Beca doctoral y/o posdoctoral CONICET

Beca doctoral y/o posdoctoral CONICET - Centro Atómico
Bariloche
Lo que se plantea estudiar es cómo el acero dedicado a reactores nucleares (en especial los
ferríticos y los martensíticos) se comporta ante la irradiación intensa de neutrones
energéticos, tema muy importante en la nueva generación de reactores que se está
desarrollando a la sombra del ambicioso proyecto ITER.
1. VISIÓN GENERAL -PLAN TRABAJO Beca Doctoral y/o Posdoctoral
Esta sección contiene la información sobre la solicitud de la beca: el título del proyecto, los
datos personales del solicitante a la beca y del director, los objetivos y un resumen de la
investigación.
TÍTULO: Efectos de la irradiación de neutrones en la microestructura y las propiedades
mecánicas de un acero ferrítico / martensítico.
OBJETIVOS
Objetivo general: Estudiar los mecanismos de endurecimiento y fragilidad de un acero
ferrítico / martensítico irradiado con neutrones.
Objetivo específico: Identificar relaciones entre la fricción interna, la microestructura y las
propiedades mecánicas de un acero ferrítico / martensítico sometido a diferentes
condiciones de irradiación neutrónica.
Evaluar los mecanismos de daño por irradiación neutrónica a nivel micro y
macroestructural.
RESUMEN INVESTIGACIÓN
El propósito de este trabajo consiste en aplicar la espectroscopía mecánica en el estudio de
los mecanismos de endurecimiento y fragilidad de un acero ferrítico / martensítico
provocados por la irradiación neutrónica. La espectroscopía mecánica mide la fricción
interna, una propiedad intrínsica sensible a los cambios microestructurales y la interacción
de las dislocaciones con otros defectos de red. La metodología a utilizar consiste en
establecer correlaciones entre la evolución de la microestructura, las propiedades mecánicas
y el espectro de fricción interna cuando aumenta la intensidad de la irradiación neutrónica
mediante diversas técnicas experimentales como microscopía electrónica de barrido,
microscopía electrónica de transmisión, difracción de rayos X, dureza, ensayos de impacto
y tracción, espectroscopía mecánica.
2. ANTECEDENTES
La comunidad científica internacional y la industria han trabajado de forma conjunta
durante las últimas décadas, en el desarrollo y evaluación de materiales, para los
componentes de reactores de fusión y fisión nuclear [Klueh, et a.l, 2002; Salavy, et al.,
2010]. Estos materiales deben cumplir con diferentes requerimientos como tener baja
activación por irradiación, baja temperatura de transición dúctil frágil, baja tasa de
hinchamiento (swelling), alta resistencia al creep, buena resistencia a la corrosión y
adecuadas propiedades físicas, termodinámicas y mecánicas, para resistir altas dosis de
radiación, presiones relativamente altas y entrar en contacto directo con el fluido.
Adicionalmente, deben ser materiales confiables, reemplazables y reciclables, con técnicas
de manufactura bien establecidas [Matijasevic, 2008].
La utilización de materiales de baja activación es fundamental, para reducir la generación
de materiales altamente radioactivos y aumentar la aceptación de los reactores, para la
producción de energía. La irradiación neutrónica induce cambios microestructurales y
degradada las propiedades mecánicas, especialmente cuando ocurre una transmutación
nuclear como la producción de hidrógeno y helio [Matijasevic, 2008].
Los aceros ferríticos / martensíticos son apropiados para la utilización en recipientes y
componentes de los reactores debido al alto nivel de resistencia a la irradiación de
neutrones y su desempeño mecánico en el intervalo de operación [Gelles y Schäublin,
2001; Matijasevic, 2008]. La baja activación y el control de la composición química
reducen la contaminación por la disposición de residuos con emisiones radiactivas,
permitiendo reciclar hasta un 97% del material según el contenido de impurezas y
elementos aleantes. La radiación produce la transmutación de impurezas como cobalto y
niobio, y de elementos constituyentes como el hierro, el níquel, molibdeno, cromo que
modifican las propiedades del acero [Kalinin, et al., 2000].
Estos aceros se caracterizan por el endurecimiento a bajas temperaturas y por una
temperatura de transición frágil dúctil cercana a la temperatura ambiente cuando no han
sido irradiados. La irradiación con partículas de alta energía produce vacancias y lazos de
dislocaciones inmóviles que pueden convertirse en fuertes obstáculos al movimiento de las
dislocaciones, provocando el endurecimiento del acero e induciendo fragilidad por el
aumento de la temperatura de transición de fractura dúctil a frágil. Esto se debe
principalmente al efecto de las impurezas, especialmente la precipitación de nanopartículas
de cobre, la segregación de fósforo y daños en la matriz. Esta fragilización es uno de los
factores importantes en las plantas nucleares y puede prevenir la extensión de la vida útil.
