As propriedades termodinâmicas dos metais são importantes para a descrição da solubilidade de um metal em outro. Neste trabalho são discutidos os critérios de solubilidade, dando-se ênfase aos possíveis usos para urânio metálico. São discutidas as aplicações dos métodos clássicos iniciados por Hume-Rothery e Darken-Gurry e de outros autores que se sucederam na tentativa de desenvolver métodos mais eficazes ou aperfeiçoados. Posteriormente, os estudos inicializados por Kaufman e Miedema introduziram novas idéias para os critérios de solubilidade a partir de novas coordenadas definidas por resultados de métodos empíricos. Tais estudos foram utilizados por Chelikowsky, Alonso e Simozar para desenvolver novas teorias sobre solubilidade sólida. O trabalho apresenta o entendimento da solubilidade de metais em urânio pela abordagem de aspectos básicos de solubilidade e os critérios de solubilidade apresentando ao final os elementos com solubilidade nula, solubilidade limitada e solubilidade extensiva. São também discutidas as fontes dos dados selecionados para os cálculos e a disposição das tabelas.

No processo atômico de separação isotópica via laseres, o vapor de urânio metálico é gerado pelo aquecimento de um alvo sólido por um feixe de elétrons e iluminado por feixes de laseres, de modo a promover a ionização seletiva do 235U. Posteriormente, estes íons são coletados usando-se um campo eletrostático. O objetivo desta dissertação de Mestrado é o estudo experimental dos processos de geração e expansão do vapor de urânio, visando ajudar a tornar mais eficiente o processo de separação isotópica. Evaporou-se urânio metálico e medidas de fluxos de vapor foram realizadas em função da temperatura da superfície emissora e do ângulo normal a esta superfície. Através de três diferentes técnicas (transmitância de luz, balança analítica e espectroscopia alfa), analisou-se a massa depositada nos coletores. Os resultados obtidos foram ajustados segundo uma função de distribuição e comparados a valores teoricamente previstos.

Os métodos de separação isotópica que utilizam lasers baseiam-se na capacidade diferenciada, apresentada pelas variedades isotópicas, em absorverem radiação eletromagnética em determinadas freqüências. Portanto, se uma mistura de 235U e 238U for irradiada por um laser cuja freqüência seja ressonante com uma linha de absorção do 235U e que tenha uma linha de emissão suficientemente estreita, a radiação será absorvida preferencialmente por este isótopo. A determinação das freqüências de absorção é, portanto, de fundamental importância para o desenvolvimento do processo de separação isotópica via lasers. Foram investidos esforços neste trabalho, na obtenção de uma ferramenta espectroscópica que forneça os comprimentos de onda que, através de absorção a múltiplos passos, ionize o átomo de urânio. Para isto, utilizou-se uma lâmpada de catodo oco (LCO) para obter as transições do urânio e estudar alguns processos físicos que ocorrem neste tipo de descarga por meio das técnicas de espectroscopia optogalvânica e de fotoionização a múltiplos passos. Pela técnica optogalvânica, e utilizando uma LCO com descarga contínua (DC), foi realizada espectroscopia de absorção de até duas freqüências distintas para o urânio. Através desta técnica foi possível determinar o tempo de vida efetivo do nível 7M7 do urânio, bem como as taxas de colisão entre os átomos de urânio e o gás tampão argônio e com os elétrons da descarga. Com esta mesma lâmpada, porém, com descarga pulsada, e realizando espectroscopia na pós-descarga, através da medida de corrente de íons, foi possível fazer espectroscopia de três freqüências pela absorção sucessiva de até três comprimentos de onda distintos. Com esta técnica de espectroscopia dá-se um importante avanço para o processo de separação isotópica via lasers. Os vários estudos realizados possibilitaram observar que existe a formação de aglomerados de urânio na pós-descarga, bem como medir o tempo de veida efetivo do nível 7M7 do urânio por esta técnica. Com o objetivo de tentar entender alguns dos processos físicos que ocorrem numa descarga de catodo oco, foi possível medir o tempo de difusão ambipolar do plasma de urânio, produzido por fotoionização na pós-descarga e, por meio deste, determinar a seção de choque de colisão elástica entre os íons de urânio e os átomos de argônio. De posse destes parâmetros, podemos dizer que obtivemos um novo método espectroscópico de inferir a temperatura de descarga.

A segurança da operação de reatores nucleares depende dos materiais envolvidos em sua construção, pois são submetidos a variações de temperaturas em ambiente corrosivo e avarias causadas por partículas de alta energia. O combustível, que proporciona energia para o reator, possui vida útil muito menor, mas é submetido às mesmas condições. Dentre as ligas de urânio, o U3Si2 é bastante utilizado em reatores de pesquisa, dada a elevada densidade de urânio, boa condutividade térmica e resistência à amorfização induzida por radiação, ao inchamento e à propagação de trincas. Porém, no processo de fabricação da liga U-Si geralmente são formadas duas ou mais fases cristalinas, com comportamentos distintos sob irradiação. Por esse motivo, a especificação do pó de siliceto de urânio utilizado no reator IEA-R1 do IPEN, e do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) é de, pelo menos, 80% em massa de U3Si2. No entanto, as técnicas de caracterização atualmente utilizadas no controle de qualidade não permitem quantificar as fases cristalinas diretamente. Assim, esse trabalho propõe a utilização da difração de raios X (DRX), alinhada a refinamento pelo método de Rietveld para caracterização do pó de siliceto. Para tal, foram produzidas ligas de urânio contendo 33 a 67 mol% de silício, e técnicas de moagem e ajustes de refinamento foram testados. O método desenvolvido inclui cominuição em moinho vibratório e DRX com refinamento automatizado dos dados, permitindo a quantificação das fases cristalinas de maneira confiável, rápida e com mínima interferência do operador. Os resultados obtidos foram corroborados com os de técnicas como análise de imagem obtida por microscópio eletrônica de varredura (MEV), densidade e análises elementares de U e Si. / The safe operation of a nuclear power system relies on the materials of its construction. During the lifetime of a nuclear power system, the materials are subject to high temperature, a corrosive environment, and damage from high-energy particles released during fission. The fuel which powers the reactor has a much shorter life, but is also subject to the harsh environments. Considering the several uranium alloys, the U3Si2 is largely used in research reactors, due to is high uranium density, high thermal conductivity, resistance to radiation-induced amorphization, swelling and crack propagation. During its fabrication by melting, however, more than one crystalline phase is usually formed, and, the behavior of each, under irradiation is different and possibly dangerous. For this reason, the specification of the IEA-R1 and RMB (Brazilian Multipurpose Reactor) nuclear reactors describes a minimum of 80wt.% of U3Si2 for the uranium silicide powder. In this sense, a quality control system is vital for the safety and performance of the reactor. Since the currently characterization techniques used do not quantify the crystalline phases directly, the present work proposes the use of X-ray diffraction (XRD), together with Rietveld refinement of the results, for uranium silicide powder characterization. To accomplish this objective, uranium allows were produced containing 33 to 67 mol% of silicon. Milling methods and refinements strategies were tested to improve XRD results. The proposed method includes vibration grinding and XRD with automatic refinement of results, producing fast, reliable and more unbiased results. The quantification results obtained were supported by other techniques as scanning electron microscopy image analysis, density and elementary U and Si characterization.

O Tecnécio-99m (99mTc), gerado a partir do decaimento do Molibdênio-99 (99Mo), é o radionuclídeo mais conveniente para a execução de procedimentos de diagnósticos médicos, devido à sua emissão gama bem característica e de fácil detecção. O método utilizado para produzir 99Mo é através da fissão do 235U incorporado nos chamados alvos de irradiação. Duas rotas estão sendo desenvolvidas para a produção do 99Mo por fissão para o Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), ambas utilizando urânio de baixo enriquecimento (LEU): 1) A primeira a dissolução básica, que é baseada na tecnologia de alvos de dispersão UAlx-Al. 2) A segunda emprega a dissolução ácida de alvos de folhas finas de urânio metálico. A principal vantagem dos alvos de folha fina de urânio metálico sobre os alvos de dispersão UAlx-Al é a alta densidade do urânio metálico. Com o intuito de compreender e otimizar o processo de fabricação de alvos de folhas finas foi realizado um estudo da fusão do urânio metálico, laminação de folhas finas, caracterização microestrutural e montagem dos alvos, definindo assim, os procedimentos específicos para a produção desse tipo de alvo com as características dos alvos fabricados internacionalmente. Os resultados obtidos mostraram que o processo de fabricação dos lingotes e de lâminas de urânio metálico por meio de laminação a quente possibilitaram a obtenção de lâminas com espessura entre 250 e 300 μm. O processo de laminação a frio possibilitou a obtenção de folhas finas com espessura de ±125 μm que atende à especificação internacional. O uso de óxido de alumínio como material para prevenir caldeamento do tablete de urânio mostrou-se eficiente, substituindo com vantagens o uso de óxido de ítrio. A microestrutura após o tratamento térmico apresentou grãos equiaxiais pequenos, e a realização de um resfriamento rápido de 5 minutos após o tratamento térmico foi suficiente para se eliminar a textura da folha fina de urânio metálico. O processo de montagem das folhas finas no alvo tubular foi realizado por pré-conformação da folha fina, facilitando a montagem. O processo de consolidação do alvo foi realizado por expansão por tração e a folga após a consolidação (\"gap de ar\") mostrou-satisfatória. As dimensões finais dos alvos tubulares atenderam à especificação internacional. / Technetium-99m (99mTc) is generated from the decay of Molybdenum-99 (99Mo). This element is the most convenient radionuclide for application in medical diagnostic procedures, once that its gamma emission is well known and of easily detected. The method used to produce 99Mo is through fission of the 235U embedded in so-called irradiation targets. Two routes are being developed for the production of 99Mo per fission to the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), both using low enriched uranium (LEU): 1) The first basic dissolution, which is based on the technology of dispersion targets UAlx-Al. 2) The second employs the acidic dissolution of thin sheet targets of metallic uranium. The main advantage of uranium metal foil targets on the UAlx-Al dispersion targets is the high density of metallic uranium. In order to understand and optimize the process of manufacturing thin sheet targets, about the fusion of metallic uranium, thin sheet lamination, microstructural characterization and assembly of the target was carried out. Therefore the specific procedures for the production of this type of target with the characteristics of the targets manufactured internationally could be defined. The results showed that the process of manufacturing ingots and sheets of metallic uranium by hot rolling allows obtaining sheets with thickness between 250 and 300 μm. The cold rolling process allows obtaining thin sheets with a thickness of ± 125 μm which are in accordance with the international specification. The use of aluminum oxide as a material to prevent uranium tablet firing proved to be efficient, replacing with advantage the use of yttrium oxide. The microstructure after the heat treatment showed small equiaxial grains. A fast cooling of 5 minutes after the heat treatment was enough to eliminate the texture of the thin sheet of metallic uranium. The process of assembling the thin sheets in the tubular target was performed by preforming the thin sheet, facilitating the assembly. The process of consolidating the target was performed by tensile expansion and the clearance after consolidation (\"air gap\") was satisfactory. The final dimensions of the tubular targets have met the international specification.

O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Er2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. O presente estudo contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator por meio da elevação da taxa de queima. O érbio é indicado para ciclos mais longos, significando menos paradas para troca de combustível e menos rejeitos. Neste trabalho foi estudado o uso de óxido de érbio variando as concentrações na faixa de 1-9,8%, o qual foi adicionado ao pó de UO2 e ao lubrificante sólido ADS por meio de mistura mecânica, visando verificar a taxa de densificação e um possível bloqueio de sinterização. Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados demonstram um característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Er2O3, porém de forma mais discreta do que no sistema UO2-Gd2O3, o qual ocorre no intervalo de temperatura de 1500 a 1700°C, retardando a densificação. Os ensaios dilatométricos indicam uma retração de 21,87% quando utilizado o Er2O3 a 1% de concentração em massa. Essa retração é maior do que as encontradas com concentrações superiores ou mesmo sem adição do veneno queimável, nos fornecendo um melhor grau de incorporação do elemento érbio, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear. / The sintering process of UO2-Er2O3 pellets has been investigated because of its importance in the nuclear industry and the complex behavior during sintering. The present study includes the development of nuclear fuel for power reactor in order to increase the efficiency of the fuel through longer refueling intervals. The erbium is indicated for longer cycles, which means less stops to refueling and less waste. In this work, it was studied the use of erbium oxide by varying the concentrations in the range of 1-9.8%, which was added to UO2 powder through mechanical mixing, aiming to check the rate of densification and a possible sintering blockage. The powders were pressed and sintered at 1700°C under hydrogen atmosphere. The results show a sintering blockade in the UO2-Er2O3 system that occurs in the range of 1500-1700°C temperature. Dilatometric tests indicate a retraction of 21.87% when used Er2O3 at 1% mass concentration. This retraction is greater than is observed with higher concentrations or even without the addition of the burnable poison, providing us with a better degree of incorporation of the element erbium, resulting in pellets with density suitable for use as nuclear fuel.

O fosfogesso (FG), um subproduto da indústria de fosfato, é classificado como Material Radioativo de Ocorrência Natural Tecnologicamente Aumentado (TENORM) ou como um resíduo NORM. Ele é obtido durante o ataque da rocha fosfática com ácido sulfúrico para a produção de ácido fosfórico. O FG apresenta em sua composição radionuclídeos das séries de decaimento natural do U e Th: principalmente 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Pb e 210Po. Os produtores brasileiros estocam o FG em pilhas secas, o que representa riscos para o meio ambiente. Sendo assim, estudos foram realizados para avaliar meios de sua reutilização. Uma possível solução para este problema é o emprego do FG na agricultura como um condicionador do solo. A entidade reguladora brasileira (CNEN) estabeleceu limites de isenção para o uso de FG na agricultura ou na indústria cimenteira: a concentração de atividade de 226Ra e 228Ra deve ser inferior a 1 Bq g-1. No entanto, para a sua aplicação segura, ainda é necessário assegurar que os radionuclídeos presentes no PG não estarão disponíveis para o ambiente. Este estudo tem como objetivo verificar a disponibilidade de 238U e 232Th em amostras de solos com FG através de percolação com água, por meio do cálculo da fração disponível. Esta fração foi obtida pela relação entre a concentração dos radionuclídeos no lixiviado (pelo emprego de um procedimento radioquímico adaptado, publicado pela Agência Internacional de Energia Atômica - IAEA) sobre a concentração total das amostras (obtida por Análise por Ativação com Nêutrons Instrumental e espectrometria gama). Os resultados demonstraram que a fração disponível dos radionuclídeos foi em todos os casos inferior a 0,2%. Isto indica que a utilização de fosfogesso como insumo agrícola não contribui para o aumento da disponibilidade de 238U e 232Th na água de lixiviação. / Phosphogypsum (PG), a byproduct of the phosphate industry, is classified as Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material (TENORM) or as a NORM waste. It is obtained during the attack of the phosphate rock with sulphuric acid for the production of phosphoric acid. PG presents in its composition radionuclides of the natural U and Th decay series: mainly 226Ra, 228Ra, 232Th, 210Pb and 210Po. The Brazilian producers stock the PG in dry stacks, posing risks to the surrounding environment. Therefore, several studies were undertaken to evaluate viable ways of its reuse. One possible solution to this problem is to reuse PG in agriculture as a soil conditioner. The Brazilian regulatory body (CNEN) established exemption limits for the use of PG in agriculture or cement industry: the 226Ra and 228Ra activity concentration should be below 1.0 Bq g-1. However, for its safe application, it is still necessary to ensure that the radionuclides present in the PG will not be available to the environment. This study aims to determine the availability of 238U and 232Th in samples of soils amended with PG through percolation with water, by calculating the available fraction. This fraction was obtained by the ratio of the concentration of the radionuclides in the leachate (by a radiochemical procedure based on a publication from International Atomic Energy Agency - IAEA) over the total concentration in the samples (by Instrumental Neutron Activation Analysis and gamma spectrometry). The results demonstrated that the available fraction of the radionuclides were in all cases lower than 0.2%. This indicates that the use of phosphogypsum as agricultural input does not contribute to increase the availability of 238U and 232Th to the leaching water.

