Daño por radiación
- Investigación y desarrollo en propiedades mecánicas y dimensionales de materiales bajo irradiación, correspondientes a componentes del núcleo como a externos de los circuitos primarios de reactores nucleares, en vistas a la seguridad, al comportamiento en servicio y a la operación prolongada.
- Realización de ensayos de comportamiento bajo irradiación de nuevas aleaciones para combustibles de alta densidad para reactores de investigación.
- Contribución con los programas de vigilancia de recipientes de presión de reactores a través de ensayos mecánicos de probetas irradiadas.
- Construcción, mantenimiento y operación de dispositivos y facilidades de irradiación a bajas y altas temperaturas en reactores experimentales.
- Asesoramiento en la temática de daño por radiación.
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Actividades que se realizan
Estudio de nuevas aleaciones de Zirconio-Niobio para la construcción y reemplazo de componentes internos de reactor
El objetivo está dirigido al estudio de las nuevas aleaciones de zirconio-niobio como candidatas al reemplazo de componentes internos de reactores PHWR tipo Atucha. Se estudian las potenciales implicancias de una modificación de diseño en el desempeño del reactor al reemplazar la aleación actualmente utilizada por otras cuyo comportamiento bajo irradiación sea más confiable. Se analizan bajo condiciones exigentes como con un alto contenido de hidrógeno, a diferentes temperaturas de irradiación neutrónica y a altas fluencias irradiando con iones. Se aplican técnicas micro-mecánicas como small punch test o micropunzonado. Los ensayos con probetas miniatura, permiten la caracterización de propiedades con volúmenes muy pequeños, lo que facilita trabajar con materiales irradiados, así como con muestras de material real en servicio.
Estudio del daño por radiación sobre aceros inoxidables nitrurados y carburados por plasma pulsados: Ensayos de irradiación y post irradiación
Caracterización y evaluación de los efectos en la respuesta al desgaste, y la corrosión. Los materiales serán irradiados en el Reactor RA-1 del CAC. Este proyecto se lleva a cabo con la colaboración del Laboratorio de la School of Metallurgy and Materials de la University of Birmingham, UK, en el marco del desarrollo de nuevos materiales para reactores de IV generación.
Estudio de la fragilización por irradiación neutrónica de aceros estructurales de centrales nucleares
En los laboratorios del grupo, se estudia del efecto que tiene el factor flujo (lead factor), en el comportamiento mecánico de aceros que componen los elementos estructurales de las centrales nucleares. Para ello se busca obtener datos fractomecánicos de probetas Charpy irradiadas bajo distintos flujos neutrónicos, y conocer su dependencia con la difusión de aleantes. Se busca, además, correlacionar los resultados obtenidos, con ensayos en miniatura de probetas reducidas en masa, utilizado la técnica de Small Punch, para así obtener la caracterización del comportamiento mecánico manipulando menos masa de material. Lo que resulta de sumo interés al trabajar con material irradiado.
Investigación básica y aplicada en aleaciones combustibles de uso nuclear
Las aleaciones base uranio son utilizadas para la obtención de radioisótopos medicinales y como combustibles para reactores nucleares. La búsqueda de mejores rendimientos, optimización de respuesta y la profundización de su conocimiento, requieren de la investigación permanente. Mediante el trabajo interdisciplinario compartido por profesionales de diversas divisiones de la Gerencia Materiales y la utilización de técnicas de caracterización microestrutural como microscopía, microanálisis y difracción rayos X, en la instalación LABUAM se llevan adelante múltiples investigaciones en aleaciones combustibles de uso nuclear.
Estudio del efecto combinado entre el daño por radiación y el daño por hidrogeno en Zr- 2.5%Nb y Zr-1%Nb
La radiación degrada las propiedades de los distintos materiales de los componentes de un reactor nuclear, lo que representa un problema tecnológico. Otro factor que interviene en la degradación de esos materiales es el ingreso de hidrógeno. Entender a nivel microscópico, lo que ocurre en un material sometido a las condiciones de operación del reactor es de vital importancia. Actualmente, se continúan estudiando aleaciones de circonio como Zr-1%Nb y Zr-2.5%Nb, mediante ensayos mecánicos post irradiación y aplicando técnicas de microscopía electrónica de transmisión y de barrido para comprender como se ve afectada la microestructura del material hidrurado e irradiado.
