Analysis of crystallographic slip and grain boundary sliding in a Ti-45Al-2Nb-2Mn (at%)-0.8 vol%TiB2 alloy by high temperature in situ mechanical testing

This work aims to contribute to a further understanding of the fundamentals of crystallographic slip and grain boundary sliding in the γ-TiAl Ti–45Al–2Nb–2Mn (at%)–0.8 vol%TiB2 intermetallic alloy, by means of in situ high-temperature tensile testing combined with electron backscatter diffraction (EBSD). Several microstructures, containing different fractions and sizes of lamellar colonies and equiaxed γ-grains, were fabricated by either centrifugal casting or powder metallurgy, followed by heat treatment at 1300 °C and furnace cooling. in situ tensile and tensile-creep experiments were performed in a scanning electron microscope (SEM) at temperatures ranging from 580 °C to 700 °C. EBSD was carried out in selected regions before and after straining. Our results suggest that, during constant strain rate tests, true twin γ/γ interfaces are the weakest barriers to dislocations and, thus, that the relevant length scale might be influenced by the distance between non-true twin boundaries. Under creep conditions both grain/colony boundary sliding (G/CBS) and crystallographic slip are observed to contribute to deformation. The incidence of boundary sliding is particularly high in γ grains of duplex microstructures. The slip activity during creep deformation in different microstructures was evaluated by trace analysis. Special emphasis was placed in distinguishing the compliance of different slip events with the Schmid law with respect to the applied stress.

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.

Determining the elastic-plastic properties of metallic materials through instrumented indentation

En los últimos años, y asociado al desarrollo de la tecnología MEMS, la técnica de indentación instrumentada se ha convertido en un método de ensayo no destructivo ampliamente utilizado para hallar las características elástico-plásticas de recubrimientos y capas delgadas, desde la escala macroscópica a la microscópica. Sin embargo, debido al complejo mecanismo de contacto debajo de la indentación, es urgente proponer un método más simple y conveniente para obtener unos resultados comparables con otras mediciones tradicionales. En este estudio, el objetivo es mejorar el procedimiento analítico para extraer las propiedades elástico-plásticas del material mediante la técnica de indentación instrumentada. La primera parte se centra en la metodología llevada a cabo para medir las propiedades elásticas de los materiales elásticos, presentándose una nueva metodología de indentación, basada en la evolución de la rigidez de contacto y en la curva fuerza-desplazamiento del ensayo de indentación. El método propuesto permite discriminar los valores de indentación experimental que pudieran estar afectados por el redondeo de la punta del indentador. Además, esta técnica parece ser robusta y permite obtener valores fiables del modulo elástico. La segunda parte se centra en el proceso analítico para determinar la curva tensión-deformación a partir del ensayo de indentación, empleando un indentador esférico. Para poder asemejar la curva tension-deformación de indentación con la que se obtendría de un ensayo de tracción, Tabor determinó empíricamente un factor de constricción de la tensión () y un factor de constricción de la deformación (). Sin embargo, la elección del valor de y  necesitan una derivación analítica. Se describió analíticamente una nueva visión de la relación entre los factores de constricción de tensión y la deformación basado en la deducción de la ecuación de Tabor. Un modelo de elementos finitos y un diseño experimental se realizan para evaluar estos factores de constricción. A partir de los resultados obtenidos, las curvas tension-deformación extraidas de los ensayos de indentación esférica, afectadas por los correspondientes factores de constricción de tension y deformación, se ajustaron a la curva nominal tensión-deformación obtenida de ensayos de tracción convencionales. En la última parte, se estudian las propiedades del revestimiento de cermet Inconel 625-Cr3C2 que es depositado en el medio de una aleación de acero mediante un láser. Las propiedades mecánicas de la matriz de cermet son estudiadas mediante la técnica de indentación instrumentada, haciendo uso de las metodologías propuestas en el presente trabajo. In recent years, along with the development of MEMS technology, instrumented indentation, as one type of a non-destructive measurement technique, is widely used to characterize the elastic and plastic properties of metallic materials from the macro to the micro scale. However, due to the complex contact mechanisms under the indentation tip, it is necessary to propose a more convenient and simple method of instrumented indention to obtain comparable results from other conventional measurements. In this study, the aim is to improve the analytical procedure for extracting the elastic plastic properties of metallic materials by instrumented indentation. The first part focuses on the methodology for measuring the elastic properties of metallic materials. An alternative instrumented indentation methodology is presented. Based on the evolution of the contact stiffness and indentation load versus the depth of penetration, the possibility of obtaining the actual elastic modulus of an elastic-plastic bulk material through instrumented sharp indentation tests has been explored. The proposed methodology allows correcting the effect of the rounding of the indenter tip on the experimental indentation data. Additionally, this technique does not seem too sensitive to the pile-up phenomenon and allows obtaining convincing values of the elastic modulus. In the second part, an analytical procedure is proposed to determine the representative stress-strain curve from the spherical indentation. Tabor has determined the stress constraint factor (stress CF), and strain constraint factor (strain CF), empirically but the choice of a value for and is debatable and lacks analytical derivation. A new insight into the relationship between stress and strain constraint factors is analytically described based on the formulation of Tabor’s equation. Finite element model and experimental tests have been carried out to evaluate these constraint factors. From the results, representative stress-strain curves using the proposed strain constraint factor fit better with the nominal stress-strain curve than those using Tabor’s constraint factors. In the last part, the mechanical properties of an Inconel 625-Cr3C2 cermet coating which is deposited onto a medium alloy steel by laser cladding has been studied. The elastic and plastic mechanical properties of the cermet matrix are studied using depth-sensing indentation (DSI) on the micro scale.

