Determinación de bajas concentraciones de hidrógeno en aleaciones de circonio utilizando radiografía de neutrones como técnica no destructiva

Abstract

Las aleaciones base circonio (Zr) se utilizan en la fabricación de las vainas de combustible y en componentes estructurales de los reactores de potencia por su baja absorción neutrónica. Estas aleaciones son susceptibles al daño por hidrógeno (H), debido a que la concentración del mismo puede incrementarse localmente en respuesta a gradientes de temperaturas o tensiones. Esto provoca una degradación general de sus propiedades mecánicas, y puede generar un proceso lento de degradación conocido como rotura diferida inducida por hidruros (Delayed Hydride Cracking – DHC). El contenido de H en aleaciones de circonio es generalmente determinado mediante técnicas destructivas. En este trabajo determinamos el contenido de H en el rango 0- 300 wt ppm con una sensibilidad de ~5 wt ppm y una resolución espacial de ~0.1 mm utilizando la radiografía de neutrones (neutrografía) como técnica no destructiva. A fin de comparar la capacidad de distintas facilidades de neutrografía para este tipo de análisis, los estudios se realizaron en cuatro laboratorios con características diferentes en términos del flujo y de la distribución en energía de los neutrones incidentes sobre la muestra, así como la máxima resolución espacial disponible en cada caso (parámetro L/D). Las facilidades fueron ANTARES en el reactor FRM-II (Alemania), Engin-X en la fuente pulsada ISIS (Reino Unido), BOA en la fuente de espalación SINQ (Suiza), y la facilidad de neutrografía del reactor RA-6 de Bariloche (Argentina). La resolución espacial alcanzada permite determinar el coeficiente de difusión de H en aleaciones de Zr utilizando muestras de dimensiones aproximadas de 5x10x10 mm3.

Zircon base alloys (Zr) are used in the manufacture of fuel sheaths and structural components of power reac-tors because of their low neutron absorption. These alloys are susceptible to damage by hydrogen (H) be-cause the concentration of the alloys can be increased locally in response to temperature or stress gradients. This causes a general degradation of its mechanical properties, and can generate a degradation process known as Delayed Hydride Cracking (DHC). H content in zirconium alloys is generally determined by destructive techniques. In this work we determine the H content in the range 0-300 wt ppm with a sensitivity of ~5 wt ppm and a spatial resolution of ~0.1 mm using neutron radiography as a nondestructive technique. In order to compare the capacity of different neutrography facilities for this type of analysis, the studies were carried out in four laboratories with different characteristics in terms of the flow and the energy distribution of the inci-dent neutrons on the sample, as well as the maximum spatial resolution available in each case (L/D parame-ter). The facilities were ANTARES in the FRM-II reactor (Germany), Engin-X in the pulsed source ISIS (UK), BOA in the SINQ (Switzerland) sputtering source, and the neutron facility at the Bariloche RA-6 reac-tor (Argentina). The spatial resolution obtained allows to determine the diffusion coefficient of H in Zr-alloys using samples of 5×10×10 mm3, approximately.