Em todo mundo, muitas instalações nucleares foram construídas e necessitarão serem desligadas em um determinado momento por estarem próximas do seu tempo recomendado de utilização que é de aproximadamente 40 anos. A AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) busca orientar e recomendar uma série de diretrizes para a realização de atividades de descomissionamento de instalações nucleares, com atenção especial aos países que não possuem um quadro regulatório legal que ampare as atividades de descomissionamento. O Brasil, até o momento, não possui uma norma específica que oriente as etapas de descomissionamento de reatores de pesquisa. Entretanto, em março de 2011 foi constituída uma comissão de estudo com a atribuição principal voltada às questões de descomissionamento das instalações nucleares brasileiras, culminando na resolução 133, de 8 de novembro de 2012, um projeto de norma que dispõe sobre o Descomissionamento de Usinas Nucleoelétricas. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui dois reatores de pesquisa sendo um deles o reator IPEN/MB-01. O objetivo dessa dissertação de mestrado é elaborar um plano preliminar de descomissionamento desse reator de pesquisa, considerando a documentação técnica da instalação (RAS-Relatório de Análise de Segurança), as normas existentes da CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear), assim como as recomendações da AIEA. Em termos de procedimentos de descomissionamento para reatores de pesquisa, este trabalho se baseou no que existe de mais moderno em experiências, estratégias e lições aprendidas realizadas e documentadas nas publicações da AIEA que abrangem técnicas e tecnologias de descomissionamento. Considerando estes conhecimentos técnicos e às peculiaridades da instalação, foi selecionada a estratégia de desmantelamento imediato, que corresponde ao inicio das atividades de descomissionamento assim que a instalação for desligada, dividindo-a em setores de trabalho. Como recurso de gerenciamento e acompanhamento do projeto de descomissionamento do reator e manutenção de registros, foi desenvolvido um banco de dados utilizando o programa Microsoft Access 2007, no qual contêm todos os itens e informações referentes ao plano preliminar de descomissionamento. O trabalho aqui descrito busca atender os requisitos, critérios técnicos e institucionais, incorporando o que se tem de mais atual em procedimentos de descomissionamento, podendo servir como guia para as demais instalações brasileiras. / Around the world, many nuclear plants were built and need to be turned off at a certain time because they are close to their recommended time of use is approximately 50 years. So the IAEA (International Atomic Energy Agency), seeks to guide and recommend a set of guidelines for the conduct of activities of nuclear facilities, with special attention to countries that do not have a framework regulatory Legal that sustain the activities of decommissioning. Brazil, so far, does not have a specific standard to guide the steps of the guidelines regarding decommissioning research reactors. However, in March 2011 a study committee was formed with the main task facing the issues of decommissioning of nuclear installations in Brazil, culminating in Resolution 133 of November 8, 2012, a standard project that treat about the Decommissioning of nucleoelectric plants. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) has two research reactors one being the reactor IPEN/MB-01. The purpose of this master dissertation is to develop a preliminary plan for decommissioning this research reactor, considering the technical documentation of the facility (RAS-Safety Analysis Report), the existing standards of CNEN (National Nuclear Energy Commission), as well as IAEA recommendations. In terms of procedures for decommissioning research reactors, this work was based on what is most modern in experiences, strategies and lessons learned performed and documented in IAEA publications covering techniques and technologies for decommissioning. Considering these technical knowledges and due to the peculiarities of the facility, was selected to immediate dismantling strategy, which corresponds to the start of decommissioning activities once the installation is switched off, dividing it into work sectors. As a resource for monitoring and project management of reactor decommissioning and maintenance of records, we developed a database using Microsoft Access 2007, which contain all the items and information for the preliminary decommissioning plan. The work described here aims to meet the requirements, technical and institutional criteria, incorporating what is most current procedures and lessons learned of decommissioning, may serve as a guideline for the other brazilian facilities.

