CONGRESO CONAMET/SAM 2004 MECANISMOS DE ENDURECIMIENTO POR IRRADIACIÓN NEUTRÓNICA EN CIRCONIO POLICRISTALINO HIDRURADO Ana M. Fortis (1) y Carolina Vázquez (2) (1) Unidad de Actividad Materiales, CNEA, Av. Gral. Paz 1499, B1650KNA, San Martín, Pcia. de Bs. As. , Argentina, fortis@cnea.gov.ar (2) Instituto de Tecnología J. Sabato, CNEA, Av. Gral. Paz 1499, B1650KNA, San Martín, Pcia. de Bs. As. , Argentina, cvazquez@cnea.gov.ar RESUMEN Se midió la dependencia del endurecimiento por irradiación con la dosis o fluencia neutrónica, en circonio con hidruros. Se realizó este estudio en material recocido, con 450 μm de tamaño de grano promedio y con una concentración del 13% en volumen de hidruros en fase γ metaestable. Se irradiaron probetas de tracción en el reactor RA1 de CNEA durante períodos entre una hora y 50 horas, correspondientes a fluencias de entre 3,6 × 1015 n cm-2 y 1,8 × 1017 n cm-2. Estas fluencias se eligieron para evitar los fenómenos de saturación e inestabilidad del daño que ocurren por encima de 5 × 1017 n cm-2. Las medidas de endurecimiento mostraron una dependencia lineal con la raíz cuadrada de la fluencia. Se realizaron recocidos isócronos y no se obtuvo recuperación del endurecimiento por encima de las temperaturas de la etapa V, lo que muestra una posible interacción de los defectos inducidos por la irradiación con los hidruros presentes en el material. Palabras Claves: endurecimiento por irradiación, irradiación neutrónica, circonio, hidruros. 1. INTRODUCCIÓN El circonio es ampliamente utilizado en la tecnología de los reactores nucleares de fisión. Constituye el metal base de las aleaciones con las que se fabrican componentes estructurales, debido a sus buenas propiedades mecánicas y, especialmente, a su baja absorción de neutrones. Las aleaciones de circonio se utilizan fundamentalmente para los diversos componentes (vainas, tubos de presión y calandria, etc.) que separan el combustible del refrigerante y del moderador en los reactores nucleares de potencia. El daño provocado por la radiación en sus diversas manifestaciones de degradación de propiedades, representa un serio problema tecnológico y por lo tanto económico. Las propiedades mecánicas han sido durante muchos años el motivo de muchos trabajos en condiciones tanto pre como posirradiación; se han obtenido datos estadísticos y se han desarrollado ecuaciones de diseño basadas en la colección de datos de los reactores en funcionamiento, cuando ello era posible, o de los obtenidos en programas en los MTR [1,2]. En todos los casos las fluencias neutrónicas alcanzadas fueron lo suficientemente altas como para que fenómenos como la inestabilidad y/o la saturación del daño no permita identificar con claridad los mecanismos que provocan la variación de las propiedades mecánicas. El efecto de la radiación sobre las propiedades de los materiales es complejo tanto desde el punto de vista teórico como experimental. Las activación radiactiva es uno de los obstáculos más limitantes de la calidad y cantidad de experimentos necesarios para una completa caracterización del daño por radiación Por ello es que, más allá de los datos tecnológicos conocidos, la comprensión de los procesos que ocurren deben ser encarados de forma sistemática, con irradiaciones llevadas a cabo en condiciones controladas y, además, deben desarrollarse herramientas de cálculo de modo de alcanzar la capacidad de predecir la evolución de las propiedades macroscópicas de los materiales irradiados. Este trabajo forma parte de un programa de validación experimental de modelos de daño encarado por varios grupos de trabajo de los Centros Atómicos Constituyentes y Bariloche de la CNEA y del exterior con el objetivo de realizar predicciones aplicables a problemas que se presentan en el diseño y/o cálculo de sobrevida de reactores[3,4]. CONGRESO CONAMET/SAM 2004 Como primer paso se ha elegido determinar el endurecimiento de circonio