Estudio de nuevas aleaciones de Zirconio-Niobio para la construccion y reemplazo de componentes internos de reactor
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Fecha
Tipo de recurso
TESIS DOCTORAL
Autor / Creador principal
Responsable institucional (informe)
Compilador
Diseñador
Contacto (informe)
Promotor
Titular
Inventor
Tutor de tesis
Solicitante
Afiliación
Fil.: Marchena, Martín Hernan. Comisión Nacional de Energía Atómica. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson; Argentina.
Sede CNEA
Centro Atómico Ezeiza
Fecha de publicación
Fecha de creación
2023-04-11
Idioma
spa
Nivel de accesibilidad
Condiciones de uso
https://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/4.0/
Versión
info:eu-repo/semantics/publishedVersion
Identificador CNEA
TD-IDB_EA-00319-2023marchena
00319
00319
Identificador (documentos oficiales)
ISBN
ISSN
Cobertura espacial
Cobertura temporal
Materia INIS
REACTORES TIPO PHWR
CIRCALOY 4
ALEACIONES DE CIRCONIO
FRAGILIDAD POR ABSORCION DE HIDROGENO
HIDRURACION
DIFRACCION DE RAYOS X
PHWR TYPE REACTORS
ZIRCALOY 4
ZIRCONIUM ALLOYS
HYDROGEN EMBRITTLEMENT
HYDRIDATION
X-RAY DIFFRACTION
CIRCALOY 4
ALEACIONES DE CIRCONIO
FRAGILIDAD POR ABSORCION DE HIDROGENO
HIDRURACION
DIFRACCION DE RAYOS X
PHWR TYPE REACTORS
ZIRCALOY 4
ZIRCONIUM ALLOYS
HYDROGEN EMBRITTLEMENT
HYDRIDATION
X-RAY DIFFRACTION
Palabras clave
Macro-area temática
Formato (extensión)
150 p.
Editor
Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Universidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Universidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Es parte de
Es parte la serie
Agrupamiento documental - Sección
Agrupamiento documental - Serie
Evaluación Académica
Institución académica
Universidad Nacional de San Martín. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson.
Titulación
Doctorado en Tecnología Nuclear
Fecha de resolución
Fecha de presentación de solicitud
Resolución
Estado
Prioridad - fecha
Estado de licenciamiento
Nº de prioridad
Nº de patente
Nº de solicitud
País de registro
Nivel de madurez de la tecnología
Campo de aplicación
Campo de desarrollo
Resumen
Los reactores PHWR (tipo Atucha), contienen un elevado número de componentes internos fabricados en Zircaloy-4. Estos internos constituyen componentes únicos que no tienen un equivalente en los reactores o PWR o BWR. Debido a distintos procesos de degradación detectados durante la historia operativa, se ha postulado el potencial reemplazo del Zircaloy’4 por otras aleaciones de zirconio. En esta tesis se presenta l isis realizado sobre varias de estas aleaciones, desde el punto de vista del daño por radiación y la fragilización por hidrógeno. Durante la primera etapa de esta tesis se analizaron los datos de bibliografía sobre las posibles aleaciones candidatas y se realizaron cálculos de las condiciones de irradiación tomando como caso testigo un canal combustible central. En una etapa posterior se simuló el daño por radiación por medio de experimentos de irradiación con iones a altas fluencias; y se estudió el efecto del agregado de hidrógeno como factor fragilizante. Los efectos combinados de daño por radiación e hidruración se evaluaron por medio de técnicas micromecánicas y difracción de rayos X. También como parte de esta tesis se analizó el posible reemplazo de técnicas mecánicas tradicionales por otras que permitan minimizar la exposición radiológica, como los ensayos de punzonado (SPT) y los ensayos mecánicos con nanoindentación.