Aluminum slurry coatings to replace cadmium for aeronautic applications

Cadmium has been widely used as a coating to provide protection against galvanic corrosion for steels and for its natural lubricity on threaded applications. However, it is a toxic metal and a known carcinogenic agent, which is plated from an aqueous bath containing cyanide salts. For these reasons, the use of cadmium has been banned in Europe for most industrial applications. However, the aerospace industry is still exempt due to the stringent technical and safety requirements associated with aeronautical applications, as an acceptable replacement is yet to be found. Al slurry coatings have been developed as an alternative to replace cadmium coatings. The coatings were deposited on AISI 4340 steel and have been characterized by optical and electron microscopy. Testing included salt fog corrosion exposure, fluid corrosion exposure (immersion), humidity resistance, coating-substrate and paint-coating adhesion, electric conductivity, galvanic corrosion, embrittlement and fatigue. The results indicated that Al slurry coatings are an excellent alternative for Cd replacement.

Métodos de resolución de problemas: Aplicación al diseño de sistemas inteligentes

Dos aspectos destacan entre los resultados más interesantes de la investigación en la década de los 90 en el campo de la ingeniería del conocimiento. Por un lado, se ha profundizado en el conocimiento sobre cómo las personas resuelven problemas. Esto se ha logrado por la vía empírica mediante un trabajo científico de observación, experimentación por medios computacionales y generalización. Como resultado de esta línea, actualmente se dispone de un primer conjunto de modelos formales, los llamados problem-solving methods (PSM), muy útiles en el campo de la ingeniería informática como plantillas de diseño que guían la construcción de nuevos sistemas. Por otro lado, como logro adicional en este campo de investigación, se ha creado un nuevo lenguaje descriptivo como complemento a las formas de representación tradicionales. Dicho lenguaje, que ha sido aceptado por un amplio número de autores, se sitúa en un mayor nivel de abstracción y permite la formulación de arquitecturas más complejas de sistemas basados en el conocimiento. Como autores que más han contribuido en este aspecto se pueden citar: Luc Steels que propuso los denominados componentes de la experiencia como forma de unificación de trabajos previos en este campo, Bob Wielinga, Guus Schreiber y Jost Breuker en el campo de metodologías de ingeniería del conocimiento y el equipo de Mark Musen respecto a herramientas. Dicho lenguaje descriptivo ha supuesto además el planteamiento de una nueva generación de herramientas software de ayuda a los técnicos desarrolladores para construcción de este tipo de sistemas. El propósito principal del presente texto es servir de base como fuente de información de ambos aspectos recientes del campo de la ingeniería del conocimiento. El texto está dirigido a profesionales y estudiantes del campo de la informática que conocen técnicas básicas tradicionales de representación del conocimiento. La redacción del presente texto se ha orientado en primer lugar para recopilar y uniformizar la descripción de métodos existentes en la literatura de ingeniería de conocimiento. Se ha elegido un conjunto de métodos representativo en este campo que no cubre la totalidad de los métodos existentes pero sí los más conocidos y utilizados en ingeniería del conocimiento, presentando una descripción detallada de carácter tanto teórico como práctico. El texto describe cada método utilizando una notación común a todos ellos, parcialmente basada en los estándares descriptivos seguidos por las metodologías más extendidas. Para cada método se incluyen algoritmos definidos de forma expresa para el presente texto con ejemplos detallados de operación. Ambos aspectos, la uniformización junto a la presentación detallada de la operación, suponen una novedad interesante respecto al estado actual de la literatura sobre este campo, lo que hace el texto muy adecuado para ser utilizado como libro de consulta como apoyo en la docencia de la asignatura de construcción de sistemas inteligentes.

Evaluación del comportamiento mecánico, estructural y frente a la corrosión, de una nueva armadura de acero inoxidable dúplex bajo en níquel

La durabilidad de las estructuras de hormigón armado no es ilimitada, en especial en determinados ambientes. El ingreso de agentes agresivos en el hormigón, fundamentalmente dióxido de carbono e iones cloruros, rebasando el espesor del recubrimiento y alcanzando las armaduras, reducen el alto pH del hormigón hasta alcanzar un umbral crítico, por debajo del cual, el acero queda despasivado. Posteriormente, si existe el suficiente aporte de humedad y oxígeno, el acero se corroe, lo que supone drásticas reducciones de la vida de servicio de estas estructuras y su inevitable reparación. La utilización de armaduras de acero inoxidable es una alternativa que está recibiendo cada vez más consideración. Su resistencia a la corrosión en los ambientes más agresivos, incluso con ataque de cloruros, lo convierte en el material idóneo para prolongar de forma muy considerable la vida útil de la estructura. En este trabajo se ha evaluado el comportamiento mecánico y estructural, y de resistencia a la corrosión, de un nuevo acero inoxidable dúplex de bajo contenido en níquel, el EN 1.4482 (AISI 2001), y se ha comparado con el inoxidable austenítico más utilizado, el EN 1.4301 (AISI 304), con el dúplex EN 1.4362 (AISI 2304) y con el tradicional acero al carbono B-500-SD. El estudio mecánico y estructural se ha realizado en tres niveles diferentes: a nivel de barra, estudiando las propiedades mecánicas y de ductilidad de los cuatro aceros citados; a nivel de sección, estudiando su comportamiento a flexión con diferentes cuantías de armado por medio de los diagramas momento-curvatura; y a nivel de pieza, ensayando una serie de vigas armadas con diferentes aceros y cuantías, y comprobando su comportamiento a desplazamiento y resistencia por medio de los diagramas carga-desplazamiento. El estudio de resistencia a la corrosión se ha realizado embebiendo barras corrugadas, de los tres aceros inoxidables mencionados, en probetas de mortero contaminadas con diferentes cantidades de cloruros, y realizando mediciones electroquímicas durante un periodo de al menos un año. Se han preparado probetas de mortero para dos comparativas diferentes. La primera, manteniendo las probetas en un desecador con el 95 % de humedad relativa durante todo el periodo de mediciones. La segunda, sumergiendo parcialmente las probetas en una solución tampón para carbonatar el mortero. Los resultados de los ensayos mecánicos han demostrado dos aspectos diferentes. Uno, que las armaduras de acero inoxidable tienen un comportamiento muy similar a las de acero al carbono en lo referente a las resistencias alcanzadas, en el límite elástico y en rotura, pero distinto en cuanto al módulo de deformación longitudinal, cuyo valor es claramente inferior al del acero al carbono, por lo que su utilización en las estructuras de hormigón necesita tener en cuenta ese dato en los análisis lineales de cálculo. El segundo aspecto es que las armaduras de acero inoxidable laminadas en caliente presentan una ductilidad muy superior a las de acero al carbono, por lo que ofrecen una mayor seguridad frente a su rotura o al colapso de la estructura, lo que se debe tener en cuenta en el análisis de cálculo plástico. En cambio, las armaduras de acero inoxidable laminadas en frío sólo cumplen con los límites mínimos de ductilidad establecidos en la instrucción EHE-08 para los aceros soldables, y no para los aceros con características especiales de ductilidad. El estudio a nivel de sección refleja la paradoja de obtener secciones menos dúctiles con las armaduras de acero inoxidable laminadas en caliente que con las armaduras de acero al carbono. Para subsanarlo, se definen los conceptos de curvatura última de rotura y ductilidad de la sección en rotura, que tienen en cuenta las altas deformaciones alcanzadas por las armaduras de acero inoxidable. Los resultados a nivel de pieza permiten identificar el comportamiento estructural del hormigón armado con barras corrugadas de acero inoxidable y compararlo con el de las estructuras de hormigón armado convencionales, verificando los resultados experimentales con los teóricos obtenidos con la formulación recogida en la instrucción EHE- 08. Los ensayos de resistencia a la corrosión por cloruros demuestran, durante el primer año y medio de vida de las probetas, un comportamiento muy similar entre el nuevo acero inoxidable dúplex bajo en níquel y el austenítico y el dúplex utilizados para la comparación, incluso para las probetas carbonatadas. Por último, se añade una comparativa económica, realizada sobre dos edificaciones tipo, para cuantificar el sobrecoste que supone la utilización de armaduras de acero inoxidable respecto a las