O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível. / The objective of this work is to verify the results provided by the computer program FRAPCON-3, now in version 5, used in the simulation process of the behavior of fuel rods of pressurized water reactors - PWR permanent, in conditions of high burn. In order to carry out the verification, the FUMEX-III database was used, which provides data on experiments performed with different types of nuclear fuel, under different operating conditions. The results obtained in the simulation of the FRAPCON-3.5 program and its comparison with the experimental data of the FUMEX-III base showed that the program has a good ability to predict the operational behavior of the fuel rod in a steady state at high burn. The work also consists in verifying the correlation between UO2 and UO2-7%Gd2O3 in the analysis of models that simulate the behavior of fuel pellets. The addition of gadolinium oxide (Gd2O3) constitutes the most solidly established and now common technological option in several nuclear power plants. The influence of the properties of UO2 and UO2-7%Gd2O3 on the temperature at the center of the fuel, fission gas release on the rod, average coating temperature, internal volume and pressure were presented and discussed. of the fuel rod.

O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo. / The Nuclear and Energy Research Institute - IPEN-CNEN/SP produces routinely the nuclear fuel necessary for operating its research reactor, IEA-R1. This fuel consists of fuel plates containing U3Si2-Al composites as the meat, which are fabricated by rolling. The rolling process currently deployed was developed with base on information obtained from literature, which were used as premises for defining the current manufacturing procedures, according to a methodology with essentially empirical character. Despite the current rolling process to be perfectly stable and highly reproducible, it is not well characterized and therefore is not fully known. The objective of this work is to characterize the rolling process for producing fuel plates, specifically the evolution of dimensional parameters of the fuel plate as a function of its deformation in the rolling process. Results are presented in terms of the evolution of the thickness of the fuel meat and cladding of the fuel plate along the deformation, as well as the terminals defects, microstructure and porosity of the fuel meat.

No presente trabalho foram estudados os fenômenos de encruamento e, principalmente, transformação de fases, recuperação e recristalização, presentes na liga U-7,5Nb-2,5Zr (Mulberry alloy) e no urânio não ligado. Realizou-se a fusão da liga por dois métodos: plasma (menor massa) e indução (maior massa). A caracterização microestrutural das ligas resultantes nos estados bruto de fundição e homogeneizado (tratado termicamente na região da fase γ seguido de resfriamento rápido em água), assim como do urânio em seu estado inicial, foi realizada com auxílio de várias técnicas complementares de análise microestrutural. No estado gama estabilizado, a liga U-7,5Nb-2,5Zr foi deformada na temperatura ambiente por dois métodos: laminação a frio, dividida em vários estágios (20%, 50%, 60% e 80%), e limagem, sendo o pó resultante de alto grau de deformação. As amostras deformadas foram posteriormente recozidas em tratamentos isócronos (1 hora) e isotérmicos (200ºC, 450ºC e 700ºC). O urânio não ligado foi deformado em aproximadamente 60% e 80% de redução em espessura, e em seguida submetido a tratamentos isócronos (1 hora) e isotérmicos (400ºC e 650ºC). Os fenômenos de encruamento, recuperação, recristalização e transformação de fases foram estudados predominantemente por microscopia óptica, dureza e difração de raios X, com auxílio do método de Rietveld. Adicionalmente, técnicas de análise térmica (dilatometria e calorimetria diferencial) foram utilizadas para acompanhamento da cinética de transformação de fase e energia armazenada na deformação. Com relação à deformação, a liga U-7,5Nb-2,5Zr mostrou ser capaz de sofrer reduções da ordem de 70% na temperatura ambiente, sem necessidade de recozimentos intermediários e com um baixo grau de encruamento. Similarmente, o urânio não ligado mostrou ser capaz de sofrer graus de deformação mais altos na temperatura ambiente, entretanto, este material apresentou alto grau de encruamento e, mesmo após considerável grau de deformação, ainda apresentava muitas heterogeneidades de deformação, como bandas de deformação e maclas. Foi observado que a recristalização do urânio não ligado teve início a aproximadamente 454ºC. Para a liga no estado deformado e supersaturado, a precipitação de fases tende a ocorrer antes da recristalização. Assim, o comportamento desta liga sob aquecimento pós-deformação pode ser resumido da seguinte forma: ~200°C (Recuperação) ---> 300-575°C (Precipitação de fases) ---> 575°C (Recristalização). O rápido aquecimento para temperaturas acima de 650ºC, ou a manutenção desta temperatura por longos tempos, gera uma estrutura γ recristalizada com grãos equiaxiais. Uma estrutura de grãos finos (~8,3µm) foi obtida no recozimento a 700ºC/1h tanto para baixo como para alto grau de deformação. Uma taxa de aquecimento lenta, ou recozimento na faixa de 300-575ºC, gera precipitação da fase antes da recristalização. Consequentemente, a transformação eutetóide γ→α+γ₃ ocorre de modo a herdar a orientação do grão γ deformado, o que pode gerar uma textura de transformação. Na faixa de temperaturas de 575-650ºC ocorre a interação entre os fenômenos de precipitação de fase e recristalização. Em recozimentos a 200ºC foi possível observar a predominância da recuperação para graus de deformação intermediários (60%) e altos (80%), mas para grau de deformação baixo (20%) prevaleceu endurecimento por precipitação da fase α\'\'. Com auxílio da análise em um calorímetro diferencial (DSC) foi observado que a energia armazenada na deformação e liberada durante o processo de recristalização da liga U-7,5Nb-2,5Zr foi de 6,5J/g. Tal valor é relativamente alto se comparado aos metais comuns, o que leva à suposição de que uma linha de discordância no urânio representa uma maior energia. Este fato tem influência direta no processo recristalização. Este experimento demonstrou também que os fenômenos de precipitação de fase e recristalização interagem entre si, com relação à energia disponível para o processo. A textura da liga U-7,5Nb-2,5Zr foi estudada por difração de raios X (DRX) nas condições com fase γ estabilizada (obtida através de fusão, coquilhamento e homogeneização seguida de têmpera) e no estado deformado (laminado a temperatura ambiente). A liga na condição com γ estabilizado apresentou textura moderada com apenas as componentes (023) e (032). Após a deformação de 80%, o material apresentou uma textura de fibra (001)<uvw>, pouco comum nos metais CCC, além da fibra γ (111)<uvw>, com intensidade intermediária. / In this work it was studied the phenomena of work hardening, mainly phase transformation, recovery and recrystallization in the U-7.5Nb-2.5Zr alloy (Mulberry alloy) and unalloyed uranium. The alloy was melted by two methods: plasma (smaller mass) and induction (larger mass). Microstructural characterization of the samples in the as-cast and homogenized states (the last one was heat treated in the γ phase region and then quenched in water), as well as uranium in its initial state, was performed using several complementary techniques for microstructural analysis. In the gamma stabilized state, the U-7.5Nb2.5Zr alloy was deformed at room temperature by two methods: cold rolling in several stages (20%, 50%, 60% and 80%), and then filed, resulting in a powder with high degree of deformation. Deformed samples were subsequently annealed by isochronal (1 hour) and isothermal (200°C, 450°C, 700°C) treatments. Unalloyed uranium was deformed by approximately 60% and 80% reduction in thickness, and then subjected to isochronous (1 hour) and isothermal (400°C and 650°C) treatments. The phenomena of work hardening, recovery, recrystallization and phase transformation were studied by optical microscopy, hardness testing and X-ray diffraction, using the Rietveld method. Additionally, thermal analysis techniques (differential calorimetry and dilatometry) were used to measure the kinetics of phase transformation and energy stored during deformation. With regard to deformation, the U-7.5Nb-2.5Zr alloy was reduced of approximately 70% at room temperature without intermediate annealing and with a low degree of work hardening. Similarly, unalloyed uranium was reduced of high degrees of deformation at room temperature. However, this sample showed a higher degree of work hardening, and even after significant deformation still showed lots of inhomogeneities of deformation, such as deformation bands and twins. It was observed that recrystallization of unalloyed uranium started at about 454°C. For the alloy in the supersaturated and deformed states, the phase precipitation tends to occur before recrystallization. Thus, the behavior of this alloy under heat treatments after deformation can be summarized as follows: ~200°C (Recovery) ---> 300-575°C (Phase precipitation) ---> 575°C (Recrystallization). Rapid heating to temperatures above 650°C, or maintain this temperature for a long time, generates a γ recrystallized structure with equiaxed grains. Fine grain structure (~8.3 µm) was obtained for annealing at 700°C/1 h for both lower and higher deformation degrees. Slow heating rate or annealing treatment in the range of 300 to 575ºC, causes precipitation before recrystallization. Consequently, the eutectoid transformation γ→α+γ₃ occurs in order to inherit orientation from the γ deformed grain, which may generate a transformation texture. The interaction between the phenomena of phase precipitation and recrystallization was observed in the temperature range of 575-650°C. At the annealing temperature of 200°C it was possible to observe the predominance of recovery at intermediate (60%) and higher (80%) degrees of deformation, while at lower deformation degree (20%) α phase precipitation hardening has predominated. The results obtained using a differential calorimeter (DSC) showed that the energy stored during deformation and released during the recrystallization of the U-7.5Nb-2.5Zr alloy was 6.5 J/g. That value is relatively high compared to common metals, which leads to the conclusion that dislocation lines in uranium alloys possess higher energy. This fact has a direct influence in the recrystallization process. This experiment also demonstrated that the phenomena of phase precipitation and recrystallization interact with each other with regard to energy available for the process. The texture of the U-7.5Nb-2.5Zr alloy was studied by X-ray diffraction (XRD) in the γ-phase stabilized condition (obtained by melting, casting, homogenization and then quenching) and in deformed state (rolled at room temperature). The first condition generated moderate texture with the components (023) e (032). After 80% of deformation, the samples showed a fiber texture (001)<uvw>, uncommon in the BCC metals, as well the γ fiber (111)<uvw> with intermediate intensity.

O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA). / The objective of this work is to verify the validity and accuracy of the results provided by the computer programs FRAPCON-3.4a and FRAPTRAN-1.4, used in the simulation process of the irradiation behavior of Pressurized Water Reactors (PWR) fuel rods in steady-state and transient operational conditions at high burnup. To perform the verification, the database FUMEX-III was used to provide data on experiments with different nuclear fuel types, under various operating conditions. Through the comparison of the computational simulation results of the programs FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 with the experimental data of the database FUMEX III, it was found that the computer programs used have good ability to predict the operational behavior of PWR fuel rods in high burnup steady-state conditions and under Reactivity Initiated Accident (RIA).

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Neste trabalho foram realizadas a cominuição e passivação da liga metálica U-4Zr-2Nb pelo processo de hidretação-desidretação, bem como o estudo da sua cinética. A obtenção deste material pulverizado através das técnicas da metalurgia do pó é uma etapa necessária e chave na fabricação da pastilha, que será empregada na laminação da placa combustível. Foi escolhida a liga com composição U-4Zr-2Nb devido à sua elevada densidade e baixo teor de elementos de liga, além de suas pequenas seções de choque para nêutrons térmicos. Previamente, foi projetado e construído o equipamento tipo Sievert volumétrico para a cominuição da liga metálica de urânio pelo processo de hidretação-desidretação, operacionalizando-o no modo automático, através da aquisição de dados por intermédio de softwares também desenvolvidos neste trabalho. Juntamente com o desenvolvimento deste equipamento, outro software foi desenvolvido para calcular a cinética de hidretração e a porcentagem hidretada. A seguir, com a utilização deste equipamento, amostras da liga U-4Zr-2Nb foram tratadas termicamente, hidretadas, passivadas, moídas e desidretadas. O processo de cominuição desenvolvido foi realizado nas condições de temperaturas de hidretação variando entre 108C e 295C e a pressão variando entre 2,0 bar e 1,5 bar. Todas as amostras foram hidretadas por completo, independentemente da temperatura de processamento. O tempo de hidretação variou entre 550 a 16176 segundos, de acordo com a temperatura utilizada, sendo mais rápido para temperaturas mais altas. Independentemente dos tratamentos térmicos feitos previamente nas amostras, todas apresentaram somente a fase α e, conseqüentemente, todas as hidretações realizadas foram massivas. Foi desenvolvido também um processo de passivação dos pós obtidos, tendo-se conseguido amostras cominuídas estáveis, ou seja, não apresentaram reações pirofóricas quando expostas ao ar, nem uma excessiva oxidação das mesmas. Para isto, foi utilizada uma mistura de gases contendo 90% de argônio e 10% de oxigênio. Após a passivação, os hidretos foram moídos e passivados novamente para obtenção final do pó metálico. A granulometria final dos pós metálicos obtidos não depende dos tratamentos térmicos da amostra nem da temperatura de hidretação. As partículas maiores se revelaram um aglomerado de partículas menores e, portanto, foi utilizado um processo de moagem para desaglomeração parcial destas partículas, tendo-se obtidos partículas com tamanhos na faixa entre 11,2 e 22,4 μm. / In this work the comminution and passivation of U-4Zr-2Nb alloys by hydrading-dehydrading process was carried out and the kinetics of hydride formation was studied. The obtaining of the powdered material through the techniques of powder metallurgy is a key and necessary step in the manufacture of the pellet useful for providing the fabrication of the fuel plate. An alloy with composition U-4Zr-2Nb was chosen due to their high density and low alloying elements, in addition to its low thermal neutrons cross section. A volumetric Sievert equipment for comminuition of uranium alloys by the process of hydriding-dehydriding was designed and constructed. This equipment operates in an automatic mode through the data acquisition software also developed in this work. Along with the development of this equipment, other software was developed to calculate the kinetic of hydriding and the hydriding amount. Then, using this equipment, samples of the U-4Zr-2Nb alloy were heat treated, hydrided, passivated, milled and dehydrided. The developed comminution process was obtained in the temperature range of 108oC to 295oC and in the pressure range of 1.5 Bar to 2 Bar. All samples were completely hydrided, regardless of the hydriding temperature. The hydriding time ranged from 540 to 16176 seconds, according to the temperature used, being faster at higher temperature. Regardless of the previously heat treatments, all samples showed only the α phase and, consequently, all hydridings were massive performed. It was also developed a passivation process of the obtained powder, and the powdered samples were stable, not pyrophoric and no kind of reaction was observed when exposed to air, without an excessive oxidation. In this case, it was used a gas mixture of 90% argon and 10% oxygen. After passivation, the hydride were milled and passivated again to obtain the metallic powder. The final size of the powdered metal did not depend on the heat treatment of the sample or on the hydriding temperature. The larger particles revealed to be an agglomerate of particles and therefore the milling process partially dismantle these agglomerates into primary particles. The particles size ranged from 11.2 up to 22.4 μm.

A fabricação autóctone de combustível nuclear no Brasil para reatores de teste e pesquisa está restrita ao combustível MTR (Material Test Reactor) tipo placa em dispersão, com uso da liga U3Si2, revestido e disperso em alumínio, desenvolvido pelo IPEN-SP para utilização no reator IEA-R1. Por outro lado, o combustível de UO2 tipo vareta para reatores de potência é fabricado em Rezende (RJ) com tecnologia alemã pela INB, sob licença. Atualmente, o Brasil está realizando dois programas de desenvolvimento de reatores. Um programa é o desenvolvimento, pela CNEN, do reator multipropósito brasileiro (RMB), para teste, pesquisa e produção de radioisótopos. O outro programa é o desenvolvimento do reator de potência para propulsão naval, realizado pela Marinha do Brasil. O presente trabalho apresenta o desenvolvimento e a caracterização de miniplaca combustível monolítica da liga U-2,5Zr-7,5Nb, revestida em zircaloy (Zry), em escala de laboratório. Devido às suas características e propriedades inovadoras, este combustível poderá ser empregado como combustível tanto em reatores de teste, pesquisa e produtores de radioisótopos quanto em reatores de potência de pequeno e médio portes. Assim, este combustível de elevada potencialidade poderá ser empregado nos reatores nacionais ora em desenvolvimento. Neste trabalho, o desenvolvimento do combustível monolítico tipo placa é feito empregando-se a técnica denominada picture-frame, onde se obtém um sanduíche constituído por um monolito da liga U-2,5Zr-7,5Nb acoplado a uma moldura e revestido por chapas de Zry. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi obtida pela técnica de fusão em forno de indução e, a seguir, o fundido foi vazado em lingoteira retangular de grafite, alcançando-se assim um lingote com dimensões aproximadas de 170 x 50 x 60 mm. O lingote obtido foi laminado a 850 C, com uma redução de 50% em sua espessura, com objetivo de refinar a estrutura bruta de fusão. Amostras cortadas da liga U-2,5Zr-7,5Nb, com dimensões de 20 x 20 x 6 mm, foram colocadas em molduras e chapas de Zry e unidas por solda TIG (Tungsten Inert Gas) em atmosfera de argônio, obtendo-se amostras de 10 mm de espessura, 45 mm de largura e 100 mm de comprimento. Os sanduíches assim obtidos, foram laminados a quente até se alcançar miniplacas com espessura de 2 mm. Finalmente, as miniplacas foram laminadas a frio, com uma redução total de 10%, com espessura final de 1,8 mm. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi caracterizada física e microestruturalmente pelas técnicas microdureza Vickers, análise de fases por difração de raios X e microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura. A miniplaca foi caracterizada física, microestruturalmente pelas técnicas de radiografia de raios X, ensaio de empolamento, dobramento, análise da união metalúrgica do cerne e revestimento por espectrometria de energia dispersiva de raios X, microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura, análise das fases presente no cerne por difração de raios X, microdureza Vickers. Foi possível a obtenção da liga U-2,5Zr-7,5Nb com retenção da fase γ e com baixo teor de carbono. As miniplacas obtidas pelo processo de laminação a quente e a frio apresentaram bons resultados quanto a colaminação entre cerne/revestimentos e entre seus revestimentos, a retenção da fase γ da liga se manteve após o processo. / The autocthonal production of nuclear fuel in Brazil for test and research reactors is restricted to MTR (Material Test Reactor) fuel type dispersion plate, using U3Si2 alloy, coated and dispersed in aluminum, developed by IPEN-SP for use in IEA-R1 reactor. Moreover, the UO2 fuel rod type for power reactors is manufactured by Rezende (RJ) with a German technology by INB under license. Currently, Brazil is performing two programs of developing reactors. Currently, Brazil is developing two reactors. One of them is the development, by CNEN, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), for testing, research and radioisotope production. The other one is the development a power reactor for naval propulsion, conducted by the Brazilian Navy. This dissertation presents the development and characterization of monolithic fuel miniplate alloy U-2.5Zr-7.5Nb, coated in zircaloy (ZRY), on a laboratory scale. Due to its innovative features and properties, this fuel can be used as fuel in both test reactors, research and producing radioisotopes for power reactors as small and medium sizes. Thus, this high potential fuel can be used in domestic reactors currently under development. The development of monolithic fuel plate type is made using the technique called "picture-frame" where a sandwich composed of a monolith alloy