cuando es irradiado con neutrones rápidos, establecer su dependencia con la fluencia y analizar el efecto de otras fases presentes como los hidruros. Es bien conocido que la irradiación neutrónica a temperaturas por debajo de la etapa V de recuperación, causa un gran incremento de la tensión de fluencia y que al mismo tiempo lleva a una severa reducción en la ductilidad (comúnmente conocida como fragilización a baja temperatura). A pesar de más de 40 años de investigación aún no se ha resuelto en forma convincente la naturaleza del daño que provoca estos fenómenos, sobre todo por la falta de una detallada observación de la muy compleja estructura y distribución del daño que se acumula durante la irradiación neutrónica. En las primeras etapas de la constitución del daño el endurecimiento sigue leyes sencillas en función de la densidad de barreras u obstáculos para el movimiento de las dislocaciones. Según las teorías clásicas [5,6] la radiación introduce una enorme cantidad de barreras distribuidas homogéneamente en el material. Sin embargo nuevas teorías han sido dadas a conocer en los últimos años, en donde se cuestiona la homogeneidad del daño y que explican en forma más o menos convincente ciertos comportamientos anómalos en los ensayos que determinan el endurecimiento por irradiación. Estos estudios fueron llevados a cabo en materiales bcc y fcc, aunque se intenta generalizarlos a todos los metales y sus aleaciones. [7,8]. En principio el tipo y la cantidad de barreras que provocan el endurecimiento depende de la partícula que incide e inicia la cascada de colisiones que es la primera fase del daño. Una medida de la naturaleza de las barreras puede obtenerse con ensayos de tracción. Con ese objetivo para este trabajo se construyeron especímenes de circonio y se analizaron sus estados metalúrgicos después de los tratamientos termomecánicos a los que fueron sometidos; se detectó la presencia de fases que en principio podrían influir en el mecanismo de endurecimiento, se determinó la respuesta mecánica luego de ser irradiados con neutrones en el reactor RA1, y se realizaron ensayos de recuperación del daño. 2. DESARROLLO EXPERIMENTAL 2.1 Estado metalúrgico e irradiación Se tornearon probetas de tracción a partir de barras de 4 mm de diámetro de circonio de pureza 99,99%. Las dimensiones finales se observan en la Fig. 1. Las probetas fueron recocidas en atmósfera de Ar durante 50 h a 750 ºC para conseguir el crecimiento de grano. Simultáneamente se realizaron los mismos tratamientos térmicos a trozos de la varilla original cortados en secciones longitudinales y transversales con el objeto de determinar textura, orientación y realizar metalografías y estudio de fases presentes. 0: 2 22 0:3,3 4 3,5 Figura 1. Dimensiones de las probetas (en mm) El material contenía 13% en volumen de hidruros, que mediante difracción de rayos X, se determinó que constituían la fase γ metaestable. Las probetas estaban fuertemente texturadas con los planos basales perpendiculares al eje de tracción y el tamaño de grano fue en promedio de 450 μm. Las irradiaciones fueron realizadas en el reactor nuclear RA1 de CNEA, a temperatura ambiente. Las probetas se colocaron dentro de una cápsula ubicada en el reflector central del reactor donde esta bien definido el flujo neutrónico. El reactor RA-1 tiene una potencia autorizada de 40 kW térmicos; es del tipo de tanque abierto, con un núcleo de uranio enriquecido al 20% con U235. Su flujo neutrónico rápido promedio es de 1012 neutrones cm -2 s-1 ; como es un reactor de bajo flujo tiene la ventaja de poseer menor ruido térmico y menos vibraciones mecánicas y es más fácil el control de la temperatura y la estimación de la dosis o fluencia de irradiación. Los tiempos y fluencias alcanzados se muestran en la Tabla 1. Tabla 1: Número de probetas irradiadas y fluencia alcanzada. El flujo rápido fue de 1× 1012 n/cm2 s. Nº de Tiempo de Fluencia muestras irradiación [h] [n cm-2] 4 4 1 3,6 1015 3 15 5,3 1016 6 50 1,8 1017 Después de cada irradiación las probetas se traspasaron a una celda caliente a la espera de su decaimiento radiactivo, para poder ser manipuladas y ser ensayadas. 