TESIS INSTITUTO SABATO

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Examinando TESIS INSTITUTO SABATO por Materia "ALEACIONES DE CIRCONIO"

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    Estudio de las primeras etapas del efecto combinado entre el daño por radiación y los hidruros en las aleaciones Zr-2,5%pNb y Zr-1%pNb
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Sabato) Vazquez, Carolina Andrea; Bozzano, Patricia; Fortis, Ana María; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Sabato
    Las aleaciones de circonio se usan ampliamente como material de revestimiento de combustibles, en tubos de presión, canales de refrigeración y otros componentes de reactores nucleares, debido a su baja sección eficaz de absorción de neutrones, su alta resistencia mecánica, su alta conductividad térmica y su buena resistencia a la corrosión en agua y vapor. Durante la vida útil de un reactor, la microestructura de estas aleaciones se ve afectada debido, entre otros factores, al daño por radiación y al ingreso de hidrógeno proveniente de la descomposición radiactiva del agua del reactor. El hidrógeno forma compuestos con el circonio conocidos como hidruros. En este trabajo se correlacionó la evolución de los hidruros y los defectos cristalinos producidos por la irradiación, con los cambios en las propiedades mecánicas de dos aleaciones de circonio de uso común en reactores: Zr-1%pNb y Zr-2.5%pNb. Estas aleaciones fueron irradiadas con neutrones en el reactor experimental RA-3 a bajas temperaturas (< 100°C) y a una fluencia de 0.08 dpa (3.5 × 1023 n m-2 para En > 1 MeV). En el caso de la aleación Zr-2.5%pNb, se analizó, además, el comportamiento mecánico a distintas concentraciones de hidrógeno, irradiándola en el reactor experimental RA-1 a una fluencia de 0.004 dpa (1.8 × 1022 nm-2 para En > 1 MeV). Se realizaron ensayos de tracción en ambas aleaciones, a una misma concentración de hidrógeno (200 ppm) en primer lugar, en el material no hidrurado y no irradiado, en segundo lugar, en el material hidrurado y no irradiado y, por último, en el material hidrurado e irradiado a 25oC y 300oC. Las diferentes fases, (hidruros y precipitados de segunda fase) se caracterizaron por microscopía electrónica de transmisión. Como resultados importantes, se obtuvo que, para ambos materiales, en el caso hidrurado e irradiado, la ductilidad disminuyó bruscamente con respecto al caso sólo hidrurado y no irradiado, fundamentalmente debido al cambio en la microestructura producido por la irradiación de neutrones, aunque la concentración de H fuera suficientemente alta. Resultados similares se obtuvieron en la aleación de Zr 2.5%pNb irradiada para concentraciones de hidrógeno tanto de 100 ppm como de 200 ppm de H. En todos los casos, los hidruros no afectan el endurecimiento tanto como la irradiación, aun a bajas fluencias. Como resultado de los análisis microestructurales, se estableció que es específicamente el hidruro ζ (zeta) quien afecta la ductilidad si el material no está irradiado en ambas aleaciones, mientras que su influencia en las irradiadas no es relevante.