Navegação Teses por assunto "nuclear power plants"

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  • IPEN-DOC 21899

    SANTOS, GEAN R. dos . Algoritmo de colônia de formigas e redes neurais artificiais aplicados na monitoração e detecção de falhas em centrais nucleares / Ant colony optimization and artificial neural networks applied on monitoring and fault detection in nuclear power plants . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 62 p. Orientador: - Iraci Martinez Pereira Gonçalves. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-02082016-144618

    Abstract: Um desafio recorrente em processos produtivos é o desenvolvimento de sistemas de monitoração e diagnóstico. Esses sistemas ajudam na detecção de mudanças inesperadas e interrupções, prevenindo perdas e mitigando riscos. Redes Neurais Artificiais (RNA) têm sido largamente utilizadas na criação de sistemas de monitoração. Normalmente as RNA utilizadas para resolver este tipo de problema são criadas levando-se em conta apenas parâmetros como o número de entradas, saídas e quantidade de neurônios nas camadas escondidas. Assim, as redes resultantes geralmente possuem uma configuração onde há uma total conexão entre os neurônios de uma camada e os da camada seguinte, sem que haja melhorias em sua topologia. Este trabalho utiliza o algoritmo de Otimização por Colônia de Formigas (OCF) para criar redes neurais otimizadas. O algoritmo de busca OCF utiliza a técnica de retropropagação de erros para otimizar a topologia da rede neural sugerindo as melhores conexões entre os neurônios. A RNA resultante foi aplicada para monitorar variáveis do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN. Os resultados obtidos mostram que o algoritmo desenvolvido é capaz de melhorar o desempenho do modelo que estima o valor de variáveis do reator. Em testes com diferentes números de neurônios na camada escondida, utilizando como comparativos o erro quadrático médio, o erro absoluto médio e o coeficiente de correlação, o desempenho da RNA otimizada foi igual ou superior ao da tradicional.

    Palavras-Chave: fault tree analysis; nerve cells; hidden variables; material balance; algorithms; programming; neural networks; on-line measurement systems; reactor monitoring systems; iear-1 reactor; nuclear power plants; layers

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  • IPEN-DOC 12438

    SILVA, AUCYONE A. da . An integrated approach for plant monitoring and diagnosis using multiresolution wavelet analysis. 1997. Tese (Doutoramento) - The University of Tennessee, Knoxville. 221 p.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; monitoring; system failure analysis; fourier transformation; wavelengths

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  • IPEN-DOC 05655

    BRAGA, CLAUDIA C. . Analise de sensibilidade para modelagem semi-mecanistica de acidentes severos. 1994. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 94 p. Orientador: Horacio Nakata.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor cores; accidents; sensitivity analysis; programming

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  • IPEN-DOC 18249

    FORMIGONI, ANDRE L. . Análise de defeitos em tubos de geradores de vapor de usinas nucleares utilizando a transformada de Hilbert-Huang em sinais de inspeção por correntes parasitas / Defects diagnosis of nuclear power plant steam generator tubes using the Hilbert-Huang transform in eddy current testing signals . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-24082012-134522

    Abstract: Os tubos de Geradores de Vapor em Reatores Nucleares do tipo PWR são submetidos a diferentes níveis de tensões e carregamento em altas temperaturas, reduzindo sua vida útil devido o surgimento de defeitos e corrosão. A inspeção por Correntes Parasitas é um ensaio não destrutivo usado para diagnosticar defeitos de corrosão e descontinuidades na superfície externa e interna em tubos de trocadores de calor. Esses tubos estão sujeitos a danos por diferentes mecanismos de degradação mecânica e química, tais como trincas por fadiga e corrosão sob tensão. Os sinais de inspeção por Correntes Parasitas são afetados por diferentes ruídos dificultando sua análise pelo inspetor. Esse trabalho apresenta os resultados da análise dos sinais de Correntes Parasitas usando a Transformada de Hilbert-Huang (THH) funcionando como filtro de ruídos (De-noising), como uma técnica alternativa de processamento e análise de sinais. A Transformada de Hilbert-Huang teve esse nome atribuído pela agência espacial norte-americana (NASA) para o resultado da reunião de dois processos, um método de decomposição empiricamente modal (Empirical Mode Decomposition EMD), seguido da análise espectral de Hilbert (Hilbert Spectral Analysis HSA). Os sinais de inspeção por correntes parasitas possuem características de transiente, não estacionário e não linear. A transformada de Hilbert-Huang aplicada neste trabalho forneceu dois recursos alternativos em processamento de sinais; o pré-processamento que funcionou como filtro de ruídos, e outro de análise de sinais, responsável pela identificação das características tempo-frequência-energia do sinal.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; steam generators; tubes; heat exchangers; corrosion fatigue; corrosive effects; surfaces; tracer techniques; eddy current testing; electromagnetic testing

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  • IPEN-DOC 23087

    CUNTO, GABRIEL G. de . Aplicação do conceito "vazamento antes da falha" (LEAK BEFORE BREAK) em tubulações de aço 316LN soldado com metal de adição 316L / Application of Leak Before Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316L . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 102 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10042017-151324

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado.

