Uranium-Molybdenum (U-Mo) alloys are of interest to the nuclear engineering community for their potential use as reactor fuel. The addition of molybdenum serves to stabilize the gamma phase of uranium, as well as increasing the melting point of the fuel. Thermal properties of U-Mo alloys have not been fully characterized, especially within the area of partial phase decomposition of the gamma phase of the alloy. Additional data was acquired through this research to expand the characterization data set for U-Mo alloys. The U-Mo alloys used for this research were acquired from the Idaho National Laboratory and consisted of three alloys of nominal 7, 10, and 13 percent molybdenum by weight. The sample pins were formed by vacuum induction melt casting. Once the three sample pins were fabricated and sent to the Fuel Cycle and Materials Laboratory at Texas A&M University, the pins were homogenized and sectioned for heat treatment. Several heat treatments were performed on the samples to induce varying degrees of phase decomposition, and the samples were subsequently sectioned for phase verification and thermal analysis. An Electron Probe Microanalyzer with wavelength dispersive spectroscopy was used to observe the phases in the samples as well as to characterize each phase. The density of each sample was determined using Archimedes method. Finally, a light flash analyzer was used to determine thermal diffusivity of the samples up to 300 degrees C as well as to estimate the thermal conductivity. For U-10Mo, thermal diffusivity increased with increasing phase decomposition from gamma to alpha +U2Mo while U-7Mo saw a flattening of the thermal diffusivity curve with increased phase decomposition.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

<p>Low enriched uranium (LEU, < 20 % 235U)-molybdenum (U-Mo) alloy is the primary nuclear fuel candidate for research and test reactors, and it is also considered one of the fuel candidates for fast reactors. Furthermore, U-Mo monolithic fuel is currently undergoing a qualification process to replace highly-enriched uranium (≥ 20 % 235U) fuel for high-performance research and test reactors. As part of the fuel qualification process, it is critical to examine the microstructural evolution in the final form of U-Mo fuel under irradiation. However, there is a lack of knowledge on the microstructural evolution of the rolled U-Mo alloy foil, which is a proposed geometry for research and test reactors/high-performance research and test reactors, as well as the U-Mo alloy fuel that is cast into a slug form without rolling, which is a more suitable geometry for other advanced reactor fuel types. The effects of the fabrication methods, specifically arc-casting and cold-rolling, on the phase decomposition in U-10Mo alloy subjected to low neutron fluence (0.01 displacements per atom (dpa) and 0.1 dpa) in the temperature range of 150–350oC are evaluated using synchrotron X-ray techniques and scanning electron microscopy (SEM). The as-cast U-10Mo alloys demonstrated better irradiation performance than the U-10Mo alloy foils in research reactor conditions for the investigated regimes. This study will help optimize fuel fabrication techniques to tune phase decomposition under irradiation. </p> <p>Additionally, irradiation behavior in Mo, a critical element in U-Mo fuel, as well as a candidate for cladding material for the next generation of nuclear power plants, is investigated at the atomistic scale following low neutron fluence regimes (0.01 dpa and 0.1 dpa) in the temperature range of 150–800oC using synchrotron X-ray techniques. Lattice contraction was observed in irradiated Mo by synchrotron XRD, indicating that interstitial diffusion is faster than vacancy diffusion in Mo. More interstitials diffuse into the sinks, such as grain boundaries, while fewer vacancies diffuse into the sinks due to slow diffusion, resulting in a higher steady-state concentration of vacancies than that of interstitials under irradiation. The synchrotron PDF also supported the synchrotron XRD results by demonstrating a decrease in the atomic distances under irradiation. </p>

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 &#61472;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%.

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:06:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:06:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:06:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:06:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta a análise neutrônica do combustível a dispersão de UMo-Al em relação ao aumento da densidade de urânio e faz uma comparação com o combustível de U3Si2-Al. Neste estudo, a densidade de urânio do U3Si2-Al é variada de 3,0 à 5,5 gU/cm3 e a do UMo-Al entre 4,0 à 7,5 gU/cm3 e com a porcentagem em massa de molibdênio com 7 e 10 %. Neste trabalho também é proposta a aplicação de veneno queimável metálico no cerne do combustível de UMo-Al, uma vez que este combustível é metálico e é analisada a utilização de gadolínio (Gd) e európio (Eu) como veneno queimável. A utilização do Gd como veneno queimável foi analisada com o fator de multiplicação infinito (k&infin;) através do programa celular HRC desenvolvido pelo IPEN e composto pelos códigos HAMMERTECHNION para a analise de célula, ROLAIDS para o cálculo de auto blindagem dos actinídeos e CINDER-2 empregado para a fissão e transmutação dos actinídeos. O núcleo do reator simulado foi similar ao do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) composto por um arranjo de 5x5 posições com 23 elementos combustíveis e dois blocos de alumínio. Para o európio, foram utilizados os programas SERPENT e CITATION. Os cálculos de queima foram realizados considerando uma potência de 30 MW durante três ciclos do RMB de 97 dias. Os resultados obtidos mostram que a porcentagem em massa do molibdênio têm uma grande influência no comportamento neutrônico devido a seção de choque de absorção do molibdênio ser considerável. Portanto, foi escolhida a porcentagem de 7 % de Mo para os estudos com veneno queimável. Para o núcleo proposto, o európio mostrou-se melhor, pois apresenta uma queima mais gradual que o gadolínio. Foi realizada uma simulação com o programa SERPENT com adição de 6 % de silício, o que mostrou que a adição de Si não causa mudança significativa no ciclo de operação do reator. Para validação da metodologia de cálculo, foi elaborada uma especificação técnica e fabricadas 12 miniplacas combustíveis de UMo-Al sem veneno queimável. As miniplacas foram irradiadas no núcleo do reator IPEN/MB-01, em quatro configurações de núcleo, para obtenção da reatividade inserida. Os resultados simulados obtidos para a inserção de reatividade pelas miniplacas nos diversos núcleos analisados apresentaram alta concordância com os resultados experimentais. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP