Rapid emergency response decisions from a radiation release are necessary in order to prevent the general public from being exposed to a potential radiation hazard. A one meter exposure rate measurement is all that is necessary to establish relocation and food control areas when the ground is contaminated at the Protective Action Guide minimum response levels. With the results of these calculations, a known one meter exposure rate is all that is necessary to establish relocation and food control areas for a release from the WNP-2 commercial nuclear power plant or a release from a waste tank at the Hanford site. The calculated one meter exposure rate for WNP-2 is 1.32 ��R/hr at twenty-four hours. The calculated one meter exposure rate for the Hanford tanks is 14.97 ��R/hr. / Graduation date: 1995

Denna rapport är resultatet av ett examensarbete som utfördes på Forsmarks kärnkraftverk åt FTQ-avdelningen. FTQ-avdelning på Forsmark ansvarar för erfarenhetsåterföringens ärenden på anläggningen och försörjer organisationen med nya infallsvinklar gällande erfarenhetsåterföringstekniken. För cirka 10 år kom Forsmarks kraftgrupp AB till insikt att det fanns ett behov av att införa en aktiv erfarenhetsåterföringsprocess för att undvika upprepade misstag. Detta resulterade i att en ny avdelning skapades år 2008 med namnet FTQ. Denna avdelning skapade en databas med namnet ERFKA där man började samla in och lagra erfarenhetsåterföringsärenden. Dessutom innehåller ERFKA ett presentationsverktyg som möjliggör för personalen på FTQ-avdelningen att få fram grafisk statistik på allt som finns i databasen, som t.ex. statistik på tillbud, olyckor, månadsrapporter, rapporter mm. ERFKA-systemet uppfyller sitt syfte i detta sammanhang, men är på grund av sekretesskäl endast tillgänglig för ett tiotal personer. Det resulterar i att FTQ-avdelningen kontaktas för att ta fram informationen åt andra på anläggningen vilket både är tidskrävande och krångligt i en stor organisation som Forsmark. Examensjobbet mål var att skapa öppenhet i ERFKA-systemet. Genom att använda befintliga IT- verktyg utöver ERFKA ska informationen i ERFKA göras tillgänglig för alla på Forsmark. Examensarbetet består av två delar. Den ena består av framtagning och bearbetning av information från användare av ERFKA och den andra av framtagande av lösningförslag. I första delen utfördes intervjuer för att kartlägga vilken information som ska göras tillgänglig för personalen. Intervjuer hölls med de personer som var mest insatta i erfarenhetsåterföringsförbättringen och därmed var projektets främsta intressenter. I den andra delen togs det fram en kopplingsmodell för att presentera informationen från ERFKA på Forsmarks interna webbplats "Canalen". På grund av begränsad åtkomst till ERFKA för samtaliga anställda blev lösningen att flytta informationen från ERFKA till ett redan beprövat grafritandestatistikprogram med namnet Bi-Cycle. Detta program är tillgänglig för alla i organisationen, enligt bestämda specifikationer. Under projektets gång skapades ett schema på en möjlig kopplingsmodell där alla steg i kommunikationen visas tydligt. Modellen inkluderar allt från Canalen och grafer i Bi-Cycle till den slutgiltiga rapporten och några möjliga kopplingsmodeller mellan ERFKA och Bi-Cycle / This project is a thesis work conducted at the Forsmark nuclear power plant at the FTQ department. The FTQ department at Forsmark is responsible for the experience feedback cases in the facility and supplying the organization with new insights regarding experience feedback techniques. About 10 years ago Forsmark Power Group Ltd realized the need to introduce an active experience feedback process to avoid repeating mistakes. This resulted in a creation of a new department in 2008 with the name of FTQ. Later, the FTQ department created a system with a database named ERFKA where all experience feedback cases have been collected and stored. In addition to the ERFKA database, the system contains a presentation tool that enables data in the database to be presented graphically at the FTQ department, such as statistics on incidents, accidents, monthly reports, reports and more. The ERFKA-system fulfills its purpose in this context but for safety reasons it is only available for approximately 15 people. It results in that FTQ department always needs to be contacted to develop information to others in the facility which is time-consuming and complicated in a big organization like Forsmark. The thesis project was focused in creating openness in the ERFKA-system with regard to safety aspects in the facility. By simply making the information in ERFKA available for everyone at Forsmark, without having to contact the FTQ department, and simultaneously use the tools that already are available on the power plant was this project carried out. The first part was accomplished by interviews in an attempt to specify the information types that were desired to be available. In pursuit of this information, we interviewed those people who were most familiar with the experience feedback improvement and could have most influence on the results. The second part was carried out through developing an acceptable proposed solution for a connection model to present information on the Forsmark intranet “Canalen” using those available tools. Due to the security limits in the facility, just few administrators can access the ERFKA. Therefore, the solution has been formed to transfer information from ERFKA to an already proven statistics and graph generating program called Bi-Cycle, which is available for all employees in the organization. During the project, a diagram of a possible link model has been created where all parts of the communication are clearly displayed. The model includes every detailed section beginning with Canalen, graphs in Bi-Cycle and ending with the final report.

Safeguards and security (S&S) systems for nuclear facilities include material control and accounting (MC&A) and a physical protection system (PPS) to protect nuclear materials from theft, sabotage and other malevolent human acts. The PPS for a facility is evaluated using probabilistic analysis of adversary paths on the basis of detection, delay, and response timelines to determine timely detection. The path analysis methodology focuses on systematic, quantitative evaluation of the physical protection component for potential external threats, and often calculates the probability that the PPS is effective (PE) in defeating an adversary who uses that attack path. By monitoring and tracking critical materials, MC&A activities provide additional protection against inside adversaries, but have been difficult to characterize in ways that are compatible with the existing path analysis methods that are used to systematically evaluate the effectiveness of a site’s protection system. This research describes and demonstrates a new method to incorporate MC&A protection elements explicitly within the existing probabilistic path analysis methodology. MC&A activities, from monitoring to inventory measurements, provide many, often recurring opportunities to determine the status of critical items, including detection of missing materials. Human reliability analysis methods are applied to determine human error probabilities to characterize the detection capabilities of MC&A activities. An object-based state machine paradigm was developed to characterize the path elements and timing of an insider theft scenario as a race against MC&A activities that can move a facility from a normal state to a heightened alert state having additional detection opportunities. This paradigm is coupled with nuclear power plant probabilistic risk assessment techniques to incorporate the evaluation of MC&A activities in the existing path analysis methodology. Event sequence diagrams describe insider paths through the PPS and also incorporate MC&A activities as path elements. This work establishes a probabilistic basis for incorporating MC&A activities explicitly within the existing path analysis methodology to extend it to address insider threats. The analysis results for this new method provide an integrated effectiveness measure for a safeguards and security system that addresses threats from both outside and inside adversaries. / text

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Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Com a liberação do uso da energia nuclear para aplicações pacíficas, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica, CIPR, fundada em 1928, criou em 1958 um sistema de proteção às doses de radiação ionizante indesejáveis causadas aos trabalhadores, indivíduos de público e meio-ambiente para viabilizar a introdução dessas aplicações. Esse sistema de proteção é adotado pelo Organismo Internacional de Energia Atômica, OIEA, que publica recomendações em séries de segurança, SS e pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, que publica regulamentações em normas. Essas recomendações internacionais e regulamentações nacionais passaram por adaptações e necessitam ser aplicadas dessa forma. O presente trabalho utiliza recomendações da publicação 75 da CIPR, da publicação 115 da SS e regulamentações da norma NN 3.01 da CNEN para apresentar, através de medidas de radioproteção, o controle das doses de radiação ionizante para trabalhadores em uma instalação radiativa que trabalha com pesquisa, produção, fracionamento e embalagem de fontes não-seladas para uso clínico. Dessa forma, é possível prevenir adequadamente as doses indesejáveis e confirmar as doses recebidas. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A produção e o fornecimento de animais de laboratório de alta qualidade são de importância fundamental para a realização de pesquisas científicas de vanguarda, com reprodutibilidade e universalidade. Por sua vez, a qualidade desses animais depende, em grande parte, das instalações disponíveis para a sua produção e alojamento, de forma a garantir as condições necessárias ao seu bem-estar e segurança, atendendo aos princípios éticos que regem a atividade. As instalações também têm de preencher outros requisitos, tais como: a funcionalidade dos ambientes, que devem possibilitar o manejo adequado e eficiente dos animais, facilitando a execução das atividades rotineiras; o respeito a princípios ergonômicos, para proporcionar um ambiente seguro e o bem-estar dos operadores. O projeto das instalações é de importância vital para que os requisitos mencionados sejam atingidos. O Biotério do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) foi projetado no ano de 1964 e as instalações foram planejadas com o objetivo de ser uma unidade de produção e manutenção de animais, contudo, naquela época não havia as recomendações atuais no que diz respeito ao controle sanitário, genético e ambiental. Assim, o desenho original da unidade apresenta uma distribuição de área inadequada, que impossibilita a completa segregação de animais pós-ensaio, colônias de produção e estoque, bem como animais portadores de alterações em seu \"background\" genético. A instalação do biotério ocupa uma área de 840 m2, com um pavimento, onde estão distribuídas as áreas de produção e estoque de modelos animais originários da própria instituição, bem como a manutenção de animais oriundos de outras instituições nacionais e do exterior. O Biotério do IPEN fornece animais para testes biológicos dos lotes de radiofármacos, produzidos na Diretoria de Radiofármacos DIRF - do IPEN, antes de serem enviados aos hospitais e clínicas de todo o Brasil, para utilização na Medicina Nuclear. Fornece também ratos e camundongos para testes de materiais odontológicos, ensaios com hormônios e para pesquisas de novos fármacos e radiofármacos, dentre outros. Muitos dos modelos produzidos no IPEN são únicos no Brasil e constituem-se, portanto, em um importante patrimônio que deve ser preservado. Este trabalho descreve as atividades que vêm sendo executadas atualmente no Biotério do IPEN, englobando o projeto de reforma e a adequação das instalações. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP