ATUALIZAÇÃO DO PROGRAMA DE ISI EM ANGRA 1

Congreso SAM/CONAMET 2009 Buenos Aires, 19 al 23 de Octubre de 2009

ATUALIZAÇÃO DO PROGRAMA DE ISI EM ANGRA 1

Ana Rosa Baliza

_{y Jorge Armando P. Junior}

(1) Gerência da Qualidade na Operação de Angra 1 - Eletronuclear Eletrobrás/Eletronuclear

Angra dos Reis, Rio de Janeiro, Brasil.

(2) Gerência de Desempenho do Reator – Setor de Testes de Angra 1 - Eletronuclear

Angra dos Reis, Rio de Janeiro, Brasil.

E-mail (autor de contacto): baliza@eletronuclear.gov.br

RESUMO

O programa de inspeção em serviço da usina de Angra 1 é atualizado a cada 10 anos, conforme normas aplicáveis – projetista (Projeto Americano – são seguidos os requisitos da NRC) e CNEN.

Para o segundo intervalo de inspeção em Angra 1 (1996 - 2006), de acordo com o Ofício da CNEN 042/1997 - ISI para o 2º Intervalo - Adoção da Edição e Completeza do ASME BPVC[1], foi definida a edição de 1989 do ASME Seção XI sendo as exceções bombas, válvulas e classe MC que deveria ser adotada a edição de 1992 do ASME Seção XI.

Para o terceiro intervalo (2006 - 2016), a edição do código ASME seção XI e OM-CODE a serem adotadas deveriam ser àquelas aprovadas pelo 10CFR50.55a [2] parágrafo (b) de 30 de maio de 2005, que neste caso era a edição de 2001 adendos até 2003, que foi aprovada de acordo com o ofício da CNEN 010/07[3]. Este trabalho discute as principias alterações no programa de ISI em Angra 1, tendo por base estes dois intervalos.

Palabras clave: (CNEN, ISI, NRC, ASME Seção XI).

1. INTRODUÇÃO

O programa de inspeção em serviço da usina de Angra 1 é atualizado a cada 10 anos, como o projeto é americano, as regras da U.S. NRC (United States Nuclear Regulatory Comission) são adotadas em conjunto com as normas da CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear).

De acordo com as Normas :

CNEN NE 1.25 requisito 2.2.2 [4] : “Em adição aos requisitos desta Norma, a implementação de programas de inspeção em serviço deve obedecer às normas ou códigos estabelecidos pela organização operadora nas especificações técnicas do Relatório Final de Análise de Segurança, de acordo com a orientação do projetista e aprovação da CNEN”.

CNEN NE 1.04 requisitos 6.5.1 e 6.5.2 [5] :

“6.5.1 – Os itens devem ser projetados, fabricados, montados, construídos, ensaiados, testados e inspecionados segundo normas técnicas compatíveis com a importância da função de segurança a ser desempenhada.

6.5.2 - Na aplicação do disposto no item 6.5.1, devem ser adotados códigos e normas brasileiras atualizadas. Na ausência de normalização brasileira adequada, devem ser usados, preferencialmente, Códigos, Guias e Recomendações da Agência Internacional de Energia Atômica e, na ausência destes, normas internacionais ou de países tecnicamente desenvolvidos, desde que essas normas e regulamentações sejam aceitas pela CNEN.”

Baseado nestes requisitos e tendo como projetista uma empresa estrangeira –Westinghouse, a CNEN aceita/aprova as regras adotadas pela NRC, onde, de acordo com o 10CFR50.55a parágrafo “(g)(4)(ii) Inservice examination of components and system pressure tests conducted during the sucessive 120-month inspection intervals must comply with the requirements of the latest edition and addenda of the Code incorporated by reference in paragraph (b) of this section 12 months before the start of the 120-month inspection interval (or the optional ASME Code cases listed in NRC Regulatory Guide 1.147, that are incorporated by reference in paragraph (b) of this section), subject to the limitantions and modifications listed in paragraph (b) of this section.” [2]

Para o segundo intervalo de inspeção em Angra 1 (1996 - 2006), de acordo com : O Parágrafo 50.55a(g) do 10 CFR 50 [2] (30 de maio de 1995), aprovava a edição de 1989 do ASME Seção XI e foi aprovada para ser adotada em Angra 1 através do ofício CNEN 042/1997 [1], onde foram considerada a edição de 1992 para bombas, válvulas e classe MC (contenção metálica).

