Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.

Influence of aluminium on dimensional change of sintered 430 Ferritic Stainless Steel

Aluminium is added to decrease matrix chromium losses on 430 stainless steel sintered on nitrogen atmosphere. Three different ways were used to add a 3% (in weight) aluminium: as elemental powder, as prealloyed powder, and as intermetallic Fe-AI compound. After die pressing at densities between 6.1-6.5 g/cm3, samples were sintered on vacuum and on N2-5%H2 atmosphere in a dilatometric furnace. Therefore, dimensional change was recorded during sintering. Weight gain was obtained after nitrogen sintering on all materials due to nitrides formation. Sample expansion was obtained on all nitrogen sintered steels with Al additions. Microstructure showed a dispersion of aluminium nitrides when pre-alloyed powders are used. On the contrary, aluminium nitride areas can be found when aluminium is added as elemental powders or as Fe-AI intermetallics. Also nitrogen atmosphere leads to austenite formation and hence, on cooling, dilatometric results showed a dimensional change at austenitic-ferritic phase transformation temperature.

Residual stress distribution in ferritic-austenitic steel joints made by laser welding

The present investigation addresse the influence of laser welding process-ing parameters used for joining dis-similar metals (ferritic to austenitic steel), on the induced residual stress field. Welding was performed on a Nd:YAG laser DY033 (3300 W) in a continuous wave (CW), keyhole mode. The base metals (BM) employed in this study are AISI 1010 carbon steel (CS) and AISI 304L austenitic stainless steel (SS). Pairs of dissimilar plates of 200 mm x 45 mm x 3 mm were butt joined by laser welding. Different sets of parameters were used to engineer the base metals apportionment at joint formation, namely distinct dilution rates. Residual strain scanning, carried out by neutron diffraction was used to assess the joints. Through-thickness residual stress maps were determined for the laser welded samples of dis-similar steels using high spatial reso-lution. As a result, an appropriate set of processing parameters, able to mi-nimize the local tensile residual stress associated to the welding process, was found.

Overall vs. local mechanical behaviour of ferritic austenitic steel joints made by laser welding

The present investigation addresses the overall and local mechanical performance of dissimilar joints of low carbon steel (CS) and stainless Steel (SS) thin sheets achieved by laser welding in case of heat source displacement from the weld gap centreline towards CS. Welding was performed on a Nd:YAG laser DY033 (3300 W) in a continuos wave (CW), keyhole mode. The tensile behavior of the joint different zones assessed by using a video-image based system (VIC-2D) reveals that the residual stress field, together with the positive difference in yield between the weld metal and the base materials protects the joint from being plastically deformed. The tensile loadings of flat transverse specimens generate the strain localization and failure in CS, far away from the weld.

Interstitial defects stability in FeCr alloys vs Cr concentration

Finding adequate materials to withstand the demanding conditions in the future fusion and fission reactors is a real challenge in the development of these technologies. Structural materials need to sustain high irradiation doses and temperatures that will change the microstructure over time. A better understanding of the changes produced by the irradiation will allow for a better choice of materials, ensuring a safer and reliable future power plants. High-Cr ferritic/martensitic steels head the list of structural materials due to their high resistance to swelling and corrosion. However, it is well known that these alloys present a problem of embrittlement, which could be caused by the presence of defects created by irradiation as these defects act as obstacles for dislocation motion. Therefore, the mechanical response of these materials will depend on the type of defects created during irradiation. In this work, we address a study of the effect Cr concentration has on single interstitial defect formation energies in FeCr alloys.

Colonización bacteriana y oxidación de aceros inoxidables austeníticos, ferríticos y dúplex sinterizados

