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). / This work aims to verify the integrity of Angra 2 reactor containment by using a more realistic approach for the possibility of containing all radionuclides generated during a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA). In addition, this information is used for a more realistic calculation of the Peak Cladding Temperature (PCT) of the hottest area in the reactor during this accident. This study will contribute to the safety of the population from the surrounding areas after the occurrence of a design basis accident. Some of the programs used to analyze the containment of a nuclear plant are RELAP5 and COCOSYS. These computers codes are tools for analysis used for predicting the physical conditions and distributions of radionuclides inside a containment building following the release of material from the primary system in a light-water reactor accident. The containment of the type PWR plant is a concrete building coated internally with metal and has pressure limits to be respected during the occurrence of an accident. The simulation should be performed to ensure that the radionuclides originating from accidents in the plant are not released into the environment. The input data required for this simulation are: mass addition and energy generated from the simulation of an accident of the type Loss of Coolant Accident (LOCA) using RELAP5 code. The results of the analysis of the containment behavior of the Angra 2 nuclear plant during the design basis accidents studied - guillotine-type ruptures of the primary circuit in the cold and hot legs - were satisfactory when compared to those presented in the Final Safety Analysis Report (FSAR) of the plant; moreover, the pressure distributions were below the contention design pressure value (6.3bar).

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). / This work aims to verify the integrity of Angra 2 reactor containment by using a more realistic approach for the possibility of containing all radionuclides generated during a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA). In addition, this information is used for a more realistic calculation of the Peak Cladding Temperature (PCT) of the hottest area in the reactor during this accident. This study will contribute to the safety of the population from the surrounding areas after the occurrence of a design basis accident. Some of the programs used to analyze the containment of a nuclear plant are RELAP5 and COCOSYS. These computers codes are tools for analysis used for predicting the physical conditions and distributions of radionuclides inside a containment building following the release of material from the primary system in a light-water reactor accident. The containment of the type PWR plant is a concrete building coated internally with metal and has pressure limits to be respected during the occurrence of an accident. The simulation should be performed to ensure that the radionuclides originating from accidents in the plant are not released into the environment. The input data required for this simulation are: mass addition and energy generated from the simulation of an accident of the type Loss of Coolant Accident (LOCA) using RELAP5 code. The results of the analysis of the containment behavior of the Angra 2 nuclear plant during the design basis accidents studied - guillotine-type ruptures of the primary circuit in the cold and hot legs - were satisfactory when compared to those presented in the Final Safety Analysis Report (FSAR) of the plant; moreover, the pressure distributions were below the contention design pressure value (6.3bar).

