Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-08-08T13:19:37Z No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_D_2012.pdf: 3967079 bytes, checksum: 4967d16b666f01de68d7c1b24d6591d4 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-08-08T13:19:37Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_D_2012.pdf: 3967079 bytes, checksum: 4967d16b666f01de68d7c1b24d6591d4 (MD5) Previous issue date: 2012 / Devido as normas muito rígidas de segurança de operação de uma usina nuclear, os operadores, tem que ser muito bem treinados, para que possam opera-la dentro dos procedimentos de segurança necessários. Este treinamento é feito através de simuladores, que possibilitam a operação do usuário, a mais próxima possível de uma mesa de controle real, e que possam ser inseridas situações de acidentes, para que eles treinem, como voltar a usina para uma condição normal de funcionamento. Normalmente são utilizados dois tipos de simulador.: O desejado é o full scope que é um simulador computacional da dinâmica da usina usado em conjunto com a réplica física da mesa de controle, mas este tipo de simulador envolve um alto custo de construção. O segundo tipo é o que usa janelas sinópticas de varias regiões da mesa de controle original, o seu custo de construção é menor, mas tem uma fidelidade menor com a aparência da mesa original. Atualmente, com o uso da realidade virtual as mesas de controle podem ser modeladas em 3D, fazendo com que a interface do simulador seja bem parecida com a aparência da mesa de controle original e com um baixo custo de construção. Este trabalho mostra o uso de interfaces naturais para interação do operador com a mesa virtual, com o intuito que ele não use nenhum dispositivo mecânico para a visualização e atuação com a mesa virtual. Para isto foram usados procedimentos, tais como: visão computacional para reconhecimento da posição de observação do operador, de suas mãos para a atuação dos controles da mesa e reconhecimento de voz. / Due to very strict standards of safe operation of a nuclear power plant operators must be well trained so they can operate it within the necessary safety procedures. This is done through training simulators, which enable the user operation, as close as possible to the real control desk, and can be inserted accident situations, so they train, how to return the plant to a normal operating condition. Normally is used two types of simulator. Preferred is the full scope simulator, what is a computational dynamics program of the plant used in conjunction with a physical replica of the control desk, but this type of simulator involves a high construction cost. The second type is what uses synoptic windows of various regions of the original control desk, its construction cost is smaller, but it have a little fidelity to the original appearance of the table. Currently, with the use of virtual reality, control desks can be modeled in 3D, making the simulator interface is very similar to the appearance of the real control desk with a low cost construction. This work shows the use of natural interfaces for operator interaction with the virtual control desk, in order that it does not use any mechanical device for displaying and acting with it. For procedures that were used, such as: computer vision to recognize the position of the operator's and observation of their hands to the work of the desk controls and voice recognition.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-08-30T16:41:39Z No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_ M.pdf: 5627813 bytes, checksum: 216957f5a8919957ecacf28fdcd5ccf6 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-08-30T16:41:39Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_ M.pdf: 5627813 bytes, checksum: 216957f5a8919957ecacf28fdcd5ccf6 (MD5) Previous issue date: 2009-03 / Uma usina nuclear é uma instalação de geração de energia elétrica. Devido ao seu alto grau de complexidade e normas rígidas de segurança é extremamente necessário que seus operadores sejam muito bem treinados para a sua operação, pois caso haja uma falha humana, esta irá acarretar um desligamento da planta com conseqüentes prejuízos econômicos para a operadora e para a população em geral, devido a possibilidade de um black out na rede elétrica. Para evitar essa possibilidade de falha a operadora, normalmente, possui um simulador full scope da mesa de controle da planta, que é a réplica física da mesa de controle original. O controle deste simulador é um programa de computador que pode gerar o funcionamento igual ao normal ou vários cenários de acidentes para treinarem os seus operadores nas varias condições de operação da planta. Devido ao simulador ser a réplica física da mesa de controle, acarreta um custo muito elevado para a construção das instalações prediais e dos componentes da mesa. A proposta deste trabalho é apresentar um projeto de um simulador virtual com a modelagem em 3D estéreo da mesa de controle da planta nuclear e com as mesmas funções de operação do simulador