Área de Análise de Segurança

Apresentação

A. Alvim, J. Rivero & P. Frutuoso

Agosto 2011

Docentes

Antonio Carlos Marques AlvimPh.D., Nuclear Engineering (MIT)M.Sc., Engenharia Nuclear (IME)Graduado em Eng. Eletrônica (UFRJ)

José de Jesús Rivero OlivaD.Sc, Ciências Técnicas (CEADEN, Cuba)Graduado em Eng. Elétrica (Univ. Havana, Cuba)

Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e MeloD.Sc., Engenharia Nuclear (COPPE/UFRJ)M.Sc., Engenharia Nuclear (COPPE/UFRJ)Graduado em Física (UFRJ)

Objetivo da Área de AS

• Formação de pessoal capacitado para a formulação e exame de problemas de segurança em instalações nucleares em geral e de reatores nucleares em particular.

• Aprofundar o exame de problemas relacionados com a segurança nuclear para:

– Novos projetos de reatores (INCT);

– Extensão da vida útil das usinas nucleares em operação;

– Acidentes severos (Fukushima).

• Para atender aos requisitos acima, as pesquisas desenvolvidas podem ser classificadas em três categorias, conforme apresentado no próximo slide.

Objetivo da Área de AS (Cont.)

Híbrida – Análise de incertezas em fatores de engenharia.

Híbrida

Determinística – Simulação de transientes e acidentes, visando obter ganhos em margens de segurança e otimizar procedimentos operacionais de centrais nucleares.

Probabilística – Análise Probabilística de Segurança & Engenharia de Confiabilidade.

Linhas de Pesquisa em Desenvolvimento (Cont.)

Análise Determinística de Segurança

de Centrais Nucleares

• Simulação de transientes e acidentes associados à análise determinística de segurança de centrais nucleares.

• Desenvolvimento de métodos para a simulação em escala reduzida de sistemas de resfriamento passivo de reatores avançados.

• Estudo do transporte de solutos radioativos em rochas fraturadas.

Linhas daAnálise Determinística

• Métodos numéricos aplicados ao transporte de radionuclídeos em rochas fraturadas.

• Metodologias baseadas em SIG para escolha de locais para centrais nucleares e depósitos finais de rejeitos de alta atividade.

• Projeto em escala reduzida de sistemas de resfriamento de emergência passivos de reatores nucleares usando métodos de inteligência computacional.

• Determinação de parâmetros de segurança para reatores nucleares inovadores.

• Desenvolvimento de simuladores didáticos de transientes de reatores nucleares.

Linhas de Pesquisa em Desenvolvimento

Análise Probabilística de Segurança

de Centrais Nucleares

•Extensão de vida útil qualificada de instalações nucleares.

•Tomada de decisão com informação do risco

•Confiabilidade de aceleradores de partículas.

•Modelos de licenciamento de aceleradores de partículas.

•Modelos estocásticos para a estimativa da confiabilidade de tubulações degradadas.

•Análise probabilística de perigo de incêndio em instalações nucleares

Linhas daAnálise Probabilística

• Elicitação de opiniões de especialistas para aplicação a problemas de confiabilidade humana e em modelos de redes bayesianas.

• Simplificação de cadeias de Markov em confiabilidade por métodos perturbativos (teoria generalizada de perturbação – GPT).

• Métodos numéricos aplicados a equações parciais de primeira ordem para o tratamento de problemas de envelhecimento de equipamentos.

Análise Determinista e Análise Probabilística de Segurança

SistemasMitigadores

Experiência

Exigênciasdeterministas

Acidentesde base de

projeto

Metas de segurança

(Safety goals)

Exigênciasprobabilísticas

Acidentescríveis

Segurança da plantaconforme projetada

Segurança da plantana operação

Cultura de segurançaBoa prática de operação

Fonte: V. Snell, Nuclear Reactor Safety Design, course notes, http://epic.mcmaster.ca/~garlandw/ep714/ep714index.htm,consultado em fevereiro 2004.

