Modelización microscópica del daño por irradiación en metales hcp (a-Zirconio): efecto de la anisotropía en la difusión y evolución de defectos
- Autores: Cristina Arévalo
- Directores de la Tesis: María J. Caturla Terol (dir. tes.), José Manuel Perlado Martín (dir. tes.)
- Lectura: En la Universidad Politécnica de Madrid ( España ) en 2007
- Idioma: español
- Tribunal Calificador de la Tesis: Emilio Mínguez Torres (presid.), Oscar Cabellos (secret.), Maximo Victoria (voc.), Chu-chun Fu (voc.), Diego Otero Nieves De (voc.)
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- Tesis en acceso abierto en: Archivo Digital UPM
- Resumen
RESUMEN El daño por irradiación en metales cúbicos centrados en las caras (fcc) y cúbicos centrados en el cuerpo (bcc) se está investigando de forma extensa en los últimos años tanto experimental como computacionalmente buscando la comprensión de los mecanismos básicos del daño. Sin embargo, los estudios microscópicos en materiales hexagonales compactos existentes hasta el momento son muy limitados. El objetivo principal de esta tesis es la creación de un modelo nuevo y original para la comprensión de la evolución microscópica (difusión de defectos) en metales hexagonales compactos, concretamente ?-Zirconio, usando la técnica de simulación de Monte Carlo Cinético. Esta técnica permite comprender la evolución de la acumulación de daño, debida tanto a irradiación de neutrones como de electrones, para tiempos largos (horasmeses). También se ha desarrollado un método para el estudio de los efectos que tiene en cualquier tipo de material, la existencia de un campo de tensión o uno o varios centros de dislocación. Esta tesis consta fundamentalmente de tres partes: En la primera parte, que comprende los capítulos 1 y 2, se explica por qué se decidió abrir el campo del estudio de este tipo de materiales y concretamente el metal ?-Zirconio, exponiendo su importancia en el campo de los reactores nucleares. Se define la estructura de un material hexagonal compacto y los problemas que surgen, tanto a nivel microscópico como macroscópico, cuando sufren una irradiación de neutrones típica de un reactor de fisión. Se define el concepto de simulación multiescala y su necesidad en el tipo de problema que se trata en esta tesis, y se han resumido los diferentes códigos necesarios para el estudio de los materiales de forma computacional desde tiempos cortos y estudios atomísticos a tiempos largos y efectos macroscópicos. En la segunda parte, capítulo 3, 4 y 5, se describen los fundamentos del método de simulación más utilizado en esta tesis doctoral, el método de Monte Carlo cinético. Este tipo de simulaciones requiere una gran cantidad de parámetros de entrada que describen los procesos que van a tener lugar durante la evolución del daño. Con el fin de identificar estos parámetros se ha realizado un profundo estudio bibliográfico sobre los datos existentes en la literatura que se resumen en esta tesis. Con respecto a la distribución inicial de defectos, se ha utilizado una base de datos de cascadas de desplazamiento de zirconio creadas por átomos de retroceso desde 10 keV hasta 25 keV a 600K obtenidas mediante el método de dinámica molecular dentro del apartado los diferentes tipos de defectos y aglomerados de defectos que aparecen en estas cascadas y se definen los diferentes mecanismos que se han introducido en el modelo para el estudio del daño por radiación en materiales hexagonales compactos. Se describe además en este capitulo las modificaciones realizadas para el estudio especifico de materiales hcp, así como las modificaciones para incluir diferentes campos de tensión sobre los defectos. La tercera parte de esta tesis, capítulos 6 al 10, describe los principales resultados obtenidos en esta tesis doctoral. Comienza con el cálculo de los espectros neutrónicos y de átomos primarios de retroceso típicos de un reactor de fisión actual y de nueva generación mediante el código de transporte neutrónico MCNP (Monte Carlo N-Particles) y SPECTER respectivamente; se ha obtenido también la producción de gases en las vainas de zirconio típicas de los reactores. A continuación se describen los resultados obtenidos con el modelo de Monte Carlo cinético sobre la evolución de defectos producidos bajo irradiación en diferentes condiciones. Con el objetivo de entender el comportamiento y la estabilidad de los distintos tipos de defectos y aglomerados de defectos creados en una cascada de colisión, se ha comenzado estudiando la evolución en el tiempo de los diferentes tipos de cascadas (envejecimiento de cascadas) 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 daño por irradiación de neutrones en el material, se ha estudiado la evolución de la microestructura bajo las condiciones de un reactor de fisión actual. En primer lugar se ha estudiado el efecto de la temperatura en la concentración y el tamaño de defectos producidos. Los resultados se han comparado con datos experimentales. Se ha analizado el efecto de diferentes parámetros: tasa de dosis, movilidad de los aglomerados de intersticiales, la introducción de un bias para intersticiales y el efecto de la anisotropía en el movimiento de intersticiales (movimiento de una a tres dimensiones para los intersticiales). Esta anisotropía en el movimiento de intersticiales es característica de los metales hcp. Siguiendo con el estudio de esta anisotropía se ha considerado la acumulación de daño y el crecimiento por irradiación (fenómeno típico en metales hexagonales compactos) para varias posibilidades de movimiento de los intersticiales. También se ha estudiado el 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 o teoría de tasas. Finalmente se exponen los resultados de la modificación del código para la consideración de que el material sufra un campo de tensiones. En resumen, en esta tesis doctoral se ha estudiado por primera vez la evolución del daño producido por neutrones y electrones en un metal hcp utilizando un código de Monte Carlo cinético. Para realizar este trabajo ha sido necesario modificar el código de Monte Carlo existente, incluyendo la estructura hcp y la anisotropía en la difusión de defectos. Se han evaluado los distintos mecanismos y parámetros de difusión de defectos bajo distintas condiciones de irradiación, comparando con resultados experimentales existentes en la literatura. Los resultados de estos cálculos muestran la influencia de la anisotropía en el cristal en la concentración de defectos en la forma de recombinación entre vacantes e intersticiales muy pequeña, la desaparición de muchos intersticiales en bordes de grano y, debido a esto, la existencia de muchos aglomerados de vacantes en el cristal; todo esto conduce al fenómeno de crecimiento bajo irradiación típico en materiales hcp. En el estudio de la anisotropía en el movimiento de los intersticiales se puede concluir una recombinación mayor y crecimiento de aglomerados de intersticiales cuando la anisotropía en el movimiento disminuye (pasa de una dimensión en el plano basal y saltos entre planos basales en un orden de magnitud menor, a un movimiento en tres dimensiones). ABSTRACT The study of point defect clustering in hexagonal-close-packed (hcp) metals is dominated by a consideration of the geometry of the hcp lattice and lattice parameters ratio (c/a). Because of this crystallographic anisotropy, defect anisotropic diffusion is expected (jump distances and jump rates depend on jump directions). This study has focused on hcp ?-Zirconium (c/a 1.594, lower than ideal 1.633). The aim of this thesis is the creation of a new and original model for the understanding of the microscopic evolution (defect diffusion) in hcp metals, mainly zirconium, using a kinetic Monte Carlo simulation technique. This technique allows us to understand the evolution of damage accumulation, due either neutron and electron irradiation, for long times (hours-months). A new method has also been developed to study the effects, in any kind of material, of the existence of a stress strain or one or several centres of dislocation. The first barrier of the radioactive material is proposed to be built of ZrNb alloys in an advanced light water reactor. The understanding of the effect of irradiation on zirconium mechanical properties is crucial for safe operation of the reactor. However, knowledge at fundamental level concerning processes that happen when a material is irradiated are very limited, both in basic microscopic and macroscopic experimental results. We have focused our work on the description of microscopic effects of irradiation using computer simulations in a multi-scale approach. Several multiscale modelling simulations steps have been used in order to understand the microscopical fission reactor cladding behaviour. We have focused on zirconium alloys claddings (Zircaloy-4 and Zr-2.5%Nb). The first step has been to simulate the neutron spectra. Spectra for current pressure water reactors (PWR) and high burn-up advanced reactors have been obtained. Neutron spectra in several burnt steps have also been obtained and the isotopic variation in the cladding (looking for Helium and Hydrogen apparition in the system) has been represented. Taking these results as input data the Primary Knock-on Atom (PKA) spectra have been reproduced. From those data a systematic analysis of primary damage has been obtained using a binary collisions code for high energy recoils, in order to get distribution of cascades and subcascades for these recoil energies. With these data the evolution of the microstructure during irradiation under different environment conditions (temperature and dose rate) have been studied. Molecular dynamics (MD) simulations cascades that fit best to PKA spectra have been selected and they have been used as input data on defect energetics and cascade damage. Neutron irradiation in Zirconium (the main cladding component in all the situations) has been studied with a new kinetic Monte Carlo model modified in this thesis to study irradiation (neutron and electron) in hcp metals. Diffusion in an hcp lattice of those defects produced in cascades has been studied in detail. Results have been compared with available experimental data. Results on electron irradiation of hcp ?-Zirconium under different conditions with a kinetic Monte Carlo model have also been obtained in order to compare with experimental results. Finally results are exposed in order to consider stress strain in the material. In resume, in this thesis has been studied, for the first time, the damage evolution produced by neutron and electrons in hcp metals through a kinetic Monte Carlo code.
