Com uma licença de operação de até 5MW, o reator IEA-R1, além de ser o mais antigo, é o maior reator de pesquisa do Brasil. No presente momento, a produção de radioisótopos é restringida por alguns fatores como as instalações para processamento pós irradiação e capacidade de horas de operação. De forma a atender à crescente demanda de radioisótopos no país, em especial do Lutécio-177, existe um esforço sendo feito para que o ciclo operacional do reator seja aumentado para catorze dias, sendo nove dias de operação e cinco dias de parada e manutenção. Novas células quentes também estão sendo construídas para apoio aos processos pós irradiação. A compra de materiais altamente enriquecidos se trata de um processo de alta complexidade pois uma série de restrições são aplicadas à comercialização desse tipo de produto, e, o canal de segurança nuclear do reator IEA-R1 foi projetado de forma a utilizar uma câmara de fissão com um revestimento de urânio enriquecido a um valor superior a noventa porcento. Neste contexto, pensando em um aumento do ciclo operacional da planta, faz-se necessário avaliar a situação do equipamento, com o objetivo de se minimizar a depleção do seu material físsil e prolongar sua vida útil. Este trabalho, portanto, possui o foco de investigar e quantificar o fluxo neutrônico ao longo da tubulação do canal de segurança do reator (eixo vertical) e buscar uma posição que garanta uma extensão da vida útil da câmara de fissão mesmo com o aumento do ciclo operacional da planta. Para atingir esse objetivo, o núcleo do reator foi modelado utilizando a ferramenta de simulação através do Método de Monte Carlo do pacote de software SCALE, desenvolvido e fornecido pelo Laboratório Nacional de Oak Ridge (Oak Ridge National Laboratory) chamada KENO-VI.

Operating up to 5MW, the IEA-R1 reactor is the oldest and biggest research reactor in Brazil. Nowadays, the restrictions over the radioisotope production are imposed by factors such as post irradiation facilities and operating hours capability. In order to cope up with the growing demand for radiopharmaceuticals in the country, in special the Lutetium-177, there is an effort being made to increase the operational cycle of the reactor to a 14 days cycle being nine days of continued operation followed by five maintenance days. New hot cells are also in construction to support the post irradiation processes. The IEA-R1 nuclear safety channel employs a fission chamber with a uranium coating enriched in more than 90% of Uranium-235 and, the purchase of such a highly enriched material involves a series of commercial restrictions and great bureaucratic complexity, which add great difficulties when dealing with this equipment replacements. In this context, with the increase in the operational cycle in mind, it is necessary to evaluate the fission chamber behavior in this new environment, with the objective to minimize the depletion of the fissile material and extend its lifespan. This work focuses on investigate the thermal flux along the nuclear safety channel, in which the fission chamber is located, and search for optimal positions for its operation. To reach this objective, the reactor's core was modelled using KENO-VI, a Monte Carlo based simulation tool from the SCALE Code System, developed and maintained by the Oak Ridge National Laboratory.