Anisotropía en el Modelado de Internos del Reactor. Uso de modelos de base micromecánica para la caracterización y predicción del comportamiento mecánico en materiales de interés nuclear

Abstract

En esta tesis se desarrolla y valida un marco multiescala para predecir el comportamiento termomecánico de componentes nucleares fabricados con aleaciones de circonio (Zircaloy-2). La implementación acopla el modelo viscoplástico autoconsistente (VPSC) —capaz de representar creep y crecimiento bajo irradiación, creep térmico y expansión térmica a nivel cristalino— con la plataforma de elementos finitos Code_Aster. Esta integración transfiere la física constitutiva desde la microestructura hacia un análisis estructural completo, vinculando textura cristalográfica y respuesta global. Se desarrolló un esquema automatizado para rotar tensores de tensión y deformación entre el sistema global del FEM y los ejes cristalográficos de cada grano, funcionalidad no disponible originalmente en Code_Aster. Además, se recupera analíticamente la deformación elástica mediante la inversa del tensor de rigidez autoconsistente provisto por VPSC. La capacidad predictiva del marco se demuestra mediante la simulación de un conjunto combustible tipo PWR, incluyendo el contacto no lineal entre la grilla espaciadora y el tubo de revestimiento de Zircaloy-2. Los resultados reproducen fenómenos complejos y confirman la influencia dominante de la textura en la respuesta anisotrópica. Se identificó que texturas con alta fracción de planos prismáticos orientados en la dirección normal reducen la separación y el desgaste entre componentes. Los mecanismos térmicos gobiernan la relajación inicial, mientras que los inducidos por irradiación dominan a largo plazo. En conjunto, la tesis presenta una plataforma computacional abierta y extensible para analizar el desempeño de combustibles nucleares, permitiendo simulaciones de alta fidelidad bajo condiciones combinadas de carga térmica, mecánica y de irradiación.