O licenciamento de uma instalação nuclear é motivado pela necessidade de proteger os seres humanos e o meio ambiente das radiações ionizantes e, ao mesmo tempo, define as bases para a concepção e a determinação da aceitabilidade da planta. Uma parte importante no processo de licenciamento é a realização de uma análise de acidentes, a qual deve estar documentada no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS). Existem diferentes opções de cálculo na área de acidentes, combinando a utilização de códigos computacionais e dados de entrada, para fins de licenciamento. Uma delas é a Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), que considera dados de entrada realistas e as incertezas associadas. As aplicações de abordagens BEPU em processos de licenciamento iniciaram-se nos anos 2000, primeiro para análise de Acidente de Perda de Refrigerante (Loss of Coolant Accident - LOCA), e depois para a análise de acidentes como um todo, documentados no Capítulo 15 do RFAS. O presente trabalho tem como objetivo principal demonstrar que é possível a aplicação da metodologia BEPU em todas as análises contidas no RFAS, identificando as disciplinas-chave do processo de licenciamento e os códigos computacionais utilizados. Este trabalho foi desenvolvido em conjunto com a Universidade de Pisa, Itália, com a colaboração do Prof. Dr. Francesco D\'Áuria. A principal motivação desse trabalho é o aprimoramento da metodologia BEPU para sua implementação em reatores do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) no Brasil e no mundo, especialmente para fins de licenciamento, uma vez que as plantas nucleares brasileiras têm pouca experiência na área de cálculo de incertezas. / The licensing process of a nuclear power plant is motivated by the need to protect humans and the environment from ionizing radiation and, at the same time, sets out the basis for the design and determining the acceptability of the plant. An important part of the licensing process is the realization of accident analysis, which should be documented in the Final Safety Analysis Report (FSAR). There are different options on accidents calculation area by combining the use of computer codes and data entry for licensing purposes. One is the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), which considers realistic input data and associated uncertainties. Applications of BEPU approaches in licensing procedures were initiated in the 2000s, first to analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA), and then to the accident analysis as a whole, documented in Chapter 15 of the FSAR. This work has as main objective demonstrate the implementation of BEPU methodology in all analyses contained in FSAR is possible, identifying the key disciplines of the licensing process and the computer codes. This work was done in conjunction with the University of Pisa, Italy, with the collaboration of Professor Francesco D\'Auria. The main motivation of this work is the improvement of BEPU methodology for its implementation in PWR (Pressurized Water Reactor) reactors in Brazil and the world, especially for licensing purposes, since the Brazilian nuclear plants have little experience in the regulatory area, and specifically in calculation uncertainties.

O licenciamento de uma instalação nuclear é motivado pela necessidade de proteger os seres humanos e o meio ambiente das radiações ionizantes e, ao mesmo tempo, define as bases para a concepção e a determinação da aceitabilidade da planta. Uma parte importante no processo de licenciamento é a realização de uma análise de acidentes, a qual deve estar documentada no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS). Existem diferentes opções de cálculo na área de acidentes, combinando a utilização de códigos computacionais e dados de entrada, para fins de licenciamento. Uma delas é a Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), que considera dados de entrada realistas e as incertezas associadas. As aplicações de abordagens BEPU em processos de licenciamento iniciaram-se nos anos 2000, primeiro para análise de Acidente de Perda de Refrigerante (Loss of Coolant Accident - LOCA), e depois para a análise de acidentes como um todo, documentados no Capítulo 15 do RFAS. O presente trabalho tem como objetivo principal demonstrar que é possível a aplicação da metodologia BEPU em todas as análises contidas no RFAS, identificando as disciplinas-chave do processo de licenciamento e os códigos computacionais utilizados. Este trabalho foi desenvolvido em conjunto com a Universidade de Pisa, Itália, com a colaboração do Prof. Dr. Francesco D\'Áuria. A principal motivação desse trabalho é o aprimoramento da metodologia BEPU para sua implementação em reatores do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) no Brasil e no mundo, especialmente para fins de licenciamento, uma vez que as plantas nucleares brasileiras têm pouca experiência na área de cálculo de incertezas. / The licensing process of a nuclear power plant is motivated by the need to protect humans and the environment from ionizing radiation and, at the same time, sets out the basis for the design and determining the acceptability of the plant. An important part of the licensing process is the realization of accident analysis, which should be documented in the Final Safety Analysis Report (FSAR). There are different options on accidents calculation area by combining the use of computer codes and data entry for licensing purposes. One is the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), which considers realistic input data and associated uncertainties. Applications of BEPU approaches in licensing procedures were initiated in the 2000s, first to analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA), and then to the accident analysis as a whole, documented in Chapter 15 of the FSAR. This work has as main objective demonstrate the implementation of BEPU methodology in all analyses contained in FSAR is possible, identifying the key disciplines of the licensing process and the computer codes. This work was done in conjunction with the University of Pisa, Italy, with the collaboration of Professor Francesco D\'Auria. The main motivation of this work is the improvement of BEPU methodology for its implementation in PWR (Pressurized Water Reactor) reactors in Brazil and the world, especially for licensing purposes, since the Brazilian nuclear plants have little experience in the regulatory area, and specifically in calculation uncertainties.