original. Este simulador virtual terá um custo muito menor e serve para um pré-treinamento de operadores com o intuito de se familiarizar com o original. / Nuclear Power Plant (NPP) is a facility for electrical energy generation. Because of its high degree of complexity and very rigid norms of security it is extremely necessary that operators are very well trained for the NPP operation. A mistaken operation by a human operator may cause a shutdown of the NPP, incurring in a huge economical damage for the owner and for the population in the case of a electric net black out. To reduce the possibility of a mistaken operation, the NPP usually have a full scope simulator of the plant´s control room, which is the physical copy of the original control room. The control of this simulator is a computer program that can generate the equal functioning of the normal one or some scenarios of accidents to train the operators in many abnormal conditions of the plant. A physical copy of the control room has a high cost for its construction, not only of its facilities but also for its physical components. The proposal of this work is to present a project of a virtual simulator with the modeling in 3D stereo of a control room of a given nuclear plant with the same operation functions of the original simulator. This virtual simulator will have a lower cost and serves for pretraining of operators with the intention of making them familiar to the original control room.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-26T17:21:01Z No. of bitstreams: 1 SILAS CORDEIRO AUGUSTO M.pdf: 8461468 bytes, checksum: c489ee9efbc6f961de5685411fe2af3e (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-26T17:21:01Z (GMT). No. of bitstreams: 1 SILAS CORDEIRO AUGUSTO M.pdf: 8461468 bytes, checksum: c489ee9efbc6f961de5685411fe2af3e (MD5) Previous issue date: 2008-03 / A integridade física das pessoas ao circular em áreas sujeitas a radiação pode ser preservada se observadas certas regras. Entre estas regras estão limites seguros de nível de radiação, de proximidade da fonte radioativa, de tempo de exposição à mesma, e a combinação desses fatores. Neste sentido, treinamentos e simulações prévias de procedimentos operacionais a serem executados em áreas sujeitas a radiação ajudam programar melhor a circulação nessas áreas, minimizando a dose recebida. Por outro lado, Realidade Virtual é uma tecnologia capaz de ser aplicada nas diversas áreas, permitindo realizar treinamentos e simulações de ambientes reais e cenários hipotéticos, com bom grau de realismo, sem no entanto correr os riscos inerentes a atividade real. Como o ambiente virtual não apresenta quaisquer riscos para a saúde, é possível treinar os trabalhadores, antecipadamente, para vários cenários de operação ou manutenção. Neste ambiente virtual a distribuição da taxa de dose pode ser visualizada e a dose acumulada pelo operador, representado e simulado no ambiente por um personagem virtual (avatar), exibida. Consequentemente, as tarefas a serem executadas podem ser melhor planejadas, avaliando as ações e o desempenho dos trabalhadores de forma a diminuir as falhas e os riscos à sua saúde. Finalmente, este trabalho apresenta uma ferramenta para construção e navegação em ambientes virtuais, permitindo assim o treinamento das atividades em instalações nucleares, com a simulação de fontes radioativas e a medição da dose de radiação acumulada pelos operadores nestas instalações. Para este fim é proposta uma metodologia para a modificação e adaptação de um núcleo de jogo livre. / The physical integrity of people when walking in places subjected to radiation can be preserved by following some rules. Among these rules are safe limits of radiation level, proximity of radiation sources, time of exposition to radiation sources, and a combination of these factors. In this way, previous training and simulations of operation proceedings to be executed in places subjected to radiation help to better prepare the course in such places, minimizing the absorbed dose. On the other hand, Virtual Reality is a technology applicable in several areas, enabling the training and simulation of real places and hypothetical scenarios, with a good level of realism, but without danger if compared to the same activities in the real world. As a virtual environment doesn’t presents any health risks, it’s possible to train workers beforehand to several operation or maintenance scenarios. In this virtual environment, the dose tax distribution can be visualized, and the dose absorbed by the worker, represented and simulated in the virtual environment by a virtual character (avatar) can be shown. Therefore, the tasks to be done can be better planned, evaluating the workers actions and the performance so to reduce failures and health risks. Finally, this work presents a tool to build and navigate in virtual environments, enabling the training of activities in nuclear facilities. To that end is proposed a methodology to modify and adapt a free game engine.

