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

SILVA, DAYANE F. Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto. Orientador: Gaianê Sabundjian. 2017. 143 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28896. Acesso em: $DATA.

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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

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. Orientador: Sandra Regina Damatto. 2018. 273 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-01022019-111224. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29789. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho apresenta uma metodologia para avaliação de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares. A metodologia adota a frequência de dano ao núcleo como principal medida de risco para avaliar as diferentes arquiteturas dos sistemas de energia elétrica de uma instalação nuclear, subsidiando a seleção do projeto e o licenciamento destas instalações. Entre as motivações do trabalho está a ausência de uma base normativa que seja específica para o projeto de instalações nucleares que diferem das usinas nucleares de potência convencionais. A adoção de normas de usinas nucleares de potência para aplicação em outros tipos de instalações nucleares, nomeadas não convencionais, não leva em consideração suas particularidades funcionais e operacionais, impondo critérios muitas vezes superestimados, que podem acarretar, inclusive, em um aumento do risco financeiro para execução dos projetos. Nestes casos, análises probabilísticas de segurança tornam-se ferramentas imprescindíveis para o projeto e o licenciamento destas instalações nucleares. Como estudo de caso, considerou-se uma instalação nuclear não convencional com aplicações navais em que foram realizadas, no ambiente do software CAFTA, modelagens e quantificações das falhas dos sistemas responsáveis por garantir a segurança nuclear dessa instalação em modo de desligamento, durante uma parada para troca de combustíveis. Destaca-se neste estudo uma análise comparativa das possíveis configurações dos sistemas elétricos e a influência destas para o risco global da instalação. Como resultado, em função das particularidades funcionais, recomenda-se a revisão da base normativa das instalações nucleares não convencionais com aplicações navais.

Palavras-Chave: nuclear facilities; reactor sites; ship propulsion reactors; power systems; electric power industry; design; licensing; shutdown; outages; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis

BORSOI, SAD S. Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2022. 165 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-04082022-145120. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33261. Acesso em: $DATA.

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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

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. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2017. 135 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-085924. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28029. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.

Palavras-Chave: probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; eccs; fault tree analysis; loss of coolant; primary coolant circuits; pipes; reactor cores; iear-1 reactor; accidents

HIRATA, DANIEL M. Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1. Orientador: Gaiane Sabundjian. 2009. 105 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9483. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; fuel rods; reactor cores; burnup; rare earths; gadolinium; uranium hexafluoride; pwr type reactors; nuclear models; analytical solution; parametric analysis; safety analysis; programming; simulation

MATTOS, CARLOS E. Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. 2018. 94 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29607. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A disseminação da informação ganhou novas dinâmicas com o estabelecimento da sociedade em rede, que constrói suas relações ao redor das redes digitais. Essas mudanças na maneira de gerar e consumir dados trouxeram novos desafios no contexto da gestão da informação, especialmente em situações de crise. Nesse trabalho será realizada uma análise crítica da gestão da informação e da comunicação com o público em situações de crise, através do método de estudo de caso. Também será analisado como têm sido desenvolvidos os processos de gestão da informação nesses casos a partir de protocolos como o da Agência Internacional de Energia Atômica, da ética no processo de disseminação seletiva da informação e de manutenção do poder relacionando os conceitos de Maquiavel e Castells, além das impressões de profissionais da comunicação obtidas em entrevistas presenciais. A maioria denota falhas de planejamento e de doutrinas de resposta coordenada à uma situação de crise, mediante o emprego inadequado de um elemento básico da manutenção do poder na sociedade em rede: a comunicação. Encará-la como ativo estratégico é fator fundamental para alcançar resultados positivos no contexto da gestão da informação em situações de crise. O estabelecimento de comitês permanentes nas instituições, a promoção de situações simuladas, a confecção de manuais orientadores que sejam revistos à luz dos resultados empíricos e de análise da sociedade, a nomeação de um porta-voz oficial e uma comunicação proativa, que aproxime a entidade da sociedade, são recomendações conclusivas desse trabalho.

Palavras-Chave: resource management; nuclear data collections; risk assessment; safety analysis; safety margins; safety culture; human factors; quality assurance; safety engineering; information systems; data processing; data transmission systems; information theory; man-machine systems; computerized control systems; communications

SANTOS, RAPHAEL A.V. dos. Gestão da informação em situações de crise : reflexões sobre a comunicação com o público no contexto da sociedade em rede. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. Coorientador: Delvonei Alves de Andrade. 2020. 247 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-07102020-083114. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31530. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As fontes radioativas seladas em desuso, descartadas como rejeito radioativo, constituem uma parcela dos rejeitos radioativos que merece atenção especial, por sua atividade possuir potencial para causar doses de radiação elevadas, em indivíduos inadvertidamente expostos. Já é significativo o volume desses rejeitos. Manter essas fontes armazenadas em depósitos provisórios, indefinidamente, seria transferir o problema às futuras gerações. O presente estudo propõe o uso de indicadores de segurança complementares à dose e risco para o desenvolvimento de uma metodologia de avaliação da segurança de depósitos finais destinados à deposição de fontes radioativas seladas que demonstre que o isolamento será suficientemente seguro pelo tempo necessário para obter a licença da instalação, com custo acessível aos países em desenvolvimento.

Palavras-Chave: radioactive waste storage; radioactive waste disposal; radioactive waste management; nuclear decay; radiation doses; mathematical models; risk assessment; accidents; safety analysis; nuclear waste policy acts

LEITE, ELIANA R. Indicadores de segurança para um d´pósito final de fontes radioativas seladas. Orientador: Roberto Vicente. 2012. 101 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-10122012-102439. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10142. Acesso em: $DATA.

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