Volumen II - SAM

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.
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