Tesis:
Modelización microscópica del daño por irradiación en metales hcp (a-zirconio): efecto de la anisotropía en la difusión y evolución de defectos.
- Autor: AREVALO MORA, Cristina María
- Título: Modelización microscópica del daño por irradiación en metales hcp (a-zirconio): efecto de la anisotropía en la difusión y evolución de defectos.
- Fecha: 2007
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA NUCLEAR
- Acceso electrónico:
- Director/a 1º: PERLADO MARTIN, José Manuel
- Director/a 2º: CATURLA TEROL, María José
- Resumen: El dafio por radiación en metales hexagonales compactos (hcp) es muy diferente del daño en metales centrados en el cuerpo (bcc) o centrados en las caras (fcc). El estudio experimental de la agrupación de defectos en estos metales está dominado por la consideración de la geometría de su red y la razón entre sus dos parámetros de red (c/a). Debido a esta anisotropía cristalográfica. se espera una difusión anisótropa de defectos en el cristal (la distancia de salto y la frecuencia de salto de los defectos dependen de la dirección en la que éste se produce). El objetivo principal de esta tesis ha sido la creación de un modelo nuevo y original para la comprensión de la evolución microscópica (difusión de defectos) en metales hexagonales compactos, concretamente a-Zirconio, usando la técnica de simulación de Monte Carlo (MC) Cinético, que permite comprender la evolución de la acumulación de dafio para tiempos del orden de horas. Concretamente se ha utilizado como base el código BIGMAC desarrollado por Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL) que se ha modificado a lo largo de esta tesis. Con el objetivo de entender el comportamiento y la estabilidad de los distintos tipos de defectos y aglomerados de defectos se ha estudiado la evolución de los diferentes tipos de cascadas en el tiempo (envejecimiento de cascadas de desplazamiento) obteniendo los defectos que escapan de la recombinación como una fracción de los que se producen en la cascada, y por lo tanto el número y tipo de defectos que interaccionarían con la microestructura. Con el fin de comprender el dafio por irradiación de neutrones en el material, ha sido objetivo de la tesis estudiar la evolución de la microestructura bajo las condiciones de un reactor de fisión actual. Para ello se han introducido varias modificaciones de los mecanismos físicos incorporados en el código, creando un nuevo código de MC considerando la red hexagonal. También ha sido objetivo de esta tesis la realización de un estudio del daño por irradiación de electrones en Zirconio para poder comparar con resultados experimentales y con resultados obtenidos usando otra técnica de simulación (Técnica de campo medio). La idea de introducir un campo de tensión en el sistema es muy importante a nivel de estudio de materiales irradiados y puede tener múltiples aplicaciones si se incluye esta posibilidad en un código de MC cinético. Por un lado, a nivel macroscópico, los materiales estructurales de los reactores nucleares están sometidos a tensiones externas; por otro lado, las dislocaciones y precipitados que se forman en el material debido al dafio por radiación tienen un campo de tensión a su alrededor capaz de atraer o repeler defectos. Esta modificación del código ha sido realizada en esta tesis.