O objetivo deste trabalho é apresentar o banco de dados relacional, denominado FALCAO, que foi criado e implementado com a função de armazenar as variáveis monitoradas no reator de pesquisa IEA-R1, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN CNEN/SP. O modelo lógico de dados e sua influência direta na integridade da informação fornecida são cuidadosamente considerados. São apresentados os conceitos e etapas de normalização e desnormalização, incluindo as entidades e relacionamentos do modelo lógico de dados. São também apresentadas as influências dos relacionamentos e regras do modelo de dados nos processos de aquisição, carga e disponibilização da informação final, sob a óptica do desempenho, visto que estes processos ocorrem em lotes e em pequenos intervalos de tempo. A aplicação SACD, através de suas funcionalidades, apresenta as informações armazenadas no banco FALCAO de maneira prática e otimizada. A implementação do banco de dados FALCAO ocorreu com o êxito esperado, mostrando-se indispensável ao cotidiano dos pesquisadores envolvidos por conta da substancial melhoria dos processos e da confiabilidade associada a estes. / The objective of this work is to present the relational database, named FALCAO. It was created and implemented to support the storaging of the monitored variables in the IEA-R1 research reactor, located in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN CNEN/SP. The data logical model and its direct influence in the integrity of the provided information are carefully considered. The concepts and steps of normalization and denormalization including the entities and relations involved in the logical model are presented. It is also presented the effects of the model rules in the acquisition, loading and availability of the final information, under the performance concept since the acquisition process loads and provides lots of information in small intervals of time. The SACD application, through its functionalities, presents the information stored in the FALCAO database in a practical and optimized form. The implementation of the FALCAO database occurred successfully and its existence leads to a considerably favorable situation. It is now essential to the routine of the researchers involved, not only due to the substantial improvement of the process but also to the confiability associated to it.

O objetivo deste trabalho é apresentar o banco de dados relacional, denominado FALCAO, que foi criado e implementado com a função de armazenar as variáveis monitoradas no reator de pesquisa IEA-R1, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN CNEN/SP. O modelo lógico de dados e sua influência direta na integridade da informação fornecida são cuidadosamente considerados. São apresentados os conceitos e etapas de normalização e desnormalização, incluindo as entidades e relacionamentos do modelo lógico de dados. São também apresentadas as influências dos relacionamentos e regras do modelo de dados nos processos de aquisição, carga e disponibilização da informação final, sob a óptica do desempenho, visto que estes processos ocorrem em lotes e em pequenos intervalos de tempo. A aplicação SACD, através de suas funcionalidades, apresenta as informações armazenadas no banco FALCAO de maneira prática e otimizada. A implementação do banco de dados FALCAO ocorreu com o êxito esperado, mostrando-se indispensável ao cotidiano dos pesquisadores envolvidos por conta da substancial melhoria dos processos e da confiabilidade associada a estes. / The objective of this work is to present the relational database, named FALCAO. It was created and implemented to support the storaging of the monitored variables in the IEA-R1 research reactor, located in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN CNEN/SP. The data logical model and its direct influence in the integrity of the provided information are carefully considered. The concepts and steps of normalization and denormalization including the entities and relations involved in the logical model are presented. It is also presented the effects of the model rules in the acquisition, loading and availability of the final information, under the performance concept since the acquisition process loads and provides lots of information in small intervals of time. The SACD application, through its functionalities, presents the information stored in the FALCAO database in a practical and optimized form. The implementation of the FALCAO database occurred successfully and its existence leads to a considerably favorable situation. It is now essential to the routine of the researchers involved, not only due to the substantial improvement of the process but also to the confiability associated to it.