Las características y capacidades de los aceros inoxidables sinterizados se han investigado en una doble vertiente. Por una parte con vista a sus capacidades de resistencia a la oxidación en caliente y por otra parte se ha investigado su capacidad para retener microorganismos que contribuyan a la descontaminación de un ambiente. Por ello, para cada una de estas funciones se han utilizado los aceros inoxidables sinterizados, que se han considerado más adecuados. Para estudiar sus capacidades de resistencia a la oxidación en caliente se ha utilizado un acero inoxidable austenítico AISI 304L, un acero inoxidable ferrítico AISI 430L y un acero inoxidable Fe-16Cr-3Al. Para estudiar sus capacidades para retener microorganismos se ha utilizado un acero inoxidable austenítico AISI 316L, un acero inoxidable ferrítico AISI 430L y un acero inoxidable dúplex 50%/50% de los anteriores. Para esta última finalidad los aceros se han compactado a tres diferentes presiones 300, 500 y 700 MPa, a las que corresponden diferentes porosidades. En relación con el comportamiento frente a la oxidación en caliente, se han cuantificado los incrementos positivos o negativos de volumen, masa y densidad en los diferentes tipos de sinterización y estados de tratamiento de oxidación. Como tónica general de comportamiento, puede decirse que los aceros sinterizados bajo vacío son más resistentes a la oxidación, que los sinterizados en atmósfera de N2-5H2 y que los aceros inoxidables austeníticos son algo más resistentes, que los Cr-Al y estos, a su vez, más que los aceros inoxidables ferríticos. Respecto a la retención de microorganismos, los tres aceros inoxidables sinterizados se han ensayado en diferentes medios de cultivo, utilizando cuatro especies de bacterias. Los mejores resultados se han obtenido con Staphylococcus aureus, muy favorable para su observación y recuento. Se han cuantificado, una vez sinterizados y colonizados por los microorganismos, para cada material y presión de compactación, las áreas de cada uno de los poros y el número de microorganismos situados en los poros y en la superficie sin poros. Se ha establecido en cada caso la densidad de microorganismos en las zonas de poros y en las zonas sin poros. Como tónica general puede decirse, que los aceros inoxidables austeníticos aparecen más favorables para estos estudios, que los aceros dúplex y estos más que los inoxidables ferríticos. Asimismo, se desprende que las áreas de los poros dependen de forma unívoca de la presión de compactación y que para áreas de poros decrecientes las densidades de microorganismos son crecientes. En consecuencia, podría deducirse, que a igualdad de área de poros en una superficie, aquella que tuviera los poros más pequeños, retendría mayor cantidad de bacterias. ABSTRACT The characteristics and capacities of sintered stainless steels have been researched from two perspectives: firstly, with a view to their resistance to hot oxidation, and secondly their capacity to retain microorganisms able to decontaminate the environment. For both these functions, sintered stainless steels were used, which are considered to be the most fit for purpose. To study their resistance to hot oxidation, we used austenitic stainless steel AISI 304L, ferritic stainless steel AISI 430L and stainless steel Fe-16Cr-3Al. To study their ability to retain microorganisms, we used austenitic stainless steel AISI 316L, ferritic stainless steel AISI 430L, and duplex stainless steel, being a 50/50 blend of the two former ones. For this last purpose, the steels were compacted at three different pressures (300, 500 and 700 MPa) corresponding to different porosities. With regard to the hot oxidation, we quantified the positive or negative increments in volume, mass and density in the different types of sintering and oxidation treatment states. As a general performance trend, we observed that vacuum sintered steels are more resistant to oxidation than those sintered in an atmosphere of N2-5H2, and that austenitic stainless steels are slightly more resistant than the Cr-Al steels which, in turn, are more resistant than the ferritic stainless steels. With regard to the retention of microorganisms, the three sintered stainless steels were tested in different culture media using four types of bacteria. The best results for observation and counting were obtained with Staphylococcus aureus bacteria. Once sintered and colonized by microorganisms, for each material and compacting pressure we quantified the areas of the pores and the number of microorganisms situated in the pores and on the pore-free surface. In each case, the density of microorganisms in the pores and in the pore-free areas was established. As a general rule, we can say that the austenitic stainless steels appear to be more favourable for this type of study than the duplex steels which, in turn, are more favourable than the ferritic stainless steels. It also emerged that the areas with the pores depend unequivocally on the compacting pressure, and that the smaller the area of the pore the higher the density of the microorganisms. Consequently, it can be deduced that comparing an equal area of pores on a surface, the one with the smaller pores would retain a larger number of bacteria.

Residual stress distribution in ferritic to austenitic steel joints made by laser welding,

In this study, autogenous laser welding was used to join thin plates of low carbon ferritic and austenitic stainless steel. Due to the differences in the thermo-physical properties of base metals, this kind of weld exhibits a complex microstructure, which frequently leads to an overall loss of joint quality. Four welded samples were prepared by using different sets of processing parameters, with the aim of minimizing the induced residual stress field. The dissimilar austenitic-ferritic joints obtained under all welding conditions were uniform and free of defects. Variations in beam position did not influence the weld geometiy, which is a typical keyhole welding. Microstructural characterization and residual strain scanning (by neutron diffraction) were used to assess the features of the joints. By varying laser beam power density and by displacing the laser beam towards the carbon steel side, an optimum combination of processing parameters was found.

