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.

A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém. / The improvement in the efficiency and safety aspects of compact nuclear reactors is directly linked to innovations in fuels and the geometry of Fuel Elements - F.E. - as is the case of the Plate type, as compared to the Rod type. From a mechanical point of view, to ensure that the structure of an F.E. is safe to operate in a compact PWR reactor is necessary to state that it meets the functional design requirements for structures of this type and application, present in ANSI / ANS-57.5-1996; and also that the stresses resulting from the loads imposed on them are less than the permissible mechanical limits for their structural materials in accordance with ASME III, division 1, subsection NB. In order to develop a methodology of mechanical analysis to verify compliance with the criteria of the cited standards, a computational conceptual model of F.E. Plate structure was proposed and later this model was submitted to a series of computational analyzes that simulated the application of the combinations of the main active loads. The results obtained from the analyzes revealed that the values of the stresses resulting from the application of the loads were lower than the values of the allowable limits of the materials that make up their components. It was also observed that the resulting displacements did not exceed the functional limits, which are the contact between neighboring similar structures i.e. the contact of the upper region of this structure with the supporting structures of the pressure vessel containing it.

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.

Several nuclear research reactors use or are planned with cores containing flat-plate- type fuel elements. The nuclear fuel is contained in parallel plates that are separated by narrow channels through which the fluid flows to remove the heat generated by fission reactions. One of the problems of this fuel element design is the mechanical stability of the fuel plates. High-velocity coolant flowing through the channels can cause large deflections of these plates leading to local overheating, structural failure or plate collapse. As a consequence, the safe operation of the reactor may be affected. In this work, a numerical fluid-structure interaction study was conducted for evaluating the mechanical stability of nuclear fuel plates under axial flow conditions. Five different cases were analyzed. In all cases, the system consisted of two fuel plates bounded by fluid channels but, in case 5, a support comb at the leading edge of the plates was inserted. The pressure loadings caused by the fluid flow were calculated using a Computational Fluid Dynamics model created with ANSYS CFX. The structural response was determined by means of a Finite Element Analysis model generated with ANSYS Mechanical. Both models were coupled using the two-way fluid-structure interaction approach. The results from Case 1 allowed proposing a methodology to predict the critical velocity of the assembly without an inlet support comb. The maximum deflection of the plates was detected at their leading edges. It was detected that, for flow rates in the channels less than a certain value, the maximum deflection increased linearly with the square of the coolant velocity. In contrast, for greater flow rates, a nonlinear behavior was observed. Therefore, that fluid velocity was identified as the critical velocity of the system. Besides, above the critical velocity, an extra deflection peak was observed near the trailing edge of the plates. In cases 2, 3 and 4, the influence of manufacturing deviations and the change of materials properties due to the increment of temperature on the critical velocity was investigated. With these conditions, the critical velocity of the system was found at lower values. Lastly, in Case 5, the effectiveness of using a support comb at the leading edge of the plates was investigated. The results showed that the static divergence at the inlet end is effectively eliminated with the installation of the comb. In addition, the flow-induced deflections along the length of the plates were significantly diminished with the comb. / Muitos reatores nucleares de pesquisa usam ou são planejados com elementos combustíveis tipo placas planas. O combustível nuclear está contido em placas paralelas que são separadas por canais estreitos através dos quais o fluido refrigerante passa para remover o calor gerado pelas reações de fissão. Um dos problemas deste tipo de elemento combustível é a estabilidade mecânica das placas de combustível. O líquido refrigerante a alta velocidade pode causar deflexões excessivas dessas placas, bloqueando o canal de escoamento e levar ao superaquecimento nas placas, falha estrutural ou colapso da placa. Como consequência, a operação segura do reator pode ser afetada. Neste trabalho, foi realizado um estudo numérico de interação fluido-estrutura para avaliar a estabilidade mecânica de placas de combustível nuclear sob condições de fluxo axial. Cinco diferentes casos foram analisados. Em todos os casos, o sistema consistiu em duas placas de combustível delimitadas por canais de fluido, mas, no caso 5, um pente de suporte na borda de ataque das placas foi inserido. As cargas de pressão causadas pela vazão foram calculadas usando um modelo de Dinâmica dos Fluidos Computacional, criado com ANSYS CFX. A resposta estrutural foi determinada por meio de um modelo de elementos finitos, gerado com ANSYS Mechanical. Os modelos foram acoplados usando a abordagem de interação fluido-estrutura bidirecional. Os resultados do Caso 1 permitiram propor uma metodologia para prever a velocidade crítica do sistema sem o pente de suporte. A deflexão máxima das placas foi observada em suas bordas de ataque. Foi detectado que, para velocidades nos canais inferiores a um determinado valor, a deflexão máxima aumentava linearmente com o quadrado da velocidade do líquido refrigerante. Em contraste, para maiores vazões, um comportamento não linear foi observado. Portanto, essa velocidade do fluido foi identificada como a velocidade crítica. Além disso, acima da velocidade crítica, um pico extra de deflexão foi observado próximo à borda de saída das placas. Nos casos 2, 3 e 4, a influência dos desvios de fabricação e da alteração das propriedades dos materiais devido ao incremento de temperatura na velocidade crítica foi investigada. Sob essas condições, a velocidade crítica foi encontrada a valores mais baixos. Por fim, no Caso 5, a eficácia do uso do pente de suporte na borda de entrada das placas foi estudada. Os resultados mostraram que a divergência estática na extremidade de entrada foi efetivamente eliminada com a instalação do pente. Além disso, as deflexões induzidas pelo fluido ao longo do comprimento das placas foram significativamente diminuídas com o pente.

O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de dispersões U3Si2-Al, obtidas por laminação. As placas combustíveis sofrem um tratamento químico para limpeza de sua superfície, com o objetivo de garantir a remoção de qualquer impureza presente em suas superfícies, incluindo resíduos de urânio. Nos últimos 10 anos foram constatados de forma esporádica aumentos significativos na atividade radioativa da água da piscina do reator IEA-R1. O aumento da atividade no ambiente do reator foi relacionado à entrada na piscina de elementos combustíveis recém-fabricados, entrando em operação. Apesar do processo de tratamento superficial atual estar perfeitamente estável e reprodutível, uma possível causa para o aumento da atividade da água da piscina do reator IEA-R1 é a presença de contaminação residual de urânio na superfície não retirada pelo tratamento químico superficial. Durante anos, esse problema não foi observado devido à baixa potência de operação do reator, no nível de 2 MW. Contudo, com o aumento da potência, acima de 3,5 MW, esse problema começou a ser observado. Esse trabalho verifica a hipótese da contaminação residual de urânio na superfície das placas combustíveis de forma estatística e caracteriza a adequação do processo de tratamento superficial de placas combustíveis. Utilizou-se uma metodologia estatística de avaliação do processo em três níveis: produção presente, contaminação intencional, produção histórica. A contagem de emissões alfa por contador de NaI permitiu a quantificação de urânio residual. Como resultado global, verificou-se que pode ocorrer contaminação abaixo de 1 g de 235U por elemento combustível. Essa contaminação não é significante para causar eventuais acidentes de aumento de atividade no reator IEA-R1. Provou-se no presente trabalho que a metodologia de contagens de emissões alfa é segura, precisa e rápida para se analisarem contaminações superficiais de urânio nas placas combustíveis. / Nuclear and Energy Research Institute - IPEN-CNEN/ SP routinely produces its own nuclear fuel elements, necessary for the operation of its research reactor IEA-R1. This fuel consists of fuel plates containing cores U3Si2-Al dispersions obtained by rolling. Fuel plates undergo a chemical treatment for surface cleaning, aiming to ensure the removal of any impurity present on the surface, including uranium residual dust. Over the past 10 years, it was found sporadically a significant increase of radioactivity emission in water pool of IEA-R1 reactor. The increased activity in the reactor environment was related to the use of newly fabricated fuel elements fed into the core. Although the actual surface treatment process to be perfectly stable and reproducible, a possible cause for the activity increase would be the presence of residual uranium contamination over the surface, which was not removed by chemical surface treatment. For years, this problem was not observed due to the low power of reactor operation, at the level of 2 MW. However, with the increase in power above 3.5 MW, this problem started to be observed. This work verifies the hypothesis of residual uranium contamination on the surface of the fuel plates in a statistical methodology and features the adequacy of the fuel plate surface treatment process. We evaluated, statistically, the process into three levels: present production, intentional contamination, historical production. The NaI alpha emission counter allowed quantification the amount of uranium residual. As an overall result, it was found that contamination may occur below 1 g of 235U per fuel element. The contamination was judged as not significant to cause any activity accidents in the IEA-R1. It has been proven in this paper that the methodology to count alpha emissions is secure, accurate and fast to analyze surface uranium contamination in nuclear fuel plates.

O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de dispersões U3Si2-Al, obtidas por laminação. As placas combustíveis sofrem um tratamento químico para limpeza de sua superfície, com o objetivo de garantir a remoção de qualquer impureza presente em suas superfícies, incluindo resíduos de urânio. Nos últimos 10 anos foram constatados de forma esporádica aumentos significativos na atividade radioativa da água da piscina do reator IEA-R1. O aumento da atividade no ambiente do reator foi relacionado à entrada na piscina de elementos combustíveis recém-fabricados, entrando em operação. Apesar do processo de tratamento superficial atual estar perfeitamente estável e reprodutível, uma possível causa para o aumento da atividade da água da piscina do reator IEA-R1 é a presença de contaminação residual de urânio na superfície não retirada pelo tratamento químico superficial. Durante anos, esse problema não foi observado devido à baixa potência de operação do reator, no nível de 2 MW. Contudo, com o aumento da potência, acima de 3,5 MW, esse problema começou a ser observado. Esse trabalho verifica a hipótese da contaminação residual de urânio na superfície das placas combustíveis de forma estatística e caracteriza a adequação do processo de tratamento superficial de placas combustíveis. Utilizou-se uma metodologia estatística de avaliação do processo em três níveis: produção presente, contaminação intencional, produção histórica. A contagem de emissões alfa por contador de NaI permitiu a quantificação de urânio residual. Como resultado global, verificou-se que pode ocorrer contaminação abaixo de 1 g de 235U por elemento combustível. Essa contaminação não é significante para causar eventuais acidentes de aumento de atividade no reator IEA-R1. Provou-se no presente trabalho que a metodologia de contagens de emissões alfa é segura, precisa e rápida para se analisarem contaminações superficiais de urânio nas placas combustíveis. / Nuclear and Energy Research Institute - IPEN-CNEN/ SP routinely produces its own nuclear fuel elements, necessary for the operation of its research reactor IEA-R1. This fuel consists of fuel plates containing cores U3Si2-Al dispersions obtained by rolling. Fuel plates undergo a chemical treatment for surface cleaning, aiming to ensure the removal of any impurity present on the surface, including uranium residual dust. Over the past 10 years, it was found sporadically a significant increase of radioactivity emission in water pool of IEA-R1 reactor. The increased activity in the reactor environment was related to the use of newly fabricated fuel elements fed into the core. Although the actual surface treatment process to be perfectly stable and reproducible, a possible cause for the activity increase would be the presence of residual uranium contamination over the surface, which was not removed by chemical surface treatment. For years, this problem was not observed due to the low power of reactor operation, at the level of 2 MW. However, with the increase in power above 3.5 MW, this problem started to be observed. This work verifies the hypothesis of residual uranium contamination on the surface of the fuel plates in a statistical methodology and features the adequacy of the fuel plate surface treatment process. We evaluated, statistically, the process into three levels: present production, intentional contamination, historical production. The NaI alpha emission counter allowed quantification the amount of uranium residual. As an overall result, it was found that contamination may occur below 1 g of 235U per fuel element. The contamination was judged as not significant to cause any activity accidents in the IEA-R1. It has been proven in this paper that the methodology to count alpha emissions is secure, accurate and fast to analyze surface uranium contamination in nuclear fuel plates.