Volumen II - SAM

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$determinación del módulo de rotura de mezclas refractarias - SAM$

a la transformación de la fase β y a la interrupción de los caminos continuos de difusión. Se encontró que con los resultados experimentales de la velocidad de RDIH correspondientes a los materiales de este trabajo, las predicciones del modelo presentaron un muy buen ajuste, cuando se emplearon los valores de tensión de fluencia y coeficientes de difusión acordes al grado de transformación de la fase β. Se verificó que el coeficiente de difusión tiene un peso determinante sobre la velocidad de propagación Vp, aún mayor que el correspondiente a la tensión de fluencia, la cual no alcanza por si misma para explicar el incremento en la velocidad. Para la predicción de la velocidad en material irradiado, mediante estos modelos, se hace imprescindible la determinación del coeficiente de difusión para dosis equivalentes a las recibidas por el material en servicio. Se encontró que se puede estimar el coeficiente de difusión utilizando una extrapolación de coeficientes conocidos de material sin irradiar en función del porcentaje de Nb de la fase β. REFERENCIAS 1. C. E. Coleman, J.F.R Ambler, “Delayed Hydrogen Cracking in Zr-2.5 wt% Nb alloy”, Reviews on Coatings and Corrosion, Vol. III, Nº 2 & 3 (1979) pp. 105-157. 2. G.D. Moan, C.E. Coleman, E.G. Price, D.K. Rodgers, S. Sagat, “Leak-before-break in water reactor piping and vessels”, International Journal of Pressure Vessels Piping, 43 (1990) pp. 1-21. 3. M. Griffiths, C. K. Chow, C. E. Coleman, R. A. Holt, S. Sagat, V. F. Urbanic, AECL CRNL-10844 (1993). 4. Aldridge, S.A., Cheadle, B.A., “Age hardening of Zr-2,5%Nb slowly cooled from the (α+β) phase field”, Journal of Nuclear Materials 42 (1972) pp. 32-42. 5. M. Griffiths, J.E. Winegar, A. Buyers, “The Transformation Behavior of the Beta-Phase in Zr-2.5Nb Pressure Tubes”, Journal of Nuclear Materials Vol. 383 Issues 1-2 (2008) pp. 28-33. 6. M. T. Jovanovic, R. T. Eadie, Y Ma, M. Anderson, S. Sagat, V. Perovic, “The effect of annealing on hardness, microstructure and delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material”, Materials Characterization 47 (2001) pp. 259-268.C. 7. S. Sagat, C. E. Coleman, M. Griffiths, B. J. S. Wilkins, “The effect of fluence and irradiation temperature on delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb”, 10th Int. Symposium. Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1245, Eds. A. M. Garde y E. R. Bradley American Society for testing and Materials (1994), pp 35-61. 8. B. Scruby, “An Introduction to Acoustic Emission”, Journal of. Physics E Vol. 20 (1987) pp. 943-953. 9. G. M. Benites, A. Fernández Guillermet, G. J. Cuello, J. Campo, “Structural properties of metastable phases in Zr-Nb alloys I. Neutron diffraction study and analisis of lattice parameters”, Journal of Alloys and Compounds, 299 (2000) pp. 183-188. 10. C. Toffolon-Masclet, J-C. Brachet, G. Jago, “Studies of second phase particles in different zirconium alloys using extractive carbon replica and electrolytic anodic dissolution procedure”, Journal of Nuclear Materials, 305 (2002) pp. 224-231. 11. R. Choubey, “DHC Axial velocity test procedure for IAEA round-robin test program”, in: AECL Report No. FC-IAEA-02 T1.20.13-CAN-27363-02 (1998). 12. I. Mieza, “Rotura Diferida Inducida por Hidruros en Zr-2,5Nb”, Tesis Doctorado, Instituto Sabato – CNEA-UNSAM, N° Publicación IS/TD_43/09. 13. Simpson, L. A. and Puls, M. P: “The effects of Stress: Temperature and Hydrogen Content on Hydride- Induced Crack Growth in Zr-2.5 Pct Nb”, Metallurgical Transactions A, 1979, Vol 10A, pp 1093-1105. 14. M. P.Puls, “Effects of Crack Tip Stress States and Hydride-Matrix Interaction Stresses on Delayed Hydride Cracking”, Metallurgical Transactions A Vol 21A (1990) 2905-2917. 15. A. A. Shmakov, R. N. Singh, D. Yan, R. L. Eadie, Yu. G. Matvienko, “A combined SIF and temperature model of delayed hydride cracking in zirconium materials”, Computational Materials Science 39 (2007) pp 237-241. 16. B.C. Skinner, R. Dutton, in: N.R. Moody, A. Thompson (Eds.), “Hydrogen Diffusivity in α-β Zirconium alloys and its role in Delayed Hydride Cracking”, Hydrogen Effects on Material Behavior, The Minerals, Metals and Materials Society, Pennsylvania, (1990) pp 73-83. 17. Z. L. Pan, S. St. Lawrence, P. H. Davies, M. Griffiths, S. Sagat, “Effect of irradiationon the fracture properties of Zr-2.5Nb pressure tubes at the end of design life”, 14th Int. Symposium. Zirconium in the Nuclear Industry. ASTM STP 1245 (2005), pp 759-782. 1280
Congreso SAM/CONAMET 2009 Buenos Aires, 19 al 23 de Octubre de 2009 ENSAYOS MECÁNICOS EN Zr-2.5 Nb HIDRURADO SOMETIDO A IRRADIACIÓN NEUTRÓNICA A VARIAS FLUENCIAS C. A. Vazquez (1) y A. M Fortis (1) (1) Departamento Materiales – GIDAT, Gerencia de Área de Energía Nuclear Comisión Nacional de Energía Atómica Av. Gral. Paz 1499 (B1650KNA) San Martín, Pcia. de Bs. As., Argentina. E-mail: cvazquez@cnea.gov.ar RESUMEN El objetivo de este trabajo es la determinación del efecto sinérgico del daño por radiación y el contenido de H en aleaciones de uso en tubos de presión de reactores nucleares CANDU. Se presenta el resultado de ensayos mecánicos llevados a cabo luego de irradiar durante 500 h probetas de Zr-2.5%pNb con distintos contenidos de hidrógeno donde la fluencia alcanzada fue de1,8× 10 22 n/m 2 . Las probetas fueron recocidas durante 24 h a 450 ºC, hidruradas con 50, 80,100 y 200 ppm de H y recocidas nuevamente para lograr homogeneización durante 7 días a 380ºC. Se muestra que a las dosis alcanzadas, el contenido de H y la radiación no afectan significativamente la tensión de fluencia; sí se observa una disminución de la ductilidad, principalmente en la deformación no homogénea tanto por el efecto del H como por la dosis de radiación neutrónica. Se compara los resultados con los obtenidos a otras fluencias. Palabras clave: daño por