de acero al carbono. El alto coste inicial de las armaduras de acero inoxidable se ve compensado en el coste final de la estructura de muy diferentes formas, principalmente dependiendo del grado de acero elegido y de si se emplean en el total de la estructura o solamente en los elementos más expuestos. The durability of the concrete structures is limited, especially in certain environments. The attack of aggressive agents in the concrete, mainly carbon dioxide and chloride ions, penetrating the thickness of concrete cover and reaching the reinforcements, reduce the high pH of concrete to the point of reaching a critical threshold, under which, the steel despasivates. Therefore, if there is enough humidity and oxygen, the steel corroes, causing drastic reductions in the service life of these structures and its inevitable repair. Despite the high initial cost compared to carbon steel, the usage of stainless steel reinforcements is an alternative with a major consideration nowadays. Its resistance to corrosion in the most aggressive atmospheres, including chlorides attack, makes the stainless steel a suitable material to extend considerably its lifetime. In this study, it’s been evaluated the mechanical and structural behaviour, and the corrosion resistance, of a new low-nickel duplex stainless steel EN 1.4482 (AISI 2001), and it has been compared with the most widely used austenitic type EN 1.4301 (AISI 304), with duplex steel EN 1.4362 (AISI 2304) and with the traditional carbon steel B-500-SD. The mechanical and structural study has been carried out in three different levels: bar level, studying mechanical properties and ductility of the four steels; section level, studying its behaviour when blending with different amounts of reinforcement through the moment-curvature diagrams; and structural element level, testing a series of reinforced beams with different steels and amounts, and checking its sag and resistance through the load-deflection diagrams. The corrosion resistance study was performed by embedding ribbed bars, using the three stainless steel listed, on mortar specimens contaminated with different amounts of chlorides, and taking electrochemical measurements over a period of at least one year. Mortar specimens have been prepared for two different comparisons. The first, keeping the specimens at 95% of relative humidity during the measurement period. The second, immersing the specimens partially in a carbonate buffer solution. The results of those tests have proved two different aspects. Firstly, that stainless steel reinforcements show a very similar behaviour to carbon steel, according to the reached levels of mechanical resistance, yield stress and steel strength, but a different behaviour in Young’s modulus, which value is clearly lower than the carbon steel. Therefore, when using in concrete structures it is need to consider on that point the existing calculus of linear analysis. The second aspect is that stainless steel reinforcement manufactured by hot-rolling process show a very higher ductility than carbon steel, offering a better security on cracks or structure collapse, which it has to be taken into account on plastic calculus analysis. However, the stainless steel reinfor9 cement cold-rolled bars only meet the minimum thresholds of ductility established by EHE-08 for welded steel, and not for steels with special ductility. The results at the section level reflect the paradox of getting less ductile sections with hot rolled stainless steel reinforcement than with carbon steel reinforcements. To overcome that, the concepts of last break curvature and break ductility section have been defined, which take into account the high deformation value achieved by stainless steel reinforcements. The results at the structural element level allow to identify the structural behaviour of reinforced concrete with stainless steel reinforcements and compared with that of conventional steel reinforcement, contrasting the experimental with the theoretical results obtained from the formulation contained in the instruction EHE-08. Tests on resistance of chloride corrosion show during the first year and a half of specimens life, a similar behaviour between the new low nickel duplex stainless steel and austenitic and duplex used for comparison, even for carbonated specimens. Finally, it has been included an economic comparison on two differents building types, to quantify the additional cost involved on the use of stainless steel reinforcement compared to that of carbon steel. The high initial cost of stainless steel reinforcements is offset in the final cost of the structure in many different ways, mainly depending on the chosen steel grade and whether the reinforcement is used in the total structure or only in risky structural elements.