O Oceano Austral é o maior repositório dos oceanos, com concentrações elevadas de nutrientes e baixas de clorofila. A região tem papel fundamental para regular a transferência líquida de dióxido de carbono entre o oceano e a atmosfera, em parte devido à assimilação anual de CO2 pelo fitoplâncton, que resulta na exportação do carbono orgânico particulado (POC) para o oceano profundo. O elemento tório apresenta múltiplos isótopos que tem emergido como traçadores poderosos dos processos associados à transferência de material particulado nos oceanos. De todos os isótopos de Th, o 234Th (meia-vida de 24,1 d) tem sido foco de destaque e aplicação nos últimos anos. A produção do 234Th a partir do 238U, além do comportamento conservativo solúvel do 238U na água do mar, tornam fácil a caracterização das fontes de 234Th neste cenário. Além disso, a meiavida do 234Th é suficientemente curta para torná-lo sensível a mudanças a curto prazo (sazonais) que ocorrem na coluna dágua superficial dos oceanos, ou nas colunas dágua e de sedimentos nas regiões costeiras. Devido ao seu comportamento partículo-reativo, o 234Th é removido da água de duas formas, por decaimento ou pelo fluxo de material particulado. Desta forma, um modelo de balanço uni-dimensional no estado estacionário pode ser utilizado para estimar seu fluxo. Os isótopos naturais de Ra também tem sido amplamente empregados em estudos marinhos para traçar massas dágua e quantificar processos de mistura. Este trabalho apresenta os resultados de um projeto de pesquisa multidisciplinar que investigou a distribuição dos fluxos de carbono orgânico no Estreito de Bransfield com a finalidade de avaliar sua influência na remoção de CO2 da atmosfera local. As distribuições de macro-nutrientes, micro-nutrientes e clorofila-a foram utilizadas para examinar possíveis fontes e vias de transferência. Os isótopos de Ra foram aplicados como traçadores de massas dágua, enquanto o 234Th foi utilizado como traçador do fluxo particulado no oceano, uma vez que o afundamento deste material é o principal mecanismo de seqüestro de carbono no Oceano Austral. As amostras foram coletadas no período de 9 a 14 de Dezembro de 2007, a bordo do Navio de Apoio Oceanográfico Ary Rongel, da Marinha do Brasil. / The Southern Ocean is the largest of several high-nutrient, low-chlorophyll (HNLC) regions in the worlds oceans. This region plays a major role in regulating the global net transfer of carbon dioxide between the ocean and the atmosphere, in part because the annual photosynthetic uptake of CO2 by phytoplankton and resulting export of particulate organic carbon (POC) to the deep ocean. The element thorium has multiple radioisotopes that have emerged collectively as a powerful set of tracers for particle associated processes in the oceans. Of all the Th isotopes, 234Th (half-life 24.1 d) has been the focus of increasing attention and application in the past years. The production of 234Th from 238U, coupled with the conservative behavior of 238U in seawater, makes the source of 234Th easy to characterize. Moreover, the half-life of 234Th is sufficiently short to make it sensitive to the short-term (e.g. seasonal) changes that occur in the upper water column of the open ocean or in sediments or water column in coastal areas. Because of its very particle reactive behavior, 234Th is removed from a parcel of water in only two ways, through decay and through particle flux. Therefore, a steady-state 1D activity balance can be used to calculate its flux. Natural Ra isotopes have been also widely used in marine studies to trace water masses and to quantify mixing processes. This work presents results of a collaborative research on organic carbon fluxes distribution in the Bransfield Strait in order to evaluate its influence in the CO2 drawdown. Macro-nutrients, micro-nutrients and chlorophyll-a distributions were used to examine the pathway sources. Natural radium isotopes were applied as tracers to study the movement of shelf water, while 234Th was used as a tracer of particle flux in the upper ocean, since POC export via sinking particles is the primary mechanism of carbon sequestration in the Southern Ocean. Sea water samples for total 234Th and natural Ra isotopes were collected from 9 to 14 December 2007 on the RV Ary Rongel (Brazilian Navy). Analyses of total 234Th activities were performed by gross beta counting using a gas-flow low background proportional counter. The longlived Ra isotopes were determined by low-background high efficiency gamma spectrometry.

Foram desenvolvidos métodos de determinação de urina e trítio em urina. Para o urânio foi adaptada a técnica de análise por fluorimetria em meio sólido. O limite de sensibilidade foi de 5. 10-4µg U/0,1 ml e o erro foi de cerca de 10% para concentrações em torno de 0,05 µg U/0,1 ml. Foi padronizado para o trítio o método de análise por cintilação em meio líquido. O método determina quantidades de trítio até pelo menos 8,10-3µCi/ml e o erro foi de cerca de 4% para concentrações de trítio em torno de 0,34 µCi/l. Depois de adaptadas, as técnicas foram aplicadas a amostras de urinas de trabalhadores expostos a compostos de urânio ou trítio com a finalidade de verificar possível contaminação interna por estes radioisótopos. / Abstract not available.

