Caso 031: Fratura por Fadiga em Tubo SG (1991).

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.

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)