruturais e mecânicos, como vasos de pressão, reatores
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 42
nucleares e componentes. Estima-se que de 50 a 90% da falhas ocasionadas em estruturas
metálicas sejam imputadas à fadiga (46).
As fadigas podem ser ocasionadas por;
• Carregamento e descarregamento;
• Vibrações;
• Compressão e descompressão;
• Aquecimento e resfriamento, entre outros.
Collins (1993) (46), investigou as falhas ocasionadas por fadigas e findou que o
processo de fadiga alberga dois modos de controle: pela tensão e por deformação.
3.3.1 Fadiga por Tensão
A fadiga controlada pela tensão é oriunda de uma falha quando um determinado
material é sujeito à esforços comvariação no tempo, que a amplitude da tensão alternada
(Equação 3.2) é aplicada, compreendida em um intervalo elástico.
Segundo Meyers e Chawla (1982) (47) a fadiga pode ser definida como um fenômeno
de ocorrência em estruturas submetidas a variação no carregamento ao longo do tempo, que
a amplitude da tensão cíclica ocasiona deformações plásticas microscópicas que impacta
diretamente na resistência do material ou no ocasionamento de uma fratura. Deste modo,
a caracterização da fadiga por tensão é definida como a variação da tensão alternada
entre os dois limiares. Esforços repetitivos em componentes mecânicos podem ocasionar
tensões cíclicas, que por sua vez podem induzir a fadiga do material. Para definir alguns
parâmetros de testes e ensaios, simulando a tensão em um material, será utilizado um
espectro padrão, como demonstrado na Figura 13, em forma senoidal representando a
alternância da tensão ao longo do tempo, de amplitude contante, média zero e frequência
fixada, com definição pré estabelecidos de ciclos.
Figura 13 – Tensão cíclica reversa (8).
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 43
Através da Figura 13 verificamos a SMax e SMin, respectivamente tensão máxima e
mínima do ciclo, e os parâmetros de definição dos ciclos de fadiga:
A tensão média (Sm), dado por:
Sm =
SMax + SMin
2 (3.1)
A amplitude da tensão alternada (Sa), dado por:
Sa =
SMax − SMin
2 (3.2)
A variação de tensão alternada (∆ S), dado por:
∆S = SMax − SMin (3.3)
A razão da tensão em fadiga(Rf ) é exprimida por:
Rf =
SMin
SMax
(3.4)
Por fim, a razão da amplitude (A), é exprimida por:
Rf =
Sa
Sm
= 1 −Rf1 +Rf
(3.5)
3.3.2 Fadiga por Deformação
A fadiga por deformação ou fadiga de baixo-ciclo é caracterizada pela deformação
que varia entre as duas extremidades, ocasionadas por cargas cíclicas, provocando deforma-
ções plásticas durante os ciclo, afetando a vida útil do material e reduzindo o quantitativo
de ciclos de carga aplicadas repetidamente e de alta intensidade pelo qual o material em
cargas moderadas poderia se manter inalterado (46).
3.3.3 Concentração de Danos
O acúmulo ou concentração de danos pode ocasionar a nucleação e propagação
de trincas no material até que ocorra a sua fadiga e ocasione a falha. As falhas podem
ser inferida através de outras propriedades mecânicas e podem ser medidas através de
ensaios mecânicos. Através dos ensaios mecânicos verifica-se pela curva de fadiga, ou curva
S-N à vida total de um dado material (46). Essa metodologia é utilizada quando os níveis
de tensão aplicada ao material são relativamente inferiores ao limite de escoamento do
material. O método S-N empregado determina a vida do material ou o número de ciclos
em que a falha pode ocorrer no material expressado por (N), em função da amplitude da
tensão alternada (Sa) como demonstrado na Figura 14. Este método também pode ser
conhecido por fadiga de alto ciclo ou fadiga em baixa tensão.
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 44
Determina-se a Curva S-N exercendo uma amplitude de tensão alternada no material
até que ocorra a sua falha. Em observância a curva gerada, por exemplo, a Figura 14,
verifica-se que quanto maior Sa aplicada ao material, menor será o número de ciclos em
que o material irá suportar antes de alcançar a exaustão. Verifica-se na Figura 15 que para
o aço a amplitude da tensão alternada mantêm-se em um limiar, chamado de limite de
resistência a fadiga (Se). Quando os valores de tensão estiverem compreendidos abaixo
deste limiar, não acarretará em falha (46).
