Navegação por assunto "safety analysis"

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  • IPEN-DOC 18174

    MODANEZ, LEILA . Aceitação de alimentos irradiados: uma questão de educação / Acceptance of irradiated food: an education issue . 2012. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 104 p. Orientador: Ana Lucia C.H. Villavicencio. DOI: 10.11606/T.85.2012.tde-23102012-150844

    Abstract: O uso comercial da tecnologia de irradiação de alimentos no Brasil cresce lentamente, devido a interpretações equivocadas por grande parte dos consumidores brasileiros, que possuem uma ideia preconcebida, advinda da imagem negativa da energia nuclear. Pesquisas indicam que a difícil aceitação por parte do consumidor pode ser atribuída à confusão existente entre os termos irradiação e radioatividade, frequentemente relacionados aos riscos à saúde. Quando devidamente informados sobre o que é, para que serve e quais os benefícios da tecnologia de irradiação de alimentos, grande parte dos consumidores reage de forma positiva. Portanto, os objetivos deste trabalho foram avaliar a aceitação de consumidores brasileiros em relação ao consumo de alimentos irradiados, verificar as informações que eles receberam sobre o processo de irradiação de alimentos durante o período escolar, fazer uma análise do currículo escolar brasileiro desde o Ensino Fundamental II até o Ensino Médio, no que diz respeito às aplicações da energia nuclear e comparar o conteúdo ensinado no Brasil ao conteúdo abordado nos demais países pesquisados, como a França, os Estados Unidos e a China. A metodologia do trabalho consistiu em um levantamento sistemático da literatura específica, bem como na aplicação de um questionário para a verificação da aceitação de alimentos irradiados por consumidores brasileiros. De acordo com a bibliografia consultada, ficou clara a recomendação de uma educação, desde o início no currículo escolar, sobre as aplicações benéficas da energia nuclear, mais especificamente, na área de irradiação de alimentos. Tal recomendação deve-se ao fato de que os consumidores consultados, tanto no Brasil como em outros países, não têm conhecimento suficiente sobre os benefícios da irradiação de alimentos. De acordo com os resultados obtidos, concluiu-se que a educação é de fundamental importância para a aceitação de novas tecnologias, por parte dos consumidores, especificamente de alimentos irradiados.

    Palavras-Chave: food processing; irradiation; education; public opinion; public relations; safety analysis; public health; brazil; global aspects

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  • IPEN-DOC 05003

    RODRIGUES, A.C.I. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; CABRAL, E.L.L. ; MESQUITA, R.N. . Analise de acidentes de insercao de reatividade postulados para o reator IEA-R1m. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 556-561.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactivity insertions; reactor accidents; safety analysis; p codes; computerized simulation; neutron transport; neutron transport theory; neutrons; nuclear engineering; reactivity; reactor kinetics; reactor physics; reactor safety; reactor technology; reactors

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  • IPEN-DOC 05002

    MESQUITA, R.N. ; CABRAL, E.L.L. ; RODRIGUES, A.C.I. . Analise de acidentes de perda de vazao para o reator IEA-R1m. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 562-567.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor accidents; loss of flow; safety analysis; p codes; computerized simulation; accidents; loss of flow; nuclear engineering; reactor physics; reactor technology; reactors

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  • IPEN-DOC 06564

    DOBASHI, T.; CORREA, F.. Analise de causa raiz: tecnicas e aplicacoes. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: quality control; quality assurance; productivity; comparative evaluations; safety analysis; nuclear facilities; industrial plants; research reactors

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  • IPEN-DOC 07206

    TEIXEIRA e SILVA, A. ; MAPRELIAN, E. ; RODRIGUES, A.C.I. ; CABRAL, E.L.L. ; MOLNARY, L. ; MESQUITA, R.N. ; MENDONCA, A.G. . Analise de seguranca do reator IEA-R1 a 5MW. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; safety analysis; reactor accidents; reactor safety; radiation doses; radiation protection