El estudio de aceros inoxidables ferríticos sometidos a diversas condiciones de irradiación
está orientado principalmente a dos áreas. La primera es entender el comportamiento de las
dislocaciones cuando el acero es irradiado. La acumulación de deformación y el flujo
plástico dependen del movimiento de las dislocaciones. La segunda es predecir el
comportamiento del acero a una temperatura y condiciones específicas de irradiación a
partir de los valores disponibles.
La Espectroscopía Mecánica mide la energía disipada (fricción interna) por el material
cuando se aplican esfuerzos mecánicos oscilatorios. Esta técnica es sensible al movimiento
de las dislocaciones y su interacción con otros defectos de red. Estos fenómenos tienen un
gran efecto sobre las propiedades mecánicas y los mecanismos de deformación /
endurecimiento [Colorado, 2004; Hoyos, 2008];.
En los aceros ferríticos, se encuentran relajaciones Snoek-Köster provocadas por la
interacción de las dislocaciones con intersticiales, con una magnitud proporcional a la
densidad de dislocaciones [Tkalcec y Mari, 2004]. En los aceros martensíticos, se
encuentran diversas relajaciones asociadas al movimiento de las dislocaciones y la
precipitación del carburo épsilon [Hoyos, et al., 2011].
Se destacan los trabajos realizados por Liu, Tkalcec y Mari. Young Liu reporta la presencia
de picos de fricción interna relacionados con el movimiento activado térmicamente de las
dislocaciones. Liu reporta la presencia de dos picos de fricción interna en aceros aleados de
bajo y medio carbono, relacionados con la formación de lazos apareados en dislocaciones
de borde y tornillo a las temperaturas de 170 K y 255 K.
Tkalcec y Mari relacionan estos dos picos a las dislocaciones de borde y reportan la
presencia de dos picos de fricción interna a 510 K y 600 K, identificándolos como picos de
Snoek – Köster debido a la interacción de los átomos de carbono con los lazos apareados
formados en las dislocaciones de tornillo [Liu, 1994; Tkalcec y Mari, 2004].
El laboratorio de fricción interna del Centro Atómico Bariloche tiene una reconocida
trayectoria en el área de fricción interna. De los últimos trabajos se destacan las tesis de
Maestría en Ingeniería en el área de Materiales y Procesos, presentadas por Henry Colorado
y John Jairo Hoyos Quintero, para el título de magíster en la Universidad Nacional de
Colombia, las cuales fueron designadas con Menciones de honor Meritoria [Colorado,
2004; Hoyos, 2008]; la tesis de doctorado en curso de John Jairo Hoyos Quintero, para
optar al título de doctor en Ciencias de la Ingeniería del Insituto Balseiro de la Universidad
Nacional de Cuyo, Argentina.
Este trabajo emplea la espectroscopía mecánica para estudiar la respuesta dinámica de las
dislocaciones bajo el efecto de irradiaciones neutrónicas.
El acero ferrítico / martensítico es sometido a diferentes intensidades de irradiación
neutrónica, con el fin de evaluar el endurecimiento y la fragilidad a la fractura. La
evolución de la microestructura y las propiedades se estudia mediante diversas técnicas
como espectroscopía mecánica, difracción de rayos X, microscopía electrónica de barrido,
medidas de dureza y ensayos de impacto. Esto permite establecer correlaciones entre la
microestructura, las propiedades y la fricción interna.
3. ACTIVIDADES Y METODOLOGÍA
El desarrollo del trabajo se realiza con base en cinco etapas: análisis y revisión
bibliográfica, diseño experimental, fase experimental, análisis de resultados y elaboración
de informes. Esta última etapa comprende la realización de los informes correspondientes a
la beca del CONICET, la redacción de la tesis de doctorado y la preparación de un artículo
para someter al congreso internacional de fricción interna y espectroscopía mecánica que se
realiza cada tres años. Los resultados preliminares más importantes serán presentados en
artículos y congresos, con el fin de divulgar los resultados y promover el empleo de la
espectroscopía mecánica.
La revisión bibliográfica se realizará de forma continua durante la ejecución de este trabajo,
orientándola a la evaluación de los cambios en la microestructura y las propiedades de
aceros ferríticos / martensíticos irradiados, y los aportes de la espectroscopía mecánica al
estudio de la interacción de las dislocaciones en aceros con diferentes condiciones de
irradiación neutrónica.
El diseño experimental mediante la utilización de modelos estadísticos facilitará la
comparación de la respuesta del acero sometido a diferentes periodos de irradiación. Esto
permitirá una mejor optimización de los recursos disponibles.
