SISTEMA PARA ENSAIOS DE CORROSÃO SOB TENSÃO EM CONDIÇÕES DE REATORES PWR

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1 2007 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2007 Santos, SP, Brazil, September 30 to October 5, 2007 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: SISTEMA PARA ENSAIOS DE CORROSÃO SOB TENSÃO EM CONDIÇÕES DE REATORES PWR André César de Jesus Castro 1, Mônica M. A. M. Schvartzman 2, Marco Antônio D. Quinan 2 e Antônio Edicleto G. Soares 2 1 Escola de Engenharia - Engenharia Mecânica Universidade Federal de Minas Gerais Av. Antônio Carlos, Pampulha - Belo Horizonte - MG CEP andrecesarjesus@yahoo.com.br 2 Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/CNEN) Rua Mário Werneck, s/nº, Campus UFMG Belo Horizonte, MG monicas@cdtn.br, quinanm@cdtn, aegs@cdtn.br ABSTRACT The study of environmentally assisted cracking (EAC) involves the consideration and evaluation of the inherent compatibility between a material and the environment under conditions of either applied or residual stress. EAC is a critical problem because equipment, components and structure are subject to the influence of mechanical stress, water environment of different composition, temperature and different material history. Testing for resistance to EAC is one of the most effective ways to determine the interrelationships among this variables on the process of EAC. Up to now, several experimental techniques have been developed worldwide, which address different aspects of environmental caused damage. Constant loading of CT specimens test is a typical example of test, which is used for the estimation of parameters of stress corrosion cracking. To assess the initiation stages and kinetics of crack growth, the testing facility should allow active loading of specimens in the environment that is close to the actual operation conditions of assessed component. This paper presents a testing facility for stress corrosion cracking to be installed at CDTN, which was designed and developed at CDTN. The facility is used to carry out constant load tests under simulated PWR environment, where temperature, water pressure and chemistry are controlled, which are considered the most important factors in SCC. Also, the equipment s operational conditions, it s aplications, and restrictions are presented. The system was developed to operate at temperature until 380ºC and pressure until 180 bar. It consists in a autoclave stuck at a mechanical system, responsible of producing load, a water treatment station, and a data acquisition system. This testing facility allows the evaluation of cracking progress, especially at PWR reactors operational conditions. 1. INTRODUÇÃO A corrosão é um processo de deterioração que sofrem os metais e ligas, causada pela reação química e/ou eletroquímica, com o meio ambiente, aliada ou não a esforços mecânicos. A corrosão sob tensão (CST) é um fenômeno que ocorre em componentes metálicos que estão sujeitos ao efeito simultâneo de tensão mecânica e de um ambiente de composições diversas. É um mecanismo de envelhecimento que introduz danos físicos/químicos no material, diminuindo seu tempo de vida consideravelmente. Estudos de problemas decorrentes da corrosão sob tensão são de grande importância à medida que pode-se prever o

2 comportamento dos materiais expostos à meios agressivos, avaliando-se a iniciação e a velocidade de propagação de trincas. A característica dos ensaios de CST é usualmente fornecer informações mais rápidas do que podem ser obtidas através de experiências em serviço, e ao mesmo tempo visam prever o comportamento em tal condição. Ensaios para prever o desempenho de uma liga em CST devem ser conduzidos com um sistema de tensão similar àquele em serviço. É importante que estes procedimentos sejam controlados de tal forma que os mecanismos de falha não sejam alterados. O ensaio de CST selecionado não deve ser tão severo que possibilite rejeição de um material que possa ser adequado para uma aplicação particular; por outro lado, não deve ser tão brando que possibilite a falha do material em serviço. Para novos materiais ou meios não familiares é recomendado desenvolver mais de um tipo de ensaio. Componentes metálicos de usinas nucleares tais como tubulações, vasos de pressão e partes internas dos trocadores de calor estão sujeitos ao efeito sinérgico da tensão mecânica, ambiente aquoso de composição variada e temperatura sobre materiais com históricos variados, condições essas que propiciam o desenvolvimento do fenômeno da CST. Para avaliar o tempo de vida residual de um componente danificado ou de operação em condições susceptíveis à CST, é necessário determinar os parâmetros do processo de degradação, utilizando ensaios padronizados e técnicas experimentais desenvolvidas especialmente para esse objetivo. O Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear (CDTN) desenvolveu um sistema para realização de ensaios de CST que simula as condições operacionais de reatores nucleares BWR e PWR. A instalação é composta de uma autoclave com um sistema de peso morto e de um circuito hidráulico com um sistema de medição e tratamento químico da água. Esta instalação permite realizar ensaios de CST sob carga constante com dois tipos de corpos-deprova distintos: corpos-de-prova de tração cilíndricos e corpos-de-prova do tipo 1CT ou ½ CT. Tendo em vista que os ensaios de CST em ambiente de reatores nucleares são muito demorados, com a utilização desta instalação pode-se aumentar o número de testes de CST, devido a possibilidade de se realizar mais de um ensaio simultaneamente. Este trabalho visa apresentar este sistema para realização de ensaios de CST sob carga constante. Nele, são descritos o circuito de teste, a parte de controle do processo, a circulação e caracterização do meio e a estrutura de aplicação de carga durante os ensaios. 2. DESCRIÇÃO DA INSTALAÇÃO O sistema desenvolvido constitui-se de um equipamento de ensaio de tração que aplica uma carga constante nos corpos-de-prova com durante todo o ensaio. Este sistema impõe uma carga trativa sobre o corpo-de-prova, enquanto expõe o material à um meio corrosivo que simula as condições de composição química, temperatura e pressão de reatores do tipo PWR ou BWR. Os diversos parâmetros de processo podem ser medidos, entre eles o ph, a condutividade, temperatura e pressão. O sistema é composto de uma autoclave aquecida externamente por um forno, onde é posicionado internamente o corpo-de-prova a ser submetido à CST, uma bomba hidráulica do tipo pistão de deslocamento positivo, responsável pela circulação do fluido no sistema, um tanque de trabalho, em que é feito o

3 controle químico do meio, um painel de controle, que controla a potência da bomba e do forno de aquecimento e um sistema de cargas, onde é feita aplicação da força. A autoclave pode ser visualizada pela Figura 1. Figura 1. Autoclave projetada para aplicação de carga constante Estrutura de aplicação de carga A estrutura principal consiste de uma autoclave com um sistema de aplicação de carga que conterá o CP e o meio aquoso em seu interior. Um cabeçote móvel é ligado ao CP pelo eixo de tração do sistema de pesos, e um outro cabeçote fixo se encontra dentro da autoclave. O equipamento em questão foi projetado para operar com aplicação de carga constante, utilizando-se pesos que são colocados em um braço de alavanca existente em uma de suas extremidades. Na outra extremidade da alavanca, é colocado o corpo-de-prova a ser ensaiado, que sofre, assim, um esforço de tração. O valor da carga aplicada no corpo-de-prova é função do peso utilizado e da relação entre os comprimentos dos braços de alavanca. Um macaco hidráulico está ligado ao braço de alavanca para possíveis ajustes e alívios da carga. Na Figura 2 é mostrado o sistema de aplicação de cargas e a distribuição de forças.

4 Figura 2. Esquema de aplicação de carga no corpo-de-prova: 1) pesos; 2) braço de alavanca; 3) autoclave; 4) forno para aquecimento Controle de processo Tem por finalidade realizar o controle operacional do sistema, mantendo os diversos parâmetros (temperatura, pressão, vazão) nos valores pré-estabelecidos. O controle do processo é governado por um painel lógico de controle (PLC), por meio do qual são controladas a potência da bomba e do forno. A pressão do líquido é determinada pela potência da bomba de pistão de deslocamento positivo, que bombeia o fluido para toda tubulação. Um forno localizado axialmente e externamente à autoclave determina a temperatura do meio, fornecendo calor para a manutenção da temperatura desejada. O ajuste dos parâmetros de controle e a aplicação dos dados referentes à temperatura, pressão e vazão são realizados por meio de um microcomputador ligados ao PLC. O controle no computador é baseado no software INDUSOFT, responsável pelas variáveis do processo. A Figura 3 representa um diagrama esquemático do sistema. Todos os parâmetros operacionais de um ensaio são armazenados em um microcomputador central, onde os dados podem ser analisados, selecionados e trabalhados. O sistema fornece o histórico do ensaio e os resultados obtidos.

