Diseño y optimización de un aplanador de flujo neutrónico para dopaje de silicio en el Reactor RA-10.

El reactor multipropósito RA-10 que se construirá en Ezeiza tiene como objetivo principal aumentar la producción de radioisótopos destinados al diagnóstico de enfermedades; adicionalmente el proyecto RA-10 permitirá ofrecer al sistema científico-tecnológico oportunidades de investigación, desarrollo y producción. Entre ellas se contará con una facilidad de dopaje de silicio a través de transmutación neutrónica para producir material semiconductor. La principal ventaja de esta técnica de fabricación es que se obtiene el semiconductor más homogéneamente dopado del mercado. Esto se logra irradiando a la pieza con un flujo neutrónico axialmente uniforme. La uniformidad axial se obtiene diseñando un aplanador de flujo que consiste en un conjunto de anillos de acero de diferentes espesores para lograr aplanar el perfil de flujo neutrónico que irradia al silicio. El objetivo de este trabajo es diseñar e implementar un algoritmo que permita calcular los espesores óptimos de acero de forma tal de modificar el perfil de flujo neutrónico que se genera en el núcleo para uniformizarlo lo más posible. Se proponen y evalúan mejoras para incrementar el valor del flujo neutrónico al cual se uniformiza. Posteriormente se evalúan los tiempos necesarios para obtener diferentes resistividades objetivo y se realizan cálculos de activación neutrónica para determinar los tiempos de decaimiento necesarios para cumplir los límites de actividad requeridos. Se realizan además cálculos de calentamiento para determinar la potencia que se debe disipar para refrigerar la facilidad.

Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.

Interacción de iones de energías bajas e intermedias con blancos sólidos.

El resumen se encuentra como un archivo pdf.

Trasporte eléctrico y magnetismo en sistemas electrodo - aislante - electrodo: hacia el desarrollo de dispositivos del tipo juntura tunel.

La presente tesis es un estudio dedicado a la optimización y desarrollo de sistemas del tipo juntura túnel. La metodología utilizada para la realización de la tesis consistió, en primer lugar, en la optimización de las componentes independientes de la juntura túnel: electrodo y barrera aislante. Posteriormente se optimizaron los procesos de fabricación para el desarrollo y caracterización de dispositivos del tipo juntura túnel en su forma final. En la primera parte de la tesis se analizan detalladamente los resultados obtenidos de la caracterización eléctrica y topografica de barreras aislantes en sistemas electrodo - barrera. Los sistemas bicapas estudiados, GdBa_2Cu_3_7/SrTiO_3, Nb/Ba_0,05Sr_0,95TiO_3 y YBa_2Cu_3O_7/SrTiO_3, fueron caracterizados utilizando un microscopio de fuerza atómica en modo conductor. Se propuso un modelo fenomenológico basado en los resultados experimentales, que permitió la obtención de parámetros críticos para el desarrollo de dispositivos del tipo juntura túnel con nuevas funcionalidades. La información obtenida de la caracterización de los sistemas bicapas (homogeneidad de crecimiento, baja densidad de defectos y de pinholes) indican un muy buen control de los parámetros de crecimiento de las barreras. Por otro lado, se obtuvo un buen comportamiento aislante para espesores mayores a 2 nm sin la presencia de pinholes en la barrera. La similitud en la estequiometría de las barreras (SrTiO_3) permitió comparar los distintos sistemas estudiados en términos de conductividad eléctrica. Se verificó que el modelo fenomenológico permite comparar la conductividad eléctrica de los sistemas mediante uno de los parámetros definidos en el modelo fenomenológico (obtenido de los ajustes lineales de las curvas I(V)). De los 3 sistemas estudiados, las bicapas GdBa_2Cu_3O_7/SrTiO_3 presentaron un mayor valor de longitud de atenuación de los portadores de carga a través de la barrera y una muy baja densidad de defectos superficiales. Las bicapas YBa_2Cu_3O_7/SrTiO_3 y Nb/Ba_0,05Sr_0,95TiO_3 permitieron validar el modelo fenomenológico propuesto para el análisis de la respuesta corriente - voltaje obtenida con el microscopio de fuerza atómica en modo conductor. La segunda parte de la tesis abarca conceptos de magnetismo y microfabricación para el desarrollo de junturas túnel magnéticas. Durante la caracterización de las películas ferromagnéticas individuales de Co_90Fe_10 (CoFe) se logró aumentar valor del campo coercitivo de films de 10 nm de espesor al incrementar la temperatura de depósito. Esto se debe a un aumento del tamaño de grano de los films. El aumento de la temperatura del sustrato durante el crecimiento influye en la morfología y las propiedades magnéticas de los films de CoFe favoreciendo la formación de granos y la pérdida del eje preferencial de magnetización. Estos resultados permitieron la fabricación de sistemas Co_90Fe_10/M_gO/Co_90Fe_10 con distintas orientaciones relativas accesibles con campo magnético para el estudio del acople magnético entre los films de CoFe. La caracterización eléctrica de estos sistemas, particularmente la respuesta corriente - voltaje obtenida con el microscopio de fuerza atómica en modo conductor, indicó que las propiedades de transporte eléctrico de las junturas presentan un alto grado de reproducibilidad. Se analizó además la inuencia del sustrato utilizado en la corriente túnel que atraviesa la barrera aislante. Por otro lado, se discuten los fenómenos relacionados a la optimización de las propiedades magnéticas de electrodos ferromagnéticos para la fabricación de junturas túnel Co_90Fe_10/MgO/Co_90Fe_10 y Co_90Fe_10/MgO /Fe_20Ni_80. En particular, se estudió el acople magnético entre capas ferromagnéticas y la inuencia del sustrato utilizado para el crecimiento de las tricapas. La optimización de los electrodos magnéticos involucró el análisis de la inuencia de la presencia de un aislante entre dos capas magnéticas en el acople de los electrodos. Se logró el desacople de films de 10 nm de Co_90Fe_10 y Fe_20Ni_80 separados por un espaciador de MgO de 2 nm. Finalmente se detallan los pasos para la fabricación de una red de junturas túnel magnéticas y su caracterización eléctrica a bajas temperaturas. El sistema estudiado fue la tricapa Co_90Fe_10 (10 nm)/M_gO (8 nm)/ Fe_20Ni_80 (10 nm) crecido sobre un sustrato de M_gO. La caracterización eléctrica confirmó la buena calidad de la junturas fabricadas. Las junturas obtenidas presentaron un comportamiento altamente resistivo (~ MΩ). Las mediciones de la corriente túnel en función de la temperatura permitieron descartar la presencia de pinholes en la barrera. El transporte de los portadores de carga es por efecto túnel a través de la barrera aislante. Las curvas de conductancia diferencial permitieron calcular el valor medio de la altura de la barrera de potencial (φ = 3.1 eV) a partir del modelo de Brinkman. Los resultados obtenidos en cada uno de los capítulos se complementan y son relevantes para la optimización de junturas túnel, debido a que brindan información crítica para su correcto funcionamiento. En la presente tesis se lograron obtener los primeros avances para la fabricación de arreglos de junturas túnel que permitan el desarrollo de dispositivos.

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

Efectos de la microestructura sobre la transmisión de neutrones en materiales de interés nuclear.

Cuando un haz policromático de neutrones pasa a través de un material, los neutrones de distintas longitudes de onda son atenuados en formas muy diferentes. Como resultado, el espectro de energía del haz de neutrones cambia cuando una muestra es colocada frente el haz. Un análisis detallado del cociente de intensidad entre los haces de transmitido e incidente puede proporcionar una gran cantidad de información acerca de la estructura cristalina y microestructura de la muestra, definidas a través de la sección eficaz total del material. Para neutrones térmicos y sub-térmicos, el ordenamiento y movimiento de los átomos a escala microscópica define en forma precisa la dependencia de esta magnitud con la energía del neutrón incidente. Así, la variación con la energía de la sección eficaz total de los sólidos debido a la estructura de los átomos para distancias entre 0,1 y 100 Å se encuentra bien establecida, y es explotada en el estudio de estructuras cristalinas y de los movimientos vibracionales y rotacionales. Como contrapartida, el efecto de la estructura mesoscópica de los materiales, esto es para dimensiones entre 0,1 y 100 µm, sobre la sección eficaz total ha sido mucho menos estudiado, a pesar de provocar cambios profundos en esta magnitud. En esta Tesis estudiamos y formalizamos la dependencia de la sección eficaz total con características microestructurales tales como la porosidad, y la distribución de tamaños y orientaciones de los granos que componen los materiales, y desarrollamos modelos teóricos a partir de las características microestructurales de muestras de interés nuclear con diferente microestructura. Estos modelos permiten describir la contribuci ón de la componente elástica coherente de la seción eficaz total sobre los espectros de transmisión de neutrones e introducen parámetros como la cantidad de cristales que conforman el material, su estructura cristalina, parámetros de red, mosaicidad, estructura de poros u orientación preferencial de granos, para describir la sección total de materiales monocristalinos o policristalinos. En todos los casos, los modelos desarrollados fueron implementados en una biblioteca basada en el lenguaje computacional MATLAB y fueron comparados con secciones eficaces totales obtenidas en experimentos de transmisión de neutrones realizados en el Departamento de Física de Neutrones del Centro Atómico Bariloche y en ISIS Facility, Reino Unido. Los novedosos modelos microestructurales propuestos describen fielmente los experimentos desarrollados sobre muestras con distinta microestructura, lo que permite el empleo de los mismos en un código de refinamiento sobre los datos experimentales. Aquí, desarrollamos herramientas computacionales que ajustan por cuadrados mínimos no lineales los modelos paramétricos representativos de cada microestructura, sobre la sección eficaz total o la transmisión experimental, para determinar parámetros microestructurales de la muestra a partir de experimentos de transmisión de neutrones con resolución en longitud de onda. Los resultados son de particular relevancia para la interpretación y el análisis cuantitativo de las imágenes realizadas por la técnica de radiografía neutrónica con resolución en energía, que ha recibido un gran impulso en años recientes.

