Algunos internos de reactores nucleares, como los canales de combustible o los tubos de presión, están construidos en aleaciones de circonio debido a su baja sección de captura neutrónica. Durante la operación, la corrosión en agua resulta en la liberación de hidrógeno y oxígeno, produciendo una capa de óxido superficial y el ingreso de hidrógeno a la matriz. Este hidrógeno está normalmente en solución a la temperatura de operación del reactor; pero precipita como hidruros cuando el reactor se enfría, debido a la baja solubilidad del hidrógeno en circonio a temperatura ambiente. La presencia de partículas de hidruros en estas aleaciones afecta sus propiedades mecánicas y fragiliza el material.

Se prepararon probetas de Zircaloy-4 de 54mm×50mm y 5 mm de espesor mediante corrosión acelerada en autoclave en solución de LiOH 1M a (343±3)ºC, a la presión de equilibrio (~13.6±0.1)MPa. La cinética de corrosión lineal en este medio permite reproducir en cortos períodos de tiempo las condiciones de degradación de elementos estructurales de Zircaloy luego de más de 20 años de operación en reactores de potencia.

Se lograron espesores de óxido entre 15 mm y 180 mm con contenidos de hidrógeno entre 142 y 2019 ppmH en peso. La distribución de hidruros resultante y la presencia de capas de hidruros en la interfase óxido/metal se analizó en función del espesor de las muestras y del flujo de ingreso de hidrógeno. Para mejorar la distribución de hidruros en el espesor, las muestras se sometieron luego a tratamientos térmicos de homogenización de 3h a 520°C con templado en agua.

Los óxidos formados se evaluaron mediante el incremento de masa, el método de ensayos no destructivos por corrientes inducidas y un medidor comercial de espesores.