Foram fabricadas amostras de placas combustíveis contendo núcleos de cermets U3O8-Al com concentrações de U3O8 variando de 10 a 90% em peso (3,4 a 55,5% em volume). Amostras contendo núcleos com 58% em peso de U3O8, foram fabricadas a partir de compactados com densidades variando de 75 a 95% da densidade teórica. É discutida a influência da concentração de U3O8 e da porosidade do compactado de partida sobre a porosidade e uniformidade da espessura do núcleo obtido. Os núcleos U3O8-Al foram submetidos a ensaios de corrosão por água deionizada nas temperaturas 30, 50, 70 e 90°C, onde os núcleos foram expostos através de um defeito artificial produzido no revestimento. Os resultados obtidos mostram que a corrosão dos núcleos é acompanhada pela liberação de hidrogênio. O volume total de hidrogênio liberado (V) e o tempo transcorrido até que seja observado o início da liberação de hidrogênio (tempo de incubação ti, são dependentes da porosidade do núcleo e da temperatura absoluta (T), podendo ser descritos pelas equações: V = K1 eα1 P - K2 T eα2 P e ti = eK1 + K2 P + K3 / T + K4 P / T onde P é a fração volumétrica de vazios (porosidade) e K1, K2, K3,K4, α1 e α2 são constantes. É proposto e discutido um mecanismo para o processo de corrosão de núcleos U3O8-Al. O revestimento das amostras de placas combustíveis foi submetido a ensaios de corrosão sob condições similares às encontradas no reator IEA-R1 operando às potências de 2 MW, 5 MW e 10 MW. Foi verificado o efeito da presença de heterogeneidades superficiais e de um tratamento de limpeza química sobre o comportamento da corrosão do revestimento. Os resultados obtidos mostram que a corrosão é regulada pela dissolução/erosão da camada de óxido formada e segue lei linear para as três condições de testes e que a presença de heterogeneidades superficiais ou o tratamento de limpeza química não alteram significativamente a corrosão do revestimento para tempos de exposição de até 20 dias. Estão apresentadas as velocidades de corrosão e as espessuras das camadas de óxido observadas nos três ensaios efetuados. Não foi observado ataque localizado significativo. / Fuel plate specimens containing U3O8-Al cermet cores were fabricated with the U3O8 concentration varying between 10 and 90% by weight (3.4 to 55.5% in volume). Fuel plate specimens containing 58% U3O8 by weight were also fabricated from compacts with densities varying between 75 and 95% of the theoretical density. The influence of U308 concentration and porosity of the initial compact on the porosity and uniformity of thickness of the core are discussed. The U3O8-Al cores were corrosion tested in deionized water at 30, 50, 70 and 90°C, where in the cores were exposed to the deionized water by means of an artificially produced cladding defect. The results indicate that core corrosion is accompanied by hydrogen evolution. The total volume of hydrogen evolued (V) and the time to initiation of hydrogen evolution (incubation time ti), vary with the porosity of the core and temperature (T), according to equations: V = K1 eα1 P - K2 T eα2 P e ti = eK1 + K2 P + K3 / T + K4 P / T where P is the volumetric fraction of pores and K1, K2, K3,K4, α1 e α2, are constants. A mechanism for the U3O8-Al core corrosion has been proposed and discussed. The cladding of the fuel plats specimens was also corrosion tested under conditions similar to those encountered in the IEA-R1 reactor operating at 2, 5 and 10 MW. The effect of the presence of surface heterogeneities and a chemical surface treatment on the corrosion behavior of the cladding have been studied. The results reveal that the corrosion is regulated by dissolution/erosion of the oxide layer, and follows a linear law under the three test conditions. The presence of surface heterogeneities or the chemical surface treatment did not significantly alter the cladding corrosion for test times of up to 20 days. The corrosion rates and the oxide layer thicknesses observed under the three test conditions are also presented. No significant localized attack was observed.