    Palavras-Chave: mechanical properties; cracks; failures; fracture mechanics; fractures; leaks; pipes; stainless steel-316l; welding; tensile properties; elasticity; mechanical tests; materials testing; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 20171

    FERREIRA, NELSON L.D. . Aplicação dos conceitos de indivíduo representativo e de grupo crítico para o controle ambiental de instalações nucleares no Brasil / The use of representative person and critical group concepts for environmental control of nuclear facilities in Brazil . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Barbara Paci Mazzilli. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-06102014-084721

    Abstract: De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; environmental impacts; icrp critical group; personnel; radioactive effluents; radioactive wastes; radioisotopes; uranium hexafluoride; radiation monitoring; radiation protection

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  • IPEN-DOC 00721

    GOMES, EDSON . Avaliacao da integridade do vaso de pressao dos reatores Angra II/III pela analise de tensoes. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, 115 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: power plants; nuclear power plants; pressure vessels; reactor safety; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 24977

    SMITH, RICARDO B. . Bases de projeto para a automatização do sistema de garantia da qualidade em gerência de rejeitos radioativos / Project bases for the automation of a quality assurance system in radioactive waste management . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 160 p. Orientador: Roberto Vicente. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-29062018-144015

    Abstract: O projeto, operação e descomissionamento de uma unidade de tratamento e armazenamento de rejeitos requerem que sejam observados os requisitos regulatórios referentes à garantia da qualidade nuclear, conforme o Regulamento CNENNN1.16 "Garantia da Qualidade para a Segurança de Usinas Nucleoelétricas e Outras Instalações", da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Entretanto, embora a aplicação do regulamento seja obrigatória, o documento da CNEN apresenta requisitos para qualquer tipo de instalação nuclear, sendo por isso genérico e pouco detalhado em relação às ações necessárias para garantir que os requisitos mais específicos de uma unidade de tratamento e armazenamento de rejeitos sejam observados. Além disso, não existem comercialmente ferramentas informatizadas já prontas para utilização, mas somente programas para gestão de qualidade que requerem uma adaptação através da inclusão de conjuntos de dados específicos do programa de controle da qualidade de uma instalação de gestão de rejeitos, ou então o desenvolvimento de uma ferramenta personalizada. Desta forma, o objetivo deste trabalho é buscar informações que permitam o desenvolvimento de bases para um sistema informatizado de garantia da qualidade que esteja em conformidade com o regulamento da CNEN NN-1.16, e que possa vir a englobar os procedimentos específicos para uma instalação de tratamento e gestão de rejeitos radioativos.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; quality assurance; computerized control systems; programming; nuclear facilities; nuclear power plants; reporting requirements; regulations; standardization

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  • IPEN-DOC 12905

    MOLNARY, LESLIE de . Caracterizacao de um modelo de camada limite planetaria para avaliar liberacoes de radionuclideos em instalacoes nucleares. 1993. Dissertacao (Mestrado) - Instituto Astronomico e Geofisico, Universidade de Sao Paulo - IAG/USP, Sao Paulo. 122 p. Orientador: Amauri Pereira de Oliveira.

    Palavras-Chave: atmospheres; boundary conditions; radionuclide migration; nuclear power plants; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 25664

    SERRA, PEDRO L.S. . Cálculo da fração de vazio em escoamentos bifásicos (gás/líquido) a partir da identificação de bolhas em imagens digitais / Two-phase flow void fraction estimation based on bubble segmentation and dimensioning using neural nets and modified randomized hough transform . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 194 p. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-16082017-093919

