A busca de novos materiais para combustíveis nucleares vem sendo desenvolvida ao longo dos últimos 50 anos com o principal intuito de aumentar a eficiência dos combustíveis durante a operação de reatores nucleares. Os programas de redução de enriquecimento de urânio desde a década de 70 são os principais impulsionadores para a busca de materiais que possibilitam o aumento da densidade de urânio nos combustíveis nucleares com baixo enriquecimento (até 20%). O molibdênio é um elemento que, mesmo em baixas concentrações, consegue reter a fase gama do urânio, estabilizando o elemento combustível durante o processo de fabricação e quando irradiado. Sendo assim, a liga de γU-Mo apresenta grande potencial para desenvolvimento de combustíveis com maior densidade de urânio no núcleo do combustível nuclear. O presente trabalho visa o desenvolvimento tecnológico das etapas de produção de um novo combustível nuclear tipo dispersão a base de uma liga de urânio com 7% em massa de molibdênio em matriz de alumínio. Nestas condições, é possível obter um combustível com uma densidade de urânio de até 7 gU cm^-3 em contraponto ao combustível de siliceto de urânio com 4 gU cm^-3 qualificado atualmente. Dentre as etapas previamente já conhecidas pelo IPEN para a fabricação do combustível nuclear, a liga de γU-Mo necessita de um processo específico de pulverização devido às propriedades mecânicas do material. A cominuição da liga foi feita através da técnica de hidretação-moagem- desidretação que ainda necessita de estudos mais detalhados de seu processo para sua reprodutibilidade e otimização. As etapas de fabricação do briquete e laminação foram executadas de acordo com a expertise do IPEN. Os resultados indicam que a liga de γU-Mo, embora, seja mecanicamente factível em todas as etapas de fabricação do combustível nuclear, são necessários ajustes nas condições atuais do processo de fabricação para adequação às propriedades da liga e especialmente para evitar oxidação do núcleo da placa combustível.

The search for new materials for nuclear fuels has been developed over the last 50 years, with the main aim of increasing the fuel efficiency during the operation of the reactors. The need to increase the uranium density in fuels to compensate the reduction of enrichment proposes that the U-Mo alloy is one of the materials that presents better characteristics to be used as fuel: molybdenum is a material that retains the gamma phase of the uranium in low concentrations, which is the only stable phase of uranium under the irradiation conditions, besides having low thermal neutron absorption. Although more advanced studies already provide information on the interaction between UMo and the Al matrix, we still need to study how this material behaves during all processing steps for fuel fabrication. The present work has the objective of to deepen the technological knowledge about the stages of production of dispersion type nuclear fuel, including the comminution process of the UMo alloy. The alloy pulverization made by the hydriding-grinding-dehydriding technique still reveals a large number of unknowns in the process variables. Knowing some parameters already existent in the literature, it is possible to discuss the behavior of the hydriding process and envision improvements to optimize it as well as make it reproducible. Subsequent manufacturing steps for briquette and rolling were performed according to IPEN's expertise and the results indicate that the γU-Mo alloy, though being mechanically doable, it is necessary adjust the actual fabrication process to the new mechanical alloy properties and to avoid the oxidation of the core of fuel plate.