U-2.5Zr- 7.5Nb coupled to a frame and coated sheets of Zry is obtained. The alloy U-2.5Zr-7.5Nb was obtained by melting in an induction furnace and then was cast into rectangular ingots of graphite, thus achieving an ingot with approximate dimensions of 170 x 50 x 60 mm. The obtained ingot was hot rolled at 850 C, with a 50 % reduction in thickness, in order to refine the raw structure of fusion. Samples cut from the alloy U-2.5Zr-7.5Nb, with dimensions 20 x 20 x 6 mm were placed in frames and plates Zry and joined by TIG (Tungsten Inert Gas) under an atmosphere of argon, obtaining a set of 10 mm thick, 45 mm wide and 100 mm long. The sandwiches were hot rolled to achieve miniplates with a thickness of 2mm. Finally, the miniplates were cold rolled, with a total reduction of 10%, with a final thickness of 1.8 mm. The alloy U-2,5Zr-75Nb was characterized by physical and microstructural techniques Vickers microhardness, phase analysis by X-ray diffraction and microstructure by optical and scanning electron microscopy. The miniplate was characterized by physical and microstructural techniques of X-ray radiography, blistering test, bending test, analysis of metallurgical union of meat and coating spectrometric energy dispersive X-ray, microstructure by optical and scanning electron, phase analysis of the meat by X-ray and Vickers microhardness. It was possible to obtain the alloy U-2.5Zr-7.5Nb with retained γ phase and low carbon content. Miniplates obtained by hot and cold rolling process showed good results as colamination between core/cladding and between their coats, retention of γ phase in the alloy remained after the process.

Nenhuma / Phase transformations in U-Mo alloys, in the as-cast condition, with Mo additions of 5, 7 to 10 wt.%, were investigated by performing artificial aging heat treatments at temperatures of 300 to 500 C. The use of scanning electronic microscopy with field emission gun and electrostatic force microscopy, in combination with conventional microstructural characterization techniques, allowed the detailed description of the microstructure in terms of the constitution and morphology of the transformation product phases which had not yet been reported for U-Mo alloys. The dendritic structure of the as-cast condition was characterized by the presence of molybdenum segregation, which was evidenced by the variation of the Mo content around the nominal composition of the alloys, between the centre and boundaries of the dendrites. The influence of Mo segregation was observed after the artificial ageing heat treatments carried out at both temperatures. Segregated regions with Mo contents below 6.3% presented twinned microstructures, associated with diffuse X-ray diffraction patterns and a remarkable hardening related to disorder-order transformation type, after aging at 300 oC. When submitted to ageing at 500 C, such Mo contents lead to a complete decomposition of the phase or its o variant into a non-lamellar constituent composed by the gamma and alpha phases with microhardness above 580 HV. The heterogeneous nucleation of a lamellar constituent, whose morphology is typical of the divergent discontinuous precipitation mechanism, reported for U-Nb alloys, was responsible for the consumption of the non-lamellar constituent with the extension of the ageing heat treatment. Mo contents between 6.3 and 8.0% determined the absence of twinned morphology after ageing at 300 C, showing a hardening effect only for the 240 hours treatment, as a result of the disorder-order reaction. The cellular decomposition of the phase in these regions took place after ageing at 500 C. A two-phase and alpha e gamma constituent with lamellar morphology and a typical hardness of 450 HV was observed. In the case of the U-10Mo alloy, three transformation mechanisms were observed after ageing at 500 C, as a result of Mo segregation. The lamellar constituent was found in the dendrites boundaries whose Mo contents ranged between 7.4 and 8.6%. For the intermediate portions between the center and the dendrites boundaries, known as interdendritic region, where Mo contents between 8.6 and 10.2% were found, there was no decomposition of the gamma phase in the early stages of aging while the precipitation of the gamma phase, with acicular or Widmanstätten morphology, was noticed in the central portion of the dendrites, with Mo contents ranging from 10.2 to 12.0%. This observation is an evidence that the ability to stabilize the phase provided by the Mo, passes through a maximum and corresponds to the eutectoid composition of U-Mo system, unlike previous reports in the literature which relate a delay in the onset of phase decomposition even for Mo contents higher than 10%.