    Abstract: A Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA - "International Atomic Energy Agency") vem incentivando o desenvolvimento de sistemas passivos de refrigeração em plantas nucleares visando a simplificação e o incremento da confiabilidade em funções essenciais de segurança nos projetos de uma próxima geração de reatores nucleares refrigerados a água. O principal fundamento desses sistemas é o emprego da circulação natural como sistema de segurança aplicável em operações de desligamento do reator para manutenção ou na ocorrência de acidentes. A circulação natural é um fenômeno que surge em virtude do gradiente de temperatura em pontos diferentes do circuito de refrigeração. Em condições extremas de estabilidade têm-se o estabelecimento do escoamento bifásico gás/líquido podendo configurar-se segundo diferentes regimes. A fração de vazio é reconhecida como um dos parâmetros chave na predição da ocorrência de instabilidades do escoamento bifásico. Apresenta-se neste trabalho uma inovadora metodologia para estimativa da fração de vazio a partir de imagens digitais capturadas diretamente de circuitos experimentais que geram o escoamento bifásico. O método é baseado na aquisição de imagens, com controle da profundidade de campo, de uma seção do Circuito de Circulação Natural (CCN) presente no IPEN/CNEN-SP. A imagem é segmentada com base na inferência fuzzy de diferentes parâmetros de segmentação e ajustada ao foco utilizado na sua aquisição. Ela é varrida de um modo inédito e iterativo, utilizando máscaras de diferentes tamanhos integrando um conjunto de redes neurais com a Transformada Randomizada de Hough. Cada diferente tamanho de máscara é escolhido de acordo com os tamanhos das bolhas que são os objetos de interesse. O volume da bolha é estimado baseado em sua projeção plana capturada nas imagens digitais. O cálculo da fração de vazio considera o volume da seção geométrica do escoamento no tubo de vidro cilíndrico e a profundidade de campo utilizada e nos parâmetros geométricos inferidos para cada bolha detectada. Os resultados mostraram que a integração entre o conjunto de redes neurais e a Transformada Randomizada de Hough aumentaram a robustez das estimativas do sistema.

    Palavras-Chave: flying spot digitizers; cathode ray tube digitizers; data visualization; image processing; image scanners; digital systems; two-phase flow; fluid flow; steam; gasers; natural convection; void fraction; gravimetry; power reactors; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 19999

    MENZEL, FRANCINE . Cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1,2 e 3 utilizando o programa SIMPACTS / Calculating environmental cost of nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the SIMPACTS program . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 132 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-24032014-162345

    Abstract: Cálculo de custo ambiental é um conceito que surgiu a partir da crescente atenção dada às questões ambientais. Um impacto ambiental, convertido em termos econômicos, é um custo ambiental. Para esse cálculo, são utilizados programas computacionais, como o Simplified Approach of Estimating Impacts of Electricity Generation (SIMPACTS), que é um código que estima e quantifica os custos dos danos ambientais e danos à saúde ocasionados por diferentes tecnologias de geração de eletricidade. O objetivo desse trabalho é realizar o cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3. Os resultados foram comparados com os dados do reator de Balakovo, da hidrelétrica Serra da Mesa e de uma usina a carvão genérica na França, contidos no próprio programa. O SIMPACTS possui três módulos: AIRPACTS, para quantificar os impactos e custos dos danos causados pelas emissões atmosféricas; NUKPACTS, para avaliar as doses coletivas e os efeitos na saúde latentes da operação de rotina de instalações nucleares e usinas a carvão; HYDROPACTS, para calcular os custos dos danos das barragens de hidrelétricas decorrentes da reinstalação de pessoas em virtude de inundações e perda de uso da terra. Nesse trabalho, foram utilizados os módulos NUKPACTS e HYDROPACTS para a realização dos cálculos. Os resultados indicam que um reator nuclear, quando comparado a uma hidrelétrica e termoelétrica de potência similar, causa menores impactos associados e, portanto, um menor custo ambiental. Por essa razão, do ponto de vista dos seus impactos ambientais, os reatores nucleares se tornam uma fonte de geração de energia atrativa.

    Palavras-Chave: brazil; nuclear power plants; environmental impacts; cost; s codes; power reactors; nuclear energy; environmental protection; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 12432

    MESQUITA, ROBERTO N. de . Classificação de defeitos em tubos de gerador de vapor de plantas nucleares utilizando mapas auto-organizáveis. 2002. Tese (Doutoramento) - Escola Politecnica, Universidade de São Paulo - POLI/USP, São Paulo. 205 p. Orientador: Eduardo Lobo Lustosa Cabral.

    Palavras-Chave: eddy current testing; vapor generators; reactor components; nuclear power plants; neural networks; steam generators; fuzzy logic

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  • IPEN-DOC 28913

    SCHOTT, SANDRO M.C. . Classificação de padrões de escoamento bifásico por meio de redes neurais convolucionais / Two-phase flow pattern classification based on convolutional neural networks . 2021. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 142 p. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-10062022-125100