Para o terceiro intervalo (2006 - 2016), a edição do código ASME seção XI e OM-CODE a serem adotadas deveriam ser àquelas aprovadas pelo 10CFR50.55a parágrafo (b) de 30 de maio de 2005 [2], que neste caso era a edição de 2001 adendos até 2003, que foi aprovada de acordo com o ofício da CNEN 010/07 [3].

2. METODOLOGIA

Tendo por premissa que este trabalho é somente uma comparação entre as bases normativas adotadas nos 2º e 3º intervalos de Inspeção em Serviço (ISI) de Angra 1, não foram realizados experimentos. Sendo assim, a metodologia aplicada foi a seguinte :

- Pesquisa da base normativa aprovada para o programa do 2º Intevalo de ISI em Angra 1 (1996-2006).

- Pesquisa da base normativa aprovada para o programa do 3º Intevalo de ISI em Angra 1 (2006-2016).

- Demonstrar as principais diferenças entre os programas.

3. RESULTADOS E DISCUSSÃO

O Código ASME BPVC (Boiler & Pressure Vessel Code) [6] é reconhecido internacionalmente como o documento técnico que fornece as informações necessárias sobre as especificações de materiais, conceitos e regras para o projeto, construção, operação, inspeção e manutenção de caldeiras e vasos de pressão, abordando, inclusive, os componentes para a construção desses equipamentos utilizados em usinas e outras instalações de energia nuclear, tendo, sobretudo, como principal objetivo estabelecer os critérios técnicos de segurança relacionados à fabricação e inspeção periódica desses equipamentos.

Elaborado pela ASME - American Society of Mechanical Engineers, e sempre atualizado a partir de estudos criteriosos, o código é composto por 12 seções, além de estudos de caso separados como é o caso do OM CODE. No caso de Usinas Nucleares, as seções aplicáveis são : II (Materiais), III (Construção de Usinas Nucleares), V (Ensaios Não destrutivos), IX (Soldagem e Brazagem) e a XI (Inspeção em Serviço).

Em relação à este artigo, a seção aplicada é a XI. [6] Neste caso, esta seção é subdividada em subseções, onde :

Subsection IWA General Requirements

Subsection IWB Requirements for Class 1 Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWC Requirements for Class 2 Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWD Requirements for Class 3 Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWE Requirements for Class MC and Metallic Liners of Class CC

Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWF Requirements for Class 1, 2, 3, and MC Component Supports of

Light-Water Cooled Plants

Subsection IWL Requirements for Class CC Concrete Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWP Inservice testing of pumps in Nuclear Power plants

Subsection IWV Inservice testing of valves in Nuclear Power plants

Appendices Mandatory Nonmandatory

Subsection IWA General Requirements

Subsection IWB Requirements for Class 1 Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWC Requirements for Class 2 Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWD Requirements for Class 3 Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWE Requirements for Class MC and Metallic Liners of Class CC

Components of Light-Water Cooled Plants

Subsection IWF Requirements for Class 1, 2, 3, and MC Component Supports of

Light-Water Cooled Plants

Subsection IWL Requirements for Class CC Concrete Components of Light-Water Cooled Plants

Appendices Mandatory Nonmandatory

(a) (b)

Figura 1. Subseções da Divisão 1 da seção XI do código ASME (a) até edição de 1998 (c) a partir da edição de 1998 ad 2000 [6]

Em 30 de maio de 2006 o segundo intervalo de 120 meses de Inspeção em Serviço em Angra 1 foi encerrado. A partir desta data, uma nova edição do ASME deveria ser adotada, segundo os requisitos da norma CNEN NE 1.25 [4] e 10CFR50.55a [2].

A tabela 1 tem por objetivo introduzir a edição do ASME seção XI aplicável em Angra 1 para os 2º e 3° intervalos de ISI em Angra 1. A seguir o artigo apresentará um histórico da evolução do código desde o 2° até o 3º intervalo de ISI em Angra 1.

Tabela 1. Código base para o programa de ISI em Angra 1 2° intervalo (1996-2006) 3° intervalo (2006-2016) Ofício CNEN 042/1997 [1] Ofício CNEN 010/07 [3]

ASME Seção XI edição de 1989 sem adendas. Além das modificações introducidas pelo 10 CFR 50.55a – Codes and Standards, exigências da CNEN.

