Determinación de las propiedades mecánicas de aleaciones base circonio irradiadas con iones carbono mediante nanoindentación

M. H. MARCHENA; A. FORTIS; J. I. RAMALLO; M. C. FUERTES; M. F. DEL GROSSO

Congreso; XIX Encuentro de superficies y materiales nanoestructurados NANO 2019; 2019

Las aleaciones de base circonio han sido ampliamente utilizadas en vainas de elementos combustibles y en otros componentes internos de reactores de potencia debido a su baja sección de captura neutrónica. En particular, con Zry-4 se fabricaron las vainas de los elementos combustibles de los reactores PHWR argentinos, los tubos centrales y láminas o envolturas (foils) aislantes de las columnas térmicas o canales de refrigeración de las centrales Atucha I y II [1], y se proyecta su utilización en varios componentes del reactor CAREM. En los últimos años, ha habido un interés creciente por el reemplazo de Zry-4 por aleaciones de la familia del Zr-Nb debido a su mayor resistencia a procesos de degradación como el daño por irradiación, la corrosión uniforme y nodular, y la fragilización por hidrógeno [2]. La caracterización de material irradiado con neutrones implica una compleja manipulación de las muestras y una exposición radiológica del personal involucrado. Algunas de las estrategias que permiten minimizar estas complicaciones son la simulación del daño neutrónico con iones [3] y la miniaturización de las muestras para el uso de técnicas micromecánicas [4]. En este trabajo se presentan los resultados de mediciones micromecánicas realizadas sobre cupones de aleaciones Zr-Nb con diferentes contenidos de Nb (1; 2,5 y 3%), Zry-4 y Zr puro. Las muestras se estudiaron sin modificar e hidruradas por medio de la técnica de carga gaseosa, antes y después de ser sometidas a irradiación con iones carbono a 150 keV. La irradiación se realizó en el inyector del acelerador TANDAR, generando daño en una región de 0,25 cm2. Se modeló la penetración de los iones con el software SRIM V2013. Según los resultados obtenidos, con fluencias de 6.1015 y 1,2.1016 iones/cm2 se obtienen valores pico de daño por radiación de 20 y 40 desplazamientos por átomo respectivamente, a una profundidad de 170 nm (máxima penetración del ion: 350 nm). Las mediciones se realizaron utilizando un nanoindentador Agilent G200 con una punta Berkovich hasta una profundidad de 300 nm. Se programaron entre 25 y 50 mediciones por zona, con control por desplazamiento; luego, se construyeron histogramas con los datos de módulo de indentación (EIT) y dureza (HIT) calculados a partir de las curvas de carga-descarga medidas [5]. Se pudo determinar que el efecto de la hidruración fue, en general, aumentar tanto EIT como HIT. Además, se observó un incremento de HIT debido a la irradiación con los iones en la mayoría de los casos. Estos estudios forman parte de los procesos de selección de materiales que actualmente se están llevando a cabo para encontrar candidatos a reemplazar componentes de Zry-4 en centrales nucleares de tipo PHWR.[1] Manual de operaciones, Central Nuclear Atucha II.[2] P. Rudling, A. Strasser, F. Garzarolli. ANT International. Skultuna, Sweden (2007).[3] C. Yan, R. Wang, Y. Wang, X. Wang, G. Bai, Nucl. Eng. Technol. 47 (2015) 323-331.[5] G. Lucas, J. Nucl. Mater. 117 (1983) 327?339.[6] W. C. Oliver, G. M. Pharr, J. Mater. Res. 7 (1992) 1564-1583.