Analysis of different uncertainty activation cross section data libraries for LWR, ADS and DEMO neutron spectra

This work is aimed to present the main differences of nuclear data uncertainties among three different nuclear data libraries: EAF-2007, EAF-2010 and SCALE-6.0, under different neutron spectra: LWR, ADS and DEMO (fusion). To take into account the neutron spectrum, the uncertainty data are collapsed to onegroup. That is a simple way to see the differences among libraries for one application. Also, the neutron spectrum effect on different applications can be observed. These comparisons are presented only for (n,fission), (n,gamma) and (n,p) reactions, for the main transuranic isotopes (234,235,236,238U, 237Np, 238,239,240,241Pu, 241,242m,243Am, 242,243,244,245,246,247,248Cm, 249Bk, 249,250,251,252Cf). But also general comparisons among libraries are presented taking into account all included isotopes. In other works, target accuracies are presented for nuclear data uncertainties; here, these targets are compared with uncertainties on the above libraries. The main results of these comparisons are that EAF-2010 has reduced their uncertainties for many isotopes from EAF-2007 for (n,gamma) and (n,fission) but not for (n,p); SCALE-6.0 gives lower uncertainties for (n,fission) reactions for ADS and PWR applications, but gives higher uncertainties for (n,p) reactions in all applications. For the (n,gamma) reaction, the amount of isotopes which have higher uncertainties is quite similar to the amount of isotopes which have lower uncertainties when SCALE-6.0 and EAF-2010 are compared. When the effect of neutron spectra is analysed, the ADS neutron spectrum obtained the highest uncertainties for (n,gamma) and (n,fission) reactions of all libraries.

Flow and fracture behaviour of FV535 steel at different triaxialities, strain rates and temperatures

The new generation jet engines operate at highly demanding working conditions. Such conditions need very precise design which implies an exhaustive study of the engine materials and behaviour in their extreme working conditions. With this purpose, this work intends to describe a numerically-based calibration of the widely-used Johnson–Cook fracture model, as well as its validation through high temperature ballistic impact tests. To do so, a widely-used turbine casing material is studied. This material is the Firth Vickers 535 martensitic stainless steel. Quasi-static tensile tests at various temperatures in a universal testing machine, as well as dynamic tests in a Split Hopkinson Pressure Bar, are carried out at different triaxialities. Using ABAQUS/Standard and LS-DYNA numerical codes, experimental data are matched. This method allows the researcher to obtain critical data of equivalent plastic strain and triaxility, which allows for more precise calibration of the Johnson–Cook fracture model. Such enhancement allows study of the fracture behaviour of the material across its usage temperature range.

Damage tolerance of cold drawn ferritic-austenitic stainless steels wires for prestressed concrete

Damage tolerance of high strength cold-drawn ferritic–austenitic stainless steel wires is assessed by means of tensile fracture tests of cracked wires. The fatigue crack is transversally propagated from the wire surface. The damage tolerance curve of the wires results from the empirical failure load when given as a function of crack depth. As a consequence of cold drawing, the wire microstructure is orientated along its longitudinal axis and anisotropic fracture behaviour is found at macrostructural level at the tensile failure of the cracked specimens. An in situ optical technique known as video image correlation VIC-2D is used to get an insight into this failure mechanism by tensile testing transversally fatigue cracked plane specimens extracted from the cold-drawn wires. Finally, the experimentally obtained damage tolerance curve of the cold-drawn ferritic–austenitic stainless steel wires is compared with that of an elementary plastic collapse model and existing data of two types of high strength eutectoid steel currently used as prestressing steel for concrete.

Coupled Nonlinear Ginzburg-Landau and Mechanics Model for Martensitic Transformations in Polycrystals