Diversos processos são considerados responsáveis pela manutenção de ecossistemas. Entre eles podemos destacar a ciclagem mineral que corresponde ao ciclo dos elementos químicos que fluem entre os compartimentos bióticos, folhas e serrapilheira, e abióticos, atmosfera e solo. Esses elementos químicos se acumulam de forma ativa via absorção nos tecidos desses organismos, possibilitando sua aplicação como biomonitor na avaliação da qualidade do ambiente. Partindo dessa premissa é possível, a partir do estudo de ciclagem bioquímica de serrapilheira, conhecer a proveniência dos elementos químicos observados nas folhas diagnose das árvores. Este trabalho teve como objetivo avaliar, em escala espacial e temporal, as características da produção e sazonalidade da deposição da serrapilheira bem como estudar a composição química das folhas originadas desta serrapilheira depositada no campus do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, São Paulo, (RMSP) visando seu emprego como indicador do estagio de conservação ou degradação das áreas estudadas. Foram instalados 10 coletores de serrapilheira, com as dimensões de 1m x 1m, profundidade de 45 cm e 2 mm de malha, dispostos a 20 cm do solo sob a copa das árvores. Para determinação da produção de serrapilheira foram recolhidas deposições mensais nos coletores entre os meses: Fevereiro/2010 à Janeiro/2011. A determinação dos elementos químicos foi realizada utilizando as técnicas de fluorescência de raios-X por dispersão de comprimento de onda (WDXRF) e espectrometria de emissão ótica com fonte de plasma de argônio induzido (ICP-OES). Para a análise estatística dos dados foi aplicada a análise de componentes principais. A heterogeneidade temporal observada foi conseqüência da sazonalidade, interferindo na produção de serrapilheira em relação à quantidade e às porcentagens das frações. A produção de serrapilheira (base seca) durante o período de desenvolvimento da pesquisa foi de 5,86 Kg m-2 ano-1 sendo a espécie Psidiumguajara com maior índice de serrapilheira. Entre as frações, o compartimento folhas foi o mais representativo com 53,12% seguido do compartimento madeira com 26,84% e das partes reprodutivas que representou 20,04% de toda serrapilheira. Os elementos analisados foram Ca, Si, K, P, Fe Cl, Ni, Sr, Zn, Cu, Th, U, Mn, Al, Ti, Na, Mg, S e Br. Os elementos mais abundantes foram Ca, Si e K (1,8%, 0,5% e 0,6%, respectivamente) representando a composição foliar. Apesar de no passado ter havido unidades piloto de purificação de urânio e de tório, bem como considerando as atuais instalações do ciclo do combustível, foi observado que o material monitorado não se apresentou impactado quanto aos elementos químicos avaliados, e as instalações existentes não afetaram o ciclo biogeoquímico das plantas. O estudo trouxe resultados extremamente relevantes para se entender melhor em que estado se encontra o bosque em torno das instalações nucleares do IPEN/SP. / Several processes are considered responsible for ecosystems maintaining. Among them we can highlight mineral cycling that corresponds to the cycle of chemical elements that flow between the biotic compartments, leaves and litterfall, and abiotic, atmosphere and soil. These chemical elements accumulate of the active form through the absorption in the tissues of these organisms, allowing its use as a use as biomonitor in the environment quality evaluation. Based on this premise it is possible, from the biochemical cycling study of litterfall, to know the origin of chemical elements observed in diagnosis leaves of trees. The objective of this study was evaluate, on spatial and temporal scale, the characteristics of the production and seasonality of the litterfall deposition and study the chemical composition of leaves arising from this litterfall deposited on the campus of the Nuclear and Energy Research Institute IPEN, São Paulo (RMSP), aiming the employment as an indicator of the conservation or degradation stage of the studies areas. Were installed 10 litterfall collectors, measuring 1m², depth of 45 cm and 2 mm mesh, placed at 20 cm from soil under the crown of 10 trees. To determinate the production of litterfall was collected the deposition monthly during the months of February/2010 through January/2011. The determination of chemical elements was realized by X-ray fluorescence for dispersion of wavelength (WDXRF) and inductively coupled plasma optical emission spectroscopy (ICP-OES). For the statistical analysis was applied to principal component analysis. The temporal heterogeneity observed was consequence of seasonality, interfering in the litterfall production relative to the amount and percentages of fractions. The production of litterfall (dry basis), during the development of the research was 5.86 kg m² year-1, being the Psidiumguajava species with the highest litterfall rate. Among the fractions, the most representative compartment was leaves with 53.12%, followed by wood with 26.84% and reproductive parts thats represented 20.04%, of all litterfall. The elements analyzed were Ca, Si, K, P, Fe Cl, Ni, Sr, Zn, Cu, Th, U, Mn, Al, Ti, Na, Mg, S e Br. The most abundant were Ca, Si, and K (1.8%, 0.5% and 0.6 respectively) representing the leaf composition. Although in the past have been pilot units of uranium and thorium purification, as well considering the current fuel cycle installations, it was observed that monitored material not be presented impacted as to the chemical elements evaluated, and the installations existing do not affect the biogeochemical cycle of plants. The study brought highly relevant results to better understand in what state is the forest around the nuclear facilities of IPEN/SP.

Diversos processos são considerados responsáveis pela manutenção de ecossistemas. Entre eles podemos destacar a ciclagem mineral que corresponde ao ciclo dos elementos químicos que fluem entre os compartimentos bióticos, folhas e serrapilheira, e abióticos, atmosfera e solo. Esses elementos químicos se acumulam de forma ativa via absorção nos tecidos desses organismos, possibilitando sua aplicação como biomonitor na avaliação da qualidade do ambiente. Partindo dessa premissa é possível, a partir do estudo de ciclagem bioquímica de serrapilheira, conhecer a proveniência dos elementos químicos observados nas folhas diagnose das árvores. Este trabalho teve como objetivo avaliar, em escala espacial e temporal, as características da produção e sazonalidade da deposição da serrapilheira bem como estudar a composição química das folhas originadas desta serrapilheira depositada no campus do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, São Paulo, (RMSP) visando seu emprego como indicador do estagio de conservação ou degradação das áreas estudadas. Foram instalados 10 coletores de serrapilheira, com as dimensões de 1m x 1m, profundidade de 45 cm e 2 mm de malha, dispostos a 20 cm do solo sob a copa das árvores. Para determinação da produção de serrapilheira foram recolhidas deposições mensais nos coletores entre os meses: Fevereiro/2010 à Janeiro/2011. A determinação dos elementos químicos foi realizada utilizando as técnicas de fluorescência de raios-X por dispersão de comprimento de onda (WDXRF) e espectrometria de emissão ótica com fonte de plasma de argônio induzido (ICP-OES). Para a análise estatística dos dados foi aplicada a análise de componentes principais. A heterogeneidade temporal observada foi conseqüência da sazonalidade, interferindo na produção de serrapilheira em relação à quantidade e às porcentagens das frações. A produção de serrapilheira (base seca) durante o período de desenvolvimento da pesquisa foi de 5,86 Kg m-2 ano-1 sendo a espécie Psidiumguajara com maior índice de serrapilheira. Entre as frações, o compartimento folhas foi o mais representativo com 53,12% seguido do compartimento madeira com 26,84% e das partes reprodutivas que representou 20,04% de toda serrapilheira. Os elementos analisados foram Ca, Si, K, P, Fe Cl, Ni, Sr, Zn, Cu, Th, U, Mn, Al, Ti, Na, Mg, S e Br. Os elementos mais abundantes foram Ca, Si e K (1,8%, 0,5% e 0,6%, respectivamente) representando a composição foliar. Apesar de no passado ter havido unidades piloto de purificação de urânio e de tório, bem como considerando as atuais instalações do ciclo do combustível, foi observado que o material monitorado não se apresentou impactado quanto aos elementos químicos avaliados, e as instalações existentes não afetaram o ciclo biogeoquímico das plantas. O estudo trouxe resultados extremamente relevantes para se entender melhor em que estado se encontra o bosque em torno das instalações nucleares do IPEN/SP. / Several processes are considered responsible for ecosystems maintaining. Among them we can highlight mineral cycling that corresponds to the cycle of chemical elements that flow between the biotic compartments, leaves and litterfall, and abiotic, atmosphere and soil. These chemical elements accumulate of the active form through the absorption in the tissues of these organisms, allowing its use as a use as biomonitor in the environment quality evaluation. Based on this premise it is possible, from the biochemical cycling study of litterfall, to know the origin of chemical elements observed in diagnosis leaves of trees. The objective of this study was evaluate, on spatial and temporal scale, the characteristics of the production and seasonality of the litterfall deposition and study the