Detalhes bibliográficos
Ano de defesa: |
2018 |
Autor(a) principal: |
Menzel, Francine |
Orientador(a): |
Não Informado pela instituição |
Banca de defesa: |
Não Informado pela instituição |
Tipo de documento: |
Tese
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Tipo de acesso: |
Acesso aberto |
Idioma: |
por |
Instituição de defesa: |
Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USP
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Programa de Pós-Graduação: |
Não Informado pela instituição
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Departamento: |
Não Informado pela instituição
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País: |
Não Informado pela instituição
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Palavras-chave em Português: |
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Link de acesso: |
http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-10092018-153236/
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Resumo: |
O licenciamento de uma instalação nuclear é motivado pela necessidade de proteger os seres humanos e o meio ambiente das radiações ionizantes e, ao mesmo tempo, define as bases para a concepção e a determinação da aceitabilidade da planta. Uma parte importante no processo de licenciamento é a realização de uma análise de acidentes, a qual deve estar documentada no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS). Existem diferentes opções de cálculo na área de acidentes, combinando a utilização de códigos computacionais e dados de entrada, para fins de licenciamento. Uma delas é a Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), que considera dados de entrada realistas e as incertezas associadas. As aplicações de abordagens BEPU em processos de licenciamento iniciaram-se nos anos 2000, primeiro para análise de Acidente de Perda de Refrigerante (Loss of Coolant Accident - LOCA), e depois para a análise de acidentes como um todo, documentados no Capítulo 15 do RFAS. O presente trabalho tem como objetivo principal demonstrar que é possível a aplicação da metodologia BEPU em todas as análises contidas no RFAS, identificando as disciplinas-chave do processo de licenciamento e os códigos computacionais utilizados. Este trabalho foi desenvolvido em conjunto com a Universidade de Pisa, Itália, com a colaboração do Prof. Dr. Francesco D\'Áuria. A principal motivação desse trabalho é o aprimoramento da metodologia BEPU para sua implementação em reatores do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) no Brasil e no mundo, especialmente para fins de licenciamento, uma vez que as plantas nucleares brasileiras têm pouca experiência na área de cálculo de incertezas. |