Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Technetium-99m (99mTc), the product of radioactive decay of molybdenum-99 (99Mo), is one of the most widely used radioisotope in nuclear medicine, covering approximately 80% of all radiodiagnosis procedures in the world. Nowadays, Brazil requires an amount of about 450 Ci of 99Mo per week. Due to the crisis and the shortage of 99Mo supply chain that has been observed on the world since 2008, IPEN/CNEN-SP decided to develop a project to produce 99Mo through fission of uranium-235. The objective of this dissertation was the development of neutronic and thermal-hydraulic calculations to evaluate the operational safety of a device for 99Mo production to be irradiated in the IEA-R1 reactor core at 5 MW. In this device will be placed ten targets of UAlx-Al dispersion fuel with low enriched uranium (LEU) and density of 2.889 gU/cm³. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION and CITATION and the maximum temperatures reached in the targets were calculated with the code MTRCR-IEAR1. The analysis demonstrated that the device irradiation will occur without adverse consequences to the operation of the reactor. The total amount of 99Mo was calculated with the program SCALE and considering that the time needed for the chemical processing and recovering of the 99Mo will be five days after the irradiation, we have that the 99Mo activity available for distribution will be 176 Ci for 3 days of irradiation, 236 Ci for 5 days of irradiation and 272 Ci for 7 days of targets irradiation.

Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Technetium-99m (99mTc), the product of radioactive decay of molybdenum-99 (99Mo), is one of the most widely used radioisotope in nuclear medicine, covering approximately 80% of all radiodiagnosis procedures in the world. Nowadays, Brazil requires an amount of about 450 Ci of 99Mo per week. Due to the crisis and the shortage of 99Mo supply chain that has been observed on the world since 2008, IPEN/CNEN-SP decided to develop a project to produce 99Mo through fission of uranium-235. The objective of this dissertation was the development of neutronic and thermal-hydraulic calculations to evaluate the operational safety of a device for 99Mo production to be irradiated in the IEA-R1 reactor core at 5 MW. In this device will be placed ten targets of UAlx-Al dispersion fuel with low enriched uranium (LEU) and density of 2.889 gU/cm³. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION and CITATION and the maximum temperatures reached in the targets were calculated with the code MTRCR-IEAR1. The analysis demonstrated that the device irradiation will occur without adverse consequences to the operation of the reactor. The total amount of 99Mo was calculated with the program SCALE and considering that the time needed for the chemical processing and recovering of the 99Mo will be five days after the irradiation, we have that the 99Mo activity available for distribution will be 176 Ci for 3 days of irradiation, 236 Ci for 5 days of irradiation and 272 Ci for 7 days of targets irradiation.

Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa. / After the IEA-R1 upgrade from 2 MW to 5 MW it was observed that the corrosion rate increased in a lateral plate of one fuel element and some issues appeared concerning the flow values used in the thermal-hydraulic analysis. In order to clear it up and measure the actual flow distribution among the fuel elements composing the IEA-R1 active core, a dummy element without nuclear fuel material, called DMPV-01 (Pressure and Flow Measurement Device), full scale, was designed and manufactured in aluminum. The flow rate in the channel between two fuel assemblies is very difficult to estimate or measure. This flow rate is very important to the cooling process of the external plates. This work presents the design and construction of an instrumented fuel assembly in order to measure the actual temperature in these lateral plates. Fourteen thermocouples were installed in this instrumented fuel assembly. Four in each lateral channel, one in the inlet nozzle and one in the outlet nozzle. There are three thermocouples in each channel to measure the clad temperature and one thermocouple to measure the fluid temperature. Three series of experiments, for three different core configuration were carried out with the instrumented fuel assembly. In two experiments a box was installed around the core to reduce the cross flow between the fuel assembly and measure the impact in the temperatures of external plates. Given the amount of information generated and its utility in the design, improvement and qualification in construction, assembly and manufacturing of instrumented fuel, this project turned out to be an important landmark on the thermal-hydraulic study of research reactor cores. The proposed solutions could be useful for other research reactors.

Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa. / After the IEA-R1 upgrade from 2 MW to 5 MW it was observed that the corrosion rate increased in a lateral plate of one fuel element and some issues appeared concerning the flow values used in the thermal-hydraulic analysis. In order to clear it up and measure the actual flow distribution among the fuel elements composing the IEA-R1 active core, a dummy element without nuclear fuel material, called DMPV-01 (Pressure and Flow Measurement Device), full scale, was designed and manufactured in aluminum. The flow rate in the channel between two fuel assemblies is very difficult to estimate or measure. This flow rate is very important to the cooling process of the external plates. This work presents the design and construction of an instrumented fuel assembly in order to measure the actual temperature in these lateral plates. Fourteen thermocouples were installed in this instrumented fuel assembly. Four in each lateral channel, one in the inlet nozzle and one in the outlet nozzle. There are three thermocouples in each channel to measure the clad temperature and one thermocouple to measure the fluid temperature. Three series of experiments, for three different core configuration were carried out with the instrumented fuel assembly. In two experiments a box was installed around the core to reduce the cross flow between the fuel assembly and measure the impact in the temperatures of external plates. Given the amount of information generated and its utility in the design, improvement and qualification in construction, assembly and manufacturing of instrumented fuel, this project turned out to be an important landmark on the thermal-hydraulic study of research reactor cores. The proposed solutions could be useful for other research reactors.

The Multi-Application Small Light Water Reactor (MASLWR) is a small natural circulation pressurized light water reactor design that was developed by Oregon State University (OSU) and Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (INEEL) under the Nuclear Energy Research Initiative (NERI) program to address the growing demand for energy and electricity. The MASLWR design is geared toward providing electricity to small communities in remote locations in developing countries where constructions of large nuclear power plants are not economical. The MASLWR reactor is designed to operate for five years without refueling and with fuel enrichment up to 8 %. In 2003, an experimental thermal hydraulic research facility also known as the OSU MASLWR Test Facility was constructed at Oregon State University to examined the performance of new reactor design and natural circulation reactor design concepts. This thesis is focused on the thermal hydraulics analysis and fuel performance analysis of the MASLWR prototypical cores with fuel enrichment of 4.25 % and 8 %. The goals of the thermal hydraulic analyses were to calculate the departure nucleate boiling ratio (DNBR) values, coolant temperature, cladding temperature and fuel temperature profiles in the hot channel of the reactor cores. The thermal hydraulic analysis was performed for steady state operation of the MASLWR prototypical cores. VIPRE Version 01 is the code used for all the computational modeling of the prototypical cores during thermal hydraulic analysis. The hot channel and hot rod results are compared with thermal design limits to determine the feasibility of the prototypical cores. The second level of analysis was performed with a fuel performance code FRAPCON for the limiting MASLWR fuel rods identified by the neutronic and thermal hydraulic analyses. The goals of the fuel performance analyses were to calculate the oxide thickness on the cladding and fission gas release (FGR). The oxide thickness results are compared with the acceptable design limits for standard fuel rods. The results in this research can be helpful for future core designs of small light water reactors with natural circulation. / Graduation date: 2012

The master thesis is focused on analysis of specific cross-flow in-line tube bundle heat exchanger which deals with significant operational problems. Thermal, hydraulic and vibration calculation analysis of selected parts of the heat exchanger is performed based on CFD flow distribution results. Calculation is performed by using Maple software. Thermal and hydraulic calculations are compared with results obtained by commercial software HTRI.