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06918.pdf: 6007370 bytes, checksum: f6ef6e6f5a008b13818a5ead0efc8237 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06918.pdf: 6007370 bytes, checksum: f6ef6e6f5a008b13818a5ead0efc8237 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by LUCIANO CONFORT QUINTELLA null (l_quintella@yahoo.com.br) on 2016-08-16T18:29:05Z No. of bitstreams: 1 UNESP-FEG - Dissertação de Mestrado - APLICAÇÃO DA MANUTENÇÃO CENTRADA EM CONFIABILIDADE NA OTIMIZAÇÃO DO PROGRAMA DE MANUTENÇÃO DE CENTRAIS TERMONUCLEARES - Luciano C Quintella_Rev167 - REVISÃO FINAL.pdf: 5630978 bytes, checksum: 6d3c05b844c7ac7c30dd808f1c82303b (MD5) / Rejected by Ana Paula Grisoto (grisotoana@reitoria.unesp.br), reason: Solicitamos que realize uma nova submissão seguindo a orientação abaixo: O arquivo submetido não contém o certificado de aprovação assinado. A versão submetida por você é considerada a versão final da dissertação/tese, portanto não poderá ocorrer qualquer alteração em seu conteúdo após a aprovação. Corrija esta informação e realize uma nova submissão contendo o arquivo correto. Agradecemos a compreensão. on 2016-08-17T14:39:55Z (GMT) / Submitted by LUCIANO CONFORT QUINTELLA null (l_quintella@yahoo.com.br) on 2016-09-07T00:13:03Z No. of bitstreams: 1 UNESP-FEG - Dissertação de Mestrado - APLICAÇÃO DA MANUTENÇÃO CENTRADA EM CONFIABILIDADE NA OTIMIZAÇÃO DO PROGRAMA DE MANUTENÇÃO DE CENTRAIS TERMONUCLEARES - Luciano C Quintella_Rev168 - REVISÃO FINAL.pdf: 4453734 bytes, checksum: b3c4369bb61bf3c735292c7280dfc961 (MD5) / Approved for entry into archive by Juliano Benedito Ferreira (julianoferreira@reitoria.unesp.br) on 2016-09-12T16:47:20Z (GMT) No. of bitstreams: 1 quintella_lc_me_bauru.pdf: 4453734 bytes, checksum: b3c4369bb61bf3c735292c7280dfc961 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-09-12T16:47:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 quintella_lc_me_bauru.pdf: 4453734 bytes, checksum: b3c4369bb61bf3c735292c7280dfc961 (MD5) Previous issue date: 2016-07-04 / A função manutenção vem sendo considerada como fator estratégico para as empresas, pois através do alinhamento de suas políticas corporativas e integração de seus programas de gestão de ativos, de riscos e de ciclo de vida de suas unidades de negócios, as empresas vêm buscando a constante redução de custos e a melhoria de seus resultados operacionais. E, assim, obtendo maior competitividade. A Manutenção Centrada em Confiabilidade (RCM) é um método já bem disseminado por todo o mundo e que, ao longo dos anos, vem promovendo estes diferenciais estratégicos através de preceitos que possibilitam a elaboração de Programas de Manutenção Preventiva de custo-eficaz, através de um método para a definição de políticas de manutenção mais adequadas, com o foco na manutenção da função dos ativos em seu contexto operacional. Ao longo dos anos, o método RCM vem sendo aplicado em inúmeros estudos de casos em diferentes empresas de diversos seguimentos, onde podem ser observadas novas adaptações ou simplificações do método RCM clássico. Estas adaptações buscam uma maior adequação as particularidades destas empresas e/ou um retorno mais rápido de resultados. O setor nuclear de geração de energia foi um dos pioneiros na adoção e disseminação do RCM, e vem desenvolvendo processos simplificados de aplicação do RCM, como o “Streamlinned RCM” e o “método PMO” (Otimização do Programa de Manutenção, do inglês: Preventive Maintenance Optimization). Estes estudos mostram que o método PMO apresenta uma maior flexibilidade, o que permite a adoção de diferentes estratégias de aplicação que, por sua vez, têm trazido resultados expressivos para as empresas, através da otimização dos Programas de Manutenção já existentes. Com base na literatura, neste trabalho são abordadas questões referentes ao RCM e sua contextualização na área nuclear, estudos sobre os métodos simplificados do RCM e o desenvolvimento do método PMO. Por fim, é realizada uma aplicação prática do método PMO sobre os sistemas relacionados e subsistemas do Sistema de Remoção de Calor Residual (JN), mais especificamente, sobre as Bombas de injeção de segurança do Sistema de Injeção de Alta Pressão (JND) da Usina Nuclear Angra 2. Através dos resultados obtidos com esta aplicação, pretende-se otimizar o Programa de Manutenção da Planta (PMP) referente a estes equipamentos e, assim, validar o método PMO como ferramenta para a melhoria contínua do Programa de Gestão de Ativos e Ciclo de Vida da Usina Nuclear Angra 2. / Corporations tend to consider maintenance work a strategic element. It is through maintenance—especially the alignment between corporate policies and integration of their programs to manage assets, risks, and life cycles of business units—that corporations try to continuously improve their results, reduce their operational costs, and, therefore, increase their competitiveness. Reliability Centered Maintenance (RCM) is a popular method across the world; it has been promoting competitiveness through concepts that allow the design of cost-effective Preventive Maintenance Programs These programs are effective because they entail appropriate maintenance policies that are focused on the preservation of the assets functions in their operational context and on the formation of technical knowledge basis supported by hard data. Throughout the years, RCM has been applied in numerous case studies and in different companies engaged in a variety of market segments. Such diversity in the application of RCM allowed us to observe new adaptations and variations of the classic method. Such adaptations aim to better respond to specific operational contexts in and within production units, as well as achieve faster results. The nuclear power sector has pioneered regarding the adoption and dissemination of RCM; it has been developing simplified versions of RCM, such as the “Streamlined RCM” and the PMO (Preventive Maintenance Optimization). These studies demonstrate that the PMO presents enhanced flexibility, which allows the adoption of different strategies; such enhanced flexibility brings expressive results to corporations as pre-existing maintenance programs are optimized. Based on the currently available literature, this dissertation addresses numerous questions regarding RCM and its application to nuclear power segments. It also addresses studies about simplified versions of RCM and the development of the PMO method. The discussion is supplemented with a practical application of the PMO method regarding auxiliary systems and sub-systems of Removal of Residual Heat System (JN), especially those regarding the security injection pumps of the High Pressure Injection System (JND) at Angra II Nuclear Plant. Through the results obtained from this application, it is possible to optimize the Maintenance Program of these equipments, and therefore, validate the PMO method as a tool of continuous improvement of the Assets and Life Cycle Program of Angra II.

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:12:07Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:12:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP