[pt] Os elementos combustíveis de reatores nuclear são geralmente constituídos por feixes de barras contendo as pastilhas de combustível montadas em arranjos de geometria triangular ou quadrada, através dos quais o fluido refrigerante escoa axialmente. O projeto térmico desses elementos só pode ser efetuado se informações sobre o processo de retirada de calor pelo fluido refrigerante são disponíveis, o que exige uma descrição detalhada do campo de velocidades do escoamento. No presente trabalho são utilizados um modelo de turbulência de zero equações e uma lei da parede para transferência de energia na obtenção dos campos de velocidades e temperaturas do escoamento, e também das distribuições angulares da tensão cisalhante e do Número de Nusselt na parede de um subcanal típico de elemntos combustíveis nucleares, para escoamentos turbulentos, em regime permanente, totalmente desenvolvidos, de fluidos, incompressíveis e assumindo propriedades independentes da temperatura com escoamentos axiais através de arranjos triangulares de barras com diferentes razoes de aspectos (P/D) e diferentes Números e Reynolds (Re). Os resultados são comparados com resultados experimentais de outros autores, obtidos da literatura, e apresentam boa concordância. / [en] Nuclear fuel elements generally consists of cladding rods containing the fuel pellets, with the coolant flowing axially through them. The thermal design of such elements only can be carried out if information about the heat transfer process to the coolant be avaiable, wich demmands a detailed description of the velocity field of flow. In the present work a zero equation model of turbulence and a wall law to energy transfer are applied to compute the velocity and temperature fields, and also the angular distribution of local wall sheat stress and nusselt number in the wall of a typical subchannel of nuclear fuel elements, for turbulents and fully developed flows,steady state, with incompressible, temperature independent fluids, flowing axially through triangular arrays of rods in differents aspect rations (P/D) and Reynods number (Re). The results are compared with experimental data of others authors, obtained from literature and show agreement.

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.