Daño por radiación
Realizamos actividades de investigación, desarrollo tecnológico y asistencia técnica en el campo del daño por radiación en materiales, con especial énfasis en aplicaciones nucleares que exigen elevados estándares de seguridad y confiabilidad. Nuestro trabajo se orienta a comprender y predecir la respuesta de los materiales sometidos a irradiación, evaluando su integridad estructural y su desempeño a lo largo del tiempo en condiciones reales de operación.
Llevamos adelante actividades de investigación y desarrollo orientadas al estudio de las propiedades mecánicas y los cambios dimensionales de materiales bajo irradiación, tanto en componentes del núcleo como en elementos externos de los circuitos primarios de reactores nucleares, con vistas a la seguridad, el comportamiento en servicio y la operación prolongada. Asimismo, realizamos ensayos de comportamiento bajo irradiación de nuevas aleaciones destinadas a combustibles de alta densidad para reactores de investigación.
Contribuimos con los programas de vigilancia de recipientes de presión de reactores mediante la ejecución de ensayos mecánicos sobre probetas irradiadas.
También construimos, mantenemos y operamos dispositivos y facilidades de irradiación a bajas y altas temperaturas en reactores experimentales.
Además, brindamos asesoramiento técnico especializado en daño por radiación, acompañando procesos de evaluación de integridad estructural, interpretación de resultados experimentales y análisis del comportamiento de materiales en entornos irradiados. De esta manera, aportamos conocimiento y capacidades técnicas orientadas al desarrollo seguro y sostenible de la tecnología nuclear.
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Actividades
Estudio de nuevas aleaciones de zirconio-niobio para la construcción y reemplazo de componentes internos de reactor
El objetivo es estudiar nuevas aleaciones de zirconio-niobio como candidatas para el reemplazo de componentes internos de reactores de agua pesada presurizada (PHWR), como Atucha. Se estudian las potenciales implicancias de una modificación de diseño en el desempeño del reactor al sustituir la aleación actualmente utilizada por otras cuyo comportamiento bajo irradiación resulte más confiable.
Las evaluaciones se realizan bajo condiciones exigentes, tales como alto contenido de hidrógeno, distintas temperaturas de irradiación neutrónica y altas fluencias mediante irradiación con iones. Para ello, se aplican técnicas micromecánicas como el small punch test o micropunzonado. Los ensayos con probetas miniatura permiten caracterizar propiedades utilizando volúmenes muy reducidos de material, lo que facilita el trabajo con materiales irradiados y con muestras provenientes de componentes 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 son irradiados en el reactor RA-1. Este proyecto se lleva a cabo con la colaboración del Laboratorio de la School of Metallurgy and Materials de la University of Birmingham, Reino Unido, 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
Se estudia el efecto del factor de flujo (lead factor) en el comportamiento mecánico de los aceros que componen los elementos estructurales de las centrales nucleares. Para ello, se obtienen datos fractomecánicos a partir de probetas Charpy irradiadas bajo distintos flujos neutrónicos, con el fin de analizar su dependencia con los procesos de difusión de elementos aleantes. Asimismo, se busca correlacionar los resultados obtenidos con ensayos en miniatura de probetas reducidas en masa mediante la técnica de Small Punch, a fin de caracterizar el comportamiento mecánico manipulando menores cantidades de material, lo que resulta de especial interés cuando se trabaja con material irradiado.
Investigación básica y aplicada en aleaciones combustibles de uso nuclear
Las aleaciones base uranio se emplean en la producción de radioisótopos medicinales y como combustibles para reactores nucleares. La búsqueda de mayores rendimientos, la optimización de su respuesta y la profundización del conocimiento sobre su comportamiento requieren una investigación continua. A través de un trabajo interdisciplinario que integra a profesionales de distintas divisiones de la Gerencia Materiales, y mediante la aplicación de técnicas de caracterización microestructural como microscopía, microanálisis y difracción de rayos X, en la instalación LABUAM se desarrollan diversas 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 materiales que conforman los componentes de un reactor nuclear, lo que constituye un desafío tecnológico. Otro factor que contribuye a esa degradación es el ingreso de hidrógeno. Comprender a nivel microscópico los procesos que tienen lugar en un material sometido a las condiciones de operación de un reactor resulta de vital importancia. En este marco, se continúan estudiando aleaciones de circonio, como Zr-1%Nb y Zr-2,5%Nb, mediante ensayos mecánicos post-irradiación y la aplicación de técnicas de microscopía electrónica de transmisión y de barrido, con el objetivo de analizar cómo se ve afectada la microestructura del material hidrurado e irradiado.
Equipos
- Sistemas de irradiación RA-1 (Foto)
- Caja de guantes para procesamiento de muestras de material irradiado (Foto)
- Sistemas de irradiación RA-3 (Foto)
- Máquina de ensayos universales Instron 4465 (Foto)
