Solubilidad de hidrógeno en tubos de presión de Zr-2.5Nb. (Record no. 26909)

MARC details
000 -LEADER
campo de control de longitud fija 05360mm aa2200205a 44500
000 - LEADER
campo de control de longitud fija aIS/T--109/07
003 - IDENTIFICADOR DE NÚMERO DE CONTROL
campo de control AR-SmCIES
008 - DATOS DE LONGITUD FIJA--INFORMACIÓN GENERAL
campo de control de longitud fija 091110s2007 ag fq d # spa#d
040 ## - FUENTE DE CATALOGACIÓN
Centro catalogador/agencia de origen AR-SmCIES
100 1# - ENTRADA PRINCIPAL--NOMBRE DE PERSONA
Nombre de persona Giroldi, Johana Paola
245 10 - MENCIÓN DEL TÍTULO
Título Solubilidad de hidrógeno en tubos de presión de Zr-2.5Nb.
260 ## - PUBLICACIÓN, DISTRIBUCIÓN, ETC.
Fecha de publicación, distribución, etc. 2007.
300 ## - DESCRIPCIÓN FÍSICA
Dimensiones 138 p.
500 ## - NOTA GENERAL
Nota general Cantidad de ejemplares: 1
502 ## - NOTA DE TESIS
Nota de tesis Tesis para optar al título de Magister en Ciencia y Tecnología de Materiales. Director/es: Banchik, Abraham David; Vizcaíno, Pablo
520 ## - RESUMEN, ETC.
Sumario, etc. Debido a la buena combinación de propiedades mecánicas, resistencia a la corrosión y baja sección eficaz para absorción neutrónica, el Zr y algunas de sus aleaciones han sido ampliamente utilizados en la industria nuclear. En particular, los tubos de presión de la Central Nuclear Embalse [CNE], de tipo CANDU, se construyen con Zr-2.5Nb. Sin embargo, estos materiales son altamente reactivos frente al hidrógeno [deuterio] que se genera en los reactores ya sea por corrosión como por radiólisis del agua. Parte de éste es absorbido por el metal. Cuando el límite de solubilidad es superado, precipitan hidruros de Zr, que fragilizan el material, lo que posibilita la falla de componentes críticos del reactor. En este contexto, en nuestro laboratorio se está llevando a cabo un proyecto de investigación sobre la formación de hidruros en aleaciones de Zr. En este trabajo se ha determinado la solubilidad sólida terminal de hidrógeno en la aleación Zr-2.5Nb, utilizando las técnicas de Dilatometría Diferencial y Calorimetría Diferencial de Barrido para medir las temperaturas de solubilidad terminal en disolución [T sub TSSd] y en precipitación T sub STSp]. La concentración de hidrógeno en las muestras se midió utilizando un cromatógrafo de gases. El material utilizado en los ensayos fue tomado de un off-cut de un tubo de presión de producción rutinaria. Por lo tanto, tiene originalmente la microestructura típica de los tubos de este tipo que están en servicio, es decir, granos laminares de fase alfa-Zr, con un 0.8 por ciento en peso de Nb, separados por una delgada capa de fase beta-Zr, con un contenido aproximado de 20 por ciento Nb. Se trabajó en un rango de temperaturas entre ambiente y 550 grados C, que corresponden a solubilidades sólidas terminales superiores a las 450 ppm. Los resultados obtenidos por dilatometría se comparan con los medidos en el calorímetro diferencial de barrido en el presente trabajo, y también con los datos de otros autores, medidos con diferentes técnicas [dilatometría, fricción interna, resistividad]. A partir de las curvas obtenidas se calcularon las entalpías de solubilidad para los procesos de disolución como precipitación. Se encontró además que para las muestras con temperaturas de solubilidad superiores a los 400 grados C, la microestructura sufrió alteraciones durante las experiencias, lo que permitió comprobar el efecto de la descomposición de la misma sobre la solubilidad.
Sumario, etc. Due to the favorable combination of mechanical properties, corrosion resistance and low neutron absorption cross-section, Zr and some of its alloys have been largely used in the nuclear industry. For instance, the pressure tubes in CANDU nuclear reactors as the one operating in the Embalse Nuclear Power Plant [CNE], are produced with cold-worked Zr-2.5Nb. However, these materials are highly reactive and the corrosion reaction with the heavy water coolant produces deuterium, part of which is incorporated into the metal. Part of it is absorbed by the alloy, and when solubility limit is exceeded, precipitation of Zr hydrides occurs, which produces the fragilization of the material, and the possible failure of the reactor critical core components. In this context, an investigation Project is being conducted about the hydride formation on hexagonal Zr based alloys. In the present study, the terminal solid solubility of hydrogen in Zr-2.5Nb has been determined, using Differential Dilatometry and Differential Scanning Calorimetry to measure the terminal solubility temperatures on dissolution [T sub TSSd] and on precipitation [T sub TSSp]. Hydrogen concentration in the specimens was measured in a LECO gas chromatograph. The material used throughout the experiences was obtained from an off-cut of an ordinary produced pressure tube. Consequently, it originally has the standard microstructure of any operating pressure tube. The solubility was measured between room temperature and 550 C degrees, and hydrogen contents up to 460 ppm. Experimental results obtained by dilatometry and calorimetry were compared with data published by other authors, who used different techniques, as internal friction and acoustic emission. The dissolution and precipitation enthalpies were calculated from the experimental curves. In addition to this, we observed the effect of the microstruture decomposition on the terminal solubility, in those specimens whose terminal solubility exceeded 400 C degrees because the high temperatures used in the experimental runs produced decomposition of the metaestable phases of the alloy.
590 ## - NOTA LOCAL (RLIN)
Nota local Lugar de trabajo: Centro Atómico Constituyentes
710 1# - ENTRADA AGREGADA--NOMBRE DE ENTIDAD CORPORATIVA
Nombre de entidad corporativa o nombre de jurisdicción como elemento de entrada Comisión Nacional de Energía Atómica.
Unidad subordinada Instituto de Tecnología Sabato.
Nombre de entidad corporativa o nombre de jurisdicción como elemento de entrada Universidad Nacional de San Martín.
Holdings
Estatus retirado Estado de pérdida Fuente de la clasificación o esquema de estantería Estado de daño No para préstamo Biblioteca de origen Biblioteca actual Fecha de adquisición Número de inventario Signatura topográfica completa Código de barras Visto por última vez Precio de reemplazo Tipo de ítem Koha
    Dewey Decimal Classification     Centro de Información Eduardo Savino Centro de Información Eduardo Savino 02/10/2018 IS/T--109/07 IS/T--109/07 IS/T--109/07 02/10/2018 02/10/2018 Thesis