Este trabalho apresenta uma nova metodologia, simples e de baixo custo, para quantificação direta de urânio em compostos do ciclo do combustível nuclear, baseada na espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier (FTIR), utilizando a técnica de pastilhamento em KBr. Diferentes matrizes foram utilizadas para o desenvolvimento e validação analítica: nitrato de uranilo complexado com TBP (UO2(NO3)2.2TBP) em fase orgânica e nitrato de uranilo (UO2(NO3)2) em fase aquosa. O método para matriz de urânio em fase orgânica (UO2(NO3)2.2TBP em hexano/incorporado em KBr) apresentou linearidade (r = 0,9980) dentro da faixa analítica de 0,20% 2,85% de urânio na pastilha de KBr, LD de 0,02% e LQ de 0,03%, exatidão com recuperações acima de 101,0%, robustez e precisão (DPR < 1,6%). O método para matriz de urânio em fase aquosa (UO2(NO3)2/incorporado em KBr) apresentou linearidade (r = 0,9900) dentro da faixa analítica de 0,14% 0,29% de urânio na pastilha de KBr, LD de 0,01% e LQ de 0,02%, exatidão com recuperações acima de 99,4%, robustez e precisão (DPR < 1,6 %). Amostras de processo do ciclo do combustível nuclear foram submetidas a avaliação intralaboratorial e os resultados foram comparados estatisticamente por outras técnicas: Espectrometria de Fluorescência de Raios-X (FRX) e gravimetria. Os testes estatísticos (t-Student e Fischer) indicaram que a técnica por FTIR e as de referência são equivalentes, demonstrando que a nova metodologia pode ser empregada com sucesso nas análises de rotina para o controle de qualidade dos compostos nucleares. / This work presents a low cost, simple and new methodology for direct quantification of uranium in compounds of the nuclear fuel cycle, based on Fourier Transform Infrared (FTIR) spectroscopy using KBr pressed discs technique. Uranium in different matrices were used to development and validation: UO2(NO3)2.2TBP complex (TBP uranyl nitrate complex) in organic phase and uranyl nitrate (UO2(NO3)2) in aqueous phase. The parameters used in the validation process were: linearity, selectivity, accuracy, limits of detection (LD) and quantitation (LQ), precision (repeatability and intermediate precision) and robustness. The method for uranium in organic phase (UO2(NO3)2.2TBP complex in hexane/embedded in KBr) was linear (r = 0.9980) over the range of 0.20% 2.85% U/ KBr disc, LD 0.02% and LQ 0.03%, accurate (recoveries were over 101.0%), robust and precise (RSD < 1.6%). The method for uranium aqueous phase (UO2(NO3)2/embedded in KBr) was linear (r = 0.9900) over the range of 0.14% 1.29% U/KBr disc, LD 0.01% and LQ 0.02%, accurate (recoveries were over 99.4%), robust and precise (RSD < 1.6%). Some process samples were analyzed in FTIR and compared with gravimetric and X-ray fluorescence (XRF) analyses showing similar results in all three methods. The statistical tests (t-Student and Fischer) showed that the techniques are equivalent. The validated method can be successfully employed for routine quality control analysis for nuclear compounds.

