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.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/1867 |
| Date | 06 1900 |
| Creators | Costa, Sérgio Dias, Instituto de Engenharia Nuclear |
| Contributors | Lapa, Celso Marcelo Franklin, Araújo, Jefferson Borges, Simões Filho, Francisco Fernando Lamego, Saldanha, Pedro Luiz da Cruz, Araújo, Jefferson Borges, Lapa, Celso Marcelo Franklin |
| Publisher | Instituto de Engenharia Nuclear, Programa de pós-graduação em Ciência e Tecnologia Nucleares, IEN, Brasil, Instituto de Engenharia Nuclear |
| Source Sets | IBICT Brazilian ETDs |
| Language | Portuguese |
| Detected Language | Portuguese |
| Type | info:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis |
| Source | reponame:Repositório Institucional do IEN, instname:Instituto de Engenharia Nuclear, instacron:IEN |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
Page generated in 0.0016 seconds