Estudio de la rotura en barras de acero : aspectos experimentales y numéricos

El acero es, junto con el hormigón, el material más ampliamente empleado en la construcción de obra civil y de edificación. Además de su elevada resistencia, su carácter dúctil resulta un aspecto de particular interés desde el punto de vista de la seguridad estructural, ya que permite redistribuir esfuerzos a elementos adyacentes y, por tanto, almacenar una mayor energía antes del colapso final de la estructura. No obstante, a pesar de su extendida utilización, todavía existen aspectos relacionados con su comportamiento en rotura que necesitan una mayor clarificación y que permitirían un mejor aprovechamiento de sus propiedades. Cuando un elemento de acero es ensayado a tracción y alcanza la carga máxima, sufre la aparición de un cuello de estricción que plantea dificultades para conocer el comportamiento del material desde dicho instante hasta la rotura. La norma ISO 6892-1, que define el método a emplear en un ensayo de tracción con materiales metálicos, establece procedimientos para determinar los parámetros relacionados con este tramo último de la curva F − E. No obstante, la definición de dichos parámetros resulta controvertida, ya que éstos presentan una baja reproducibilidad y una baja repetibilidad que resultan difíciles de explicar. En esta Tesis se busca profundizar en el conocimiento del último tramo de la curva F − E de los aceros de construcción. Para ello se ha realizado una amplia campaña experimental sobre dos aceros representativos en el campo de la construcción civil: el alambrón de partida empleado en la fabricación de alambres de pretensado y un acero empleado como refuerzo en hormigón armado. Los dos materiales analizados presentan formas de rotura diferentes: mientras el primero de ellos presenta una superficie de rotura plana con una región oscura claramente apreciable en su interior, el segundo rompe según la clásica superficie en forma de copa y cono. La rotura en forma de copa y cono ha sido ampliamente estudiada en el pasado y existen modelos de rotura que han logrado reproducirla con éxito, en especial el modelo de Gurson- Tvergaard-Needleman (GTN). En cuanto a la rotura exhibida por el primer material, en principio nada impide abordar su reproducción numérica con un modelo GTN, sin embargo, las diferencias observadas entre ambos materiales en los ensayos experimentales permiten pensar en otro criterio de rotura. En la presente Tesis se realiza una amplia campaña experimental con probetas cilíndricas fabricadas con dos aceros representativos de los empleados en construcción con comportamientos en rotura diferentes. Por un lado se analiza el alambrón de partida empleado en la fabricación de alambres de pretensado, cuyo frente de rotura es plano y perpendicular a la dirección de aplicación de la carga con una región oscura en su interior. Por otro lado, se estudian barras de acero empleadas como armadura pasiva tipo B 500 SD, cuyo frente de rotura presenta la clásica superficie en forma de copa y cono. Estos trabajos experimentales han permitido distinguir dos comportamientos en rotura claramente diferenciados entre ambos materiales y, en el caso del primer material, se ha identificado un comportamiento asemejable al exhibido por materiales frágiles. En este trabajo se plantea la hipótesis de que el primer material, cuya rotura provoca un frente de rotura plano y perpendicular a la dirección de aplicación de la carga, rompe de manera cuasifrágil como consecuencia de un proceso de decohesión, de manera que la región oscura que se observa en el centro del frente de rotura se asemeja a una entalla circular perpendicular a la dirección de aplicación de la carga. Para la reproducción numérica de la rotura exhibida por el primer material, se plantea un criterio de rotura basado en un modelo cohesivo que, como aspecto novedoso, se hace depender de la triaxialidad de tensiones, parámetro determinante en el fallo de este tipo de materiales. Este tipo de modelos presenta varias ventajas respecto a los modelos GTN habitualmente empleados. Mientras los modelos GTN precisan de numerosos parámetros para su calibración, los modelos cohesivos precisan fundamentalmente de dos parámetros para definir su curva de ablandamiento: la tensión de decohesión ft y la energía de fractura GF . Además, los parámetros de los modelos GTN no son medibles de manera experimental, mientras que GF sí lo es. En cuanto a ft, aunque no existe un método para su determinación experimental, sí resulta un parámetro más fácilmente interpretable que los empleados por los modelos GTN, que utilizan valores como el porcentaje de huecos presentes en el material para iniciar el fenómeno de coalescencia o el porcentaje de poros que provoca una pérdida total de la capacidad resistente. Para implementar este criterio de rotura se ha desarrollado un elemento de intercara cohesivo dependiente de la triaxialidad de tensiones. Se han reproducido con éxito los ensayos de tracción llevados a cabo en la campaña experimental empleando dicho elemento de intercara. Además, en estos modelos la rotura se produce fenomenológicamente de la misma manera observada en los ensayos experimentales: produciéndose una decohesión circular en torno al eje de la probeta. En definitiva, los trabajos desarrollados en esta Tesis, tanto experimentales como numéricos, contribuyen a clarificar el comportamiento de los aceros de construcción en el último tramo de la curva F − E y los mecanismos desencadenantes de la rotura final del material, aspecto que puede contribuir a un mejor aprovechamiento de las propiedades de estos aceros en el futuro y a mejorar la seguridad de las estructuras construidas con ellos. Steel is, together with concrete, the most widely used material in civil engineering works. Not only its high strength, but also its ductility is of special interest from the point of view of the structural safety, since it enables stress distribution with adjacent elements and, therefore, more energy can be stored before reaching the structural failure. However, despite of being extensively used, there are still some aspects related to its fracture behaviour that need to be clarified and that will allow for a better use of its properties. When a steel item is tested under tension and reaches the maximum load point, necking process begins, which makes difficult to define the material behaviour from that moment onward. The ISO standard 6892-1, which defines the tensile testing method for metallic materials, describes the procedures to obtain some parameters related to this last section of the F − E curve. Nevertheless, these parameters have proved to be controversial, since they have low reproducibility and repeatibility rates that are difficult to explain. This Thesis tries to deepen the knowledge of the last section of the F − E curve for construction steels. An extensive experimental campaign has been carried out with two representative steels used in civil engineering works: a steel rod used for manufacturing prestressing steel wires, before the cold-drawing process is applied, and steel bars used in reinforced concrete structures. Both materials have different fracture surfaces: while the first of them shows a flat fracture surface, perpendicular to the loading direction with a dark region in the centre of it, the second one shows the classical cup-cone fracture surface. The cup-cone fracture surface has been deeply studied in the past and different numerical models have been able to reproduce it with success, with a special mention to the Gurson-Tvergaard-Needleman model (GTN). Regarding the failure surface shown by the first material, in principle it can be numerically reproduced by a GTN model, but the differences observed between both materials in the experimental campaign suggest thinking of a different failure criterium. In the present Thesis, an extensive experimental campaign has been carried out using cylindrical specimens made of two representative construction steels with different fracture behaviours. On one hand, the initial eutectoid steel rod used for manufacturing prestressing steel wires is analysed, which presents a flat fracture surface, perpendicular to the loading direction, and with a dark region in the centre of it. On the other hand, B 500 SD steel bars, typically used in reinforced concrete structures and with the typical cup-cone fracture surface, are studied. These experimental works have allowed distinguishing two clearly different fracture behaviours between both materials and, in the case of the first one, a fragile-like behaviour has been identified. For the first material, which shows a flat fracture surface perpendicular to the loading direction, the following hypothesis is proposed in this study: a quasi-brittle fracture is developed as a consequence of a decohesion process, with the dark region acting as a circular crack perpendicular to the loading direction. To reproduce numerically the fracture behaviour shown by the first material, a failure criterium based on a cohesive model is proposed in this Thesis. As an innovative contribution, this failure criterium depends on the stress triaxiality state of the material, which is a key parameter when studying fracture in this kind of materials. This type of models have some advantages when compared to the widely used GTN models. While GTN models need a high number of parameters to be defined, cohesive models need basically two parameters to define the softening curve: the decohesion stress ft and the fracture energy GF . In addition to this, GTN models parameters cannot be measured experimentally, while GF is indeed. Regarding ft, although no experimental procedure is defined for its obtention, it has an easier interpretation than the parameters used by the GTN models like, for instance, the void volume needed for the coalescence process to start or the void volume that leads to a total loss of the bearing capacity. In order to implement this failure criterium, a triaxiality-dependent cohesive interface element has been developed. The experimental results obtained in the experimental campaign have been successfully reproduced by using this interface element. Furthermore, in these models the failure mechanism is developed in the same way as observed experimentally: with a circular decohesive process taking place around the longitudinal axis of the specimen. In summary, the works developed in this Thesis, both experimental and numerical, contribute to clarify the behaviour of construction steels in the last section of the F − E curve and the mechanisms responsible for the eventual material failure, an aspect that can lead to a better use of the properties of these steels in the future and a safety improvement in the structures built with them.

Ballistic performance of nanocrystalline and nanotwinned ultrafine crystal steel

Because of their remarkable mechanical properties, nanocrystalline metals have been the focus of much research in recent years. Refining their grain size to the nanometer range (<100 nm) effectively reduces their dislocation mobility, thus achieving very high yield strength and surface hardness—as predicted by the Hall–Petch relation—as well as higher strain-rate sensitivity. Recent works have additionally suggested that nanocrystalline metals exhibit an even higher compressive strength under shock loading. However, the increase in strength of these materials is generally accompanied by an important reduction in ductility. As an alternative, efforts have been focused on ultrafine crystals, i.e. polycrystals with a grain size in the range of 500 nm to 1 μm, in which “growth twins” (twins introduced inside the grain before deformation) act as barriers against dislocation movement, thus increasing the strength in a similar way as nanocrystals but without significant loss of ductility. Due to their outstanding mechanical properties, both nanocrystalline and nanotwinned ultrafine crystalline steels appear to be relevant candidates for ballistic protection. The aim of the present work is to compare their ballistic performance against coarse-grained steel, as well as to identify the effect of the hybridization with a carbon fiber–epoxy composite layer. Hybridization is proposed as a way to improve the nanocrystalline brittle properties in a similar way as is done with ceramics in other protection systems. The experimental campaign is finally complemented by numerical simulations to help identify some of the intrinsic deformation mechanisms not observable experimentally. As a conclusion, nanocrystalline and nanotwinned ultrafine crystals show a lower energy absorption than coarse-grained steel under ballistic loading, but under equal impact conditions with no penetration, deformation in the impact direction is smaller by nearly 40%. This a priori surprising difference in the energy absorption is rationalized by the more important local contribution of the deviatoric stress vs. volumetric stress under impact than under uniaxial deformation. Ultimately, the deformation advantage could be exploited in the future for personal protection systems where a small deformation under impact is of key importance.

Stability of vacancy clusters in FeCr alloys: A study of the Cr concentration dependence

Fe–Cr based alloys are the leading structural material candidates in the design of next generation reactors due to their high resistance to swelling and corrosion. Despite these good properties there are others, such as embrittlement, which require a higher level of understanding in order to improve aspects such as safety or lifetime of the reactors. The addition of Cr improves the behavior of the steels under irradiation, but not in a monotonic way. Therefore, understanding the changes in the Fe–Cr based alloys microstructure induced by irradiation and the role played by the alloying element (Cr) is needed in order to predict the response of these materials under the extreme conditions they are going to support. In this work we perform a study of the effect of Cr concentration in a bcc Fe–Cr matrix on formation and binding energies of vacancy clusters up to 5 units. The dependence of the calculated formation and binding energy is investigated with two empirical interatomic potentials specially developed to study radiation damage in Fe–Cr alloys. Results are very similar for both potentials showing an increase of the defect stability with the cluster size and no real dependence on Cr concentration for the binding energy.

