Procesos alternativos de pulverización, recubrimiento y colaminación de la aleación uranio-molibdeno para ser utilizados en la elaboración de combustibles nucleares
2017
| Tesista | Enrique Emilio PASQUALINI pascua@cnea.gov.ar Licenciado en Ciencia Físicas - Universidad de Buenos Aires - Argentina Dr. en Ciencia y Tecnología, Mención Materiales - Instituto Sabato UNSAM/CNEA - Argentina |
| Directores | Dr. Pablo BRUZZONI. CNEA. UNSAM - Argentina Ing. Alfredo HEY. CNEA - Argentina |
| Lugar de realización | Gerencia de Área Aplicaciones de la Tecnología Nuclear - Centro Atómico Constituyentes - CNEA - Argentina |
| Fecha Defensa | 07/12/2017 |
| Jurado | Lic. Pablo ADELFANG. exCNEA - Argentina, exIAEA - Austria Dra. Alicia Catalina DENIS. CNEA, UNSAM - Argentina Dr. Gabriel Omar MEYER. CNEA, UNCuyo, CONICET - Argentina |
| Código | ITS/TD 108/17 |
Título completo
Procesos alternativos de pulverización, recubrimiento y colaminación de la aleación uranio-molibdeno para ser utilizados en la elaboración de combustibles nucleares
Resumen
La motivación de esta tesis surge de la necesidad de reconvertir los reactores nucleares que utilizan uranio con alto enriquecimiento (HEU) a uranio de bajo enriquecimiento (LEU) utilizando combustibles con la aleación de alta densidad de uranio molibdeno metaestable (γ-UMo).
Esta tesis comienza con la historia a nivel internacional de la evolución de los combustibles nucleares tipo placas para reactores experimentales de altas densidades de flujo neutrónico (MTR) y la descripción de los combustibles nucleares argentinos de reactores experimentales.
A continuación se describen diversos procesos desarrollados con la aleación γ-UMo que consistieron en la fabricación de polvos por hidruración, molienda y deshidruración (método HMD), el recubrimiento de polvos de la aleación y la fabricación de miniplacas con núcleos con partículas dispersas y monolíticos. Dos miniplacas monolíticas de γ-UMo con revestimiento de zircaloy-4 (Zry-4) fueron ensayadas bajo irradiación y realizados los correspondientes ensayos post irradiación con excelentes resultados.
También se describe el equipamiento específico que se desarrolló para poder hacer tratamientos térmicos a alta temperatura de polvos, junto con otros equipos utilizados o encarados de molienda de bajo impacto, pulverización, atomización y mezclado de polvos de distintas densidades y cálculos adicionales. Se hace una exhaustiva discusión y análisis sobre tres desarrollos alternativos originales para ser aplicados en distintas etapas de la fabricación de combustibles de alta densidad de γ-UMo.
Los tres hallazgos se refieren al descubrimiento del hidruro de uranio molibdeno a raíz del cual se abrió la posibilidad de hidrurar masivamente la aleación γ-UMo y su posterior pulverización, un método de recubrimiento de partículas por difusión en fase sólida y la colaminación en caliente de Zry-4 con un núcleo monolítico de γ-UMo.
El excelente comportamiento bajo irradiación de las miniplacas irradiadas de γ-UMo con revestimiento de Zry-4 y la sencillez del proceso de fabricación reducen los tiempos de calificación de combustibles de alta densidad para la reconversión de reactores nucleares experimentales que tienen combustibles de alto enriquecimiento. Este tipo de combustibles monolíticos de γ-UMo con revestimiento de Zry-4 o acero inoxidable son posibles candidatos para reactores de potencia compactos.
Palabras clave: uranio, molibdeno, zircaloy, hidruro, recubrimiento, nuclear, combustible, monolítico, colaminación, irradiación
Complete Title
Alternative processes of comminution, coverage and colamination of uranium-molybdenum alloy to be used in nuclear fuels production
Abstract
The motivation of this thesis arises from the need to convert nuclear reactors using high enriched uranium (HEU) to low enriched uranium (LEU) using fuels with the high density uranium molybdenum alloy in its gamma phase (γ-UMo).
This thesis begins with the international history of the evolution of plate-type nuclear fuels for experimental reactors with high neutron flux densities (MTR) and the description of Argentine nuclear fuels of experimental reactors.
Next, we describe several processes developed with the γ-UMo alloy, which consisted in the manufacture of powders by hydriding, grinding and dehydriding (HMD method), the alloy powder coating and the manufacture of miniplates with dispersed particles and monolithic cores. Two monolithic γ-UMo miniplates with zircaloy-4 cladding (Zry-4) were tested under irradiation and the corresponding post irradiation tests were performed with excellent results.
It also describes the specific equipment that was developed to be able to do thermal treatments of powders at high temperature, along with other equipment used or proposed such as low impact milling, comminution, atomization and mixing of powders of different densities and additional calculations. An exhaustive discussion and analysis is made on three original alternative developments applied in different stages of the manufacture of γ-UMo high density fuels.
The three findings refer to the discovery of the molybdenum uranium hydride that made possible the massive hydriding of γ-UMo alloy and its subsequent comminution, a method of particle coating by solid phase diffusion and the hot colamination of Zry-4 with a monolithic core of γ-UMo alloy.
The excellent irradiation performance of the irradiated γ-UMo mini-plates with Zry-4 cladding and the simplicity of the manufacturing process reduce the qualification times of high density fuels for the reconversion of experimental nuclear reactors with high enrichment fuels. These type of γ-UMo monolithic fuels with Zry-4 coating or stainless steel are possible candidates for compact power reactors.
Keywords: uranium, molybdenum, zircaloy, hydride, coverage, nuclear, fuel, monolithic, colamination, irradiation
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