Made available in DSpace on 2014-06-12T23:17:11Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9135_1.pdf: 868310 bytes, checksum: c74d26a320fa92804fb354db0f3516eb (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2007 / Todo reator PWR é provido de um componente chamado pressurizador, cuja finalidade é fornecer a alta pressão necessária para sua operação e conter as variações de pressão no sistema de refrigeração. Este trabalho destina-se a determinar mudanças nas variáveis de interesse frente às perturbações provocadas nos principais parâmetros do modelo que constitui o código MODPRESS. Tal procedimento é conhecido como análise de sensibilidade. Para a referida análise, o pressurizador foi tratado como um sistema termodinâmico constituído de três volumes de controle, sendo dois deles de água e um de vapor. O volume líquido inferior foi considerado fixo e a pressão uniforme em todos os volumes. As análises de sensibilidade foram realizadas para transitórios de mesma natureza e utilizando-se dois pressurizadores PWR de geometrias diferentes: o NEPTUNUS (seção de teste) e o pressurizador do reator IRIS. A validade do modelo foi comprovada por meio da comparação entre uma simulação numérica da temperatura de saturação versus tempo obtida por meio do código MODPRESS e o resultado experimental obtido no pressurizador NEPTUNUS (teste U47 experimental). A pressão final e o volume de controle final da região intermediária foram as variáveis consideradas de maior interesse e os parâmetros perturbados foram às taxas de surge e o nível inicial de água no volume de controle intermediário, pois suas variações são bastante influentes nos processos termodinâmicos relativos ao modelo. Os resultados mostraram que o volume do líquido intermediário foi a grandeza mais afetada, e a altura relativa do nível da água neste mesmo volume foi o parâmetro mais influente nas suas perturbações para todos os casos analisados. Para a variável pressão final, variações impostas ao insurge foram mais influentes quando comparadas com os efeitos das variações do outsurge. Ficou ainda comprovado que o código MODPRESS foi capaz de reproduzir satisfatoriamente os transitórios nos dois tipos de pressurizador, demonstrando sua confiabilidade na simulação deste dispositivo

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-07-21T13:54:14Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-07-21T13:54:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / Esta dissertação apresenta uma contribuição para o estudo do processo de envelhecimento de plantas com Reatores a Água Pressurizada (PWR). A análise é feita através da aplicação do Método de Árvore de Falhas, Método de Monte Carlo e Medidas de Importância. A abordagem do estudo de envelhecimento em usinas nucleares, além de dar atenção aos fatores econômicos envolvidos diretamente com a extensão de sua vida operacional, também fornece dados importantes sobre questões de segurança. O mais recente caso envolvendo o processo de extensão da vida de um PWR pode ser vista na Usina de Angra 1 através do investimento de vinte e sete milhões de dólares ($27 millions) para a instalação de uma nova tampa do reator. A ação corretiva geral uma estimativa de extensão de vida útil de Angra 1 em vinte anos, oferecendo grande economia em comparação com o custo de construção de uma nova planta e o descomissionamento da anterior, caso ela tivesse atingido o tempo limite de funcionamento de quarenta anos. A extensão de vida útil de uma planta de energia nuclear deve ser acompanhada por uma atenção especial aos componentes dos sistemas e seus processos de envelhecimento. Após a aplicação da metodologia (análise de envelhecimento do Sistema de Injeção de Borrifo da Contenção) proposta neste trabalho, é possível ver que o aumento na probabilidade de falha de componentes, devido ao processo de envelhecimento, gera o aumento da indisponibilidade geral do sistema que contém esses componentes básicos. os resultados finais obtidos foram como o esperado e pode contribuir para a política de manutenção, evitando processos de envelhecimento prematuros em sistemas de plantas nucleares / This dissertation presents a contribution to the study of aging process of commercial plants with Pressurized Water Reactors (PWRs). The analysis is made through application of the Fault Trees Method, Monte Carlo Method and Importance Measures. The approach of the study of aging in nuclear power plants, besides giving attention to the economic factors involved directly with the extent of their operational life, also provide significant data on security issues. The latest case involving process of life extension of a PWR could be seen in Angra 1 Nuclear Power Plant through investing of twenty and seven millions of dallars ($27 millions) for the installation of a new reactor lid. The corrective action has generated an estimated operating life extension of Angra 1 in twenty years, offering great economy compared with building cost of a new plant and anterior decommissioning, case it had reached the time operating limit of forty years. The extension of the operating life of a nuclear power plant must be accompanied by a special attention to the components of the systems and their aging process. After the application of the methodology (aging analysis of the Containment Spray Injection System) proposed this work, it can be seen that the increase in the rate of components failure, due the aging process, generates the increase in the general unavailability of the system that containing these basic components. The final results obtained were as expected and may contribute to the maintenance policy, preventing premature aging processes in nuclear plants systems

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.

