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la temperatura de transición e incrementan el rango de transición. Datos
experimentales indican que decrece la resistencia al impacto con incre-
mento del precipitado hibrido. La correlación entre la elongación y el
contenido de Hidrogeno muestra una definida disminución de la elon-
gación con el incremento del contenido de Hidrogeno. Las propiedades
de tensión no son dependientes del contenido de Hidrogeno. Datos de
muestras de zircaloy 2 con varios tratamientos térmicos muestran que la
resistencia a la tensión es esencialmente independiente de la concentra-
ción de Hidrogeno hasta aproximadamente 500 ppm; mas allá de esto la
resistencia es severamente reducida. Estudios seleccionados de KAPL
(Knolls Atomic Power Laboratory) indican solo pequeños efectos del
Hidrogeno sobre propiedades al ciclo de esfuerzos y al creep y esencial-
mente ningún efecto sobre propiedades a la tensión a 600°F para niveles
de Hidrogeno arriba de 500 ppm.
En Bartolino (2001) se estudió que a partir de muestras de Zry-4 co-
mercial se realizó la caracterización metalúrgica y mecánica tradicional
para obtener sus propiedades básicas. Se desarrollaron e implementa-
ron técnicas de incorporación intencional y controlada de hidrógeno
a las probetas para realizar el estudio del efecto de este elemento en
las propiedades mecánicas. Se implementaron técnicas de mecánica de
fractura elastoplástica para el estudio de la tenacidad de las aleaciones.
Se ensayaron probetas con distribución homogénea de hidrógeno y con
aquella dada por el resultado de la aplicación de un campo de tensiones
con máximos en la zona de la punta de la fisura. También se aplicaron
metodologías de ensayos en probetas pequeñas de flexión en tres puntos
que permitieron la observación de la formación y desarrollo de fisuras
durante ensayos realizados en la platina de la cámara de un microsco-
pio electrónico de barrido. El empleo de las técnicas antes enunciadas
permitió identificar la influencia de la temperatura y el contenido de
hidrógeno en los rangos 20 a 200°C y 0 a 2000 ppm, respectivamente.
La influencia negativa del contenido de hidrógeno en la tenacidad del
material demostró ser importante a partir de muy pequeñas concentra-
ciones del mismo con efectos que disminuyen al aumentar la tempe-
ratura. No se observó cambio de mecanismo de fractura excepto para
aquellas muestras cargadas con hidrógeno en presencia de un campo de
tensiones. La observación del crecimiento de fisura y la morfología y
contenido de precipitados sobre la superficie demostró la influencia de
la absorción de hidrógeno en estos últimos.
Conclusiones
El estudio de las aleaciones de zirconio para aplicaciones en la
industria nuclear ha sido tema de amplia investigación para mejorar
el rendimiento de las partes utilizadas en los núcleos de los reactores
nucleares, sustituyendo a partes de acero inoxidable que en un inicio
fueron consideradas en su diseño. Para su sustitución se ha estudiado
el beneficio de las aleaciones de zirconio, llevando la investigación a
medir su comportamiento en el medio donde se desenvolverán, con-
siderándose aspectos de resistencia a la corrosión, temperaturas de
trabajo, reacción con agentes como el Hidrogeno y la temperatura, así
como las características metalúrgicas microestructurales y mecánicas
que soporten su resistencia y por ende un mejor rendimiento y durabi-
lidad durante su vida en servicio. Hasta ahora se ha investigado que la
aleación Zircaloy 4 ha sido la mejor aleación, pero los estudios conti-
núan en centros de investigación para mejorarla o para validar nuevos
materiales mediante técnicas de simulación que permitan predecir un
mejor comportamiento.
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