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 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. .

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-06-12T12:41:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-06-12T12:41:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / O estudo do comportamento do núcleo durante a operação de um reator nuclear é sobremodo importante para a análise nuclear. A queima do combustível acarreta inúmeras modificações no combustível do núcleo devido aos fenômenos físicos associados a interação dos nêutrons. A importância do estudo da queima está em se estabelecer o arranjo e rearranjo dos combustíveis, carregamento e descarregamento com o objetivo de se alcançar um funcionamento que seja o mais econômico dentro das restrições de projeto, respeitando as normas de segurança. A proposta deste trabalho consiste em estimar a queima espacial do combustível para dois reatores de pesquisa tipo placa, à dispersão, com diferentes dimensões e combustíveis. São eles: o benchmark Material Test Research - International Atomic Energy Agency (MTR-IAEA), constituído por uma liga de urânio e alumínio, dispersa em alumínio e silício dispersa em alumínio. Para o desenvolvimento desse trabalho foram utilizados os códigos computacionais WIMSD-5B, que realiza cálculo de célula, e um código, baseado na teoria da difusão de nêutrons, escrito em FORTRAN. Os resultados obtidos foram considerados satisfatórios estando em conformidade com o benchmarck escolhido. Os códigos empregados nesse trabalho evidenciam ser válidos para estimar a queima espacial de outros reatores nucleares de pesquisa. Para trabalhos futuros sugere-se simulações com outras bibliotecas do WIMS e outras configurações do núcleo. Também são sugeridas comparações dos resultados do WIMSD-5B com programas frequentemente empregados nos cálculos de queima e também programas comerciais. Outra proposta é estimar a queima do combustível, levando-se em consideração os parâmetros de termohidráulica e o aparecimento do Xenônio. / The study of the core behavior during the operation of a nuclear reactor is exceedingly important for nuclear analysis. The fuel burnup causes numerous changes in nuclear fuel due to physical phenomena associated with the interaction of neutrons. The importance of the burnup study is to establish the arrangement and rearrangement of the fuel loading and unloading with the objective of reaching and operation that is the most economical within the constraints of the project, respecting safety standards the purpose of this study is to estimate the spatial burnup fuel for two research reactors plate type dispersion, with different dimensions and fuel types, namely, MTR IAEA benchmark, consisting of an alloy of uranium and aluminum, and the other, a typical multipurpose reactor (RM) composed of an alloy of uranium and aluminum dispersed silicon. To develop this work were used computational codes WIMSD-5B, which performs cell calculation, and a code based on the of neutron diffusion theory, written in FORTRAN. The results were considered satisfactory and complies with the benchmarck chosen. The codes used in this work proved valid for estimating the spatial burnup of other nuclear research reactors Future studies suggest simulations with other WIMS libraries and other settings core. Comparisons of WIMSD-5B results with programs often employed in burnup calculations and also commercial programs are also suggested. Another proposal is to estimate the fuel burnup considering the thermohydraulics parameters and the Xenon production

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2016-12-07T13:49:31Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Roque Hudson da Silva Martins.pdf: 1912079 bytes, checksum: dd3f85058201df5cc31480f07f01ba00 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-12-07T13:49:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Roque Hudson da Silva Martins.pdf: 1912079 bytes, checksum: dd3f85058201df5cc31480f07f01ba00 (MD5) Previous issue date: 2016-06 / Neste trabalho é realizado um estudo e apresentada uma proposta de implementação de um modelo de Sistema de Proteção para Reatores Nucleares de Pesquisa, através da utilização de dispositivo programável FPGA (Field Programmagle Gate Array). Bem como são estudadas as lógicas de proteção de um desligamento automático (TRIP) de um reator, que garantem a segurança nesse tipo de sistema. A utilização desses novos mecanismos de controle e operação são desenvolvidos a fim de garantir que os limites do nível de segurança de uma usina não sejam superados, logo esses mecanismos podem acontecer de maneira isolada ou em conjunto de forma a garantir a segurança. Para que essa implementação seja completa, são apresentados os principais conceitos e aspectos referentes a Sistema de Proteção, principalmente no que se refere à segurança dos reatores nucleares de pesquisa. Sendo exposto alguns termos utilizados na área de aplicação. O sistema proposto nesta dissertação foi modelado através da linguagem de descrição de hardware VHDL (Very Speed Integrated Circuit), sendo utilizado o software ModelSim da Altera Software na programação das lógicas de desligamento automático (TRIP) do reator de pesquisa e na simulação de hipóteses de acionamento das mesmas. Os resultados deste estudo apontam que para toda a aplicação de software em reatores nucleares como ferramenta de auxílio na segurança dos mesmos, passe por um teste de verificação e validação, de forma a se adequar a norma IEC 60880. Este trabalho revela-se de grande importância, considerando-se que os sistemas de proteção de um reator nuclear constitui como um elemento básico na segurança dos mesmos. / This study presents a implementation purpose of a protection system for research nuclear