ASME Seção XI edição 2001 ad 2002/2003 Além das modificações introducidas pelo 10 CFR 50.55a – Codes and Standards e exigencias da CNEN.

A partir da edição de 1998 adendo 2000 [6], todos os requisitos para testes de bombas válvulas foram retirados da seção XI e transferidos para o ASME CODE for Operation and Maintenance of Nuclear power plant. Ou seja, as subseções IWP (bombas) e IWV (válvulas) foram excluídas da seção XI.

Os componentes - bombas e válvulas tinham seus requisitos descritos na subseção IWP e IWV do código ASME seção XI. Desde a criação do OM CODE [7], estas subseções apenas citavam a edição do OM CODE [7] a ser adotada e a partir da edição de 1998 adendo 2000 as subseções IWP e IWV foram excluídas da seção XI Divisão 1. Estes requisitos ficaram no ASME Code for Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants (OM CODE) [7]. Sendo assim as subseções IWP e IWV deixaram de existir na seção XI. Isto ocorreu porque na seção XI, por definição, estão as Inspeções que são realizadas através de ensaios não destrutivos (visual, superficial e volumétrico) e as subseções IWV e IWP tratavam de Testes operacionais, que são diferentes dos ensaios não destrutivos. Tanto que as subseções do OM CODE são IST (inservice test). Inclusive os intervalos dos testes de bombas e válvulas são diferentes dos definidos para as inspeções em serviço dos componentes Classe 1, 2, 3 e MC definidas na seção XI. No OM CODE 2001 adendos até 2003 [7] existe ainda a subseção ISTD que determina os requisitos para os testes realizados nos snubbers (antiga “part 4” do OM Code 1988a adotada no 2° intervalo de ISI de Angra 1).

O OM CODE [7] também sofreu revisões, a edição OMa1988 (adotada no 2° intervalo de inspeções) tinha uma organização diferente da edição de 2001 adendos até 2003. Esta alteração na organização foi publicada a partir da edição de 1990. A tabela 2 tem por objetivo mostrar as alterações para os componentes bombas e válvulas e a Tabela 3 mostra as edições adotadas para Angra 1 nos 2° e 3º intervalos de inspeção.

Tabela 2. Comparação entre as subseções do OM Code edição 2001 adendos até 2003 e OMa 1988 [7] :

OM Code 2001 Adendos até 2003 OMa –1988 Descrição

ISTA Não tem equivalente General Requirements - Requisitos gerais – aplicável a todos os

componentes deste OM

ISTB Part 6 Inservice Testing of Pumps in Light-Water Reactor Power Plants

(IST de bombas)

ISTC Part 10 Inservice Testing of Valves in Light-Water Reactor Power Plants

(IST de válvulas)

ISTD Part 4 Examination and performance testing of Nuclear Power Plant

Dynamic Restraint - Snubbers (IST de Snubbers)

Appendix I Part 1 Requirements for Inservice Performance Testing of Nuclear Power

Tabela 3 . Comparação do programa de bombas, válvulas e snubbers de Angra 1 Componente

2° intervalo (1996-2006) 3° intervalo (2006-2016) Ofício CNEN 042/1997 [1] Ofício CNEN 010/07 [3]

Bomba ASME Seção XI subseção IWP edição de 1992 – ASME ANSI OMa 1988 – parte 6

ASME ANSI OM 2001 adendos até 2003 – subseções ISTA e ISTB

Válvula ASME Seção XI subseção IWP edição de 1992 - ASME ANSI OMa 1988 – parte 10

ASME ANSI OM 2001 adendos até 2003 – subseções ISTA e ISTC

Snubber ASME Seção XI subseção IWF edição de 1992 - ASME ANSI OMa 1988 – parte 10

ASME ANSI OM 2001 adendos até 2003 – subseções ISTA e ISTD

Para a classe MC também ocorreram muitas alterações. Em 8 de agosto de 1996, a NRC publicou uma emenda no 10CFR50.55a [2]. Esta emenda exigia que as usinas implementassem os requisitos do ASME Sec.XI, subseção IWE e IWL, edição de 1992 com adendo de 1992, conforme modificado pelo CFR. Estes requisitos exigiam que as usinas desenvolvessem um programa para exame da contenção e completassem o primeiro período de exames em 9 de setembro de 2001.

