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

Abstract

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.Zirconium alloys are widely used as fuel cladding material, in pressure tubes, cooling channels and other components of nuclear reactors, due to their low neutron absorption cross section, high mechanical strength, high thermal conductivity and its good resistance to corrosion in water and steam. During the useful life of a reactor, the microstructure of these alloys is affected due to, among other factors, radiation damage and the ingress of hydrogen from the radioactive decomposition of the reactor water. Hydrogen forms compounds with zirconium known as hydrides. In this work, the evolution of hydrides and crystalline defects produced by irradiation was correlated with changes in the mechanical properties of two zirconium alloys commonly used in reactors: Zr-1%pNb and Zr-2.5%pNb. These alloys were irradiated with neutrons in the RA-3 experimental reactor at low temperatures (< 100°C) and at a fluence of 0.08 dpa (3.5 × 1023 n m-2 for En > 1 MeV). In the case of the Zr-2.5% pNb alloy, the mechanical behavior at different concentrations of hydrogen was also analyzed, irradiating it in the experimental reactor RA-1 at a fluence of 0.004 dpa (1.8 × 1022 nm-2 for En > 1 MeV). Tensile tests were carried out on both alloys, at the same hydrogen concentration (200 ppm) first, in the non-hydrid and non-irradiated material, secondly, in the hydrid and non-irradiated material and, finally, in the material hydrided and irradiated at 25oC and 300oC. The different phases (hydrides and second phase precipitates) were characterized by transmission electron microscopy. As important results, it was obtained that, for both materials, in the hydridized and irradiated case, the ductility decreased sharply with respect to the only hydridized and non-irradiated case, fundamentally due to the change in the microstructure produced by neutron irradiation, although the concentration of H was high enough. Similar results were obtained in the 2.5% pNb Zr alloy irradiated for hydrogen concentrations of both 100 ppm and 200 ppm H. In all cases, hydrides do not affect hardening as much as irradiation, even at low fluences. As a result of the microstructural analyses, it was established that it is specifically the ζ (zeta) hydride that affects the ductility if the material is not irradiated in both alloys, while its influence in the irradiated ones is not relevant.