Alloy Nuclear Fuels
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1. Identificación de precipitados en aleaciones U-Nb-Zr tratadas térmicamente a 850 ºC
ABSTRACT At the present, the international goal is to develop and qualify a very high U density fuel for high flux research reactors. The selected U-alloy must present an isotropic crystalline structure at the end of the fuel fabrication process. These types of structures exhibit stable behavior under irradiation. In particular, it is wanted to retain as met
Matéria (Rio J.). Publicado em: 19/07/2018
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2. Effect of Processing on Microstructure and Corrosion Mitigating Properties of Hydrotalcite Coatings on AA 6061 Alloy
Pitting corrosion of the aluminium cladding of spent nuclear fuels stored in light water pools has been observed. To prevent this, coating of the Al cladding with hydrotalcite (HTC) was proposed. This paper presents the effect of chemical bath and processing parameters on microstructure and corrosion behavior of HTC coatings on alloy AA 6061 specimens. The H
Mat. Res.. Publicado em: 03/11/2015
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3. ESTUDO DA TRANSFORMAÇÃO DE FASES DAS LIGAS U-2,5Zr-7,5Nb E U-3Zr-9Nb TRATADAS TERMICAMENTE A 600 C E DA COMINUIÇÃO PELO PROCESSO DE HIDRETAÇÃO-DESIDRETAÇÃO / PHASE TRANSFORMATION STUDY OF THE U-2.5Zr-7.5Nb AND U-3Zr-9Nb ALLOYS ISOTHERMALLY TREATED AT 600 C AND OF THE COMMINUTION BY THE HYDRIDING-DEHYDRIGING PROCESS
O combustível nuclear metálico tipo placa em dispersão é um combustível versátil que pode ser projetado para ser utilizado tanto em reatores de testes quanto em reatores de potência. A elevada densidade das ligas metálicas de urânio com elementos de transição, como, Zr, Nb, Mo, etc, propicia o emprego deste combustível utilizando urânio com baix
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 23/06/2010