Interações com outras Áreas do Programa

Prof. Antonio Alvim

Engenharia de Reatores

Desenvolvimento de um simulador didático de uma central nuclear

Física de Reatores

Uso de inteligência computacional para reconstrução do fluxo de nêutrons em simuladores nodais.

Interações com outras Áreas do Programa (cont.)

Prof. Paulo Frutuoso

Física de Reatores

GPT – estudos de sensibilidade de parâmetros

Física Nuclear Aplicada

Análise Probabilística de Segurança de Instalações

Nucleares Não- reator (Irradiação, etc).

Dissertações Defendidas Recentemente

Modelo Termohidráulico para Realimentação do Cálculo de Seções de Choque Neutrônicas em Reatores PWR, Daniela Maiolino Norberto Santiago, Fevereiro 2011 A + F (D + FR).

Análise dos Efeitos de Explosões de Cilindros de Hidrogênio na Transferência de Rejeitos Líquidos Radioativos em Centrais Nucleares, Karina Baldo Lopes, Março 2010 F (P).

Análise de um Sistema Simplificado de Controle Digital Proposto para o Pressurizador de uma Usina Nuclear através de um Modelo de Simulação Dinâmica, Jonathan Marcello de Oliveira Pinto, Fevereiro 2010 F (P).

Uma Proposta de Agrupamento de Indicadores para Avaliação da Efetividade do Gerenciamento da Segurança de Usinas Nucleares, José Antonio Barretto de Carvalho, Março 2009 F (P).

Dissertações Defendidas Recentemente (Cont.)

Migração de radionuclídeos em meio fraturado: Estudo numérico da convecção/difusão na fratura e difusão na rocha matriz e solução numérica para o modelo de dissolução de solubilidade limitada, Cláudia Siqueira da Silveira. Março 2008 A (D).

Uma Aplicação da Técnica de Análise por Camadas de Proteção (LOPA) na Avaliação de Risco de Incêndios nas Rotas de Cabos de Desligamento de Um Reator Nuclear, Camille Lelis Alves, Abril 2007, F (P).

Avaliação da Confiabilidade do Sistema de Refrigeração de Serviço de Segurança de Angra 2 no Contexto de Eventos Externos, Flavia Albuquerque Vieira, Março 2007, F (P).

Uma Revisão Crítica do Emprego de Bancos de Dados de Falhas em Análises Probabilísticas de Segurança de Plantas Nucleares e Químicas, Elizabeth do Nascimento Carvalho,Março 2007, F (P).

Dissertações Defendidas Recentemente (Cont.)

Aplicação de FMEA-DEA ao Sistema de Ar Condicionado da Sala de Controle de uma Usina Nuclear, Gilberto Varanda Barbosa Junior, Março 2007, F (P).

Implementação de Novas Características em Um Simulador Digital de Princípios Básicos de Uma Planta Nuclear PWR.Daniel Povoa Fevereiro, Março 2007, F + S (D + ER).

Atualização da Análise de Inundação Interna nas Salas de Componentes de Segurança De Angra I , Paulo Roberto de Souza, Fevereiro 2005, F + A (H).

Estudo da confiabilidade do sistema de água gelada de uma usina PWR de 4 loops de projeto KWU de 1330 MWe, Jules Heitor Delcourt, Abril 2005, A (P).

Teses DefendidasRecentemente

Incorporação de atributos de confiabilidade à regra de manutenção para a extensão de vida útil qualificada em sistemas de segurança de centrais nucleares, Newton José Ferro, Março 2011, F (P).

Análise de confiabilidade humana de procedimentos de radioterapia via redes bayesianas, Érica Cupertino Gomes, Março 2011, F (P).

Uma Abordagem da Regulamentação com Informação do Risco da Análise de Segurança de Sistemas de Instrumentação e Controle Digital Aplicados a Centrais Nucleares, Paulo Adriano da Silva, Março 2010, F (P).

Modelo Markoviano de Degradação com Espaço de Estados Contínuo Aplicado à Avaliação de Envelhecimento de Componentes Passivos de Plantas Nucleares - Aplicações a Tubulações Corroídas, Eliana Nogueira Camacho, Abril 2010, F (P).

Teses DefendidasRecentemente (cont.)

