Zirconium alloys pickup hydrogen, during reactor operation. When the hydrogen content exceeds the solubility limit, the hydrides are formed. These hydrides have deleterious influence on the mechanical properties of the material. Therefore, it is important to improve our understanding of hydride morphology and behavior at different conditions approximating nuclear reactor environments. Initial analysis was done on the hydrided, cold-worked and stress-relieved (CWSR) Zircaloy-4 sheet-samples. The hydrides have been identified as δ-ZrH1.5 phase. They were located within the grains and along the grain boundaries, but the grain boundary hydrides appeared to be dominant. The preferential orientation relationship of (0001)α-Zr//(111)δ-ZrH1.5 was observed between hydrides and the matrix at all locations. The changes in hydrogen concentration had no effect on the crystallographic orientation relationship of the hydrides. Subsequently, the hydride behavior under hoop stress has been studied in detail. A range of hoop stresses were applied to the Zircaloy-4 cladding tube in a high pressure hydrogen gas furnace at a temperature of 350ºC and a pressure of 20 MPa. Optical micrographs of the samples showed an increase in the number of hydrides oriented along radial direction at higher hoop stresses. Apart from radial hydrides, the hydrides which were inclined at an angle to circumferential and radial directions were also observed. Interestingly, the hydrides which were oriented perpendicular to the circumferential direction followed a {10 1}α-Zr//{111}δ-ZrH1.5. relationship with the matrix grains. Habit planes of {10 1}, {10 7}, {10 3}, {10 0} were observed for the hydrides which were inclined at an angle to the circumferential direction. This study helps in understanding the complex behavior of radial hydrides. An attempt has been made to understand the superior resistance to corrosion and substantially lower hydrogen pickup of the Zr-1Nb alloy when compared with Zircaloy-4. Thus, Zircaloy-4, Zr-2.5Nb and Zr-1Nb (E110) alloys were hydrided in a high pressure hydrogen gas furnace. The hydrides in Zr-1Nb (E110) were short and thick, without any preferential orientation with respect to the sample reference direction. Heavy {10 2} twins were observed in the Zr-1Nb alloys, which were not seen in the Zircaloy-4 and Zr-2.5Nb alloys. Almost 50 % of hydrides in the Zr-1Nb (E110) alloy showed a new crystallographic relation of (0001)α-Zr//{100}δ-ZrH1.5. This new orientation relationship in the Zr-1Nb alloy is attributed to the presence of twin boundaries. In addition, the microstructural changes at the weld zone and its effects on the hydride behavior have been studied. The weld zone shows predominantly basket-weave structures, with very few colonies of parallel plate structures. Variant selection for α-phase formation inside prior β-grains was identified at the weld center. As we move from the weld center to the as-received zone, the variant selection is found to be less probable. At the weld zone, a complete random orientation of hydrides was observed. Moreover, the δ-hydride platelets at the weld zone were always found to be growing perpendicular to the α-colonies, which had a misorientation of 60º, and followed a (0001)α-Zr//{111}δ-ZrH1.5 orientation relationship with the zirconium matrix. A proposed description of the complex distribution of hydrides and alloy microstructures, at the weld and heat affected zones, will contribute to a better understanding of the mechanisms of fuel cladding failure in various types of nuclear reactors. / Les alliages de zirconium ramassent de l'hydrogène, au cours de l'opération de réacteur. Lorsque la teneur d'hydrogène dépasse la limite de solubilité, les hydrures sont formés. Ces hydrures ont un effet néfaste sur les propriétés mécaniques du matériel. Par conséquent, il est important d'améliorer notre compréhension de la morphologie des hydrures et leur comportement sur les conditions différentes rapprochant des environnements de réacteur nucléaire. L'analyse initiale a été faite sur les hydrided hydrures, travaillés à froid et soulagés de contraintes du Zircaloy-4 (CWSR) feuille-échantillons. Les hydrures ont été identifiés comme phase δ-ZrH1.5. Ils sont trouvés dans les grains et le long des frontières de grains, mais les hydrures de limite de grain semblaient être dominants. La relation d'orientation préférentielle de (0001)α-Zr// (111)δ-ZrH1.5 a été observée entre hydrures et la matrice à tous les endroits. Les variations de concentration de l'hydrogène n'ont eu aucun effet sur la relation de l'orientation cristallographique des hydrures. Par la suite, le comportement d'hydrure sous hoop stress a été étudié en détail. Une plage de hoop stress a été appliquée au tube de revêtement du Zircaloy-4 dans un four à gaz à haute pression d'hydrogène à une température de 350ºC et sous une pression de 20 MPa. La microscopie optique des échantillons ont montré une augmentation du nombre des hydrures orientés le long de la direction radiale à des données de hoop stress plus élevées. Hormis les hydrures radiaux, les hydrures qui étaient enclins à un angle de circonférence et radiales des instructions ont aussi été observés. Fait intéressant, les hydrures qui étaient orientés perpendiculairement à la direction de circonférence suivent la relation de {10 1}α-Zr//{111}δ-ZrH1.5 avec les grains de la matrice. Les plans d'habitude de {10 1}, {10 7}, {10 3}, {10 0} ont été observés pour l'hydrure qui étaient enclins à un angle avec la direction de la circonférence. Cette étude permet de comprendre le comportement complexe des hydrures radiaux. Une tentative à comprendre la résistance à la corrosion et à baisser substantiellement la ramasse de l'hydrogène de l'alliage Zr-1Nb comparativement à Zircaloy-4. Ainsi, Zircaloy-4, Zr-2.5Nb et alliages Zr-1Nb (E110) ont été hydrudés dans un four à gaz à haute pression de l'hydrogène. Les hydrures dans le Zr-1Nb (E110) étaient courts et épais, avec aucune orientation préférentielle par rapport à la direction des échantillons de référence. Des jumeaux lourds {10 2} ont été observés dans les alliages de Zr-1Nb, qui n'étaient pas considérés dans la Zircaloy-4 et Zr-alliages 2.5Nb. Près de 50 % des hydrures dans l'alliage Zr-1Nb (E110) ont montrés une nouvelle relation cristallographique de (0001)α-Zr//{100}δ-ZrH1.5 Cette nouvelle relation d'orientation dans l'alliage Zr-1Nb est attribuée à la présence des limites des jumeaux. En outre, les changements des microstructures à la zone de soudure et ses effets sur le comportement d'hydrure ont été étudiés. La zone de soudure montre surtout des structures nattées, avec très peu de colonies ayant des structures de plaques parallèles. La sélection variante pour la formation de α-phase à l'intérieur de grains de β préalables a été identifiée au centre de la soudure. Alors que nous déplaçons du centre de soudure à la zone reçu, la sélection de la variante est jugée moins probable. Dans la zone de soudure, une orientation aléatoire complète des hydrures a été observée. En outre, les plaquettes δ-hydrure dans la zone de soudure ont toujours été croissante perpendiculaire aux α-colonies, qui avaient une différence angulaire de 60º et qui suivent une (0001)α-Zr//{111}δ-ZrH1.5 relation d'orientation avec la matrice de zirconium.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:LACETR/oai:collectionscanada.gc.ca:QMM.104771 |
| Date | January 2011 |
| Creators | Nimishakavi, Anantha Phani |
| Contributors | Jerzy A Szpunar (Internal/Cosupervisor2), Raynald Gauvin (Internal/Supervisor) |
| Publisher | McGill University |
| Source Sets | Library and Archives Canada ETDs Repository / Centre d'archives des thèses électroniques de Bibliothèque et Archives Canada |
| Language | English |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation |
| Format | application/pdf |
| Coverage | Doctor of Philosophy (Department of Mining and Materials) |
| Rights | All items in eScholarship@McGill are protected by copyright with all rights reserved unless otherwise indicated. |
| Relation | Electronically-submitted theses. |
Page generated in 0.0025 seconds