A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém. / The improvement in the efficiency and safety aspects of compact nuclear reactors is directly linked to innovations in fuels and the geometry of Fuel Elements - F.E. - as is the case of the Plate type, as compared to the Rod type. From a mechanical point of view, to ensure that the structure of an F.E. is safe to operate in a compact PWR reactor is necessary to state that it meets the functional design requirements for structures of this type and application, present in ANSI / ANS-57.5-1996; and also that the stresses resulting from the loads imposed on them are less than the permissible mechanical limits for their structural materials in accordance with ASME III, division 1, subsection NB. In order to develop a methodology of mechanical analysis to verify compliance with the criteria of the cited standards, a computational conceptual model of F.E. Plate structure was proposed and later this model was submitted to a series of computational analyzes that simulated the application of the combinations of the main active loads. The results obtained from the analyzes revealed that the values of the stresses resulting from the application of the loads were lower than the values of the allowable limits of the materials that make up their components. It was also observed that the resulting displacements did not exceed the functional limits, which are the contact between neighboring similar structures i.e. the contact of the upper region of this structure with the supporting structures of the pressure vessel containing it.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:48:16Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_04.pdf: 1317159 bytes, checksum: c510f22d0bfa406fdceeb4cdbb80e43f (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T12:48:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_04.pdf: 1317159 bytes, checksum: c510f22d0bfa406fdceeb4cdbb80e43f (MD5) Previous issue date: 2008 / O projeto de modelos em escala reduzida tem sido empregada por engenheiros de vários setores como indústria naval, indústria aeroespacial, petrolífera, indústria nuclear e outras. Modelos em escala reduzida são usados em experimentos porque são economicamente mais atraentes do que seus próprios protótipos (escala real), e em muitos casos também são mais baratos e, na maioria das vezes, mais fáceis de serem construídos fornecendo uma maneira de se conduzir o projeto em escala real permitindo investigações e análises indiretas no sistema em escala real. Um modelo em escala reduzida (ou experimento) deve ser capaz de representar todos os fenômenos físicos que ocorrem e ocorrerão no sistema real em condições de operação, neste caso o modelo em escala reduzida é dito similar. Existem alguns métodos para se projetar um modelo em escala reduzida, e destes, dois métodos são básicos : o método empírico que é baseado na habilidade do profissional especialista para determinar quais são as grandezas físicas relevantes para o modelo desejado, e o método das equações diferenciais que é baseado na descrição matemática do protótipo (ou experimento em escala real) para o modelo. Aplicando uma técnica matemática à equação ou equações diferenciais que descrevem o comportamento do protótipo a partir de leis físicas e assim ressaltando as grandezas físicas (quantidades) relevantes para o problema do projeto do modelo em escala reduzida, e assim o problema pode ser tratado como um problema de otimização. Muitas técnicas de otimização como Algoritmo Genético, por exemplo, tem sido desenvolvidas para solucionar esta classe de problemas e tem também sido aplicadas ao projeto do modelo em escala reduzida. Neste trabalho, é realizada a investigação do uso da técnica de otimização por enxame de partículas, como ferramenta (alternativa) de otimização, no projeto termohidráulico do núcleo de reator PWR em escala reduzida, em regime de circulação forçada e condições normais de operação. Uma comparação de desempenho entre as técnicas GA e PSO é realizada assim como uma comparação entre seus resultados. Os resultados obtidos mostram que a técnica de