000			nmm a22 7a 4500
999			_c31719 _d31719
001			IS/TD-05/00
003			AR-SmCIES
005			20181204143443.0
007			cr c| ---apnua
008			180705s2000 ag ||||fq||d| 00| 0 spa d
035			_aIS/TD-05/00
040			_cAR-SmCIES _aAR-SmCIES
041	0		_aspa
072		7	_2inisscc _aS11
100	1		_aDomizzi, Gladys _91609
245	1	0	_aInfluencia del hidrógeno sobre aleaciones base circonio.
300			_a136 p.
502			_aTesis para optar al título de Doctor en Ciencia y Tecnología, Mención Materiales, 2000. Directores: Dr. Ovejero García José; Dr. Vigna Gustavo. CNEA
520			_aLas 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.
710	1		_91034 _aComisión Nacional de Energía Atómica. _bInstituto de Tecnología Sabato.
710	2		_91033 _aUniversidad Nacional de San Martín
942			_2udc _cTS