Navegação Periódicos - Artigos por assunto "accidents"
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Navegação Periódicos - Artigos por assunto "accidents"
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MENZEL, FRANCINE
; SABUNDJIAN, GAIANE
. Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo.
Revista Brasileira de Energia,
v. 19,
n. 2,
p. 143-153,
2013.
Abstract:
Análises de risco consistem em importantes instrumentos para auxílio na
tomada de decisão, principalmente relacionadas às escolhas energéticas e
suas consequências ambientais. O objetivo do artigo é analisar o risco associado
com a implantação e operação de uma instalação nuclear e comparar
com o risco associado de outras fontes de energia, como o petróleo. Foi
feita uma análise de risco baseada no número de reatores-ano e no número
de acidentes que já ocorreram no mundo em usinas nucleares. O mesmo
foi feito baseado no número de refinarias-ano e no número de acidentes
que já ocorreram no mundo em refinarias de petróleo. Nossos resultados
mostraram que o risco de acidente em uma usina nuclear no mundo é
menor quando comparado com o risco associado à produção de petróleo.
Acreditamos que a análise proposta pode influenciar os processos de tomada
de decisão na área ambiental e contribuir para um futuro energético
mais sustentável.
Palavras-Chave: risk assessment; accidents; nuclear facilities; petroleum; petroleum refineries; environmental impact statements; nuclear power plants; reactors
. Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo. Revista Brasileira de Energia, v. 19, n. 2, p. 143-153, 2013. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27619. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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
. 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. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30377. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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SILVA, DAYANE F.
; LIMA, ANA C. de S.
; SABUNDJIAN, GAIANE
. Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code.
International Journal of Development Research,
v. 8,
n. 11,
p. 24166-24172,
2018.
Abstract:
During a nuclear power plant basic design accident, the containment integrity is a determining
factor for the accident severity. The pressure and temperature conditions inside the containment in
case of a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) must be verified. This paper presents
a containment pressure and temperature analysis methodology of a Brazilian PWR, Angra 2,
using a code that simulates guillotine rupture - RELAP5 - and the COCOSYS code, which
analyzes the containment pressure from the accident conditions. The Angra 2 containment
behavior results during the design basis accidents studied - primary cooling system cold and hot
legs guillotine ruptures - were satisfactory when compared to those presented in the Final Safety
Analysis Report (FSAR / A2) and the pressure distributions were below the containment design
pressure value (6.3bar).
Palavras-Chave: lbloca; computer codes; accidents; containment; computerized simulation; pressure dependence; c codes; reactor accidents; angra-2 reactor; team generators
. Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code. International Journal of Development Research, v. 8, n. 11, p. 24166-24172, 2018. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29933. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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LOPES, VALDIR M.
; SORDI, GIAN M.A.A.; MORALLES, MAURICIO
; MADI FILHO, TUFIC
. A probabilistic safety analysis of incidents in nuclear research reactors.
Radiation Protection Dosimetry,
v. 150,
n. 2,
p. 245-247,
2012.
Palavras-Chave: research reactors; safety analysis; accidents; probability; radiation protection; statistics
. A probabilistic safety analysis of incidents in nuclear research reactors. Radiation Protection Dosimetry, v. 150, n. 2, p. 245-247, 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4148. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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NASCIMENTO, C.S. do; ANDRADE, D.A.
; MESQUITA, R.N. de
. Psychometric model for safety culture assessment in nuclear research facilities.
Nuclear Engineering and Design,
v. 314,
p. 227-237,
2017.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2017.01.022
Abstract:
A safe and reliable operation of nuclear power plants depends not only on technical performance, but also
on the people and on the organization. Organizational factors have been recognized as the main causal
mechanisms of accidents by research organizations through USA, Europe and Japan. Deficiencies related
with these factors reveal weaknesses in the organization’s safety culture. A significant number of instruments
to assess the safety culture based on psychometric models that evaluate safety climate through
questionnaires, and which are based on reliability and validity evidences, have been published in health
and ‘safety at work’ areas. However, there are few safety culture assessment instruments with these characteristics
(reliability and validity) available on nuclear literature. Therefore, this work proposes an
instrument to evaluate, with valid and reliable measures, the safety climate of nuclear research facilities.
The instrument was developed based on methodological principles applied to research modeling and its
psychometric properties were evaluated by a reliability analysis and validation of content, face and construct.
