Determinación de la temperatura máxima de propagación de fisuras por rotura diferida inducida por hidruros en Zr-2,5Nb.

La Rotura Diferida Inducida por Hidruros (RDIH) es un mecanismo de fractura, que afecta a materiales formadores de hidruros como el circonio y sus aleaciones. La aleación Zr-2,5Nb utilizada en los tubos de presión de los reactores nucleares tipo CANDU (CANadian Deuterium Uranium) puede presentar dic...

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Main Author: Parodi, Santiago Ariel
Corporate Authors: Comisión Nacional de Energía Atómica. Instituto de Tecnología Sabato, Universidad Nacional de San Martín
Format: Thesis Book
Language:Spanish
Published: 2014.
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MARC

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001 IT/IM-TS--127/14
003 AR-SmCIES
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245 1 0 |a Determinación de la temperatura máxima de propagación de fisuras por rotura diferida inducida por hidruros en Zr-2,5Nb. 
260 |c 2014. 
300 |c 54 p. 
502 |a Trabajo de Seminario para optar al título de Ingeniero en Materiales, 2014. Directores: Dra. De Las Heras, Evangelina. CNEA.; Dr. Mieza Ignacio Gerencia Materiales. CNEA. UNSAM. Lugar de realización: CAC, CNEA Laboratorio Daño por Hidrógeno, Gerencia Materiales. 
520 |a La Rotura Diferida Inducida por Hidruros (RDIH) es un mecanismo de fractura, que afecta a materiales formadores de hidruros como el circonio y sus aleaciones. La aleación Zr-2,5Nb utilizada en los tubos de presión de los reactores nucleares tipo CANDU (CANadian Deuterium Uranium) puede presentar dicho fenómeno. El mecanismo consiste en la difusión de hidrógeno debido a un gradiente de tensiones, la precipitación y crecimiento de la fase hidruro y su rotura al alcanzarse condiciones críticas de fractura. Este proceso se repite de forma tal que la fisura crece en pasos discretos a medida que avanza el tiempo. A una dada concentración de hidrógeno en el material, existe una temperatura crítica (TDAT) por encima de la cual no se produce la RDIH. Esta temperatura crítica difiere si se alcanza por enfriamiento o por calentamiento; siendo esta última temperatura más baja e independiente de la concentración de hidrógeno del material. La temperatura crítica depende de la tensión de fluencia de la aleación y de la solubilidad sólida terminal (SST) de hidrógeno de la misma, dependiendo esta última del ciclo térmico debido a la histéresis presente entre la solubilidad en calentamiento (SSTD) y enfriamiento (SSTP). El conocimiento de estas temperaturas críticas permite evaluar el comportamiento en servicio de un componente nuclear fabricado con la aleación Zr-2,5Nb y predecir la susceptibilidad a la fisuración por RDIH. En el presente trabajo se midió la temperatura crítica TDAT por calentamiento mediante ensayos de RDIH en probetas compactas obtenidas de un tubo de presión de Zr-2.5Nb, e hidruradas por carga gaseosa. Por medio de Calorimetría Diferencial de Barrido (DSC) se determinaron las curvas SST y se estudió la influencia de las mismas con la historia térmica previa del material (temperatura máxima y tiempo de permanencia en la misma). Las curvas SST y la temperatura crítica TDAT obtenidas poseen un buen acuerdo con los resultados reportados en la literatura. La SSTP es sensible a la historia térmica previa; no así la SSTD. Los datos experimentales obtenidos de la SST se compararon con modelos teóricos para predecir la TDAT aunque los mismos no corroboraron satisfactoriamente los datos experimentales obtenidos. 
650 7 |2 inist  |a TEMPERATURA CRITICA  |9 2400 
650 7 |2 inist  |a CRITICAL TEMPERATURE  |9 2401 
650 7 |2 inist  |a HIDRUROS  |9 1374 
650 7 |2 inist  |a HYDRIDES  |9 1373 
650 7 |2 inist  |a SOLUBILIDAD  |9 1175 
650 7 |2 inist  |a SOLUBILITY  |9 2402 
653 |a Delayed Hydride Cracking. 
710 1 |a Comisión Nacional de Energía Atómica.  |b Instituto de Tecnología Sabato.  |9 1034 
710 1 |a Universidad Nacional de San Martín.  |9 1033 
942 |2 udc  |c TS