otimização investigada é uma ferramenta promissora para o projeto de experimentos ou equipamentos em escala reduzida, apresentando vantagens sobre outras técnicas. / The reduced scale models design have been employed by engineers from several different industries fields such as offshore, spatial, oil extraction, nuclear industries and others. Reduced scale models are used in experiments because they are economically attractive than it’s own prototype (real scale) because in many cases they are cheaper than a real scale one and most of time they are also easier to build providing a way to lead the real scale design allowing indirect investigations and analysis to the real scale system (prototype). A reduced scale model (or experiment) must be able to represent all physical phenomena that occurs and further will do in the real scale one under operational conditions, e.g., in this case the reduced scale model is called similar. There are some different methods to design a reduced scale model and from those two are basic : the empiric method based on the expert’s skill to determine which physical measures are relevant to the desired model; and the differential equation method that is based on a mathematical description of the prototype (real scale system) to model. Applying a mathematical technique to the differential equation that describes the prototype then highlighting the relevant physical measures so the reduced scale model design problem may be treated as an optimization problem. Many optimization techniques as Genetic Algorithm (GA), for example, have been developed to solve this class of problems and have also been applied to the reduced scale model design problem as well. In this work, Particle Swarm Optimization (PSO) technique is investigated as an alternative optimization tool for such problem. In this investigation a computational approach, based on particle swarm optimization technique (PSO), is used to perform a reduced scale two loop Pressurized Water Reactor (PWR) core, considering 100% of nominal power operation on a forced flow cooling circulation and non-accidental operating conditions. A performance comparison between GA and PSO techniques is performed as it’s obtained results to this problem. Obtained results shows that the proposed optimization technique (PSO) is a promising tool for a reduced scale experiments or equipments design, presenting advantages over other techniques.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / As ligas de Níquel são amplamente utilizadas na construção de diversos componentes de reatores à água pressurizada PWR. Estes materiais foram selecionados por possuírem elevada resistência mecânica e a corrosão generalizada e compatibilidade com os materiais do reator. No entanto, alguns reatores têm apresentado trincamento causado por corrosão sob tensão em soldas dissimilares efetuadas com a liga de Inconel 182, isto têm ocorrido principalmente no circuito primário. O trabalho aqui apresentado é um estudo para calcular a taxa de propagação de trincas causada por corrosão sob tensão em soldas dissimilares, efetuadas com a liga de Inconel 182 com sobrecamada de solda de Inconel 52 em ambiente simulado do circuito primário de reatores PWR. Este estudo é fundamental para determinar o tempo de vida em serviço dos equipamentos e estabelecer intervalos de inspeção, evitando-se assim acidentes catastróficos. / Nickel alloys are widely used in the construction of several components of the pressurized water reactors (PWR).These materials were selected due to their high mechanical and corrosion resistance as well as its compatibility to the reactor materials. However, some reactors have shown cracking caused by stress corrosion cracking (SCC) in dissimilar metals weld made with alloy Inconel 182, mainly in the primary circuit. The purpose of the present study was to calculate the crack growth rate caused by primary water SCC in dissimilar metals weld made with alloy Inconel 182 and Weld Overlay of Inconel 52.This study is essential to determine the lifetime of the equipments and establish inspection intervals, avoiding catastrophic accidents.

