Avaliação da estabilidade de trincas em componentes estruturais por meio do parâmetro elasto-plástico integral-J e comparação com resultados obtidos via mecânica da fratura elástica-linear

• Ano de defesa: 1995
• Autor(a) principal: Tarpani, José Ricardo
• Tipo de documento: Tese
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USP
• Palavras-chave em Português: Aço de grau nuclear; Avaliação de integridade estrutural; Elastic-plastic fracture toughness J; Linear-elastic fracture toughness K; Nuclear grade steel; PWR nuclear vessel; Structural integrity assessment; Tenacidade à fratura elástica-linear K; Tenacidade à fratura elasto-plástica J; Vasos nucleares PWR
• Link de acesso: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/18/18136/tde-16102017-101943/

Neste trabalho são comparados os resultados analíticos de previsão de falha de um vaso nuclear PWR destinado à propulsão naval, contendo oito diferentes tipos de trinca, obtidos segundo a Mecânica da Fratura Elástica-Linear (MFEL) e a correspondente Elasto-Plástica (MFEP). Os resultados são fornecidos em termos da pressão interna e do gradiente de deformações ao longo da espessura da parede do componente estrutural, sendo diretamente aplicáveis às condições impostas e desenvolvidas em ensaios isotérmicos de hidro-pressurização. O elevado nível de conservativismo dos resultados derivados segundo a MFEL, via critério KIC de disparo de clivagem, quando comparados àqueles obtidos por meio da MFEP, através do critério de iniciação de rasgamento dúctil, Ji, e em especial dos critérios J50 e Jinstab.dúctil de falha com base na Teoria da Instabilidade do Rasgamento Dúctil ou Elasto-Plástico (TIRD/TIREP) por intermédio de diagramas J x T (integral-J versus módulo de rasgamento), foi avaliado e quantificado. O intenso efeito das dimensões dos corpos de prova nos resultados obtidos a partir de ambas abordagens, assim como o papel determinante dos entalhes laterais nos ensaios da MFEP foram definitivamente comprovados. Foi também demonstrado o saudável conservativismo das previsões segundo o critério J50 para projeto e serviço seguros de plantas nucleares frente às condições reais em que se verifica analiticamente a instabilidade dúctil do componente trincado, tais como definidas por Jinstab.dúctil, assim como das previsões decorrentes dos processos de extrapolação linear de curvas J-R no espaço J x T quando comparadas às resultantes de extrapolações não-lineares mais frequentemente utilizadas. Com relação aos efeitos exercidos nos resultados de previsão de falha pelo tipo, profundidade e comprimento da trinca contida na parede do vaso de pressão, ficou demonstrado que as trincas de superfície são muito mais críticas que as sub-superficiais de idênticas profundidade e comprimento, assim como que as avaliações de integridade são muito mais sensíveis a mudanças na profundidade da trinca relativamente a alterações no seu comprimento. As aproximações entre os resultados obtidos via J50 e através de Jinstab.dúttil, e entre os resultados obtidos pelos procedimentos de extrapolação linear e não-linear de curvas JMAT-TMAT, são muito mais nítidas para as trincas de superfície menos profundas e, em especial para as embutidas, mesmo aquelas mais críticas. Deste modo, a metodologia aqui aprimorada, destinada em última instância a avaliações de integridade estrutural de vasos PWR em transientes de potência durante a sua vida em serviço, se mostrou absolutamente efetiva no caso das trincas mais prováveis em tais circunstâncias, quais sejam, as de pequenas dimensões e situadas superficialmente na parede do vaso. Ainda, foi verificada a tendência da ocorrência do vazamento do meio pressurizante anteriormente à falha do vaso por instabilidade dúctil nos casos da presença das trincas mais profundas, independentemente de serem elas de superfície ou sub-superficiais e, novamente, de seu comprimento, contribuindo assim para a percepção visual da iminência da falha bem como para eventos de freamento de trinca dúctil, impedindo a falha catastrófica do vaso PWR. Por outro lado, trincas rasas ou meno·s profundas tendem a entrar no regime de instabilidade dúctil muito precocemente, com a essência da propagação se dando de modo instável, causando fratura rápida ou súbita do vaso sem sinal anterior. Finalmente, foi comprovada nesse estudo a aplicabilidade da técnica analítica de normalização linear para o levantamento de curvas J-R, e como consequência JMAT-TMAT, para a avaliação de integridade estrutural de componentes robustos falhando de modo dúctil após considerável, e mensurável, crescimento estável de trinca; também, foi aqui proposto o ajuste logarítmico de dados de curvas J-R, em oposição ao hoje consensualmente utilizado via lei de potência, de modo a computar os efeitos do fenômeno de saturação de J, permitindo assim extrapolações conservativas e seguras para as condições em que se verifica a falha do componente nuclear.