La fase experimental comenzará con la preparación de las probetas, la realización de
tratamientos térmicos y la entrega de las muestras para irradiar en el reactor RA6 durante
diferentes periodos y condiciones de irradiación. También se realizará la caracterización
microestructural, se evaluará el desempeño mecánico y se medirá la fricción interna de las
muestras sin irradiar, para establecer un referente de comparación. El comportamiento de
las muestras irradiadas será evaluado y comparado con las muestras sin irradiar, siguiendo
los periodos establecidos en el diseño experimental.
La complejidad de la microestructura de los aceros genera la superposición de relajaciones
mecánicas asociadas a factores como defectos puntuales, dislocaciones y transformaciones
de fase. Por tanto, se requiere el empleo de técnicas de experimentales complementarias,
para una correcta identificación de los mecanismos de relajación.
La fricción interna se mide mediante espectroscopía mecánica, en un péndulo de torsión
invertido, en el modo de vibración forzada. Las medidas se pueden realizar en función de la
temperatura, la frecuencia y la amplitud de deformación. Esto permite identificar las
características de activación de los mecanismos de relajación. La deconvolución de los
picos de fricción interna se realiza aplicando funciones de Debye, por medio del Software
Peak Fit.
4. FACTIBILIDAD
El acero empleado en este proyecto es comercial y utilizado en aplicaciones nucleares. El
Centro Atómico de Bariloche posee equipos de maquinado para la preparación de las
probetas, hornos para la realización de los tratamientos térmicos, un reactor nuclear RA6
para la irradiación de las probetas y los equipos necesarios para realizar la caracterización
microestructural, evaluar el desempeño mecánico y medir la fricción interna. Esto indica
que los costos de la ejecución del proyecto no son altos y pueden ser asumidos por el lugar
de trabajo. El péndulo de torsión invertido que se encuentra en el Centro Atómico
Bariloche permite medir la fricción interna en función de la temperatura, la frecuencia y la
amplitud de deformación, identificando las características de los parámetros de activación.
El Centro Atómico Bariloche tiene la disponibilidad de los siguientes
equipos: el Pendulo de torsión invertido, en modo de oscilación forzado subresonante
modelo D´Anna-Benoit de EPFL-Suiza. DSC (differential scanning calorimetry), Reactor
nuclear RA6, Durometro escala macrodureza Petri y de microdureza Leica. Microscopio
Optico Leica DMRM con captura digital de imagines, SEM (Scanning Electron
Microscopy) Philips 515 con microanálisis EDAX, TEM (Transmisión Electron
Microscopy) Philips EM300 que opera a 100keV con platina de calentamiento y de
deformación “in situ”, TEM Philips CMUT200 que opera a 200keV con resolucion puntual
de 2 A. Laboratorio de Química Analítica y Equipo de analisis gases LECO HR 404 y
otros, Máquina universal de ensayos mecánicos INSTRON Modelo 5577.
5. REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Colorado, H. Fricción Interna en sustrato metálico-película de TiN. Tesis de Maestría en
Ingeniería en el Área de Materiales y Procesos. Mención Meritoria. Universidad Nacional
de Colombia. Medellín, 2004. pp 10 – 50.
Hoyos, J.J. Fricción interna en aceros revenidos. Tesis de Maestría en Ingeniería en el Área
de Materiales y Procesos. Mención Meritoria.
Universidad Nacional de Colombia. Medellín, 2008.
Hoyos, J. Ghilarducci, A. Salva, H. Chaves, C. Vélez, J. Effects of tempering on internal
friction of carbon steels, Materials science and engineering A. 528. 2011. pp 3385 – 3389.
Kalinin, G. Et al., Assessment and selection of materials for ITER in-vessel components.
Journal of Nuclear Materials 283 – 287 (2000) 10 – 19.
Klueh, R.L. Et al., Ferritic/martensitic steels – overview of recent results. Section 4.
Ferritic/martensitic steels. Journal of Nuclear Materials 307–311 (2002) 455 – 465.
Kryvkov,A., Et al., Prediction of irradiation embrittlement of vanadium alloyed low nickel
steel for future reactors. Journal of Nuclear Materials
416 (2011) 327 – 330.
Matijasevic, M. Lucon, E. Almazouzi, A. Behavior of ferritic/martensitic steels after
n-irradiation at 200 and 300°C. Journal of Nuclear Materials
377 (2008) 101–108.
Salavy, J. F., Et al., Must we use ferritic steel in TBM?. Fusion Engineering and Design 85
(2010) 1896 – 1902.
Tkalcec, I. Mari, D. Internal friction in martensitic, ferritic and bainitic carbón Steel; cold
work effects. Materials science and engineering A 370 (2004) 213 – 217.
DATOS PERSONALES DE LOS DIRECTORES
Director: Ada Albertina Ghilarducci, Investigador Independiente Conicet,
División Física de Metales, Centro Atómico Bariloche, Argentina
Mail: [email protected]. Telefono : 0294 15 4641017