Piezoelectric sensing and non-parametric statistical signal processing for health monitoring of hysteretic dampers used in seismic-resistant structures

The paper proposes a new application of non-parametric statistical processing of signals recorded from vibration tests for damage detection and evaluation on I-section steel segments. The steel segments investigated constitute the energy dissipating part of a new type of hysteretic damper that is used for passive control of buildings and civil engineering structures subjected to earthquake-type dynamic loadings. Two I-section steel segments with different levels of damage were instrumented with piezoceramic sensors and subjected to controlled white noise random vibrations. The signals recorded during the tests were processed using two non-parametric methods (the power spectral density method and the frequency response function method) that had never previously been applied to hysteretic dampers. The appropriateness of these methods for quantifying the level of damage on the I-shape steel segments is validated experimentally. Based on the results of the random vibrations, the paper proposes a new index that predicts the level of damage and the proximity of failure of the hysteretic damper

Tenacidade ao impacto e resistência a fadiga de aço API 5L X70 modificado ao Nb

O transporte de gás e derivados de petróleo é realizado pelo uso de tubulações, denominadas de oleodutos ou gasodutos, que necessitam de elevados níveis de resistência mecânica e corrosão, aliadas a uma boa tenacidade à fratura e resistência à fadiga. A adição de elementos de liga nesses aços, Ti, V e Nb entre outros, é realizada para o atendimento destes níveis de resistência após o processamento termomecânico das chapas para fabricação destes dutos, utilizando-se a norma API 5L do American Petroleum Institute, API, para a classificação destes aços. A adição de elementos de liga em associação com o processamento termomecânico visa o refino de grão da microestrutura austenítica, o qual é transferido para a estrutura ferrítica resultante. O Brasil é o detentor das maiores reservas mundiais de nióbio, que tem sido apresentado como refinador da microestrutura mais eficiente que outros elementos, como o V e Ti. Neste trabalho dois aços, denominados Normal e Alto Nb foram estudados. A norma API propõe que a soma das concentrações de Nióbio, Vanádio e Titânio devem ser menores que 0,15% no aço. As concentrações no aço contendo mais alto Nb é de 0,107%, contra 0,082% do aço de composição normal, ou seja, ambos atendem o valor especificado pela norma API. Entretanto, os aços são destinados ao uso em dutovias pela PETROBRÁS que impõe limites nos elementos microligantes para os aços aplicados em dutovias. Deste modo estudos foram desenvolvidos para verificar se os parâmetros de resistência à tração, ductilidade, tenacidade ao impacto e resistência à propagação de trinca por fadiga, estariam em acordo com a norma API 5L grau X70 e com os resultados que outros pesquisadores têm encontrado para aços dessa classe. Ainda, como para a formação de uma dutovia os tubos são unidos uns aos outros por processo de soldagem (circunferencial), o estudo de fadiga foi estendido para as regiões da solda e zona termicamente afetada (ZTA). Como conclusão final observa-se que o aço API 5L X70 com Nb modificado, produzido conforme processo desenvolvido pela ArcelorMittal - Tubarão, apresenta os parâmetros de resistência e ductilidade em tração, resistência ao impacto e resistência a propagação de trinca em fadiga (PTF) similar aos aços API 5L X70 com teores de Nb = 0,06 % peso e aqueles da literatura com teores de Nb+Ti+V < 0,15% peso. O metal base, metal de solda e zona termicamente afetada apresentaram curvas da/dN x ΔK similares, com os parâmetros do material C e m, da equação de Paris, respectivamente na faixa de 3,3 - 4,2 e 1.3x10-10 - 5.0x10-10 [(mm/ciclo)/(MPa.m1/2)m].

Avaliação do processamento por atrito linear em chapas da liga de titânio Ti-6Al-4V.

Esta tese tem por objetivo a aplicação do processamento por atrito linear na liga de titânio Ti-6Al-4V. Derivado da solda por atrito linear, é um processo recente desenvolvido na década de 90 para união de alumínio. Sua aplicação em outros tipos de materiais como aços e ligas de alto desempenho, em especial o titânio, tem interessado a industria. A metodologia utilizada nesta tese para avaliar o processamento por atrito linear, consistiu na execução de ensaios mecânicos de tração em condições mistas em chapas da liga de titânio Ti-6Al-4V. A máquina utilizada para o processamento das chapas foi um centro de usinagem CNC convencional, adaptado com dispositivos especiais. Além dos ensaios de tração em condições mistas, foram executadas medições de microdurezas nas regiões atingidas pelo processo, avaliação das microestruturas resultantes e medições de tensão residual para uma caracterização mais ampla do processo. As microestruturas na região processada são caracterizadas por uma estrutura totalmente transformada. As temperaturas de pico na região processada excederam a temperatura -transus durante o processamento e a transformação da fase + ocorreu durante a fase de resfriamento. A transformação da fase para resultou na formação de agulhas de fase nos contornos e pelo interior dos grãos da fase . Pequenas regiões com estrutura equiaxial de grãos ( globular) foram observados na zona de processamento. A abordagem dos resultados quantitativos foi feita de forma estatística, visando identificar os parâmetros de maior interação com os resultados observados. Foi identificado nesta tese que a rotação da ferramenta apresentou a maior influência nos resultados de tensão residual, microdureza e tensão de escoamento. Uma importante contribuição à modelagem da tensão de escoamento para materiais anisotrópicos é proposta, baseado em um critério de escoamento ortotrópico. Equações complementares baseadas nos testes mistos de tração e cisalhamento são propostas para modificar o modelo ortotrópico. O intuito deste modelo é indicar em que condições o material tem seu regime de escoamento atingido, podendo servir de base para simulações práticas de peças em condições similares.

Procedimento de avaliação de integridade estrutural de juntas soldadas circunferenciais em tubulações submarinas rígidas submetidas à flexão.

A demanda crescente por energia tem motivado a procura por petróleo e gás natural em ambientes com condições extremas, como operações em águas profundas e o transporte de fluídos corrosivos. Avanços tecnológicos recentes favorecem o uso de tubos de aço contendo uma camada interna resistente a corrosão (comumente chamados de Lined ou Clad Pipes) para o transporte de tais fluidos agressivos. Além disso, as tubulações submarinas são sujeitas a condições de instalação muito severas e, um caso de interesse, é o procedimento de reeling que permite com que a fabricação e inspeção da tubulação seja feita em terra. Apesar de possuir vantagens econômicas, a avaliação da integridade estrutural e especificação dos tamanhos toleráveis de trinca em juntas soldadas, nestas condições, torna-se uma tarefa complexa, devido a natureza dissimilar dos materiais e ao grande nível de deformação plástica no processo. Dessa maneira, este trabalho tem por objetivo o desenvolvimento de um procedimento de avaliação de forças motrizes elasto-plásticas em tubos contendo juntas soldadas circunferenciais sujeitos a flexão, para uma extensa gama de configurações geométricas. Dois métodos distintos foram desenvolvidos e analisados: a metodologia EPRI e o procedimento que utiliza a curva de tensão vs. deformação equivalente. As análises numéricas 3D fornecem os parâmetros de fratura necessários para a resolução do problema e a acurácia dos procedimentos é verificada a partir de estudos de casos e análises paramétricas.

Alternative Energy at a Steel Mill

More than ever alternative energy solutions are being discussed including potential legislative action. With the use of fossil fuels being the most abundant and most controversial sources of energy, new solutions must be found. This paper looks at the economic and technical feasibility of different types of alternative energy and cogeneration applications within a steel mill. This paper examines alternative energy systems. The systems examined include Solar systems, thermal electric materials, and an Organic Rankine Cycle cogeneration project. None of the projects has limiting technical feasibility issues however each of the projects face economically limiting factors. Taking into account tangible and non-tangible factors the solar system and Organic Rankine Cycle cogeneration project are recommended for further study and potential installation.

High speed imaging and algorithms for non invasive vibrations measurement

Comunicación presentada en EVACES 2011, 4th International Conference on Experimental Vibration Analysis for Civil Engineering Structures, Varenna (Lecco), Italy, October 3-5, 2011.

Quantifying Non-Tariff Measures for TTIP. Paper No. 12 in the CEPS-CTR project ‘TTIP in the Balance’ and CEPS Special Report No. 116/July 2015

This paper provides an overview of methods employed to quantify non-tariff measures (NTMs) and then analyses their differences and looks at what these mean for the Transatlantic Trade and Investment Partnership (TTIP) negotiations. The authors find several similarities in the approaches taken. Because all studies conclude that NTMs matter, they argue that policy-makers are right to focus on ‘regulatory cooperation’ in TTIP. Given the significant differences in NTMs across sectors, policy-makers are urged to dive deep into sector-specific elements of NTMs and focus on those sectors where the largest potential gains can be made (i.e. where NTMs are highest, such as in agriculture, automobiles, steel, textiles and insurance services). An area identified for further research is the fact that unlike trade taxes (i.e. tariffs), regulatory barriers to trade are not generally targeted as the primary policy objective, but rather stem from other strategic policy concerns such as consumer safety and/or social and environmental protection. This element should be further investigated.

Impact resistance of non-ferrous passenger car wheels. Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Office of Crash Avoidance, Washington, D.C.

Nickel alloy steels.

Mode of access: Internet.

Buckling of uniformly compressed steel plates in the strain-hardening range.

"This work has been carried out as part of an investigation sponsored jointly by the Welding Research Council and the Department of the Navy with funds furnished by the following: American Institute of Steel Construction [and others]."

Bethlehem alloy and special steels, bars, billets, blooms and slabs; catalogue ---- 107.

On cover: Bethlehem alloy steels.