O problema da otimização de recarga (POR) de um reator nuclear consiste na determinação de uma configuração do núcleo tal que, respeitados os parâmetros de projeto e segurança, os valores obtidos sejam os melhores possíveis para determinadas grandezas estudadas. Em decorrência de sua não-linearidade e de um grande número de soluções possíveis (na ordem de n!, onde n é o número de elementos combustíveis presentes no núcleo), trata-se de um problema do tipo NP-difícil. Este trabalho buscou resolver o POR para o reator nuclear de pesquisa IEA-R1, localizado na cidade universitária, em São Paulo. Para solucioná-lo, foi criado um código em ambiente FORTRAN 90, que por meio da meta-heurística de enxame de partículas (Particle Swarm Optimization - PSO) integrada aos programas utilizados na metodologia de cálculos neutrônicos e termohidráulicos, com a finalidade de encontrar a melhor solução possivel, dentro de uma combinação de casos e particulas para o código. Para garantir a inexistência de duplicidade de resultados, o método das chaves aleatórias (Random Keys - RK) foi utilizado para codificar cada posição dos elementos combustíveis. Uma função objetivo foi determinada a partir das seguintes grandezas: a constante de multiplicação k (K_EFF) e o fluxo de nêutrons (ambas maximizadas), o pico de potência e a variância da distribuição da densidade de potência (ambas minimizadas). Foi feita também a busca pela configuração com a menor variância, com o intuito de garantir uma distrbuição de potência mais estável ("Flat") ao longo do núcleo. Foram estudados casos com um número p de partículas tal que p = 20,30,40,50 e t iterações, sendo t = 500, 1000, 1500. Em um primeiro momento todos os casos são estudados e as duas melhores configurações (p = 30, t = 1500 e p = 50, t = 1500) são escolhidas e comparadas com a configuração 260. O código se mostrou capaz de determinar melhores configurações dentro dos parâmetros estabelecidos e respeitando os limites de temperatura.

The reload optimization problem (ROP) of a nuclear reactor consists of determining a core configuration such that, respecting the design and safety parameters, the values obtained are the best possible for certain quantities studied. Due to its non-linearity and a large number of possible solutions (on the order of n!, where n is the number of fuel elements present in the core), this is a NP-hard problem. This work sought to solve the POR for the research nuclear reactor IEA-R1, in the University of São Paulo campus, in São Paulo. To solve it, a code was created in a FORTRAN 90 environment, which through the particle swarm meta-heuristic (Particle Swarm Optimization - PSO) integrated into the programs used in the methodology of neutronic and thermohydraulic calculations, with the purpose of finding the best possible solution, within a combination of cases and particles for the code. To ensure the absence of duplication of results, the Random Keys (RK) method was used to create an identification code for, to labeling each position of the fuel elements. An objective function was determined from the following quantities: the multiplication constant k (K_EFF) and the neutron flux (both maximized), the peak power and the variance of the power density distribution (both minimized). A search was also made for the configuration with the lowest variance, in order to guarantee a more stable power distribution ("Flat") along the core. Cases were studied with a number p of particles such that p = 20,30,40,50 and t iterations, where t = 500, 1000, 1500. At first, all cases are studied, and the two best configurations (p = 30 , t = 1500 and p = 50, t = 1500) are chosen and compared with the 260 configurations. The code proved to be able to determine better configurations within the established parameters, respecting the temperature limits.