“Estudio de las primeras etapas del efecto combinado entre el daño por radiación y los hidruros en las aleaciones Zr-2.5%Nb y Zr-1%Nb
2022
| Tesista | Carolina Andrea VAZQUEZ Licenciada en Ciencias Físicas - Facultad de Ciencias Exactas y Naturales - UBA - Argentina Magister en Ciencia y Tecnología de los Materiales - Instituto Sabato - UNSAM - CNEA - Argentina Doctora en Ciencia y Tecnología, Mención Física, Instituto Sabato UNSAM - CNEA - Argentina |
| Directores | Dra. Patricia B. BOZZANO. CNEA - Argentina |
| Lugar de realización | División Microscopía Electrónica - Departamento Caracterización y Fractomecánica / División Daño por Radiación y División Daño por Hidrógeno - Departamento Estructura y Comportamiento / Gerencia de Materiales. CNEA - Argentina |
| Fecha Defensa | 26/09/2022 |
| Jurado | Dra. Martina AVALOS. IFIR, CONICET - Argentina |
| Código | ITS/TD-161/22 |
Título completo
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
Resumen
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 n m-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.
Palabras Clave: Hidruro ζ, Daño por Radiación, Daño por Hidrógeno, Aleaciones de Circonio
Complete Title
Study of the first stages of the combined effect between radiation damage and hydrides in Zr-2.5wt.%Nb and Zr-1wt.%Nb alloys
Abstract
Zirconium alloys are widely used as fuel cladding material, in pressure tubes, cooling channels and other nuclear reactor components, due to low neutron absorption cross section, high mechanical strength, high thermal conductivity and good corrosion resistance in water and steam. During the life-time of a reactor, the microstructure of these alloys is affected due to, among other factors, radiation damage and hydrogen ingress from the radioactive decay of reactor water. Hydrogen forms compounds with zirconium known as hydrides. In this work, hydrides evolution and irradiation crystalline defects were correlated with changes in the mechanical properties of two zirconium alloys commonly used in reactors: Zr-1wt.%Nb and Zr-2.5wt.%Nb. 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-2.5wt.%Nb alloy, mechanical behavior at different hydrogen concentrations was also analyzed, irradiated in the RA-1 experimental reactor at a fluence of 0.004 dpa (1.8 × 1022 n m-2 for En > 1 MeV).
Tensile tests, at the same concentration of hydrogen (200 ppm) in the first place, in the non-hydrided and non-irradiated material, secondly, in the hydrided and non-irradiated material and, finally, in the material hydrided and irradiated at were carried out 25ºC and 300ºC. in both alloys. 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 hydrided and irradiated case, the ductility decreased sharply with respect to the only hydrided 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 in the Zr-2.5 wt.%Nb alloy irradiated for hydrogen concentrations of both 100 ppm and 200 ppm of H. were obtained. 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 affect ductility if the material is not irradiated in both alloys, while its influence in the irradiated ones is not relevant.
Keywords: ζ- hydride, Radiation Damage, Hydrogen Damage, Zirconium alloys
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