chemical composition of leaves arising from this litterfall deposited on the campus of the Nuclear and Energy Research Institute IPEN, São Paulo (RMSP), aiming the employment as an indicator of the conservation or degradation stage of the studies areas. Were installed 10 litterfall collectors, measuring 1m², depth of 45 cm and 2 mm mesh, placed at 20 cm from soil under the crown of 10 trees. To determinate the production of litterfall was collected the deposition monthly during the months of February/2010 through January/2011. The determination of chemical elements was realized by X-ray fluorescence for dispersion of wavelength (WDXRF) and inductively coupled plasma optical emission spectroscopy (ICP-OES). For the statistical analysis was applied to principal component analysis. The temporal heterogeneity observed was consequence of seasonality, interfering in the litterfall production relative to the amount and percentages of fractions. The production of litterfall (dry basis), during the development of the research was 5.86 kg m² year-1, being the Psidiumguajava species with the highest litterfall rate. Among the fractions, the most representative compartment was leaves with 53.12%, followed by wood with 26.84% and reproductive parts thats represented 20.04%, of all litterfall. The elements analyzed were Ca, Si, K, P, Fe Cl, Ni, Sr, Zn, Cu, Th, U, Mn, Al, Ti, Na, Mg, S e Br. The most abundant were Ca, Si, and K (1.8%, 0.5% and 0.6 respectively) representing the leaf composition. Although in the past have been pilot units of uranium and thorium purification, as well considering the current fuel cycle installations, it was observed that monitored material not be presented impacted as to the chemical elements evaluated, and the installations existing do not affect the biogeochemical cycle of plants. The study brought highly relevant results to better understand in what state is the forest around the nuclear facilities of IPEN/SP.

Orientadores: Elizabete Jordão, Vanderley de Vasconcelos / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-08T02:59:27Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Reis_HelioGervasio_M.pdf: 779503 bytes, checksum: c8238dcf1afddbfefe23a43639dff543 (MD5) Previous issue date: 2007 / Resumo: A partir da Resolução CONAMA n° 001/86, para o licenciamento de atividades modificadoras do meio ambiente, o Estudo de Análise de Riscos ¿ EAR passou a ser um dos documentos técnicos exigidos de forma que, além dos aspectos relacionados com a poluição, também a prevenção dos acidentes operacionais fosse contemplada no processo. São exemplos de atividades sujeitas a exigências de Estudos de Análise de Riscos: extração e beneficiamento de minérios; indústrias químicas e petroquímicas; produção e distribuição de energia elétrica; transporte, terminais e depósitos de materiais perigosos. Os requisitos mínimos para os EARs são normalmente definidos pelos órgãos ambientais competentes, dos diferentes estados da Federação, através do estabelecimento dos Termos de Referência. No caso do licenciamento de instalações nucleares e radiativas a CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear) é partícipe no processo de licenciamento ambiental. Dentro dos Relatórios de Análise de Segurança de tais instalações a CNEN exige a apresentação de uma análise de risco de acidentes. No entanto, o escopo, a abrangência e os critérios para isenção da obrigatoriedade de realização de avaliações de risco não são claramente definidos por estes órgãos. O objetivo deste trabalho é avaliar as exigências legais em relação a análises de risco, bem como propor uma abordagem para o seu atendimento. Foram analisados dois Termos de Referência, de órgãos ambientais de dois estados da Federação ? CETESB (SP) e FEPAM (RS). Seus critérios foram comparados usando diferentes cenários de acidentes, envolvendo diferentes substâncias perigosas, quantidades e distância da população. Foi avaliado sob quais condições um dos critérios se torna mais conservativo que o outro. A abordagem proposta considera os aspectos determinístico e probabilístico da avaliação de risco e sugere o uso do Princípio da Precaução para auxiliar o processo de tomada de decisões envolvendo a análise e o gerenciamento de risco realizados / Abstract: According to CONAMA nr. 001/86 it is required, for licensing purposes, a Risk Analysis Study ? RAS of the activities that can harm the environment. Thus, not only the pollution questions should be considered in licensing process, but also the accident prevention and mitigation. Milling and mining, chemical and petrochemical industries, electric power generation and distribution, and handling, storage and transport of hazardous materials are examples