Em 09 de fevereiro de 1991 em Mihama, Japão, um
tubo de transferência de calor (tubo de SG - Steam Generator) do gerador de vapor de água sob pressão do
reator nuclear da empresa Kansai Electric Power
rompeu. Cerca de 55 toneladas de
água de resfriamento primário vazou.
O rompimento do tubo SG foi causado
por fadiga resultante do contato do tubo SG com a placa de suporte para os
tubos de SG, porque a AVB (Anti-Vibration Bar / barra anti-vibração),
não foi inserida a uma profundidade suficiente (correta) para evitar a indução
de vibração do fluxo para os tubos de SG do gerador de vapor.
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| Usina Nuclear de Mihama e seus três reatores protegidos pela estrutura de confinamento de radiação. |
DADOS GERAIS
Equipamento: Gerador de
vapor do reator de água pressurizada (vaso de pressão tipo trocador de calor).
Dimensões: 4 metros de
diâmetro e cerca de 20 metros de comprimento.
Feixe tubular: 3.260 tubos
SG, cada um com um diâmetro exterior de 22,2 mm e uma espessura de 1,27 mm, de
Inconel 660.
Aspectos Gerais: A maior
parte do feixe tubular está disposta em linha reta, e na parte superior os
tubos são dobrados em forma de U. No trecho reto dos tubos existem seis placas
de suportes.
A partir da 6ª placa de suporte,
na parte superior do feixe tubular na curvatura dos tubos, existem dispositivos
AVB em forma de V instalados na parte
dobrada dos tubos para impedir a indução de vibração gerado pelo fluxo externo.
CAUSA
A superfície da fratura do tubo do permutador de calor foi examinada por um microscópio eletrônico de
varredura. Estrias, que são uma característica de ruptura por fadiga, foram
observadas em grandes porções da superfície de fratura, bem como, marcas de
praia. Também foi encontrado alguns vestígios de corrosão sob tensão na
superfície da fratura do tubo. Ao que tudo indica a falha principal do tubo foi devido a cargas
cíclicas.
A presença de cargas cíclicas no
tubo de SG fraturado foi relacionada com a inadequada profundidade de inserção
da barra anti-vibração (AVB). Os tubos foram submetidos às vibrações devido ao
fluxo de líquido de refrigeração secundária que flui na parte externa dos
tubos. Com a finalidade de evitar a vibração induzida pelo fluxo, o projeto
determina a instalação de AVBs em forma de V na região dos tubos dobrados na
parte superior equipamento. No entanto, a profundidade de inserção destas AVBs
não foi suficiente (instalação incorreta). O fato é que nenhum dano foi
encontrado em tubos de SG onde as AVBs foram inseridas com a profundidade
correta, conforme especificado no projeto de montagem.
Outro aspecto importante foi a
não realização de inspeção das AVBs desde a instalação das mesmas.
A vibração induzida pelo fluxo
externo promoveu o atrito e esforços mecânicos no tubo na região de contato
tubo-placa de suporte de modo que os tubos de SG foram desgastados e
tensionados por um determinado período até a fratura por fadiga do material.
AÇÕES APÓS O INCIDENTE
Após o acidente, um exame
detalhado das AVBs foi efetuado em todos os reatores da Kansai Electric Company
. Como resultado, outras AVBs de alguns permutadores de calor também obtinham o
mesmo problema. Além da substituição destas AVBs (instaladas adequadamente na
profundidade correta), muitos tubos foram substituídos para análise de falhas.
OUTRAS MEDIDAS
· Inspeção
da instalação das AVBs para os tubos SG e da correta posição de montagem do
AVB antes da operação;
·
Execução de inspeções
regulares das AVBs;
·
Inspeção
da placa de suporte para os tubos de SG;
·
Desenvolvimento de um novo sistema de detecção
que permita com rapidez e precisão a detecção os primeiros sinais de danos
de tubos SG nos geradores de vapor;
·
Desenvolvimento de um novo tipo de AVB com alto
desempenho e fácil instalação;
·
A empresa deve certificar-se de que os
engenheiros envolvidos na fabricação ou manutenção de reatores nucleares
entendam a função da AVB.
OBSERVAÇÃO
A quantidade de gases e iodo radioativo expelido para a
atmosfera foi de cerca de 2,3 E10 e 3,4 E10 becquerels, respectivamente.
A escala do acidente foi classificado como "nível 3" na Escala Internacional de Acidentes Nucleares (mais
conhecida pela sigla, INES - International Nuclear and
Radiological Event Scale). Veja no gráfico abaixo.
Fonte:
Leakage of primary coolant at Mihama Unit
2 due to failure of SG tube
KITSUNAI, Yoshio (Japan Crane Association)
KOBAYASHI, Hideo (Tokyo Institute of
Technology)
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