5 Figura 3. Diagrama esquemático do sistema para ensaios de CST: A) autoclave; TD) tanque de desmineralização; R) resfriador; EF) elemento filtrante; VM) válvula micrométrica; EAC) estrutura de aplicação de carga constante, incluindo a autoclave; AP) acumulador de pressão; TP) sensor de pressão; TA) tanque de armazenamento; TT) tanque de trabalho; BC) bomba de circulação de água; M) manômetros. Os números representam as válvulas e as setas o sentido da circulação Sistema de circulação do meio É o sistema responsável pela circulação do meio aquoso, mantendo o fluxo contínuo e a composição química constante. O meio é mantido em um sistema fechado para simular as condições químicas semelhante às do circuito primário de um reator PWR, objetivando uma interação meio/corpo-de-prova similar ao de uma usina nuclear. Este sistema é composto por uma bomba de pistão, um pulmão hidráulico e um tanque para armazenagem e circulação do meio corrosivo. A água purificada é estocada em um tanque em que são preparadas as soluções químicas a serem utilizadas. O oxigênio dissolvido é reduzido aos níveis exigidos no ensaio, por meio de borbulhamento de nitrogênio no tanque de de armazenagem. É possível, também, a injeção de outros gases (tais como nitrogênio e hidrogênio). São realizados continuamente os controles de ph, condutividade elétrica e teor de oxigênio dissolvido por meio de um oxímetro com faixa de medição de até 0,5 a ppb e um condutímetro com resposta para condutividade elétrica abaixo de 0,06 µs/cm. Este sistema permite ainda uma pré limpeza e condicionamento de todo o circuito hidráulico em sua fase pré operacional.

6 Figura 2. Esquema do sistema de circulação: 1) tanque de trabalho; 2) medidor de ph; 3) resfriador; 4) cilindro de gás de trabalho; 5) microcomputador para aquisição de dados; 6) pulmão Parâmetros da operação: Os parâmetros máximos de operação da instalação são os seguintes: Temperatura máxima de operação: 380 o C. Pressão máxima de operação: 180 atm. Carga máxima nos corpos-de-prova: kgf. Volume do autoclave: 3,6 litros. Vazão máxima do fluido: 1,5 l/h. 3. CONCLUSÃO No âmbito do desenvolvimento desta nova autoclave, foram observados problemas decorrentes do controle do processo, em que a dificuldade se concentrou na estabilização de temperatura e também da presença de vazamentos, entre juntas e anéis de vedações, principalmente na bomba de pistão. Para a solução dos vazamentos, uniões móveis foram substituídas por soldas, resolvendo o problema em questão. Atualmente estão sendo realizados testes pré-operacionais. A partir da operação constante do sistema, estão previstos ensaios de longa duração incrementando a capacidade de pesquisa na área de corrosão sob tensão do CDTN. Inicialmente, serão realizados experimentos

7 relacionados com o estudo da influência da adição de zinco ao meio aquoso similar a de um reator PWR e avaliado o comportamento da liga níquel 600 no que concerne à corrosão sob tensão. REFERÊNCIAS 1. LANDES, J.D., Fracture Mechanics and the Nuclear Industry, Metallurgical Transactions A, Vol 21:5, pp (2001). 2. SHEIR, L.L., Copper and its alloys in Corrosion, Newnes-Butterworth, London & England (1976). 3. PINHEIRO-MOREIRA P.A., VILELA, J.J., Structural Integrity Analysis of Nuclear Reactor Components, AIEA, Project BRA/4/050, 2000/2001, Vienna. 4. SOLOMON, Y. An Overview of Water Chemistry for Pressurized Water Nuclear Reactors, Proceedings of International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactors Systems, pp (1978). 5. SEDRIKS, J. Stress Corrosion Cracking Methods, Office of Naval Research, pp (1990). AGRADECIMENTOS Os autores agradecem o apoio do Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq), da Fundação de Amparo a Pesquisa do Estado de Minas Gerais (FAPEMIG) e da equipe de corrosão do CDTN.