Las transformaciones martensíticas (MT) se definen como un cambio en la estructura del cristal para formar una fase coherente o estructuras de dominio multivariante, a partir de la fase inicial con la misma composición, debido a pequeños intercambios o movimientos atómicos cooperativos. En el siglo pasado se han descubierto MT en diferentes materiales partiendo desde los aceros hasta las aleaciones con memoria de forma, materiales cerámicos y materiales inteligentes. Todos muestran propiedades destacables como alta resistencia mecánica, memoria de forma, efectos de superelasticidad o funcionalidades ferroicas como la piezoelectricidad, electro y magneto-estricción etc. Varios modelos/teorías se han desarrollado en sinergia con el desarrollo de la física del estado sólido para entender por qué las MT generan microstructuras muy variadas y ricas que muestran propiedades muy interesantes. Entre las teorías mejor aceptadas se encuentra la Teoría Fenomenológica de la Cristalografía Martensítica (PTMC, por sus siglas en inglés) que predice el plano de hábito y las relaciones de orientación entre la austenita y la martensita. La reinterpretación de la teoría PTMC en un entorno de mecánica del continuo (CM-PTMC) explica la formación de los dominios de estructuras multivariantes, mientras que la teoría de Landau con dinámica de inercia desentraña los mecanismos físicos de los precursores y otros comportamientos dinámicos. La dinámica de red cristalina desvela la reducción de la dureza acústica de las ondas de tensión de red que da lugar a transformaciones débiles de primer orden en el desplazamiento. A pesar de las diferencias entre las teorías estáticas y dinámicas dado su origen en diversas ramas de la física (por ejemplo mecánica continua o dinámica de la red cristalina), estas teorías deben estar inherentemente conectadas entre sí y mostrar ciertos elementos en común en una perspectiva unificada de la física. No obstante las conexiones físicas y diferencias entre las teorías/modelos no se han tratado hasta la fecha, aun siendo de importancia crítica para la mejora de modelos de MT y para el desarrollo integrado de modelos de transformaciones acopladas de desplazamiento-difusión. Por lo tanto, esta tesis comenzó con dos objetivos claros. El primero fue encontrar las conexiones físicas y las diferencias entre los modelos de MT mediante un análisis teórico detallado y simulaciones numéricas. El segundo objetivo fue expandir el modelo de Landau para ser capaz de estudiar MT en policristales, en el caso de transformaciones acopladas de desplazamiento-difusión, y en presencia de dislocaciones. Comenzando con un resumen de los antecedente, en este trabajo se presentan las bases físicas de los modelos actuales de MT. Su capacidad para predecir MT se clarifica mediante el ansis teórico y las simulaciones de la evolución microstructural de MT de cúbicoatetragonal y cúbicoatrigonal en 3D. Este análisis revela que el modelo de Landau con representación irreducible de la deformación transformada es equivalente a la teoría CM-PTMC y al modelo de microelasticidad para predecir los rasgos estáticos durante la MT, pero proporciona una mejor interpretación de los comportamientos dinámicos. Sin embargo, las aplicaciones del modelo de Landau en materiales estructurales están limitadas por su complejidad. Por tanto, el primer resultado de esta tesis es el desarrollo del modelo de Landau nolineal con representación irreducible de deformaciones y de la dinámica de inercia para policristales. La simulación demuestra que el modelo propuesto es consistente fcamente con el CM-PTMC en la descripción estática, y también permite una predicción del diagrama de fases con la clásica forma ’en C’ de los modos de nucleación martensítica activados por la combinación de temperaturas de enfriamiento y las condiciones de tensión aplicada correlacionadas con la transformación de energía de Landau. Posteriomente, el modelo de Landau de MT es integrado con un modelo de transformación de difusión cuantitativa para elucidar la relajación atómica y la difusión de corto alcance de los elementos durante la MT en acero. El modelo de transformaciones de desplazamiento y difusión incluye los efectos de la relajación en borde de grano para la nucleación heterogenea y la evolución espacio-temporal de potenciales de difusión y movilidades químicas mediante el acoplamiento de herramientas de cálculo y bases de datos termo-cinéticos de tipo CALPHAD. El modelo se aplica para estudiar la evolución microstructural de aceros al carbono policristalinos procesados por enfriamiento y partición (Q&P) en 2D. La microstructura y la composición obtenida mediante la simulación se comparan con los datos experimentales disponibles. Los resultados muestran el importante papel jugado por las diferencias en movilidad de difusión entre la fase austenita y martensita en la distibución de carbono en las aceros. Finalmente, un modelo multi-campo es propuesto mediante la incorporación del modelo de dislocación en grano-grueso al modelo desarrollado de Landau para incluir las diferencias morfológicas entre aceros y aleaciones con memoria de forma con la misma ruptura de simetría. La nucleación de dislocaciones, la formación de la martensita ’butterfly’, y la redistribución del carbono después del revenido son bien representadas en las simulaciones 2D del estudio de la evolución de la microstructura en aceros representativos. Con dicha simulación demostramos que incluyendo las dislocaciones obtenemos para dichos aceros, una buena comparación frente a los datos experimentales de la morfología de los bordes de macla, la existencia de austenita retenida dentro de la martensita, etc. Por tanto, basado en un modelo integral y en el desarrollo de códigos durante esta tesis, se ha creado una herramienta de