Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado. / This work presents a study of application of the Leak Before Break (LBB) concept, usually applied in nuclear power plants, in a pipe made from steel AISI type 316LN welded a coated electrode AISI type 316L. LBB concept is a criterion based on fracture mechanics analysis to show that a crack leak, present in a pipe, can be detected by leak detection systems, before this crack reaches a critical size that results in pipe fail. In the studied pipe, tensile tests and Ramberg-Osgood analyses were performed, as well as fracture toughness tests for obtaining the material resistance curve J-R. The tests were performed considering the base metal, weld and heat affected zone (HAZ), at the same operating temperatures of a nuclear power plant. For the mechanical properties found in these tests, load limit analyses were performed in order to determine the size of a crack which could cause a detectable leakage and the critical crack size, considering failure by plastic collapse. For the critical crack size found in the weld, which is the region that presented the lowest toughness, Integral J and tearing modulus T analyses were performed, considering failure by tearing instability. Results show a well-defined behavior between the base metal, HAZ and weld zones, where the base metal has a high toughness behavior, the weld has a low toughness behavior and the HAZ showed intermediate mechanical properties between the base metal and the weld. Using the PICEP software, the leak rate curves versus crack size and also the critical crack size were determined by considering load limit analysis. It was observed that after a certain crack size, the leak rate in base metal is much higher than for the HAZ and the weld, considering the same crack length. This occurs because in the base metal crack, it is expected that the crack grows in a more rounded form due to its higher toughness. The lowest critical crack size was found for the base metal presenting circumferential cracks. For the Integral J analyses performed in the weld, it was demonstrated that the failure by tearing instability will not occur under the considered conditions and this hypothesis was confirmed by elastic-plastic fracture mechanic (EPFM) analysis using the J/T diagram. Thereby, it can be concluded that it would be possible to apply the investigated pipe in a primary circuit of a reactor that utilizes the criterion LBB under the considered geometry and load conditions. Additionally, it was found that under these conditions, only the failure mode by plastic collapse is expected.

Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado. / This work presents a study of application of the Leak Before Break (LBB) concept, usually applied in nuclear power plants, in a pipe made from steel AISI type 316LN welded a coated electrode AISI type 316L. LBB concept is a criterion based on fracture mechanics analysis to show that a crack leak, present in a pipe, can be detected by leak detection systems, before this crack reaches a critical size that results in pipe fail. In the studied pipe, tensile tests and Ramberg-Osgood analyses were performed, as well as fracture toughness tests for obtaining the material resistance curve J-R. The tests were performed considering the base metal, weld and heat affected zone (HAZ), at the same operating temperatures of a nuclear power plant. For the mechanical properties found in these tests, load limit analyses were performed in order to determine the size of a crack which could cause a detectable leakage and the critical crack size, considering failure by plastic collapse. For the critical crack size found in the weld, which is the region that presented the lowest toughness, Integral J and tearing modulus T analyses were performed, considering failure by tearing instability. Results show a well-defined behavior between the base metal, HAZ and weld zones, where the base metal has a high toughness behavior, the weld has a low toughness behavior and the HAZ showed intermediate mechanical properties between the base metal and the weld. Using the PICEP software, the leak rate curves versus crack size and also the critical crack size were determined by considering load limit analysis. It was observed that after a certain crack size, the leak rate in base metal is much higher than for the HAZ and the weld, considering the same crack length. This occurs because in the base metal crack, it is expected that the crack grows in a more rounded form due to its higher toughness. The lowest critical crack size was found for the base metal presenting circumferential cracks. For the Integral J analyses performed in the weld, it was demonstrated that the failure by tearing instability will not occur under the considered conditions and this hypothesis was confirmed by elastic-plastic fracture mechanic (EPFM) analysis using the J/T diagram. Thereby, it can be concluded that it would be possible to apply the investigated pipe in a primary circuit of a reactor that utilizes the criterion LBB under the considered geometry and load conditions. Additionally, it was found that under these conditions, only the failure mode by plastic collapse is expected.