Debido a la fuerte interacción existente con otros campos de la Física, el área de Física de Reactores existe desde la creación del Programa. En este largo período de existencia, ha generado recursos humanos para las principales instituciones del sector nuclear del país, con la formación de investigadores tanto a nivel de maestría como de doctorado, altamente calificados para el análisis del comportamiento neutrónico de un reactor nuclear.

El área tiene como objetivo brindar soporte teórico y conocimientos físicos fundamentales sobre la interacción neutrón-núcleo para el desarrollo de la Ingeniería Nuclear. En este espíritu, se estudian métodos matemáticos y modelos físicos de las interacciones de los neutrones de baja energía con los núcleos de los isótopos que componen los materiales de un reactor nuclear. Los efectos de estas interacciones se analizan en sus mínimos detalles, con el fin de que los estudiantes puedan desarrollar un trabajo de investigación básica, de acuerdo con los avances más recientes en el campo de actuación elegido.

Por otro lado, el área también tiene como finalidad desarrollar trabajos de investigación aplicada, que se basan fundamentalmente en el desarrollo de métodos matemáticos y numéricos para aplicaciones en códigos de análisis neutrónico de reactores nucleares. En este contexto, el investigador del área debe involucrarse en estudios motivados por las solicitudes oriundas de las empresas e instituciones del sector nuclear.

Las líneas de investigación en desarrollo en estas áreas son las siguientes:

Aplicaciones de métodos de teoría de perturbación (GPT y Pseudo Armónicos) a problemas de física de reactores;

Desarrollo de modelos físicos para el cálculo de parámetros neutrónicos en el rango de energías de las resonancias nucleares;

Desarrollo de métodos para determinar la variación temporal del flujo de neutrones;

Métodos de malla gruesa para calcular el flujo espacial de neutrones en 2 o 3 dimensiones y 2 grupos de energía en reactores PWR;

Métodos de cálculo en espacio-tiempo (transitorio a dos grupos de energía para reactores de tipo PWR);

Gestión de combustible nuclear (optimización de modelos de recarga de reactores PWR).

Desarrollo de modelos para el cálculo de constantes adjuntas de multigrupos.