Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-11-13T12:06:22Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Leonardo Alcantara Guimarães.pdf: 3783657 bytes, checksum: a995771b1fbef38952aaa6e7fb003633 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-11-13T12:06:23Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Leonardo Alcantara Guimarães.pdf: 3783657 bytes, checksum: a995771b1fbef38952aaa6e7fb003633 (MD5) Previous issue date: 2017-09 / Um Programa de Gerenciamento de Envelhecimento de uma usina nuclear consiste em um conjunto de ações de manutenção, de operação e de engenharia, para controlar, dentro de limites aceitáveis, os efeitos da degradação por envelhecimento, com o objetivo de garantir a integridade e a capacidade funcional de Estruturas, Sistemas e Componentes (ESC) responsáveis pela segurança da usina, mantendo as bases de projeto e de licenciamento durante o período de operação vigente, bem como para o período pretendido de extensão de vida útil da usina. Degradação por envelhecimento é o processo pelo qual características dos componentes da usina se modificam pela ação do tempo ou do uso, podendo afetar sua integridade e capacidade funcional, consequentemente impactando na manutenção das bases de projeto e de licenciamento da usina. Programas de Gerenciamento de Envelhecimento já foram implementados em diversas usinas no mundo, já existindo vários guias e regulamentos internacionais sobre o assunto. Basicamente, existem duas linhas de metodologias sobre o tema: uma norte-americana, que se baseia na norma US NRC 10 CFR Part 54 [37], do órgão regulador dos Estados Unidos (Nuclear Regulatory Comission - NRC), e outra que se baseia em documentos da Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA, como o Safety Guide NS-G 2.12 [15]. Porém, este tema trata de um assunto ainda em processo de desenvolvimento e amadurecimento no Brasil, e até o momento, não existem processos implementados e em vigor para o desenvolvimento e avaliação de Programas de Gerenciamento de Envelhecimento nas usinas nucleares brasileiras. Este tema torna-se particularmente importante para a Usina de Angra 1, visto que sua licença para operação permanente é válida até 2024, e para conseguir estender sua vida útil é necessário apresentar junto ao órgão regulador, a Comissão Nacional de Energia Nuclear, um pedido de extensão de vida, através de uma solicitação de renovação de licença, cujo teor inclui uma avaliação sistemática do Programa de Gerenciamento de Envelhecimento implementado. Assim, esse estudo irá focar na geração de conhecimento em processos de desenvolvimento, implementação e avaliação de Programas de Gerenciamento de Envelhecimento, e propor uma metodologia a ser aplicada nas Usinas de Angra 1 e Angra 2.

Dissertação (mestrado) - Universidade Federal de Santa Catarina, Centro Tecnológico, Programa de Pós-Graduação em Engenharia Civil, Florianópolis, 2014. / Made available in DSpace on 2015-04-29T21:08:30Z (GMT). No. of bitstreams: 1 332966.pdf: 2661294 bytes, checksum: d0a84d4c3497d58396071172d326ebcd (MD5) Previous issue date: 2014 / Uma situação emergencial, em que seja necessária a evacuação de determinada área, necessita de planejamento para ser executada de forma efetiva. Tendo em vista que o planejamento considera ações - as quais, se tomadas de forma ordenada, podem trazer melhores resultados -, esta pesquisa propõe um método que dê suporte ao planejamento de evacuação emergencial no entorno de uma usina nuclear. O referido método se baseia em modelagem de microssimulação de tráfego. Os principais dados de entrada do modelo são os números de viagens geradas e a infraestrutura da malha, considerando a área de estudo. Os principais dados de saída são: o tempo de evacuação dos cenários simulados, o tempo de chegada aos destinos e as representações visuais dos tempos de atraso, velocidade, entre outras características de tráfego. Para o alcance desse método, foram considerados planos de evacuação existentes e que consideram emergência nuclear, entre outros métodos já estudados que se embasam em modelagem de microssimulação de tráfego.<br> / Abstract : In emergency situation, when evacuation of a given area is necessary, planning is necessary for effective execution. As planning considers actions, that, if taken in orderly manner, can bring better results, this research proposes a method that supports the planning of an emergency evacuation, in the vicinity of a nuclear power plant. This method relies vastly on traffic modeling through microsimulation. The main data inputs are: the number of trips generated and the infrastructure of the traffic mesh, considering the study area. The main outputs are: the evacuation time of simulated scenarios, the time of arrival to destinations and maps that show variables such as delay times. To the extent of this method existing evacuation plans that consider nuclear emergencies were used, among other methods that rely on traffic modeling through microsimulation.