radiación, hidrógeno, endurecimiento, Zr-2.5%pNb. 1. INTRODUCCIÓN Una de las propiedades que indican el comportamiento mecánico durante la vida útil del componente en un reactor nuclear es el endurecimiento por irradiación; esta propiedad, y las medidas de ductilidad, permiten establecer, junto a otros ensayos, el grado de fragilidad de los componentes irradiados. Sin embargo, el estado metalúrgico, la presencia inevitable de fases que precipitan durante la irradiación o las previamente existentes, hacen necesario que se realicen estudios para determinar de qué modo intervienen en las propiedades mecánicas. El circonio y sus aleaciones comerciales como materiales por excelencia constitutivos de componentes de reactores de fisión sufren modificaciones importantes en sus propiedades mecánicas a lo largo de su vida útil por lo que se necesita conocer con detalle cuáles de los componentes de su microestructura son alterados por la radiación. Se sabe que la adición de hidrógeno reduce la ductilidad de las aleaciones de circonio no irradiadas. Esta reducción depende de la concentración de hidrógeno con respecto al límite de solubilidad, la orientación de los hidruros con respecto a la dirección de la carga mecánica y la temperatura de deformación. Durante la operación del reactor pueden ingresar decenas de ppm de deuterio que se suman al contenido de hidrógeno original de los componentes. Esto puede llevar a la falla de los mismos, debido al carácter fragilizante de las fases que precipitan, como también a su posible interacción con los defectos creados por irradiación. A la temperatura de operación del reactor (≈ 300ºC), donde la solubilidad del H es aproximadamente 65 ppm, no aparece una notable reducción de la ductilidad, por lo menos hasta contenidos de 1000 ppm. En los ensayos fractomecánicos la fractura es de tipo dúctil en todos los casos [1]. A temperatura ambiente, en cambio, una pequeña cantidad de hidrógeno es suficiente para reducir severamente la ductilidad de las aleaciones de circonio. En el núcleo de los reactores de potencia moderados y refrigerados por agua pesada o agua liviana, la mayor fuente de hidrógeno es la reacción de corrosión acuosa de los componentes constituidos por aleaciones de Zr. Aunque el fenómeno ha sido estudiado por muchos años varias cuestiones aun permanecen sin resolver, principalmente, el comportamiento mecánico de esos componentes en el ambiente radiactivo. La exposición a los neutrones por debajo de la etapa V de recuperación del daño (280ºC-400ºC) genera defectos que también reducen la ductilidad e incrementan la tensión de fluencia. 1281
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Luego del ensayo de nitruración, s
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a) Patrón b) N1 c) N2 d) Patrón e
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TCE Equiaxial TCE Columnar Potencio
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Los diagramas de impedancia obtenid
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El esquema cinético simplificado p
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La cinética de disolución indica
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E / V vs. SCE 4 3 2 1 0 0 200 400 6
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Cuando se aplica un potencial de 0.
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i/A cm -2 4.0x10 -5 2.0x10 -5 0.0 -
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REFERENCIAS El desarrollo de una p
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL Sorba
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Una forma de prevenir el biofouling
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Tabla 2. Composición de las mezcla
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especto al blanco y altos valores d
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estudiadas, respecto a las VC medid
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Teniendo en cuenta que a 250 rpm la
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de carga se hace circular el hidró
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partir de este gráfico se pudo obt
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i ( mA / cm² ) i ( mA / cm² ) i (
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4. CONCLUSIONES Los pretratamientos
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL Se tr
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Tabla 2. Tiempos de transición y p
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4. CONCLUSIONES Los espesores y la
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El efecto de la EPS provoca una pé
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3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN Si bien
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humedad, son capaces de ampollar la
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CIM debido al agua presente en el s
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Figura 3. Fotografia del cupón de
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7. P.S. Guiamet, S.G Gómez de Sara
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Todos los especimenes fueron precal
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Figura 7: Probeta T670N, imagen de
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En el acero AISI 420, al aumentar l
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la corrosión en rendijas [9,10,11]
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Se observa que en todas las solucio
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ataque sufrido por medio de cloruro
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ealización de los ensayos electroq
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a) b) E (V) E (V) 1 0 -1 1E-7 1E-6
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4. CONCLUSIONES El sulfato es el a
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manteniéndose por debajo de las 40
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del mismo se distingue una sola con
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In this paper, the influence of ave
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The LOI test (ASTM D 2863) was carr
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Consequently, with the object of es
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hacen posible una alta adsorción d
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E ECS / mV 200 100 0 -100 -200 -300
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En la Tabla número 2, se aprecia l
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La reacción de los ácidos naftén
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Figura 2. Esquema de la planta de D
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4. CONCLUSIONES Se presentaron las
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL Las e
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El cronoamperograma en la presencia
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potencial inicial Ei= -0,65V. 1- ja
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presentan una mayor resistencia a l
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Las figuras 1 y 2, muestran que a 2
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Se observa que las corrientes de co
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observación metalográfica y DRX s
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En la Tabla 2 se reportan valores d
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Debe tenerse en cuenta que la expos
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trodo de trabajo (Aleación 22). Ad
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dancia, k es el factor de conversi
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4. CONCLUSIONES Mediante las técni
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Las características del recubrimie
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han reportado degradación de la mi
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la Tabla 3. Puede concluirse que la
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Si bien hay registros en la literat
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impronta en el microdurómetro fue
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el ensayo de erosión y se perdió
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Como electrolito se utilizó una so
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3-a) 3-b) Figura 3. a) Superficies
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En las caras pulidas mecánicamente
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Para cada tipo de enlace químico h
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Figura 1. Cambio de color. En la fi
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En la figura 5 y en la tabla 4 se m
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Figura 2. Esquema del reactor donde
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Figura 4. Evolución coordinación
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y 1 μ ≈ − EA − 2 ( IP + ) =
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En la tabla 2 se observa que el sis
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Microstructure is elucidated from t
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morphology observed by TOM. Bright
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donde, γ es la tensión superficia
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Se puede observar que con los térm
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parámetro ya que cuando la longitu
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Longitud de Fisura (mm) 3 2 1 0 Com
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3. Filtrando la matriz Isf se obtie
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información que dan los píxeles d
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las temperaturas Tξ´ asociadas a
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propuestas por Šesták y Berggren
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El haz fue polarizado linealmente e
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150ºC [5]. Dado que la experiencia
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Asimismo, y con el objetivo de aseg
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0.321 mm 0.319 mm 10/05 Figura 4. R
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL Se ex
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zona central). A tal fin se prepara
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constituidos fundamentalmente por M
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL El ma
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en la microestructura, lo cual reve
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5. G.D. De Almeida Soares, L.H. De
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL La es
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Dapp 40000 35000 30000 25000 20000
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REFERENCIAS 1. R. M. Torres Sanchez
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sodio (NaCl) al 3% p/v, durante 63
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Potencia /V Potencial /V 3,1E-02 3,
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4. CONCLUSIONES - El registro const
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eporta a nivel nacional en promedio
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El análisis de Difracción por ray
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incluidos en las interfases de los
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Cuando se somete el acero S32205 DS
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1. Charles, J.; Superduplex stainle
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Las simulaciones de conformado del
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Ley 1 : h s ⎛ h ⎞ o γ = ho ⎜
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Figura 5. Diagrama de Límite de Co
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asándose en trabajos sobre otros m
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Figura 3: Espectros de DRX de los p
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La Figura 2 muestra los espectros M
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4. CONCLUSIONES La activación meca
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Con tal propósito, se decidió inv
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AGRADECIMIENTOS El presente trabajo
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Además el MAV genera superficies d
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una de coordenadas. Finalmente, tom
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Por otra parte, las distribuciones
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formador de hidruro (MFH) reversibl
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entre punto y punto para que la tem
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3.2 Del sistema Cu-Sn Figura 1. Dia
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Tabla 1 : Modelos termodinámicos p
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saturación. Para el caso de rango
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eportada por Mateo y col. [10] que
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se estudiaron las fases hp6 y hp4,
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presentan comportamiento ferromagn
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320, 360, 400 y 600. Como segunda f
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la suave curvatura debido al efecto
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interacción Coulomb on-site [14-16
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El cálculo de la energía de adsor
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Son muchas las razones que hacen de
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Ensayos con cambios en la velocidad
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velocidad de difusión de los átom
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cómo afecta cada adición ternaria
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Como las simulaciones MCAS implican
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REFERENCIAS 1. G. S. Firstov, J. Va
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esa restricción, y que sin cambiar
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Claramente, hay una cierta arbitrar
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que a la distancia de 1.0 Å se for
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Potencial de corrosión (V CSE ) 0,
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3. MATERIALES La tabla 2 muestra el
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por lo cual su utilización requeri
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3. Templado beta del material forja
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Los resultados de la densidad de di
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Se realizaron ensayos de inmersión
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óxido de color gris oscuro en las
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agua por 18 meses se contabilizaron
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL El po
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dg ( ) 14,0 12,0 10,0 8,0 6,0 4,0 2
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Obtuvimos una concordancia aceptabl
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the dumbbell is not the fundamenta
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Figure 2. Minimum energy 3I configu
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REFERENCES 1. D.J. Bacon, F. Gao, a
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la misma colada y su composición q
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La relación de Hall-Petch (H-P) [1
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Al seleccionar el TT utilizando est
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Figura 1. Esquema del circuito prim
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Tabla 1. Velocidad de corrosión de
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exposición. Además, para tiempos
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estima que el agregado de Zr y Nb a
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Se puede observar en la figura 2a q
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Con esta velocidad de enfriamiento,
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ecibe una fluencia (flujo neutróni
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En la cápsula de irradiación se u
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Figura 7: Probeta Charpy (1cm 2 de
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proceso es heterogéneo, comienza e
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• La aleación HYBRYD-BC1 present
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monocristal de ese mismo metal y P
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Pero de la figura se observa cómo
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f EL A EM5 A EL EL EL EL = 0, 115 ,
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and then tested for evaluation of m
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time. For coating treatment, C MOE
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Expansión (%) 0,200 0,180 0,160 0,
