Tesis

Las aleaciones base circonio son de especial interés en la industria nuclear debido a sus propiedades mecánicas, buena resistencia a la corrosión y su baja sección eficaz de captura de neutrones. Durante su vida en servicio dentro del reactor, estas aleaciones están sometidas a un proceso de corrosión a alta temperatura, presión e irradiación neutrónica. Parte del hidrógeno liberado por este proceso es absorbido por el material. La fracción de H (o deuterio) ingresada en el material (pickup) varía con el tipo de aleación, con el espesor, las características del óxido formado y la dosis de irradiación recibida. De esta manera se incrementa paulatinamente la concentración de hidrógeno y después de varios años en servicio se puede producir la precipitación de hidruros de circonio dando origen a diferentes tipos de daño por hidrógeno, debido fundamentalmente al carácter frágil de los mismos.
En los últimos años se han detectado, en la industria nuclear, diversos problemas asociados á la formación de hidruros en aleaciones de circonio. Entre otros podemos mencionar I) la fragilización de láminas de Zircaloy-4 de bajo espesor, 2) la fisuración y rotura de un tubo de presión de Zry-2 debido a la formación de ampollas de hidruro en presencia de gradientes térmicos, 3) fenómenos de rotura diferida en presencia de gradientes de tensiones, 4) perforación de vainas de Zry-4 por formación de ampollas de hidruro.
Hasta el presente no han sido develados en su totalidad los parámetros que controlan los fenómenos mencionados (temperatura, tensiones, características micro- estructurales, forma y distribución de hidruros, etc. ). Por esta razón se considera de interés reproducir en el laboratorio algunos de los fenómenos mencionados, en condiciones tales que permitan clarificar su desarrollo y predecir su efecto sobre el comportamiento de las aleaciones en servicio. Así el objetivo de esta tesis es contribuir al entendimiento del daño por hidrógeno en aleaciones base circonio de uso nuclear, con el fin último de minimizar los riesgos de falla por hidrógeno, en componentes de centrales nucleares. Los materiales seleccionados fueron dos aleaciones comerciales de uso nuclear: Zircaloy-4 y Zr-2,5%Nb.