PROCESSO DE FABRICAÇÃO DOS BOCAIS DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR DE ANGRA 2

6º CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA DE FABRICAÇÃO 6 th BRAZILIAN CONFERENCE ON MANUFACTURING ENGINEERING 11 a 15 de abril de 2011 Caxias do Sul RS - Brasil April 11 th to 15 th, 2011 Caxias do Sul RS Brazil PROCESSO DE FABRICAÇÃO DOS BOCAIS DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR DE ANGRA 2 João Luís Aguiar de Abreu, joaofls@hotmail.com 1 1 Universidade do Estado do Rio de Janeiro, Rodovia Presidente Dutra km 298 (sentido RJ-SP) Polo Industrial Resende/ RJ Cep:27.537-000 Resumo: Este trabalho tem o objetivo de mostrar o processo produtivo dos bocais do elemento combustível nuclear, do tipo HTP (High Termal Performance) utilizado na usina nuclear de Angra 2, bem como suas funcionalidades. O elemento combustível nuclear é formado por 2 bocais, sendo um superior e um inferior, por 9 grades espaçadoras e 236 varetas. Estes componentes citados são os principais componentes estruturais que formam o elemento combustível típico utilizado na usina nuclear de Angra 2.O bocal superior é um componente mecânico que tem função estrutural, função de transporte e suporte para o combustível nuclear. Aquele é formado por um quadro, quatro cantoneiras e uma placa com geometria adequada as condições de operação em um reator nuclear tipo PWR (Pressurized Water Reactor). O bocal superior é feito de aço inoxidável 304 L, com baixo teor de cobalto. O bocal inferior é um componente mecânico, também tem função estrutural, pois o combustível nuclear fica apoiado sobre o bocal inferior dentro do reator nuclear. O bocal inferior é formado por um quadro, quatro cantoneiras e um "fuel guard". "Fuel guard" é um sub-componente do bocal inferior formado por um quadro, lâminas, varetas e buchas que juntas formam uma rede a qual evita que debris (objetos indesejados) danifiquem o combustível nuclear quando o reator está em operação, isto em decorrência ao escoamento turbulento do fluido refrigerante que no caso de um reator PWR é a água. O bocal inferior é feito de aço 1.4541, CF-3 e 304 L com baixo teor de cobalto. Desta forma serão apresentados os componentes e sub-componentes, as etapas de fabricação, as propriedades mecânicas e químicas dos materiais, os ensaios destrutivos e não destrutivos feitos nos componentes, isto é, os processos envolvidos desde a aquisição da matéria prima até o produto acabado. Palavras-chave: Bocal,Nuclear,Fabricação. 1. INTRODUÇÃO Este trabalho tem o objetivo de mostrar o processo produtivo dos bocais dos elementos combustíveis nucleares utilizados na usina nuclear de Angra 2, bem como seus componentes e materiais utilizados. A função principal de um bocal é estrutural, no entanto ele deve, obrigatoriamente, ter as seguintes funções além da estrutural: permitir a passagem de fluido refrigerante, permitir a passagem de barras de controle, permitir o manuseio do elemento combustível e permitir manutenção, isto é, o bocal deve ser removível. 2. O ELEMENTO COMBUSTÍVEL NUCLEAR De uma forma simplificada, um reator nuclear é um equipamento onde se processa uma reação de fissão nuclear (Todreas e Kazimi), assim como um reator químico é um equipamento onde se processa uma reação química. O reator nuclear utilizado em Angra 2, é conhecido como PWR (Pressurized Water Reactor = Reator a Água Pressurizada), porque contém água sob alta pressão, isto é, como fluido refrigerante. O urânio, enriquecido a cerca de 3% em urânio-235, é colocado, em forma de pastilhas, dentro de tubos ("varetas") de aproximadamente 4metros de comprimento, feitos de uma liga especial de zircônio, denominada "zircaloy". As varetas, contendo o urânio, conhecidas como varetas combustíveis, são montadas em feixes, deste modo formam a estrutura denominada elemento combustível nuclear. As varetas são fechadas, com o objetivo de não deixar escapar o material nelas contido (o urânio e os elementos resultantes da fissão); Romano et. al. (2009), e podem suportar altas temperaturas. Os elementos resultantes da fissão nuclear (produtos de fissão ou fragmentos da fissão) são radioativos e, por isso, devem ficar retidos no interior do reator. A vareta de combustível é a primeira barreira que serve para impedir a saída de material radioativo para o meio ambiente. O vaso de pressão do reator é a segunda barreira física que serve para impedir a saída de material radioativo para o meio ambiente. O vaso de pressão contém a água de refrigeração do núcleo do reator. Associação Brasileira de Engenharia e Ciências Mecânicas 2011

Esta água circula a alta temperatura pelo gerador de vapor, em circuito, isto é, não sai deste sistema, chamado de circuito primário. A água que circula no circuito primário é usada para aquecer uma outra corrente de água, que passa pelo gerador de vapor (circuito secundário). Figura 1. Esquema de Uma Usina Nuclear com Reator PWR A corrente de água que passa pelo gerador de vapor passa, em forma de vapor, pela turbina, acionando-a. A seguir é condensada e bombeada de volta para o gerador de vapor, constituindo um outro sistema de refrigeração, independente do primeiro,. O sistema de geração de vapor é chamado de circuito secundário. A independência entre o circuito primário e o circuito secundário tem o objetivo de evitar que, danificando-se uma ou mais varetas, o material radioativo (urânio e produtos de fissão) passe para o circuito secundário. É interessante mencionar que a própria água do circuito primário é radioativa. Figura 2. Elemento Combustível Nuclear

3. COMPONENTES DO BOCAL SUPERIOR O bocal superior é formado pelo conjunto de quatro cantoneiras, um quadro e uma placa. Sendo todos os componentes feitos com aço 304 L. O conjunto de componentes, forma o bocal semi-acabado, o qual precisa passar por algumas etapas, de acabamento, do processo para se tornar um produto acabado. 4. COMPONENTES DO BOCAL INFERIOR Figura 3. Componentes do Bocal Superior e Bocal Semi-Acabado O bocal inferior é formado por quatro cantoneiras, um tubo de centragem e um fuel-guard. As cantoneiras conectam o tubo de centragem ao fuel-guard, o tubo de centragem tem a função de encaixar o elemento combustível dentro do reator de forma que o elemento combustível fique na posição vertical. O fuel-guard deve sevir como proteção a qualquer componente (debri: parafuso, ferramenta, etc) que não faça parte dos componentes do reator, que esteja solto e escoando no fluido refrigerante. Sendo o reator, um reator de água pressurizada, a pressão interna e a velocidade do fluido são muito grandes, logo um parafuso por exemplo poderia causar danos irreparáveis no elemento combustível; desta maneira o fuel-guard tem a função de filtrar debris. 5. O MATERIAL Figura 4. Componentes do Bocal Inferior e Bocal Semi-Acabado O material utilizado na fabricação dos componentes do bocal superior é o aço 304 L. Os componentes do bocal inferior são fabricados com aço 1.4541 e aço CF-3. 5.1 Propriedades Químicas Nas tabelas Tab. (1), Tab. (2) e Tab. (3) podem ser verificadas as composições químicas de cada material que compõem os componentes dos bocais.

Tabela 1. Composição química do aço 304L Tabela 2. Composição química do aço 1.4541 Tabela 3. Composição química do aço CF-3 As porcentagens de cobalto nos aços utilizados na fabricação dos bocais deve ser menor ou igual a 0,03%. Pois o cobalto ao ser bombardeado por um nêutron pode se transformar em cobalto 60, o qual é radioativo e não contribui para melhor eficiência do reator. Pelo contrário o aumento da radiação na planta nuclear diminui o tempo de vida útil desta. Desta forma o aumento da radiação que não contribui para melhor eficiência do reator deve ser evitada. 5.2 Propriedades Mecânicas Abaixo estão as propriedades mecânicas dos aços utilizados na fabricação dos bocais. Tabela 4. Propriedades mecânicas do aço 1.4541 obtidas por ensaio de tração a temperatura ambiente Material Posição do corpo de prova Limite de escoamento 0,2% Rp0,2 em N/mm2 Resistência à tração Rm em N/mm2 Alongamento após ruptura A5 em % 1.4541 longitudinal 345 Rp0,2 550 200 500 25 Tabela 5. Propriedades mecânicas do aço 304 L obtidas por ensaio de tração a temperatura ambiente Placas, chapas e tiras do aço 304L(ASTM A240) Limite de Resistência Limite de Escoamento Deformação Dureza ksi MPa ksi MPa 50 mm ou 2in Brinell Rockwell 70 485 25 170 40 201 92 Tabela 6: Propriedades mecânicas do aço 304 L obtidas por ensaio de tração a temperatura ambiente Barras e perfis laminados a quente do aço 304L(ASTM A479/A479M-ASTM A276) Limite de Resistência Limite de Escoamento Deformação Redução de área Ksi MPa ksi MPa 50 mm ou 2in % 70 485 25 170 30 40