2.2 Ensayos de tracción Las tracciones fueron realizadas a temperatura ambiente en una máquina de ensayos universales Instron a la que se adaptó un sistema de mordazas construidas ad-hoc para el montaje rápido de las probetas con el objeto de evitar un manipuleo excesivo, dado el remanente de actividad de las mismas. Se utilizó un sistema de tracción invertido, CONGRESO CONAMET/SAM 2004 previendo la posibilidad de realizar recocidos “in situ”, Fig. 2. Figura 2. Sistema de mordazas para carga rápida en tracción invertida. La velocidad de deformación fue de 0,2 mm/min. Varias muestras fueron traccionadas hasta rotura y otras sólo hasta un porcentaje mínimo de endurecimiento por trabajado, para su posterior uso en los tratamientos de recuperación del daño. Un sistema de adquisición de datos permitió obtener la tensión de fluencia por medio del ajuste de pendientes, Fig. 3. Figura 4. Equipo para realizar recocidos con pulsos cuadrados 60 recta 1: -6.5+88x Tensión(MPa) 50 3. RESULTADOS Y CONCLUSIONES 40 30 recta2: 12,4 +41x 20 10 0 0, 0 0,2 0, 4 0,6 0,8 Deformacion(%) Figura 3. Determinación de la tensión de fluencia. 2.3 Recuperación del daño Para completar el estudio del endurecimiento se realizaron recocidos isócronos de 15 minutos de duración entre 100ºC y 400ºC. Los pulsos de recocido se efectuaron en un equipo que permite la obtención de pulsos cuadrados con un error en la determinación de la temperatura menor a 1 ºC, Fig. 4. Los pulsos se realizaron de modo de obtener una buena definición de la tensión de fluencia, sin producir un excesivo endurecimiento por trabajado. Para minimizar este efecto 3 probetas irradiadas 50 h fueron llevadas a la temperatura final de recocido sin pasar por las etapas de recocido intermedias. En todos los casos no se observó la recuperación del endurecimiento. El objetivo principal de estas mediciones del endurecimiento en policristales de circonio es comprobar el cumplimiento del modelo conocido como endurecimiento por barreras dispersas propuesto por Seeger [5]. Éste plantea que los aglomerados de vacancias o los lazos producidos en la cascada actúan como barreras para el movimiento de las dislocaciones en el plano de deslizamiento y por lo tanto, son la principal fuente del endurecimiento por irradiación; este modelo predice una dependencia lineal del endurecimiento con la raíz cuadrada de la fluencia neutrónica y no ha sido comprobada fehacientemente en todos los materiales, en particular sólo en algunos hexagonales [9]. Las dificultades para interpretar las mediciones y el comportamiento a la tracción uniaxial residen en la multiplicidad de mecanismos de endurecimiento que actúan, dada la compleja interacción con las dislocaciones de los defectos creados por la irradiación y los defectos preexistentes (bordes de grano, impurezas, fases como los hidruros...etc.). La tensión de fluencia promedio inicial en las probetas de este trabajo, con 450 μm de tamaño de grano, fue de 20 MPa, mientras que en un policristal de 20 μm de tamaño de grano, la tensión de fluencia inicial a temperatura ambiente es de ~230 MPa y, con 40 μm, de ~125 MPa. Al ser tan baja la tensión inicial es posible obtener por irradiación suficiente incremento de la tensión como para ser medidas con poco error, a pesar de las bajas fluencias a las que se debe trabajar para comprobar el modelo. CONGRESO CONAMET/SAM 2004 En la figura 5 se muestran los resultados de los valores de la tensión de fluencia después de haber sometido a las probetas a diferentes dosis neutrónicas. Se obtuvo una dependencia lineal con la raíz cuadrada de la fluencia neutrónica. Se comprueba que el resultado se corresponde con el modelo clásico de endurecimiento por barreras dispersas. La presencia de hidruros es, necesariamente, un factor a tener en cuenta en futuros análisis, ya que la dependencia de la tensión de fluencia con la dosis neutrónica puede tener validez en rangos distintos a los establecidos para metales puros, pudiendo afectar el comportamiento del material bajo tensiones. 40 35 Tensión [MPa] valores obtenidos sin irradiación. Indudablemente, algún tipo de interacción entre los hidruros presentes y los lazos de dislocaciones, hace que éstos se fijen en la matriz, o, la absorción de defectos puntuales por borde de grano sea diferente en ambos casos, de modo que los lazos adquieren una estabilidad superior y no son recuperables a la temperatura ensayada. 30 25 20 15 10 0 10 20 1/2 (φt) 7 30 40 50 La no recuperación del daño a temperaturas cercanas a la etapa V, que es la temperatura de funcionamiento de los componentes de reactores de potencia, indica que es posible acumular defectos en puntos de atrape como los hidruros, lo que lleva a pensar en una posible y severa reducción de la ductilidad. −2 1/2 10 [n cm ] 4. REFERENCIAS Figura 5. Tensión de fluencia vs. la raíz cuadrada de la dosis neutrónica. En materiales fcc y bcc policristalinos es típico encontrar que cuando se los irradia a dosis superiores a 5 1017n cm-2 presentan curvas de tracción con un pronunciado pico superior de fluencia, con una caída posterior para continuar luego con poco o ningún endurecimiento por trabajado. Este comportamiento está asociado a la necesidad de poner en movimiento las dislocaciones ancladas por una nube de defectos creados por la irradiación (aglomerados, lazos y fallas de apilamiento) y al establecimiento de inhomogeneidades en la deformación, producidas por el barrido de defectos en ciertos planos de deslizamiento. En trabajos realizados en Cu se ha establecido cuál es el verdadero punto de fluencia que debe considerarse como así también hasta cuándo es válido el modelo de barreras dispersas [10]. Es por eso que se irradió a dosis bajas de modo de no superar la etapa en que la deformación se concentra en ciertos canales por la aniquilación de defectos. Los recocidos térmicos para recuperar el endurecimiento por radiación, se realizaron en las probetas más endurecidas, es decir, las que recibieron dosis de irradiación más altas; en estos casos, si hubiera recuperación, el porcentaje del mismo sería más alto e influirían menos otras variables como el endurecimiento por trabajado. Los pulsos de recocido entre 100 y 400 ºC no mostraron recuperación del endurecimiento. Los recocidos realizados directamente a la temperatura que supera la etapa V, es decir, por encima de la temperatura en que el daño por radiación se elimina, también dieron resultados negativos: no se observó la recuperación de la tensión de fluencia a los [1] M. Weshler, R. Tucker y S. Ohr, “Radiation Metallurgy”, Progress Report, ORNL-4246, ORNL, Oak Ridge, Tenn, 1968, pp. 66-90. [2] J. Diehl y G. P. Seidel, Proceedings Symp. “Radiation Damage in Reactor Materials, Vol. 1”, IAEA, Viena, Junio 1969, pp. 187-220. [3] L Malerba, E. Van Valle, C. Domain, S. Jumel, J. Van Duysen, Proceeding of 10th International Conference on Nuclear Engineering, Abril 1418, 2002, Arlington (VA), USA, pp. 1-7. [4] A. Caro y M. Caro, Technical Report IC/2000/19 CAB y The Abdus Salam International Centre for Theoretical Physics, 2002. [5] A. Seeger, “Proceeding 2nd International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy”, Ginebra, Sept. 1958, 6, pp. 250-273. [6] M. Makin, Report UKAEA, AERE-R-4403, (1963). [7] B. N. Singh, A. J. E. Foreman y H. Trinkaus, Journal of Nuclear Materials, 249, 1997, pp. 103-115. [8] B. N. Singh, N. M. Ghoniem y H. Trinkaus, Journal of Nuclear Materials, 307-311, 2002, pp. 159-170. [9] C. Iriart, A. M. Fortis y H. C. González, Acta Metallurgica, 32, 1984, pp. 389-395. [10] H. C. González, Physica Status Solidi (a), 86, 1984, pp. 169-188.