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-14T13:53:12Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_01.pdf: 953803 bytes, checksum: 4e82f430afc69c7c9b6decdb25a18898 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-14T13:53:12Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_01.pdf: 953803 bytes, checksum: 4e82f430afc69c7c9b6decdb25a18898 (MD5) Previous issue date: 2009 / A geração de energia elétrica por meio de usinas nucleares requer que esta instalação seja segura, confiável e esteja disponível nos momentos de seu funcionamento. Para este objetivo, um programa de manutenção adequado, eficaz e bem elaborado torna-se uma ferramenta muito útil e essencial à proprietária da usina. Entretanto, é necessário atender aos requisitos regulatórios na implementação deste programa que monitora a eficácia desta manutenção. Existem normas brasileiras com requisitos gerais a serem obedecidos. Os guias regulatórios internacionais detalham bem estes requisitos mas é necessário verificar se a metodologia pode ser integralmente empregada aquí no Brasil ou precisa ser adaptada para nosso uso. Assim, o guia americano NUMARC 93-01, que detalha como poderia ser implementado um programa para esta monitoração, sugere algumas metodologias. Nesta tese, as metodologias Delphi e Análise Probabilística de Segurança foram resumidamente incluídas porque foram elas escolhidas para implementar esta monitoração.em uma usina brasileira Os resultados que estão sendo obtidos mostram que, sob o aspecto regulatório, esta é uma metodologia que atende às nossas normas e fornece muitos resultados para um bom gerenciamento da usina. / The electrical power generation using nuclear power plants requires this installation being safety, reliable and available for the working periods. For this purpose, an adequate, effective and well conducted maintenance program makes an essential and useful tool to the owner of the plant. However, it is necessary to follow the regulatory requirements for this program implementation which monitores this maintenance effectiveness. There are brazilian norms requirements which must be followed. The international regulatory guides establish these requirements in good details but it is necessary to verify if this methodology for implementing can be totally applied here in Brazil. Then, the american guide NUMARC 93-01 which details how can be implemented a program for this monitoring, shows some methods for using. In this thesis, the Delphi and Probabilistic Safety Analysis were briefly included because they were prefered for implementing this monitoring.in a Brazilian plant. The results which are being obtained show that, looking the regulatory aspects, the NUMARC 93-01 follows our regulations and gives good results for the plant management.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-07-03T16:46:21Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Sergio Dias Costa.pdf: 3260402 bytes, checksum: dbe5eae43aa1e613c0979de193a0e2c5 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-07-03T16:46:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Sergio Dias Costa.pdf: 3260402 bytes, checksum: dbe5eae43aa1e613c0979de193a0e2c5 (MD5) Previous issue date: 2016-06 / Quando se iniciaram as construções de usinas nucleares com propósitos voltados à produção de energia elétrica, na década de 1950, não existia, na fase de projeto, uma preocupação muito acentuada quanto ao tempo de vida útil que se esperaria de tal empreendimento. Ao mesmo tempo, tanto a experiência de projeto quanto de operação e manutenção de tais complexos industriais, não tinham proporcionado uma quantidade de dados suficientemente robusta para que fosse levantada a questão de impactos das interações advindas do meio ambiente e das condições de operação das usinas com seus reflexos no tempo de vida útil das mesmas. No caso mais emblemático desta filosofia, que seria o das usinas americanas, as premissas para o tempo de vida útil esperada eram simplesmente baseadas num cálculo de mercado que levava em conta a expectativa de retorno do capital investido e assim as análises de segurança e todas as outras necessárias foram feitas com base neste tempo previsto, Estes cálculos foram determinantes para que a Comissão Reguladora Nuclear americana aprovasse a operação das plantas nucleares por um tempo de 40 anos e incluísse este limite em suas licenças de operação. Como reflexo desta postura as usinas nucleares construídas ao longo do tempo em