Análise das Condições de Proteção e Segurança Radiológicas das Instalações com Aceleradores de Partículas na Área de Pesquisa no Brasil, Manoel Jacinto Martins Lourenço, Setembro 2010, F + V (P + FNA).

Projeto em Escala Reduzida do Núcleo de um Reator PWR em Regime de Circulação Natural Otimizado por Enxame de Partículas , João Jorge Cunha, Abril 2009, A + L (D + IEN).

Estudo de uma Proposta para a Inserção da Experiência Operacional como Ferramenta de Suporte no Plano de Treinamento de Usinas Nucleares, Renato Alves da Fonseca, Maio 2009, A + F (P).

Metodologia Baseada em Sistemas de Informação Geográfica e Análise Multicritério para a Seleção de Áreas para a Construção de um Repositório para o Combustível Nuclear Usado, Vivian Borges Martins, Julho 2009, A + N (D + G).

Teses DefendidasRecentemente (cont.)

Avaliação da Extensão de Tempos Permitidos de Indisponibilidade e de Intervalos de Testes de Especificações Técnicas de Centrais Nucleares com Base em Risco, Sonia Maria Orlando Gibelli, Março 2008, F (P).

Estudo da Dispersão de Particulado na Atmosfera Considerando-se Meio Florestal e sua Topografia, José Luiz Lima Vaz, Março 2008, F + E (P + FNA).

Estimativa do Risco de Exposição Potencial em Instalações Industriais, João Carlos Leocadio, P + V (P + FNA).

Uma Modelagem das Incertezas Associadas a Falhas de Causa Comum Considerando Diversidade e Envelhecimento, Mauricio Correia Sant’Ana, Fevereiro 2006, F (P).

Teses DefendidasRecentemente (cont.)

Um Modelo de Confiabilidade do Sistema Elétrico de Angra I pelo Método dos Estágios Otimizados por Algoritmos Genéticos, Patrícia Guimarães Crossetti, Março 2006, F (P).

Uma Abordagem Fuzzy com Envelopamento dos Dados da Análise dos Modos e Efeitos de Falha, Pauli Adriano de Almada Garcia, F + S (P + EFH).

Um Modelo de Indicadores Críticos de Segurança para Ações Regulatórias em Usinas Nucleares Baseado em Uma APS Nível 1, Jefferson Borges Araújo, F + S (P + EFH).

Avaliação de Risco de Um Repositório Próximo à Superfície na Fase Pós-Fechamento em Cenário de Liberação de Radionuclídeos por Infiltração de Água, Laís Alencar de Aguiar, F + A (H).

Trabalhos Publicados Recentemente

Cunha, J. J. ; Lapa, C. M. F. ; Alvim, A. C. M. ; Lima Jr., C. A. Souza ; Pereira, C. M. N.A. . Basic investigation of particle swarm optimization performance in a reduced scale PWR passive safety system design. Nuclear Engineering and Design, v. 240, p. 489-499, 2010.

Nascimento, C., Frutuoso e Melo, P. F., A Behavior- and Observation-Based Monitoring Process for Safety Management,International Journal of Occupational Safety and Ergonomics, v. 16, p. 407-420, 2010.

Turtós, L., Sánchez, M., Rivero, J. J., Curbelo, L., Díaz, N., Meneses, E., Methodological guide for implementation of the AERMOD system with incomplete local data. Atmospheric Pollution Research (APR), v.1,p.102 - 111, 2010.

Trabalhos Publicados Recentemente (Cont.)

Vilarragut, J. J., Ferro, R., Rodríguez, M., Ortiz, P., Ramírez, M., Pérez, A., Barrientos, M., Delgado, J. M., Papadópulos, S., Pereira Jr, P.P., Morones, R., Larrinaga, E., Rivero, J. J., Alemañy, J., Análise Probabilística de Segurança de tratamentos de radioterapia com um acelerador linear de uso médico. Nucleus, v.48, p.16 - 20, 2010.

