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Repositório Institucional da Produção Científica da Marinha do Brasil (RI-MB)

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Título: Estimativa de danos causados pela radiação ionizante em liga de aço com função estrutural em instalações nucleares utilizando simulação computacional
Autor(es): Ogihara, Jonnathan Toshio
Orientador(es): Araújo-Moreira, Fernando M.
Palavras-chave: segurança nuclear
dano da radiação
efeito da radiação
dpa
liga de aço
MCNP
vaso de pressão do reator
nuclear safety
radiation damage
radiation effect
alloy steel
reactor pressure vessel
Áreas de conhecimento da DGPM: Engenharia nuclear
Data do documento: 2024
Editor: Instituto Militar de Engenharia (IME)
Descrição: O funcionamento das instalações nucleares deve satisfazer os requisitos de segurança nuclear. Uma das análises dos componentes destas instalações centra-se nos materiais estruturais. A queima do combustível nuclear resultará em danos causados pela radiação ionizante. Devido ao funcionamento contínuo, os danos causados pela radiação se acumularão e podem resultar na manifestação de efeitos macroscópicos da radiação. Estes efeitos podem alterar as propriedades mecânicas, físicas e químicas das ligas estruturais. Neste sentido, este trabalho tem como objetivo a compreensão dos processos que geram danos de radiação em liga de aço durante a operação de uma instalação nuclear, abrangendo a degradação resultante no desempenho do material com o acúmulo destes danos. Uma revisão foi fornecida sobre os conceitos necessários associados à caracterização microscópica das ligas de aço e de suas propriedades, além da física da fissão nuclear. Os danos e efeitos da radiação foram explicados a partir destes conceitos e com base nas referências. A definição de seção de choque de deslocamento foi desenvolvido para o cálculo do deslocamento por átomo (dpa) para materiais irradiados. Investigações para irradiação de amostras para análise de alterações nas propriedades mecânicas de liga de interesse no irradiador de pesquisa do CTEx e no reator Argonauta foram realizadas. Estimativas para as taxas de dpa foram calculadas com base na norma ASTM-E693-23 para dois cenários no reator Argonauta. Os baixos valores verificados foram atribuídos ao fluxo neutrônico limitado daquela instalação nuclear. O cálculo de dpa também foi performado empregando-se o código MCNP para obtenção do espectro neutrônico na parede interna do vaso de pressão do núcleo de Angra II, estimando-se o dpa para a vida útil de operação desta instalação nuclear. O resultado obtido encontrou-se aderente às referências, validando a metodologia aplicada.
Abstract: The operation of nuclear facilities must satisfy the nuclear safety requirements. An analysis of the components of these facilities focus on the structural materials. The nuclear fuel burn will result in damage caused by ionizing radiation. Due to continuous operation, radiation damage will build up and may result on the manifestation of macroscopic radiation effects. Such effects may change the mechanical, physical and chemical properties of structural alloys. Thus, this work aims to understand the processes causing radiation damage to alloy steel during the operation of a nuclear facility, including the resulting degradation in material performance as this damage accumulates. A review was provided about the concepts associated to the microscopic characterization of alloy steels and their properties, as well as nuclear fission physics. The radiation damage and radiation effects were explained on the basis of these concepts and the references. The definition of the displacement cross-section was developed to calculate the displacement per atom (dpa) for irradiated materials. Investigations aiming sample irradiation to study changes in the mechanical properties of the selected alloy in CTEx research irradiator and in Argonauta reactor were conducted. Estimations for the dpa rates were calculated based on the ASTM-E693-23 standard for two scenarios at the Argonauta reactor. The low values observed were attributed to the limited neutron flux in that nuclear facility. The dpa calculation was also performed using the MCNP code to obtain the neutron spectrum on the inner wall of the Angra II reactor pressure vessel, estimating the dpa for the lifetime operation of this nuclear facility. The results obtained were considered in accordance with the references, thus validating the methodology applied.
Tipo de Acesso: Acesso aberto
URI: https://www.repositorio.mar.mil.br/handle/ripcmb/846862
Tipo: Dissertação
Aparece nas coleções:Engenharia Naval: Coleção de Dissertações

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