Nenhuma / The IPR-R1 TRIGA Mark I nuclear research reactor, at the Nuclear Technology Development Center (CDTN), is a pool type reactor cooling by light water. TRIGA reactors (Training, Research, Isotope, General Atomics) were designed for research, training and radioisotope production. The International Atomic Energy Agency (IAEA) recommends the use of safety and friendly interfaces for monitoring and controlling the operational parameters of the nuclear reactors. In this context, a system to simulate the neutron evolution flux of the TRIGA IPR-R1 reactor (TRIGA Simulator System - Sistema Simulador TRIGA) was developed using the LabVIEW software, considering the modern concept of virtual instruments (VIs) using electronic processor and visual interface in video monitor, with the objective of assisting the reactor operator training, allowing to study, to observe, and to analyze the behavior, and the tendency of some processes occurring in the reactor. Consequently the reactor operation parameters can be simulated and their relations can be visualized, supporting on the understanding of the interrelation of these parameters and their behavior, promoting a better knowledge of TRIGA IPR-R1 reactor processes. Some scenarios are presented to demonstrate that it is possible to use predetermined values in any parameters to verify its effect in the other ones. Therefore the TRIGA Simulator System (Sistema Simulador TRIGA) will allow the study of parameters, which affect the reactor operation, without the necessity of using the facility, avoiding risk, and reducing costs and operation time. / O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 Mark I, do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), é um reator do tipo piscina refrigerado à água leve. Os reatores TRIGA (Training, Research, Isotope, General Atomics) foram projetados para pesquisa, treinamento e produção de radioisótopos. A Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) recomenda o uso de interfaces amigáveis e seguras para o monitoramento e controle dos parâmetros operacionais dos reatores nucleares. Inserido neste contexto, um sistema para simulação da evolução do fluxo de nêutrons do reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 (Sistema Simulador TRIGA) foi desenvolvido, utilizando o software LabVIEW, considerando o moderno conceito de instrumentos virtuais (VIs) por meio de processador eletrônico e interface visual em monitor de vídeo, cujo objetivo é auxiliar no treinamento de operadores de reatores, permitindo estudar, observar e analisar o comportamento e a tendência de alguns dos processos que acontecem em um reator. Deste modo, os parâmetros de operação do reator podem ser simulados e seus relacionamentos visualizados, auxiliando no entendimento de como estas variáveis estão interligadas e se comportam, promovendo melhor conhecimento dos processos do reator TRIGA IPR-R1. São apresentados cenários de utilização do Sistema, demonstrando que se podem usar valores determinados em qualquer um dos parâmetros, verificando seu efeito nos demais. Portanto o Sistema Simulador TRIGA possibilitará o estudo de parâmetros que afetam a operação do reator, sem a necessidade de usar a instalação, evitando riscos e minimizando custos e tempo de operação

A pesquisa e o desenvolvimento de sistemas passivos de resfriamento de emergência são necessários para os sistemas termo-nucleares de nova geração. Algumas informações fundamentais sobre a operação desses sistemas requerem a pesquisa de alguns processos relativos à circulação natural, principalmente em condições de escoamento bifásico envolvendo processos de condensação na presença não-condensáveis, pois muitas situações encontradas são novas. A bancada experimental de circulação natural (BCN) foi utilizada para a realização de testes com diversas concentrações de não-condensáveis e níveis de potência. O não-condensável presente no circuito diminui a taxa de transferência de calor para o secundário do trocador de calor, causando baixo desempenho do trocador de calor. A presença de altas concentrações de não-condensáveis no trocador de calor propicia elevadas variações de pressão, decorrentes do processo de condensação abrupto, determinando a inversão da vazão e de fortes vibrações e esforços nas tubulações do circuito. A concentração inicial de não-condensável e a geometria do circuito, na entrada do trocador de calor, determinam o estabelecimento de transitórios com escoamento bifásico. A BCN foi modelada com o código computacional de Análise de Acidentes e Termo-Hidráulica RELAP5/MOD3.3 e, os valores calculados foram comparados com os dados experimentais, apresentando boa concordância para menores concentrações de ar. Os valores calculados para maiores concentrações de não-condensável foram satisfatórios após o circuito ter atingido a temperatura de saturação no aquecedor elétrico. / The research and the development of passive emergency cooling systems are necessary for the new generation of thermo-nuclear systems. Some basic information on the operation of these systems require the research of some relative processes to the natural circulation, mainly in conditions of two-phase flow involving processes of condensation in the presence of non-condensable gases, because many found situations are new. The experimental facility called Bancada de Circulação Natural (BCN) was used for the realization of tests with diverse concentrations of non-condensable and power levels. The non-condensable gas present in the circuit decreases the rate of heat transfer for the secondary of the heat exchanger, determining low efficiency of the heat exchanger. High concentration of non-condensable in the vapor condensation, determines negative pressure, and cause the inversion of the flow in the circuit. The initial concentration of non-condensable and the geometry of the circuit, in the inlet of the heat exchanger, determines the establishment of transitory with two-phase flow. The BCN was performed with the computational code of Analysis of Accidents and Thermal-Hydraulics RELAP5/MOD3.3 and, the calculated values had been compared with the experimental data, presenting good agreement for small non-condensable concentrations. The values calculated for high concentrations of non-condensable had been satisfactory after the circuit to have reached the temperature of saturation in the electric heater.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade. / This work applies the methodology of Probabilistic Safety Assessment Level 1 to the research reactor IEA-R1 IPEN-CNEN/SP. Two categories of identified initiating events of accidents in the reactor are studied: loss of flow and loss of primary coolant. Among the initiating events, blockage of flow channel and loss of cooling fluid by major pipe rupture in the primary circuit are chosen for a detailed analysis. The event tree technique is used to analyze the evolution of the accident, including the actuation or the fail of actuation of the safety systems and the reactor damages. Using the fault tree the reliability of the following reactor safety systems is evaluated: reactor shutdown system, isolation of the reactor pool, Emergency Core Cooling System (ECCS) and the electric system. Estimative for the frequency of damage to the reactor core and the probability of failure of the analyzed systems are calculated. The estimated values for the frequencies of core damage are within the expected margins and are of the same order of magnitude as those found for similar reactors. The reliability of the reactor shutdown system, isolation of the reactor pool and ECCS are satisfactory for the conditions these systems are required. However, for the electric system it is suggested an upgrade to increase its reliability. .

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Made available in DSpace on 2016-02-05T18:29:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2015-06-08. Added 1 bitstream(s) on 2016-02-05T18:33:46Z : No. of bitstreams: 1 000857634.pdf: 2687649 bytes, checksum: 921ce0c3510bd4902e13ea9e219c970f (MD5) / A pesquisa utilizou um Reator Aeróbio de Leito Fluidizado com Circulação (RALFC) como dispositivo de pós-tratamento do efluente de um Reator UASB Compartimentado (RUC) o qual tratou esgoto sanitário. O RUC foi constituído de 4 tubos de PVC, de diferentes diâmetros, dispostos de forma concêntrica e o RALFC por dois tubos de PVC, de diâmetros diferentes e concêntricos, e uma unidade de sedimentação na parte superior. A pesquisa foi dividida em partida e quatro fases distintas, denominadas fase 1A, 1B, 2A e 2B, nas quais foram variados os parâmetros de operação, como vazão de ar, vazão de efluentes, tempo de detenção hidráulica (TDH) e carga orgânica volumétrica (COV). De modo que durante a pesquisa foi constatado que a melhor fase de tratamento foi quando o RALFC operou com TDH de 4,7 horas e vazão de ar de 300 L/h. O sistema, nessa fase, apresentou um valor médio de DQO efluente de 55 mg/L, a partir de um valor bruto de 607 mg/L em média, gerando uma remoção total de 90%. Os parâmetros de controle como alcalinidade, pH, temperatura e ácidos orgânicos voláteis sempre estivaram dentro das recomendações da literatura, demonstrando uma baixa oscilação. Mesmo assim o sistema não apresentou bom desempenho na remoção de nutrientes, tendo em sua melhor fase de tratamento um efluente com 31 mg/L em média de nitrogênio total, a partir de um valor de entrada de 50 mg/L sendo que a maior parte desse nitrogênio foi removido durante a passagem pelo RUC. Por outro lado para o