Cunha, J. J. ; Lapa, C. M. F. ; Alvim, A. C. M. ; Lima Jr., C. A. Souza ; Pereira, C. M. N.A. . Basic investigation of particle swarm optimization performance in a reduced scale PWR passive safety system design. Nuclear Engineering and Design, v. 240, p. 489-499, 2010.

Paz, E., Rivero, J. J., Turtós, L., Sánchez, M., Meneses, E., Díaz, N., Pire, S., Modelação da dispersão de Contaminantes atmosféricos emitidos pelo tráfego veicular em uma via da Havana. Eco Solar, v.23, Artigo 06, 2008.

Trabalhos Publicados Recentemente (Cont.)

Cunha, J. J. ; Alvim, A. C. M. ; Lapa, C. M. F., Reduced scale PWR passive safety system designing by genetic algorithms. Annals of Nuclear Energy , v. 1, p. 1-10, 2007.

Oliveira, E. A., Alvim, A. C. M., Frutuoso e Melo, P. F., Unavailability Analysis of Safety Systems under Aging by Supplementary Variables with Imperfect Repair. Annals of Nuclear Energy , v. 32, p. 241-252, 2005.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Silveira, C. S. ; Lima, Z. R. ; Alvim, A. C. M. . Use of source term uncoupled in radionuclide migration equations. In: 12 Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences, 2008, Belo Horizonte. Proceedings of ENCIT 2008, v. 1. p. 1-8. 2.

Martins, V. B. ; Alvim, A. C. M. . A GIS based mathodology for nuclear spent fuel disposal. 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences, Belo Horizonte. Proceedings of ENCIT 2008.

Cunha, J. J. ; Alvim, A. C. M. ; Lapa, C. M. F. ; Pereira, C. M. N. A. ; Souza Lima Jr, C. A. . Reduced ScalePassive Safety System Design by Particle Swarm Optimization. 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Science, Belo Horizonte. Proceedings of ENCIT 2008.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Frutuoso e Melo, P. F. F. ; Alvarenga, M. A. B. ; Gibelli, S. M. O. . Human Reliability Analysis of Three Mile Island II Accident Considering THERP and ATHEANA Methodologies. 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences, Belo Horizonte. Proceedings of ENCIT 2008.

Aguiar, L. A. ; Frutuoso e Melo, P. F. ; Alvim, A. C. M. . Estimation of mean time to failure of a near surface radioactive waste repository for PWR power stations.International Nuclear Atlantic Nuclear Conference-INAC, 2007.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Alves, C. L., Frutuoso e Melo, P. F., Saldanha, P. L. C., An Application of Layers of Protection Analysis (LOPA) to the Evaluation of Fire Hazard Associated to Shutdown Cable Routes of a Nuclear Reactor, International Nuclear Atlantic Conference (INAC 2007), Santos, SP. Anais em CD-ROM.

Vieira, F. A. ; Saldanha, P. L. C., Frutuoso e Melo, P. F., Reliability Evaluation of the Safety Service Cooling Water System of Angra 2 in the Context of External Events,International Nuclear Atlantic Conference (INAC 2007), Santos, SP. Anais em CD-ROM.

Ribeiro, A. C. O., Frutuoso e Melo, Impact of Failure Data Specialization in Quantitative Risk Assessment of Process Plants, 21st Annual CCPS International Conference, Process Safety Challenges in a Global Economy, 2006, Orlando, FL.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Aguiar, L. A., Frutuoso e Melo, P. F, Alvim, A. C. M., Estimation of the mean time to failure of a near surface radioactive waste repository for PWR power stations, International Nuclear Atlantic Conference, INAC, 2007, Santos. Anais em CD-ROM.

Pinho, M. O., Fernandes, J. L., Alvim, A. C. M., Frutuoso e Melo, P. F., Análise Numérica para o Sistema Auxiliar de Alimentação de Angra 1 usando Variáveis Suplementares de 4 Estados, IV Congresso Nacional de Engenharia Mecânica, 2006, Recife. Anais em CD-ROM.

