Construcao de um sistema de testes de choque termico pressurizado para avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reator nuclear do tipo PWR

Abstract

Em uma usina nuclear do tipo PWR, o vaso de pressão (VPR) trabalha como a contenção do núcleo do reator e do refrigerante do sistema primário de refrigeração [1]. Para a extensão de vida destas usinas, a vida residual de seus componentes deve ser avaliada durante todo o seu tempo de operação.Com relação ao vaso de pressão do reator, o choque térmico pressurizado (PTS), é um evento muito importante a ser considerado. Toda a comunidade científica tem investido tempo e dinheiro, conduzindo diversos experimentos, para melhor entender os efeitos deste tipo de evento. O experimento de choque térmico pressurizado consiste na construção de um modelo simplificado do vaso de pressão do reator [2], em escala, contendo um determinado número de trincas com geometria e localizações controladas, e submetê-lo à condições de temperatura e pressão de operação induzindo um choque térmico por meio de um fluxo de água na sua superfície externa. Para realizar tais experimentos, o Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN, tem conduzido diversos estudos relacionados ao evento de PTS e construiu uma seção de testes que possibilita a simulação das condições de carregamento causadas por um choque térmico pressurizado. Apresenta-se neste trabalho a construção do sistema de testes de choque térmico pressurizado.