Em todo mundo, muitas instalações nucleares foram construídas e necessitarão serem desligadas em um determinado momento por estarem próximas do seu tempo recomendado de utilização que é de aproximadamente 40 anos. A AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) busca orientar e recomendar uma série de diretrizes para a realização de atividades de descomissionamento de instalações nucleares, com atenção especial aos países que não possuem um quadro regulatório legal que ampare as atividades de descomissionamento. O Brasil, até o momento, não possui uma norma específica que oriente as etapas de descomissionamento de reatores de pesquisa. Entretanto, em março de 2011 foi constituída uma comissão de estudo com a atribuição principal voltada às questões de descomissionamento das instalações nucleares brasileiras, culminando na resolução 133, de 8 de novembro de 2012, um projeto de norma que dispõe sobre o Descomissionamento de Usinas Nucleoelétricas. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui dois reatores de pesquisa sendo um deles o reator IPEN/MB-01. O objetivo dessa dissertação de mestrado é elaborar um plano preliminar de descomissionamento desse reator de pesquisa, considerando a documentação técnica da instalação (RAS-Relatório de Análise de Segurança), as normas existentes da CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear), assim como as recomendações da AIEA. Em termos de procedimentos de descomissionamento para reatores de pesquisa, este trabalho se baseou no que existe de mais moderno em experiências, estratégias e lições aprendidas realizadas e documentadas nas publicações da AIEA que abrangem técnicas e tecnologias de descomissionamento. Considerando estes conhecimentos técnicos e às peculiaridades da instalação, foi selecionada a estratégia de desmantelamento imediato, que corresponde ao inicio das atividades de descomissionamento assim que a instalação for desligada, dividindo-a em setores de trabalho. Como recurso de gerenciamento e acompanhamento do projeto de descomissionamento do reator e manutenção de registros, foi desenvolvido um banco de dados utilizando o programa Microsoft Access 2007, no qual contêm todos os itens e informações referentes ao plano preliminar de descomissionamento. O trabalho aqui descrito busca atender os requisitos, critérios técnicos e institucionais, incorporando o que se tem de mais atual em procedimentos de descomissionamento, podendo servir como guia para as demais instalações brasileiras. / Around the world, many nuclear plants were built and need to be turned off at a certain time because they are close to their recommended time of use is approximately 50 years. So the IAEA (International Atomic Energy Agency), seeks to guide and recommend a set of guidelines for the conduct of activities of nuclear facilities, with special attention to countries that do not have a framework regulatory Legal that sustain the activities of decommissioning. Brazil, so far, does not have a specific standard to guide the steps of the guidelines regarding decommissioning research reactors. However, in March 2011 a study committee was formed with the main task facing the issues of decommissioning of nuclear installations in Brazil, culminating in Resolution 133 of November 8, 2012, a standard project that treat about the Decommissioning of nucleoelectric plants. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) has two research reactors one being the reactor IPEN/MB-01. The purpose of this master dissertation is to develop a preliminary plan for decommissioning this research reactor, considering the technical documentation of the facility (RAS-Safety Analysis Report), the existing standards of CNEN (National Nuclear Energy Commission), as well as IAEA recommendations. In terms of procedures for decommissioning research reactors, this work was based on what is most modern in experiences, strategies and lessons learned performed and documented in IAEA publications covering techniques and technologies for decommissioning. Considering these technical knowledges and due to the peculiarities of the facility, was selected to immediate dismantling strategy, which corresponds to the start of decommissioning activities once the installation is switched off, dividing it into work sectors. As a resource for monitoring and project management of reactor decommissioning and maintenance of records, we developed a database using Microsoft Access 2007, which contain all the items and information for the preliminary decommissioning plan. The work described here aims to meet the requirements, technical and institutional criteria, incorporating what is most current procedures and lessons learned of decommissioning, may serve as a guideline for the other brazilian facilities.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-04T16:18:09Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_03.pdf: 4322280 bytes, checksum: 152c1709f49d00375840584dd18f67e4 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-04T16:18:09Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_03.pdf: 4322280 bytes, checksum: 152c1709f49d00375840584dd18f67e4 (MD5) Previous issue date: 2012 / Uma das características mais importantes e desejadas em uma planta nuclear é a segurança. E na busca de sistemas que propiciem uma segurança passiva destaca-se atualmente o emprego de sistemas de refrigeração por circulação natural. Estes sistemas podem ser utilizados como mecanismo de retirada de calor residual, ou até mesmo, de refrigeração principal de seções quentes de um reator, como por exemplo, o núcleo. Neste trabalho o código de fluidodinâmica computacional (CFD) chamado CFX é utilizado para simular o processo de circulação natural que ocorre na piscina de um reator de pesquisas logo após o seu desligamento. O modelo físico estudado é semelhante ao do reator OPAL - Open Pool Australian Light water reactor, e é composto pelo núcleo, piscina de refrigeração, tanque refletor, tubos de circulação e chaminé. Para melhor desempenho computacional, a região do núcleo foi modelada como um meio poroso, cujos parâmetros foram obtidos separadamente em uma análise de CFD detalhada. Neste trabalho busca-se também a viabilidade de implementação do algoritmo de Evolução Diferencial para otimização dos parâmetros físicos e operacionais, que obedecendo às leis de similaridade, conduzam a uma seção de teste em escala reduzida da piscina do reator. / Safety is one of the most important and desirable characteristics in a nuclear plant. Natural circulation cooling systems are noted for providing passive safety. These systems can be used as mechanism for removing the residual heat from the reactor, or even as the main cooling system for heated sections, sech as the core. In this work, a computational fluid dynamicas (CFD) code called CFX is used to simulate the process of natural circulation in a research reactor pool after its shutdown. The physical model studied is similar to the Open Pool Australian Light water reactor (OPAL), and contains the core, cooling pool, reflecting thak, circulation pipes and chimney. For best computing performance, the core region was modeled as a porous medium, where the parameters were obtained from a separately detailed CFD analysis. This work also aims to study the viability of the implementation of Differential Evolution algorithm for optimization the physical and operational parameters that, obeying the laws of similarity, lead to a test section on a reduced scale of the reactor pool.