vários países, incluindo o Brasil, com tecnologia americana e seguindo os seus padrões, adotaram este tempo de licença de operação. Com o tempo de operação e as projeções de retorno de capital e a constatação de que os projetos eram capazes de suportar mais alguns anos em operação segura, as empresas solicitaram e obtiveram a aprovação para uma extensão de tempo de vida, desde que pudessem comprovar algumas premissas definidas pela Comissão Reguladora Americana (NRC) através de um capítulo especifico no código federal de normas identificado como 10CFR. Este capítulo especifica as condições necessárias para se comprove que as usinas nucleares seriam capazes de operar com segurança pelo tempo a que se propunham. O propósito deste trabalho é, utilizando referências e literatura disponíveis na indústria mundial relacionadas com técnicas e tecnologias de manutenção e outros focados na área nuclear, propor uma metodologia de modo a se obter um processo de monitoração de confiabilidade de sistemas eletrônicos que, levando em conta aspectos relacionados ao envelhecimento de seus componentes e sem interferir demasiadamente nos modos de operação das usinas nucleares, forneça suporte às mesmas para propor a extensão de vida útil de operação, em conjunto com as outras avaliações previstas nas normas. Com a utilização dos resultados de testes executados em partes de sistemas de controle de barras (SCB) e de proteção do reator (JR), foi possível comprovar a eficiência dos processos propostos e sua comprovada possibilidade de monitorar a confiabilidades dos sistemas, a partir de uma modernização nas formas de análise e de modos de execução dos testes. A partir do acompanhamento frequente dos resultados dos testes e verificação de tendências de variáveis é possível a prevenção de falhas dos sistemas eletrônicos de controle e proteção com uma boa margem de confiança. Constatou-se, no caso do sistema de controle de barras avaliado, que a técnica de busca de falhas no modelo atual, não proporciona condições de prevenção de falha inadvertida, mas que é possível, com pequenas alterações, adequá-la à monitoração da condição. Em relação ao sistema de proteção do reator (JR) alvo do estudo, foi possível verificar que apenas com a implantação de um modelo de acompanhamento de condição operacional a partir dos dados de teste, se compilados e analisados por metodologia e pessoal capacitados, proporcionará condições de predição a partir da avaliação destes resultados, permitindo a manutenção a partir da monitoração da condição.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2018-06-07T14:46:36Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2018 Igor Barjaille Eller.pdf: 2627557 bytes, checksum: 6d241d5bd23e86828877625c95998f2b (MD5) / Made available in DSpace on 2018-06-07T14:46:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2018 Igor Barjaille Eller.pdf: 2627557 bytes, checksum: 6d241d5bd23e86828877625c95998f2b (MD5) Previous issue date: 2018-02 / O presente trabalho parte da identificação de uma lacuna regulatória em relação a metodologias nacionais para avaliação de pedidos de extensão de vida das usinas nucleares brasileiras. No contexto nuclear, o Brasil conta com duas unidades nucleares operando (Angra 1 e Angra 2) e uma em construção (Angra 3). Localizada no município de Angra dos Reis, no estado do Rio de Janeiro, a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) desempenha importante papel no programa energético brasileiro. Com o somatório de eventos ocorrendo no cenário energético nacional –aumento da demanda, crises hídricas e a transição hidrotérmica da matriz energética nacional – tornou-se importante voltarmos nossos olhos para nossas Usinas e considerarmos a importância que possuem no programa energético do Brasil. Frente à proximidade do término do período licenciado de operação da Unidade de Angra 1 faz-se necessário identificar, entender e gerar conhecimento na Área Nuclear para dar subsídios para avaliações regulamentadoras de pedido de extensão de vida para usinas nucleares brasileiras. Deste modo, a presente pesquisa tem como propósito fundamental identificar os Requisitos Regulatórios aplicáveis a pedidos de extensão de vida utilizados pelo órgão regulador norte americano e pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA e U.S.N.R.C) para Renovação de Licença de Usinas Nucleares. De modo específico, pretende-se identificar e apresentar os aspectos considerados necessários na solicitação, avaliação de segurança e inspeção de pedidos de Extensão de Vida das Usinas Nucleares Brasileiras, tendo por base os requisitos regulatórios internacionais, a fim de propor um método próprio aplicável às nossas Unidades Nucleares. Para tanto, metodologicamente, a presente pesquisa investe em um levantamento bibliográfico acerca das metodologias internacionais mencionadas. Essa opção metodológica aposta na necessidade de entendermos como é realizado o processo de pedido de renovação de licença de operação, bem como na identificação de todos os requisitos necessários como processo fundamental para a tomada de decisões governamentais referentes ao contexto nuclear nacional. / The present work is based on the identification of a regulatory gap in the national methodologies for the evaluation of applications for life extension of the Brazilian nuclear power plants. In the nuclear context, Brazil has two nuclear units operating (Angra 1 and Angra 2) and one under construction (Angra 3). Located in the city of Angra dos Reis, in the state of Rio de Janeiro, the Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) plays an important role in the Brazilian energy program. With the sum of events taking place in the national energy scenario - increased demand, water crisis and the hydrothermal transition of the national energy matrix - it has become important to turn our eyes towards our Power Plants and consider the importance they have in Brazil's energy program. Facing the proximity to the end of the licensed period of operation of the Angra 1 Unit, it is necessary to identify, understand and generate knowledge in the Nuclear Area to provide subsidies for regulatory assessments of life extension requests for Brazilian nuclear power plants. Thus, the main purpose of this research is to identify the Regulatory Requirements for life extension applications used by the US regulatory agency and the International Atomic Energy Agency (IAEA and U.S.N.R.C) for Nuclear Plant Renewal License. Specifically, it aims at identifying and presenting the aspects considered necessary in the request, safety assessment and inspection of requests for Life Extension of Brazilian Nuclear Plants, based on international regulatory requirements, to propose a proper method applicable to our Nuclear Units. For this, methodologically, the present research invests in a bibliographical survey about the mentioned international methodologies. This methodological option focuses on the need to understand how the application process for the renewal of an operating license is carried out, as well as the identification of all necessary requirements as a fundamental process for making governmental decisions regarding the national nuclear context.

Orientador: Agnelo Marotta Cassula / Banca: Eliana Vieira Canettieri / Banca: Edson da Costa Bortoni / Resumo: 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 um... (Resumo completo, clicar acesso eletrônico abaixo) / Abstract: 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 ... (Complete abstract click electronic access below) / Mestre

Made available in DSpace on 2016-04-26T20:25:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Natalie Braz Ponsoni.pdf: 520538 bytes, checksum: 5635707e61a08ecc8c77430a0493e324 (MD5) Previous issue date: 2007-08-06 / In the First Chapter of this Master s Thesis is presented in general aspects the biological situation of the maritime ecosystem, taking into account its several composition. The next Chapter offers an explanation of the legal guardianship of those various resources living in the maritime ecosystem. Yet in the Third Chapter the environmental protection takes part in the situation of the Brazilian juridical structure, specially the Federal Constitution of 1988, major law of all juridical system. The last Chapter devotes itself to the study of the nuclear reactors and the impacts of its installations over the environment. Finally, in Conclusions some aspects are brought up assuring the unconstitutionality of the nuclear dream / No Primeiro Capítulo da presente Dissertação de Mestrado é apresentado em linhas gerais a situação biológica do ecossistema marinho, considerando sua variada composição. No Capítulo seguinte é oferecida uma explanação sobre a tutela jurídica dos mais diversos recursos vivos presentes no ecossistema marinho. Já no Terceiro Capítulo adentra-se na situação da tutela ambiental no ordenamento jurídico brasileiro, mormente a Constituição Federal de 1988, norma ápice de todo o sistema jurídico pátrio. O último Capítulo dedica-se ao estudo das usinas nucleares e os impactos que suas instalações provocam no meio ambiente. Finalmente, nas Conclusões são trazidos alguns aspectos que permitem assegurar a inconstitucionalidade do sonho nuclear