O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1. / IPEN/CNEN-SP manufactures fuels to be used in its nuclear research reactor the IEA-R1. To qualify those fuels, it is necessary to check if they have a good performance under irradiation. As Brazil doesnt have nuclear research reactors with high neutron fluxes, or suitable hot cells for carrying out post-irradiation examination of nuclear fuels, IPEN/CNEN-SP has conducted a fuel qualification program based on the use of uranium compounds, internationally tested and qualified to be used in research reactors, and has gotten experience in the technological development stages for the manufacturing of fuel plates, irradiation and non-destructive post-irradiation testing. Fuel elements containing low volume fractions of fuel in the dispersion were manufactured and irradiated successfully directly in the core of the IEA-R1. However, there are plans to increase the uranium density of these fuels. The objective of this thesis work was to study and to propose a set of non-destructive methods to qualify the dispersions fuels U3O8-Al e U3Si2-Al with high uranium density produced at IPEN/CNEN-SP. For that, the irradiation resources in the IEA-R1, and the application of non-destructive methods in the reactor pool available in the Institution were considered. The proposal is to specify, manufacture and irradiate fuel miniplates in IEA-R1 at the maximum densities, qualified internationally, and to monitor their general conditions during the period of irradiation, using non-destructive methods in the reactor pool. In addition to the non-destructives visual inspection and sipping methods, already used at the Institution, the infrastructure for dimensional sub-aquatic testing to evaluate the swelling of irradiated fuel miniplates was completed. The analyses of the results will provide means to assess and decide whether or not to continue with the irradiation of miniplates, until the desired burnup for the irradiation tests at IEA-R1 are reached.

O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1. / IPEN/CNEN-SP manufactures fuels to be used in its nuclear research reactor the IEA-R1. To qualify those fuels, it is necessary to check if they have a good performance under irradiation. As Brazil doesnt have nuclear research reactors with high neutron fluxes, or suitable hot cells for carrying out post-irradiation examination of nuclear fuels, IPEN/CNEN-SP has conducted a fuel qualification program based on the use of uranium compounds, internationally tested and qualified to be used in research reactors, and has gotten experience in the technological development stages for the manufacturing of fuel plates, irradiation and non-destructive post-irradiation testing. Fuel elements containing low volume fractions of fuel in the dispersion were manufactured and irradiated successfully directly in the core of the IEA-R1. However, there are plans to increase the uranium density of these fuels. The objective of this thesis work was to study and to propose a set of non-destructive methods to qualify the dispersions fuels U3O8-Al e U3Si2-Al with high uranium density produced at IPEN/CNEN-SP. For that, the irradiation resources in the IEA-R1, and the application of non-destructive methods in the reactor pool available in the Institution were considered. The proposal is to specify, manufacture and irradiate fuel miniplates in IEA-R1 at the maximum densities, qualified internationally, and to monitor their general conditions during the period of irradiation, using non-destructive methods in the reactor pool. In addition to the non-destructives visual inspection and sipping methods, already used at the Institution, the infrastructure for dimensional sub-aquatic testing to evaluate the swelling of irradiated fuel miniplates was completed. The analyses of the results will provide means to assess and decide whether or not to continue with the irradiation of miniplates, until the desired burnup for the irradiation tests at IEA-R1 are reached.

O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente. / The IEA-R1 reactor of the Nuclear and Energy Research Institute (IPENCNEN/SP) is a research reactor open pool type, designed and built by the U.S. firm \"Babcock & Wilcox\", having, as coolant and moderator, deionized light water and beryllium and graphite, as reflectors. Until about 1988, the reactor safety systems received power from only one source of energy. In the years 1989 and 1990, a reform of the electrical system upgrading to increase the reactor power and, also, to meet the technical standards of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and of Brazilian Association of Technical Standards (ABNT) was carried out. This work has the objective of showing the relationship between the electric power system and the IEA-R1 reactor security. Also, it demonstrates that, should some electrical power interruption occur during the reactor operation, this occurrence would not start an accident event.

O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente. / The IEA-R1 reactor of the Nuclear and Energy Research Institute (IPENCNEN/SP) is a research reactor open pool type, designed and built by the U.S. firm \"Babcock & Wilcox\", having, as coolant and moderator, deionized light water and beryllium and graphite, as reflectors. Until about 1988, the reactor safety systems received power from only one source of energy. In the years 1989 and 1990, a reform of the electrical system upgrading to increase the reactor power and, also, to meet the technical standards of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and of Brazilian Association of Technical Standards (ABNT) was carried out. This work has the objective of showing the relationship between the electric power system and the IEA-R1 reactor security. Also, it demonstrates that, should some electrical power interruption occur during the reactor operation, this occurrence would not start an accident event.