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  • IPEN-DOC 05005

    MAPRELIAN, E. ; CABRAL, E.L.L. ; TEIXEIRA e SILVA, A. . Analise dos acidentes de perda de refrigerante do reator IEA-R1m a 5MW. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 534-538.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; nuclear engineering; reactor accidents; ruptures; loss of coolant; safety analysis; licensing regulations; thermal analysis

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  • IPEN-DOC 26900

    BELCHIOR JUNIOR, A. ; SANTOS, A.A.C. dos; FREITAS, R.L.; SOARES, H.V.; JUNQUEIRA, F.C. ; MANTECON, J.G. ; MATTAR NETO, M. ; MENZEL, S.C. ; TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. . Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS: ADDRESSING CHALLENGES AND OPPORTUNITIES TO ENSURE EFFECTIVENESS AND SUSTAINABILITY, November 25-29, 2019, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020.

    Abstract: This paper presents some numerical and experimental safety related activities developed at the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) project by CNEN research institutes. Brief comments on the models and results are presented with emphasis to their relation to the safe design and operation of the reactor. Thermal-hydraulic analysis for Siphon Breaker of the Core Cooling System (CCS); pools hot water layer; core chimney of CCS and spent fuel transport cask are presented, showing results, advantages, difficulties and drawbacks for each analyzed case. All are very distinct cases, involving phenomena that range from two-phase flow and thermal-stratification to lead melting. Beside the one-dimensional thermal hydraulic system Code RELAP5, Computational Fluid Dynamics (CFD) is shown to play an important role in the analysis being performed as it can detail the flow and temperature fields of complex components and phenomena, which are extremely difficult to model analytically or experimentally. Two experimental circuits designed to test RMB fuel elements performance are also presented.

    Palavras-Chave: computerized simulation; reactor design; reactor operation; reactor safety; rmb reactor; safety analysis; spent fuels; stratification; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 23430

    SAUER, MARIA EUGENIA L.J. . Análise de consequências de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no sítio do IPEN, para o prédio do reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2017. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-050-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: Este trabalho apresenta a análise de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no sítio do Ipen, com o objetivo de avaliar o potencial de danos destas ocorrências na integridade física e na operação do Reator Ipen/MB-01. Os resultados deste estudo serão utilizados para atualizar o Relatório de Análise de Segurança (RAS) da instalação, que deverá ser submetido à CNEN, como parte das exigências a serem cumpridas para obtenção da renovação da licença de operação, em razão da modificação do núcleo do reator. A partir das informações obtidas junto às áreas técnicas do instituto e do levantamento de dados em campo, foram identificadas amônia, GLP e óleo diesel como as substâncias perigosas presentes em maiores quantidades no Ipen. Dentre as hipóteses de acidentes postuladas numa Análise Preliminar de Perigos (APP), em função da periculosidade destas substâncias, foram selecionadas aquelas com potencial de gerar danos ao prédio do Reator Ipen/MB-01. Os dados necessários para a avaliação da vulnerabilidade do reator aos efeitos físicos gerados pelos acidentes postulados considerados relevantes foram obtidos das simulações dos cenários acidentais efetuadas com o aplicativo computacional PHAST Professional®- versão 7.1. Também são apresentadas considerações acerca da possibilidade da ocorrência de acidentes no transporte de produtos perigosos no sítio do Ipen, como fonte de risco para o Reator Ipen/MB-01.

    Palavras-Chave: safety analysis; safety reports; accident management; explosives; chemical spills; hazardous materials spills

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  • IPEN-DOC 26402

    RIOS, D.A.S. ; RIOS, P.B.; SORDI, G.M.A.A. ; CARNEIRO, J.C.G.G. . Análise de situações de exposição potencial em aceleradores de elétrons autoblindados. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 3, p. 1-15, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i3.851

    Abstract: Neste estudo foram estimadas as doses decorrentes de situações de exposição potencial em uma indústria de embalagens que utiliza um acelerador de elétrons autoblindado para a cura de tintas e vernizes em substratos poliméricos. Para isso foram avaliadas as probabilidades de falhas no sistema de segurança do acelerador e realizadas simulações envolvendo duas situações acidentais que poderiam levar à exposição potencial de Indivíduos Ocupacionalmente Expostos e Indivíduos do Público. Embora estas situações de exposição sejam pouco prováveis e envolva um número pequeno de indivíduos o estudo ressalta a importância de realizar exercícios de simulação permitindo identificar as possíveis falhas de operação e as consequências radiológicas para esse tipo de evento. Os exercícios de simulação realizados apontaram a necessidade de incluir a equipe de intervenção para saneamento do acidente, representada pela brigada de incêndio a qual foi incluída nos treinamentos periódicos de proteção radiológica. Além disso, as estimativas de falha no sistema de segurança e as doses resultantes demonstraram a conformidade aos requisitos de proteção radiológica.

    Palavras-Chave: accelerators; accidents; failures; occupational exposure; probabilistic estimation; radiation protection; safety analysis; self-shielding; simulation

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  • IPEN-DOC 27242

    BORGES, EDUARDO M. ; CONTI, THADEU das N. ; SANCHES, ANDREA ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2 / Loss of Coolant Accident Analysis by breaking of the pressurizer surge line of the Angra 2 nuclear power plant. Revista Internacional de Ciências, v. 10, n. 1, p. 3-21, 2020. DOI: 10.12957/ric.2020.44530

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% na linha de surto do pressurizador, que representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2, utilizadas nesta simulação, funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; pressurizers; r codes; reactor accident simulation; safety analysis; surges

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  • IPEN-DOC 24921

    LEE, SEUNG M. . Análise do acidente severo na Usina Nuclear Angra 2 utilizando o programa MELCOR. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Junho, 2018. (IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-006-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este trabalho simula um acidente de condições estendidas de projeto na Usina Nuclear ANGRA 2, utilizando o código MELCOR. A instalação nuclear ANGRA 2 foi escolhida pelo fato de se ter a sua modelagem já testada, por meio de simulações de alguns acidentes descritos em seu respectivo FSAR (Final Safety Analysis Report), com o RELAP5. O trabalho compara os resultados das simulações com condições diferentes a respeito das medidas mitigatórias do SAMG a fim de avaliar a eficácia de cada uma dessas medidas.

    Palavras-Chave: reactor accidents; angra-2 reactor; pwr type reactors; safety analysis; computer codes; loss of coolant; atmospheres; ambient temperature

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  • IPEN-DOC 24679

    SILVA, DAYANE F. . Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto / Analysis of the behavior of the Angra 2 reactor containment during a design basis accident . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 143 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533

    Abstract: Este trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

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  • IPEN-DOC 27267

    OLIVEIRA, ELLISON A. de . Análise Probabilística de Segurança Sísmica : requisitos regulatórios, diretrizes vigentes, estado da arte em métodos e aplicação para uma instalação nuclear experimental localizada no Estado de São Paulo - Brasil / Seismic Probabilistic Safety Assessment: regulatory requirements, current guidelines, state of the art methods and application for an experimental nuclear facility located in the State of São Paulo - Brazil . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 183 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-16092020-102750

    Abstract: A análise de segurança é uma das áreas mais importantes do projeto de uma instalação nuclear. Sua contribuição justifica-se como meio para a manutenção da proteção dos trabalhadores, indivíduos do público e do meio ambiente. Metodologias determinísticas e probabilísticas de análise de segurança continuamente são desenvolvidas e atualizadas com base na experiência operacional e investigação de ocorrência de incidentes ou acidentes. O conjunto de resultados obtidos permite uma avaliação e um entendimento de eventos iniciadores de acidentes. Um dos eventos que desafia continuamente a segurança de uma instalação nuclear é o fenômeno sísmico. A Análise Probabilística de Segurança Sísmica (APS Sísmica) é utilizada para estimar o risco de uma instalação nuclear induzido por eventos sísmicos. As Análises de Ameaça Sísmica, Demanda Sísmica e Fragilidade Sísmica são estudos de suporte para a APS Sísmica, permitindo uma avaliação do local e capacidade sísmica de estruturas, sistemas e componentes. A APS sísmica, por sua vez, tem como objetivo principal a verificação da contribuição de eventos sísmicos na frequência total de danos ao núcleo. Neste trabalho, são apresentados requisitos regulatórios, diretrizes vigentes e descrição das principais atividades relacionadas à metodologia de implementação da APS Sísmica. Uma aplicação simplificada da metodologia para uma instalação nuclear experimental localizada no Estado de São Paulo, Brasil, também é apresentada. Um acidente com pequena perda de refrigerante induzido por sismos (Seismic-SLOCA) foi escolhido como evento iniciador. Verificou-se que a estimativa pontual da frequência de danos ao núcleo, CDFSeismic-SLOCA, foi calculada em 4,56E-06/ano. Este cálculo foi baseado na possibilidade de ocorrência de 8 cenários sísmicos distintos, obtidos após a discretização da curva de ameaça sísmica do local e considerando cenários mais concentrados em valores baixos de aceleração espectral.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; regulations; reactor control systems; functional models; reactor cooling systems; safety analysis; frequency analysis; probabilistic estimation; seismic detection; damage; reactor cores; sbloca; loss of coolant; brazil

