Articulo de referencia

Ciencia de los materiales de radiación

La ciencia de los materiales de radiación es un subcampo de la ciencia de los materiales que estudia la interacción de la radiación con la materia : un tema amplio que abarca mu...

La ciencia de los materiales de radiación es un subcampo de la ciencia de los materiales que estudia la interacción de la radiación con la materia : un tema amplio que abarca muchas formas de irradiación y de materia.

Objetivo principal de la ciencia de los materiales de radiación

Algunos de los efectos más profundos de la irradiación sobre los materiales se producen en el núcleo de los reactores nucleares, donde los átomos que componen los elementos estructurales se desplazan numerosas veces a lo largo de su vida útil. Las consecuencias de la radiación en los componentes del núcleo incluyen cambios en la forma y el volumen de decenas de por ciento, aumentos de la dureza de cinco veces o más, una reducción severa de la ductilidad y una mayor fragilización , así como una mayor susceptibilidad al agrietamiento inducido por el medio ambiente. Para que estas estructuras cumplan su función, es fundamental comprender a fondo el efecto de la radiación sobre los materiales, con el fin de tener en cuenta sus efectos en el diseño, mitigarlos modificando las condiciones de operación o servir de guía para la creación de nuevos materiales más tolerantes a la radiación que puedan cumplir mejor su propósito.

Radiación

Los tipos de radiación que pueden alterar los materiales estructurales son la radiación de neutrones , los haces de iones , los electrones ( partículas beta ) y los rayos gamma . Todas estas formas de radiación tienen la capacidad de desplazar átomos de sus posiciones en la red cristalina , que es el proceso fundamental que impulsa los cambios en los metales estructurales. La inclusión de iones entre las partículas irradiantes proporciona una conexión con otros campos y disciplinas, como el uso de aceleradores para la transmutación de residuos nucleares o la creación de nuevos materiales mediante implantación iónica , mezcla de haces de iones , implantación iónica asistida por plasma y deposición asistida por haces de iones .

El efecto de la irradiación en los materiales se origina en el evento inicial en el que un proyectil energético impacta un objetivo. Si bien el evento consta de varias etapas o procesos, el resultado principal es el desplazamiento de un átomo de su posición en la red cristalina. La irradiación desplaza un átomo de su posición, dejando un sitio vacante (una vacante ) y el átomo desplazado finalmente se ubica en un lugar entre sitios de la red, convirtiéndose en un átomo intersticial . El par vacante-intersticial es fundamental para los efectos de la radiación en sólidos cristalinos y se conoce como par de Frenkel . La presencia del par de Frenkel y otras consecuencias del daño por irradiación determinan los efectos físicos, y con la aplicación de tensión , se producirán los efectos mecánicos de la irradiación por la aparición de fenómenos intersticiales, como hinchamiento , crecimiento , transición de fase , segregación , etc. Además del desplazamiento atómico, una partícula cargada energética que se mueve en una red también transfiere energía a los electrones del sistema, a través del poder de frenado electrónico . Esta transferencia de energía también puede producir daños en materiales no metálicos debido a partículas de alta energía, como trazas de iones y trazas de fisión en minerales. [ 1 ] [ 2 ]

Secuencia de imágenes del desarrollo temporal de una cascada de colisiones en el régimen de pico de calor producido por un ion de Xe de 30 keV que impacta sobre Au en condiciones de canalización. La imagen se genera mediante una simulación de dinámica molecular clásica de una cascada de colisiones. La imagen muestra una sección transversal de dos capas atómicas en el centro de una celda de simulación tridimensional. Cada esfera ilustra la posición de un átomo, y los colores muestran la energía cinética de cada átomo, según la escala de la derecha. Al final, persisten tanto defectos puntuales como bucles de dislocación .

Daño por radiación

El evento de daño por radiación se define como la transferencia de energía de un proyectil incidente al sólido y la distribución resultante de átomos del objetivo una vez finalizado el evento. Este evento se compone de varios procesos distintos:

  1. La interacción de una partícula incidente energética con un átomo de la red
  2. La transferencia de energía cinética al átomo de la red da origen a un átomo primario de retroceso.
  3. El desplazamiento del átomo de su posición en la red cristalina.
  4. El paso del átomo desplazado a través de la red cristalina y la consiguiente creación de átomos adicionales generados por retroceso.
  5. La producción de una cascada de desplazamiento (colección de defectos puntuales creados por el átomo primario desplazado).
  6. La terminación del átomo primario de retroceso como un intersticial

El resultado de un evento de daño por radiación es, si la energía suministrada a un átomo de la red cristalina supera la energía de desplazamiento umbral , la creación de un conjunto de defectos puntuales (vacantes e intersticiales) y cúmulos de estos defectos en la red cristalina.

La esencia de la cuantificación del daño por radiación en sólidos es el número de desplazamientos por unidad de volumen por unidad de tiempo.R{\displaystyle R} :

R=nortemimetroinortemimetroaincógnitaTmetroinorteTmetroaincógnitaϕ(mii)σ(mii,T)υ(T)dTdmii.{\displaystyle R=N\int _{E_{min}}^{E_{max}}\int _{T_{min}}^{T_{max}}\phi (E_{i})\,\sigma (E_{i},T)\,\upsilon (T)\,dT\,dE_{i}.}

dóndenorte{\displaystyle N}es la densidad numérica de átomos,mimetroaincógnita{\displaystyle E_{max}}ymimetroinorte{\displaystyle E_{min}}son las energías máxima y mínima de la partícula incidente,ϕ(mii){\displaystyle \phi (E_{i})}es el flujo de partículas dependiente de la energía,Tmetroaincógnita{\displaystyle T_{max}}yTmetroinorte{\displaystyle T_{min}}son las energías máxima y mínima transferidas en una colisión de una partícula de energíamii{\displaystyle E_{i}}y un átomo de red,σ(mii,T){\displaystyle \sigma (E_{i},T)}es la sección transversal para la colisión de una partícula de energíamii{\displaystyle E_{i}}que resulta en una transferencia de energíaT{\displaystyle T}al átomo golpeado,υ(T){\displaystyle \upsilon (T)}es el número de desplazamientos por átomo primario de retroceso.

Las dos variables clave en esta ecuación son:σ(mii,T){\displaystyle \sigma (E_{i},T)}yυ(T){\displaystyle \upsilon (T)}. El términoσ(mii,T){\displaystyle \sigma (E_{i},T)}describe la transferencia de energía de la partícula incidente al primer átomo que encuentra en el objetivo, el átomo primario de retroceso; La segunda cantidadυ(T){\displaystyle \upsilon (T)}es el número total de desplazamientos que el átomo primario impactado realiza en el sólido; en conjunto, describen el número total de desplazamientos causados ​​por una partícula de energía incidente.mii{\displaystyle E_{i}}La ecuación anterior tiene en cuenta la distribución de energía de las partículas incidentes. El resultado es el número total de desplazamientos en el objetivo debido a un flujo de partículas con una distribución de energía conocida.

En la ciencia de los materiales de radiación, el daño por desplazamiento en la aleación ([dpaga]{\displaystyle \left[dpa\right]}= desplazamientos por átomo en el sólido ) es una mejor representación del efecto de la irradiación sobre las propiedades de los materiales que la fluencia (fluencia de neutrones,[METROmiV]{\displaystyle \left[MeV\right]}).

Véase también el efecto Wigner .

Materiales resistentes a la radiación

Para generar materiales que satisfagan las crecientes exigencias de los reactores nucleares para operar con mayor eficiencia o durante más tiempo, es necesario diseñarlos teniendo en cuenta la resistencia a la radiación. En particular, los reactores nucleares de Generación IV operan a temperaturas y presiones más elevadas que los modernos reactores de agua a presión , que representan la gran mayoría de los reactores occidentales. Esto conlleva una mayor vulnerabilidad a fallos mecánicos normales en términos de resistencia a la fluencia , así como a eventos dañinos por radiación, como la hinchazón inducida por neutrones y la segregación de fases inducida por radiación . Al considerar el daño por radiación, los materiales del reactor podrían soportar una vida útil más prolongada. Esto permite desmantelar los reactores tras periodos de tiempo más largos, mejorando la rentabilidad de la inversión sin comprometer la seguridad. Esto es de particular interés para desarrollar la viabilidad comercial de reactores nucleares avanzados y teóricos, y este objetivo puede lograrse mediante la ingeniería de resistencia a estos eventos de desplazamiento.

Ingeniería de límites de grano

Los metales cúbicos centrados en las caras, como los aceros austeníticos y las aleaciones a base de níquel, pueden beneficiarse enormemente de la ingeniería de límites de grano. Esta técnica busca generar una mayor cantidad de límites de grano especiales, caracterizados por orientaciones favorables entre los granos. Al aumentar la población de límites de baja energía sin incrementar el tamaño de grano, se puede modificar la mecánica de fractura de estos metales cúbicos centrados en las caras para mejorar sus propiedades mecánicas, manteniendo un valor de desplazamientos por átomo similar al de las aleaciones sin ingeniería de límites de grano. Este método de tratamiento, en particular, proporciona una mayor resistencia a la corrosión bajo tensión y a la oxidación. [ 3 ]

Selección de materiales

Mediante el uso de métodos avanzados de selección de materiales , estos pueden evaluarse según criterios como el área de sección transversal de absorción de neutrones. Seleccionar materiales con una absorción mínima de neutrones puede reducir drásticamente el número de desplazamientos por átomo que ocurren durante la vida útil del material del reactor. Esto ralentiza el proceso de fragilización por radiación al prevenir la movilidad de los átomos desde el principio, seleccionando proactivamente materiales que no interactúan con la radiación nuclear con tanta frecuencia. Esto puede tener un gran impacto en el daño total, especialmente al comparar los materiales de los reactores avanzados modernos de circonio con los núcleos de reactores de acero inoxidable, que pueden diferir en la sección transversal de absorción en un orden de magnitud con respecto a materiales más óptimos. [ 4 ]

En la tabla siguiente se muestran ejemplos de valores para la sección transversal de neutrones térmicos. [ 5 ]

autoorganización de orden de corto alcance (SRO)

Para las aleaciones de níquel-cromo y hierro-cromo, se puede diseñar un orden de corto alcance a nanoescala (<5  nm) que absorba los intersticiales y vacantes generados por eventos de desplazamiento atómico primario. Esto permite obtener materiales que mitiguen la hinchazón que normalmente ocurre en presencia de grandes desplazamientos por átomo y mantienen el cambio porcentual de volumen total por debajo del diez por ciento. Esto se logra mediante la generación de una fase metaestable que se encuentra en equilibrio dinámico constante con el material circundante. Esta fase metaestable se caracteriza por tener una entalpía de mezcla prácticamente nula con respecto a la red principal. Esto permite que la transformación de fase absorba y disperse los defectos puntuales que normalmente se acumulan en redes más rígidas. Esto prolonga la vida útil de la aleación al reducir la creación de vacantes e intersticiales, ya que la excitación neutrónica constante en forma de cascadas de desplazamiento transforma la fase de orden de corto alcance, mientras que esta se reforma en la solución sólida a granel. [ 6 ]

Recursos

  • Fundamentos de la ciencia de los materiales sometidos a radiación: metales y aleaciones, 2.ª ed., Gary S. Was, SpringerNature, Nueva York, 2017.
  • RS Averback y T. Díaz de la Rubia (1998). "Daños por desplazamiento en metales y semiconductores irradiados". En H. Ehrenfest y F. Spaepen. Física del estado sólido 51. Academic Press. págs.  281–402.
  • R. Smith, ed. (1997). Colisiones atómicas e iónicas en sólidos y superficies: teoría, simulación y aplicaciones. Cambridge University Press. ISBN 0-521-44022-X.

Referencias

  1. A. Meftah; et al. (1994). "Formación de trazas en cuarzo SiO 2 y el mecanismo de pico térmico". Physical Review B . 49 (18): 12457– 12463. Bibcode : 1994PhRvB..4912457M . doi : 10.1103/PhysRevB.49.12457 . PMID 10010146 .  
  2. C. Trautmann; S. Klaumünzer; H. Trinkaus (2000). "Efecto de la tensión en la formación de trazas en aleación amorfa de hierro y boro: trazas iónicas como inclusiones elásticas" (PDF) . Physical Review Letters . 85 (17): 3648– 51. Bibcode : 2000PhRvL..85.3648T . doi : 10.1103/PhysRevLett.85.3648 . PMID 11030972 . 
  3. Tan, L.; Allen, TR; Busby, JT (2013-10-01). "Ingeniería de límites de grano para materiales estructurales de reactores nucleares" . Journal of Nuclear Materials . 441 ( 1– 3): 661– 666. Bibcode : 2013JNuM..441..661T . doi : 10.1016/j.jnucmat.2013.03.050 .
  4. Ashby, MF; Smidman, Michael (enero-febrero de 2010) [Versión 1.1]. "Materiales para sistemas de energía nuclear" (PDF) . Granta Material Inspiration . Cambridge, Reino Unido: Granta Design: Los expertos en tecnología de la información de materiales. Archivado del original (PDF) el 16 de junio de 2015. Recuperado el 1 de noviembre de 2015 .(Existe una versión más reciente: Ashby, Mike; Smidman, Michael (2017). "Documento: Materiales para sistemas de energía nuclear" . Ansys Granta . PAPNPSEN17. Archivado del original el 31 de mayo de 2023.)
  5. "Aleaciones de circonio de grado reactor para la eliminación de residuos nucleares" (PDF) . Allegheny Technologies . 2003. Consultado el 1 de noviembre de 2015 .
  6. Kolotushkin, VP; Parfenov, AA (2010-07-20). "Autoorganización de una estructura nanocristalina en aleaciones de metales de transición bajo la acción de la temperatura y la irradiación como base para el diseño de materiales estructurales resistentes a la radiación para reactores nucleares". Russian Metallurgy (Metally) . 2010 (3): 197–206 . Bibcode : 2010RuMet2010..197K . doi : 10.1134/S0036029510030092 . ISSN 0036-0295 . S2CID 94970011 .  
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