reactors by using a programed device FPGA (Field Programmable Gate Array). As well as logic protection method involved on an automatic shutdown (TRIP) of a reactor, that ensure the security on such systems. These new control and operation mechanics are developed to guarantee that the security limits of a power plant are not exceeded, these mechanics can work isolated or in groups to safe guard the security levels. For this implementation to be completed, there will be presented the main aspects and concepts referred to protection systems, mostly about research nuclear reactors, with some applications terms exposed. The system proposed at this paper was developed following the VHDL (Very High Speed Integrated Circuits) hardware describing language, and the Modelsim software from Altera Software to program the automatic turning off routines, and hypothetical simulations for such. The results show that for every software application for supporting nuclear reactors, like security devices, they have to meet the IEC 60880 criteria. This paper have great importance, seeing that nuclear reactor security systems, are a basic element for ensure the reactor security.

Este trabalho tem como objetivo o desenvolvimento de um combustível nuclear de alta densidade e baixo enriquecimento com base na liga ?-UMo, para aplicações nas quais seja necessário desempenho satisfatório a altas temperaturas, considerando-se a sua utilização na forma de dispersão. Para tanto, partiu-se da análise dos resultados dos testes RERTR (sigla em inglês para \"Reduced Enrichment of Research and Test Reactors\") e de alguns trabalhos teóricos envolvendo a elaboração de ligas metaestáveis de ?-urânio. Uma adição ternária é proposta, com base em propriedades de ligas binárias e ternárias de urânio-molibdênio estudadas, e que teve como objetivos um aumento na estabilidade da fase gama do urânio e a facilidade na obtenção dos pós. Assim, as ligas de urânio-molibdênio foram preparadas com adições de Mo de 5 a 10% em peso, e adição de 1 e 3% de elemento ternário (o silício), sobre uma liga base binária de U7Mo. Em todas as fases do processo de preparação, as ligas foram caracterizadas pelas técnicas tradicionais, para determinação de suas propriedades estruturais e mecânicas. Para a elaboração de um processo para a obtenção de pós destas ligas, o seu comportamento sob atmosfera de hidrogênio foi estudado em equipamento de análise térmica e gravimétrica diferencial. Temperaturas variaram da ambiente a 1000oC, por tempos de 15 minutos a 16 horas. A validação destes resultados foi feita em escala semi-piloto, na qual quantidades de 10 a 50g de pós de algumas das ligas foram preparados, sob atmosfera estática de hidrogênio. Os estudos de compatibilidade foram conduzidos expondo-se as ligas à atmosfera de oxigênio e ao contato com alumínio, para a verificação de possíveis reações por meio de análise térmica diferencial. As ligas foram submetidas a aquecimento constante até temperatura de 1000oC, e seu desempenho foi avaliado quanto a maior resistência à reação. 6 Com base nestes resultados, observou-se que as adições ternárias aumentam as temperaturas para a oxidação das ligas e reação com alumínio frente aos binários ?UMo. Um conjunto de condições para hidretação das ligas e fabricação dos pós foi estabelecido, tanto mais restritivos em termos de tempo, temperatura e necessidade de pré-tratamentos quanto mais estável a estrutura ?. Com a adição de ternário em pequeno excesso e formação de fase intergranular, mostrou-se que um aumento na estabilidade não prejudica a formação dos pós. / This work has as its objective the development of a high density and low enriched nuclear fuel based on the ?-UMo alloys, for utilization where it is necessary satisfactory behavior in high temperatures, considering its utilization as dispersion. For its accomplishment, it was started from the analysis of the RERTR (\"Reduced Enrichment for Research and Test Reactors\") results and some theoretical works involving the fabrication of ?-uranium metastable alloys. A ternary addition is proposed, supported by the properties of binary and ternary uranium alloys studied, having the objectives of the gamma stability enhancement and an ease to its powder fabrication. Alloys of uranium-molybdenum were prepared with 5 to 10% Mo addition, and 1 and 3% of ternary, over a ?U7Mo binary base alloy. In all the steps of its preparation, the alloys were characterized with the traditional techniques, to the determination of its mechanical and structural properties. To provide a process for the alloys powder obtention, its behavior under hydrogen atmosphere were studied, in thermoanalyser-thermogravimeter equipment. Temperatures varied from the ambient up to 1000oC, and times from 15 minutes to 16 hours. The results validation were made in a semi-pilot scale, where 10 to 50g of powders of some of the alloys studied were prepared, under static hydrogen atmosphere. Compatibility studies were conducted by the exposure of the alloys under oxygen and aluminum, to the verification of possible reactions by means of differential thermal analysis. The alloys were exposed to a constant heat up to 1000oC, and their performances were evaluated in terms of their reaction resistance. On the basis of the results, it was observed that ternary additions increases the temperatures of the reaction with aluminum and oxydation, in comparision with the ?UMo binaries. A set of conditions to the hydration of the alloys were defined, more restrictive in terms of temperature, time and pre-treatment to stabilize the gamma structure. The addition 8 of a bit low ternary excess and formation of an intergranular phase, the increase in stability, it was demonstrated that there is not a damage in the formation of their powders.