of activities that should provide RAS to the environmental bodies. The minimal requirements of RAS are normally defined in different Reference Terms by the regulatory bodies of the states of Federation. In the case of nuclear and radioactive facilities both the environmental bodies and CNEN (Brazilian Nuclear Energy Commission) conduct the licensing process. Inside Safety Analysis Reports of such facilities it is required by CNEN the presentation of an accident risk analysis. However, neither the scope nor the exemption criteria for risk analysis are clearly defined. The purpose of this present work is to evaluate the legal requirements for accident risk analysis and propose an approach to comply them. Two different Reference Terms, from environmental bodies of São Paulo and Rio Grande do Sul (CETESB and FEPAM, respectively), were analyzed. They were compared using different accident scenarios, including different hazardous materials, quantities and population distances. It was verified the conditions that make one more conservative than the other. The deterministic and probabilistic approaches are considered and it is proposed the use of the Precaution Principle in order to help the decisions about the scope and completeness of the risk analysis and management / Mestrado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Mestre em Engenharia Química

O presente trabalho identifica, caracteriza e analisa os requisitos normativos para o desenvolvimento e a implementação de um sistema de gestão da qualidade em instalações e atividades nucleares brasileiras. Os requisitos estabelecidos nas normas IAEA GS-R-3, IAEA GS-G-3.1, IAEA DS 349, NBR ISO 9001:2000 e CNEN-NN-1.16 são analisados criticamente. Uma matriz de correspondência entre as normas aplicáveis é apresentada e são identificados os tópicos relacionados entre elas. As normas IAEA GS-R- 3, IAEA GS-G-3.1 e IAEA DS 349 definem requisitos genéricos para estabelecer, implementar, avaliar e melhorar continuamente um sistema integrado de gestão em instalações e atividades nucleares nos países membros da IAEA. A NBR ISO 9001:2000 estabelece requisitos genéricos para a implementação de um sistema de gestão da qualidade em organizações de todos os tipos. A norma CNEN-NN-1.16 estabelece os requisitos regulamentares para sistemas e programas de garantia da qualidade de instalações nucleares, para o licenciamento e operação destas instalações no Brasil. A norma IAEA GS-R-3 que substitui o código IAEA 50-C-Q introduz o conceito de \"Sistema Integrado de Gestão\" para a área nuclear, em preferência aos conceitos de \"Garantia da Qualidade\" e \"Gestão da Qualidade\". Esta nova abordagem acompanha a tendência atual de incorporar requisitos de segurança, saúde, meio ambiente, proteção física, qualidade, econômicos e outros em um único sistema de gestão. Exemplos de sistemas de gestão da qualidade implementados por organizações nucleares brasileiras e por organizações nucleares de outros países são analisados e considerados na discussão dos resultados do trabalho. / The present work identifies, characterizes and analyses the normative requirements for the development and implementation of quality management systems in Brazilian nuclear installations and activities. The requirements established in standards IAEA GS-R-3, IAEA GS-G-3.1, IAEA DS 349, NBR ISO 9001:2000 e CNEN-NN-1.16 are critically analyzed. A correlation matrix of the applicable standards is presented and the related topics among them are identified. The standards IAEA GS-R-3, IAEA GS-G-3.1 and IAEA DS 349 define general requirements for establishing, implementing, assessing and continually improving an integrated management system in nuclear installations and activities, in IAEA member countries. The standard NBR ISO 9001:2000 establishes general requirements for the implementation of a quality management system in all kinds of organizations. The standard CNEN NN-1.16 establishes the regulating requirements for the quality assurance systems and programs of nuclear installations, for licensing and authorization for operation of these installations in Brazil. The standard IAEA GS-R-3 that replaces the code IAEA 50-C-Q introduces the concept of \"Integrated Management System\" for the nuclear area, in preference to the concepts of \"Quality Assurance\" and \"Quality Management\". This new approach is aligned with the current tendency incorporating requirements of quality, safety, health, environment, security, economics and other in a unique management system. Examples of quality management systems implemented by Brazilian nuclear organizations and by nuclear organizations outside Brazil are analyzed and considered in the discussion of results.

O presente trabalho identifica, caracteriza e analisa os requisitos normativos para o desenvolvimento e a implementação de um sistema de gestão da qualidade em instalações e atividades nucleares brasileiras. Os requisitos estabelecidos nas normas IAEA GS-R-3, IAEA GS-G-3.1, IAEA DS 349, NBR ISO 9001:2000 e CNEN-NN-1.16 são analisados criticamente. Uma matriz de correspondência entre as normas aplicáveis é apresentada e são identificados os tópicos relacionados entre elas. As normas IAEA GS-R- 3, IAEA GS-G-3.1 e IAEA DS 349 definem requisitos genéricos para estabelecer, implementar, avaliar e melhorar continuamente um sistema integrado de gestão em instalações e atividades nucleares nos países membros da IAEA. A NBR ISO 9001:2000 estabelece requisitos genéricos para a implementação de um sistema de gestão da qualidade em organizações de todos os tipos. A norma CNEN-NN-1.16 estabelece os requisitos regulamentares para sistemas e programas de garantia da qualidade de instalações nucleares, para o licenciamento e operação destas instalações no Brasil. A norma IAEA GS-R-3 que substitui o código IAEA 50-C-Q introduz o conceito de \"Sistema Integrado de Gestão\" para a área nuclear, em preferência aos conceitos de \"Garantia da Qualidade\" e \"Gestão da Qualidade\". Esta nova abordagem acompanha a tendência atual de incorporar requisitos de segurança, saúde, meio ambiente, proteção física, qualidade, econômicos e outros em um único sistema de gestão. Exemplos de sistemas de gestão da qualidade implementados por organizações nucleares brasileiras e por organizações nucleares de outros países são analisados e considerados na discussão dos resultados do trabalho. / The present work identifies, characterizes and analyses the normative requirements for the development and implementation of quality management systems in Brazilian nuclear installations and activities. The requirements established in standards IAEA GS-R-3, IAEA GS-G-3.1, IAEA DS 349, NBR ISO 9001:2000 e CNEN-NN-1.16 are critically analyzed. A correlation matrix of the applicable standards is presented and the related topics among them are identified. The standards IAEA GS-R-3, IAEA GS-G-3.1 and IAEA DS 349 define general requirements for establishing, implementing, assessing and continually improving an integrated management system in nuclear installations and activities, in IAEA member countries. The standard NBR ISO 9001:2000 establishes general requirements for the implementation of a quality management system in all kinds of organizations. The standard CNEN NN-1.16 establishes the regulating requirements for the quality assurance systems and programs of nuclear installations, for licensing and authorization for operation of these installations in Brazil. The standard IAEA GS-R-3 that replaces the code IAEA 50-C-Q introduces the concept of \"Integrated Management System\" for the nuclear area, in preference to the concepts of \"Quality Assurance\" and \"Quality Management\". This new approach is aligned with the current tendency incorporating requirements of quality, safety, health, environment, security, economics and other in a unique management system. Examples of quality management systems implemented by Brazilian nuclear organizations and by nuclear organizations outside Brazil are analyzed and considered in the discussion of results.