Estudio y modelado de los procesos de difusión del H en aleaciones base Circonio utilizando imágenes con neutrones
En la actualidad, la mayoría de los reactores nucleares en operación utilizan aleaciones base Zr en vainas de elementos combustibles, tubos de presión y tubos de calandria debido a la excelente combinación de propiedades neutrónicas y mecánicas que poseen. Durante la operación normal de un reactor...
Guardado en:
| Autor principal: | |
|---|---|
| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2022
|
| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/1074/1/1Stella.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | En la actualidad, la mayoría de los reactores nucleares en operación utilizan aleaciones base Zr en vainas de elementos combustibles, tubos de presión y tubos de calandria debido a la excelente combinación de propiedades neutrónicas y mecánicas que poseen.
Durante la operación normal de un reactor de potencia, los componentes internos están sometidos a altas presiones y temperaturas por lo que en las zonas en contacto con el refrigerante, que puede ser agua liviana o agua pesada, se producen procesos de oxidación, originando el ingreso de hidrógeno (H) dentro del material lo que puede llevar a un proceso de fragilización por H. En particular, las aleaciones de Zr se ven afectadas por la fractura diferida por hidruros o DHC (Delayed Hydride Cracking). Por lo tanto, un aspecto importante a conocer en estos materiales es la velocidad de migración del H a las temperaturas de servicio, lo que está directamente relacionado con su coeficiente de difusión.
Debido a que el H presenta una atenuación varias veces mayor que el Zr frente a los neutrones fríos, los cambios en la transmisión de neutrones en una muestra de espesor constante pueden utilizarse para determinar la concentración de H en el material. Por ello la técnica de imágenes con neutrones o neurografía se presenta como una técnica adecuada para estudiar los procesos de redistribución de H dentro de estos materiales.
En este trabajo se estudió la difusión de H en aleaciones de Zr de uso nuclear utilizando la técnica de imágenes con neutrones con la realización de tratamientos térmicos in − situ dentro del haz de neutrones. Se estudiaron muestras de Zr-2,5%Nb (% en peso), con diferentes microestructuras y tratamientos termomecánicos, y Zircaloy-2. Los experimentos se realizaron en la instalación de ANTARES del reactor FRM II, en Garching, Alemania, en los que se obtuvo una resolución espacial lineal de 35 μm y una sensibilidad de 10 ppm de H. Estos permitieron determinar la evolución temporal de los perfiles de contenido de H dentro de la muestra a las temperaturas del tratamiento térmico y los parámetros para cuantificarlos. Mediante dichos perfiles se obtuvieron también los coeficientes de difusión, cuya evolución temporal y dependencia con la temperatura del ensayo se analizó.
Estos estudios permitieron analizar los procesos dinámicos relacionados con la redistribución de H en el material dada por un gradiente de concentración en este durante el tratamiento térmico, eventos que no pueden analizarse mediante estudios off −situ.
Se estudió también el efecto de un gradiente de temperatura en la difusión del H en muestras de Zircaloy-2 con contenido inicial de H constante y se simuló el fenómeno de redistribución de H debido a dicho gradiente utilizando un modelo de solución de la ecuación de difusión con condiciones variables de T y solubilidad en cada punto. Se obtuvieron los perfiles de H correspondientes para las concentraciones iniciales y tiempo de evolución de los experimentos realizados. |
|---|