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  • IPEN-DOC 27726

    LOPEZ-SAUCEDO, FELIPE; FLORES-ROJAS, GUADALUPE G.; VARCA, JUSTINE P.R.O. ; VARCA, GUSTAVO H.C. ; BUCIO, EMILIO. Antimicrobial materials and devices for biomedical applications. In: UR-RAHMAN, ATTA (Ed.). Frontiers in Clinical Drug Research: Anti-Infectives. Singapore: Bentham Science Publishers, 2020. p. 78-126, v. 6, cap. 3. DOI: 10.2174/9789811425745120060005

    Abstract: Bioaccumulation in sanitary devices, caused by opportunistic pathogens, intervenes negatively in the recovery of a patient since these are able to provoke a mild or life-threatening infection. Thus, surfaces of certain materials such as gauzes, catheters, sutures, etc., which are adjacent or directly exposed to a healing zone, are prone to become sites for the growth, proliferation, and spread of pathogenic microorganisms. Although in surgical or healing processes, sterile materials are usually applied, the time of contact with biological interfaces is long enough to make the sterilization but not enough to control and prevent an infection since pathogens abound in the surroundings. Air, water, and soil can be potential vectors, without considering those factors related to iatrogenesis that also play a role in the opportunities for the patient's recovery. Within this context, engineered materials are currently being developed and explored towards devices and biomaterials with improved design, performance, duration, biocompatibility aiming to be safer for the user. The surface functionalization of materials with antimicrobial agents is a highlighted alternative to overcome this issue. This chapter addresses current antimicrobial materials, as well as strategies for obtaining antimicrobial surfaces and coating as well as their properties. In addition, the safety assessment of biomedical applications and international standards are discussed.

    Palavras-Chave: safety analysis; risk assessment; antimicrobial agents; coatings; surface properties; standardization

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  • IPEN-DOC 14719

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 3, p. 103-114, 2008.

    Palavras-Chave: eccs; risk assessment; failure mode analysis; nuclear power plants; experimental reactors; safety analysis; reliability

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  • IPEN-DOC 29006

    MENZEL, SILVIO C. . Apoio Técnico – Projeto BR3.01/12 entre CNEN e a União Europeia – Verificação da Análise Probabilística de Segurança de Incêndio – Normas de Referência e Observações Gerais Obtidas. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-CEN-038-00-RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12 (CNEN/União Européia)

    Abstract: Apresentar a relação de normas, códigos e regulamentos utilizados em atividades relacionadas a elaboração e verificação de documentos do tipo Análise Probabilística de Segurança de Incêndio e em especial utilizados na elaboração do documento APS de Incêndio de Angra 2, emitido pela AREVA e submetido pela Eletronuclear à CNEN, como parte do Projeto BR3.01/12, firmado entre a CNEN e a União Europeia. O presente relatório foi elaborado pelo grupo de especialistas do Centro de Engenharia Nuclear, CEN, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508-000, Cidade de São Paulo – SP.

