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Previous issue date: 2013 / Árvores de falhas e árvores de eventos são amplamente utilizadas nas indústrias para modelar e calcular a confiabilidade dos sistemas de segurança. Análises detalhadas nas instalações nucleares requerem a combinação dessas duas técnicas. O presente trabalho utiliza as metodologias de AF (Árvore de Falhas) e AE (Árvore de Eventos) para fazer um estudo sobre APS (Avaliação Probabilística de Segurança) em reatores de pesquisa. A APS segundo a AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) é dividida em Nível 1, Nível 2, e Nível 3. No Nível 1, conceitualmente os sistemas de segurança atuam para evitar a ocorrência de acidentes, no Nível 2, ocorrido o acidente, procura-se minimizar as consequências deste, sendo conhecido como fase de gerenciamento do acidente, e no Nível 3 são mensurados os impactos e desdobramentos do acidente. Esta dissertação concentra os estudos no Nível 1, e busca através da aquisição do conhecimento a consolidação das metodologias para futuros estudos de confiabilidade. O reator de pesquisa grego, GRR-1, foi utilizado como caso exemplo. O LOCA (Loss of Coolant Accident) foi escolhido como evento iniciador e a partir daí foram desenvolvidos os possíveis desdobramentos do acidente (sequência de eventos), utilizando AE, que poderiam causar danos ao núcleo. Além disso, para cada um dos sistemas afetados ou envolvidos no acidente, foram construídas AF e calculadas as probabilidades de cada evento topo das AF. Estimativas das medidas de importância dos eventos básicos estão presentes. Os estudos desta pesquisa foram conduzidos utilizando a ferramenta computacional comercial SAPHIRE. Os resultados assim obtidos, para atuação ou a falha dos sistemas analisados, foram considerados satisfatórios. / Fault trees and event trees are widely used in industry to model and to evaluate the reliability of safety systems. Detailed analyzes in nuclear installations require the combination of these two techniques. This study uses the methods of FT (Fault Tree) and ET (Event Tree) to accomplish the PSA (Probabilistic Safety Assessment) in research reactors. According to IAEA (International Atomic Energy Agency), the PSA is divided into Level 1, Level 2 and Level 3. At the Level 1, conceptually, the security systems perform to prevent the occurrence of accidents, At the Level 2, once accidents happened, this Level seeks to minimize consequences, known as stage management of accident, and at Level 3 accident impacts are determined. This study focuses on analyzing the Level 1, and searching through the acquisition of knowledge, the consolidation of methodologies for future reliability studies. The Greek Research Reactor, GRR-1, is a case example. The LOCA (Loss of Coolant Accident) was chosen as the initiating event and from it, using ET, possible accidental sequences were developed, which could lead damage to the core. Moreover, for each of affected systems, probabilities of each event top of FT were developed and evaluated in possible accidental sequences. Also, the estimates of importance measures for basic events are presented in this work. The studies of this research were conducted using a commercial computational tool SAPHIRE. Additionally, achieved results thus were considered satisfactory for the performance or the failure of analyzed systems. . Keywords:
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/533 |
| Date | 02 1900 |
| Creators | ALBUQUERQUE, Tob Rodrigues de |
| Contributors | GUIMARÃES, Antonio Cesar Ferreira, LAPA, Celso Marcelo Franklin, MELO, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e, MOREIRA, Maria de Lourdes |
| 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 |
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