fósforo, os valores foram de 25 mg/L na entrada e no efluente 14 mg/L, do mesmo modo como ocorreu ao nitrogênio, a maior parte da remoção de fósforo foi realizada pelo RUC / The study used an aerobic fluidized bed reactor with circulation (RALFC) as the effluent post-treatment device of a UASB reactor Compartmented (RUC) which treated wastewater. The RUC was consisted of 4 PVC tubes of different diameters arranged concentrically and RALFC two PVC tubes of different diameters and concentric, and a sedimentation unit in the upper part. The research was divided into four distinct phases and starting, called Phase 1A, 1B, 2A and 2B, in which were various operating parameters such as air flow, flow of wastewater, hydraulic retention time (HRT) and volumetric organic load (VOC). So that during the research it was found that the best treatment phase was when the RALFC operated with HRT of 4.7 hours and air flow of 300 L / h. The system, at this stage, had an average effluent COD value of 55 mg/L, from the affluent valor of 607 mg/L on average, there by generating a complete removal of 90%. The control parameters as alkalinity, pH, temperature and volatile organic acids have always been within the recommended by the literature, demonstrating a low oscillation. Even so, the system hasn't showed good performance in the removal of nutrients, in their best treatment stage an effluent with 31 mg/L on average total nitrogen from an input value of 50 mg/L. The most part of nitrogen removal was during passage through the RUC. As for the phosphorus values were 25 mg/L in the effluent input and 14 mg/L, in the same as was the nitrogen, the majority of phosphorus removal was performed by RUC

Orientador: Tsunao Matsumoto / Co-orientador: Lilizane Lazzarini Albertin / Banca: Dib Gebara / Banca: Miguel Mansur Aisse / Resumo: A pesquisa utilizou um Reator Aeróbio de Leito Fluidizado com Circulação (RALFC) como dispositivo de pós-tratamento do efluente de um Reator UASB Compartimentado (RUC) o qual tratou esgoto sanitário. O RUC foi constituído de 4 tubos de PVC, de diferentes diâmetros, dispostos de forma concêntrica e o RALFC por dois tubos de PVC, de diâmetros diferentes e concêntricos, e uma unidade de sedimentação na parte superior. A pesquisa foi dividida em partida e quatro fases distintas, denominadas fase 1A, 1B, 2A e 2B, nas quais foram variados os parâmetros de operação, como vazão de ar, vazão de efluentes, tempo de detenção hidráulica (TDH) e carga orgânica volumétrica (COV). De modo que durante a pesquisa foi constatado que a melhor fase de tratamento foi quando o RALFC operou com TDH de 4,7 horas e vazão de ar de 300 L/h. O sistema, nessa fase, apresentou um valor médio de DQO efluente de 55 mg/L, a partir de um valor bruto de 607 mg/L em média, gerando uma remoção total de 90%. Os parâmetros de controle como alcalinidade, pH, temperatura e ácidos orgânicos voláteis sempre estivaram dentro das recomendações da literatura, demonstrando uma baixa oscilação. Mesmo assim o sistema não apresentou bom desempenho na remoção de nutrientes, tendo em sua melhor fase de tratamento um efluente com 31 mg/L em média de nitrogênio total, a partir de um valor de entrada de 50 mg/L sendo que a maior parte desse nitrogênio foi removido durante a passagem pelo RUC. Por outro lado para o fósforo, os valores foram de 25 mg/L na entrada e no efluente 14 mg/L, do mesmo modo como ocorreu ao nitrogênio, a maior parte da remoção de fósforo foi realizada pelo RUC / Abstract: The study used an aerobic fluidized bed reactor with circulation (RALFC) as the effluent post-treatment device of a UASB reactor Compartmented (RUC) which treated wastewater. The RUC was consisted of 4 PVC tubes of different diameters arranged concentrically and RALFC two PVC tubes of different diameters and concentric, and a sedimentation unit in the upper part. The research was divided into four distinct phases and starting, called Phase 1A, 1B, 2A and 2B, in which were various operating parameters such as air flow, flow of wastewater, hydraulic retention time (HRT) and volumetric organic load (VOC). So that during the research it was found that the best treatment phase was when the RALFC operated with HRT of 4.7 hours and air flow of 300 L / h. The system, at this stage, had an average effluent COD value of 55 mg/L, from the affluent valor of 607 mg/L on average, there by generating a complete removal of 90%. The control parameters as alkalinity, pH, temperature and volatile organic acids have always been within the recommended by the literature, demonstrating a low oscillation. Even so, the system hasn't showed good performance in the removal of nutrients, in their best treatment stage an effluent with 31 mg/L on average total nitrogen from an input value of 50 mg/L. The most part of nitrogen removal was during passage through the RUC. As for the phosphorus values were 25 mg/L in the effluent input and 14 mg/L, in the same as was the nitrogen, the majority of phosphorus removal was performed by RUC / Mestre