Gomes, E. C., Frutuoso e Melo, Alves, A. S. M., Passos, E. M., Atualização da Análise de Riscos do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, International Nuclear Atlantic Conference, INAC, 2005, Santos, SP. Anais em CD-ROM.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Obadia, I. J., Vidal, M. C. R., Frutuoso e Melo, P. F., An adaptive management system for hazardous technology,Safety Science, v. 45, p. 373-396, 2007.

Góes, A.G. A., Alvarenga, M. A. B., Frutuoso e Melo, P. F., NAROAS: A neural network-based advanced operator support system for the assessment of system reliability,Reliability engineering & systems safety, v. 87, p. 149-161, 2005.

Garcia, P. A., Schirru, R., Frutuoso e Melo, P. F., A Fuzzy Data Envelopment Analysis Approach for FMEA, Progress in Nuclear Energy, v. 46, n. 3-4, p. 359-373, 2005.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Cunha, J. J., Alvim, A. C. M., Lapa, C. M. F., Sistema de Segurança Passivo em Escala Reduzida de um PWR Projetado por Algoritmo Genético, XIV ENFIR, 2005, Santos. Anais em CD-ROM.

Cunha, J. J., Alvim, A. C. M., Lapa, C. M. F., Reduced Scale PWR Passive Safety System Designing by Genetic Algorithms, Annals of Nuclear Energy, v. 1, p. 1-10, 2007.

Alvim, A. C. M., Frutuoso e Melo, P. F., Oliveira, E. A., Unavailability Analysis of Safety Systems under Aging by Supplementary Variables with Imperfect Repair, Annals of Nuclear Energy, v. 32, p. 241-252, 2005.

Trabalhos Publicados Recentemente (cont.)

Madeira, A. A.; D’Auria, F.; Alvim, A. C. M., A PWR Recovery Option for a Total Loss of Feedwater. Proceedings 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 2003, Seoul. v. 1. p. 1-16.

V. C. Damaso, Pereira, C. M. N. A., Frutuoso e Melo, P. F., Uma Modelagem Matemática para o Cálculo da Disponibilidade de Componentes de Sistemas, Revista Militar de Ciência e Tecnologia, v. XXII, p. 4-13, 2005.

Alvarenga. M. A. B., Frutuoso e Melo, P. F., Quantification of Human Reliability Based on Cognitive Mechanisms of Human Errors. In: 19th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-19), Toronto, Canada. Proceedings of the SMiRT-19, 2007.

Temas de PesquisaIC, PFC, D, T

Aplicações de Redes Bayesianas a Problemas de Análise de Segurança de Instalações Nucleares (PF) – (P).

Incertezas em Fatores de Engenharia (AA + JR + PF) – (D).

Métodos Numéricos em Engenharia de Confiabilidade para aModelagem de Envelhecimento de Equipamentos (Extensãode Vida Útil Qualificada) (PF + JR + AA) – (P).

Modelos de confiabilidade para instrumentação digital (PF +JR) – (P).

Desenvolvimento de métodos multicritério para auxílio à escolha de locais para centrais nucleares (AA) – (D).

Análise de Segurança e de Risco de Aceleradores de Partículas (PF + JR) – (D + P).

Análise de Segurança e de Risco de Transporte de Rejeitos Radioativos Líquidos (PF + JR) – (D + P).

Temas de PesquisaIC, PFC, D, T (Cont.)

Estudos de sensibilidade em problemas de envelhecimento (GPT, Método Diferencial, etc) (AA + PF + FC) – (P).

Determinação Computadorizada de Isopletas em Modelos deLiberações Tóxicas (PF + AA) – (D + P).

Priorização de Compartimentos de Centrais Nucleares emRelação a Riscos de Incêndios (PF) – (D + P).

Tomada de Decisão com Informação do Risco aplicada amodificações de projeto em instalações nucleares (PF + JR)– (P).

Estudo de transientes em elementos combustíveis em reatores a leito fluidizado (HTR) (AA + JR) – (D).

Métodos para o levantamento da opinião pública quanto à aceitabilidade da energia nuclear para a tomada de decisão quanto a sítios para depósito de rejeitos de alta atividade (AA) – (H).

Out of this nettle, danger, we pluck this flower, safetyHenry IV, Part 1, Act 2, Scene 3.

Obrigado!