Um dos principais mecanismos de falha que causam riscos de fratura a reatores de água pressurizada é a corrosão sob tensão de ligas metálicas em água do circuito primário (CSTAP). É causada por uma combinação das tensões de tração, meio ambiente em temperatura e microestruturas metalúrgicas susceptíveis. Ela pode ocorrer, dentre outros locais, nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle. Essa fratura pode causar acidentes que comprometem a segurança nuclear através do bloqueio das barras de controle e vazamentos de água do circuito primário reduzindo a confiabilidade e a vida útil do reator. O objetivo desta Tese de Doutorado é o estudo de modelos e uma proposta de modelagem para fraturas por corrosão sob tensão em liga 75Ni15Cr9Fe (liga 600), em água de circuito primário de reator de água pressurizada nesses bocais. São superpostos modelos eletroquímicos e de mecânica da fratura e validados com dados obtidos em experimentos e na literatura. Na parte experimental foram utilizados resultados obtidos pelo CDTN no equipamento recém-instalado de ensaio por taxa de deformação lenta. Na literatura está proposto um diagrama que exprime a condição termodinâmica de ocorrerem diversos modos de CSTAP na liga 600: partiu-se de diagramas de potencial x pH (diagramas de Pourbaix), para a liga 600 imersa em água primária à alta temperatura (3000C a 3500C). Sobre ele, determinaram-se os submodos de corrosão, a partir de dados experimentais. Em seguida acrescentou-se uma dimensão adicional ao diagrama, correlacionando uma variável a que se denominou fração de resistência à corrosão sob tensão. No entanto, é possível acrescentar-se outras variáveis que exprimem a cinética de iniciação e/ou crescimento de trinca, provenientes de outras modelagens de CSTAP. A contribuição original deste trabalho se insere nessa fase: partindo-se de uma condição de ensaio de potencial versus pH, foram iniciadas as modelagens de um modelo empírico-comparativo, um semi-empírico-probabilístico, um de tempo de iniciação e um de taxa de deformação, a partir dos ensaios experimentais e superpostas a essa condição. Esses exprimem respectivamente a susceptibilidade à CSTAP, o tempo de falha, e nos dois últimos o tempo de iniciação de falha por corrosão sob tensão. Os resultados foram comparados com os da literatura e se mostraram coerentes. Através desse trabalho, obteve-se uma metodologia de modelagem a partir de dados experimentais. / One of the main failure mechanisms that cause risks to pressurized water reactors is the primary water stress corrosion cracking (PWSCC) occurring in alloys. It can occurs, besides another places, at the control reactor displacement mechanism nozzles. It is caused by the joint effect of tensile stress, temperature, susceptible metallurgical microstructure and environmental conditions of the primary water. These cracks can cause accidents that reduce nuclear safety by blocking the rods displacement and may cause leakage of primary water, reducing the reactors life. In this work it is proposed a study of the existing models and a modeling proposal to primary water stress corrosion cracking in these nozzles in a nickelbased Alloy 600. It is been superposed electrochemical and fracture mechanics models, and validated using experimental and literature data. The experimental data were obtained at CDTN-Brazilian Nuclear Technology Development Center, in a recent installed slow strain rate testing equipment. In the literature it is found a diagram that indicates a thermodynamic condition for the occurrence of some PWSCC submodes in Alloy 600: it was used potential x pH diagrams (Pourbaix diagrams), for Alloy 600 in high temperature primary water (3000C till 3500C). Over it, were located the PWSCC submodes, using experimental data. It was added a third parameter called stress corrosion strength fraction. However, it is possible to superpose to this diagram, other parameters expressing PWSCC initiation or growth kinetics from other models. Here is the proposition of the original contribution of this work: from an original experimental condition of potencial versus pH, it was superposed, an empiric-comparative, a semi-empiric-probabilistic, an initiation time, and a strain rate damage models, to quantify respectively the PWSCC susceptibility, the failure time, and in the two lasts, the initiation time of stress corrosion cracking. It was modeling from our experimental data. The results were compared with the literature and it showed to be coherent. From this work was obtained a modeling methodology from experimental data.

