Avaliação da Integridade Estrutural de Vasos de Pressão com a Utilização dos Diagramas de Análise de Falhas
DOI:
https://doi.org/10.15392/2319-0612.2025.2781Palavras-chave:
failure assessment diagram, fitness-for-service, BS-7910, API-579, trinca, vaso de pressãoResumo
Muito se discute atualmente, acerca da possibilidade da extensão da vida útil de componentes de plantas industriais motivado por fatores econômicos. Os vasos de pressão são os componentes de maior custo e a sua substituição pode impactar o funcionamento de toda a planta. Nesse contexto várias metodologias de adequação ao serviço “Fitness For Service” (FFS) podem ser utilizadas para a avaliação da integridade estrutural, não somente visando a aspectos econômicos, mas também aumento da segurança. Os diagramas de análise de falhas “Failure Assessment Diagram” (FAD), são os mais empregados nas metodologias FFS para prevenção futura de uma falha a partir da consideração de um defeito do tipo trinca, estabelecendo um critério para aceitabilidade dos defeitos baseados na razão de tenacidade do material e razão de carregamento. As práticas recomendadas que utilizem as metodologias da BS-7910, API-579 e R6 foram abordadas neste trabalho, além de disciplinas no campo da mecânica da fratura, propriedades dos materiais, e mecânica dos sólidos, tendo como objetivo principal a elaboração de programas computacionais utilizando a linguagem Matlab, no estudo de caso de um vaso de pressão fabricado em aço SA-516 Gr 70 para determinar as dimensões críticas de trinca semi elíptica, dispostas nos sentido longitudinal e circunferencial da seção cilíndrica. O nível de avaliação dois que é o mais empregado nas metodologias FFS foi utilizado para elaboração dos programas computacionais. Este trabalho possibilitou o desenvolvimento de ferramentas para automatizar os cálculos e apresentação dos gráficos FAD, considerando a profundidade e comprimento crítico da trinca, favorecendo a tomada de decisão nos requisitos do projeto estrutural assim como proporcionar meios de avaliação de equipamento em serviço, com defeito do tipo trinca na extensão de sua vida útil. É possível observar também que as metodologias FFS estudadas são fundamentadas nos Códigos ASME para vasos de pressão e tubulações, principalmente nas Seções III e XI. Na análise das metodologias API-579, BS-7910 e R6 considerando as condições de operação do estudo de caso são possíveis concluir que para avaliações normais o valor de (2c) =40.64 mm e (a) =10,16 mm respectivamente para comprimento e profundidade críticos pode ser admitido, porém em um uma avaliação com requisitos de segurança do procedimento R6, referente a equipamento da classe de serviço A da área nuclear, somente pode ser aceito (l) =5 mm e (a) =2,5 mm respectivamente para comprimento e profundidade críticos.
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Referências
[1] BRITISH STANDARDS INSTITUITION- BSI - BS7910:2005 - Guide to methods for assessing the acceptability of flaws in metallic structures. London, 2005.
[2] API 579-1/ASME FFS-1:2016 - Fitness-For-Service. “American Society of Mechanical Engineers”, New York, USA, 2016.
[3] DILLSTRÖM, P., GUNNARS, J., VONUNGE, P., MÅNGÅRD, D., Procedure for safety assessment of components with defects 2018:18 – Handbook Edition 5, Kiwa Inspecta Technology AB, Stockholm, Available at: www.stralsakerhetsmyndigheten.se.
[4] R6:2015, Assessment of the Integrity of Structures Containing Defects, R6 –Revision 4, Up to amendment record No.11, EDF Energy Nuclear Generation Ltd.
[5] ASME Code Section III, Division 1 - Boiler and Pressure Vessel Code Rules for Construction of Nuclear Facility Components, New York, NY, USA July, 2010.
[6] MEDINA, J. A. H., Evaluation of elastoplastic fracture predictions, PhD thesis PUC, Rio de Janeiro-RJ, 2014.
[7] MATTAR NETO M., CRUZ J.R.B., DE JONG R.P., Influence of the materials mechanical properties on the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems, Progress in Nuclear Energy 50, 2008.
[8] ASME Code Section VIII Division 1 - Boiler and Pressure Vessel Code - Rules for Construction of Pressure Vessels, New York, NY, USA July, 2010.
[9] ASME Code Section VIII Division 2 - Boiler and Pressure Vessel - Alternative Rules for Construction of Pressure Vessels, New York, NY, USA July, 2010.
[10] KUMAR, N.,ALSABBAGH, A., SEOK, C.S., MURTY, K.L., Synergistic Effects of Neutron Irradiation and Interstitial Nitrogen on Strain Aging in Ferritic Steels, The Minerals, Metals & Materials Society, 2017.
[11] BSI PD 5500 - Specification for Unfired Fusion Welded Pressure Vessels, Fourth edition, UK, Jan 2009.
[12] ANDERSON, T.L., Fracture Mechanics – Fundamentals and Applications, 4ª Edition, CRC Press, 2017.
[13] SEOK, C., Effect of temperature on the fracture toughness of SA-516 GR70 steel, KSME international journal Vol. 14, N° 1,pp. 11 a 18, 2000.
[14] ZICK, L. P., Stress Horizontal Cylindrical Pressure Vessels on Two Saddle Supports, published in The Welding Journal Research Supplement, 1951.
[15] MANESCHY, J. E., MIRANDA, C. A. J., Fracture Mechanics in the Nuclear Industry, Eletrobrás, Eletronuclear, Rio de Janeiro-RJ, 2014.
[16] ASME Code Section XI - Boiler and Pressure Vessel - Rules for in Service Inspection of Nuclear Power Plant Components, New York, NY - USA, 2010.
[17] TINOCO, E., PATRÍCIO, N., FREIRE, P. S., Design and Stress Analysis Codes for Pressure Vessels, PETROBRAS.
[18] DSEED ENGINEERING, Data-Book Handbook, Sorocaba-SP, 2011.
[19] MIRANDA, C. A. J., Thesis presented to IPEN, Obtaining the Cleavage Stress and Reliability Level in Determining the Reference Temperature Transition of Ferritic Steels: Numerical and Experimental Approach, São Paulo, 1989.
[20] AMERICAN SOCIETY FOR TESTING MATERIALS - ASTM A516 Carbon Steel, Grade 70.
[21] MATTAR NETO M. An approach to defining criteria, codes and standards for the mechanical and structural design of nuclear power plant components, IPEN-CNEN, São Paulo-SP.
[22] JASKE, CARL E.,KOCH, G. H., Failure and Damage Mechanisms - Embrittlement, Corrosion, Fatigue and Creep, Cortest Columbus Technologies, Inc, Columbus, Ohio.
[23] TWI Software. Crackwise 5 help content version 5.0 27934 Final, 2016.
[24] ASME Code Section II - Boiler and Pressure Vessel – Part D – Properties - Materials, New York, NY, USA July, 2010.
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