The instrument was applied to an important nuclear research organization in Brazil. This organization
comprises 4 research reactors and many nuclear laboratories. The survey results made possible a
demographic characterization and the identification of some possible safety culture weaknesses and
pointing out potential areas to be improved in the assessed organization. Good evidence of reliability
with Cronbach’s alpha coefficient of 0.951 was obtained. Validation method was based on Exploratory
Factor Analysis (EFA), using Principal Components Analysis (PCA) and Varimax orthogonal factor rotation.
The results confirmed the unidimensionality of the items and, almost entirely, the conceptual framework
of the safety culture proposed for the instrument. However, the results also suggested that some adjustments
to the conceptual framework of the instrument must be performed in case of a new application.
Palavras-Chave: accidents; human factors; nuclear power plants; organizational models; performance; brazil; reliability; research reactors; safety culture
. Psychometric model for safety culture assessment in nuclear research facilities. Nuclear Engineering and Design, v. 314, p. 227-237, 2017. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2017.01.022. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27170. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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BORGES, EDUARDO M.
; CONTI, THADEU das N.
; SABUNDJIAN, GAIANE
. Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2 / Simulation of the loss of coolant accident in the emergency core cooling system line connected to cold leg of the primary loopof ANGRA 2.
Ciência, Tecnologia & Ambiente,
v. 4,
n. 1,
p. 45-55,
2016.
DOI:
10.4322/2359-6643.04107
Abstract:
Devido a ocorrência de acidentes nucleares, organizações reguladoras nucleares mundiais incluiram a análise de
acidentes considerados como acidentes base de projeto – Perda de Refrigerane Primario grande ou pequenas-rupturas
(Losso of Coolant Accident - LOCA) e incluí-los nos relatórios de análise de segurança de instalações nucleares. No
Brasil, a ferramenta selecionada pela autoridade de licenciamento, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN),
é a o código RELAP5. Este trabalho tem por objetivos simular e avaliar o acidente postulado de perda de refrigerante
na linha do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo, que está conectada à perna fria do circuito primário da
usina nuclear ANGRA 2. A área da ruptura é de 380 cm2 que é considerado um acidente de perda de refrigerante por
pequena ruptura, conhecido como Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA), que é descrito no Capítulo 15
do Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2 – RFAS/A2. A metodologia utilizada para para atingir os
objetivos deste trabalho é a simulação do acidente proposto com o código RELAP5, que é um programa com filosofia
best estimate. As condições iniciais e de contorno adotadas na simulação são as mesmas mencionadas no RFAS/A2 e
que são descritas no trabalho. Os resultados obtidos mostraram que o Sistema de Proteção do Reator e o Sistema de
Resfriamento de Emergência do Núcleo de ANGRA 2 atuaram corretamente durante o evento simulado, mantendo a
integridade do núcleo com temperaturas bem abaixo do valor limite (1200°C). Os resultados obtidos durante o acidente
podem ser considerados satisfatórios, quando comparados aos dados apresentados no Relatório de Final de Análise de
Segurança de ANGRA 2.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; r codes; accidents; loss of coolant; emergency plans; pwr type reactors
. Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 4, n. 1, p. 45-55, 2016. DOI: 10.4322/2359-6643.04107. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27730. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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MARTINS, MARIA da P.S.; ANDRADE, DELVONEI A. de
. Study of human factors and its basic aspects, focusing the operators of IEA-R1 research reactor.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 10,
n. 1,
p. 20-23,
2008.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; nuclear operators; human factors; failures; accidents
. Study of human factors and its basic aspects, focusing the operators of IEA-R1 research reactor. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 1, p. 20-23, 2008. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4955. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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COSTA, Z.M.; PONTUSCHKA, W.M.; CAMPOS, L.L.
. Study of the ESR signal of gamma irradiated hydroxyapatite for dose assessment.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research,
v. 218,
Section B,
p. 283-288,
2004.
Palavras-Chave: apatites; electron spin resonance; teeth; enamels; personnel dosimetry; accidents
. Study of the ESR signal of gamma irradiated hydroxyapatite for dose assessment. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, v. 218, p. 283-288, 2004. Section B. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/5730. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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VANNI, SILVIA R.; SABUNDJIAN, GAIANE
; MARTINS, MARIA da P.S.. The awarebess if the functional and near population with the relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 14,
n. 2,
p. 62-67,
2012.
Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; personnel; working conditions; human populations; nuclear energy; safety culture; public information; accidents
. The awarebess if the functional and near population with the relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, n. 2, p. 62-67, 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4124. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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.
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.
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.