É visível, no mundo atual, a elevada dependência da utilização de energia elétrica. Na tentativa de suprir as necessidades de consumo e impedir o déficit energético, a sociedade faz uso dos mais diversos artifícios para a obtenção desta. Nesta perspectiva, a utilização da energia nuclear vem sempre sendo recolocada nos fóruns mundiais de geração elétrica revelando-se uma alternativa eficiente, limpa e de baixo custo. Devido à complexidade enfrentada durante a instalação de empreendimentos nucleares diversos protocolos, equipamentos e ações de segurança são empregados para garantir a operação segura da planta nuclear ao longo de sua vida útil. Reatores de pesquisas prestam suporte no desenvolvimento de novas tecnologias e práticas de segurança, desde que estes tenham seus fenômenos e comportamentos bem compreendidos como base de partida. O presente trabalho destina-se a criar suporte para a atualização da análise de segurança do reator de pesquisa IEA-R1. Testes numéricos foram conduzidos para validar a viabilidade de construção de um modelo computacional capaz de apresentar resultados similares aos dados experimentais já existentes. O trabalho mostra que a distribuição de vazão no elemento combustível ocorre de forma não uniforme com os canais laterais recebendo vazões menores do que os centrais. Os canais periféricos recebem uma vazão média de 95% da vazão principal enquanto os canais centrais recebem até 105% da vazão principal. Os resultados são ligeiramente diferentes dos resultados experimentais apresentados anteriormente, entretanto apresentam uma boa correlação com outros estudos numéricos em elementos combustíveis similares.

The world today is the highly dependent on the use of electric energy. To meet the needs of consumption and to prevent deficit, society uses the most various devices to obtain energy. In this perspective, the use of nuclear energy is always being replaced in the world's electric generation forums, proving to be an efficient, clean and low-cost alternative. Due to the complexity faced during the installation of nuclear undertakings several protocols, equipment and safety actions are employed to ensure the safe operation of the nuclear plant throughout its useful life. Researchers support the development of new security technologies and practices, as long as they have their phenomena and behaviors well understood as the starting point. The present work aims to create support for updating the safety analysis of the IEA-R1 research reactor. Numerical tests were conducted to validate the feasibility of constructing a computational model capable of simulating the existing experimental data. It shows that the flow distribution in the fuel element occurs non-uniformly with the lateral channels receiving smaller flows than the central ones. The peripheral channels receive a mean flow rate of 95% of the main flow while the central channels receive up to 105% of the main flow. The results are slightly different from the previous experimental results, however they have a good correlation with other numerical studies on similar fuel elements.