A pesquisa e o desenvolvimento de sistemas passivos de resfriamento de emergência são necessários para os sistemas termo-nucleares de nova geração. Algumas informações fundamentais sobre a operação desses sistemas requerem a pesquisa de alguns processos relativos à circulação natural, principalmente em condições de escoamento bifásico envolvendo processos de condensação na presença não-condensáveis, pois muitas situações encontradas são novas. A bancada experimental de circulação natural (BCN) foi utilizada para a realização de testes com diversas concentrações de não-condensáveis e níveis de potência. O não-condensável presente no circuito diminui a taxa de transferência de calor para o secundário do trocador de calor, causando baixo desempenho do trocador de calor. A presença de altas concentrações de não-condensáveis no trocador de calor propicia elevadas variações de pressão, decorrentes do processo de condensação abrupto, determinando a inversão da vazão e de fortes vibrações e esforços nas tubulações do circuito. A concentração inicial de não-condensável e a geometria do circuito, na entrada do trocador de calor, determinam o estabelecimento de transitórios com escoamento bifásico. A BCN foi modelada com o código computacional de Análise de Acidentes e Termo-Hidráulica RELAP5/MOD3.3 e, os valores calculados foram comparados com os dados experimentais, apresentando boa concordância para menores concentrações de ar. Os valores calculados para maiores concentrações de não-condensável foram satisfatórios após o circuito ter atingido a temperatura de saturação no aquecedor elétrico. / The research and the development of passive emergency cooling systems are necessary for the new generation of thermo-nuclear systems. Some basic information on the operation of these systems require the research of some relative processes to the natural circulation, mainly in conditions of two-phase flow involving processes of condensation in the presence of non-condensable gases, because many found situations are new. The experimental facility called Bancada de Circulação Natural (BCN) was used for the realization of tests with diverse concentrations of non-condensable and power levels. The non-condensable gas present in the circuit decreases the rate of heat transfer for the secondary of the heat exchanger, determining low efficiency of the heat exchanger. High concentration of non-condensable in the vapor condensation, determines negative pressure, and cause the inversion of the flow in the circuit. The initial concentration of non-condensable and the geometry of the circuit, in the inlet of the heat exchanger, determines the establishment of transitory with two-phase flow. The BCN was performed with the computational code of Analysis of Accidents and Thermal-Hydraulics RELAP5/MOD3.3 and, the calculated values had been compared with the experimental data, presenting good agreement for small non-condensable concentrations. The values calculated for high concentrations of non-condensable had been satisfactory after the circuit to have reached the temperature of saturation in the electric heater.

Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade. / This work applies the methodology of Probabilistic Safety Assessment Level 1 to the research reactor IEA-R1 IPEN-CNEN/SP. Two categories of identified initiating events of accidents in the reactor are studied: loss of flow and loss of primary coolant. Among the initiating events, blockage of flow channel and loss of cooling fluid by major pipe rupture in the primary circuit are chosen for a detailed analysis. The event tree technique is used to analyze the evolution of the accident, including the actuation or the fail of actuation of the safety systems and the reactor damages. Using the fault tree the reliability of the following reactor safety systems is evaluated: reactor shutdown system, isolation of the reactor pool, Emergency Core Cooling System (ECCS) and the electric system. Estimative for the frequency of damage to the reactor core and the probability of failure of the analyzed systems are calculated. The estimated values for the frequencies of core damage are within the expected margins and are of the same order of magnitude as those found for similar reactors. The reliability of the reactor shutdown system, isolation of the reactor pool and ECCS are satisfactory for the conditions these systems are required. However, for the electric system it is suggested an upgrade to increase its reliability. .

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.