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Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental / \"Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant\"

Este trabalho consiste em aplicar a técnica de identificação de perigos e análise de risco conhecida como Análise de Modos de Falha e Efeitos (AMFE) ao Sistema de Resfriamento de Emergência (SRE) de uma instalação nuclear experimental, cuja função é a de mitigar as conseqüências de um eventual acidente de perda de refrigerante no circuito primário de um reator a água pressurizada. Esse tipo de análise tem como objetivo identificar as possíveis vulnerabilidades desse sistema e propor melhorias de modo a maximizar sua confiabilidade. Para isso foi realizado o estudo detalhado do sistema (por intermédio de sua documentação técnica), obtido o diagrama de blocos correspondente, feita a análise do tipo AMFE e, finalmente, apresentadas algumas sugestões. / This study consists on the application of the Failure Modes and Effects Analysis (FMEA), a hazard identification and a risk assessment technique, to the Emergency Cooling System (ECS) of an experimental nuclear power plant, which is responsible for mitigating the consequences of an eventual loss of coolant accident on the Pressurized Water Reactor (PWR). Such analysis intends to identify possible weaknesses on the design of the system and propose some improvements in order to maximize its reliability. To achieve this goal a detailed study of the system was carried on (through its technical documentation), the correspondent reliability block diagram was obtained, the FMEA analysis was executed and, finally, some suggestions were presented.

Identiferoai:union.ndltd.org:IBICT/oai:teses.usp.br:tde-29062009-092542
Date18 March 2009
CreatorsOsmar Conceição Júnior
ContributorsAntonio Teixeira e Silva, Gaianê Sabundjian, Gilberto Francisco Martha de Souza
PublisherUniversidade de São Paulo, Tecnologia Nuclear, USP, BR
Source SetsIBICT Brazilian ETDs
LanguagePortuguese
Detected LanguagePortuguese
Typeinfo:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis
Sourcereponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USP, instname:Universidade de São Paulo, instacron:USP
Rightsinfo:eu-repo/semantics/openAccess

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