Sistema avanzado de alarmas para el reactor RA6.

Los sistemas de alarmas constituyen un elemento clave en las plantas modernas de procesos industriales. A lo largo de los años, los mismos han ido evolucionando de la mano del importante desarrollo en la industria del software, para pasar de ser simples paneles de anunciación y lámparas cableadas hasta complejos sistemas inteligentes que asisten al operador en sus funciones de operación. En el desarrollo de este trabajo se planteó diseñar un Sistema Avanzado de Alarmas para el Reactor Nuclear de Investigación RA6 contemplando las nuevas tecnologías existentes para incorporar mejoras a la actual sala de control. Para ello se trabajó siguiendo la metodología propuesta por la guía de diseño de sistemas de alarmas ANSI / ISA- SP-18. Para asistir al diseño y la verificación del sistema se utilizó un modelo termohidráulico de la planta desarrollado en Matlab/Simulink. Entre las nuevas herramientas incorporadas en el prototipo final obtenido se pueden mencionar: creación de archivos históricos, asignación de prioridades, supresiones de alarmas según estado operativo, filtrado y agrupamiento de alarmas.

Diseño de un condensador para un loop experimental para probar maniobras de arranque del reactor CAREM.

En este trabajo se diseñó un condensador de vapor sobrecalentado (320°C@2bar) de 78KW que formará parte de un arreglo experimental en el cual se probarán maniobras de arranque del reactor CAREM. Con este objetivo se hizo un estudio de las distintas tecnologías de condensadores existentes en el mercado y se seleccionó el más apropiado para este proyecto. Se encontró que el formato carcasa-tubo de orientación horizontal era el más apropiado. Se efectuó un dimensionamiento termohidráulico del mismo y se realizó posteriormente un diseño mecánico para satisfacer los requerimientos siguiendo las normas TEMA y ASME. Se efectuó el armado de un circuito termohidráulico, empleando un intercambiador carcasa y tubo de la CNEA. Obteniendo experiencia en dicha tarea. Una vez finalizado el proceso de análisis y diseño del condensador, se realizaron los planos de ingeniería básica del mismo empleando un programa de diseño 3D.

Diseño de máquina para ensayos de Creep, Creep-Fatiga y falla por carga sostenida.

El objetivo del presente trabajo es el diseño de una máquina para ensayos de Creep, con capacidad de aplicar carga variable. Se busca una máquina liviana, desmontable y fácilmente transportable entre laboratorios. El diseño de la máquina parte de una ingeniería básica, pasando por una etapa de detalle y finalizando en la fabricación y montaje de la misma. Se incluye en el diseño un sistema de adquisición y control de carga. Se diseñó y construyó una máquina accionada por resorte capaz de aplicar 5 kN. Se evalúa su respuesta ante distintos programas de carga. El control de carga es capaz de seguir referencias con evolución suave en el tiempo sin mayores dificultades y mantener la carga constante durante intervalos largos de tiempo. La adquisición de datos se realiza mediante un módulo QuantumX y transductores de desplazamiento y carga HBM.

Diseño mecánico conceptual de rotores para centrífugas.

