Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-08T13:39:49Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-12-08T13:39:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 1973-02 / O aço inoxidável austenítico AISI 316 submetido a prótons de 5 Mev sofreu aumentos nos valores da sua microdureza variáveis com as doses de irradiação recebidas. Para os tempos de irradiação de 1,2,3,4 e 5 horas, a microdureza Vickers do material cresceu desde 180 (0 hora) até 252 kg/mm2 ( 5 horas), correspondendo a um aumento de 42% do valor original. Paralelamente, medidas da variação de dureza com a profundidade mostraram que a influência dos prótons decresceu com a diminuição do tempo de irradiação variando de 150 µm (5 horas) atem 100 µm (2 horas). Foi observado que os valores de microdureza começam a diminuir após a faixa de 40 - 80 µm. Um esforço foi feito para compreender tal efeito, bem como a ocorrência de uma constância na dureza entre 3 e 4 horas de irradiação e ao nível de 80 µm. Técnicas de microscopia ótica e difração de raios -X utilizados, não permitiram detectar a transformaçãop da austenita para fase α1.

O estudo termo-hidráulico, utilizado para análise de acidentes e transientes em reatores nucleares, é feito com o uso de algumas ferramentas computacionais sofisticadas. Esses programas utilizam uma filosofia realista (best estimate) para análise de acidentes e transientes em reatores refrigerados à água leve do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) e sistemas associados. O código RELAP5, objeto de nosso estudo, tem sido usado como uma ferramenta para o licenciamento de instalações nucleares no nosso país. Uma das maiores dificuldades na simulação de acidentes e transientes em uma instalação nuclear com o código RELAP5 é a quantidade de informações necessárias, que na maioria dos casos é muito grande. Além disso, existe a necessidade de uma quantidade razoável de operações matemáticas para os cálculos da geometria dos componentes. Portanto, a fim de facilitar a manipulação destas informações, percebeu-se a necessidade do desenvolvimento de um pré-processador amigável com o usuário, para realização desses cálculos e para elaboração dos dados de entrada do RELAP5. A ferramenta escolhida foi o MS-EXCEL, que apresentou grande potencialidade no desenvolvimento do pré-processador desejado. / Computational program are used for thermal hydraulic analysis of accidents and transients conditions in nuclear power plants. The RELAP5 code has been developed to simulate accidents and transients conditions, performing a best estimate analysis, in Pressurized Water Reactors (PWR) and auxiliary systems. The RELAP5 code, which has been used as a tool for licensing nuclear facilities in Brazil, is the objective of the study performed in this work. The main problem in using the RELAP5 code is the huge amount of information necessary to model the nuclear reactor and thus to simulate thermal-hydraulic accidents. Moreover, the RELAP5 code input data requires a large amount of mathematical operations to calculate the geometry of the plant components. Therefore, in order to make easier the data input for the RELAP5 code a friendly preprocessor has been developed. The preprocessor accepts basic information about the geometry of the plant components and performs all the calculations needed for the RELAP5 input. This preprocessor has been developed based on the MS-EXCEL software.

O estudo termo-hidráulico, utilizado para análise de acidentes e transientes em reatores nucleares, é feito com o uso de algumas ferramentas computacionais sofisticadas. Esses programas utilizam uma filosofia realista (best estimate) para análise de acidentes e transientes em reatores refrigerados à água leve do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) e sistemas associados. O código RELAP5, objeto de nosso estudo, tem sido usado como uma ferramenta para o licenciamento de instalações nucleares no nosso país. Uma das maiores dificuldades na simulação de acidentes e transientes em uma instalação nuclear com o código RELAP5 é a quantidade de informações necessárias, que na maioria dos casos é muito grande. Além disso, existe a necessidade de uma quantidade razoável de operações matemáticas para os cálculos da geometria dos componentes. Portanto, a fim de facilitar a manipulação destas informações, percebeu-se a necessidade do desenvolvimento de um pré-processador amigável com o usuário, para realização desses cálculos e para elaboração dos dados de entrada do RELAP5. A ferramenta escolhida foi o MS-EXCEL, que apresentou grande potencialidade no desenvolvimento do pré-processador desejado. / Computational program are used for thermal hydraulic analysis of accidents and transients conditions in nuclear power plants. The RELAP5 code has been developed to simulate accidents and transients conditions, performing a best estimate analysis, in Pressurized Water Reactors (PWR) and auxiliary systems. The RELAP5 code, which has been used as a tool for licensing nuclear facilities in Brazil, is the objective of the study performed in this work. The main problem in using the RELAP5 code is the huge amount of information necessary to model the nuclear reactor and thus to simulate thermal-hydraulic accidents. Moreover, the RELAP5 code input data requires a large amount of mathematical operations to calculate the geometry of the plant components. Therefore, in order to make easier the data input for the RELAP5 code a friendly preprocessor has been developed. The preprocessor accepts basic information about the geometry of the plant components and performs all the calculations needed for the RELAP5 input. This preprocessor has been developed based on the MS-EXCEL software.

