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Dissertação de Mestrado
DOI
https://doi.org/10.11606/D.85.2022.tde-10072023-091336
Documento
Autor
Nome completo
Aline Biazotti Ribeiro
E-mail
Unidade da USP
Área do Conhecimento
Data de Defesa
Imprenta
São Paulo, 2022
Orientador
Banca examinadora
Leal Neto, Ricardo Mendes (Presidente)
Restivo, Thomaz Augusto Guisard
Ybarra, Luis Antonio Ccopa
Título em português
Revisão sobre a hidretação de ligas U-Mo empregadas em combustíveis de reatores nucleares de pesquisa
Palavras-chave em português
combustível nuclear
dispersão
hidretação
urânio-molibdênio
Resumo em português
Combustíveis nucleares à base de dispersão de partículas de ligas U-Mo em matriz de alumínio, para reatores de pesquisa de alto desempenho vem sendo desenvolvidos há mais de 20 anos. As ligas U-Mo em questão têm entre 7 e 10% em peso de Mo, o que possibilita atingir densidades de 6,5 a 8,5 gU/cm3 . As ligas U-Mo não são frágeis, o que torna impraticável a produção de pó por cominuição mecânica, ao contrário do que ocorre com outras fases físseis, como o U3Si2 ou o U3O8. O Dentre os métodos alternativos, a hidretação foi adotada no IPEN, o que justifica a presente revisão da literatura sobre o assunto, compreendendo não apenas a hidretação das ligas U-Mo, mas também a hidretação do urânio metálico. Foram elaboradas expressões de busca com operadores boleanos, as quais foram aplicadas em cinco bases de dados/site (Free Patents Online, INIS, repositório do IPEN, Science Direct e Web of Science). A busca foi limitada a referências publicadas em português e inglês no período de 1971 a 2021. Da revisão da literatura, constatou-se que há divergências quanto aos procedimentos de hidretação, principalmente no que concerne à ativação térmica (primeira hidrogenação), muito provavelmente em razão de diferentes estados superficiais do material de partida. Tais divergências constituem excelente oportunidade de pesquisa e desenvolvimento, essenciais para a implementação de um processo de produção reprodutível baseado em hidretação.
Título em inglês
Review on the hydriding of U-Mo alloys used in research nuclear reactor fuels
Palavras-chave em inglês
dispersion
hydriding
nuclear fuel
uranium-molibdenum
Resumo em inglês
Nuclear fuels based on dispersion of U-Mo alloy particles in an aluminum matrix, for high performance research reactors, have been developed for more than 20 years. The U-Mo alloys in question have between 7 and 10% by weight of Mo, which makes possible to reach densities of 6.5 to 8.5 gU/cm3 . U-Mo alloys are not brittle, which makes the production of powder by mechanical comminution impractical, unlike what happens with other fissile phases, such as U3Si2 or U3O8. Among the alternative methods, hydriding was adopted at IPEN, which justifies the present review of the literature on the subject, comprising not only the hydriding of U-Mo alloys, but also the hydriding of metallic uranium. Search expressions were elaborated with Boolean operators, which were applied in five databases/sites (Free Patents Online, INIS, IPEN repository, Science Direct and Web of Science). The search was limited to references published in Portuguese and English from 1971 to 2021. From the literature review, it was found that there are divergences regarding the hydride procedures, especially regarding thermal activation (first hydrogenation), most likely due to different surface states of the starting materials. Such divergences constitute an excellent opportunity for research and development, essential for the implementation of a reproducible production process based on hydriding.
 
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Data de Publicação
2023-07-12
 
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