    Palavras-Chave: probability; risk analysis; safety analysis; fires; fire prevention; angra-2 reactor; specifications; european union; standardization; safety standards; regulations

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  • IPEN-DOC 29005

    MENZEL, SILVIO C. . Apoio Técnico – Projeto BR3.01/12 entre CNEN e a União Europeia – Verificação da Análise Probabilística de Segurança de Incêndio – Usina Nuclear de Angra 2 – Relatório Completo de Acompanhamento. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-CEN-038-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12 (CNEN/União Européia)

    Abstract: Apresentar a evolução do trabalho de verificação da parte completa do documento de Análise Probabilística de Segurança de Incêndio de Angra 2, elaborado pela AREVA e submetido pela Eletronuclear à CNEN, como parte do Projeto BR3.01/12, firmado entre a CNEN e a União Europeia. Este relatório completo de acompanhamento terá a participação de especialistas do Centro de Engenharia Nuclear, CEN, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508-000, Cidade de São Paulo – SP.

    Palavras-Chave: probability; risk analysis; safety analysis; fires; fire prevention; angra-2 reactor; specifications; european union

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  • IPEN-DOC 29004

    MENZEL, SILVIO C. . Apoio Técnico – Projeto BR3.01/12 entre CNEN e a União Europeia – Verificação da Análise Probabilística de Segurança de Incêndio – Usina Nuclear de Angra 2 – Relatório Parcial de Acompanhamento. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-CEN-038-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12 (CNEN/União Européia)

    Abstract: Apresentar a evolução do trabalho de verificação do documento parcial de Análise Probabilística de Segurança de Incêndio de Angra 2, elaborado pela ARVA e submetido pela Eletronuclear à CNEN, como parte do Projeto BR3.01/12, firmado entre a CNEN e a União Europeia. Este relatório parcial de acompanhamento terá a participação de especialistas do Centro de Engenharia Nuclear, CEN, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508-000, Cidade de São Paulo – SP.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; safety analysis; probabilistic estimation; fire hazards; fire fighting; safety standards; recommendations

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  • IPEN-DOC 22808

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Application of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology in a Final Safety Analysis Report (FSAR) of a generic plant. In: INTERNATIONAL CONFERENCE OF THE CROATIAN NUCLEAR SOCIETY, 10th, June 5-8, 2016, Zadar, Croatia. Proceedings... 2016. p. 1-10.

    Abstract: The licensing process of a nuclear power plant is motivated by the need to protect humans and the environment from ionizing radiation and, at the same time, sets out the basis for the design and determining the acceptability of the plant. An important part of the licensing process is the realization of accident analysis related to the design basis, which should be documented in the Final Safety Analysis Report (FSAR). There are different options on accidents calculation area by combining the use of computer codes and data entry for licensing purposes. One is the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), which considers realistic input data and associated uncertainties. Applications of BEPU approaches in licensing procedures were initiated in the 2000s, first to analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA), and then to the accident analysis as a whole, documented in Chapter 15 of the FSAR. This work has as main objective the implementation of BEPU methodology in all analyses contained in FSAR, through the homogenization of the analytical techniques and identification of key disciplines and key topics in the licensing process.

    Palavras-Chave: uses; safety analysis; nuclear power plants; licensing; licensing procedures; safety

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  • IPEN-DOC 25575

    WAKASUGI, DENISE S.M. . Avaliação da concentração de 226 Ra, 228 Ra, 210Pb e 210 Po e caracterização química inorgânica das águas minerais dos Parques das Águas de Águas de Contendas e Lambari - MG / Assessment of the concentration of the 226Ra, 228Ra, 210Pb and 210Po and inorganic chemical characterization of mineral waters of Parques das Águas of Águas de Contendas and Lambari - MG . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 273 p. Orientador: Sandra Regina Damatto. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-01022019-111224

    Abstract: A radioatividade natural das águas é proveniente dos elementos radioativos nela dissolvidos e dos gases de alguns elementos radioativos difundidos das rochas subterrâneas. Quando se considera a geoquímica dos radionuclídeos naturais no ambiente aquático, os elementos de maior interesse do ponto de vista de risco à saúde são os isótopos de rádio (Ra), os de radônio (Rn) e os de urânio (U), por apresentarem maior solubilidade em água. Uma vez que a dieta humana é a principal fonte de absorção da radioatividade natural e de exposição interna do homem, o consumo de águas minerais pode aumentar significativamente a probabilidade de ingestão de altas concentrações de radionuclídeos naturais nelas dissolvidos. O objetivo geral do presente trabalho foi determinar as concentrações de atividade dos radionuclídeos 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po nas águas minerais das fontes dos Parques das Águas de Águas de Contendas e de Lambari, MG, para avaliar as doses efetivas comprometidas devido à ingestão destas águas e realizar a caracterização química inorgânica, determinando os elementos químicos Ag, Al, As, Ba, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, K, Mg, Mn, Na, Ni, Pb, Se, Ti, V e Zn. Os objetivos específicos foram verificar a influência da sazonalidade na concentração de atividade dos radionuclídeos e dos elementos químicos analisados e determinar os parâmetros físicos e físico-químicos como temperatura, vazão, pH, CE, STD. As técnicas analíticas empregadas para determinar as concentrações de atividade foram a de alfa e beta total após separação radioquímica para os radionuclídeos 226Ra, 228Ra e 210Pb com determinação em detector proporcional de fluxo gasoso e baixa radiação de fundo e de espectrometria alfa após separação radioquímica para o radionuclídeo 210Po com determinação em espectrômetro alfa. Os valores de concentrações de atividade obtidos variaram de 7,71 ± 0,27 mBq L-1 a 250 ± 3 mBq L-1 para o 226Ra, de < LID (3,7 ± 0,1 mBq L-1) a 244 ± 4 mBq L-1 para o 228Ra, de < LID (4,9 ± 0,4 mBq L-1) a 57,1 ± 3,0 mBq L-1 para o 210Pb e de < LID (3,3 ± 0,4 mBq L-1) a 15,7 ± 1,1 mBq L-1 para o 210Po. O cálculo da dose efetiva comprometida para a ingestão de água mineral contendo 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po foi realizado para o corpo inteiro (He), em crianças de 5 anos, adolescentes de 15 anos e adultos até 70 anos, e para os principais órgãos afetados (Ho), em adultos até 70 anos, após a ingestão da água mineral. Os maiores valores de dose para o corpo inteiro foram de 273 ± 14 μSv a-1 para o 226Ra, 945 ± 15 μSv a-1 para o 228Ra, 79,2 ± 4,2 μSv a-1 para o 210Pb, em adolescentes de 15 anos e, de 40,4 ± 2,9 μSv a-1 para o 210Po em crianças de 5 anos. Para a caracterização química inorgânica foi utilizada a espectrometria de fluorescência de raios X por energia dispersiva (EDXRF) que apresentou os elementos Co e Cu abaixo do limite mínimo de quantificação e os elementos Ag e V com maiores concentrações e, a espectrometria de emissão óptica com plasma de argônio (ICP-OES) que apresentou o elemento Cr abaixo do limite mínimo de quantificação e os elementos Ca, Fe e Na com maiores concentrações. Assim, mediante os resultados obtidos e aos testes estatísticos aplicados: análise de Cluster, coeficiente de correlação de Pearson e ANOVA, conclui-se que existe a correlação entre a precipitação pluviométrica e a sazonalidade das concentrações dos radionuclídeos e dos elementos químicos inorgânicos em estudo, que o radionuclídeo que apresentou maior concentração em Águas de Contendas foi o 228Ra para a maioria das fontes e em Lambari foi o 226Ra, também na maioria das fontes e, como consequência, as maiores doses obtidas também foram para os radionuclídeos naturais 226Ra e 228Ra.

    Palavras-Chave: radioactivity; natural radioactivity; environmental exposure; radium 226; radium 228; polonium 210; lead 210; internal irradiation; biogeochemistry; isotopes; detection; isotope separation; radiation detection; water treatment; ground water; underground storage; public health; drinking water; risk assessment; safety analysis; brazil

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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