Volumen II - SAM

particular, la precipitación de hidruros contribuirá en forma más leve en el endurecimiento porcentual y, de
idéntica forma el daño por radiación. La fluencia alcanzada en este trabajo no produjo un endurecimiento
importante, es decir un aumento de la tensión de fluencia, como puede verse, por ejemplo, en Zry-4, pero sí
fue suficiente para obtener una disminución de la ductilidad, en donde los dos factores, hidruros más daño
por radiación, actúan conjuntamente. Incluso el efecto sólo del contenido de hidrógeno se observa, como es
clásico en la literatura, modificando los valores de deformación total.
El tratamiento de homogeneización no modificó sustancialmente la tensión de fluencia lo que reafirma la
hipótesis de que el endurecimiento es producto de la estructura y no de la concentración de hidrógeno ni de
la distribución del daño neutrónico.
No es posible aún, con la cantidad de probetas ensayadas, establecer algún mecanismo de aditividad de
ambos efectos, pero futuros trabajos en este sentido probablemente permitan establecer el grado de vínculo
entre los defectos y los hidruros en el material irradiado. Un modo de analizarlo es realizar recocidos
isócronos para llegar a establecer la temperatura de recuperación del daño neutrónico como ya se obtuvo
para Zr y Zry4 en trabajos anteriores [9]
Se están además realizando los estudios de caracterización por TEM del material irradiado para obtener
información adicional para la interpretación de los mecanismos de endurecimiento y fragilización.
4. CONCLUSIONES
En Zr2.5%pNb y a las fluencias neutrónicas alcanzadas no se observa un incremento importante en la tensión
de fluencia. Esto se interpreta por la microestructura compleja de la aleación.
Se observa una disminución de la ductilidad con el contenido de H e incrementada por el daño por radiación.
Es necesario realizar más ensayos a distintas dosis de irradiación, recocidos isócronos y análisis por TEM
para determinar el grado de interacción entre los hidruros y los aglomerados de defectos creados por la
radiación.
REFERENCIAS
1. J.H.Huang and S.P.Huang, “Effect of hydrogen contents on the mechanical properties of Zircaloy-4”, J.
of Nucl. Mater. 208,(1994), 166-179.
2. T.S .Byun T.S., K Farrel. and N Hashimoto., “Plastic instability behavior of bcc and hcp metals after low
temperature neutron irradiation”, Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 998-1002.
3. N. Hashimoto, T.S.Byun , K. Farell and S.J.Zinkle, “Deformation microstructure of neutron-irradiated
pure polycrystalline metals”, J. of Nucl. Mater. 329-333 (2004) p.947-952.
4. T.S. Byun and K. Farrell, “Plastic instability in polycrystalline metals after low temperature irradiation”,
Acta Materialia 52 (2004) 1597-1608.
5. A. Seeger, “On the theory of Radiation Damage and Radiation Hardening”, Proc. Second. International
Conf. on Peaceful uses of Atomic Energy, Ginebra, (1958), 250-273
6. B.N.Singh, N.M. Ghoniem and H. Trinkaus, “Experiment-based modeling of hardening and localized
plasticity in metals irradiated under cascade damage conditions”, Journal of Nuclear Materials 307-311
(2002) 159-170.
7. A.M. Garde, “Effects of irradiation and hydriding on the mechanical properties of Zry-4 at high
fluencies”, ASTM, STP 1023, (1989), 548-569
8. A.M. Fortis y C.A. Vazquez, “Ensayos mecánicos en Zr, Zry-4 Y Zr-2.5 Nb hidrurados sometidos a
irradiación neutrónica”, Anales AATN 2008.
9. A.M. Fortis y C.A. Vazquez, “Efecto combinado del daño por radiación y los hidruros sobre el
comportamiento mecánico de Zr y Zry-4”. Anales CONAMET/SAM, 2006.
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