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Expansión (%) 0,350 0,300 0,250 0,
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Las muestras se mantuvieron durante
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asciende, observándose hasta 1000
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parámetros mencionados para los di
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extremas, de acuerdo al ángulo de
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ultra-rápida) se utilizó un susce
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almidón resultan, como consecuenci
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CUANTIFICACIÓN DE LA FASE NO CRIST
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agregado de estándar interno en ca
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3.2 Método del estándar interno:
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Figura 3. Comparación de curvas di
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Tabla 5. Análisis EDS y relación
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La curva dilatométrica del polvo d
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la temperatura de ablandamiento (TA
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RESUMEN: COMPORTAMIENTO MECÁNICO D
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% Al2O3 a % MgO a % C(s) a Fases pr
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σ F (MPa) 60 50 40 30 20 10 0 0,00
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En todos los espectros de rayos X d
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3.2 Reacciones químicas probables
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3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN 3.1. Car
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Los productos compactos cocidos cor
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Densidad y porosidad. La porosidad
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Microscopía Electrónica. Análisi
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2. PROCEDIMIENTO EXPERIMENTAL 2.1 L
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por eso que la corrosión en el sen
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Se realizó un tratamiento térmico
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Los gases de alto horno también tr
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plasticity of both clays. The incor
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Diametral shrinkage (%) 4. CONCLUSI
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1523
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1525
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1527
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La observación de las muestras a m
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A partir de los 800 ºC, hasta 920
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La resistividad superficial de los
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corriente,Amp 1E-5 1E-6 1E-7 100 vo
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En la Figura 2 se presenta la varia
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Porosidad 1,0 0,8 0,6 0,4 1400 ºC
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3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN 3.1 ANAL
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Intensidad (u.a) Cc80Ahid a 160ºC
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superior de óxidos de hierro en la
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similar al determinado para un prod
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Figura 8. Micrografías de la probe
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2. MATERIALES Y METODOS El PE usado
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Los resultados de la caracterizaci
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Soluciones de 0.5; 1; 2 y 4 ppm (mg
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plasma humano sobre una superficie
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σ máx [MPa] ε máx [%] w [x10 8
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En la Figura 6 se presenta la fotog
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Figura 2. Vista superior de la prob
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del compuesto. Es sabido que el má
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Los resultados de hinchamiento pued
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Existen en literatura evidencias qu
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Intensidad Intensidad (a) (c) MC 16
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comportamiento elástico. Sin embar
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Se realizaron ensayos mecánicos a
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3.3. Ensayo de fatiga La Figura 5 m
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Analizando la información reportad
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la derivada del ln β respecto a 1/
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donde DD corresponde al grado de de
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en las cápsulas de alginato-quitos
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OH N OH C NH NITRILO CETEN IMINO YN
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Figura 1. Curvas de tiempo-conversi
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El rodete que está elaborado con p
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Figura 5. Sujeción de dos álabes,
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Para estudiar la capacidad de absor
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% Abs /gr de gel 1000 500 0 -500 -1
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show all

Volumen II - SAM

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