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.

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.