En la actualidad casi la totalidad de los reactores nucleares necesitan, como combustible, uranio con una concentración de U"235 mayores a las naturales. En un marco de autoabastecimiento se impone la necesidad de dominar la tecnología necesaria para enriquecer uranio, siendo las centrifugas el método usado industrialmente hoy en día. Esta tecnología, por cuestiones de proliferación, es considerada sensitiva y en consecuencia la información sobre la misma se encuentra fuertemente limitada. En el presente trabajo se propone un modelo simplificado para diseñar y evaluar conceptualmente diseños mecánicos de rotores, proponiendo como figura de merito el trabajo separativo para centrifugas de gas. Con el mismo se pudo, evaluando distintos materiales para el rotor, encontrar radios y alturas óptimos para la capacidad separativa por unidad de masa para cada uno de ellos. Se evaluaron los parámetros que definen la recirculación interna del flujo dentro del rotor y los parámetros de diseño mecánico. Al comparar los resultados con los disponibles en bibliografía se vio que presentan buena concordancia mecánica.

Diseño, construcción y control de un robot balancín.

Se diseñó, construyó, simuló e implementó un dispositivo robot balancín para la aplicación y estudio de técnicas avanzadas de control. Para esto se realizó el diseño mecánico del dispositivo, de acuerdo a una elección entre dos modelos distintos y cuatro tipos diferentes de transmisión. Luego se instrumentó el dispositivo con encoders de posición , acelerómetro y giróscopo para obtener el estado del dispositivo y controlarlo. Se realizó una placa electrónica para la lectura y procesamiento de señales de sensores con un micro controlador, un regulador de tensión, y un driver para los motores, capaz de obtener las señales de los encoders y el módulo acelerómetro-giróscopo y enviarlas por comunicación hacia una mini-computadora, la cual ejecuta el control, y se comunica nuevamente a la placa diseñada para comandar los motores. Se desarrolló un modelo teórico simplificado en dos dimensiones para facilitar la posterior identificación de planta. Se realizaron experimentos para lograr una identificación de planta. A partir de lo obtenido, se diseñó y simuló el control necesario para mantener la estabilidad. Se implementó posteriormente el control diseñado. Se reajustaron los parámetros correspondientes de acuerdo a la práctica experimental para mejorar la respuesta dinámica del sistema.

Análisis de distribución de tensiones asociada a la utilización de implantes ortopédicos de materiales superelásticos en el tratamiento de deficiencias óseas.

Durante el desarrollo de un niño pueden ocurrir diversas anomalías y distorsiones en el crecimiento de los huesos que resultan en distintos problemas. Independientemente de las razones por las que ocurren, si son detectadas y tratadas con tiempo sus secuelas pueden ser minimizadas o eliminadas. Este trabajo continúa el proyecto integrador de ingeniería mecánica del ingeniero Matías Korten. En ese trabajo se realizaron ensayos termomecánicos a alambres de NiTi para caracterizar las fuerzas desarrolladas y la influencia de diferentes parámetros geométricos y físicos en las mismas. El Dr. J. Groiso propone la fabricación de un dispositivo pseudoelástico y biocompatible de NiTi para corregir deformaciones angulares en huesos. En este trabajo, se buscó caracterizar nuevamente el material NiTi, validar los resultados obtenidos en ese trabajo y diseñar un dispositivo que permita la caracterización del material de forma más confiable. Se desarrolló un modelo computacional de un hueso en 3D que permite obtener el campo de tensiones sobre la placa de crecimiento al aplicar una fuerza superficial sobre los tornillos. Se analizaron los resultados con distintas formas de aplicación de la fuerza, la zona afectada por la prótesis al cambiar la posición de los tornillos y se hizo un análisis de sensibilidad en el rango (según bibliografía) del módulo de elasticidad de la placa de crecimiento. Se concluye que la aplicación de un dispositivo de NiTi puede generar las tensiones necesarias para impulsar el crecimiento del hueso en la dirección correcta.

Desarrollo de un dispositivo de liberación para la industria aeroespacial basado en una aleación con memoria de forma de NiTi.