Nenhuma / No circuito primário de uma usina nuclear do tipo PWR (Pressurized Water Reactor), o refrigerante do reator é mantido a uma temperatura interna por volta de 300 C e pressão interna da ordem de 15,0 MPa, durante operação normal. O Vaso de Pressão do Reator (VPR) contém os elementos combustíveis e é considerado o componente mais importante do circuito primário. A integridade do VPR deve ser assegurada durante toda a vida útil da usina, de forma a proteger os trabalhadores da usina e o público em geral dos danos decorrentes da liberação de material radioativo.Uma das condições de carregamento mais severas que pode ameçar a integridade do VPR é causada por um transitório conhecido como Choque Térmico Pressurizado (PTS - Pressurized Thermal Shock). O VPR estará sujeito a tal condição durante um acidente com perda de refrigerante do núcleo do reator. Em um evento como este, o sistema de refrigeração de emergência do núcleo é ativado, o que provoca a injeção de água fria no interior do VPR e, consequentemente, um súbito resfriamento da parede do vaso. As tensões térmicas, resultantes deste choque térmico, associadas às tensões causadas pela repressurização do sistema, resultam em tensões de tração bastante elevadas, atingindo um valor máximo na superfície interna da parede do vaso. Além disso, a baixa temperatura provoca uma redução na tenacidade à fratura do material. Tal cenário pode levar à propagação de trincas relativamente pequenas através da parede do vaso. Portanto, ferramentas para prever o comportamento de trincas durante um evento de PTS são importantes e necessárias. O tema do presente trabalho se insere neste contexto. Em primeiro lugar, foi feito um estudo das principais questões envolvidas com o problema de PTS em vasos de pressão de reatores PWR. Essas questões dizem respeito ao comportamento à fratura de aços ferríticos na região de transição frágil-dúctil, aos procedimentos de análise de PTS disponíveis em documentos normativos e ao uso de ferramentas de análise numérica para cálculo de distribuição de temperaturas e tensões, e para obtenção de parâmetro de mecânica da fratura representativo da força motriz da trinca. Como principal objetivo do trabalho, foram desenvolvidos modelos de elementos finitos para avaliação do comportamento estrutural de um protótipo de VPR, contendo trincas em sua superfície, utilizado em um experimento de PTS. Procedimentos de mecânica da fratura foram também aplicados para prever eventuais crescimentos de trinca através da espessura da parede do vaso. Resultados das análises numéricas foram comparados com aqueles obtidos com o uso de método simplificado e com medições realizadas no experimento de PTS. / In the primary system of a pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant, the reactor coolant is kept at internal temperature around 300 C and internal pressure in the order of 15,0 MPa, during normal operation. The reactor pressure vessel (RPV) contains the fuel assemblies and is considered the most important component of the reactor primary system. The RPV integrity must be assured all along its useful life to protect the general public against radiation liberation damage. One of the most severe load conditions that may threaten the integrity of a RPV is caused by a transient known as pressurized thermal shock (PTS). The RPV may be subjected to such a condition during a loss of coolant accident. In an event like that, the emergency core cooling system is activated, what leads to a sudden cooling of the RPV wall. The thermal stresses due to this thermal shock on the vessel wall, in combination with the pressure stresses from repressurization of the system, results in large tensile stresses, which are maximum at the inside surface of the vessel. In addition, the low temperature causes a decrease in the material fracture toughness. Such a scenario may lead to the propagation of relatively small cracks through the vessel wall. Therefore, analysis tools to predict crack growth behavior during a PTS event are important and necessary. The theme of the present work is connected with this research area. In the first place, the critical issues involved with the PTS problem were reviewed. These issues are related to the fracture behavior of ferritic steels in the ductile-to-brittle transition region, the PTS analysis procedures available in industry codes and standards, and the use of numerical analysis tools for calculation of temperature and stress distribution and for computation of crack driving force parameter. As the main goal, finite element models were developed for the assessment of the structural behavior of a RPV prototype, containing surface cracks, used in a PTS experiment. Fracture mechanics procedures were applied to predict crack growth through the vessel wall. The results of numerical analyses were compared with those obtained with the use of a simplified methodology and measurements from the PTS experiment.