Tabela 7. Propriedades mecânicas do aço CF-3 obtidas por ensaio de tração a temperatura ambiente 6. O PROCESSO CF-3(ASTM A743) Limite de Resistência Limite de Escoamento Deformação Redução de área Ksi MPa ksi MPa 50 mm ou 2in % 70 485 30 205 35 O processo de fabricação dos bocais começa pela aquisição de chapas de aço as quais são submetidas a ensaios não destrutivos de líquido penetrante e ultra-som. Elas são cortadas por plasma submerso e logo após isso vão para a etapa de usinagem. A Fig. (5) mostra de forma resumida este processo. 6.1. Soldagem Figura 5. Processo genérico de fabricação dos bocais Logo depois de todos os componentes serem usinados e inspecionados, no caso do bocal superior, as cantoneiras, o quadro e a placa são soldados por feixe de elétrons. Segundo LaFlamme et al. o feixe de elétrons(electron beam) é uma tecnologia utilizada para processamento de materiais, utilizando o calor gerado pelo impacto dos elétrons. Devido às diferentes possibilidades de aplicar este calor sobre a peça (convergindo-o ou espalhando-o por mecanismos óticos), tem-se diferentes formas de utilizar o feixe eletrônico, como por exemplo: soldagem, corte, tratamento superficial e micro-usinagem. Porém, é importante destacar que, os três últimos processos não competem técnica e economicamente com os existentes para as mesmas funções. Por enquanto, o feixe de elétrons é utilizado quase que unicamente em soldagem, (Gimenes 2008). Embora já se tenha o conhecimento da teoria do bombardeamento eletrônico há anos, a utilização do processo necessitou aguardar um maior desenvolvimento da área de vácuo, pois este é necessário para evitar a dispersão do feixe, e com isto, dar maior penetração à soldagem, pois esta foi a primeira utilização do processo. O processo veio a desenvolver-se, juntamente com a técnica de vácuo, no início da época das construções nucleares (anos 50), quando se precisaram soldar materiais reativos (Ti,Zr), e se tiveram problemas de oxidação. Como os elétrons podem ser projetados no vácuo, resolveu-se assim o problema, passando-se a fazer as soldagens em câmaras de vácuo. Com isto, obtiveram-se soldagens com: Zonas fundidas muito estreitas; Livres de oxidações devido a serem feitas em vácuo;

Zonas termicamente afetadas (ZTA) reduzidas em conseqüência da grande convergência do feixe. Esta grande convergência resultará em uma interação feixe/matéria diferente das interações que temos quando soldamos com os processos convencionais. 6.2. Fluxograma do Processo de Fabricação Abaixo se tem o fluxograma do processo de fabricação dos bocais.

Figura 6. Fluxograma do processo de fabricação do bocal superior

7. RESULTADOS E CONCLUSÕES A priori este processo não era descrito por fluxograma, isto é, este era realizado, mas não visualizado, aquele era apenas descrito por um documento com o sequênciamento de fabricação e inspeção em forma de tabela. As atividades eram executadas obedecendo a uma seqüência lógica a qual é descrita pela Fig.(6). A sistematização deste processo de fabricação possibilitará melhor controle de qualidade, planejamento, bem como melhor utilização dos recursos humanos na fabricação dos bocais. A visualização do processo deve ser, após a determinação de tarefas a serem executadas, a etapa que propiciará o controle, desta forma o processo poderá ser otimizado através de uma cronoanálise e uma modelagem computacional deste. Desta forma conclui-se que a descrição do processo produtivo dos bocais propiciou um ganho em qualidade e controle deste processo. 8. REFERÊNCIAS R. Rai, T. A. Palmes, J. W. Eesmer, and T. Debroy, 2009, Heat Transfer and Fluid Flow during Electron Beam Welding of 304L Stainless Steel Alloy, Welding Journal, Welding Journal v. 88 no. 3 (March 2009) p. 54S-61S. Jr. Luiz Gimenes, Ramalho, Jose Pinto, 2008, Feixes de Elétrons Infosolda. < www.infosolda.com.br/download/61deb.pdf> O. A. Idowu, O. A. Ojo, and M. C. Chaturvedi, 2009, Crack-Free Electron Beam Welding of Allvac 718Plus(R) Superalloy, Welding Journal 88 no9 179S-187S S 2009. LaFlamme, G. R.; Powers, D. E., 1994, Electron beam welding of copper containers to encapsulate nuclear waste. Welding Journal v. 73 (December 1994) p. 37-40 Todreas, Neil E.; Kazimi, Mujid, 1990, Nuclear Systems I Thermal Hydraulic Fundamentals, Second edition. Antonino Romano, Carter A. Shuffler, Hans D. Garkisch,Donald R. Olanderd, Neil E. Todreas, Fuel Performance Analysis for PWR Cores, Nuclear Engineering and Design 239, 2009 1481-1488. ASTM A240 / A240M - 10b Standard Specification for Chromium and Chromium-Nickel Stainless Steel Plate, Sheet, and Strip for Pressure Vessels and for General Applications. ASTM A479 / A479M - 10a Standard Specification for Stainless Steel Bars and Shapes for Use in Boilers and Other Pressure Vessels. ASTM A743 / A743M - 06(2010) Standard Specification for Castings, Iron-Chromium, Iron-Chromium-Nickel, Corrosion Resistant, for General Application. ASTM A276-10 Standard Specification for Stainless Steel Bars and Shapes. 9. DIREITOS AUTORAIS Os direitos autorais deste trabalho pertencem aos autores deste.

6º CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA DE FABRICAÇÃO 6 th BRAZILIAN CONFERENCE ON MANUFACTURING ENGINEERING 11 a 15 de abril de 2011 Caxias do Sul RS - Brasil April 11 th to 15 th, 2011 Caxias do Sul RS Brazil FABRICATION PROCESS OF FUEL ASSEMBLIES NOZZLES OF ANGRA 2 João Luís Aguiar de Abreu, joaofls@hotmail.com 1 1 Universidade do Estado do Rio de Janeiro, Rodovia Presidente Dutra km 298 (sentido RJ-SP) Polo Industrial Resende/ RJ Cep:27.537-000 Abstract. This paper aims to show the production process of nuclear fuel assembly nozzles, type HTP (High Performance Thermal) used in the Angra 2 nuclear plant, as well as its functionality. The nuclear fuel assembly consists of two nozzles, one top and one bottom, by 9 grid spacing and 236 rods. These components mentioned are the main structural components that make up the typical fuel assembly used in Angra 2 nuclear power plant. The top nozzle is a mechanical component that has a structural function, transport function and support for nuclear fuel. That consists of a frame, four corners and a plate geometry with appropriate operating conditions in a nuclear reactor type PWR (Pressurized Water Reactor). The top nozzle is made of stainless steel 304 L, with low cobalt content. The bottom nozzle is a mechanical component, also has a structural function, since the nuclear fuel nozzle is rested on the bottom inside the nuclear reactor. The nozzle is formed by a bottom frame, four corners and a "fuel guard." "Fuel guard" is a sub-component nozzle formed by a bottom frame, plates, rods and bushings that together form a network that prevents debris objects (junk) from damaging the nuclear fuel when the reactor is in operation, this due the turbulent flow of the refrigerant in the case of a PWR reactor is water. The bottom nozzle is made steel 1.4541, CF L-3 and 304 with low cobalt content. Thus we will present the components and sub-components, the manufacturing steps, the mechanical and chemical properties of materials, nondestructive and destructive tests on components made, that is, the processes involved in the acquisition of raw material to finished product. Keywords: Nozzle, Nuclear, Fabrication. Associação Brasileira de Engenharia e Ciências Mecânicas 2011