Los dispositivos liberadores son utilizados en los satélites para desplegar los paneles solares, antenas y otros apéndices en las etapas iniciales de su puesta en órbita. En la actualidad, muchos de estos dispositivos tienen actuadores activados con cargas pirotécnicas. Esto trae algunas desventajas: niveles de shock elevados sobre los componentes cercanos, no son reutilizables y no son seguros de manipular. Por ello, es que desde hace unos años se están realizando importantes esfuerzos para desarrollar dispositivos no-pirotécnicos. En este trabajo se realiza el desarrollo de un dispositivo liberador que utiliza como actuador un cilindro tubular de una Aleación de Memoria de Forma (SMA, del inglés Shape Memory Alloys) de NiTi. Las SMAs tienen la posibilidad de deformarse por debajo de determinada temperatura y luego al calentarse, recuperar su forma original. Al restringir mecánicamente la trayectoria de recuperación, la aleación genera un esfuerzo mecánico. En el presente trabajo se caracteriza esta aleación, recurriendo a diversos tratamientos térmicos para obtener las propiedades deseadas. La liberación del conjunto se produce cuando el elemento de unión entre las piezas, el cual consiste en un bulón con una entalla circunferencial, se fractura debido al estiramiento de un actuador de NiTi previamente comprimido. Dada la importancia del bulón, se estudiaron diversos materiales para el mismo. Además se analizó el efecto de la geometría de la entalla y la profundidad de la misma. Finalmente, se realizaron pruebas de integración entre el actuador de SMA, el bulón y otros elementos auxiliares. Se pudo probar el funcionamiento del conjunto con éxito.

Diseño de una turbina experimental de vapor de baja potencia.

Este trabajo se enfoca en el diseño de una turbina de vapor de carácter experimental para simular, en un laboratorio de transferencia térmica, la dinámica propia de una turbina de mayor tamaño en el circuito secundario de un ciclo de potencia. La máquina diseñada produciría 185 kW de potencia en el eje a 9.000 RPM con un rendimiento interno del 88 %, tomando en la entrada 0,4 kg/s de vapor saturado a 40 bar y descargando a una presión de 1,5 bar. Se desarrolló la teoría de turbomáquinas necesaria para realizar los cálculos fuidodinámicos y se propuso un método de diseño apropiado para el alcance del trabajo. Se decidió que la turbina sería de tres etapas, dos Curtis y una de impulso, y se realizaron los cálculos correspondientes. Una vez que el diseño fluidodinámico estaba definido, se procedió a dimensionar los distintos elementos mecánicos, con el alcance correspondiente a ingeniería conceptual y básica. Se realizaron detalladamente los cálculos propios del dimensionado del rotor (eje y discos), rodamientos, carcasa, válvula de seguridad de presión y asociados. Además se presentó el diseño conceptual de los elementos restantes, sistema de control y otros auxiliares. Finalmente, se realizaron los modelos en software 3D de todas las piezas y se produjeron los planos correspondientes.

Evaluación de la integridad estructural de tubos de generadores de vapor con defectos volumétricos debidos al fretting.

Los Generadores de vapor (GVs) en una central nuclear están conformados por un manojo de tubos que actúan como una barrera entre el sistema primario contaminado y el secundario. A través de los tubos de GVs (TGVs) se desarrolla el intercambio de calor que produce el vapor que después accionará las turbinas de la central. Estos componentes están sometidos a unas condiciones térmicas, químicas y mecánicas bastante severas, que pueden provocar la aparición de defectos geométricos y volumétricos comprometiendo su integridad estructural. Es por esta razón que el mantenimiento de los GVs es importante para la operación económica y segura de las centrales nucleares. Uno de los principales mecanismos de desgaste de los tubos de GVs es el fenómeno conocido como fretting. El mismo provoca el adelgazamiento de las paredes de los TGVs debido a pequeños movimientos relativos entre superficies en contacto. Dado el caso particular de los GVs del reactor CAREM-25 en los que el circuito primario se encuentra del lado externo de los tubos que lo constituyen, la ocurrencia de este mecanismo de daño podría comprometer la integridad de los mismos haciéndolos más susceptibles al daño por colapso. El presente trabajo constituye una continuación del Proyecto integrador finalizado en el 2015 por Pablo Lazo en el que se evaluó la influencia de efectos de ovalización en el colapso de los tubos de los GVs. Se evalúa ahora la influencia de defectos volumétricos debido a fretting. Esto se realizó a través de modelos numéricos que estiman la presión de colapso en los tubos con y sin defecto. Los resultados de los modelos se compararon con resultados de expresiones analíticas obtenidas por otros autores, valores experimentales propios y otros valores de referencia. A partir del análisis de los resultados se derivaron algunas conclusiones que ayudan a entender el comportamiento de los tubos de GVs con defectos debido a mecanismo de daño por fretting. Además se desarrollaron expresiones matemáticas que ayudan a definir las dimensiones de los defectos que comprometen la integridad estructural de los TGVs en el caso del reactor CAREM-25.