Um dos principais mecanismos de falha que causam riscos de fratura a reatores de água pressurizada é a corrosão sob tensão de ligas metálicas em água do circuito primário (CSTAP). É causada por uma combinação das tensões de tração, meio ambiente em temperatura e microestruturas metalúrgicas susceptíveis. Ela pode ocorrer, dentre outros locais, nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle. Essa fratura pode causar acidentes que comprometem a segurança nuclear através do bloqueio das barras de controle e vazamentos de água do circuito primário reduzindo a confiabilidade e a vida útil do reator. O objetivo desta Tese de Doutorado é o estudo de modelos e uma proposta de modelagem para fraturas por corrosão sob tensão em liga 75Ni15Cr9Fe (liga 600), em água de circuito primário de reator de água pressurizada nesses bocais. São superpostos modelos eletroquímicos e de mecânica da fratura e validados com dados obtidos em experimentos e na literatura. Na parte experimental foram utilizados resultados obtidos pelo CDTN no equipamento recém-instalado de ensaio por taxa de deformação lenta. Na literatura está proposto um diagrama que exprime a condição termodinâmica de ocorrerem diversos modos de CSTAP na liga 600: partiu-se de diagramas de potencial x pH (diagramas de Pourbaix), para a liga 600 imersa em água primária à alta temperatura (3000C a 3500C). Sobre ele, determinaram-se os submodos de corrosão, a partir de dados experimentais. Em seguida acrescentou-se uma dimensão adicional ao diagrama, correlacionando uma variável a que se denominou fração de resistência à corrosão sob tensão. No entanto, é possível acrescentar-se outras variáveis que exprimem a cinética de iniciação e/ou crescimento de trinca, provenientes de outras modelagens de CSTAP. A contribuição original deste trabalho se insere nessa fase: partindo-se de uma condição de ensaio de potencial versus pH, foram iniciadas as modelagens de um modelo empírico-comparativo, um semi-empírico-probabilístico, um de tempo de iniciação e um de taxa de deformação, a partir dos ensaios experimentais e superpostas a essa condição. Esses exprimem respectivamente a susceptibilidade à CSTAP, o tempo de falha, e nos dois últimos o tempo de iniciação de falha por corrosão sob tensão. Os resultados foram comparados com os da literatura e se mostraram coerentes. Através desse trabalho, obteve-se uma metodologia de modelagem a partir de dados experimentais. / One of the main failure mechanisms that cause risks to pressurized water reactors is the primary water stress corrosion cracking (PWSCC) occurring in alloys. It can occurs, besides another places, at the control reactor displacement mechanism nozzles. It is caused by the joint effect of tensile stress, temperature, susceptible metallurgical microstructure and environmental conditions of the primary water. These cracks can cause accidents that reduce nuclear safety by blocking the rods displacement and may cause leakage of primary water, reducing the reactors life. In this work it is proposed a study of the existing models and a modeling proposal to primary water stress corrosion cracking in these nozzles in a nickelbased Alloy 600. It is been superposed electrochemical and fracture mechanics models, and validated using experimental and literature data. The experimental data were obtained at CDTN-Brazilian Nuclear Technology Development Center, in a recent installed slow strain rate testing equipment. In the literature it is found a diagram that indicates a thermodynamic condition for the occurrence of some PWSCC submodes in Alloy 600: it was used potential x pH diagrams (Pourbaix diagrams), for Alloy 600 in high temperature primary water (3000C till 3500C). Over it, were located the PWSCC submodes, using experimental data. It was added a third parameter called stress corrosion strength fraction. However, it is possible to superpose to this diagram, other parameters expressing PWSCC initiation or growth kinetics from other models. Here is the proposition of the original contribution of this work: from an original experimental condition of potencial versus pH, it was superposed, an empiric-comparative, a semi-empiric-probabilistic, an initiation time, and a strain rate damage models, to quantify respectively the PWSCC susceptibility, the failure time, and in the two lasts, the initiation time of stress corrosion cracking. It was modeling from our experimental data. The results were compared with the literature and it showed to be coherent. From this work was obtained a modeling methodology from experimental data.