Deformación bajo irradiación de canales de refrigeración en un reactor de agua pesada - Ramos Nervi, Juan Eduardo (2024)
Las centrales nucleares del tipo CANDU utilizan canales de refrigeración fabricados con aleaciones de zirconio-niobio, para contener el combustible y el refrigerante del reactor. Durante su operación estos componentes se encuentran sometidos simultáneamente a altas temperaturas, tensiones mecánicas y flujo neutrónico, condiciones que inducen cambios dimensionales progresivos asociados a fenómenos de creep y crecimiento por irradiación. Estos mecanismos constituyen uno de los principales factores que limitan la vida en servicio de los tubos de presión y, por lo tanto, su comprensión y modelización resultan esenciales para la vigilancia estructural y la operación a largo plazo de las centrales nucleares. En esta tesis se desarrolla un marco constitutivo para describir el creep en régimen estacionario en aleaciones policristalinas de zirconio bajo irradiación neutrónica. El enfoque combina una descripción multiescala con el uso de variables internas, permitiendo vincular los procesos microestructurales inducidos por irradiación con la respuesta macroscópica del material. A escala de grano, las leyes constitutivas se formulan mediante un marco termodinámico que considera la generación y migración de defectos producidos por radiación, así como los mecanismos de deformación asociados al deslizamiento y trepado de dislocaciones. A escala policristalina, el comportamiento global se obtiene mediante técnicas de homogenización que permiten representar la respuesta del agregado. El modelo resultante es termodinámicamente consistente y se enmarca dentro de la teoría de materiales estándar generalizados. Además, reproduce resultados característicos de la rate theory utilizada para describir la evolución de defectos bajo irradiación. Las relaciones obtenidas presentan un carácter no lineal y reflejan el acoplamiento inherente entre creep irradiado y crecimiento, aunque admiten formas parcialmente linealizadas para niveles moderados de tensión. El marco propuesto proporciona una base mecanística para mejorar la predicción del cambio dimensional de los tubos de presión en reactores nucleares, contribuyendo al análisis de integridad estructural y a la gestión de vida útil de estos componentes críticos.