Em Angra 1, a CNEN publicou o ofício 042/1997 [1] que trata de ISI do 2° intervalo. Neste documento a CNEN define que a usina deverá adotar a edição de 1992 para classe MC, seção XI subseção IWE.

Até o final do 2° intervalo de Angra 1, esta edição foi utilizada. A partir desta data, uma nova edição do ASME deveria ser adotada, para isto foram realizadas comparações das edições mais recentes para acompanhamento da evolução da subseção IWE da seção XI do ASME. A partir desta comparação foi observado que a subseção IWE da edição de 1992 e 1995 são praticamente iguais, entretanto a partir da edição de 1998 são observadas muitas alterações e estas alterações são mantidas na edição de 2001 adendos 2002/2003. Algumas categorias da tabela IWE 2500 foram excluídas e algumas inspeções deixaram de ser exigidas. A pesar do ASME ter modificações com relação à qualificação de pessoal para Exame Visual, a NRC não reconheceu as alterações e inseriu no 10CFR50.55a[2] as correções das qualificações para VT-1 (substituindo o exame detalhado do IWE) e VT-3 (substituindo o exame Gerais do IWE), ou seja, a NRC determinou que o pessoal que executa exame visual da contenção deve ser qualificado e certificado conforme os requisitos da subseção IWA da seção XI do ASME.

O ASME no intuito de explicar estas modificações publicou um comentário da subseção IWE da seção XI em 2 de maio de 1997 [8]. Neste documento, as alterações são justificadas como sendo para facilitar a implementação deste processo de inspeção. Segundo este documento editado pelo ASME, muitas mudanças na subseção IWE foram feitas a partir de comentários recebidos das

usinas.

Tabela 4 . Comparação do programa de classe MC Componente

2° intervalo (1996-2006) 3° intervalo (2006-2016) Ofício CNEN 042/1997 [1] Ofício CNEN 010/07 [3]

MC (contenção

metálica)

ASME Seção XI edição de 1992 - subseção IWE ASME Seção XI edição 2001 adendos até 2003 – subseção IWE

Para os demais componentes e soldas as principais alterações do 2° para o 3º intervalo foram principalmente nos requisitos de qualificação de procedimento, equipamento e pessoal que executa ultrassom.

Este processo foi introduzido no ASME pelo Apêndice VIII.

O Apêndice VIII [6] (Peformance Demonstration for Ultrasonic examination system) fornece requisitos para demonstração de desempenho para procedimentos de ensaio de ultrasom, equipamentos e pessoal para detecção e dimensionamento de fissuras (flaws).

Os requisitos da demonstração de desempenho devem ser aplicados às pessoas que detectam, gravam ou interpretam a localização e dimensionamento de trincas em soldas ou componentes. A demonstração de desempenho não se aplica a pessoas que auxiliam o ensaio, ou seja, que não precisam ter conhecimento de ultrassom.

O Apêndice VIII é dividido em 14 (quatorze) suplementos, onde, cada suplemento visa qualificar o processo de ultrassom (inspetor, procedimento e equipamento) em diferentes componentes e materiais. Esta qualificação é realizada no EPRI.

No final de 1999, a USNRC emitiu regras para implementar o Apêndice VIII. A implementação do Apêndice VIII de acordo com o 10 CFR 50.55a [2], nas usinas americanas, foi realizada em partes. A total

implementação do Apêndice VIII, nas usinas americanas, só foi finalizada em 2002. Vale ressaltar que o 10CFR50.55a [2] também introduziu várias alterações nos requisitos do Apêndice VIII. Em Angra 1, as regras para realizar a inspeção de 10 anos do vaso de reator para o 2° e 3° intevalo está demonstrado na tabela 5.

Tabela 5 – Requisitos para inspeção de 10 anos do vaso do reator : Componente

2° intervalo (1996-2006) 3° intervalo (2006-2016) Ofício CNEN 042/1997 [1] Ofício CNEN 010/07 [3]

Vaso do reator

ASME Seção XI edição de 1989 - subseção IWB RG 1.150 e IN 90-30

Qualificação de pessoal - norma SNT TC 1A, revisão de 1984 (conforme tabela IWA-1600-1 da edição de 1989) e de acordo com o IWA-2311, o pessoal deve ter qualificação adicional de acordo com Apendice VII da Seção XI de 1989.

