U.P.B. Sci. Bull., Series B, Vol. 75, Iss. 1, 2013 ISSN 1454-2331 EVALUATION OF PHYSICAL STABILITY OF THE U-ZrH SYSTEM Mariea GRUIA (DEACONU) 1 , Ion CIUCĂ 2 , Marioara ABRUDEANU 3 , Tiberiu MELEG 4 , Iulia DUMITRESCU 4 Stabilitatea fizică a combustibilului alcătuit din aliajul uraniu-hidrură de zirconiu a fost studiată prin intermediul unor măsurători simultane de termogravimetrie și analiză termică diferențială (TGA-DTA). Combustibilul alcătuit din aliajul uranium-hidrură de zirconium este un sistem complet având și rol de moderator, iar tehnologiile de fabricare s-au bazat pe metalurgia pulberilor. Studiile experimentale au constat în teste de ciclaj termic asupra sistemului uranium-hidrură de zirconiu (45% uraniu) în intervalul de temperatură 500-750°C. În timpul investigării termogravimetrice am observat pierderile de masă, iar eventuale efecte termice (transformari de fază) au fost înregistrate prin DTA. Transformările structurale și morfologice au fost examinate prin difracție de raze X și microscopie electronică cu baleiaj (SEM), după 100 ciclii de încălzire-răcire. Scopul acestei lucrări este de a oferi date experimentale care furnizează informații necesare exploatării elementelor combustibile TRIGA, fabricate la INR. The physical stability of uranium zirconium-hydride fuel has been studied by means of simultaneous measurements of thermo-gravimetric and differential thermal analyses (TGA-DTA). The uranium-zirconium fuel is an integral fuel-moderator system and the fuel manufactory technologies are based on powder metallurgy. The experimental studies consisted in thermal cycling tests on uranium-zirconium hydride (45 wt% uranium) fuel over the temperature range 500°C to 750°C. During thermo-gravimetric research, we noticed mass los and the thermal events occurring (the phase transformation) to the sample are recorded by DTA. Morphological and structural changes were examined by X-ray diffraction (XRD) and scanning electron microscopy (SEM) after 100 heating-cooling cycles. The purpose of this paper is to describe the experimental data which supplies the information regarding the practical use of TRIGA fuel elements, fabricated at INR. Keywords: Thermal cycling, uranium zirconium hydride, thermo-gravimetriy 1. Introduction Hydride nuclear fuel (uranium zirconium-hydride) have been successfully in research reactors for many years [1,2]. TRIGA (Training Research Isotope 1 Ph.D Student, Faculty of Materials Science and Engineering, University POLITEHNICA of Bucharest, Romania, e-mail:mari_deaconu@yahoo.com 2 Prof., Faculty of Materials Science and Engineering, University POLITEHNICA of Bucharest 3 Prof., University of Pitesti, Romania 4 Senior Researcher, Institute for Nuclear Research, Pitesti, Romania