Objetiva-se, com a pesquisa da liga U-Mo, a obtenção de material nuclear para confecção de elementos combustíveis de alta densidade de urânio para reatores de pesquisa de alto desempenho. A política internacional de não proliferação de armas nucleares limita o nível de enriquecimento para reatores de pesquisa em 20% U235. Ligas de U-Mo com 6-10 % peso de Mo podem levar a uma densidade de até 9 gU/cm3, no núcleo da placa combustível. As placas do elemento combustível MTR (Materials Testing Reactor), são fabricadas a partir de briquetes (U-Mo + pó Al) encapsulados em placas de Al, soldadas e laminadas. No entanto, a liga U-Mo é muito reativa na presença de Al. Os produtos dessa reação são indesejáveis, do ponto de vista nuclear, pois geram uma camada de interação química (IL) formada durante ciclagens térmicas e exposição a fissões nucleares. Como a IL tem baixa condutividade térmica, falhas estruturais no elemento combustível, em operação, podem ser causadas. O presente estudo oferece uma nova técnica de formação de pares de interdifusão que promove os contatos da liga U-Mo, na forma de tabletes, envolvidos em matriz de A1 (placas), selada por laminação. Criam-se, assim, condições ideais para a investigação da difusão, com reduzida possibilidade de oxidação nas interfaces de contato, simulando-se, ainda, as condições de laminação a quente no primeiro passe de redução, durante a fabricação da placa combustível MTR. Optou-se por trabalhar com um teor de Mo de 10% em peso na liga U-Mo, para se garantir uma maior formação da fase , uma vez que esse teor favorece uma maior estabilidade química dessa fase. A liga de Al utilizada como matriz dos pares de interdifusão foi a AA1050, por apresentar menores teores de impureza. Os pares de interdifusão U-10Mo/AA1050 foram tratados, termicamente, em duas faixas de temperaturas (1500C e 5500C) e em três tempos de aquecimento (5h, 40h e 80h), visando-se simular o processo de interdifusão e formação da camada de interação química. As análises da camada de interação U-10Mo/AA1050, feitas por MEV/EDS e por difração de Raios X, revelaram uma interdifusão de baixa evolução em Al (cerca de 8% atômico), na região U-Mo. Não houve a formação dos produtos típicos esperados, como (U,Mo)Alx=2,3,4. Associou-se esse fato, provavelmente, à presença do silício na liga AA1050 que, potencialmente, criou uma barreira de poucos micrômetros, impedindo o Al de se difundir de forma mais efetiva para o interior da liga U-10Mo. Sugeriu-se a possível formação de um produto intermetálico de Al com Si, U e Mo. Em especial, foi citada a possibilidade da ocorrência do intermetálico Al3.21 Si0.47, causando esse efeito de bloqueio. / This research refers to the study of U-Mo alloy as an alternative material for producing nuclear fuel elements with high density of uranium, for research reactors of high perfor-mance. The international non-proliferation of nuclear weapons has enrichment level li-mited to 20% U235. U-Mo alloys with 6-10 wt% Mo can lead to a density up to 9 gU/cm3, inside the fuel core. The MTR fuel element plates are made from briquettes (U-Mo powder + Al) encapsulated in Al plates, then welded and rolled However, the U-Mo alloy is very reactive in the presence of Al. The reaction products of this interaction are undesirable from the standpoint of nuclear usage, since they cause a chemical interaction layer (IL) formed during thermal cycling and exposure to nuclear fission neutrons. As the IL has low thermal conductivity, they may cause structural failure in the fuel element during opera-tion. The present study provides a new preparation technique for interdiffusion pairs made by hot rolling. The U-Mo alloy, in tablet format, is involved by matrix Al-plates, which is sealed and then hot rolled. This way to prepare the diffusion couples is an ideal condition to avoid the oxidation at the contact interface at U-Mo/Al. The hot rolling preparation also simulates the first reduction pass during MTR fuel plate manufacture. We chose to work with a Mo content of 10 wt% in U-Mo alloy to ensure greater phase formation, since this level favors a greater chemical stability in this phase. The Al alloy matrix was used as the AA1050 since it contains small impurity amounts. The interdiffusion couples U-10Mo/AA1050 were thermally treated in two temperature ranges (1500C and 5500C) and three soaking times (5h, 40h and 80h) to simulate the interdiffusion process and formation of chemical interaction layer. The analysis of the interaction layer U-10Mo/AA1050 was made by SEM/EDS and X-ray diffraction. It revealed a general trend of low interdiffusion of Al (about 8 atomic %) inside U-Mo. There was no formation of typical products as ex-pected (U, Mo)Alx= 2,3,4. This fact is probably linked to the silicon presence, co-diffusing in the system. Connected with this fact, there was the presence of silicon in the alloy AA1050, which potentially created a barrier that prevented Al to diffuse more effectively, beyond few micrometers into the U-10Mo bulk. A possible formation of intermetallic Al with Si, U and Mo was suggested. In particular, the occurrence of the intermetallic Al3.21Si0.47, causing this blocking effect, was mentioned.