O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA). / The IEA-R1 research reactor on business under the 40 h weekly to the power of 4.5 MW. Under these conditions, the racks available for the storage of spent fuel elements have less than half of its initial capacity. Thus, in these operating conditions, we will have only about six years of capacity for storage. Whereas the desired service life of the IEA-R1 is at least another 20 years it will be necessary to increase the storage capacity of spent fuel. Dr. Henrik Grahn, an expert of the International Atomic Energy Agency on the wet storage (in storage pools), to visit the IEA-R1 reactor (September/2012) made some recommendations. Among them, the design and installation of baskets made of borated stainless steel and internally lined with an aluminum film, so that corrosion of the fuel elements does not occur. After a literature review of material options available for this type of use, we got to BoralcanTM manufactured by 3M due to its properties. This work presents studies on the criticality analysis with the computer code MCNP-5 using two American libraries of the Evaluated Nuclear Data (ENDF/B-VI and ENDF/BVII), and compare results based on each database. These analyzes demonstrated the possibility of doubling the storage capacity of fuel elements in the same space occupied by the current baskets, meeting the demand of the IEA-R1 research reactor and also meeting the security requirements and of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and of the International Atomic Energy Agency (IAEA).

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / O conhecimento da dispersão das emissões de radionuclídeos na atmosfera, oriundas de um reator nuclear, em condições normais de operação, é uma importante etapa dos processos do licenciamento nuclear e ambiental. Esses processos exigem a elaboração de um estudo para avaliar o impacto ambiental radiológico. Entretanto, para estimar esse impacto é necessária a simulação dos mecanismos de transporte e de deposição dos poluentes liberados para a atmosfera. O presente estudo teve como objetivo a aplicação do modelo de dispersão atmosférica ARTM (Atmospheric Radionuclide Transport Model), juntamente com os potentes recursos de geoprocessamento, na avaliação do impacto ambiental radiológico de um reator nuclear em condições tipicamente brasileiras e de rotina. Para tanto, adotaram-se algumas informações do importante projeto nacional do reator de pesquisa conhecido como Reator Multipropósito Brasileiro RMB. As informações de emissões atmosféricas do reator, necessárias para a simulação desse projeto, foram baseadas em dados do reator Open Pool Australian Light Water (OPAL). Outros importantes dados levantados e analisados foram relativos: ao termo fonte, à topografia, à meteorologia e aos dados socioambientais. Os poluentes analisados foram os radionuclídeos 41Ar; 140Ba; 51Cr; 137Cs; 131I; 133I; 85m Kr; 87Kr; 88Kr; 140La; 133Xe; 135Xe; 3H; 90Sr. O modelo foi simulado para dois cenários cronológicos a partir dos dados meteorológicos dos anos de 2009 e 2010. A adoção de técnicas de geoprocessamento foi relevante no planejamento, no pré-processamento dos dados e no pós-processamento dos resultados. Após processados, os dados de entrada foram inseridos no modelo de dispersão ARTM. Mapas, gráficos e tabelas foram produzidos e avaliados. Dentre os principais resultados ressalta-se a estimativa das concentrações dos radionuclídeos e os valores de dose calculados a partir dessas concentrações. De acordo com os cenários simulados e avaliados concluiu-se que as vias de exposição que mais contribuíram para a dose no indivíduo do público foram o 41Ar, para imersão na pluma, e o 133I, para inalação. Entretanto, essas vias se mostraram muito abaixo dos limites estabelecidos pelas normas vigentes. / The knowledge of the dispersion of radionuclides emissions into the atmosphere arising from a nuclear reactor, in normal operation, is an important step in the process of the nuclear and environmental assessment study. These processes require an assessment study of the radiological environmental impact. However, to estimate this impact a simulation of the transport mechanisms and deposition of pollutants released into the atmosphere is required. The present study aimed at the application of the dispersion model ARTM (Atmospheric Radionuclide Transport Model), together with the powerful tools of the GIS (Geographic Information System) for the environmental impact assessment of a radiological nuclear reactor under typically routine and conditions. Therefore some important information from the national project for a research reactor known as Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) was considered. The information of the atmospheric emissions of the reactor, needed for the simulation of this project, was based on data of the Open Pool Australian Light Water (OPAL).Other important data that had to be collected and analyzed were the source term, the topography, the meteorology and the environmental data. The radionuclides analyzed as pollutants were41Ar; 140Ba; 51Cr; 137Cs; 131I; 133I; 85m Kr; 87Kr; 88Kr; 140La; 133Xe; 135Xe; 3H; 90Sr. The model was run for two chronological scenarios according to their meteorological data for the years 2009 and 2010, respectively. The adoption of GIS techniques was relevant in planning, data preprocessing and in the post-processing of results as well. After pre-processing, the input data were processed by the ARTM dispersion model. Maps, charts, and tables were then produced and evaluated. According to the simulated and evaluated scenarios it could be concluded that exposure pathways that mostly contributed to the dose for individual public were 41Ar, for immersion in the plume, and 133I, for inhalation. Nevertheless, even these pathways were much below the limits established by the current standards.

O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA). / The IEA-R1 research reactor on business under the 40 h weekly to the power of 4.5 MW. Under these conditions, the racks available for the storage of spent fuel elements have less than half of its initial capacity. Thus, in these operating conditions, we will have only about six years of capacity for storage. Whereas the desired service life of the IEA-R1 is at least another 20 years it will be necessary to increase the storage capacity of spent fuel. Dr. Henrik Grahn, an expert of the International Atomic Energy Agency on the wet storage (in storage pools), to visit the IEA-R1 reactor (September/2012) made some recommendations. Among them, the design and installation of baskets made of borated stainless steel and internally lined with an aluminum film, so that corrosion of the fuel elements does not occur. After a literature review of material options available for this type of use, we got to BoralcanTM manufactured by 3M due to its properties. This work presents studies on the criticality analysis with the computer code MCNP-5 using two American libraries of the Evaluated Nuclear Data (ENDF/B-VI and ENDF/BVII), and compare results based on each database. These analyzes demonstrated the possibility of doubling the storage capacity of fuel elements in the same space occupied by the current baskets, meeting the demand of the IEA-R1 research reactor and also meeting the security requirements and of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and of the International Atomic Energy Agency (IAEA).

Os elementos de combustível de um reator nuclear de pesquisa tipo MTR (\"Material Testing Reactor\") são, em sua grande maioria, formados por placas de combustível revestidas com alumínio contendo no cerne silicileto de urânio (U3Si2) disperso em matriz de alumínio. Essas placas possuem espessura da ordem de milímetros e comprimentos muito maiores em relação à sua espessura. Elas são dispostas paralelamente no conjunto que forma o elemento combustível, de maneira a formar canais entre elas com poucos milímetros de espessura, por onde escoa o fluido de refrigeração (água leve ou água pesada). Essa configuração, associada à necessidade de um escoamento com altas vazões para garantir o resfriamento das placas em operação, pode gerar problemas de falhas mecânicas das placas de combustível devido às vibrações induzidas pelo escoamento nos canais e, consequentemente, acidentes de proporções graves no caso de velocidade crítica que possa gerar o colapso das placas. Embora não haja ruptura das placas de combustível durante o colapso, as deflexões permanentes excessivas das placas podem causar bloqueio do canal de escoamento no núcleo do reator e levar ao superaquecimento nas placas. Para este trabalho, foram desenvolvidas uma bancada experimental com capacidade para altas vazões volumétricas (Q=100 m3/h) e uma seção de testes que simula um elemento combustível do tipo placa com três canais de resfriamento. A seção de testes foi construída com placas de alumínio e acrílico e foi instrumentada com sensores de deformação, sensores de pressão, um acelerômetro e um tubo de pitot. As dimensões da seção de testes foram baseadas nas dimensões do Elemento Combustível do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), cujo projeto está sendo coordenado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN. Os experimentos realizados alcançaram o objetivo de chegar à condição de velocidade crítica de Miller com o colapso das placas. A velocidade crítica foi atingida com 14,5 m/s levando a consequente deformação plástica das placas que formam o canal do escoamento. O canal central na entrada da seção de testes apresentou uma abertura de 3 mm em seu centro, causando um grande bloqueio do escoamento nos canais laterais. Este comportamento foi v constatado visualmente durante a desmontagem da seção de testes, ilustrado e discutido na análise de resultados apresentado neste trabalho. O bloqueio dos canais também foi observado por meio de gráficos de queda de pressão e por gráficos das deformações da entrada, centro e saída das placas contra a velocidade média da seção de testes. Observou-se uma queda da resistência hidráulica da seção de testes devido ao aumento da seção transversal de escoamento no canal central e um aumento exponencial das deformações quando da ocorrência da velocidade crítica. Comparativamente, o valor experimental obtido para velocidade crítica na seção de testes foi da ordem de 85% do valor obtido por cálculo com a expressão teórica de Miller. Os experimentos realizados permitiram um melhor entendimento da interação fluido estrutura em elementos de combustível tipo placa como: valores de frequências de vibrações naturais, instabilidade fluido elástica e desenvolvimento de técnicas para a detecção de valores de velocidade crítica. / The fuel elements of a MTR (Material Testing Reactor) type nuclear reactor are mostly composed of aluminum-coated fuel plates containing the core of uranium silica (U3Si2) dispersed in an aluminum matrix. These plates have a thickness of the order of millimeters and are much longer in relation to their thickness. They are arranged in parallel in the assembly forming the fuel element to form channels between them a few millimeters in thickness, through which there is a flow of the coolant (light water or heavy water). This configuration, combined with the need for a flow at high flow rates to ensure the cooling of the fuel element in operation, may create problems of mechanical failure of fuel plate due to the vibration induced by the flow in the channels. In the case of critical velocity may cause collapse of the plates. Although there is no rupture of the fuel plates during collapse, excessive permanent deflections of the plates can cause blockage of the flow channel in the reactor core and lead to overheating in the plates. For this study were developed an experimental bench capable of high volume flows (Q = 100 m3/h) and a test section that simulates a plate-like fuel element with three cooling channels. The test section was constructed with aluminum and acrylic plates and was instrumented with straingauge sensors, pressure sensors, accelerometer and a tube of pitot. The dimensions of the test section were based on the dimensions of the Fuel Element of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), whose project is being coordinated by the National Commission of Nuclear Energy (CNEN). The experiments performed attained the objective of reaching Miller\'s critical velocity condition with the collapse of the plates. The critical velocity was reached with 14.5 m/s leading to the consequent plastic deformation of the plates forming the flow channel. The central channel had a 3mm aperture in its center, causing a large blockage of the flow in the lateral channels. This behavior was observed visually during the disassembly of the test section, illustrated and discussed in the results analysis presented in this work. Blocking of the channels was also observed by means of graphs of pressure drop and graphs of the deformations of the entrance, center and exit of the plates against the average speed vii of the section of tests. It was observed a decrease of the hydraulic resistance of the section of tests due to the increase of the transversal section of flow in the central channel and an exponential increase of the deformations when the critical speed occurrence. Comparatively, the value obtained for critical velocity in the test section through the experiments was of the order of 85% of the value obtained by calculation with Miller\'s theoretical expression. The experiments allowed a better understanding of the structure fluid interaction in plate type fuel elements such as: natural vibration frequency values, elastic fluid instability and development of techniques for the detection of critical velocity values.