ASME Seção XI edição 2001 adendos até 2003 – subseção IWB

Qualificações de pessoal - ANSI/ASNT CP -189 (edição 1995 de acordo com a tabela IWA - 1600). Certificação baseadas na SNT TC 1A, ANSI N45.2.6 ou edições anteriores da ANSI/ASNT CP -189 são aceitas até a recertificação.

Qualificações para UT (pessoal, equipamento e procedimento) de acordo com Apêndice VIII da Seção XI de 2001 ad 2002/2003.

Exceto para a categoria BD/B.3.100 será realizado VT de acordo com o Code Case N-648-1 (aprovado no RG 1.147) – motivo : o EPRI não possui mock-ups com as dimensões dos bocais de Angra 1 para qualificação de acordo com Suplemento 5 do Apêndice VIII.

A pesar da inspeção de 10 anos do vaso do reator para o 2º Intervalo não ter exigência da utilização das qualificações de acordo com o Apêndice VIII (conforme pode ser verificado na tabela acima), as inspeções foram realizadas com estas qualificações tendo em vista que esta qualificação é o estado da arte.

As qualificações de acordo com o Apêndice VIII do ASME são realizadas no EPRI (Electric Power Research Institute).

O programa das demais soldas e componentes classe 1, 2, e 3, para o 3° intervalo de ISI em Angra 1 são inspeccionadas de acordo com os requisitos estabelecidos pelo Apêndice I (Ultrasonic examinations) do ASME seção XI edição 2001 ad 2002/2003. O apêndice II determina quais soldas e componentes classe 1, 2 e 3 devem ser examinadas de acordo com a qualificação do Apêndice VIII levando em consideração as dimensões (principalmente espessura).

Para o caso das inspeções da tampa do vaso do reator de usinas PWR, onde há presença da liga 600 nas penetrações para barras de controle e sistema de instrumentação, a combinação de água do primário e condições operacionais podem causar trincas neste material através do processo de corrosão sob tensão com água do primário (PWSCC). Problemas com PWSCC aumentaram em função do aumento de tempo de operação das usinas. A partir da publicação do Bolletim da NRC 2001-01, onde relata que a Usina Nuclear de Davis-Besse identificou uma cavidade na tampa do reator, vários outros documentos foram publicados para tratar deste assunto, até que foi publicado em 2003 pela NRC o documento “EA-03-009 – ISSUANCE OF ORDER ESTABLISHING INTERIUM INSPECTION REQUIREMENTS FOR REACTOR PRESSURE VESSEL HEADS AT PRESSURIZED WATER REACTORS” que estabelece a categoria das usinas em relação ao EDY (effective degradation year) e relaciona as inspeções que devem ser feitas de acordo com a categoria da usina (este documento é revisado em 2004). A usina de Angra apresenta EDY para suceptibilidade moderada e realizou a inspeção completa em 2008, onde não foram encontradas indicações. Atualmente o ASME criou o code-case N-729-1 e que foi incorporado pelo 10CFR50.55a [2] com correções. No ano de 2009 a CNEN isentou Angra 1 de realizar inspeções na Tampa do vaso do reator tendo por base que a tampa será trocada, provavelmente, em 2010.

Em relação à inspeção dos tubos dos Geradores de vapor de Angra 1, o programa do 2º intervalo foi aprovado RG 1.83 de 1985 e o critério de aceitação de acordo com o RG 1.121 [1]. Entretanto, durante o 2º intervalo e no início do 3º intervalo foram acrescentados os requisitos de acordo com o NEI 97-06 e Guidelines do EPRI.

As inspeções para os tubos gerador de vapor segundo o ASME seção XI (edição 2001 adendos até 2003) – 3º Intervalo de ISI estão previstas nos requisitos : IWB- 2200, IWB – 2413, IWB - 2430 e IWB - 2500 - 1 que por sua vez remetem para a Especificação Técnica da usina. Como a Usina trocou os Geradores de Vapor em

Angra 1, no início de 2009, então foram seguidos os requisitos do NEI 97-06 e Guidelines do EPRI para o PSI. A partir da próxima parada para recarregamento o programa estará baseado nos requisitos aprovados pela NRC TSTF-449 Steam Generator Tube Integrity revisão 4 [9] aprovado na Generic Letter (GL 2006-01) que afirma que : os requisitos da Especificação Técnica para inspeção nos tubos do GV foram desenvolvidos nos anos 70. E que estes requisitos estão prescritos. A TSTF - 449 revisão 4 [9], por sua vez usa o NEI 97-06 e os guidelines do EPRI para elaboração do programa de inspeções dos Geradores de Vapor. Além destes requisitos a TSTF - 449 revisão 4 tem um guia completo para revisão da Especificação Técnica para atender estes requisitos.