Figura 14 – Curva S-N materiais não ferrosos (9).
Figura 15 – Curva S-N (Aço CC) (9).
3.4 Corrosão
A corrosão possui características sob múltiplas situações, determinado pelo modo
e exposição em que o material se encontra. É capaz de motivar um ataque destrutivo e
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 45
não intencional à degradação do material, ocasionando diversos modos de atenuação, a
perda de massa e encolhimento, mudanças em propriedades mecânicas e físico-químicas do
material, associada ou não a esforços mecânicos.
As reações químicas de oxi-redução que consistem em ceder ou receber elétrons
caracterizam o processo de corrosão devido a oxidação dos metais, isto é, o metal age como
redutor, cedendo elétrons para uma substância, denominada oxidante, no meio corrosivo.
A corrosão é um modo de desmantelamento do metal, agindo de modo progressivo através
de sua superfície.
A corrosão pode originar-se sob diferentes formas, localizada ou generalizada. Os
principais modos de corrosão são apresentados considerando sua aparência, forma de
ataque e diferentes causas e mecanismos (25). Assim pode-se ter os seguintes tipos de
corrosão:
3.4.1 Corrosão Puntiforme (Pitting)
A corrosão puntiforme, comumente conhecida como pitting, provavelmente uma das
formas com maior capacidade destrutiva, devido a dificuldade de identificação, acarreta
pequenos efeitos até ocorrer à falha, atuando de forma localizada e ocasionando uma
pequena redução de peso da estrutura.
Essa forma de corrosão penetra de forma superficial no interior do material, produ-
zindo furos com formação de cavidades com profundidade superior ao diâmetro superficial
do orifício se diferenciando da corrosão alveolar, que possui sua profundidade da corrosão
menor em relação ao diâmetro da cratera formada.
Pressupõe que a ação da gravidade intensifique os furos para baixo, consideravel-
mente, concentrada e destrutiva conforme sua propagação. A presença de íons cloretos no
ambiente, superfícies rugosas, trabalhos a frio e defeito superficial favorece o surgimento
desse modo de corrosão. Foram observados em algumas amostras com superfície polida uma
maior resistência se modo de corrosão, e verifica-se que a incorporação de aproximadamente
2% de molibdênio representa um incremento da resistência contra ação da corrosão desses
aços (25).
3.4.2 Corrosão por Frestas
A corrosão por fresta ocasiona produtos de corrosão que propicia a formação
de aeração diferencial e a aglomeração de oxidantes. As corrosões por fresta ocorrem
comumente quando há o contato de materiais metálicos com outros materiais de natureza
orgânica como chapas arrebitadas, sendo um modo de corrosão grave devido a característica
autocatalítica em resultado da acidificação em relação ao meio que se encontra o material
(25).
Capítulo 3. Mecanismos do Envelhecimento 46
A ocorrência da corrosão por frestas em uma chapa como demonstrado na Figura 16,
é resultado da distinção da concentração dos íons dissolvidos na concentração eletrolítica
entre as regiões contidas no seu emprego. Por consequência a corrosão ocorrerá na região
com menor concentração, fato decorrente por exemplo, frestas com deposição de sujeira ou
produtos de corrosão, onde preferencialmente há frestas largas suficientemente para que
ocorra a penetração dos produtos de corrosão ou por solução. Os íons cloreto ou halogênicos
se transformam em maiores contaminantes devido ao menor número atômico, que recorre a
fácil absorção, e devido a sua facilitação ocorre o aumento da tensão superficial. Entretanto,
verificamos a redução da pressão, resultando na produção da corrosão (10).
Figura 16 – Corrosão por frestas no apoio da tubulação (10).
A Corrosão por frestas pode ser prevenida por:
• Permitir a limpeza periódica e ventilação para evitar a deposição e incrustações;
• Fácil manutenção de junções;
• Drenagem de fluídos acumulados;
• Substituição por juntas soldadas em vez de aparafusadas e rebitadas;
• Evitar frestas.
3.4.3 Corrosão Intergranular
A corrosão intergranular ou intercristalina, ocorre entre os grãos da rede cristalina,
sob certas condições ambientais e características específicas de algumas ligas. Os contornos
se tornam muito reativos principalmente em aços inoxidáveis provocando a corrosão
intergranular. Apresenta como principal característica a atenuação de suas propriedades
mecânicas, ocasionando como resultado, a fratura do material ao ser submetido a esforços
mecânicos.
Uma determinada faixa crítica de temperatura