Submitted by admin tede (tede@pucgoias.edu.br) on 2017-02-24T18:02:51Z No. of bitstreams: 1 MURILO MIRANDA.pdf: 4361708 bytes, checksum: e91739f535112a0d36b2f372606f0fda (MD5) / Made available in DSpace on 2017-02-24T18:02:51Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MURILO MIRANDA.pdf: 4361708 bytes, checksum: e91739f535112a0d36b2f372606f0fda (MD5) Previous issue date: 2011-12-07 / This paper analyzes the actual system of civil liability for nuclear damage in Brazil, considering the Convention on Early Notification of a Nuclear Accident, the Vienna Convention on civil liability for nuclear damage and the Law 6.453/1977 as well as other sources of legislation applicable to the subject. It starts with the assumption that the system of civil liability for nuclear damage in force in Brazil needs to be revised because it is a system of more than fifty years and has not absorbed the changes consubstantial legal science in this period, especially with regard to human rights and raising the principle of human dignity as the foundation of the Federative Republic of Brazil. In this sense the system in various situations in question admits the damage without a corresponding compensation, or that operates partially. Consider It will also advance the exploration of possibly irreversible nuclear energy extension of the Brazilian energy in the coming decades, while Brazil confirms an international trend of increased use of nuclear energy with peaceful purposes of obtaining electricity, considered the driving force of the current system of consumption and an indispensable means of social and economic development of any nation in the world. That in order to demonstrate the system of civil liability for nuclear damage is compatible with the current growth of the use of nuclear energy, since this is undisputed source of benefits, but also represents a risk to society with regard to the occurrence of nuclear accidents. The methodology used to demonstrate this hypothesis was the analysis of international conventions to which Brazil is a signatory in the field of nuclear energy, the Brazilian legislation, as well as various documents and data relevant to the topic, as well as references. / Este trabalho analisa o sistema de responsabilização civil por danos nucleares vigente no Brasil, considerando a convenção sobre pronta notificação de acidente nuclear, a convenção de Viena sobre responsabilidade civil sobre por danos nucleares e a Lei Federal n. 6.453/1977, bem como outras fontes legislativas aplicáveis ao tema. Parte-se da hipótese que o sistema de responsabilidade civil por danos nucleares vigente no Brasil precisa ser revisto por se tratar de um sistema de mais de cinquenta anos e que não absorveu mudanças consubstanciais da ciência jurídica nesse período, sobretudo, no que se refere aos direito humanos e à elevação do princípio da dignidade da pessoa humana como fundamento da República Federativa do Brasil. Nesse sentido o sistema em questão em várias situações admite o dano sem a correspondente indenização, ou que esta se opere de forma parcial. Considerar-se-á também o avanço possivelmente irreversível da exploração da energia nuclear para fins de extensão da matriz energética brasileira, nas próximas décadas, sendo que o Brasil confirma uma tendência internacional do aumento do uso de energia nuclear com a finalidade pacífica de obtenção de energia elétrica, considerada a força motriz do atual sistema de consumo e meio imprescindível para o desenvolvimento social e econômico de qualquer nação do mundo. Isso com a finalidade de se evidenciar se o sistema de responsabilização civil por danos nucleares vigente é compatível com o crescimento da exploração da energia nuclear, vez que esta é inconteste fonte de benefícios, mas representa também um risco à sociedade no que se refere à ocorrência de acidentes nucleares. A metodologia utilizada para demonstrar esta hipótese foi a análise das convenções internacionais das quais o Brasil é signatário no campo da energia nuclear, a legislação brasileira em vigor, bem como vários documentos e dados pertinentes ao tema, bem como referências bibliográficas.