Três métodos de obtenção de pó de U3O8 de alta densidade foram estudados: trituração de pastilhas sInterizadas de U3O8; sinterização de grânulos de U3O8 calcinado; e sinterização de grânulos de diuranato de amônio (DUA). Testes foram conduzidos variando-se a temperatura e o tempo de calcinação do DUA, bem como o tempo de sinterização, resultando em dez lotes de U3O8. Os processos foram comparados em termos de características dos pós obtidos, rendimento granulométríco e número de etapas. O teor de impurezas, a área de superfície específica, a estequiometria, a morfologia, a densidade, a distribuição de porosidade e a identificação de fases foram considerados como parametros de caracterização dos pós. As principais conclusões mostraram que o segundo método (no qual o DUA foi calcinado a 600°C por 3h) forneceu os melhores resultados. Além disso, o terceiro método também produziu bons resultados, porém com dificuldades de manuseio do DUA. / Three preparation methods of high-density U3O8 powder have been studied: grinding of sintered U3O8 pellets, sintering of calcined U3O8 granules; and sintering of ammonium diuranate (ADU) granules. Experiments have been carried out varying ADU calcination time and temperature as well as sintering time, yielding ten U3O8 batches. Powder characteristics, granulometric yield, and number of process steps have been taken into account for comparison purposes. Impurity content, specific surface area, stoichiometry, morphology, density, porosity distribution and phase identification have been considered as parameters for powder characterization. The main conclusions show that the second method (following a 6000C/3h ADU calcination) gives the best results. Moreover, the third method gives also good results, but there were some difficulties with ADU handling.

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.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:30Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11106.pdf: 6970470 bytes, checksum: 75dd1652faa57785066487ced8605c9d (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:30Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11106.pdf: 6970470 bytes, checksum: 75dd1652faa57785066487ced8605c9d (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processamento químico a partir do hexafluoreto de urânio (UF6), permite uma flexibilidade na produção de combustíveis à base de siliceto de urânio (U3Si2) e octóxido de urânio (U3O8). Atualmente no IPEN-CNEN/SP desenvolvem-se trabalhos visando o processamento de combustíveis com alta concentração de urânio, por meio da substituição do U3O8 por U3Si2. Para a obtenção de U3Si2, duas possibilidades podem ser consideradas na preparação da matéria-prima utilizada, que é o tetrafluoreto de urânio (UF4), são elas: a redução do urânio presente na solução hidrolisada do UF6 utilizando-se cloreto estanhoso (SnCl2) e a hidrofluoretação do dióxido de urânio (UO2) proveniente do tricarbonato de amônio e uranilo (TCAU). Descreve-se neste trabalho um procedimento para obtenção de tetrafluoreto de urânio (UF4), utilizando-se como matéria-prima os filtrados gerados na preparação de determinados compostos nos processos de reconversão do hexafluoreto de urânio (UF6), mais especificamente o amonioperóxidofluoranato (APOFU). Os filtrados consistem principalmente de uma solução contendo altas concentrações dos íons amônio (NH4 +), fluoreto (F-) e baixa concentração de urânio. O processo descrito visa principalmente a recuperação do NH4F e do urânio, como UF4, por meio da cristalização do bifluoreto de amônio (NH4HF2) e em uma etapa posterior, a adição deste ao UO2, ocorrendo a fluoração e decomposição. O UF4 obtido foi caracterizado química e fisicamente e será reciclado para ser usado na unidade de produção de urânio metálico para a obtenção de U3Si2, utilizado como combustível para o reator IEA-R1m. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP