Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-06-16T17:58:47Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Daniel Correa Guamá.pdf: 1280094 bytes, checksum: 20b519eab6c394fd8c8777db3783492f (MD5) / Made available in DSpace on 2017-06-16T17:58:47Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Daniel Correa Guamá.pdf: 1280094 bytes, checksum: 20b519eab6c394fd8c8777db3783492f (MD5) Previous issue date: 2017-05 / A Análise Probabilística de Segurança (APS) tem mostrado papel relevante na indústria nuclear contribuindo para o aumento da segurança das plantas. Seus resultados servem de referência para melhoria de projeto, processos e procedimentos. Ao analisar a progressão de acidente com a fusão do núcleo do reator, ela acaba por fornecer diversos resultados que colaboraram para a elaboração dos Guias de Gerenciamento de Acidentes Severos (SAMG). A fim de estudar esta interação entre a APS e o SAMG, o trabalho proposto consistiu no desenvolvimento de uma análise preliminar de uma APS Nível 2 para uma usina similar à Angra 1. Durante este desenvolvimento foram verificados os seguintes pontos relevantes da APS: o agrupamento das sequências de acidentes em Estados de Dano à Planta (EDP), sintetizando todas as possíveis combinações de eventos que levam à fusão do núcleo do reator em um pequeno número de cenários; o estudo da evolução do acidente através das Árvores de Progressão de Acidente, avaliando os fenômenos associados; e a percepção de que ações propostas para a prevenção da fusão do núcleo podem ser prejudiciais após a sua ocorrência, de modo que devem ser avaliados e balanceados seus impactos positivos e negativos antes de sua utilização. / Probabilistic Safety Assessment (PSA) plays an important role in the nuclear industry contributing for an increase in the plant safety. Their results are reference for improvements in design, process and procedures. When analyzing the accident progression with the reactor core fusion, it provides many insights that collaborated for the elaboration of the Severe Accident Management Guidance (SAMG). In order to study this interaction between PSA and SAMG, the proposed work consisted in the development a preliminary Level 2 PSA analysis for a plant similar to Angra 1. During this work it was found the following relevant steps of a PSA: the grouping of the Level 1 accident sequences into Plant Damage States (PDS), defining all combinations of events that could lead to the fusion of the reactor core in a small number of scenarios; the study of the accident evolution through the Accident Progression Event Trees (APET), evaluating the associated phenomena; and the perception that actions proposed to prevent core fusion in some cases could worsen the conditions after the core is damaged. So they have to be evaluated and balanced their positives and negatives impacts before being used.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-09T15:57:53Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_03.pdf: 1621960 bytes, checksum: e63c49dff927a279c98b2d05d4b60a04 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-09T15:57:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_03.pdf: 1621960 bytes, checksum: e63c49dff927a279c98b2d05d4b60a04 (MD5) Previous issue date: 2010 / Procedimentos e técnicas para maximizar a confiabilidade e a disponibilidade de plantas industriais têm sido usados ao longo das últimas décadas por especialistas e profissionais de manutenção. Contudo, a extensão dos modernos sistemas industriais e a crescente complexidade e interdependência entre seus componentes vêm tornando o planejamento desta atividade uma tarefa cada vez mais difícil. Considerando este contexto, o objetivo do presente trabalho é oferecer uma ferramenta computacional que possa auxiliar na tomada de decisão e no planejamento das políticas de manutenção praticadas em plantas termonucleares. A ferramenta desenvolvida baseia-se na utilização de redes neurais artificiais (RNA) para o reconhecimento de padrões e estabelecimento de correlações entre eventos ocorridos nos componentes de sistemas típicos de reatores pressurizados refrigerados a água leve (PWR). As RNA atuam como mineradoras de dados nos bancos de eventos de falhas e são capazes de identificar ligações e estabelecer inferências imperceptíveis até para os mais experientes especialistas em manutenção de sistemas nucleares. Os resultados foram obtidos a partir de dados realistas e são confrontados com as clássicas políticas de manutenção atualmente praticadas em centrais tipo PWR. Estes resultados demonstram a solidez da técnica em avaliar e predizer falhas em uma planta real, podendo vir a ser utilizada como ferramenta de suporte a decisão no planejamento das políticas de manutenção de um PWR típico. / Proceedings and techniques in order to maximize the reliability and the availability of industrial plants have been used along the last decades by specialists and professionals of maintenance. However, the modern industrial systems’ sizing, and the increasing complexity and interdependence among its components have become this activity’s planning a more and more difficult task. Considering this scenario, the objective of the present work is to provide a computational tool which is able to help about the taking decision's task, and about planning policies of maintenance practiced in thermonuclear plants. The tool developed is based on the artificial neural networks (ANN) for the recognition of standards and establishment of correlations among events occurred in the components of pressurized water reactor (PWR) typical systems. The ANN work as miners of database of failure events, and are able to identify connections and to establish imperceptible inferences even for the most experienced specialists in maintenance of nuclear systems. The results were attained from realistic data and are confronted against the maintenance's classic policies which are practiced nowadays on PWR thermonuclear plants. These results show the solidity of the technique in valuing and predicting failures in a real powerplant, and is able to be used as a tool for supporting decisions about planning maintenance policies on a typical PWR.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Submitted by Silvana Teresinha Dornelles Studzinski (sstudzinski) on 2016-12-21T11:49:01Z No. of bitstreams: 1 Fausto Stefanello Tomazi_.pdf: 1429293 bytes, checksum: 4e85a45b348c5d3cbf6a7e9e13e1be3b (MD5) / Made available in DSpace on 2016-12-21T11:49:02Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Fausto Stefanello Tomazi_.pdf: 1429293 bytes, checksum: 4e85a45b348c5d3cbf6a7e9e13e1be3b (MD5) Previous issue date: 2016-09-23 / Nenhuma / Os sistemas de potência desempenham um papel fundamental na economia de uma nação, fornecendo energia elétrica com qualidade e sem interrupções a população. Para que isto seja possível grandes investimentos no setor são aplicados para garantir o fornecimento. No entanto, qualquer equipamento está sujeito a falhas, e analisar o impacto que falhas em equipamento afetam o fornecimento é uma das tarefas executadas pelos centros de controle, chamada de Análise de Segurança. Desta forma, os centros de controle são responsáveis por realizar planos de contingência para que em caso de algum equipamento saia de operação o impacto sofrido pela rede seja o menor possível. Uma importante tarefa da Análise de Segurança é a Seleção de Contingências. Esta tarefa sendo encarregada de selecionar os equipamentos mais importantes do sistema para que a tarefa de Análise de Segurança possa criar planos de prevenção caso os respectivos equipamentos saiam de operação. Os grandes sistemas elétricos existentes hoje são compostos de milhares de equipamentos, e uma análise mais detalhada para cada equipamento é algo de difícil resolução, sendo neste cenário que a seleção de contingência ganha importância. A Seleção de Contingência é encarregada de buscar e classificar as restrições mais importantes da rede, porem para redes de grande porte com milhares de itens, analisar o impacto de cada item é uma tarefa que pode levar muito tempo, não permitindo que o cálculo seja efetuado durante a operação do sistema. Desta forma faz-se necessário executar a Seleção de Contingências de forma eficiente e eficaz. Este estudo propõe o desenvolvimento do algoritmo metaheurístico de Simulated Annealing a fim de que a seleção de contingência seja executada de forma que atenda todas as restrições de tempo impostas pelos centros de controle. Nos experimentos é possível verificar que após uma sintonia de parâmetros para a instancia do problema abordado, os resultados encontrados atende as restrições dos centros de controle e também é possível visualizar que os resultados são ligeiramente melhores que resultados de trabalhos encontrados na literatura, onde o mesmo problema é abordado pela metaheurística do Algoritmo Genético. / Power systems play a key role in a nation's economy by providing quality, uninterrupted power to the population. For this to be possible large investments in the sector are applied to guarantee the supply. However, any equipment is subject to failures, and analyzing the impact that equipment failures affect supply is one of the tasks performed by control centers, called Safety Analysis. In this way, the control centers are responsible for carrying out contingency plans so that in the event of any equipment leaving the operation the impact suffered by the network is as small as possible. An important task of Security Analysis is the Selection of Contingencies. This task is in charge of selecting the most important equipment in the system so that the Security Analysis task can create prevention plans if the respective equipment goes out of operation. The large electrical systems that exist today are made up of thousands of equipment, and a more detailed analysis for each equipment is difficult to solve, and in this scenario contingency selection is important. The Contingency Selection is responsible for searching and classifying the most important restrictions of the network, but for large networks with thousands of items, analyzing the impact of each item is a task that can take a long time, not allowing the calculation to be performed During system operation. In this way it is necessary to perform the Contingency Selection efficiently and effectively. This study proposes the development of the metaheuristic algorithm of Simulated Annealing in order that the contingency selection is performed in a way that meets all the time constraints imposed by the control centers. In the experiments it is possible to verify that after a tuning of parameters for the instance of the problem approached, the results found meets the control center constraints and it is also possible to visualize that the results are slightly better than results of works found in the literature, where the same Problem is addressed by the metaheuristic of the Genetic Algorithm.

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.

O presente trabalho tem como objetivo desenvolver um programa computacional para análise de contingências, no contexto da estabilidade transitória, capaz de identificar as contingências críticas do sistema elétrico de potência via métodos diretos. A análise de estabilidade é realizada em diversas etapas, onde serão aplicados diversos filtros, baseados em métodos de análise de ilhamento, não existência de pontos de equilíbrio, PEBS, BCU e simulação computacional, no domínio do tempo, do sistema. Em cada etapa da análise, os casos serão classificadas como sendo estáveis, instáveis ou incertos segundo diferentes critérios, restando portanto, ao fim de cada etapa, um conjunto menor de possíveis contingências críticas. A metodologia proposta foi desenvolvida para modelos de SEPs com rede reduzida, porém as técnicas discutidas neste trabalho aplicam-se também a modelos que preservam a estrutura do sistema de transmissão. / The main objective of this work is to design a transient stability screening contingency program that is able to identify all critical contingencies in an electric power system using direct methods. The stability assessment is performed through several steps by mean of filters based on islanding detection, nonexistence of equilibrium points, PEBS, BCU and time-domain simulation of the power system. In each step of the analysis, all cases are classified as stable, unstable or uncertain cases by different criteria, resulting at the end of each step in a small number of possible critical contingencies. The proposed methodology was designed for reduced models of electric power systems, but all the techniques discussed in this work are also suitable for preserving structure models.

Software Product Line Engineering (SPLE) has been proven to reduce development and maintenance costs, improving the time-to-market, and increasing the quality of product variants developed from a product family via systematic reuse of its core assets. SPLE has been successfully used in the development of safety-critical systems, especially in automotive and aerospace domains. Safety-critical systems have to be developed according to safety standards, which demands safety analysis, Fault Tree Analysis (FTA), and assurance cases safety engineering artefacts. However, performing safety analysis, FTA, and assurance case construction activities from scratch and manually for each product variant is time-consuming and error-prone, whereas variability in safety engineering artefacts can be automatically managed with the support of variant management techniques. As safety is context-dependent, context and design variation directly impact in the safety properties changing hazards, their causes, the risks posed by these hazards to system safety, risk mitigation measures, and FTA results. Therefore, managing variability in safety artefacts from different levels of abstraction increases the complexity of the variability model, even with the support of variant management techniques. To achieve an effective balance between benefits and complexity in adopting an SPLE approach for safety-critical systems it is necessary to distinguish between reusable safety artefacts, whose variability should be managed, and those that should be generated from the reused safety artefacts. On the other hand, both industry and safety standards have recognized the use of model-based techniques to support safety analysis and assurance cases. Compositional safety analysis, design optimization, and model-based assurance cases are examples of techniques that have been used to support the generation of safety artefacts required to achieve safety certification. This thesis aims to propose a model-based approach that integrates model-based development, compositional safety analysis, and variant management techniques to support the systematic reuse and generation of safety artefacts in safety-critical software product line engineering. The approach contributes to reduce the effort and costs of performing safety analysis and assessment for a particular product variant, since such analysis is performed from the reused safety artefacts. Thus, variant-specific fault trees, Failure Modes and Effects Analysis (FMEA), and assurance case artefacts required to achieve safety certification can be automatically generated with the support the model-based safety analysis and assurance case construction techniques. / Engenharia de Linha de Produtos de Software (ELPS) contribui para a redução dos custos de desenvolvimento e de manutenção, a melhoria do time-to-market, e o aumento da qualidade de produtos desenvolvidos a partir de uma família de produtos por meio do reuso sistemático dos ativos principais da linha de produtos. A ELPS vem sendo utilizada com sucesso no desenvolvimento de sistemas embarcados críticos, especificamente nos domínios de sistemas automotivos e aeroespaciais. Sistemas embarcados críticos devem ser desenvolvidos de acordo com os requisitos definidos em padrões de segurança, que demandam a produção de artefatos de análise de segurança, árvores de falhas e casos de segurança. Entretanto, a realização de atividades de análise de segurança, análise de árvores de falhas e construção de casos de segurança de forma manual para cada produto de uma linha de produtos é uma tarefa demorada e propensa a erros. O gerenciamento de variabilidade em artefatos de análise de segurança pode ser automatizado com o apoio de técnicas de gerenciamento de variabilidades. Em virtude de safety ser uma propriedade dependente de contexto, a variabilidade no projeto e contexto inerente uma linha de produtos software impacta na definição de propriedades de segurança do sistema, modificando as ameaças à segurança do sistema, suas causas e riscos, medidas de mitigação aplicáveis, e resultados de análise de árvore de falhas. Dessa forma, gerenciar variabilidades em artefatos relacionados à safety em diferentes níveis de abstração aumenta a complexidade do modelo de variabilidade mesmo com o apoio de técnicas de gerenciamento de variabilidades. Para alcançar o equilíbrio eficaz entre os benefícios e a complexidade da adoção de uma abordagem de ELPS para o desenvolvimento de sistemas embarcados críticos é necessário fazer a distinção entre artefatos de safety reusáveis, em que a variabilidade deve ser gerenciada, e artefatos de safety que devem ser gerados a partir de artefatos reusáveis. Por outro lado, tanto a indústria quanto os padrões de segurança têm reconhecido o uso de técnicas dirigidas a modelos para apoiar a análise segurança e a construção de casos de segurança. Técnicas de análise de segurança composicional e otimização de projeto, e de construção de casos de segurança dirigido a modelos vêm sendo utilizadas para apoiar a geração de artefatos de safety requeridos para certificação. O objetivo desta tese é a proposta de uma abordagem dirigida a modelos que integra técnicas de desenvolvimento dirigido a modelos, análise de segurança composicional e otimização de projeto, e construção de casos de segurança dirigido a modelos para apoiar o reuso sistemático e a geração de artefatos de safety em engenharia de linhas de produtos de sistemas embarcados críticos. A abordagem proposta reduz o esforço e os custos de análise e avaliação de segurança para produtos de uma linha de produtos, uma vez que tal análise é realizada a partir de artefatos de safety reusados. Assim, artefatos como análises de árvores de falhas e de modos de falha e efeitos, e casos de segurança requeridos para certificação podem ser gerados automaticamente com o apoio de técnicas dirigidas a modelos.

O presente trabalho tem como objetivo desenvolver um programa computacional para análise de contingências, no contexto da estabilidade transitória, capaz de identificar as contingências críticas do sistema elétrico de potência via métodos diretos. A análise de estabilidade é realizada em diversas etapas, onde serão aplicados diversos filtros, baseados em métodos de análise de ilhamento, não existência de pontos de equilíbrio, PEBS, BCU e simulação computacional, no domínio do tempo, do sistema. Em cada etapa da análise, os casos serão classificadas como sendo estáveis, instáveis ou incertos segundo diferentes critérios, restando portanto, ao fim de cada etapa, um conjunto menor de possíveis contingências críticas. A metodologia proposta foi desenvolvida para modelos de SEPs com rede reduzida, porém as técnicas discutidas neste trabalho aplicam-se também a modelos que preservam a estrutura do sistema de transmissão. / The main objective of this work is to design a transient stability screening contingency program that is able to identify all critical contingencies in an electric power system using direct methods. The stability assessment is performed through several steps by mean of filters based on islanding detection, nonexistence of equilibrium points, PEBS, BCU and time-domain simulation of the power system. In each step of the analysis, all cases are classified as stable, unstable or uncertain cases by different criteria, resulting at the end of each step in a small number of possible critical contingencies. The proposed methodology was designed for reduced models of electric power systems, but all the techniques discussed in this work are also suitable for preserving structure models.