Este trabalho tem como objetivo o desenvolvimento de um combustível nuclear de alta densidade e baixo enriquecimento com base na liga ?-UMo, para aplicações nas quais seja necessário desempenho satisfatório a altas temperaturas, considerando-se a sua utilização na forma de dispersão. Para tanto, partiu-se da análise dos resultados dos testes RERTR (sigla em inglês para \"Reduced Enrichment of Research and Test Reactors\") e de alguns trabalhos teóricos envolvendo a elaboração de ligas metaestáveis de ?-urânio. Uma adição ternária é proposta, com base em propriedades de ligas binárias e ternárias de urânio-molibdênio estudadas, e que teve como objetivos um aumento na estabilidade da fase gama do urânio e a facilidade na obtenção dos pós. Assim, as ligas de urânio-molibdênio foram preparadas com adições de Mo de 5 a 10% em peso, e adição de 1 e 3% de elemento ternário (o silício), sobre uma liga base binária de U7Mo. Em todas as fases do processo de preparação, as ligas foram caracterizadas pelas técnicas tradicionais, para determinação de suas propriedades estruturais e mecânicas. Para a elaboração de um processo para a obtenção de pós destas ligas, o seu comportamento sob atmosfera de hidrogênio foi estudado em equipamento de análise térmica e gravimétrica diferencial. Temperaturas variaram da ambiente a 1000oC, por tempos de 15 minutos a 16 horas. A validação destes resultados foi feita em escala semi-piloto, na qual quantidades de 10 a 50g de pós de algumas das ligas foram preparados, sob atmosfera estática de hidrogênio. Os estudos de compatibilidade foram conduzidos expondo-se as ligas à atmosfera de oxigênio e ao contato com alumínio, para a verificação de possíveis reações por meio de análise térmica diferencial. As ligas foram submetidas a aquecimento constante até temperatura de 1000oC, e seu desempenho foi avaliado quanto a maior resistência à reação. 6 Com base nestes resultados, observou-se que as adições ternárias aumentam as temperaturas para a oxidação das ligas e reação com alumínio frente aos binários ?UMo. Um conjunto de condições para hidretação das ligas e fabricação dos pós foi estabelecido, tanto mais restritivos em termos de tempo, temperatura e necessidade de pré-tratamentos quanto mais estável a estrutura ?. Com a adição de ternário em pequeno excesso e formação de fase intergranular, mostrou-se que um aumento na estabilidade não prejudica a formação dos pós. / This work has as its objective the development of a high density and low enriched nuclear fuel based on the ?-UMo alloys, for utilization where it is necessary satisfactory behavior in high temperatures, considering its utilization as dispersion. For its accomplishment, it was started from the analysis of the RERTR (\"Reduced Enrichment for Research and Test Reactors\") results and some theoretical works involving the fabrication of ?-uranium metastable alloys. A ternary addition is proposed, supported by the properties of binary and ternary uranium alloys studied, having the objectives of the gamma stability enhancement and an ease to its powder fabrication. Alloys of uranium-molybdenum were prepared with 5 to 10% Mo addition, and 1 and 3% of ternary, over a ?U7Mo binary base alloy. In all the steps of its preparation, the alloys were characterized with the traditional techniques, to the determination of its mechanical and structural properties. To provide a process for the alloys powder obtention, its behavior under hydrogen atmosphere were studied, in thermoanalyser-thermogravimeter equipment. Temperatures varied from the ambient up to 1000oC, and times from 15 minutes to 16 hours. The results validation were made in a semi-pilot scale, where 10 to 50g of powders of some of the alloys studied were prepared, under static hydrogen atmosphere. Compatibility studies were conducted by the exposure of the alloys under oxygen and aluminum, to the verification of possible reactions by means of differential thermal analysis. The alloys were exposed to a constant heat up to 1000oC, and their performances were evaluated in terms of their reaction resistance. On the basis of the results, it was observed that ternary additions increases the temperatures of the reaction with aluminum and oxydation, in comparision with the ?UMo binaries. A set of conditions to the hydration of the alloys were defined, more restrictive in terms of temperature, time and pre-treatment to stabilize the gamma structure. The addition 8 of a bit low ternary excess and formation of an intergranular phase, the increase in stability, it was demonstrated that there is not a damage in the formation of their powders.

Técnicas radioquímicas de separação têm sido comumente utilizadas para a caracterização de rejeitos radioativos. No entanto, a determinação de radionuclídeos emissores alfa, beta e gama por análise radioquímica, em amostras de filtro cartucho utilizado no processo de retratamento da água de um reator do tipo piscina, não foi abordada anteriormente na literatura. Este trabalho tem como objetivo estabelecer um método de solubilização para os filtros, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nestes rejeitos, sendo eles os Radionuclídeos Chaves (RC) (60Co, 108mAg, 110mAg) e principalmente os Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM) (63Ni, 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm e 243+244Cm), para posterior aplicação do método de Fator de Escala (FE) no trabalho rotineiro de caracterização de rejeitos radioativos. A distribuição dos radionuclídeos no filtro cartucho foi investigada pela determinação dos radionuclídeos emissores gama e os resultados obtidos foram utilizados para calcular o escore-Z. Os resultados indicaram que todos os filtros podem ser considerados homogêneos, atendendo aos critérios de homogeneidade recomendados pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), e com isso foi possível definir a quantidade de amostras representativas a serem analisadas. Foram determinados, a partir de dados analíticos, a correlação existente entre os RDMs e RCs selecionados e foram obtidos FEs para todos os RDMs, com exceção do 241Pu. / Separation radiochemical techniques have been commonly used for the characterization of radioactive waste. However, the determination of alpha, beta and gamma emitting radionuclides by radiochemical analysis in cartridge filter samples used in the water re-treatment process of a pool-type reactor was not previously discussed in the literature. This work aims to establish a method of solubilization for the filters, to identify and quantify the radionuclides present in these wastes, being the Key Nuclides (KN) (60Co, 108mAg, 110mAg) and especially the Difficult To Measure radionuclides (DTM) (63Ni , 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm and 243+244Cm), for later application of the Scaling Factors (SF) method in routine radioactive waste characterization work. The distribution of the radionuclides in the cartridge filter was investigated by determination of gamma-emitting radionuclides and the results obtained were used to calculate the Z-score. The results indicated that all the filters can be considered homogeneous, according to the criteria of homogeneity recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA), and with this it was possible to define the quantity of representative samples to be analyzed. From the analytical data, the correlation between the DTMs and the selected KNs was determined and the SFs were obtained for all the DTMs, except for the 241Pu.

O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / The IEA-R1 Nuclear Research Reactor, in operation since 1957, in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), is one of the oldest research reactors in the world. However at some point in time in the future, as example of the other reactors, it will be shutdown definitively. Before that time actually arrives, the operational organization needs to plan the future of its installations and define the final destination of equipment and radioactive as well as non-radioactive material contained inside the installations. These and other questions should be addressed in the so called Preliminary decommissioning plan of the installation, which is the subject of this work. The work initially presents an over view about the theme and defines the general and specific objectives describing, in succession, the directions that the operating organization should consider for the formulation of a decommissioning plan. The present structure of the Brazilian nuclear sector emphasizing principally the norms utilized in the management of radioactive waste is also presented. A description of principle equipment of the IEA-R1 reactor which constitutes its inventory of radioactive and non-radioactive material is given. The work emphasizes the experience of the reactor technicians, acquired during several reforms and modifications of the reactor installations realized during its useful life time. This experience may be of great help for the decommissioning in the future. An experiment using the high resolution gamma spectrometric method and computer calculation using Monte Carlo teory were performed with the objective of obtaining an estimate of the radioactive waste produced from dismantling of the reactor pool walls. The cost of reactor decommissioning for different choices of strategies was determined using the CERREX code. Finally, a discussion about different strategies is presented. On the basis of these discussions it is concluded that the most advantageous strategy that can be adopted in the case of this reactor is the one which preserves its building and installations, in view of the fact that a large volume of radioactive waste which will be produced and consequently a much higher costs that will result if dismantling of the reactor is decided. It is suggested that a part of the team of the technicians of reactor operation and maintenance and radiation protection services should be retained and the reactor with its building and annexes should be used for disseminating the information about the nuclear energy by transforming it in to a museum. This has been the first nuclear reactor built in Brazil and since its inauguration, has been, constantly utilized for disseminating information about the nuclear energy in the country.

O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / The IEA-R1 Nuclear Research Reactor, in operation since 1957, in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), is one of the oldest research reactors in the world. However at some point in time in the future, as example of the other reactors, it will be shutdown definitively. Before that time actually arrives, the operational organization needs to plan the future of its installations and define the final destination of equipment and radioactive as well as non-radioactive material contained inside the installations. These and other questions should be addressed in the so called Preliminary decommissioning plan of the installation, which is the subject of this work. The work initially presents an over view about the theme and defines the general and specific objectives describing, in succession, the directions that the operating organization should consider for the formulation of a decommissioning plan. The present structure of the Brazilian nuclear sector emphasizing principally the norms utilized in the management of radioactive waste is also presented. A description of principle equipment of the IEA-R1 reactor which constitutes its inventory of radioactive and non-radioactive material is given. The work emphasizes the experience of the reactor technicians, acquired during several reforms and modifications of the reactor installations realized during its useful life time. This experience may be of great help for the decommissioning in the future. An experiment using the high resolution gamma spectrometric method and computer calculation using Monte Carlo teory were performed with the objective of obtaining an estimate of the radioactive waste produced from dismantling of the reactor pool walls. The cost of reactor decommissioning for different choices of strategies was determined using the CERREX code. Finally, a discussion about different strategies is presented. On the basis of these discussions it is concluded that the most advantageous strategy that can be adopted in the case of this reactor is the one which preserves its building and installations, in view of the fact that a large volume of radioactive waste which will be produced and consequently a much higher costs that will result if dismantling of the reactor is decided. It is suggested that a part of the team of the technicians of reactor operation and maintenance and radiation protection services should be retained and the reactor with its building and annexes should be used for disseminating the information about the nuclear energy by transforming it in to a museum. This has been the first nuclear reactor built in Brazil and since its inauguration, has been, constantly utilized for disseminating information about the nuclear energy in the country.

A fabricação autóctone de combustível nuclear no Brasil para reatores de teste e pesquisa está restrita ao combustível MTR (Material Test Reactor) tipo placa em dispersão, com uso da liga U3Si2, revestido e disperso em alumínio, desenvolvido pelo IPEN-SP para utilização no reator IEA-R1. Por outro lado, o combustível de UO2 tipo vareta para reatores de potência é fabricado em Rezende (RJ) com tecnologia alemã pela INB, sob licença. Atualmente, o Brasil está realizando dois programas de desenvolvimento de reatores. Um programa é o desenvolvimento, pela CNEN, do reator multipropósito brasileiro (RMB), para teste, pesquisa e produção de radioisótopos. O outro programa é o desenvolvimento do reator de potência para propulsão naval, realizado pela Marinha do Brasil. O presente trabalho apresenta o desenvolvimento e a caracterização de miniplaca combustível monolítica da liga U-2,5Zr-7,5Nb, revestida em zircaloy (Zry), em escala de laboratório. Devido às suas características e propriedades inovadoras, este combustível poderá ser empregado como combustível tanto em reatores de teste, pesquisa e produtores de radioisótopos quanto em reatores de potência de pequeno e médio portes. Assim, este combustível de elevada potencialidade poderá ser empregado nos reatores nacionais ora em desenvolvimento. Neste trabalho, o desenvolvimento do combustível monolítico tipo placa é feito empregando-se a técnica denominada picture-frame, onde se obtém um sanduíche constituído por um monolito da liga U-2,5Zr-7,5Nb acoplado a uma moldura e revestido por chapas de Zry. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi obtida pela técnica de fusão em forno de indução e, a seguir, o fundido foi vazado em lingoteira retangular de grafite, alcançando-se assim um lingote com dimensões aproximadas de 170 x 50 x 60 mm. O lingote obtido foi laminado a 850 C, com uma redução de 50% em sua espessura, com objetivo de refinar a estrutura bruta de fusão. Amostras cortadas da liga U-2,5Zr-7,5Nb, com dimensões de 20 x 20 x 6 mm, foram colocadas em molduras e chapas de Zry e unidas por solda TIG (Tungsten Inert Gas) em atmosfera de argônio, obtendo-se amostras de 10 mm de espessura, 45 mm de largura e 100 mm de comprimento. Os sanduíches assim obtidos, foram laminados a quente até se alcançar miniplacas com espessura de 2 mm. Finalmente, as miniplacas foram laminadas a frio, com uma redução total de 10%, com espessura final de 1,8 mm. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi caracterizada física e microestruturalmente pelas técnicas microdureza Vickers, análise de fases por difração de raios X e microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura. A miniplaca foi caracterizada física, microestruturalmente pelas técnicas de radiografia de raios X, ensaio de empolamento, dobramento, análise da união metalúrgica do cerne e revestimento por espectrometria de energia dispersiva de raios X, microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura, análise das fases presente no cerne por difração de raios X, microdureza Vickers. Foi possível a obtenção da liga U-2,5Zr-7,5Nb com retenção da fase γ e com baixo teor de carbono. As miniplacas obtidas pelo processo de laminação a quente e a frio apresentaram bons resultados quanto a colaminação entre cerne/revestimentos e entre seus revestimentos, a retenção da fase γ da liga se manteve após o processo. / The autocthonal production of nuclear fuel in Brazil for test and research reactors is restricted to MTR (Material Test Reactor) fuel type dispersion plate, using U3Si2 alloy, coated and dispersed in aluminum, developed by IPEN-SP for use in IEA-R1 reactor. Moreover, the UO2 fuel rod type for power reactors is manufactured by Rezende (RJ) with a German technology by INB under license. Currently, Brazil is performing two programs of developing reactors. Currently, Brazil is developing two reactors. One of them is the development, by CNEN, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), for testing, research and radioisotope production. The other one is the development a power reactor for naval propulsion, conducted by the Brazilian Navy. This dissertation presents the development and characterization of monolithic fuel miniplate alloy U-2.5Zr-7.5Nb, coated in zircaloy (ZRY), on a laboratory scale. Due to its innovative features and properties, this fuel can be used as fuel in both test reactors, research and producing radioisotopes for power reactors as small and medium sizes. Thus, this high potential fuel can be used in domestic reactors currently under development. The development of monolithic fuel plate type is made using the technique called "picture-frame" where a sandwich composed of a monolith alloy U-2.5Zr- 7.5Nb coupled to a frame and coated sheets of Zry is obtained. The alloy U-2.5Zr-7.5Nb was obtained by melting in an induction furnace and then was cast into rectangular ingots of graphite, thus achieving an ingot with approximate dimensions of 170 x 50 x 60 mm. The obtained ingot was hot rolled at 850 C, with a 50 % reduction in thickness, in order to refine the raw structure of fusion. Samples cut from the alloy U-2.5Zr-7.5Nb, with dimensions 20 x 20 x 6 mm were placed in frames and plates Zry and joined by TIG (Tungsten Inert Gas) under an atmosphere of argon, obtaining a set of 10 mm thick, 45 mm wide and 100 mm long. The sandwiches were hot rolled to achieve miniplates with a thickness of 2mm. Finally, the miniplates were cold rolled, with a total reduction of 10%, with a final thickness of 1.8 mm. The alloy U-2,5Zr-75Nb was characterized by physical and microstructural techniques Vickers microhardness, phase analysis by X-ray diffraction and microstructure by optical and scanning electron microscopy. The miniplate was characterized by physical and microstructural techniques of X-ray radiography, blistering test, bending test, analysis of metallurgical union of meat and coating spectrometric energy dispersive X-ray, microstructure by optical and scanning electron, phase analysis of the meat by X-ray and Vickers microhardness. It was possible to obtain the alloy U-2.5Zr-7.5Nb with retained γ phase and low carbon content. Miniplates obtained by hot and cold rolling process showed good results as colamination between core/cladding and between their coats, retention of γ phase in the alloy remained after the process.