Fundamentado na mecânica da fratura, o conceito do Leak-Before-Break (LBB) \"Vazamento Antes da Falha\" considera que um vazamento proveniente de uma trinca pode ser detectado antes de alcançar um tamanho crítico que implique na falha da tubulação, ou seja, a análise do LBB demostra através de uma justificativa técnica que a probabilidade de ruptura da tubulação é extremamente baixa. Dentre os aspectos que envolvem a aplicação do LBB, os principais são: a definição das propriedades do material, que são extraídos através de ensaios à tração e à fratura; a análise do vazamento, que determina a taxa de vazamento devido à presença de uma trinca passante; e a análise que verifica se a trinca é estável considerando os modos de falha por rasgamento dúctil e por colapso plástico. Os materiais SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B e SA-376-TP304 foram avaliados quanto aos seus desempenhos para o LBB. Utilizaram-se dados extraídos de casos da literatura para as propriedades dos materiais, e para a geometria e carregamentos da tubulação, todos correspondentes ao circuito primário de um reator PWR. Após aplicação do LBB, constatou-se que todos os três materiais atenderam os limites do estabelecidos na metodologia. Verificou-se que os materiais SA-508 Cl. 3 e SA-376-TP304 mostraram o melhor desempenho para falha por rasgamento dúctil e falha por colapso plástico, respectivamente, e o material SA-106 Gr. B teve o menor desempenho em ambos. Todos os três materiais apresentaram o colapso plástico como modo de falha mais provável. De uma forma generalizada, o material SA-376-TP304 obteve o melhor desempenho para o LBB dentre os três materiais avaliados neste trabalho. / Based on the fracture mechanics, the Leak-Before-Break (LBB) concept considers that a leakage from a crack can be detected before reaching a critical size that implies the pipe failure, that is, the LBB analysis demonstrates through a technical justification that the probability of pipe rupture is extremely low. Among the aspects that involve the application of LBB, the main ones are: the definition of the material properties, which are obtained through tensile and fracture tests; the leakage analysis, which determines the rate of leakage due to the presence of a through-wall crack; and the analysis that verifies if the crack is stable considering the failure modes by ductile tearing and plastic collapse. The materials SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B and SA-376-TP304 were evaluated in relation to their performances for LBB. Data obtained from literature cases were used for the materials properties, and for the geometry and loadings of the pipe, all corresponding to the primary circuit of a PWR reactor. After application of the LBB, it was verified that all three materials met the limits established in the methodology. The materials SA-508 Cl. 3 and SA-376-TP304 showed the best performance for ductile tearing failure and plastic collapse failure, respectively, and the material SA-106 Gr. B material had the lowest performance in both. All three materials presented plastic collapse as the most likely failure mode. In general, the material SA-376-TP304 obtained the best performance for the LBB among the three materials evaluated in this work.

Nenhuma / A liga 800GN (grau nuclear) é um material utilizado na fabricação de geradores de vapor para reatores de água pressurizada (PWR) de usinas nucleares devido à sua elevada resistência à corrosão. A resistência à corrosão da liga 800GN é devida ao caráter protetor da película de óxido formada na superfície do tubo em contato com a água pressurizada à alta temperatura. No entanto, a corrosão tem sido a principal causa de falhas nos tubos dos geradores de vapor de usinas nucleares. Os problemas gerados pela corrosão têm sido atribuídos a condições e excursões da química da água do circuito secundário, muitos dos quais resultantes da entrada de água de refrigeração do condensador no circuito secundário. A experiência adquirida em diferentes centrais nucleares mostra que a composição química da água tem um papel importante na manutenção da integridade da película protetora de óxido formada na superfície do tubo. Neste trabalho foi avaliada a resistência à corrosão por pites de tubos da liga 800GN, em meio similar ao do circuito secundário de um reator PWR contendo teores de contaminação por íons cloreto de 250 ppb, 1 ppm, 5 ppm, 10 ppm e 50 ppm. A susceptibilidade dos tubos de liga 800GN ao processo de corrosão por pites foi avaliada em célula eletroquímica à temperatura de 80 C e em autoclave à temperatura de 250 oC, empregando-se a técnica eletroquímica de polarização anódica potenciodinâmica cíclica. A observação da morfologia da superfície das amostras após os ensaios eletroquímicos foi realizada por meio de microscopia ótica e microscopia eletrônica por varredura e microanálise por EDS (Energy Dispersive Spectrometry). A 80 C, a liga 800GN apresentou resistência à corrosão por pites, mesmo quando concentrações 5 ppm de Cl- foram adicionadas ao meio similar ao do ambiente secundário de um reator PWR. Corrosão por pites foi observada somente com a adição de 10 e 50 ppm de Cl-. Os ensaios eletroquímicos a 250 C mostraram que na condição normal de operação de um reator PWR e com a adição de 250 ppb de íons cloreto a liga 800GN exibiu elevada resistência à corrosão por pites, não ocorrendo nenhuma modificação na superfície do material. No entanto, ficou evidenciado que com a adição de 1 ppm de cloreto ao meio PWR iniciou-se uma modificação no filme passivo formado na superfície da liga 800GN.