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Tesis para optar al título de Magister en Ciencia y Tecnología de Materiales. Director/es: Fortis, Ana Marí; Sacanell, Joaquín

El estudio de la fragilización por irradiación en recipientes a presión de centrales nucleares es un proyecto del grupo Daño por Radiación del Departamento Materiales. El proyecto busca conocer el efecto que tiene la aceleración de la irradiación en el comportamiento mecánico de los aceros que componen los recipientes a presión y comprobar si los resultados de los programas acelerados son conservativos. En este caso se estudió el acero SA 508 clase 3 que es el utilizado en la fabricación de los recipientes a presión de la Central Atucha II y del reactor CAREM. Se estudió el comportamiento magnético de este acero como otra técnica con la que es posible obtener información sobre el estado del material bajo distintas condiciones de irradiación; esta técnica es prometedora dentro de los programas de vigilancia de los recipientes a presión ya que requiere menor cantidad de material y una facilidad experimental superior. Se muestran los corrimientos de la temperatura de transición dúctil-frágil obtenidos en las irradiaciones llevadas a cabo en el reactor RA-1 donde se irradiaron dos juegos de probetas Charpy con entalla en V con factores de avance de 500 y 250. Las irradiaciones se realizaron en un dispositivo bajo atmósfera controlada, a temperaturas idénticas a las de servicio y se obtuvieron datos fractomecánicos a través de ensayos en celdas calientes. Sobre el material irradiado se aplicó el método magnético obteniéndose diferencias en el comportamiento para los distintos estadios de irradiación. Del estudio de los lazos menores de histéresis magnética se obtuvo una correlación entre los diferentes factores de avance de la irradiación y los valores del campo coercitivo. Se interpreta este comportamiento teniendo en cuenta las diferencias en la estructura de defectos creadas por las distintas condiciones de irradiación y su interacción con las paredes de dominio magnético.

In this thesis it is presented the results obtained within the project to study the effect of lead factors on the mechanical behavior of Reactor Pressure Vessel steels. Two sets of Charpy specimens with V notch of SA-508 type 3 steel, material of Atucha II and CAREM Reactor Pressure Vessels, were irradiated in the RA-1 reactor and one set of Charpy specimens is use as reference. The irradiations were made at the same in service power reactor temperature, and with different lead factors to obtain mechanicals data and to know their dependence on the diffusion of alloying elements. It is shown the shifting of the ductile-brittle transition temperature in each case. A method to obtain the magnetic coercive field of irradiated materials was applied. It is studied the magnetic behavior of this steel as another technique that can obtain information on the status of the material under different conditions of irradiation; this technique is promising in the monitoring programs of pressure vessels requiring fewer experimental material. From the study of magnetic hysteresis minor loops a correlation between different lead factors and coercive field values was obtained. This behavior is interpreted taking into account differences in the structure of defects created by different irradiation conditions and their interaction with magnetic domain walls.

Observaciones: Apéndices: p.70-83

Lugar de trabajo: Centro atómico Constituyentes