A fracture model for pearlitic steel bars using a cohesive model

The fracture of ductile materials, such as metals, is usually explained with the theory of nucleation, growth and coalescence of microvoids. Based on this theory, many numerical models have been developed, with a special mention to Gurson-type models. These models simulate mathematically the physical growth of microvoids, leading to a progressive development of the internal damage that takes place during a tensile test. In these models, the damage starts to develop in very early stages of the test. Tests carried out by the authors suggest that, in the case of some eutectoid steels such as those used for manufacturing prestressing steel wires, the internal damage that takes place as a result of the growth of microvoids is only noticeable in very late stages of the tensile test. In the authors’ opinion, using a cohesive model as a failure criterion may be interesting in this case; a cohesive model only requires two parameters to be defined, with the fracture energy being one of them, which can be obtained experimentally. In addition to this, given that it is known that the stress triaxiality has a strong influence on the fracture of ductile materials, a cohesive model whose parameters are affected by the value of the stress triaxiality can be considered. This work presents a fracture model for steel specimens in a tensile test, based on a cohesive behaviour and taking into account the effect of stress triaxiality, which is different at each point of the fracture plane.

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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.

Fracture micromechanisms and residual stresses of a highly resistant duplex stainless steel

The paper presents some preliminary results of an ongoing research intended to qualify a highly resistant duplex stainless steel wire as prestressing steel and, gets on insight on (he wires' fracture micromechanism and residual stresses field. SEM fractographic analysis of the stainless steel wires indicates an anisotropic fracture behavior in tension, in presence of surface flaws, attributed to the residual stresses generated through the fabrication process. The residual stresses magnitude influences the damage tolerance, its knowledge being a key issue in designating/qualifying the wires as prestressing steels.

Fracture micromechanisms and residual stresses of a highly resistant duplex stainless steel

The paper presents some preliminary results of an ongoing research intended to qualify a highly resistant duplex stainless steel wire as prestressing steel and, gets on insight on (he wires' fracture micromechanism and residual stresses field. SEM fractographic analysis of the stainless steel wires indicates an anisotropic fracture behavior in tension, in presence of surface flaws, attributed to the residual stresses generated through the fabrication process. The residual stresses magnitude influences the damage tolerance, its knowledge being a key issue in designating/qualifying the wires as prestressing steels.

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Comportamiento frente a corrosión bajo tensión en ambiente marino de armaduras de acero inoxidable dúplex

La utilización de barras corrugadas de acero inoxidable en estructuras de hormigón armado, se está mostrando como una alternativa con gran futuro en estructuras expuestas a ambientes muy agresivos o que requieran vidas en servicio muy elevadas. Estos aceros inoxidables cuentan con similares propiedades mecánicas que los aceros al carbono pero un comportamiento muy mejorado frente a la corrosión, especialmente frente a cloruros. Dentro de los aceros inoxidables, los del tipo dúplex tienen como ventaja una composición con una cantidad menor de níquel, reduciendo de esta manera el coste de estos y haciendo que su precio dependa menos de las fluctuaciones del precio del níquel. Este trabajo estudia la resistencia frente a la corrosión bajo tensión de estos aceros inoxidables del tipo dúplex (AISI 2001 y AISI 2205). The use of stainless steel reinforcing bars in concrete structures is proving to be an alternative with great future in structures exposed to aggressive environments or that are required to perform very long service lives. These steels have similar mechanical properties as carbon steels but very improved corrosion resistance, particularly against chlorides. Within stainless steels, duplex type ones have as an advantage their lower content of nickel in their composition, reducing this way their price and making it less related to nickel price fluctuations. This project will study stress corrosion cracking behavior for some of these duplex stainless steels (AISI 2001 and AISI 2205)

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.