Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03371.pdf: 3959885 bytes, checksum: 92c5eafe280381862d70e980bb9322c9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:30:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01293.pdf: 1218457 bytes, checksum: 4fc6334de8505695e9783162eebf4a08 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Energia Atomica - IEA

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Agência - International Atomic Energy Agency (IAEA), seguindo a tendência de mercado de integração de sistemas de gestão, decidiu rever as normas de Garantia da Qualidade - IAEA 50-C/SG-Q publicando, em 2006, a norma sobre Sistema de Gestão (SG) - IAEA GS-R-3 e sua guia IAEA GS-G-3.1 e está em vias de publicar uma guia suplementar - IAEA DS349, que consideram a integração das várias funções envolvidas na gestão de instalações nucleares, tais como: segurança, saúde, meio ambiente e qualidade, assegurando que a segurança nuclear não seja comprometida. As plantas de conversão de Yellowcake em UF6 utilizam e processam materiais radioativos, bem como outras substâncias normalmente encontradas na indústria química convencional, se inserindo no perfil de organizações que requerem um elevado padrão de definição, implementação e melhoria contínua de seus SG, e que, portanto, devem considerar uma abordagem de sistema integrado de gestão (SIG). Tendo como foco uma planta de conversão de UF6, foi estudada a correlação entre as normas sobre SG da Agência com aquelas de mercado - ISO 9001, ISO 14001 e OHSAS 18001, e com os projetos de normas da Agência - DS316 e DS344, sobre segurança; concluindo-se que, ao se estruturar um SIG de acordo com as normas de SG da Agência, salvo alguns ajustes, estarão sendo atendidas as ISO 9001, ISO 14001 e OHSAS 18001. Por sua vez, a estruturação do SIG deve identificar outros requisitos sobre segurança, saúde e meio ambiente que considerem, também, as características químicas e industriais convencionais da planta, que estão fora do escopo (radiação ionizante) das normas de segurança da Agência. A pesquisa propõe um procedimento documental para um SIG para a planta em questão, fornecendo subsídios para racionalização e conteúdo da documentação identificada, para promoção da integração das funções de SG consideradas. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03371.pdf: 3959885 bytes, checksum: 92c5eafe280381862d70e980bb9322c9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:50Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06758.pdf: 7509221 bytes, checksum: 45da3728e2c97a96f5ffba7532d43826 (MD5) / Dissertacao [Mestrado] / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T12:03:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T12:03:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:50Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06758.pdf: 7509221 bytes, checksum: 45da3728e2c97a96f5ffba7532d43826 (MD5) / Dissertacao [Mestrado] / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T12:03:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T12:03:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Although many nuclear fuel factories have small production volumes, the demand for nuclear fuel for research reactors is increasing worldwide. This work established a conceptual model with two strategies to increase the production capacity of these factories. We addressed factories that produce plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al, which are typically used in nuclear research reactors. The first strategy is based on production management literature and is a regular practice in general manufacturing plants. The second strategy takes advantage of the fact that productive sectors can be separated in nuclear fuel production facilities. Both strategies have generated different production scenarios that are assumed to be safe in relation to nuclear criticality. We collected data from a real plant that produces nuclear fuel for research reactors and applied the model to that data, aiming to test the proposed model by setting up a case study. Through the use of computer software, we applied the two strategies to this data by means of discrete events simulation and created several simulation models in order to cover all generated scenarios. Our tests indicated an increase of up to 207% in productive capacity without the need of acquiring new equipment, thus showing that the model has fully achieved its proposed objective. One of the main conclusions that we point out is the models effectiveness, which was validated by the factory data.