• JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
 
  Bookmark and Share
 
 
Thèse de Doctorat
DOI
10.11606/T.85.2006.tde-22032012-154040
Document
Auteur
Nom complet
Omar Fernandes Aly
Adresse Mail
Unité de l'USP
Domain de Connaissance
Date de Soutenance
Editeur
São Paulo, 2006
Directeur
Jury
Andrade, Arnaldo Homobono Paes de (Président)
Agostinho, Silvia Maria Leite
Mattar Neto, Miguel
Monteiro, Waldemar Alfredo
Spinelli, Dirceu
Titre en portugais
Modelagem da fratura por corrosão sob tensão nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle de reator de água pressurizada"
Mots-clés en portugais
corrosão sob tensão
liga 600
mecânica da fratura
modelagem
reatores PWR
Resumé en portugais
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.
Titre en anglais
Modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of Pressurized Water Reactors
Mots-clés en anglais
light water nuclear reactors
models
nickel alloy 600
primary water stress corrosion cracking
slow strain rate test
Resumé en anglais
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.
 
AVERTISSEMENT - Regarde ce document est soumise à votre acceptation des conditions d'utilisation suivantes:
Ce document est uniquement à des fins privées pour la recherche et l'enseignement. Reproduction à des fins commerciales est interdite. Cette droits couvrent l'ensemble des données sur ce document ainsi que son contenu. Toute utilisation ou de copie de ce document, en totalité ou en partie, doit inclure le nom de l'auteur.
2006AlyModelagem.pdf (9.56 Mbytes)
Date de Publication
2012-04-04
 
AVERTISSEMENT: Apprenez ce que sont des œvres dérivées cliquant ici.
Tous droits de la thèse/dissertation appartiennent aux auteurs
Centro de Informática de São Carlos
Bibliothèque Numérique de Thèses et Mémoires de l'USP. Copyright © 2001-2019. Tous droits réservés.