Outra alteração importante que ocorreu no programa de ISI foi em relação à qualificação de pessoal para executar END. Onde : para o 2º Intervalo de ISI em Angra 1 era aceita a certificação de acordo com norma SNT TC 1A, revisão de 1984 (conforme tabela IWA-1600-1 da edição de 1989) [6] e para o 3ª Intervalo com a edição de 2001 ad 2002/2003 [6] - IWA -2300 Qualifications of nondestructive examination personnel Segundo este requisito, o pessoal que executa o END deve ser qualificado e certificado usando um procedimento escrito preparado de acordo com a ANSI/ASNT CP -189 (edição 1995 de acordo com a tabela IWA - 1600). Certificação baseadas na SNT TC 1A, ANSI N45.2.6 ou edições anteriores da ANSI/ASNT CP -189 são aceitas até a recertificação.

Para o item IWA-2314, está corrigido no 10CFR50.55a parágrafo (b)(2)(xviii) Certification of NDE personnel. Conforme descrito abaixo [2] : “(A) Level I and II nondestructive examination personnel shall be recertified on a 3-year interval in lieu of the 5-year interval specified in the 1997 Addenda and 1998 Edition of IWA-2314, and IWA-2314(a) and IWA-2314(b) of the 1999 Addenda through the latest edition and addenda incorporated by reference in paragraph (b)(2) of this section E (C) When qualifying visual examination personnel for VT-3 visual examinations under paragraph IWA-2317 of the 1998 Edition through the latest edition and addenda incorporated by reference in paragraph (b)(2) of this section, the proficiency of the training must be demonstrated by administering an initial qualification examination and administering subsequent examinations on a 3-year interval.”

4. CONCLUSÃO

A maior alteração no programa de ISI do 2º Intervalo para o 3º Intervalo ocorreu com a adoção da edição de 2001 ad 2002/2003 da seção XI do código ASME, que incluiu as inspeções de UT com as qualificações de acordo com o Apêndice VIII, vale ressaltar que a edição de 1989 sem adendas (2º intervalo) não contém o Apêndice VIII.

O programa de ISI da Usina de Angra 1 está em constante revisão e atualização. Neste momento o desafio é desenvolver o programa de inspeção dos Geradores de Vapor novos de acordo com os requisitos aprovados pela NRC e CNEN e o programa da Tampa do vaso do reator nova que está previsto de ser trocada em 2010. Além disso o programa de ISI de Angra 1 é sempre atualizado seguindo as recomendações da NRC e CNEN.

REFERENCIAS

1. Ofício 042/1997-CODRE-CNEN – Encaminha o PT-CODRE 08/97 – Avaliação do Programa de Inspeção em Serviço de Angra 1 para o 2° Intervalo.

2. U.S.NUCLEAR REGULATORY COMISSION. Codes and Standards - 10 CFR 50.55a.

3. Ofício 010/07-CODRE-CNEN encaminha o PT-CODRE-02/07 - Angra 1 – Avaliação da proposta para as Bases do Programa de Inspeção do 3° Intervalo.

4. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA ATÔMICA, Inspeção em Serviço em Usinas Nucleoelétricas, Norma NE 1.25 (Setembro 1996).

5. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA ATÔMICA, Licenciamento de Instalações Nucleares, Norma NE 1.04 (Dezembro 2002).

6. RULES FOR INSERVICE INSPECTION OF NUCLEAR POWER PLANT COMPONENTS. ASME Boiler Pressure Vessel. Seção XI. Edições : 1989, 1992, 1995, 1998, 2001 adendos até 2003.

7.CODE FOR OPERATION AND MAINTENANCE OF NUCLEAR POWER PLANT ASME OM CODE. Edições : 1987, OMa – 1988, 1990, 2001 adendos até 2003.

8. Comentário do ASME da subseção IWE da seção XI em 2 de maio de 1997