Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / O combustível nuclear metálico tipo placa em dispersão é um combustível versátil que pode ser projetado para ser utilizado tanto em reatores de testes quanto em reatores de potência. A elevada densidade das ligas metálicas de urânio com elementos de transição, como, Zr, Nb, Mo, etc, propicia o emprego deste combustível utilizando urânio com baixo teor de enriquecimento, o que o torna mais seguro no sentido de conter a proliferação nuclear. Além disso, as excelentes propriedades mecânicas e a grande resistência à corrosão das ligas metálicas de U-Zr-Nb, tornam a escolha desta liga na forma de combustível tipo placa em um desenvolvimento de grande atratividade devido às possibilidades de se alcançar um combustível de alto desempenho. Neste trabalho foram investigadas as transformações de fases das ligas U-2,5Zr-7,5Nb e U- 3Zr-9Nb em diferentes condições de tratamentos térmicos, bem como foi desenvolvido o processo de cominuição destas ligas pelo processo de hidretação-desidretação. As transformações de fases foram obtidas realizando-se a homogeneização das ligas de U- 2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb em elevadas temperaturas (1000 oC, durante 1 e 16 h), seguido de têmpera em água, bem como de envelhecimento a 600 oC em diferentes tempos (0,5, 3 e 24h), também, seguido de têmpera em água. As fases obtidas foram caracterizadas por intermédio das técnicas de difração de raios X, microdureza, microscopia ótica, microscopia eletrônica e EDS. Nestas condições experimentais, foram obtidas duas microestruturas distintas. Uma microestrutura monofásica constituída da fase gama () martensítica de cristalinidade cúbica de corpo centrado. A outra com estrutura do tipo lamelar perlítica, constituída da mistura das fases alfa e gama (α e ). A fase α tem cristalinidade ortorrômbica. Diferentemente da fase gama martensítica de alta estabilidade mecânica e elevada resistência à corrosão, a estrutura do tipo perlita não possui boas propriedades mecânicas e é pouco resistente à corrosão. Os resultados da microdureza revelaram uma boa correlação entre dureza e a estrutura cristalina da amostra. Observou-se que as ligas tratadas isotermicamente até 3 horas, as quais são constituídas predominantemente pela fase  cúbica, apresentaram baixos valores de dureza. Por outro lado, essas ligas tratadas isotermicamente por 24 horas transformaram-se majoritariamente em fase α com estrutura ortorrômbica e elevados valores de dureza. Isso mostra que a estrutura do tipo perlita é mais dura do que a fase . Os pós das ligas dúcteis de U-2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb foram obtidos pela cominuição das mesmas com uso do hidrogênio. A cominuição realizada pelo processo de hidretaçãodesidretação foi feita na temperatura de cerca de 200 oC, em diferentes tempos variando entre 20 minutos a 4 horas. Os pós assim obtidos foram caracterizados por intermédio de microscopia ótica, difração de raios X e determinação da distribuição do tamanho de partículas por meio do equipamento a laser CILAS. O processamento utilizado permitiu a obtenção de pós com duas classes de tamanhos dependendo do tipo de tratamento. Os pós de ambas as ligas envelhecidos a 600 oC durante 0,5 e 3 horas apresentaram pós com granulometria de 180 a 200 m e, por outro lado, os pós de ambas as ligas envelhecidas a 600 oC durante 24 horas apresentaram pós com granulometria superior a 220 m. Os pós de ambas as ligas homogeneizados a 1000 oC e envelhecidos até 3 horas a 600 oC com granulometria na faixa de 180 a 200 μm são adequados para serem utilizados na dispersão do cerne para a obtenção de combustível tipo placa para uso em reatores de teste e de potência de pequeno e médio portes. / Plate-type dispersion metallic nuclear fuel is a versatile fuel that can be designed to be used in both test and power reactors. The high density of uranium alloys with transition elements, such as Zr, Nb, Mo, etc, allows the use of this fuel with low uranium enrichment, which makes it safer in order to prevent nuclear proliferation. Furthermore, the excellent mechanical properties and high corrosion resistance of U-Zr-Nb metallic alloys makes the choice of this alloy as plate type fuel in a development of great attractiveness due to the possibilities of achieving a high performance fuel. In this study, it was investigated the phase transformations of the U-2.5Zr-7.5Nb and U-3Zr- 9Nb in distinct heat treatments, as well as it was developed the process of comminution of these alloys by the hydriding-dehydriging process. The phase transitions were obtained by performing the homogenization of the U-2.5Zr-7.5Nb and U-3Zr-9Nb alloys at high temperatures (1000 oC for 1 and 16 h) followed by water quenching, as well as by aging at 600 oC at different times (0.5, 3 and 24 h). The obtained phase transitions were characterized through the X-ray diffraction, micro hardness, optical microscopy, electron microscopy and EDS techniques. Under these experimental conditions, it was obtained two different microstructures. A single phase microstructure consisting of the martensitic  phase of body centered cubic crystallinity. The other one with the lamellar pearlite type structure, consisting on a mixture of α and  phases. The α phase has orthorhombic structure. Unlike of the high stability and good corrosion resistance martensitic structure, the two phases pearlite type structure has poor mechanical properties and low corrosion resistance. The results of microhardness have revealed a good correlation between hardness and crystal structure of the sample. It was observed that alloys isothermally treated up to three hours, which are predominantly the  cubic phase showed lower hardness values. Moreover, these alloys isothermally treated for 24 hours were processed mostly in α-phase with orthorhombic structure and high hardness values. This shows that the pearlite type structure is harder than the  phase. The powders from ductile U-2.5Zr-7.5Nb and U-3Zr-9Nb alloys were obtained by hydrogen comminution. The comminution process carried out by hydriding-dehydriding was performed at a temperature of about 200 oC, at different times ranging from 20 minutes to 4 hours according to the composition and phase of each alloy. The obtained powders were characterized by optical and electronic microscopy, X-ray diffraction and determination of particle size distribution by means of laser CILAS equipment. The utilized process allowed the production of powders with two particle size classes depending on the type of treatment. The powders of both alloys aged at 600 oC for 0.5 and 3 hours presented powders with particle sizes of about 180-200 μm, on the other hand, powders of both alloys aged at 600 oC for 24 hours presented powders with particle sizes greater than about 220 μm. The powders of both alloys homogenized at 1000 oC and aged up to 3 hours at 600 oC with particle size in the range from 180 to 200 μm are suitable for use in the dispersion of the fuel core to be utilized in test and power of small and medium sizes reactors.

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Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T17:00:26Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T17:00:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq) / A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / CNPq:310274/2012-5