Os elementos de combustível de um reator nuclear de pesquisa tipo MTR (\"Material Testing Reactor\") são, em sua grande maioria, formados por placas de combustível revestidas com alumínio contendo no cerne silicileto de urânio (U3Si2) disperso em matriz de alumínio. Essas placas possuem espessura da ordem de milímetros e comprimentos muito maiores em relação à sua espessura. Elas são dispostas paralelamente no conjunto que forma o elemento combustível, de maneira a formar canais entre elas com poucos milímetros de espessura, por onde escoa o fluido de refrigeração (água leve ou água pesada). Essa configuração, associada à necessidade de um escoamento com altas vazões para garantir o resfriamento das placas em operação, pode gerar problemas de falhas mecânicas das placas de combustível devido às vibrações induzidas pelo escoamento nos canais e, consequentemente, acidentes de proporções graves no caso de velocidade crítica que possa gerar o colapso das placas. Embora não haja ruptura das placas de combustível durante o colapso, as deflexões permanentes excessivas das placas podem causar bloqueio do canal de escoamento no núcleo do reator e levar ao superaquecimento nas placas. Para este trabalho, foram desenvolvidas uma bancada experimental com capacidade para altas vazões volumétricas (Q=100 m3/h) e uma seção de testes que simula um elemento combustível do tipo placa com três canais de resfriamento. A seção de testes foi construída com placas de alumínio e acrílico e foi instrumentada com sensores de deformação, sensores de pressão, um acelerômetro e um tubo de pitot. As dimensões da seção de testes foram baseadas nas dimensões do Elemento Combustível do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), cujo projeto está sendo coordenado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN. Os experimentos realizados alcançaram o objetivo de chegar à condição de velocidade crítica de Miller com o colapso das placas. A velocidade crítica foi atingida com 14,5 m/s levando a consequente deformação plástica das placas que formam o canal do escoamento. O canal central na entrada da seção de testes apresentou uma abertura de 3 mm em seu centro, causando um grande bloqueio do escoamento nos canais laterais. Este comportamento foi v constatado visualmente durante a desmontagem da seção de testes, ilustrado e discutido na análise de resultados apresentado neste trabalho. O bloqueio dos canais também foi observado por meio de gráficos de queda de pressão e por gráficos das deformações da entrada, centro e saída das placas contra a velocidade média da seção de testes. Observou-se uma queda da resistência hidráulica da seção de testes devido ao aumento da seção transversal de escoamento no canal central e um aumento exponencial das deformações quando da ocorrência da velocidade crítica. Comparativamente, o valor experimental obtido para velocidade crítica na seção de testes foi da ordem de 85% do valor obtido por cálculo com a expressão teórica de Miller. Os experimentos realizados permitiram um melhor entendimento da interação fluido estrutura em elementos de combustível tipo placa como: valores de frequências de vibrações naturais, instabilidade fluido elástica e desenvolvimento de técnicas para a detecção de valores de velocidade crítica. / The fuel elements of a MTR (Material Testing Reactor) type nuclear reactor are mostly composed of aluminum-coated fuel plates containing the core of uranium silica (U3Si2) dispersed in an aluminum matrix. These plates have a thickness of the order of millimeters and are much longer in relation to their thickness. They are arranged in parallel in the assembly forming the fuel element to form channels between them a few millimeters in thickness, through which there is a flow of the coolant (light water or heavy water). This configuration, combined with the need for a flow at high flow rates to ensure the cooling of the fuel element in operation, may create problems of mechanical failure of fuel plate due to the vibration induced by the flow in the channels. In the case of critical velocity may cause collapse of the plates. Although there is no rupture of the fuel plates during collapse, excessive permanent deflections of the plates can cause blockage of the flow channel in the reactor core and lead to overheating in the plates. For this study were developed an experimental bench capable of high volume flows (Q = 100 m3/h) and a test section that simulates a plate-like fuel element with three cooling channels. The test section was constructed with aluminum and acrylic plates and was instrumented with straingauge sensors, pressure sensors, accelerometer and a tube of pitot. The dimensions of the test section were based on the dimensions of the Fuel Element of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), whose project is being coordinated by the National Commission of Nuclear Energy (CNEN). The experiments performed attained the objective of reaching Miller\'s critical velocity condition with the collapse of the plates. The critical velocity was reached with 14.5 m/s leading to the consequent plastic deformation of the plates forming the flow channel. The central channel had a 3mm aperture in its center, causing a large blockage of the flow in the lateral channels. This behavior was observed visually during the disassembly of the test section, illustrated and discussed in the results analysis presented in this work. Blocking of the channels was also observed by means of graphs of pressure drop and graphs of the deformations of the entrance, center and exit of the plates against the average speed vii of the section of tests. It was observed a decrease of the hydraulic resistance of the section of tests due to the increase of the transversal section of flow in the central channel and an exponential increase of the deformations when the critical speed occurrence. Comparatively, the value obtained for critical velocity in the test section through the experiments was of the order of 85% of the value obtained by calculation with Miller\'s theoretical expression. The experiments allowed a better understanding of the structure fluid interaction in plate type fuel elements such as: natural vibration frequency values, elastic fluid instability and development of techniques for the detection of critical velocity values.