Neste trabalho são comparados os resultados analíticos de previsão de falha de um vaso nuclear PWR destinado à propulsão naval, contendo oito diferentes tipos de trinca, obtidos segundo a Mecânica da Fratura Elástica-Linear (MFEL) e a correspondente Elasto-Plástica (MFEP). Os resultados são fornecidos em termos da pressão interna e do gradiente de deformações ao longo da espessura da parede do componente estrutural, sendo diretamente aplicáveis às condições impostas e desenvolvidas em ensaios isotérmicos de hidro-pressurização. O elevado nível de conservativismo dos resultados derivados segundo a MFEL, via critério KIC de disparo de clivagem, quando comparados àqueles obtidos por meio da MFEP, através do critério de iniciação de rasgamento dúctil, Ji, e em especial dos critérios J50 e Jinstab.dúctil de falha com base na Teoria da Instabilidade do Rasgamento Dúctil ou Elasto-Plástico (TIRD/TIREP) por intermédio de diagramas J x T (integral-J versus módulo de rasgamento), foi avaliado e quantificado. O intenso efeito das dimensões dos corpos de prova nos resultados obtidos a partir de ambas abordagens, assim como o papel determinante dos entalhes laterais nos ensaios da MFEP foram definitivamente comprovados. Foi também demonstrado o saudável conservativismo das previsões segundo o critério J50 para projeto e serviço seguros de plantas nucleares frente às condições reais em que se verifica analiticamente a instabilidade dúctil do componente trincado, tais como definidas por Jinstab.dúctil, assim como das previsões decorrentes dos processos de extrapolação linear de curvas J-R no espaço J x T quando comparadas às resultantes de extrapolações não-lineares mais frequentemente utilizadas. Com relação aos efeitos exercidos nos resultados de previsão de falha pelo tipo, profundidade e comprimento da trinca contida na parede do vaso de pressão, ficou demonstrado que as trincas de superfície são muito mais críticas que as sub-superficiais de idênticas profundidade e comprimento, assim como que as avaliações de integridade são muito mais sensíveis a mudanças na profundidade da trinca relativamente a alterações no seu comprimento. As aproximações entre os resultados obtidos via J50 e através de Jinstab.dúttil, e entre os resultados obtidos pelos procedimentos de extrapolação linear e não-linear de curvas JMAT-TMAT, são muito mais nítidas para as trincas de superfície menos profundas e, em especial para as embutidas, mesmo aquelas mais críticas. Deste modo, a metodologia aqui aprimorada, destinada em última instância a avaliações de integridade estrutural de vasos PWR em transientes de potência durante a sua vida em serviço, se mostrou absolutamente efetiva no caso das trincas mais prováveis em tais circunstâncias, quais sejam, as de pequenas dimensões e situadas superficialmente na parede do vaso. Ainda, foi verificada a tendência da ocorrência do vazamento do meio pressurizante anteriormente à falha do vaso por instabilidade dúctil nos casos da presença das trincas mais profundas, independentemente de serem elas de superfície ou sub-superficiais e, novamente, de seu comprimento, contribuindo assim para a percepção visual da iminência da falha bem como para eventos de freamento de trinca dúctil, impedindo a falha catastrófica do vaso PWR. Por outro lado, trincas rasas ou meno·s profundas tendem a entrar no regime de instabilidade dúctil muito precocemente, com a essência da propagação se dando de modo instável, causando fratura rápida ou súbita do vaso sem sinal anterior. Finalmente, foi comprovada nesse estudo a aplicabilidade da técnica analítica de normalização linear para o levantamento de curvas J-R, e como consequência JMAT-TMAT, para a avaliação de integridade estrutural de componentes robustos falhando de modo dúctil após considerável, e mensurável, crescimento estável de trinca; também, foi aqui proposto o ajuste logarítmico de dados de curvas J-R, em oposição ao hoje consensualmente utilizado via lei de potência, de modo a computar os efeitos do fenômeno de saturação de J, permitindo assim extrapolações conservativas e seguras para as condições em que se verifica a falha do componente nuclear. / In this work the analytical results related to a nuclear pressure vessel failure conditions as obtained by Linear Elastic Fracture Mechanics (LEFM) and the Elastic-Plastic Fracture Mechanics (EPFM) were compared for eigth different crack types. The results are supplied in terms of internal pressure and strain gradient through the wall thickness of the structural component, and might be directly applied to isothermal hydrotests experiments. The high conservatism of LEFM approach, by using KIC criterion of cleavage triggering, as compared to results obtained via Ji of ductile crack initiation from EPFM approach, and specially to the J50 and Jduct.instab. criteria based on ductile Tearing Instability Theory through J x T (J-integral x tearing modulus) diagrams, was evaluated and quantified. The overriding effect of specimens size over LEFM and EPFM results were definitely proved, as well as the very strong influence of side-grooving the EPFM specimens. It was demonstrated the healthy conservatism of the predictions following the J50 criterion for safe design and service in the nuclear industry facing the real conditions where ductile instability takes place as analytically defined by Jduct.instab.. In the same way the conservatism of the predictions from the linear extrapolation procedure of J-R curves on J x T space, as compared with the most common non-linear process was proved as well. With respect to the effect exerted by type, depth and length of the crack over the results it was demonstrated that surface cracks are more critical than the embedded ones with identical dimensions, being the analytical evaluation much more sensitive to changes in the crack depth than in its length. The approximations among the results obtained from J50 and Jduct.instab. criteria as well as among the results from the linear and non-linear extrapolation procedure are best verified for the less depth surface cracks and specially for the embedded cracks even the largest ones. So, the methodology here improved, aimed in last instance to structural integrity assessment of PWR vessels on power transients during their service life has been shown to be a powerful tool in evaluating the most expected cracks under such circunstances, that is, those having small dimensions and located on surface wall. Still, it was demonstrated the trend for leak-before-ductile instability in the presence of the deepest surface and internal cracks, allowing the visual perception of the threshold of the vessel failure and the development of crack arrest events avoiding catastrofic rupture of the component. Otherwise, shallow cracks are prone to get very fast in the unstable regime of growth, with the essence of the propagation occuring under this condition, conducting to suddenly fracture of the vessel without any prior evidence. Finally, it was proved in this study the accuracy of the linear normalization technique in deriving J-R curves for the assessment of structural integrity of massive components which fail in a ductile way after undergo large stable crack extensions; it was suggested here the logarithmic fit of J-R data points taking in account more properly the J-saturation phenomena and leading to more safe and conservative extrapolation results when compared to resulting from power-law fit.

Neste trabalho são comparados os resultados analíticos de previsão de falha de um vaso nuclear PWR destinado à propulsão naval, contendo oito diferentes tipos de trinca, obtidos segundo a Mecânica da Fratura Elástica-Linear (MFEL) e a correspondente Elasto-Plástica (MFEP). Os resultados são fornecidos em termos da pressão interna e do gradiente de deformações ao longo da espessura da parede do componente estrutural, sendo diretamente aplicáveis às condições impostas e desenvolvidas em ensaios isotérmicos de hidro-pressurização. O elevado nível de conservativismo dos resultados derivados segundo a MFEL, via critério KIC de disparo de clivagem, quando comparados àqueles obtidos por meio da MFEP, através do critério de iniciação de rasgamento dúctil, Ji, e em especial dos critérios J50 e Jinstab.dúctil de falha com base na Teoria da Instabilidade do Rasgamento Dúctil ou Elasto-Plástico (TIRD/TIREP) por intermédio de diagramas J x T (integral-J versus módulo de rasgamento), foi avaliado e quantificado. O intenso efeito das dimensões dos corpos de prova nos resultados obtidos a partir de ambas abordagens, assim como o papel determinante dos entalhes laterais nos ensaios da MFEP foram definitivamente comprovados. Foi também demonstrado o saudável conservativismo das previsões segundo o critério J50 para projeto e serviço seguros de plantas nucleares frente às condições reais em que se verifica analiticamente a instabilidade dúctil do componente trincado, tais como definidas por Jinstab.dúctil, assim como das previsões decorrentes dos processos de extrapolação linear de curvas J-R no espaço J x T quando comparadas às resultantes de extrapolações não-lineares mais frequentemente utilizadas. Com relação aos efeitos exercidos nos resultados de previsão de falha pelo tipo, profundidade e comprimento da trinca contida na parede do vaso de pressão, ficou demonstrado que as trincas de superfície são muito mais críticas que as sub-superficiais de idênticas profundidade e comprimento, assim como que as avaliações de integridade são muito mais sensíveis a mudanças na profundidade da trinca relativamente a alterações no seu comprimento. As aproximações entre os resultados obtidos via J50 e através de Jinstab.dúttil, e entre os resultados obtidos pelos procedimentos de extrapolação linear e não-linear de curvas JMAT-TMAT, são muito mais nítidas para as trincas de superfície menos profundas e, em especial para as embutidas, mesmo aquelas mais críticas. Deste modo, a metodologia aqui aprimorada, destinada em última instância a avaliações de integridade estrutural de vasos PWR em transientes de potência durante a sua vida em serviço, se mostrou absolutamente efetiva no caso das trincas mais prováveis em tais circunstâncias, quais sejam, as de pequenas dimensões e situadas superficialmente na parede do vaso. Ainda, foi verificada a tendência da ocorrência do vazamento do meio pressurizante anteriormente à falha do vaso por instabilidade dúctil nos casos da presença das trincas mais profundas, independentemente de serem elas de superfície ou sub-superficiais e, novamente, de seu comprimento, contribuindo assim para a percepção visual da iminência da falha bem como para eventos de freamento de trinca dúctil, impedindo a falha catastrófica do vaso PWR. Por outro lado, trincas rasas ou meno·s profundas tendem a entrar no regime de instabilidade dúctil muito precocemente, com a essência da propagação se dando de modo instável, causando fratura rápida ou súbita do vaso sem sinal anterior. Finalmente, foi comprovada nesse estudo a aplicabilidade da técnica analítica de normalização linear para o levantamento de curvas J-R, e como consequência JMAT-TMAT, para a avaliação de integridade estrutural de componentes robustos falhando de modo dúctil após considerável, e mensurável, crescimento estável de trinca; também, foi aqui proposto o ajuste logarítmico de dados de curvas J-R, em oposição ao hoje consensualmente utilizado via lei de potência, de modo a computar os efeitos do fenômeno de saturação de J, permitindo assim extrapolações conservativas e seguras para as condições em que se verifica a falha do componente nuclear. / In this work the analytical results related to a nuclear pressure vessel failure conditions as obtained by Linear Elastic Fracture Mechanics (LEFM) and the Elastic-Plastic Fracture Mechanics (EPFM) were compared for eigth different crack types. The results are supplied in terms of internal pressure and strain gradient through the wall thickness of the structural component, and might be directly applied to isothermal hydrotests experiments. The high conservatism of LEFM approach, by using KIC criterion of cleavage triggering, as compared to results obtained via Ji of ductile crack initiation from EPFM approach, and specially to the J50 and Jduct.instab. criteria based on ductile Tearing Instability Theory through J x T (J-integral x tearing modulus) diagrams, was evaluated and quantified. The overriding effect of specimens size over LEFM and EPFM results were definitely proved, as well as the very strong influence of side-grooving the EPFM specimens. It was demonstrated the healthy conservatism of the predictions following the J50 criterion for safe design and service in the nuclear industry facing the real conditions where ductile instability takes place as analytically defined by Jduct.instab.. In the same way the conservatism of the predictions from the linear extrapolation procedure of J-R curves on J x T space, as compared with the most common non-linear process was proved as well. With respect to the effect exerted by type, depth and length of the crack over the results it was demonstrated that surface cracks are more critical than the embedded ones with identical dimensions, being the analytical evaluation much more sensitive to changes in the crack depth than in its length. The approximations among the results obtained from J50 and Jduct.instab. criteria as well as among the results from the linear and non-linear extrapolation procedure are best verified for the less depth surface cracks and specially for the embedded cracks even the largest ones. So, the methodology here improved, aimed in last instance to structural integrity assessment of PWR vessels on power transients during their service life has been shown to be a powerful tool in evaluating the most expected cracks under such circunstances, that is, those having small dimensions and located on surface wall. Still, it was demonstrated the trend for leak-before-ductile instability in the presence of the deepest surface and internal cracks, allowing the visual perception of the threshold of the vessel failure and the development of crack arrest events avoiding catastrofic rupture of the component. Otherwise, shallow cracks are prone to get very fast in the unstable regime of growth, with the essence of the propagation occuring under this condition, conducting to suddenly fracture of the vessel without any prior evidence. Finally, it was proved in this study the accuracy of the linear normalization technique in deriving J-R curves for the assessment of structural integrity of massive components which fail in a ductile way after undergo large stable crack extensions; it was suggested here the logarithmic fit of J-R data points taking in account more properly the J-saturation phenomena and leading to more safe and conservative extrapolation results when compared to resulting from power-law fit.