Orientador: João Manoel Losada Moreira / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC, Programa de Pós-Graduação em Energia, 2011

[pt] Os resultados apresentados referem-se à investigação dos mecanismos de interação entre dois sistemas vitais às usinas nucleares, ou seja: os sistemas Principal (SP) e o Secundário (SS). Estes mecanismos são avaliados por meio de sua influência nos espectros de resposta, em pontos da estrutura passíveis da existência de suportes das linhas de tubulação - SS. São usados dois tipos diferentes de análises para a geração dos espectros de resposta: a primeira não considera a interação dos sistemas e a segunda avalia esta interação com a introdução, em cada ponto de suporte no SP, de um S1GL com suportes únicos ou com multi- suportes. As respostas estruturais são obtidas por integração direta da equação de movimento do sistema sujeito a dois acelerogramas simultâneos, nas direções horizontal e vertical. Os resultados são analisados e comparados para identificação das principais tendências das análises e esclarecimento dos efeitos envolvidos. Estuda-se, também, a importância de não- linearidades concentradas nos suportes da tubulação, tendo- se em vista o nível sísmico a que as centrais nucleares brasileiras estão sujeitas. / [en] The results presented in this work refer to the investigation of the mechanics of the interaction between two important systems of nuclear power plants, i.e.: the Primary (PS) and Secondary (SS) systems. The influence of these effects on the response spectra is studied, in convenient points of the structure where could exist pipeline (SS) supports. Two different approaches are used to generate the response spectra: the first neglects the interaction between the two systems and the second considers this interaction by the addition, to every support point on the PS, of a single-supported or multi-supported SDOF system. The structural responses are obtained by the direct integration of the Primary System equations of motion subjected to two simultaneous design acceleration time-histories, in the horizontal and vertical directions. The results are analyzed and compared to identify the general trends of the solutions obtained by the two types of analysis, and to detect their effects on the SS response. The study is concerned, also, with the importance of nonlinearities concentrated in the pipeline supports; in the case of the Brazilian nuclear power plants. / [es] Los resultados presentados se refieran a la investigación de los mecanismos de interacción entre de los los sistemas Principal (SP) y el Secundario (S) de las plantas nucleares. Estos mecanismos son evaluados por medio de su influencia en los espectros de respuesta, en puntos de la extructura donde es posible(pausibles) la existencia de soportes de las líneas de tuberías - S. Son usados dos tipos diferentes de análisis para la generación de los espectros de respuesta: la primera no considera la interacción de los sistemas y la segunda evalúa esta interacción con la introdución, en cada ponto de soporte en el SP, de un S1GL con soportes únicos o con multisoportes. Las respuestas extructurales son obtenidas por integración directa de la ecuación de movimento del sistema sujeto a dos acelerogramas simultáneos, en las direcciones horizontal y vertical. Se analizan los resultados y se comparan para identificar las principales tendencias del análisis y esclarecer los efectos involucrados. Se estudia además, la importancia de no linealidades concentradas en los soportes de la tubería, teniendo en vista el nível sísmico a que las centrales nucleares brasileras están sujetas.