    Abstract: Sistemas passivos, como circulação natural, têm sido cada vez mais utilizados para refrigeração de reatores nucleares. A capacidade de um fluido de transferir calor está fortemente relacionada com seu padrão de escoamento, especialmente quando em escoamento bifásico. Estes padrões vêm sendo utilizados em experimentos e modelos de predição de parâmetros que medem esta capacidade. Uma das técnicas não invasivas que vêm sendo utilizadas é a automatização da determinação do padrão de escoamento por meio de imagens. Este trabalho aplicou Redes Neurais Convolucionais para a classificação de imagens de diferentes padrões de escoamento bifásico relacionados à instabilidade chugging da circulação natural. Estas redes, que têm sido o estado-da-arte em classificação de imagens, não se baseiam em características pré-escolhidas, permitindo investigação de novas características para essa tarefa. São comparadas arquiteturas destas redes com diferentes graus de complexidade. Atualmente, a aplicação destas redes ao problema de escoamento bifásico é uma área pouco explorada. No subconjunto de teste, foi obtido um F1-Score médio ponderado de 0,99 e uma acurácia de 99,5%. Os resultados do trabalho mostram que as redes neurais convolucionais apresentam um bom desempenho preditivo e que detêm recursos ainda não explorados para fins de classificação de padrões em imagens de escoamento bifásico.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor materials; refrigerants; two-phase flow; natural convection; image processing; pattern recognition; artificial intelligence

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  • IPEN-DOC 23346

    CUNHA, RAQUEL D.S. da . A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro / Risk communication in preparation for nuclear emergencies: a case study in Angra dos Reis, Rio de Janeiro . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-085924

    Abstract: O gerenciamento de riscos em uma instalação nuclear é necessário para a segurança de trabalhadores e de populações vizinhas. Parte desse processo é a comunicação dos riscos que propicia o diálogo entre gestores da empresa e moradores das áreas de risco. A população que conhece os riscos a que está exposta, como esses riscos são gerenciados e o que deve ser feito em uma situação de emergência tende a se sentir mais segura e a confiar nas instituições responsáveis pelo plano de emergência. Sem diálogo entre empresa e público, o conhecimento dos procedimentos a serem seguidos em caso de acidente não chega à população, ou quando chega, não há confiança dessas pessoas na sua eficácia. Em Angra dos Reis, no litoral sul do Estado do Rio de Janeiro, está a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. No entorno dessa Central Nuclear existe uma população que, de acordo com o Plano de Emergência Externo (PEE/RJ), deverá ser evacuada ou ficar abrigada, caso ocorra um acidente na instalação. Um trabalho de comunicação de riscos entre esses moradores é necessário para que eles conheçam o plano de emergência e os procedimentos corretos para uma situação de emergência, além de buscar esclarecer dúvidas e mitos. Esse trabalho apresenta uma análise da comunicação dos riscos feita para a população local, a percepção que ela tem dos riscos e o grau de conhecimento do plano de emergência externo por parte dessas pessoas.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; risk assessment; probabilistic estimation; safety analysis; safety margins; seismicity; communications; human factors; shielding; human populations; working conditions; personnel; emergency plans; source terms; mto model; reliability; alara; optimization; radiation hazards; radiation protection; licensing regulations

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  • IPEN-DOC 04288

    LOPEZ, LUIZ A.N.M. . Concepcao e simulacao estatica do circuito secundario de usinas nucleares de pequena potencia. 1989. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 256 p. Orientador: Jose Maria Saiz Jabarbo.

    Palavras-Chave: programming; nuclear power plants; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 09059

    CARNEIRO, ALVARO L.G. . Desenvolvimento de sistema de monitoracao e diagnostico aplicado a valvulas moto-operadas utilizadas em centrais nucleares. 2003. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 115 p. Orientador: Aucyone Augusto da Silva.

    Palavras-Chave: reactor components; valves; monitoring; maintenance; failures; expert systems; fuzzy logic; transients; signals; nuclear power plants; computer codes

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  • IPEN-DOC 02036

    ASSUMPCAO FILHO, EDUARDO O. . Desenvolvimento de uma metodologia de validacao de sinais baseada na analise sequencial e no filtro Kalman extendido. 1993. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 100 p. Orientador: Horacio Nakata.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; operation; monitoring; signals; safety; control systems

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  • IPEN-DOC 02296

    GONCALVES, IRACI M. P. . Determinacao do tempo de resposta de sensores de temperatura do tipo RTD atraves de medidas in situ. 1985. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 87 p. Orientador: Artur Jose Goncalves Faya.

    Palavras-Chave: temperature monitoring; nuclear power plants; response functions

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  • IPEN-DOC 00988

    GOMES, ARIVALDO V. . Dinamica e controle de um gerador de vapor do tipo passo-unico. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 177 p. Orientador: Ahmet Aydin Konuk.

    Palavras-Chave: breeder reactors; breeding; heat exchangers; power plants; nuclear power plants; steam; steam generators

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  • IPEN-DOC 11265

    SINGER, EUGENIO da M. . Distribuicao de temperatura da baia de Piraquara de Fora, resultante da liberacao do calor residual da central nuclear almirante Alvaro Alberto em Angra dos Reis e seus possiveis efeitos ecologicos. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, 298 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: contamination; pollution; environment; power plants; nuclear power plants; waste disposal

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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.