modelización multiescala y multi-campo. Dicha herramienta acopla la termodinámica y la mecánica del continuo en la macroescala con la cinética de difusión y los modelos de campo de fase/Landau en la mesoescala, y también incluye los principios de la cristalografía y de la dinámica de red cristalina en la microescala. ABSTRACT Martensitic transformation (MT), in a narrow sense, is defined as the change of the crystal structure to form a coherent phase, or multi-variant domain structures out from a parent phase with the same composition, by small shuffles or co-operative movements of atoms. Over the past century, MTs have been discovered in different materials from steels to shape memory alloys, ceramics, and smart materials. They lead to remarkable properties such as high strength, shape memory/superelasticity effects or ferroic functionalities including piezoelectricity, electro- and magneto-striction, etc. Various theories/models have been developed, in synergy with development of solid state physics, to understand why MT can generate these rich microstructures and give rise to intriguing properties. Among the well-established theories, the Phenomenological Theory of Martensitic Crystallography (PTMC) is able to predict the habit plane and the orientation relationship between austenite and martensite. The re-interpretation of the PTMC theory within a continuum mechanics framework (CM-PTMC) explains the formation of the multivariant domain structures, while the Landau theory with inertial dynamics unravels the physical origins of precursors and other dynamic behaviors. The crystal lattice dynamics unveils the acoustic softening of the lattice strain waves leading to the weak first-order displacive transformation, etc. Though differing in statics or dynamics due to their origins in different branches of physics (e.g. continuum mechanics or crystal lattice dynamics), these theories should be inherently connected with each other and show certain elements in common within a unified perspective of physics. However, the physical connections and distinctions among the theories/models have not been addressed yet, although they are critical to further improving the models of MTs and to develop integrated models for more complex displacivediffusive coupled transformations. Therefore, this thesis started with two objectives. The first one was to reveal the physical connections and distinctions among the models of MT by means of detailed theoretical analyses and numerical simulations. The second objective was to expand the Landau model to be able to study MTs in polycrystals, in the case of displacive-diffusive coupled transformations, and in the presence of the dislocations. Starting with a comprehensive review, the physical kernels of the current models of MTs are presented. Their ability to predict MTs is clarified by means of theoretical analyses and simulations of the microstructure evolution of cubic-to-tetragonal and cubic-to-trigonal MTs in 3D. This analysis reveals that the Landau model with irreducible representation of the transformed strain is equivalent to the CM-PTMC theory and microelasticity model to predict the static features during MTs but provides better interpretation of the dynamic behaviors. However, the applications of the Landau model in structural materials are limited due its the complexity. Thus, the first result of this thesis is the development of a nonlinear Landau model with irreducible representation of strains and the inertial dynamics for polycrystals. The simulation demonstrates that the updated model is physically consistent with the CM-PTMC in statics, and also permits a prediction of a classical ’C shaped’ phase diagram of martensitic nucleation modes activated by the combination of quenching temperature and applied stress conditions interplaying with Landau transformation energy. Next, the Landau model of MT is further integrated with a quantitative diffusional transformation model to elucidate atomic relaxation and short range diffusion of elements during the MT in steel. The model for displacive-diffusive transformations includes the effects of grain boundary relaxation for heterogeneous nucleation and the spatio-temporal evolution of diffusion potentials and chemical mobility by means of coupling with a CALPHAD-type thermo-kinetic calculation engine and database. The model is applied to study for the microstructure evolution of polycrystalline carbon steels processed by the Quenching and Partitioning (Q&P) process in 2D. The simulated mixed microstructure and composition distribution are compared with available experimental data. The results show that the important role played by the differences in diffusion mobility between austenite and martensite to the partitioning in carbon steels. Finally, a multi-field model is proposed by incorporating the coarse-grained dislocation model to the developed Landau model to account for the morphological difference between steels and shape memory alloys with same symmetry breaking. The dislocation nucleation, the formation of the ’butterfly’ martensite, and the redistribution of carbon after tempering are well represented in the 2D simulations for the microstructure evolution of the representative steels. With the simulation, we demonstrate that the dislocations account for the experimental observation of rough twin boundaries, retained austenite within martensite, etc. in steels. Thus, based on the integrated model and the in-house codes developed in thesis, a preliminary multi-field, multiscale modeling tool is built up. The new tool couples thermodynamics and continuum mechanics at the macroscale with diffusion kinetics and phase field/Landau model at the mesoscale, and also includes the essentials of crystallography and crystal lattice dynamics at microscale.