Objetiva-se, com a pesquisa da liga U-Mo, a obtenção de material nuclear para confecção de elementos combustíveis de alta densidade de urânio para reatores de pesquisa de alto desempenho. A política internacional de não proliferação de armas nucleares limita o nível de enriquecimento para reatores de pesquisa em 20% U235. Ligas de U-Mo com 6-10 % peso de Mo podem levar a uma densidade de até 9 gU/cm3, no núcleo da placa combustível. As placas do elemento combustível MTR (Materials Testing Reactor), são fabricadas a partir de briquetes (U-Mo + pó Al) encapsulados em placas de Al, soldadas e laminadas. No entanto, a liga U-Mo é muito reativa na presença de Al. Os produtos dessa reação são indesejáveis, do ponto de vista nuclear, pois geram uma camada de interação química (IL) formada durante ciclagens térmicas e exposição a fissões nucleares. Como a IL tem baixa condutividade térmica, falhas estruturais no elemento combustível, em operação, podem ser causadas. O presente estudo oferece uma nova técnica de formação de pares de interdifusão que promove os contatos da liga U-Mo, na forma de tabletes, envolvidos em matriz de A1 (placas), selada por laminação. Criam-se, assim, condições ideais para a investigação da difusão, com reduzida possibilidade de oxidação nas interfaces de contato, simulando-se, ainda, as condições de laminação a quente no primeiro passe de redução, durante a fabricação da placa combustível MTR. Optou-se por trabalhar com um teor de Mo de 10% em peso na liga U-Mo, para se garantir uma maior formação da fase , uma vez que esse teor favorece uma maior estabilidade química dessa fase. A liga de Al utilizada como matriz dos pares de interdifusão foi a AA1050, por apresentar menores teores de impureza. Os pares de interdifusão U-10Mo/AA1050 foram tratados, termicamente, em duas faixas de temperaturas (1500C e 5500C) e em três tempos de aquecimento (5h, 40h e 80h), visando-se simular o processo de interdifusão e formação da camada de interação química. As análises da camada de interação U-10Mo/AA1050, feitas por MEV/EDS e por difração de Raios X, revelaram uma interdifusão de baixa evolução em Al (cerca de 8% atômico), na região U-Mo. Não houve a formação dos produtos típicos esperados, como (U,Mo)Alx=2,3,4. Associou-se esse fato, provavelmente, à presença do silício na liga AA1050 que, potencialmente, criou uma barreira de poucos micrômetros, impedindo o Al de se difundir de forma mais efetiva para o interior da liga U-10Mo. Sugeriu-se a possível formação de um produto intermetálico de Al com Si, U e Mo. Em especial, foi citada a possibilidade da ocorrência do intermetálico Al3.21 Si0.47, causando esse efeito de bloqueio. / This research refers to the study of U-Mo alloy as an alternative material for producing nuclear fuel elements with high density of uranium, for research reactors of high perfor-mance. The international non-proliferation of nuclear weapons has enrichment level li-mited to 20% U235. U-Mo alloys with 6-10 wt% Mo can lead to a density up to 9 gU/cm3, inside the fuel core. The MTR fuel element plates are made from briquettes (U-Mo powder + Al) encapsulated in Al plates, then welded and rolled However, the U-Mo alloy is very reactive in the presence of Al. The reaction products of this interaction are undesirable from the standpoint of nuclear usage, since they cause a chemical interaction layer (IL) formed during thermal cycling and exposure to nuclear fission neutrons. As the IL has low thermal conductivity, they may cause structural failure in the fuel element during opera-tion. The present study provides a new preparation technique for interdiffusion pairs made by hot rolling. The U-Mo alloy, in tablet format, is involved by matrix Al-plates, which is sealed and then hot rolled. This way to prepare the diffusion couples is an ideal condition to avoid the oxidation at the contact interface at U-Mo/Al. The hot rolling preparation also simulates the first reduction pass during MTR fuel plate manufacture. We chose to work with a Mo content of 10 wt% in U-Mo alloy to ensure greater phase formation, since this level favors a greater chemical stability in this phase. The Al alloy matrix was used as the AA1050 since it contains small impurity amounts. The interdiffusion couples U-10Mo/AA1050 were thermally treated in two temperature ranges (1500C and 5500C) and three soaking times (5h, 40h and 80h) to simulate the interdiffusion process and formation of chemical interaction layer. The analysis of the interaction layer U-10Mo/AA1050 was made by SEM/EDS and X-ray diffraction. It revealed a general trend of low interdiffusion of Al (about 8 atomic %) inside U-Mo. There was no formation of typical products as ex-pected (U, Mo)Alx= 2,3,4. This fact is probably linked to the silicon presence, co-diffusing in the system. Connected with this fact, there was the presence of silicon in the alloy AA1050, which potentially created a barrier that prevented Al to diffuse more effectively, beyond few micrometers into the U-10Mo bulk. A possible formation of intermetallic Al with Si, U and Mo was suggested. In particular, the occurrence of the intermetallic Al3.21Si0.47, causing this blocking effect, was mentioned.