Caracterização mecânica e microestrutural do zircaloy-4 obtido por HD e metalurgia do pó
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Data
2019
Data de publicação:
Autores IPEN
Orientador
Hidetoshi Takiishi
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Resumo
A etapa de usinagem para fabricação de tubos e tampões (end caps) de Zircaloy-4 (Zr-4) utilizados em reatores nucleares à água pressurizada (reatores PWRs) geram grandes quantidades de rejeitos deste material. Devido ao alto custo do Zr-4 faz-se necessário sua reciclagem, que representa uma grande economia para a política Nuclear Brasileira e também evita seu descarte para o meio ambiente. Neste trabalho, os rejeitos da usinagem do Zr-4 foram aquecidos em atmosfera de hidrogênio (923 K), sendo o pó resultante desta etapa, peneirado em malha 200 e 325 mesh (<75 e <45 μm). Nesta etapa, foram retirados os materiais que não absorvem hidrogênio proveniente da usinagem, diminuindo a contaminação final por Fe da liga Zr-4. A moagem foi realizada em moinho de alta energia, utilizando pote e esferas de zircônia para diminuir a contaminação do pó. Os experimentos foram realizados em diferentes tempos de moagem (0 a 120 min). A amostra foi prensada a 200 MPa (prensagem isostática) e sinterizada a 1423 K por 10 h. A microestrutura foi analisada por microscopia eletrônica de varredura (MEV) e foi determinada a microdureza Vickers. Os resultados mostraram que após 60 min de moagem o tamanho médio das partículas foi de 2,4 μm. a microdureza Vickers após sinterização foi de 425 HV e tamanho médio de grão em torno de 50 μm. As amostras apresentaram valores de densidade hidrostática de 99% em relação à teórica, e a microestrutura apresentou morfologia típica do Zr-4 da fase α e grãos equiaxiais. Para redução de áreas de armazenamento dos cavacos obteve-se uma redução de 27 vezes no volume ocupado após hidretação, cominuição e prensagem. Foi possível usinar os tampões a partir das amostras com menor medida de microdureza.
Como referenciar
CAVALHEIRA, ELTON D. Caracterização mecânica e microestrutural do zircaloy-4 obtido por HD e metalurgia do pó. Orientador: Hidetoshi Takiishi. 2019. 74 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-18112019-111622. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30491. Acesso em: 18 Apr 2024.
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Assuntos
powder metallurgy; zircaloy 4; tubes; capsules; sample preparation; elements; pwr type reactors; environmental policy; contamination; microstructure; microhardness; vickers hardness; indentation testing; hardness; sintering; materials testing; hydrostatics; power density; materials processing reactors; materials recovery; waste processing; scanning electron microscopy